MEMORIA DE LA INSTRUCCI~N DEL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR SOBRE ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE COMBUSTIBLE GASTADO Y RESIDUOS D E ALTA ACTIVIDAD

MEMORIADE LA INSTRUCCION DEL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR SOBRE ALMACENAMIENTO TEMPORAL D E COMBUSTIBLE

GASTADO Y RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD

El objetivo de la gestión del combustible gastado y de los residuos radiactivos es proporcionar medidas apropiadas para proteger a las personas, las cosas y medio ambiente, tanto en el momento presente como en el Futuro contra los riesgos de las radiaciones ionizantes de acuerdo a los principios básicos de la protección radiológica en los que se basa en el Reglamento sobre la protección sanitaria contra las radiaciones ionizantes. Igualmente el objetivo de la gestión debe contemplar que la producción, en cantidad y actividad, sea la menor posible, conforme a la práctica científica existente en cada momento, y sin que suponga una carga para las generaciones futuras, tal como establece el artículo 38 de la Ley 25/1964 de Energía Nuclear, según la redacción dada en la reciente Ley 33/2007, de reforma de la Ley 15/1980, de Creación del Consejo de Seguridad Nuclear.

En España, la estrategia básica de gestión del combustible gastado y los residuos radiactivos está descrita en el vigente sexto Plan General de Residuos Radiactivos (VI PGRR) de 2006, que contempla como opción de gestión para el combustible gastado y los residuos radiactivos de alta actividad, el desarrollo de un Almacén Temporal Centralizado (ATC), mediante el cual se puedan cubrir las necesidades de almacenamiento temporal para todos los residuos de alta actividad y el combustible gastado, en tanto no se decida acometer su gestión definitiva, si bien no descarta las soluciones de tipo individualizado.

Por otra parte, la asociación de los Organismos reguladores nucleares de los países de Europa occidental 'WENRA" (Westein European Nuclear Regulators Association) ha establecido, con objeto de armonizar las diferentes regulaciones, un conjunto de requisitos comunes o niveles de referencia, que basados en normas internacionales, debieran estar aplicables en el año 2010.

En la elaboración de esta Instrucción se ha tenido presente, junto al borrador de la Instrucción del CSN sobre la seguridad nuclear de las instalaciones nucleares y la normativa internacional existente sobre almacenamiento temporal, el trabajo del WGWD WENRA - Gmpo de trabajo de residuos y desmantemaniento de Wenra -, los niveles de referencia armonizados sobre el almacenamiento temporal de combustible gastado y residuos radiactivos, que aún no están recogidos en la normativa española.

Así pues con el objeto de desarrollar el Real Decreto 1836/1999, de 31 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas (RINR) al tiempo que armonizar el marco normativo aplicable a las instalaciones de almacenamiento temporal de combustible gastado y residuos de alta actividad, la presente Instrucción recoge de forma autoconsistente en su conjunto, los objetivos básicos de la gestión del combustible gastado y los residuos radiactivos, los principios básicos de la protección radiológica, las funciones básicas de seguridad y requisitos y los criterios básicos del diseño, de la operación y de la evaluación de la seguridad de este tipo particular de instalaciones nucleares, e incluye determinados criterios diseño y de operación de los sistemas necesarios, teniendo presente los principios de la buena práctica de ingeniería y el actual estado del arte.

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2. ANÁLISIS COMPARATIVO RESPECTO A LA SITUACIÓN ANTERIOR

En España, la gestión del combustible gastado y de los residuos radiactivos se regula mediante d mismo marco legal y reglamentario que el resto de las actividades que entrañan riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes.

En la actualidad, el almacenamiento temporal de combustible gastado y los residuos de alta actividad se realiza bajo las respectivas autorizaciones de explotación de las centrales nucleares, en las piscinas asociadas a su diseño inicial y, en el caso de la central nuclear de Trillo y José Cabrera, en las instalaciones autorizadas como modificación de diseño de la anterior y con el uso de contenedores en seco debidamente autorizados según el RINR.

El artículo 1l.d) del vigente Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas, incluye en la categoría de instalaciones nucleares a las instalaciones de almacenamiento temporal de sustancias nucleares, quedando su diseño, construcción, operación, modificación y clausura bajo el régimen de las correspondientes autorizaciones que desarrollan los Capítulos 11 a VI del Título 11, de las instalaciones nucleares del citado Reglamento, con la salvedad establecida en el articulo 12.d), de la posibilidad de solicitar las autorizaciones previa y de construcción de forma simultauea.

Adicionalmente en el marco normativo nacional, respecto de la gestión de los residuos radiactivos y el combustible gastado, y en particular sobre el almacenamiento temporal, se encuentra la declaración de los principios básicos que recoge la Convención Conjunta sobre "seguridad en la gestión del combustible gastado y sobre seguridad en la gestión de desechos radiactivos" de 1997 o las estrategias de gestión que contempla el vigente sexto Plan General de Residuos Radiactivos.

La presente Instrucción del Consejo define los requisitos de seguridad aplicables al diseño, la operación y la evaluación de la seguridad de las instalaciones del almacenamiento temporal de combustible gastado (incluyendo los residuos de alta actividad y aquellos otros no susceptibles de almacenamiento definitivo en instalaciones de superficie).

Por otra parte, la presente Instrucción contempla un gran número de los niveles de referencia del "storage referente levels" de WENRA WGWD, por lo que con la emisión de la Instrucción, dichos niveles de referencia quedarían incorporados a la regulación española.

Así pues, esta Instrucción se encuadra en aplicación del Objetivo estratégico 1, de desarrollar la pirámide normativa de la seguridad nuclear y protección radiológica como adaptación de la legislación a las necesidades actuales y teniendo en cuenta los nuevos desarrollos normativos del OIEA y las actividades de armonización de la normativa europea.

3. ANÁLISIS COMPARATIVO CON LA NORMATIVA INTERNACIONAL

La normativa de la USNRC cuenta, específicamente, con el 10 CFR Part 72 "Licensing Requirements for the Independent Storage of Spent Nudear Fue1 and High-Level Radioactive Waste". El 10 CFR72 consta de un total de 12 apartados (desde la subparte A hasta la L), que abarcan aspectos diversos, desde los más generales aspectos administrativos, asociados a la licencia, de la instalación, o del propio emplazamiento, hasta los más específicos referentes a criterios de diseño de la propia instalación de almacenamiento independiente de combustible gastado.

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En el ámbito internacional, el OIEA dispone de un conjunto de guías y recomendaciones aplicables a instalaciones de almacenamiento temporal de combustible gastado, incluyendo criterios y recomendaciones aplicables al diseño, a la operación y la propia evaluación de seguridad de las mismas, tales como la Safety Series no 116 (Safety Guide). Diseño de Instalaciones de Almacenamiento de Combustible Gastado; Safety Series no 117. (Safety Guide). Operación de las Instalaciones de Almacenamiento de Combustible Gastado; Safety Series no 118. (Safety Practices). Evaluación de Seguridad de las Instalaciones de Almacenamiento de Combustible Gastado. (A ser sustituidas por Spent fuel storage requeriments Draft DS 371) o la Safety Guide WS-G-6.2 "Prediposal Management of High Levels Radioactive waste" (Abril 2003) y la recientemente publicada Safety Guide \VS-G- 6.1 "Storage of radioactive waste". IAEA. Diciembre 2006.

A nivel de borrador se encuentran los requisitos de seguridad (Safety requirements) de las instalaciones del ciclo del combustible (DS 316 New Safety Requirements. Safety of fuel cycle facilities) o el ya mencionado borrador de la DS 371 Storage Spent Fue1 Safety Guide

La presente Instrucción se recoge los principios básicos establecidos en la Convención Conjunta, los requisitos de los documentos publicados y borradores del OIEA y contempla los niveles de referencia de sobre almacenamiento de WENRA (basados a su vez en los documentos del OIEA).

4. CARACTERÍSTICAS Y CONTENIDO D E LA INSTRUCCIÓN

El preámbulo de la Instrucción recoge los preceptos básicos del régimen reglamentario del RINR, los objetivos de la gestión del combustible gastado y los residuos radiactivos, recogidos en distintos documentos de la pirámide normativa, así como la explícita mención a las interdependencias de la etapa de almacenamiento temporal con las etapas ulteriores, con el fin de proporcionar el confinamiento, la vigilancia y la protección por un periodo de tiempo limitado, existiendo la voluntad de la recuperación del combustible gastado y los residuos, que queda trasladado posteriormente en una de los requisitos fundamentales y características diferenciadores de este tipo de instalaciones nucleares, la recuperabilidad.

El ámbito de aplicación de la Instrucción son las instalaciones nucleares de almacenamiento temporal de combustible gastado y residuos de alta actividad, a lo largo de su ciclo de vida: desde la selección del emplazamiento, el diseño, la construcción, las pruebas, la puesta en marcha, la explotación, hasta el desmantelamiento y clausura.

Como se ha indicado anteriormente, la presente Instrucción del Consejo define los requisitos a tener en cuenta en la fase de diseño, en la fase de operación y en la evaluación de la seguridad de las instalaciones del almacenamiento temporal de combustible gastado, sin establecer ningún tipo de correspondencia biunívoca con el régimen reglamentario de autorizaciones aplicable a las instalaciones nucleares de almacenamiento temporal de combustible gastado y residuos de alta actividad.

La Instrucción trata de definir de forma completa todos aquellos requisitos específicos del almacenamiento temporal, pero al mismo resultan aplicables algunos de los criterios ya contemplados en la Instrucción básica de seguridad de las instalaciones nucleares. (1s-000)

Hay que hacer mención especial a que la presente IS no desarrolla ni profundiza en los criterios y requisitos generales del proceso de licenciamiento o los asociados a los programas a desarrollar en la instalación durante la vida de la misma. En este sentido, se

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remite a la Instrucción básica de seguridad nuclear en los aspectos asociados a la organización, el sistema de gestión de la seguridad, la responsabilidad, los recursos humanos, medios técnicos y económicos, etc., y la Instrucción IS-09 de 14 de junio de 2006 del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se establecen los criterios a los que se han de ajustar los sistemas, servicios y procedimientos de protección Física de las instalaciones y materiales nucleares (BOE, 7 de julio de 2006).

El apartado tercero de la Instrucción identifica los objetivos y requisitos generales de seguridad nuclear y protección radiológica que se aplican a este tipo de práctica o actividad que entrañan riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes, recogiendo las funciones básicas de seguridad (criticidad, evacuación de calor residual, confinamiento, blindajes y protección frente a la radiación, al amparo de la Convención Conjunta sobre seguridad en la gestión del combustible gastado y sobre seguridad en la gestión de desechos radiactivos) contemplando los requisitos o criterios generales (recuperabilidad, seguridad pasiva, defensa en profundidad, prevención de liberaciones incontroladas), y las principales bases de diseño de la instalación (vida de la instalación, inventario y características del combustible gastado y los residuos de alta actividad).

Para el diseño y su posterior evaluación, la Instrucción incluye como Anexo 1 la lista de potenciales sucesos iniciadores, y como Anexo 11 la clasificación de los sucesos bases de diseño considerados como representativos.

Asimismo, el apartado tercero de la Instrucción identifica una serie de requisitos aplicables al diseño de la instalación, de los sistemas auxiliares, de los programas de protección radiológica, de protección física y garantía de calidad.

El apartado cuarto de la Instrucción regula los criterios y requisitos básicos de la operación, estableciendo los procedimientos de operación, el programa de vigilancia, de mantenimiento, de análisis de la experiencia operativa y de la revisión periódica de la seguridad.

El apartado quinto desarrolla el contenido del Estudio de Seguridad con objeto de verificar la capacidad de la instalación para cumplir con las funciones de seguridad y que será la referencia básica para la operación segura de la misma.

El apartado sexto de modificaciones de diseño requiere analizar y controlar las modificaciones para asegurar que ninguna de ellas reduce la capacidad ni fiabilidad de la instalación.

La Instrucción se completa con los apartados básicos relativos a las exenciones, infracciones y sanciones, y la disposición final única relativa a la fecha de entrada en vigor.

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5. Referencias bibliográficas. - Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas, Real Decreto 183611999, BOE no

313. de 31 de diciembre de 1999. - Reglamento sobre protección sanitaria contra las radiaciones ionizantes, Real Decreto

78312001, BOE no 178 de 26 de julio de 2001. - Convención conjunta sobre seguridad en la gestión del combustible gastado y sobre

seguridad en la gestión de desechos radiactivos, BOE no 97 del 23 de abril de 2001 - Procedimiento de gestión PG.111.02 "Elaboración y revisión de las Instrucciones (IS) y Guias

de Seguridad (GS) del Consejo de Seguridad Nuclear". - Instrucción IS-09 de 14 de junio de 2006 del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se

establecen los criterios a los que se han de ajustar los sistemas, servicios y procedimientos de protección fisica de las instalaciones y materiales nucleares (BOE, 7 de julio de 2006).

- Instrucción IS-20 de 28 de enero de 2009. del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se establecen los requisitos de seguridad relativos a contenedores de almacenamiento de combustible gastado.

- IAEA. Borrador de los requisitos de seguridad (Safety requirements) de las instalaciones del ciclo del combustible (DS 316 New Safety Requirements. Safety of fue1 cycle facilities).

- IAEA. Borrador de la DS 371 Storage Spent Fuel Safety Guide - IAEA. Safety Guide WS-G-6.1 "Storage of radioactive waste". IAEA. Diciembre 2006. - IAEA. Requisitos de seguridad "Predisposal Management of Radioactive Waste, lncluding

Decommissioning" Safety Requirements. No. WS-R-2. - IAEA safety glossaiy terminology used in nuclear, radiation, radioactive waste and transport

safety version 2.0 September 2006. - Wenra Working Group on Waste and Decommissioning (WGWD). Waste and spent fue1

storage safety reference levels report. Working version 1 .O december 2006. - Waste and spent fue1 storage Safety Reference Levels report. Spain spent fue1 storage

legal requirements benchmarking. Junio 2007. - 10 CFR 72 "Licensing requirements for the independent storage of spent nuclear fuel, high-

level radioactive waste, and reactor-related greater than class C waste", - Guia de seguridad 1.1 1 modificaciones de diseño en centrales nucleares, julio de 2002. - Diccionario español de la energia. - Design criteria for an independent spent fue1 storage installation (dry type) ANSllANS-57.9-

1992. - Real Decreto 3512008. de 18 de enero. por el que se modifica el Reglamento sobre

Instalaciones Nucleares y Radiactivas, aprobado por Real Decreto 183611999, de 3 de diciembre

- 10CFR Part 72-Licensing Requirements For The lndependent Storage of Spent Nuclear Fuel, High-Level Radioactive Waste, and Reactor Related Greater Than Class C Waste.

- Instrucción de 28 de enero de 2009, del Consejo de Seguridad Nuclear, número IS-20, por la que se establecen los requisitos de seguridad relativos a contenedores de almacenamiento de combustible gastado. Publicada en el BOE no 42 de 18 de febrero de 2009.

- Instrucción de 28 de enero de 2009, del Consejo de Seguridad Nuclear, número IS-21. sobre requisitos aplicables a la modificaciones en la centrales nucleares. Publicada en el BOE no 43 de 19 de febrero de 2009.

- IS Instrucción básica de seguridad nuclear de instalaciones nucleares (borrador), - IS Modificaciones de diseño (borrador),

- IS Criterios generales de diseño CCNN (borrador).