INFORME PARA LA PROPUESTA DE DICTAMEN TECNICO

INDICE

1. IDENTIFICACION ..................................................................................................... 1 1.1 Solicitante.................................................................................................................................................... 1 1.2 Asunto......................................................................................................................................................... 1 1.3 Documentos aportados por el Solicitante .............................................................................................. 1 1.4 Documentos de licencia afectados .......................................................................................................... 1

2. DESCRIPCIÓN Y OBJETO DE LA PROPUESTA ................................................. 2 2.1 Antecedentes de la Solicitud..................................................................................................................... 2 2.2 Descripción de la Solicitud....................................................................................................................... 3

2.2.1 Objeto de la Solicitud ........................................................................................................................... 3 2.2.2 Descripción del Sistema de Almacenamiento ................................................................................... 3 2.2.3 Estado actual del licenciamiento del sistema de referencia en EE.UU.......................................... 5

3. DESARROLLO DE LA EVALUACIÓN DEL CSN ................................................. 6 3.1 Importancia para la seguridad .................................................................................................................. 6 3.2 Normativa de Referencia......................................................................................................................... 6 3.3 Informes y Notas de evaluación ............................................................................................................10 3.4 Resumen de la evaluación.......................................................................................................................12

3.4.1 Evaluación de Garantía de Calidad...................................................................................................12 3.4.2 Evaluación del Análisis de Criticidad ...............................................................................................13 3.4.3 Evaluación del Término Fuente........................................................................................................13 3.4.4 Evaluación del Cálculo de Blindajes................................................................................................14 3.4.5 Evaluación de los Aspectos de Emplazamiento .............................................................................14 3.4.6 Evaluación del Análisis Estructural ..................................................................................................15 3.4.7 Evaluación del Confinamiento y Materiales ....................................................................................16 3.4.8 Evaluación del Análisis Térmico.......................................................................................................17 3.4.9 Evaluación de la Protección Radiológica Operacional ..................................................................18 3.4.10 Evaluación del Impacto Radiológico Ambiental ............................................................................18 3.4.11 Consideraciones Adicionales de interfase con la evaluación de la solicitud de aprobación del contenedor de transporte ..............................................................................................................................18 3.4.12 Consultas realizadas a la Nuclear Regulatory Commission ...........................................................19

3.4 Modificaciones ...............................................................................................................................................20 3.5 Hallazgos.........................................................................................................................................................20 3.6 Discrepancias respecto de lo solicitado: .....................................................................................................20

4. CONCLUSIONES Y ACCIONES ............................................................................ 21 4.1 Informe Favorable...................................................................................................................................21 4.2 Requerimientos del CSN ........................................................................................................................21 4.3 Recomendaciones del CSN ....................................................................................................................21 4.4 Compromisos del Titular........................................................................................................................21 4.4 Hallazgos...................................................................................................................................................21

5. REFERENCIAS .......................................................................................................... 22 ANEXO I................................................................................................................................ 27 ANEXO II .............................................................................................................................. 34 ANEXO III............................................................................................................................. 36

STN/ARAA/IN/05

CSN/PDT/ARAA/ATZ/0607/1 Hoja 1 de 37

1. IDENTIFICACION

1.1 Solicitante

Entidad Pública Empresarial ENRESA (Antigua Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A.).

1.2 Asunto

Solicitud de aprobación del diseño del sistema de almacenamiento en seco HI-STORM 100 de acuerdo al artículo 80 del Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas (RINR), (RD 1836/1999).

1.3 Documentos aportados por el Solicitante

- “Estudio de Seguridad del Sistema de Almacenamiento de Combustible Gastado HI-STORM 100”, Ref. 044-ET-IA-001 Rev.0A de Julio 2004 (nº registro de entrada 16148 del 10/08/04)

- “Estudio de Seguridad del Sistema de Almacenamiento de Combustible Gastado HI-STORM 100”, Ref. 044-ET-IA-001 Rev.1 Enero 2006 (nº registro de entrada 1522 del 31/01/06)

- “Estudio de Seguridad del Sistema de Almacenamiento de Combustible Gastado HI-STORM 100”, Ref. 044-ET-IA-001 Rev.2 de Junio 2006 (nº registro de entrada 15252 del 3/07/06)

El solicitante ha aportado también numerosa documentación adicional, a requerimiento del Consejo de Seguridad Nuclear, como soporte al Estudio de Seguridad. Dicha documentación, fundamentalmente cálculos de detalle, se encuentra referenciada en el punto 5 de este informe.

1.4 Documentos de licencia afectados

No aplica.


2. DESCRIPCIÓN Y OBJETO DE LA PROPUESTA

2.1 Antecedentes de la Solicitud

La Orden del Ministerio de Economía ECO/2551/2002 de fecha 14 de octubre de 2002, publicada en el BOE de 7 de Noviembre de 2002, por la que se renovó la autorización de explotación de la Central Nuclear de Jose Cabrera marcó el 30 de abril del 2006 como la fecha para el cierre definitivo de la explotación de la misma. El artículo 28 del Reglamento de Instalaciones nucleares y Radiactivas (RINR), referente al cese de la explotación, en su punto 2, establece que antes de la concesión de la autorización de desmantelamiento el titular deberá haber descargado el combustible del núcleo y de la piscina de almacenamiento o que se disponga de un plan para la gestión del combustible gastado aprobado por el Ministerio de Industria. En relación con lo anterior y de acuerdo con lo establecido en el Apéndice J del Contrato tipo entre Enresa y Unesa para la gestión de los residuos radiactivos y el desmantelamiento, Enresa envió al CSN (con fecha de entrada 08-08-2003 y numero de registro 15356) el denominado estudio básico de estrategias del desmantelamiento de C.N. José Cabrera previamente enviado a la Dirección Gral. de Política y Minas del entonces Ministerio de Economía, que incluía la opción básica seleccionada para la gestión del combustible gastado. La opción elegida consiste en el traslado del combustible a una instalación de almacenamiento temporal individualizada (ATI), en el propio emplazamiento de la central basada en el uso de contenedores. La tecnología de almacenamiento seleccionada se corresponde con el denominado sistema de almacenamiento en seco denominado HI-STORM 100 desarrollado por la empresa estadounidense Holtec International, que se describe en el punto 2.2.2 de este informe. Este ATI es muy similar a otros existentes en EE.UU., donde actualmente existen 42 ATI licenciados con más de 800 contenedores en seco almacenados. El almacén consta de una losa de apoyo de hormigón armado rodeada por vallados de seguridad física y protección radiológica, donde se ubican al aire libre los contenedores, un pequeño edificio para almacenar el equipo auxiliar y un pozo de transferencia de contenedores. La gestión del licenciamiento de construcción de la losa y del proceso de transferencia desde la piscina hasta el almacén corresponde al titular de la central mientras que el licenciamiento de los contenedores de almacenamiento y de transporte corresponde a Enresa. El Consejo, en su reunión del día 28 de julio de 2004, consideró adecuado el informe técnico-jurídico elaborado al respecto, y acordó la tramitación como modificación de diseño del sistema de almacenamiento de combustible irradiado de C.N. José Cabrera de acuerdo al artículo 25 del RINR. De acuerdo a lo anterior, teniendo en cuanta el marco establecido en el reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas y en la normativa del país de origen de la tecnología, y siguiendo un proceso similar al realizado en el caso de los contenedores de almacenamiento y el ATI de la Central Nuclear de Trillo, el esquema de licenciamiento resultante es el siguiente:


1. Aprobación del diseño del contenedor de almacenamiento y los componentes asociados por el artículo 80 del RINR, solicitado por Enresa.

2. Autorización de ejecución y montaje (artículo 25.2 del RINR) y Autorización de modificación de diseño (artículo 25.1) para la construcción del ATI en la Central Nuclear José Cabrera.

3. Aprobación del contenedor de trasporte de acuerdo con el artículo 77 del RINR, solicitado por Enresa.

En esta propuesta de dictamen se recogen únicamente las conclusiones de las evaluaciones realizadas por las Direcciones Técnicas del CSN de la solicitud de aprobación del diseño del contenedor de almacenamiento (artículo 80 del RINR). El resto de las autorizaciones aunque siguen procesos independientes han sido debidamente coordinadas para cubrir las interfases existentes.

Este procedimiento es similar al seguido en la CN de Trillo y al utilizado en EE.UU., país origen de la tecnología en ambos casos como se explica en apartado 3.2.

2.2 Descripción de la Solicitud

2.2.1 Objeto de la Solicitud

El Artículo 80 del vigente Reglamento de instalaciones nucleares y radiactivas (RINR), establece que la fabricación de contenedores para almacenamiento de combustible irradiado requerirá que su diseño haya sido aprobado por la Dirección General de la Energía, previo informe preceptivo y vinculante del Consejo de Seguridad Nuclear.

En virtud a dicho artículo el solicitante ha remitido el Estudio de Seguridad del sistema de almacenamiento con las correspondientes revisiones y modificaciones surgidas en el proceso de evaluación, según se indica en el apartado 1.3 de este informe.

2.2.2 Descripción del Sistema de Almacenamiento

El Sistema HI-STORM 100 (acrónimo de Holtec International Storage and Transfer Operation Reinforced Module) es similar al licenciado y ampliamente empleado en EE.UU. La principal diferencia de diseño entre el sistema aprobado por la Nuclear Regulatory Commission (NRC, organismo regulador norteamericano) y el que Enresa presenta es consecuencia de la menor longitud de los elementos combustibles de José Cabrera, de forma que la altura de los elementos que componen el sistema es menor manteniéndose idéntica la anchura. Para dar cuenta de esta diferencia de tamaño la nomenclatura de los tres elementos, que se describen a continuación, de que consta el sistema incluye la letra Z:

- Cápsula MPC-32Z - Módulo de almacenamiento HI-STORM 100Z - Contenedor de Transferencia HI-TRAC 100Z


Cápsula MPC-32Z La cápsula multipropósito (MPC-32Z) consiste en un recipiente cilíndrico de acero inoxidable totalmente soldado en cuyo interior se aloja un bastidor, también en acero inoxidable, de celdas en forma de nido de abeja circunscritas en la envolvente de la cápsula. Tiene una capacidad para albergar 32 elementos combustibles de los cuales 8 pueden ser dañados, dispositivos de taponamiento (TPDs), barras de control (RCCAs), fuentes neutrónicas primarias o secundarias, en una atmósfera inerte de Helio. Las principales funciones son las de control de la criticidad mediante un absorbente de neutrones (METAMIC) y como barrera de confinamiento. La MPC constituye la barrera de confinamiento diseñado como un recipiente a presión íntegramente soldado para cumplir con los límites de tensión de la Subsección NB, Sección III del Código ASME de calderas y recipientes a presión. La barrera de confinamiento consta de las siguientes partes:

- La virola de la MPC. - El fondo de la MPC. - La tapa de la MPC (incluyendo las chapas de cubierta de las penetraciones de

venteo y drenaje). - El anillo de cierre de la MPC. - Las soldaduras asociadas.

Módulo de almacenamiento HI-STORM 100Z El módulo de almacenamiento HI-STORM 100Z es un recipiente cilíndrico, robusto, de metal y hormigón. El hormigón del módulo queda contenido entre dos virolas cilíndricas de acero al carbono, un grueso fondo de acero y una chapa superior, en cuya cavidad interna se coloca la MPC. El conjunto se cierra con una tapa también construida por acero y hormigón. La función estructural del módulo de almacenamiento la proporciona el acero al carbono y la principal función de blindaje contra la radiación la proporciona el hormigón. En los extremos inferior y superior del módulo se han ubicado cuatro conductos de aire de entrada y cuatro de salida, respectivamente, que permiten el enfriamiento pasivo por convección natural de la MPC contenida en el módulo. Los conductos de aire de salida forman parte integral de la tapa y no están alineados en vertical con los conductos de entrada. Las entradas y salidas de aire están cubiertas por unas pantallas anti-partículas para reducir su obstrucción potencial. Contenedor de Transferencia HI-TRAC 100Z El contenedor de transferencia está diseñado para contener la MPC durante la carga y descarga y durante su transferencia desde la piscina de combustible gastado al contenedor de almacenamiento. El contenedor de transferencia es un cilindro de capas de acero, plomo, y acero, con una camisa de agua desmontable fijada al exterior. El HI-TRAC proporciona una cavidad


cilíndrica interna de suficiente tamaño para albergar la MPC. La tapa inferior, denominada tapa de piscina, que se emperna a la brida inferior del HI-TRAC, se utiliza durante la carga de combustible y durante las operaciones de sellado de la MPC, y permanece fijada hasta que se requiere transferir la MPC. El contenedor está provisto de una tapa de cierre y juntas adicionales que, junto al sello de la tapa de piscina, permiten la circulación de agua a través del espacio anular entre el cuerpo del HI-TRAC y la MPC cuando se requiere el enfriamiento de la MPC durante las operaciones del contenedor en horizontal. La función del contenedor de transferencia es estructural, proporcionada por el acero al carbono, y de blindaje frente a la radiación neutrónica y gamma, proporcionada por el agua, acero y plomo. Además de proporcionar blindaje en la dirección axial, la tapa de piscina incorpora un sello diseñado para mantener agua desmineralizada limpia en la cavidad interior del HITRAC, con el fin de evitar la contaminación del exterior de la MPC con el agua contaminada de la piscina de combustible. El HI-TRAC se iza verticalmente mediante un conjunto de puntos de izado que forman parte integral de los nervios radiales del cuerpo, o desde el par de puntos de elevación de la tapa superior. Características de diseño del sistema de almacenamiento Las especificaciones del combustible a almacenar son las siguientes:

- un grado de quemado máximo de 45.000 MWd/tU - un tiempo mínimo de enfriamiento desde la descarga del reactor de 2,5 años, y - un enriquecimiento inicial máximo de 3,65 % en peso de U-235.

El combustible se puede almacenar en la MPC utilizando una de las dos estrategias de almacenamiento: carga uniforme y carga regionalizada. La carga uniforme permite almacenar cualquier elemento combustible en cualquier posición de almacenamiento. La carga regionalizada permite almacenar elementos combustibles con mayor emisión de calor en las posiciones centrales de almacenamiento del bastidor (región interior) con elementos combustibles de menor emisión de calor en las posiciones periféricas de almacenamiento (región exterior). La carga regionalizada permite almacenar elementos combustibles de mayor emisión de calor de la que se permitiría utilizando la estrategia de carga uniforme. El confinamiento proporcionado por la doble soldadura de la MPC esta diseñado para mantener la integridad del confinamiento durante las condiciones normales, anormales y de accidente durante el almacenamiento, por lo tanto no es necesaria ninguna vigilancia directa del cierre.

2.2.3 Estado actual del licenciamiento del sistema de referencia en EE.UU.

En primer lugar hay que mencionar que el sistema HI-STORM 100 licenciado y empleado en EE.UU. posee hasta 8 MPC diferentes, para albergar distinto tipo de combustible, PWR y BWR, todas con el mismo diámetro externo. Se trata, pues, de un sistema muy versátil que da cabida a un número elevado de situaciones. Dicha pluralidad ha supuesto que el proceso de licenciamiento y evaluación del diseño del sistema en EE.UU. haya sufrido varias modificaciones que se pueden resumir con los siguientes hitos:


- El 1 de mayo del 2000 la Oficina del Proyecto de Combustible de la NRC aprobó el

Certificado de Conformidad (CoC Nº 72-1014) y el Estudio de Seguridad para sistema de almacenamiento en seco de HOLTEC. El 6 de julio de ese mismo año la central de Hatch (Baxley, Georgia) hizo la primera carga de en la cápsula (MPC-68) en un contenedor de doble propósito (HI-STAR 100), en dicha campaña se cargaron 3 contenedores. En junio de 2001 se empleó por primera vez el contenedor HI-STORM 100, y el contenedor de transferencia HI-TRAC 125 (125 toneladas) para la transferencia del combustible de la piscina al HI-STORM.

- El 15 de julio del 2002 se aprobó la primera revisión (Amendment 1) de este certificado para:

incluir combustible dañado y otros elementos irradiados

insertar 32 elementos

ofrecer un modulo alternativo más corto HI-STORM 100s

para permitir una estrategia de carga regionalizada que permita el almacenamiento de elementos de mayor carga térmica.

- El 7 de junio 2005 fue aprobado la segunda revisión (Amendment 2) que incluye la

revisión de metodologías nuevas de cálculo térmico, de confinamiento, de criticidad y de blindajes (incluyendo cambios de material, como es el uso del METAMIC como absorbente neutrónico utilizado para el control de la criticidad), permite la inclusión de combustible dañado en la MPC-32, y que permite la inclusión de combustible dañado.

Para la presente solicitud, tanto el proceso de licenciamiento como la documentación técnica presentada por el solicitante, en contenido y formato, se ha realizado siguiendo el modelo norteamericano. Es por lo tanto la revisión 2 (Amendment 2) la actualmente vigente y aprobada por la NRC y en la que se ha basado la evaluación del contenedor de Enresa, tomando como referencia el correspondiente Estudio Final de Seguridad del Sistema HI-STORM [9].

3. DESARROLLO DE LA EVALUACIÓN DEL CSN

3.1 Importancia para la seguridad

Alta

3.2 Normativa de Referencia

La legislación nacional regula los aspectos relativos a la aprobación del diseño de los contenedores de combustible irradiado en el artículo 80 del Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas (Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, publicado en el BOE núm. 313 de 31/12/1999), donde se indica que el diseño ha de ser aprobado por la Dirección General de la Energía, previo informe preceptivo y vinculante del Consejo de Seguridad Nuclear.


Como normativa técnica de detalle, a falta de normativa nacional, sobre los criterios de diseño aplicables a este tipo de almacenamiento de combustible gastado en seco, se ha empleado las normas de seguridad nuclear y protección radiológica de los Estados Unidos de Norteamérica por tres razones fundamentales:

1. Proporciona el cuerpo normativo más extenso y más detallado en el ámbito internacional

2. Es el país donde se ha desarrollado la tecnología de almacenamiento en seco propuesto, donde se ha licenciado y donde se utiliza.

3. Ha sido propuesto y seguido por el solicitante en su Estudio de Seguridad. Esta normativa consta fundamentalmente de:

- El titulo 10 del Código de Regulaciones Federales de los EE.UU., parte 72, (10CFR72)

- Standard Review Plan for Dry Cask Storage Systems. NUREG-1536. El titulo 10 del Código de Regulaciones Federales de los EE.UU. que en la Parte 72, “Licensing Requirements for the Independent Storage of Spent Nuclear Fuel and High-Level Radioactive Waste” (1-1-00 Edition), recoge los requisitos, procedimientos y criterios exigidos para el licenciamiento de instalaciones de almacenamiento de combustible gastado incluyendo contenedores de combustible gastado. Contiene un total de 12 apartados (desde la sección A hasta la L), cuyo contenido se detalla a continuación, que abarcan aspectos diversos, desde los más generales, de la licencia, de la instalación, o del propio emplazamiento hasta los más específicos referentes a criterios de diseño del contenedor:

A. Disposiciones Generales B. Solicitud, forma y contenidos de la solicitud de licencia C. Expedición y condiciones de la licencia D. Registros, informes, inspecciones y obligaciones E. Factores de evaluación del emplazamiento F. Criterios generales de diseño G. Garantía de calidad H. Protección física I. Formación y certificación del personal J. Provisión de información a los Gobiernos de Estados y tribus indias K. Licencia genérica para almacenamiento de combustible gastado en

emplazamientos de reactores de potencia. L. Aprobación de contenedores para almacenamiento de combustible gastado

La licencia genérica, contenida en la sección K, permite que el titular de una central nuclear con permiso de explotación concedida bajo el 10CFR50 pueda construir un ATI en su emplazamiento empleando un contenedor licenciado por la NRC si cumple una serie de requisitos relativos al emplazamiento. La sección L regula el procedimiento a seguir y los requisitos para el licenciamiento del diseño de contenedores de almacenamiento, condiciones de aprobación, modificaciones del diseño, etc. De esta forma en EE.UU. cualquier central puede almacenar combustible gastado en seco eligiendo entre los 15 modelos de contenedores para almacenamiento aprobados por la NRC (8 de doble propósito), de los distintos fabricantes de la industria nuclear


(Transnuclear, Holtec, Nac,etc), demostrando el cumplimiento los requisitos de la sección K del 10CFR72. Por analogía con la regulación norteamericana, una central nuclear española, en el ámbito de la legislación española, que solicite la construcción de un ATI en su emplazamiento, como modificación de diseño, empleando un contenedor, propiedad de Enresa, cuyo diseño sea aprobado por el CSN, tendrá que demostrar el cumplimiento de dichos de requisitos para la concesión de la autorización de modificación de diseño (artículo 25.1 RINR). De esta forma y de acuerdo con la sección K del 10CFR72, el uso de un contenedor de almacenamiento de combustible gastado licenciado en el emplazamiento de una central nuclear requiere que el titular de la central realice una evaluación específica para el emplazamiento, tal y como se define en el 10CFR72.212 que incluya:

1. La determinación de que las características físicas y nucleares y la condición de los elementos de combustible gastado que van a ser almacenados cumplen con los requisitos de aceptación de combustible del CoC (Certificado de Conformidad).

2. La ubicación del ATI y el diseño de la losa de almacenamiento con la demostración que el diseño soporta las cargas dinámicas y estáticas de los contenedores almacenados, considerando la potencial amplificación de terremotos por la interacción con el terreno, licuefacción u otras inestabilidades por la vibración del terreno.

3. La demostración específica para el emplazamiento del cumplimiento de los límites de dosis establecidos en la reglamentación. La implantación de un programa Alara específico para el emplazamiento.

4. Revisar el Estudio de Seguridad referenciado en el CoC para determinar si los parámetros de emplazamiento son envolventes por las bases de diseño consideradas incluyendo los análisis de intensidad de terremotos misiles generados por tornados.

5. Una evaluación de los riesgos y condiciones de diseño específico que puedan existir en el emplazamiento del ATI, o en la ruta de transferencia entre las instalaciones de la central nuclear y el ATI. Éstos incluyen, sin limitarse a, riesgos de explosión e incendios, de inundación, deslizamientos del terreno y protección contra rayos.

6. Una evaluación de la interfase y de las condiciones de diseño que existen en el edificio de combustible de la central en el que se van a realizar las operaciones de carga del combustible en la cápsula, cierre de la cápsula y transferencia de la misma, de acuerdo con los requisitos aplicables del 10CFR50 y con las Especificaciones Técnicas de la central.

7. La revisión del Plan de Emergencia, del Programa de Garantía de Calidad, del programa de entrenamiento, y del Programa de Protección Radiológica de la central.

8. Mantener una copia del CoC y documentos de referencia y el registro proporcionado por el fabricante el listado del combustible almacenado, y cualquier mantenimiento realizado en el contenedor, con la información suficiente que demuestre que cualquier mantenimiento se ha realizado con un programa de garantía de calidad aprobado.

9. La elaboración de los procedimientos detallados de operación, mantenimiento e inspección específicos del emplazamiento, de acuerdo con los procedimientos requisitos genéricos indicados en los Capítulos 9 y 10 y en las Especificaciones Técnicas.


10. La realización de pruebas pre-operacionales. 11. La implantación un Plan de Seguridad Física (y de un programa de salvaguardias y

responsabilidades) de acuerdo con la reglamentación aplicable.

El 10CFR72 supone la base legislativa de mayor orden que se completa con la de detalle contemplada en el NUREG-1536 “Standard Review Plan for Dry Cask Storage Systems”. Este documento sirve como guía de revisión de los diferentes apartados que deben considerarse para la aprobación de diseño de un contenedor para almacenamiento de combustible gastado. Este Standard Review Plan describe los métodos empleados por la NRC para realizar dicha revisión y desarrolla en detalle los requisitos del 10CFR72. Consta de los siguientes 14 apartados: 1.0 Descripción general

2.0 Criterios de diseño principales 3.0 Evaluación estructural 4.0 Evaluación térmica 5.0 Evaluación del blindaje 6.0 Evaluación de criticidad 7.0 Confinamiento 8.0 Procedimientos de operación 9.0 Programa de mantenimiento y pruebas de aceptación 10.0 Protección frente a radiación 11.0 Análisis de accidentes 12.0 Condiciones de uso del contenedor 13.0 Garantía de calidad 14.0 Desmantelamiento

De acuerdo con lo anterior, la guía de evaluación de contenedores de combustible gastado en seco [4] elaborada para este proyecto ha seguido el contenido y formato de este Standard Review Plan. Adicionalmente se han tenido en cuenta en la evaluación las guías desarrolladas por la NRC, Interim Staff Giudance (ISG), que figuran en este informe y enumeradas en el apartado 5 de Referencias. Los limites y condiciones de la aprobación del contenedor, punto 4.2 Requerimientos del CSN, incluidos en el Anexo de este informe, han sido redactados teniendo en cuenta los requisitos incluidos en el Certificado de Conformidad de la revisión 2 vigente (Amendment-2) Por último, hay que indicar que durante el proceso de evaluación se ha mantenido contacto con la NRC como consecuencia de dudas y discrepancias de interpretación de la normativa americana con el solicitante. Estas cuestiones se detallan en el apartado 3.4.11 de este informe.


3.3 Informes y Notas de evaluación

Los informes de evaluación (IEV) y notas de evaluación técnicas (NET) emitidas corresponden a los siguientes documentos:

1. CSN/GEL/ARAA/ATI/0409/1 Guía de evaluación para sistemas de almacenamiento de contenedores de combustible gastado en seco, del 15/09/04.

2. CSN/IEV/ARAA/ATZ/0508/2 Evaluación del cálculo de blindajes del estudio de seguridad del sistema de almacenamiento de contenedores de combustible gastado HI-STORM del 7/10/05.

3. CSN/IEV/GACA/ATC/0505/4 Informe de evaluación de los aspectos de garantía de calidad relativos al sistema de almacenamiento de combustible gastado (HI-STORM 100) de Enresa para la central nuclear de José Cabrera, del 2/06/05.

4. CSN-IT-DSN-05-37 Instrucción Técnica, Partes de Desviación CSN-CDSN-05-136 11/07/05.

5. SCJ/05/03 Nota Interior del 10/10/05 Cierre partes de desviación

6. CSN/NET/INNU/ATZ/0503/1 Cuestiones y comentarios del es HI-STORM 100 del 07/03/05.

7. CSN/NET/INNU/ATZ/0505/2 Evaluación del término fuente del 26/05/05.

8. CSN/NET/INNU/ATZ/0507/3 Comentarios a las respuestas de Enresa del 13/07/05.

9. CSN/NET/INNU/ATZ/0509/4 Cuestiones a las respuestas de Enresa del 21/09/05.

10. CSN/NET/INNU/ATZ/0509/5 Comentarios a las respuestas de Enresa sobre término fuente del 26/09/05.

11. CSN/NET/INNU/ATZ/0510/6 Comentarios a esquemas de carga en HI-TRAC posición horizontal del 21/10/05.

12. CSN/IEV/INNU/ATZ/0512/5 Evaluación de términos fuente del estudio de seguridad del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM de 28/03/06.

13. CSN/IEV/INNU/ATZ/0603/08 Evaluación de los análisis de criticidad del sistema HI-STORM 100 (MPC32Z+ HI-STORM 100Z+HI-TRAC 100Z) para el almacenamiento de combustible gastado en CN José Cabrera del 28/03/06.

14. CSN/NET/INNU/ATZ/0605/07 Evaluación preliminar de la propuesta de enresa de revisión 2 del contenedor HI-STORM respecto al diseño térmico del 4/05/06.

15. CSN/IEV/INNU/ATZ/0607/10 Evaluación del estudio de seguridad del sistema HI-STORM 100 para el almacenamiento de combustible gastado en CN José Cabrera del 6/07/06.

16. CSN/NET/CITI/ATI/0505/03 STN/CITI/NET/08/05 Revisión del es del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STROM 100 para el ATI de José Cabrera. del 28/04/05.

17. CSN/IEV/CITI/JCA/PEP/0505/917 STN/CITI/IN/9/05 Evaluación sísmica del sistema de almacenamiento en seco del combustible gastado para CN José Cabrera y de su losa de cimentación y soporte. del 12/05/05.


18. CSN/NET/CITI/ATI/0507/06 STN/CITI/NET/19/05 Comentarios sobre las

respuestas de Enresa del 15/07/05.

19. CSN/NET/CITI/ATI/0605/07 STN/CITI/NET/15/06 Revisión del es del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STROM 100 Rev.1 para el ATI de José Cabrera. del 11/05/06.

20. CSN/IEV/IMES/ATZ/0510/3 Evaluación del análisis estructural del sistema de almacenamiento en seco del combustible gastado para CN Jose Cabrera. HI-STORM 100z del 24/10/05.

21. CSN/NET/IMES/ATZ/0512/7 Evaluación del sistema HI-STORM: confinamiento y materiales del 21/12/05.

22. CSN/IEV/IMES/ATZ/0604/09 Evaluación del diseño térmico del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM para el ATI de CN Jose Cabrera del 17/04/06.

23. CSN/IEV/IMES/ATZ/0604/09 rev.1 Evaluación del diseño térmico del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM para el ATI de CN Jose Cabrera del 12/07/06.

24. CSN/NET/IMES/ATZ/0607/09 Evaluación del sistema HI-STORM: verificación de la inclusión en los capítulos 7, 9, 10 y 13 de las limitaciones derivadas de los análisis térmicos y de confinamiento del 11/07/05.

25. CSN/IEV/IMES/ATZ/0510/3 Suplemento 1 Evaluación del análisis estructural del sistema de almacenamiento en seco del combustible gastado para CN Jose Cabrera. HI-STORM 100Z del 12/07/06.

26. CSN/NET/AEIR/ATI/0507/5 Evaluación de la revisión 0 del es del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM para CN José Cabrera del 1/07/05.

27. CSN/IEV/AEIR/ATZ/0512/6 Informe de evaluación del impacto radiológico al público del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM 100Z de Enresa del 27/12/05.

28. CSN/NET/AEIR/ATI/0602/8 Evaluación de la revisión 1 del es del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM para José Cabrera del 03/02/06.

29. CSN/IEV/APRT/JCA/PEP/0508/918 Informe de evaluación del estudio de seguridad del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM-100 de Enresa del 27/12/05.

30. CSN/IEV/APRT/ATZ/0602/7 Informe de evaluación de la revisión 1 del estudio de seguridad del sistema de almacenamiento de combustible gastado (HI-STORM-100) de Enresa para la central nuclear José Cabrera. del 5/04/06.

31. CSN/NET/APRT/ATZ/0606/08 Evaluación de la revisión 2 del estudio de seguridad del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM 100 del 30/06/06.


3.4 Resumen de la evaluación

La evaluación de los distintos aspectos técnicos se ha realizado conforme a la guía de evaluación [4]. La coordinación del proyecto se ha llevado a cabo con lo previsto en dicha guía coordinando además las interfases con el proyecto de construcción del ATI de José Cabrera, en especial los referidos a la evaluación de los parámetros del emplazamiento, y con la aprobación del contenedor de transporte, especialmente los derivados del análisis de criticidad y de la evaluación térmica. Se exponen a continuación el resumen de las evaluaciones realizadas que recoge el núcleo de los aspectos revisados, valoraciones, comprobaciones y los cálculos independientes realizados.

3.4.1 Evaluación de Garantía de Calidad

Para la evaluación de la Garantía de Calidad se requirió la remisión del Plan de Calidad y del Programa de Organización del Proyecto [7], de forma análoga como se había realizado para el contenedor ENSA-DPT. Enresa dispone de un Programa de Garantía de Calidad que define las responsabilidades relativas a las actividades de la empresa. El Manual de Garantía de Calidad, correspondiente al Programa anterior, fue evaluado y aprobado por del CSN. Adicionalmente Enresa dispone de un Programa de Garantía de Calidad que define compromiso de responder los requisitos del 10CFR50, la sección H del 10CFR71 y la sección G del 10CFR72 según aplique. La evaluación de la documentación se ha acompañado con una inspección [17] y como resultado de la misma y de la revisión documental, se consideró que el Programa de Garantía de Calidad aplicable al proyecto era aceptable con una serie de mejoras en lo relativo a los informes de auditoria y la uso del correo electrónico. A tal efecto se envió al solicitante una Instrucción técnica sobre las desviaciones del Acta. Una vez subsanados los hallazgos se han considerado adecuadas las acciones correctoras realizadas por el titular. La evaluación ha concluido con la aceptabilidad general del programa de garantía de calidad aplicable al proyecto tras las acciones correctoras tomadas. Finalmente se indica que la sección G del 10CFR72 indica que las actividades relativas a la fabricación, ensamblaje, inspección, realización de pruebas, operación, vigilancia, mantenimiento, modificaciones de diseño y reparaciones de estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad deberán ejecutarse de acuerdo con un Programa de Garantía de Calidad aprobado. El titular del diseño será responsable del cumplimiento y desarrollo de los requisitos de Garantía de Calidad de las actividades antes citadas hasta la transferencia del sistema de almacenamiento al usuario del mismo, que será entonces el responsable del cumplimiento de dichos requisitos.


3.4.2 Evaluación del Análisis de Criticidad

La evaluación se ha basado en la revisión de la documentación presentada con la solicitud. Adicionalmente, y con el fin de verificar los resultados presentados por Enresa, se han realizado análisis independientes de algunos escenarios seleccionados como más representativos que han incluido 12 escenarios para elementos combustibles intactos y 6 escenarios para combustible gastado dañado.

El proceso de evaluación ha supuesto sucesivas rondas de preguntas y respuestas plasmadas en la modificación en profundidad del capítulo 6 que han sido adecuadamente recogidas a partir de la revisión 1 del ES.

La evaluación concluye que la metodología empleada así como las hipótesis y conservadurismos aplicados son adecuados, así como el empleo del material Metamic como mecanismo de control de la reactividad. La evaluación indica que todas las modificaciones realizadas en la revisión 2 del Estudio de Seguridad son aceptables.

Por otro lado, la evaluación ha analizado los requisitos exigidos por la reglamentación de transporte en la carga del contenedor relacionados con la reactividad del combustible. Estos requisitos imponen una serie de restricciones en los elementos que pueden ser cargados en las distintas posiciones del bastidor de la MPC-32Z. Dada la complejidad de dichos requisitos la evaluación propone que los esquemas de carga sean enviados al CSN previamente a la carga y poder verificar que se cumplen las condiciones para el transporte antes de que el combustible sea cargado.

3.4.3 Evaluación del Término Fuente

La determinación del Término Fuente es de gran importancia ya que es el punto de partida para la realización de los cálculos de blindajes y los análisis térmicos. La normativa empleada son los requisitos incluidos en el NUREG-1536 que establece que el combustible base de diseño ha de ser envolvente de todos los combustibles a almacenar y de forma que se maximice la intensidad gamma y neutrónica. También se ha de determinar la fuente gamma de los elementos estructurales.

La evaluación ha comprobado la idoneidad del proceso para la obtención de los resultados presentados, así como de las herramientas usadas y los cálculos realizados. Por último se han comprobado y analizado, mediante cálculos independientes, los resultados finales contenidos en la documentación presentada. El análisis independiente ha comprendido los espectros gamma y neutrónico y calor de decaimiento para los casos de:

- 45 GWd/tU y 2.5 años

- 33 GWd/tU y 2.5 años

- 45 GWd/tU y 4 años

- 33 GWd/tU y 11 años

Además se han obtenido las ecuaciones que relacionan el grado de quemado con el calor de decaimiento para todos los tiempos de enfriamiento considerados en el Estudio de Seguridad.

La evaluación concluye que el cálculo del término fuente es aceptable y los resultados han sido contrastados y confirmados por análisis independientes.


3.4.4 Evaluación del Cálculo de Blindajes

Se ha realizado una evaluación independiente para contrastar y confirmar los resultados obtenidos por el titular mediante cálculos independientes, mediante un proceso paralelo que ha partido de la estimación del término fuente (previamente calculado en el CSN, ver apartado 3.4.3), definición de materiales, modelo geométrico y código de cálculo de blindajes diferente al de titular. Se han desarrollado los siguientes modelos geométricos y contrastando las tasas de dosis resultantes:

- Modelo Unidimensional:

o Modelo Axial para el módulo de transferencia HI-TRAC inferior o Modelo Radial del HI-TRAC (MPC inundada con y sin camisa de

agua) o Modelo Radial del modulo de almacenamiento HI-STORM

- Modelo Tridimensional o Modelo Axial del HI-TRAC inferior o Modelo Radial HI-TRAC (MPC inundada con y sin camisa de agua) o Modelo Radial del modulo de almacenamiento HI-STORM y dosis

en el ATI Para el almacenamiento se han calculado las tasas de dosis envolventes junto al contenedor y a diversas distancias del ATI para estimar el impacto fuera del emplazamiento. Para las operaciones de transferencia se ha estimado las tasas de dosis medias junto al contenedor que sirve de base para la estimación de las dosis operacionales. La evaluación ha concluido con la aceptabilidad de las hipótesis y resultados obtenidos en el cálculo de blindajes del sistema de almacenamiento incluida en la documentación presentada con la solicitud.

3.4.5 Evaluación de los Aspectos de Emplazamiento

La evaluación se ha centrado en los puntos de vista de parámetros del emplazamiento, en concreto fenómenos naturales externos (inundación, vientos fuertes, caída de rayos, terremotos) del Estudio de Seguridad del sistema de almacenamiento de combustible gastado. Con objeto de establecer claramente cuales aspectos deberían ser recogidos en el Estudio de Seguridad (ES) del contenedor y cuales deberían ser resueltas por el titular del ATI se coordinó una reunión con la Jefatura de Proyecto de José Cabrera en presencia de representantes de Unión Fenosa y Enresa [44]. La evaluación ha concluido con la aceptabilidad de las modificaciones incluidas en la revisión 2 del Estudio de Seguridad, tras las modificaciones realizadas por requerimiento del CSN [41] tras la evaluación de la revisión 1.


3.4.6 Evaluación del Análisis Estructural

La evaluación realizada recoge el intensivo análisis del Estudio de Seguridad (ES) con cálculos y comprobaciones independientes a los de titular. Se han comprobado los modelos de Cálculo de Tensiones y de Estabilidad para:

- Análisis de la MPC para los casos de carga de presión interna de diseño y presión interna más temperatura.

- Análisis de la MPC para los casos de cargas de manejo normal de carga, caída vertical y fuego en el almacenamiento (fondo y cierre superior).

- Análisis de estabilidad del recinto de confinamiento para los casos de carga de presión exterior, izado vertical, caída vertical y fuego en el almacenamiento.

- Análisis de estabilidad del bastidor de combustible de la MPC bajo cargas de compresión de caída vertical de MPC.

- Análisis del recinto de confinamiento y del bastidor de combustible de la MPC para el caso de caída lateral (vuelco).

- Análisis de los puntos de izado de la MPC - Análisis de compresión del HI-STORM bajo la carga estática de un HI-TRAC

totalmente cargado situado encima del HI-STORM. - Evaluación de la integridad de la tapa del HI-STORM ante el caso de carga de

vuelco. - Evaluación de la integridad estructural del módulo HI-STORM ante el caso de

carga de caída vertical y vuelco no mecanicista. - Análisis de estabilidad elástica del HI-STORM. - Análisis de estabilidad cinemática del HI-STORM (inundación, sismo, explosión, tornado) - Análisis de izado del HI-STORM. - Análisis de izado del contenedor de transferencia HI-TRAC (tapa piscina y brida

inferior) - Evaluación de tensiones en la camisa de agua del HI-TRAC. - Evaluación del impacto de proyectiles en el HI-TRAC.

Como resultado de dichos cálculos realizados en la evaluación se deduce que la documentación presentada por el solicitante es aceptable, los factores de seguridad son superiores a la unidad y cumplen con los límites de tensión diseñado para las cargas correspondientes a las condiciones de diseño Normales, Anómalas, Accidente, Fenómenos Naturales y Operaciones de corta duración definidas en el NUREG-1536 y en la Guía Reguladora 3.61. Los puntos de izado o elementos de izado de los tres componentes del Sistema cumplen con los requerimientos establecidos en el NUREG-0612 y en la Norma ANSI N14.6. Para las condiciones normales, anómalas, de accidente y los fenómenos naturales postulados, la MPC y su bastidor de combustible mantiene el confinamiento del material radiactivo y permiten recuperar el combustible gastado. Tanto el HI-STORM como el HI-TRAC, para las condiciones de carga indicadas, no tienen cambios en su geometría que puedan impedir la fácil recuperación de la MPC contenida en ellos.

En la revisión 2 del Estudio de Seguridad se ha realizado una modificación de diseño en el contenedor de transferencia HI-TRAC como consecuencia de la evaluación del análisis térmico. Dicha modificación, descrita en el apartado 3.4.6 Evaluación del Análisis Térmico de este informe, consiste en incluir una tapa de cierre y juntas adicionales al HI-TRAC que,


junto al sello de la tapa de piscina, permiten la circulación de agua a través del espacio anular entre el cuerpo del HI-TRAC y la MPC cuando se requiere el enfriamiento de la MPC durante las operaciones del contenedor en horizontal. La evaluación concluye con la aceptabilidad de la modificación propuesta.

3.4.7 Evaluación del Confinamiento y Materiales En la evaluación de la documentación presentada se ha verificado que el sistema de confinamiento y los materiales para el sistema HI-STORM 100Z no presenta diferencias significativas respecto al sistema presentado por Holtec para su aprobación por la NRC en su revisión 2 (LAR-2 actualmente en vigor). Así mismo se han revisado los criterios técnicos expuestos por las NRC en su Safety Evaluation Report para la revisión 2. Sobre esta base se considera que las conclusiones de la evaluación realizada por la NRC son aplicables al HI-STORM 100Z, y no se considera necesario realizar una evaluación detallada, salvo en lo que respecta a la eliminación de las pruebas de fugas en las soldaduras de la chapas de cubierta de las penetraciones de venteo y drenaje. Pruebas de fugas de las penetraciones de venteo y drenaje. Posición de la NRC El diseño de la Cápsula Multipropósito MPC requiere la realización de las soldaduras de cierre de la barrera de confinamiento en campo tras la carga de los elementos combustibles gastados. Las soldaduras que se van a realizar en campo son las siguientes:

- Soldadura de la tapa a la virola (barrera de confinamiento) - Soldadura de las chapas de la cubierta de las penetraciones de venteo y drenaje a la

tapa (barrera de confinamiento) - Soldadura del anillo de cierre a la virola (barrera de confinamiento) - Soldadura del anillo de cierre a la tapa (barrera de confinamiento)

Para este tipo de soldaduras en compones de acero inoxidable es aceptable aplicar los requisitos de la ISG-18 [29] que remite al ISG-15 [27] para asegurar que no hay fuga creíble a través de la barrera de confinamiento. La ISG-15 especifica la realización de una serie de ensayos no destructivos durante la fabricación de la soldadura, capaces de detectar la existencia un defecto menor que el defecto crítico. Cumpliendo dichos criterios no es necesario realizar pruebas de fugas según lo especificado en el NUREG-1536 dado que se asegura razonablemente que no hay fuga creíble. Holtec en su solicitud de revisión 2 en EE.UU. había descartado la prueba de fugas para las tres soldaduras de cierre de la barrera de confinamiento (tapa-virola, chapas de cubierta de la penetración de venteo y drenaje a la tapa). La NRC no ha aceptado eliminar la prueba de fugas en las soldaduras de las chapas de las penetraciones de venteo y drenaje. Por lo que es necesario hacer pruebas de fugas de acuerdo con ANSI N14.5. Aplicando el mismo razonamiento al Sistema HI-STORM 100Z debe realizar las pruebas de fugas en las soldaduras de la chapas de cubierta de las penetraciones de venteo y drenaje, de acuerdo con el ANSI N14.5. Este requisito fue comunicado al solicitante en la reunión del 19 de enero del 2006 [46] que ha incluido en la revisión 1 de ES la realización de una prueba de fugas de las soldaduras de


las chapas de cierre de las penetraciones de venteo y drenaje y que ésta se realizará con arreglo a los límites de fugas establecidos en ANSI N14.5 de forma que se asegure que son estancas. De esta forma, la evaluación ha concluido con la aceptabilidad de las modificaciones incluidas en la revisión 2 del Estudio de Seguridad.

3.4.8 Evaluación del Análisis Térmico

La evaluación del análisis térmico ha presentado singularidades que han requerido una especial atención. La evaluación realizada pone de manifiesto que el Sistema HI-STORM 100Z es más limitante, desde el punto de vista térmico, que el Sistema aprobado en EE.UU., en el que está basado su diseño, debido a su menor volumen y a la mayor carga térmica de diseño. Este hecho condiciona los movimientos del contenedor de transferencia en posición horizontal, circunstancia necesaria en la central nuclear de José Cabrera. Cuando el sistema se coloca en posición horizontal el efecto de convección del helio contenido en la MPC desaparece y aumenta la temperatura de vaina pudiendo llegar a alcanzar el límite de diseño para operaciones de corta duración de 570ºC, contenido en la ISG-11 [28] concebido para garantizar la integridad del combustible a largo plazo. En la documentación presentada la solución propuesta era la de limitar el tiempo para la realización de la operación de movimiento en horizontal. El cuerpo técnico indicó que era necesario disponer de medidas adicionales que garantizasen que dicho límite de diseño no se alcanzase en ninguna situación. El solicitante ha propuesto en la revisión 2 del Estudio de Seguridad la modificación de diseño de la parte superior del contenedor de transferencia HI-TRAC donde se añade una tapa de cierre y sus juntas necesarias para permitir la circulación de agua a través del espacio anular entre el cuerpo del HI-TRAC y la MPC cuando se requiere el enfriamiento de la MPC durante las operaciones del contenedor en horizontal. Las conclusiones de la evaluación de la revisión 2 del Estudio de Seguridad indican que se ha verificado:

- el comportamiento térmico del Sistema HI-STORM 100Z, para las condiciones de operación normal, anormal y de accidente, durante el almacenamiento a largo plazo en la losa del ATI y las operaciones de corta duración.

- Se ha demostrado que las temperaturas de los componentes se mantienen por debajo de los límites establecidos con márgenes adecuados y las presiones están por debajo de las presiones de diseño, en caso de operación normal, anormal y accidente, para cargas térmicas iguales o inferiores a las cargas térmicas de diseño.

- El análisis de las operaciones de corta duración de traslado del conjunto HI-TRAC y MPC

- No se producen interferencias por dilatación térmica diferencial entre la MPCZ y el bastidor, y entre la MPCZ y el módulo HI-STORMZ.

- El periodo entre vigilancias establecido en 24h se considera aceptable para garantizar el correcto comportamiento del conjunto [MPCZ-HI-STORMZ].

Como conclusión final se considera que el Sistema HI-STORM 100Z, tal como está descrito en la documentación presentada, es capaz de evacuar al ambiente mediante medios pasivos una cantidad de calor suficiente de forma que, bajo las condiciones especificadas en la revisión del Estudio de seguridad y con las limitaciones impuestas en la operación de transferencia con el conjunto [MPCZ/HI-TRACZ] en posición horizontal, se cumplen los límites de temperatura y presión aplicables para las cargas térmicas


previstas para CN José Cabrera. No obstante, dado que los resultados presentados en la documentación no cubren por completo el rango de cargas térmicas de diseño, en particular para las operaciones de transferencia con el conjunto [MPCZ/HI-TRACZ] en posición horizontal, se considera necesario que Enresa presente al CSN, en cuanto esté disponible, el plan de carga definitivo, en el pueda verificarse que las cargas térmicas están cubiertas por las que figuran en la documentación presentada.

3.4.9 Evaluación de la Protección Radiológica Operacional

La evaluación de los aspectos de protección radiológica de los trabajadores se ha centrado principalmente en la inclusión de mayor información en lo referente a los cálculos de las dosis ocupacionales, a asegurar que se cumpla el límite de dosis a extremidades, incluir en los procedimientos de operación aquellas consideraciones Alara fruto de la experiencia operativa. También se indicó la necesidad de incluir en los correspondientes procedimientos de operación los controles de contaminación superficial del contenedor de transferencia HI-TRAC tras su extracción de la piscina de elementos combustibles. La evaluación ha concluido con la aceptabilidad y la adaptación a los principios básicos de la protección radiológica operacional de las modificaciones incluidas en la revisión 2 del Estudio de Seguridad.

3.4.10 Evaluación del Impacto Radiológico Ambiental

La evaluación ha puesto de manifiesto el empleo en el Estudio de Seguridad de factores de conversión a dosis basados en magnitudes dosimétricas diferentes a las del vigente Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, si bien el uso de dichos factores resulta conservador. La evaluación ha requerido que se incluya dentro del Estudio de Seguridad la justificación del carácter conservador de dichos factores. Por otro lado, la evaluación ha concluido que el usuario del sistema de almacenamiento que utilice el sistema HI-STORM deberá demostrar el cumplimiento del criterio de dosis al público para el emplazamiento específico. La documentación presentada por el titular se considera aceptable.

3.4.11 Consideraciones Adicionales de interfase con la evaluación de la solicitud de aprobación del contenedor de transporte

Es necesario mencionar que en paralelo al Sistema de Almacenamiento Enresa ha presentado la solicitud de aprobación del contenedor de transporte HI-STAR para la cápsula MPC-32Z. Por lo tanto. La MPC es el elemento de evaluación común entre ambos proyectos. Si bien los procesos de licencia internos del CSN son independientes se ha realizado una coordinación con el Área de Transportes y Fabricación de Combustible Nuclear de aquellos aspectos que con implicaciones comunes, en especial lo relativo a la evaluación de la MPC.


Además de los requisitos expuestos anteriormente, punto 3.4.2, sobre criticidad, existe una limitación térmica de diseño de la MPC-32Z que puede ser transportada en el HI-STAR de 16 kW (con calor máximo por posición de almacenamiento de 500 W). La máxima carga térmica de diseño para el almacenamiento en el HI-STORM es de 30kW, si bien las cargas máximas que se empleen serán de 24 kW y calores máximos por posición entorno a 1225 W. En cualquier caso esto significa que las MPC-32Z que sean cargadas necesitarán varios años de almacenamiento hasta que su calor de decaimiento alcance el criterio de diseño para el contenedor de transporte. Se estima que en el caso más desfavorable serán 9 años de enfriamiento hasta que se cumplan las condiciones para el transporte, es decir en el año 2015. Por ello, en las condiciones ligadas a la aprobación se incluye una, ligada a la incluida en el punto 3.4.2, para que se indique la fecha del cumplimiento del el criterio de diseño térmico para el contenedor de transporte.

3.4.12 Consultas realizadas a la Nuclear Regulatory Commission

Se han realizado una serie de consultas (3) a la NRC dentro de un marco de estrecha colaboración existente entre el proyecto con la Spent Fuel Project Office (Steven Baggett). La primera toma de contacto se realizó en agosto del 2005 donde se remitió las conclusiones del informe [5] de diferencias de diseño entre el sistema aprobado en EE.UU. y el presentado en España. En su respuesta la NRC también apuntaba que el análisis térmico sería el que más esfuerzos de evaluación debería requerir. Se exponen a continuación el resumen de las consultas realizadas a instancia de la evaluación del emplazamiento, de criticidad y del análisis térmico, respectivamente. Las respuestas integras se encuentra en el Anexo III de este informe.

1. En relación con la consideración de potenciales impactos de aviones comerciales en el ATI, la NRC indicó que la normativa del diseño de contenedores de combustible gastado no obliga a que se diseñen para soportar la caídas de aviones, pero sí corresponde al solicitante de la construcción de ATI demostrar que la probabilidad de caída fortuita de un avión es inferior a 1 en un millón por año, si fuese mayor se debería demostrar que se cumple los criterios de dosis al público en caso de accidente. La NRC afirma que, aunque no forma parte de la normativa, se realizan evaluaciones para demostrar que un sabotaje o ataque no resultaría en liberaciones radiactivas significativas y que se han incrementado notablemente las medidas de seguridad física en instalaciones de almacenamiento.

2. En cuanto a la definición de combustible gastado la NRC lo considera como un proceso en evolución ya que ha sido cambiada en varias ocasiones y el personal técnico está considerando actualmente cambios adicionales. Por ello, temporalmente hasta la revisión definitiva de la ISG-1, los solicitantes han propuesto definiciones alternativas de combustible gastado que puede ser aceptadas si son adecuadas para la NRC.

3. En cuanto al cálculo de presiones internas en la MPC y el porcentaje de barras rotas en los accidentes bases de diseño, la NRC coincide en afirmar que la hipótesis de partida es la del 100% de varillas rotas.


3.4 Modificaciones

No aplica.

3.5 Hallazgos

Las evaluaciones realizadas de la documentación presentada en la solicitud y de las interfases con el contenedor de transporte, han permitido desvelar la existencia de unos aspectos que deben ser analizados por el CSN previamente a la carga de combustible gastado. Por ello, en los límites y condiciones de la aprobación del anexo 1 se ha incluido una condición, 15ª, para que se remita la siguiente información como requisito previo a la operación de carga:

- El grado de quemado de cada elemento combustible, componentes asociados, fuentes neutrónicas y sus posiciones en el bastidor.

- La carga térmica del contenedor, el calor de decaimiento de cada elemento combustible y los valores de c1 y c2.

- Las limitaciones temporales para el movimiento en horizontal del contenedor de transferencia, si resultasen de aplicación.

- La fecha de cumplimiento de las condiciones de transporte.

3.6 Discrepancias respecto de lo solicitado:

No aplica.


4. CONCLUSIONES Y ACCIONES

4.1 Informe Favorable

Si

4.2 Requerimientos del CSN

Se establecen unos límites y condiciones asociados a la aprobación del diseño del sistema de almacenamiento que se incluyen como anexo I.

4.3 Recomendaciones del CSN

No aplica

4.4 Compromisos del Titular

No aplica

4.4 Hallazgos

El hallazgo descrito en el apartado 3.5 Hallazgos ha sido incluido en la condición nº15 de los límites y condiciones asociados a la aprobación del diseño del sistema de almacenamiento, incluidos en el anexo I.


5. REFERENCIAS

Las referencias numeradas correlativamente según aparecen en el texto del informe se han agrupado y relacionado con el apartado del informe donde se refieren para facilitar el seguimiento de mismo.

1. ENRESA Carta 060-CR-IA-2005-002 28/7/05 Solicitud Aprobación del Sistema de Almacenamiento de Combustible Gastado HI-STORM 100

2. MINISTERIO DE INDUTRIA, TURISMO Y COMERICIO Carta remitiendo la Revisión 0 del Estudio de Seguridad HI-STORM 100, 6/08/06, nº registro de entrada 16148 10/08/04.

3. ENRESA “Estudio de Seguridad del Sistema de Almacenamiento de Combustible Gastado HI-STORM 100, 044-ET-IA-001 Rev.0A” Julio 2004.

4. CSN/GEL/ARAA/ATI/0409/1 Guía de Evaluación para Sistemas de Almacenamiento de Contenedores de Combustible Gastado en Seco, 15/09/04.

5. ENRESA Carta 044-CR-IA-2004-0006 Informe de diferencias de diseño del Sistema HI-STORM propuesto y el aprobado en EE.UU., 30/09/04

6. CSN/IEV/ARAA/ATI/0411/01 INFORME DE LAS DIFRENCIAS DE DISEÑO ENTRE EL SISTEMA HI-STORM APROBADO POR LA NRC Y EL PROPUESTO POR ENRESA PARA JOSÉ CABRERA. ESTADO ACTUAL DEL LICENCIAMIENTO EN EE.UU. DE DICHO SISTEMA de 22-11-2004.

7. ENRESA Carta 060-CR-IA-2005-0003 del 30/03/05 remitiendo Project Plan for the ENRESA José Cabrera NPP Project, Rev.2 18/02/05.

8. ENRESA “Estudio de Seguridad del Sistema de Transporte de Combustible Gastado HI-STAR 100, 044-ET-IA-002 Rev.0” Abril 2005.

9. HOLTEC INTENATIONAL “Final Safety Analysis Report for the HI-STORM 100 Cask System” Report HI-2002444 Rev.3 USRNC Docket no 72.1014.

10. UNION FENOSA “Caracterización del combustible irradiado para su almacenamiento en seco” Ref. IN-PGC-IC-01 Rev.1 15/07/05.

11. ENRESA Carta 060-CR-IA-2006-002 31/01/06, nº registro 1522, Solicitud Aprobación del Sistema de Almacenamiento de Combustible Gastado HI-STORM 100 con la remisión de la Rev.1 del Estudio de Seguridad.

12. ENRESA “Estudio de Seguridad del Sistema de Almacenamiento de Combustible Gastado HI-STORM 100, 044-ET-IA-001 Rev.1” Enero 2006.

13. MINISTERIO DE INDUSTRIA, TURISMO Y COMERICIO Carta remitiendo la Revisión 1 del Estudio de Seguridad HI-STORM 100, 3/02/06, nº registro de entrada 2091 8/02/06.

14. ENRESA Carta 060-CR-IA-2006-012 23/06/06, Solicitud Aprobación del Sistema de Almacenamiento de Combustible Gastado HI-STORM 100 con la remisión de la Rev.2 del Estudio de Seguridad, nº registro 14892 27/06/06


15. ENRESA “Estudio de Seguridad del Sistema de Almacenamiento de Combustible

Gastado HI-STORM 100, 044-ET-IA-001 Rev.2” Junio 2006.

16. MINISTERIO DE INDUSTRIA, TURISMO Y COMERICIO Carta remitiendo la Revisión 2 del Estudio de Seguridad HI-STORM 100, 30/06/06, nº registro de entrada 15252 3/07/06.

17. ACTA INSPECCION CSN/AIN/ATZ/05/1 de 27/4/05

18. NI SCJ/05/02 22/06/05 Envío de diligencia y partes de desviación

19. INSTRUCCIÓN TECNICA CSN-IT-DSN-05-37 PARTES DESVIACION CSN-CDSN-05-136 11/07/05.

20. ENRESA RESPUESTA INSTRUCCION TECNICA refª 044-CR-GC-2005-06 02/08/05 nº registro 17169.

21. Carta ARAA/ATZ/05/02 a la DG de Política Energética y Minas del MITC remitiendo el Acta de Inspección CSN/AIN/ATZ/05/1, 11/07/05 nº registro 4611.

22. REMISIÓN ACTA Y DILIGENCIA AL MITC 11/07/05 Nº registro 4611

23. REMISIÓN ACTA Y DILIGENCIA ARCHIVO NOT/JJMC/05/02

Normativa aplicable al proyecto

24. Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas (Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, publicado en el BOE núm. 313 de 31/12/1999).

25. NRC 10 CFR Part 72 “Licensing Requirements for the Independent Storage of Spent Nuclear Fuel and High-Level Radioactive Waste”. (1-1-00 Edition).

26. U.S. NRC “Standard Review Plan for Dry Cask Storage Systems” NUREG-1536.

27. Spent Fuel Project Office- Interim Staff Guidance ISG-15 Materials Evaluation

28. ISG- 11, Revision 3 Cladding Considerations for the Transportation and Storage of Spent Fuel

29. ISG-18 The Design/Qualification of Final Closure Welds on Austenitic Stainless Steel Canisters as Confinement Boundary for Spent Fuel Storage and Containment Boundary for Spent Fuel Transportation

Petición de Información Adicional

30. CSN-C-DSN-05-54 ARAA-ENRESA-ATZ-05-01 cuestiones INNU y Plan de Calidad (GACA)

31. CSN-C-DSN-05-87 CSN-PIA-ARAA-ATZ-0505-01 Cuestiones Evaluación Estructural

32. CSN-C-DSN-05-98 PIA-ARAA-ATZ-0505-02 Cuestiones Término Fuente y blindajes

33. CSN-C-DSN-05-140 CSN-PIA-ARAA-ATZ-0507-03 Nuevas Cuestiones INNU y IMES

34. CSN-C-DSN-05-141 CSN-PIA-ARAA-ATZ-0507-04 Petición Programa Fabricación

35. CSN-C-DSN-05-159 CSN-PIA-ARAA-ATZ-0508-5 Comentarios CITI repuestas de ENRESA

36. CSN-C-DSN-05-173 CSN-PIA-ARAA-ATZ-0508-6 Cuestiones de APRT


37. CSN-C-DSN-05-191 ARAA-ATZ-05-03 Posición final INNU

38. CSN-C-DSN-05-230 ARAA-ATZ-05-4 Término Fuente

39. CSN-C-DSN-06-68 CSN-PIA-ARAA-ATZ-0605-08 Análisis Térmico: Presiones internas.

40. CSN-C-DSN-06-70 CSN-PIA-ARAA-ATZ-0605-09 Cuestiones APRT rev.1 ES

41. CSN-C-DSN-06-82 CSN-PIA-ARAA-ATZ-0605-10 Cuestiones CITI rev.1 ES

Actas de Reunión Técnica 42. CSN/ART/ARAA/ATI/0409/1 22 de septiembre de 2004 Presentación proyecto. 43. CSN/ART/ARAA/ATZ/0505/02 26 de abril de 2005, Evaluación de IMES e

INNU. 44. CSN/ART/ARAA/ATZ/0506/3 7 de junio de 2005, Evaluación de CITI en

conjunción con Unión FENOSA. 45. CSN/ART/ARAA/ATZ/0511/04 31 de octubre de 2005, Análisis térmico. 46. CSN/ART/ARAA/ATZ/0601/01 19 de enero de 2006 Evaluación de IMES, AEIR

y APRT. 47. CSN/ART/ARAA/ATZ/0602/02 16 de febrero de 2006, Análisis térmico Traslado

HI-TRAC 48. CSN/ART/ARAA/ATZ/0604/03 25 de abril de 2006, Análisis térmico. Ppropuesta

refrigeración alternativa del contenedor de transferencia en posición horizontal. 49. CSN/ART/ARAA/ATZ/0605/04 18 de mayo de 2006, Análisis térmico. Resultado

evaluación propuesta refrigeración, propuesta CLO 3.1.4, calculo presiones internas en accidente.

50. CSN/ART/ARAA/ATZ/0606/05 1 de junio de 2006, Análisis térmico. Nueva propuesta redacción CLO 3.1.4 Evacuación Calor del CONTENEDOR TRANSFERENCIA cargado Posición Horizontal

Cartas de respuesta de Enresa 51. 044-CR-IA-2004-0121 fecha de entrada 12/11/04 nº registro 19798 DK 113504 52. 060-CR-IA-2005-0003 fecha de entrada 31/03/05 nº registro 7565 DK-121693 53. 060-CR-IA-2005-0009 fecha de entrada 17/05/05 nº registro 11675 DK 117401 54. 060-CR-IA-2005-0011 fecha de entrada 31/05/05 nº registro 12655 DK-117718 55. 060-CR-IA-2005-0012 fecha de entrada 15/06/05 nº registro 13691 DK 121694 56. 060-CR-IA-2005-0013 fecha de entrada 27/06/05 nº registro 14449 DK 118297 57. 060-CR-IA-2005-0014 fecha de entrada 30/06/05 nº registro 14720 DK 118371 58. 060-CR-IA-2005-0015 fecha de entrada 30/06/05 nº registro 14721 DK 118372 59. 060-CR-IA-2005-0018 fecha de entrada 2/08/05 nº registro 17173DK 119021 60. 044-CR-GC-2005-06 fecha de entrada 2/08/05 nº registro 17169 DK 119014 61. 060-CR-IA-2005-0019 fecha de entrada 30/8/05 nº registro 18167 DK 119413 62. 060-CR-IA-2005-0021 fecha de entrada 6/09/05 nº registro 18491 DK 119562 63. 060-CR-IA-2005-022 fecha de entrada 22/09/05 nº registro 19177 DK 123230 64. 060-CR-IA-2005-023 fecha de entrada 30/09/05 nº registro 19561 DK 120321 65. 060-CR-IA-2005-0025 fecha de entrada 10/10/05 nº registro 20041 DK 120585 66. 060-CR-IA-2005-0026 fecha de entrada 4/11/05 nº registro 21527 DK 123243 67. 060-CR-IA-2005-0028 fecha de entrada 1/12/05 nº registro 23151 DK 121999 68. 060-CR-IA-2005-0035 fecha de entrada 26/12/05 nº registro 24377 DK 122452


69. 060-CR-IA-2005-0034 fecha de entrada 26/12/05 nº registro 24378 DK 122450 70. 060-CR-IA-2006-0004 fecha de entrada 23/02/06 nº registro 3682 71. 060-CR-IA-2006-0005 fecha de entrada 1/03/06 nº registro 4438 DK 124068 72. 060-CR-IA-2006-0006 fecha de entrada 23/05/06 nº registro 12529 DK 126028 73. 060-CR-IA-2006-0008 fecha de entrada 24/05/06 nº registro 12615 DK 126070 74. 060-CR-IA-2006-0007 fecha de entrada 24/05/06 nº registro 12531 DK 126077 75. 060-CR-IA-2006-0009 fecha de entrada 13/06/06 nº registro 13891 DK 126431 76. 060-CR-IA-2006-0010 fecha de entrada 16/06/06 nº registro 14114 DK 126485 77. 060-CR-IA-2006-0011 fecha de entrada 14/06/06 nº registro 13945 DK 126470 78. 060-CR-IA-2006-0014 fecha de entrada 7/07/06 nº registro 15759 DK 126722

Informes de Cálculo de Holtec y referenciados en el estudio de seguridad

79. HOLTEC HI-2043199 rev. 1 Shielding evaluation of the HI-STORM 100Z System

80. HOLTEC HI-2043191 rev. 1 Criticality evaluation of MPC-32Z for José Cabrera. 81. HOLTEC HI-2043180 rev. 0 Structural calculation package for José Cabrera HI-

STORM 100 systems : - Supplement 1: Structural qualification of MPC baseplate. - Supplement 2: Analysis of MPC enclosure vessel (supporting tables 3.4.7 and 3.4.8

of HI-STORM 100Z FSAR). - Supplement 3: Analysis of MPC top closure. - Supplement 6: MPC baseplate under three times dead load. - Supplement 8: HI-TRAC pool lid stress and closure analysis. - Supplement 10: Finite element analysis of MPC-32Z for tip-over. Junto con el

Appendix 3.T- ANSYS Finite Element Results for the MPCs - Supplement 13: Structural analysis of HI-TRAC lifting and rotation - Supplement 16: Stress analysis of HI-STORM/HI-TRAC stacked configuration.

82. HOLTEC HI-2043146 rev. 0 Effective thermal property evaluations for José Cabrera fuel and MPC-32Z. 12/05/04

83. HOLTEC HI-2043146 rev. 1 Effective thermal property evaluations for José Cabrera fuel and MPC-32Z. 19/12/05

84. HOLTEC HI-2043165 rev. 1 Data definition document for the José Cabrera project 85. HOLTEC HI-2043175 rev. 0 JC HI-STORM 100Z Thermal calculation package

23/07/04 86. HOLTEC HI-2043175 rev. 1 JC HI-STORM 100Z Thermal calculation package



9/06/06 89. HOLTEC INPUT FILES

- SAS2H: z45a3d2a.inp - ORIGEN: inc145.inp y ss145.inp - MCNP:

- y2c5d02 cobalt source- water in mpc and water jacket not attached - y2n5d02 neutron source- water in mpc and water jacket not attached - y2p5d02 gamma 1-3 MeV source- water in mpc and water jacket not att. - y2q5d02 gamma 0.45-1 MeV source- water in mpc and water jack. not atta - y2c5h01 cobalt source optimized axially - y2p5h01 g 1-3 MeV source- water in mpc and wate jac not att opti. axially - y2q5h01 g 0.45-1 source- water in mpc and wate jac not att opti. axially


90. HOLTEC HI-992252 rev. 1 TOPICAL REPORT ON THE HI-STAR/HI-STORM

THERMAL MODEL AND BENCHMARKING WITH FULL-SIZE CASK TEST DATA

91. HOLTEC HI-2043249 HI-STORM 100 SYSTEM OVERPACK AIR TEMPERATURE OVERPACK AIR TEMPERATURE RISE AT 22.6 Kw.

92. LAWRENCE LIVERMORE NAT LAB DYNAMIC IMPACT EFFECTS ON SPENT FUEL ASSEMBLIES Octuber 1987.

93. EPRI QUALIFICATION OF METAMIC FOR SPENT FUEL STORAGE APPLICATION 10003137 Final report October 2001.

94. PRELIMINARY SAFETY REPORT TRANSNUCLEAR, INC. STANDARDIZED NUHOMS MODULAR STORAGE SYSTEM FOR IRRADIATED NUCLEAR FUEL, AMENDMENT 8

CSN/PDT/ARAA/ATZ/0607/1 Anexo I Hoja 27 de 37

ANEXO I

INFORME FAVORABLE DEL DISEÑO DEL SISTEMA DE

ALMACENAMIENTO EN SECO HI-STORM 100 PARA EL COMBUSTIBLE GASTADO DE LA CENTRAL NUCLEAR DE JOSÉ CABRERA.


ASUNTO: INFORME FAVORABLE DEL SISTEMA DE ALMACENAMIENTO EN SECO HI-STORM 100 PARA EL COMBUSTIBLE GASTADO DE LA CENTRAL NUCLEAR DE JOSE CABRERA.

Con fecha 10 de agosto de 2004 y nº de registro de entrada 16148 se recibió en este CSN un escrito de la Dirección General de Política Energética y Minas (DGPEM), remitiendo la solicitud de ENRESA para la aprobación del diseño del Sistema de Almacenamiento en Seco HI-STORM 100 para el almacenamiento del combustible gastado de la Central Nuclear de José Cabrera de acuerdo a lo establecido en el artículo 80 del Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas. Acompañando a dicha solicitud se recibió el Estudio de Seguridad del Sistema de Almacenamiento de Combustible Gastado HI-STORM 100, (044-ET-IA-001 de julio de 2004) Revisión 0A. Como resultado de las evaluaciones realizadas por este CSN ha sido necesaria la revisión de la documentación presentada con la solicitud. Con fecha 8 de febrero de 2006, con nº de registro de entrada 2091, procedente de la DGPEM se remitió la revisión 1 del citado Estudio de Seguridad. Por último con fecha 3 de julio de 2006, con nº de registro de entrada 15252, se recibió la revisión 2 del Estudio de Seguridad del Sistema de Almacenamiento de Combustible Gastado HI-STORM 100, (044-ET-IA-001 de junio de 2006) El Consejo de Seguridad Nuclear, en su reunión del 19 de julio de 2006, ha estudiado la solicitud de ENRESA de aprobación del diseño del sistema de almacenamiento, así como el informe que, como consecuencia de las evaluaciones realizadas, ha efectuado la Dirección Técnica de Seguridad Nuclear y ha acordado apreciar favorablemente dicha solicitud con las condiciones técnicas, que se incluyen en el Anexo a esta aprobación. Este acuerdo se ha tomado en cumplimiento del apartado h) artículo 2º de la Ley 15/1980, en la redacción dada por la disposición adicional primera de la Ley 14/1999, que modifica el artículo 2º de la Ley 15/1980, y se remite a ese Ministerio a los efectos oportunos.

Madrid, 20 de julio de 2006

LA PRESIDENTA,

Mª Teresa Estevan Bolea

SR. MINISTRO DE INDUSTRIA, TURISMO Y COMERCIO

MINISTERIO DE INDUSTRIA, TURISMO Y COMERCIO. MADRID.


ANEXO

LÍMITES Y CONDICIONES SOBRE LA SEGURIDAD NUCLEAR Y PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ASOCIADOS A LA APROBACIÓN DEL DISEÑO DEL SISTEMA DE ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE

GASTADO HI-STORM 100

1. El modelo de contenedor cuyo diseño es objeto de esta aprobación es el denominado sistema de almacenamiento HI-STORM 100 para el almacenamiento del combustible gastado de la CN de José Cabrera, presentado por la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A. (Enresa), que se considera titular de esta aprobación a los efectos previstos en la legislación vigente, y que consta de los siguientes elementos: (1) La cápsula multipropósito MPC-32Z que contará el combustible gastado, (2) un módulo HI-STORM 100Z que contendrá la MPC-32Z durante el almacenamiento, y, (3) un contenedor de transferencia HI-TRAC 100Z que albergará la MPC-32Z durante las operaciones de carga, descarga y transferencia.

2. La presente aprobación se concede en base al contenido del “Estudio de Seguridad del Sistema de Almacenamiento Combustible Gastado HI-STORM 100” 00-44ET-IA-001 Revisión 2 de junio de 2006, en adelante Estudio de Seguridad.

3. A los efectos de esta aprobación, se considera de aplicación la normativa del país de origen del diseño del sistema de almacenamiento, establecida en el 10 CFR 72 “Licensing Requirements for the Independent Storage of Spent Nuclear Fuel, High-Level Radioactive Waste, and Rreactor-Related Greater than Class C Waste”, en todo lo que se refiere a requisitos y criterios de diseño, fabricación, pruebas y condiciones de uso del sistema HI-STORM 100 en instalaciones de almacenamiento. La exención del cumplimiento de estos requisitos o la aplicación de otros equivalentes deberá ser previamente aceptada por el Consejo de Seguridad Nuclear.

4. Esta licencia tendrá un período de validez de 20 años a contar desde la fecha de emisión de la correspondiente Resolución. La solicitud de prórroga o renovación de la aprobación deberá realizarse con al menos un año de antelación a la fecha limite, e irá acompañada de una demostración de que el almacenamiento de combustible no ha afectado adversamente a las estructuras, sistemas y componentes del sistema de almacenamiento importantes para la seguridad, de acuerdo con los requisitos aplicables.


5. La descripción del Sistema HI-STORM 100 se corresponde con la del Estudio de Seguridad, y se compone de tres elementos:

MPC-32Z

La cápsula multipropósito MPC proporciona el confinamiento del combustible almacenado. Es un recinto cilíndrico soldado de acero inoxidable formado por la virola, el fondo de la MPC, una tapa, dos chapas de cubierta de penetraciones y un anillo de cierre, que alberga el bastidor de combustible en forma de nido de abeja, que posee absorbentes neutrónicos para el control de la criticidad, con capacidad para 32 elementos combustibles.

Módulo HI-STORM 100Z

El módulo HI-STORM es un recipiente cilíndrico de metal y hormigón que proporciona protección estructural y blindaje de la MPC alojada en su interior durante el almacenamiento. El hormigón del módulo queda contenido entre dos virolas cilíndricas de acero, un grueso fondo de acero y una chapa superior. La tapa superior del módulo también esta formada por hormigón contenido entre chapas de acero. El módulo que siempre se sitúa en posición vertical posee cuatro conductos de entrada de aire en la parte inferior y cuatro de salida en la superior que permite permiten el enfriamiento pasivo por convección natural de la MPC alojada en el módulo. La virola interior del módulo está provista de canales distribuidos alrededor de la cavidad interior que sirven de guía para la inserción y retirada de la MPC, al tiempo que permiten la circulación del flujo de aire de enfriamiento a través del módulo.

Contenedor de Transferencia HI-TRAC 100Z

El contenedor de transferencia HI-TRAC 100Z es un cilindro metálico con la doble función de proporcionar blindaje y protección estructural durante las operaciones de carga, descarga y transferencia. Está formado por capas de acero, plomo, y acero, con una camisa de agua desmontable fijada al exterior. La tapa inferior o de piscina, que se emperna a la brida inferior del HI-TRAC, se utiliza durante la carga de combustible y durante las operaciones de sellado de la MPC, y permanece fijada hasta que se requiere transferir la MPC. El contenedor está provisto de una tapa de cierre y juntas adicionales que, junto al sello de la tapa de piscina, permiten la circulación de agua a través del espacio anular entre el cuerpo del HI-TRAC y la MPC cuando se requiere el enfriamiento de la MPC durante las operaciones del contenedor en horizontal.


6. El combustible gastado a almacenar en la MPC-32Z cumplirá las siguientes

especificaciones:

- hasta 32 elementos intactos de combustible tipo PWR WE 14x14 HIPAR o LOLOPAR, o hasta 8 elementos dañados en contenedores de combustible dañado en posiciones específicas, hasta completar un máximo de 32

- masa de uranio inicial máxima de 272 Kg. por elemento combustible - grado medio máximo de quemado por elemento de 45.000 MWd/tU - tiempo mínimo de enfriamiento desde la descarga del reactor: 2,5 años - enriquecimiento inicial máximo: 3,65 % en peso de U-235

El resto de parámetros físicos, térmicos y nucleares base de diseño del combustible y de los componentes asociados al mismo y de las fuentes neutrónicas que se podrán almacenar son los incluidos en las especificaciones contenidas en el apéndice 13.A del Estudio de Seguridad.

7. Las operaciones de manejo, carga, descarga, y movimiento, así como las de vigilancia y

mantenimiento se realizaran de acuerdo con procedimientos escritos, que deberán ser consistentes con las bases técnicas descritas en los capítulos 9 y 10 del Estudio de Seguridad y con los correspondientes Manuales de Operación y de Mantenimiento en vigor que se remitirán al Consejo de Seguridad Nuclear previamente al uso de los contenedores.

8. Las actividades relativas a la fabricación, ensamblaje, inspección, realización de pruebas,

operación, vigilancia, mantenimiento, modificaciones de diseño y reparaciones de estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad deberán ejecutarse de acuerdo con un Programa de Garantía de Calidad aprobado por el CSN que cumpla la normativa española y los requisitos de la sección G del 10CFR72. El titular de esta aprobación será responsable del establecimiento y aplicación de dicho Programa de Garantía de Calidad hasta la transferencia del sistema de almacenamiento al usuario.

9. Las características de diseño de los sistemas utilizados en el movimiento de cargas

pesadas y de los equipos auxiliares cumplirán con los requisitos de los apéndices 2.A y 13.A del Estudio de Seguridad.

10. Para las modificaciones en el diseño, procedimientos, realización de pruebas y

condiciones de mantenimiento descritos en el Estudio de Seguridad, se seguirá lo dispuesto en el artículo 25 del Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas, siendo de aplicación las definiciones y metodologías de análisis, condiciones y criterios de la Guía Reguladora 3.72 de USNRC “Guidance for Implementation of 10 CFR 72.48, Changes, Tests, and Experiments”, que desarrolla lo establecido en la sección 48 del 10 CFR 72.

11. Cuando las modificaciones no reúnan los criterios de la normativa referida en la

condición anterior, afecten a las especificaciones técnicas del contenedor contenidas en el apéndice 13.A del Estudio de Seguridad, o a los términos y condiciones de esta aprobación deberá solicitarse la correspondiente autorización de modificación.

12. El sistema HI-STORM 100 podrá ser utilizado en instalaciones de almacenamiento de combustible gastado debidamente autorizadas que cumplan con las condiciones de uso, límites y controles de operación descritos en el Estudio de Seguridad y con los límites


de los parámetros de emplazamiento descritos en el apéndice 13.A del mismo documento y con los requisitos de la sección K del 10CFR72. El cambio de titularidad o de situación administrativa de la instalación de almacenamiento donde se sitúe el sistema HI-STORM 100 estará condicionado a la demostración del cumplimiento de los requisitos mencionados.

13. Cada contenedor deberá estar visiblemente identificado con marca indeleble, mediante

un número de identificación propio, y su peso vacío La documentación generada durante la fabricación de cada contenedor deberá estar en poder del titular de esta aprobación y del usuario. Igualmente, la documentación que se genere durante la vida del contenedor deberá mantenerse de forma permanente de acuerdo con lo establecido en la normativa de aplicación.

14. Como requisito previo a la carga de combustible gastado se realizarán pruebas pre-

operacionales de la carga, cierre, manejo, descarga, transferencia del sistema de almacenamiento HI-STORM 100. Las pruebas se realizarán sin combustible en la MPC y como mínimo se realizarán los siguientes pasos:

a. Movimiento de la MPC y el HI-TRAC a la piscina de combustible gastado b. Preparación del sistema para la carga de combustible c. Selección y verificación de los elementos combustibles d. Carga de elementos combustible específicos en la MPC, por medio de replicas,

incluyendo una verificación independiente adecuada. e. Instalación a distancia de la tapa de la MPC y extracción del HI-TRAC de la

piscina. f. Realización de las soldaduras de la MPC, Ensayos no destructivos, test de presión,

drenaje, eliminación de la humedad con el Deshidratador por Convección Forzada de Helio (DCFH) y llenado con helio. Para estos ensayos se puede usar un modelo o replica.

g. Operación del sistema de refrigeración auxiliar h. Movimiento y traslado del HI-TRAC en su recorrido habitual empleando los

sistemas de izado y manipulación necesarios i. Transferencia de la MPC al módulo de almacenamiento. j. Traslado del HI-STORM cargado a la losa de almacenamiento. k. Descarga del sistema de almacenamiento HI-STORM, incluyendo la refrigeración

del combustible, inundación de la cavidad de la MPC y retirada de las soldaduras de la tapa de la MPC. Para estos ensayos se puede usar un modelo o replica.

15. Como requisito previo a la operación de carga de cada MPC se remitirá al CSN con dos

meses de antelación un dossier que contenga: - El grado de quemado de cada elemento combustible, componentes asociados,

fuentes neutrónicas y sus posiciones en el bastidor. - La carga térmica del contenedor, el calor de decaimiento de cada elemento

combustible y los valores de c1 y c2. - Las limitaciones temporales para el movimiento en horizontal del contenedor de

transferencia, si resultasen de aplicación. - La fecha de cumplimiento de las condiciones de transporte.

16. Dentro del primer trimestre de cada año, Enresa enviará al Consejo de Seguridad

Nuclear un informe que contenga la descripción de las modificaciones, que no hayan requerido aprobación previa, acompañada de un resumen de la evaluación de cada una


de ellas. Adicionalmente el informe incluirá las unidades fabricadas y entregadas, pruebas y revisiones documentales realizadas, así como los datos de interés que se deriven de la experiencia operacional del contenedor y de la experiencia internacional de contenedores similares.

17. El Estudio de Seguridad del contenedor deberá ser actualizado cada dos años, a partir

de esta aprobación, según el procedimiento descrito en la normativa de aplicación especificada en la condición 3ª. Dichas actualizaciones serán remitidas al Consejo de Seguridad Nuclear y cuando la actualización no resulte necesaria, por no haberse producido ninguna modificación, se comunicara igualmente por escrito.

18. Los usuarios del contenedor dispondrán en todo momento de una copia de la

aprobación y de las posteriores modificaciones o revisiones de la misma, así como del Estudio de Seguridad y de los documentos referidos en la condición 7ª debidamente actualizados y cumplirán con los términos y condiciones de esta aprobación.

19. El Consejo de Seguridad Nuclear podrá remitir las instrucciones complementarias para

garantizar el mantenimiento de las condiciones y requisitos de seguridad y para el mejor cumplimiento de los requisitos establecidos en la presente aprobación. Así mismo podrá realizar las inspecciones necesarias durante la fabricación y uso de las distintas unidades de este sistema de almacenamiento.

CSN/PDT/ARAA/ATZ/0607/1 Anexo II Hoja 34 de 37

ANEXO II

CONSULTAS REALIZADAS A LA NRC

1. What is the NRC approach for potential impact of a commercial aircraft crash in

a IFSI? Generally, in the course of its review of an application, the Commission considers the probability or consequences of various offsite hazards (accidents not criminal acts) to a proposed facility, including such matters as potential aircraft crash. It is expected that the applicant would address such hazards in its application or explain why they do not need to be considered. The applicant would need to determine that there was less than a one-in-a-million per year likelihood that an accidentally-crashing from aircraft would strike one of the planned casks at the proposed facility. If greater than one-in-a-million per year likelihood the applicant would need to demonstrate compliance with the regulatory requirement of less than 5 rem at the site boundary. NRC technical staff would have to agree with this determination. In NRC terminology, such an unlikely accident is therefore not a "credible" threat to create an excessive radiation dose and thus need not be considered as a licensing hurdle. If NRC does not agree with this determination then the applicant would need to do an analysis of the impact and consequences of such action. It is important to note that it is the licensee's responsibility to determine the effects of new building or activities around the facility on its licensing basis and make the necessary amendments. Section 15 of the NUREG-1567 contains NRC technical reviewer guidance in this area. NUREG-0800 Section 3.5.1.6 addresses aircraft hazards provides the methodology to estimate the calculate the probability of an aircraft crash into a nuclear power plant, this guidance is also applicable to ISFSI licensing. I do not have the Section 3.5.1.6 electronically, I will fax you a hard copy shortly. Although intentional aircraft crashes are not considered in NRC's Part 72 licensing review; NRC does conduct a thought evaluation of security plans and design features. NRC evaluations and assessments show that the likelihood that a physical attack on dry storage casks or spent fuel pools would result in a significant radiological release are extremely low.

* Extensive security measures required by NRC protect against radiological sabotage or theft and diversion. The NRC currently has in place a set of regulatory requirements specifically for the physical protection of commercial SNF (10 CFR 73.51). In addition, NRC maintains a threat assessment capability that includes close and ongoing contacts with Federal law enforcement and intelligence agencies. * Since the terrorist events of September 11, 2001, the NRC staff has augmented the security requirements for storage locations of nuclear materials including spent nuclear fuel. Specific details are not releasable to the public but are focused on increasing communication on events and increase in the number of guards and requirement for vehicle barriers.

Lastly, I would note that while not required by NRC regulations some states have established no-fly zones over ISFSI and Nuclear Power Plants. This has been done by the Governor of the state interacting directly with Federal Aviation Administration.


2. Application of an alternative definition of damaged fuel to that of ISG-1 rev. 1.

The NRC staff is finding the definition of damaged fuel to be an evolving process. Consequently the definition has changed over time and the staff is currently considering additional changes. The original version of ISG-1 was recognized as being insufficient in scope to capture all types of damage to spent fuel that could result in a breach of the cladding. Revision 1 to ISG-1 was issued as an interim measure until an ANSI standard could be developed with industry consensus. After revision 1 to ISG-1 was issued, several problems with that revised guidance were noted, requiring suspension of certain provisions of revision 1. The primary problem with revision 1 was the inclusion of the performance based definition of damaged fuel under regulatory design accident conditions. This requires knowledge of the loads and consequent stresses on the fuel bundle under regulatory accident conditions of transportation. For a storage-only cask design, this cannot be enforced, since a storage-only design is not subjected to the requirements of a transportation design. As an interim measure, applicants/licensees were permitted to propose alternative definitions of damaged fuel. Some of these alternative definitions were accepted by the NRC staff as a temporary measure until the ANSI consensus standard is finished and if appropriate adopted by the NRC (this standard is in the balloting phase at this time). ISG-1 ,revision 1 is current staff guidance.

3. 100% of failed fuel rods in the design-basis accidents. In the course of the evaluation process for licensing the HOLTEC HI-STORM 100Z system for José Cabrera NPP, we have noticed that HOLTEC has assumed 0% of failed fuel rods in the internal pressure calculations for the design-basis accidents. In the current HI-STORM FSAR rev.3 approved by NRC (LAR-2) the accident pressure calculations assume in all cases the release of 100 percent of failed fuel rods. HOLTEC representatives understanding of NUREG-1536 wording is that both conditions of 100% failed fuel rods and accident (fire, burial under debris, etc) should not be simultaneously considered. According to HOLTEC representatives in the LAR-3 licensing process, currently under review, the NRC has not raised this issue after the two set of RAI submitted to them, and therefore they claim to have NRC approval. We would therefore appreciate to know directly from you what is the current interpretation that NRC is assuming.

You are correct in your interpretation of NUREG-1536. There have not been any studies that we are aware of which reliably demonstrate actual rod failure rates under various accident scenarios. Therefore, the assumption of 100% failed fuel rods conservatively bounds the failure of rods under hypothetical accident conditions. It is not clear what Holtec means about simultaneous consideration of 100% failed fuel rods and accident conditions, since failed fuel rods are one of the assumed results of the accident, and would be simultaneous by definition. It's possible that Holtec did not explicitly state in its pending application that 100% failed fuel rods were not considered in the accident analysis. This does not imply NRC approval of such an analysis, and we will review any pending applications to make sure 100% failed fuel rods were considered.


ANEXO III

INFORMES Y NOTAS TECNICAS DE EVALUACIÓN

1. CSN/GEL/ARAA/ATI/0409/1 Guía de evaluación para sistemas de almacenamiento de contenedores de combustible gastado en seco, del 15/09/04.

2. CSN/IEV/ARAA/ATZ/0508/2 Evaluación del cálculo de blindajes del estudio de seguridad del sistema de almacenamiento de contenedores de combustible gastado HI-STORM del 7/10/05.

3. CSN/IEV/GACA/ATC/0505/4 Informe de evaluación de los aspectos de garantía de calidad relativos al sistema de almacenamiento de combustible gastado (HI-STORM 100) de Enresa para la central nuclear de José Cabrera, del 2/06/05.

4. CSN-IT-DSN-05-37 Instrucción Técnica, Partes de Desviación CSN-CDSN-05-136 11/07/05.

5. SCJ/05/03 Nota Interior del 10/10/05 Cierre partes de desviación

6. CSN/NET/INNU/ATZ/0503/1 Cuestiones y comentarios del es HI-STORM 100 del 07/03/05.

7. CSN/NET/INNU/ATZ/0505/2 Evaluación del término fuente del 26/05/05.

8. CSN/NET/INNU/ATZ/0507/3 Comentarios a las respuestas de Enresa del 13/07/05.

9. CSN/NET/INNU/ATZ/0509/4 Cuestiones a las respuestas de Enresa del 21/09/05.

10. CSN/NET/INNU/ATZ/0509/5 Comentarios a las respuestas de Enresa sobre término fuente del 26/09/05.

11. CSN/NET/INNU/ATZ/0510/6 Comentarios a esquemas de carga en HI-TRAC posición horizontal del 21/10/05.

12. CSN/IEV/INNU/ATZ/0512/5 Evaluación de término fuente del estudio de seguridad del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM de 28/03/06.

13. CSN/IEV/INNU/ATZ/0603/08 Evaluación de los análisis de criticidad del sistema HI-STORM 100 (MPC32Z+ HI-STORM 100Z+HI-TRAC 100Z) para el almacenamiento de combustible gastado en CN José Cabrera del 28/03/06.

14. CSN/NET/INNU/ATZ/0605/07 Evaluación preliminar de la propuesta de enresa de revisión 2 del contenedor HI-STORM respecto al diseño térmico del 4/05/06.

15. CSN/IEV/INNU/ATZ/0607/10 Evaluación del estudio de seguridad del sistema HI-STORM 100 para el almacenamiento de combustible gastado en CN José Cabrera del 6/07/06.

16. CSN/NET/CITI/ATI/0505/03 STN/CITI/NET/08/05 Revisión del es del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STROM 100 para el ATI de José Cabrera. del 28/04/05.


17. CSN/IEV/CITI/JCA/PEP/0505/917 STN/CITI/IN/9/05 Evaluación sísmica del sistema de almacenamiento en seco del combustible gastado para CN José Cabrera y de su losa de cimentación y soporte. del 12/05/05.

18. CSN/NET/CITI/ATI/0507/06 STN/CITI/NET/19/05 Comentarios sobre las respuestas de Enresa del 15/07/05.

19. CSN/NET/CITI/ATI/0605/07 STN/CITI/NET/15/06 Revisión del es del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STROM 100 Rev.1 para el ATI de José Cabrera. del 11/05/06.

20. CSN/IEV/IMES/ATZ/0510/3 Evaluación del análisis estructural del sistema de almacenamiento en seco del combustible gastado para CN Jose Cabrera. HI-STORM 100z del 24/10/05.

21. CSN/NET/IMES/ATZ/0512/7 Evaluación del sistema HI-STORM: confinamiento y materiales del 21/12/05.

22. CSN/IEV/IMES/ATZ/0604/09 Evaluación del diseño térmico del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM para el ATI de CN Jose Cabrera del 17/04/06.

23. CSN/IEV/IMES/ATZ/0604/09 rev.1 Evaluación del diseño térmico del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM para el ATI de CN Jose Cabrera del 12/07/06.

24. CSN/NET/IMES/ATZ/0607/09 Evaluación del sistema HI-STORM: verificación de la inclusión en los capítulos 7, 9, 10 y 13 de las limitaciones derivadas de los análisis térmicos y de confinamiento del 11/07/05.

25. CSN/IEV/IMES/ATZ/0510/3 Suplemento 1 Evaluación del análisis estructural del sistema de almacenamiento en seco del combustible gastado para CN Jose Cabrera. HI-STORM 100Z del 12/07/06.

26. CSN/NET/AEIR/ATI/0507/5 Evaluación de la revisión 0 del es del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM para CN José Cabrera del 1/07/05.

27. CSN/IEV/AEIR/ATZ/0512/6 Informe de evaluación del impacto radiológico al público del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM 100Z de Enresa del 27/12/05.

28. CSN/NET/AEIR/ATI/0602/8 Evaluación de la revisión 1 del es del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM para José Cabrera del 03/02/06.

29. CSN/IEV/APRT/JCA/PEP/0508/918 Informe de evaluación del estudio de seguridad del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM-100 de Enresa del 27/12/05.

30. CSN/IEV/APRT/ATZ/0602/7 Informe de evaluación de la revisión 1 del estudio de seguridad del sistema de almacenamiento de combustible gastado (HI-STORM-100) de Enresa para la central nuclear José Cabrera. del 5/04/06.

31. CSN/NET/APRT/ATZ/0606/08 Evaluación de la revisión 2 del estudio de seguridad del sistema de almacenamiento de combustible gastado HI-STORM 100 del 30/06/06.

INFORME PARA LA PROPUESTA DE DICTAMEN TECNICO

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