¿Qué tan seguras son nuestras centrales nucleares?

FUENTE :http://www.nuclear-stress-tests.eu/en/home.html

Introducción

Como reacción a la catástrofe de Fukushima la UE realizaron pruebas de resistencia para saber qué tan seguro de las centrales nucleares de la UE son. Ahora, dos años después tenemos a los informes, pero tenemos nuestras centrales nucleares conseguido más seguro? No sabemos realmente qué tan seguro nuestros reactores nucleares? Más información en ... »La Verdad

La lección más sencilla, pero no por ello menos importante, para salir del accidente de Fukushima es que los accidentes nucleares se dan realmente - incluso en los países desarrollados industrializados. La lección no es nueva, pero ha estado fuera del dominio público desde hace algún tiempo: Cada planta de energía nuclear funciona con una probabilidad de una fusión del núcleo. La operación de las centrales nucleares es siempre - sin excepción - vinculados al riesgo residual de un accidente nuclear incontrolada »Las Especificaciones ENSREG

Resumen técnico sobre la aplicación de integral de riesgos y evaluaciones de la seguridad de las centrales nucleares de la Unión Europea. Acompaña a la COMUNICACIÓN documento DE LA COMISIÓN AL CONSEJO Y AL PARLAMENTO EUROPEO sobre la integral de riesgos y evaluaciones de la seguridad ("pruebas de tensión") de las plantas de energía nuclear en la Unión Europea y las actividades conexas »Países - Resultados de pruebas de estrés

Las especificaciones ENSREG

Experiencia en nombre del Grupo Parlamentario de los Verdes / ALE en el Parlamento Europeo

Bonn, octubre de 2011  

Redactado por Büro für Atomsicherheit

Renneberg Consultar UG, Wolfgang Renneberg

En colaboración con:

INTAC GmbH, Oda Becker & Wolfgang Neumann

Con el apoyo del Grupo de los Verdes / ALE en el Parlamento Europeo incl. el apoyo individual de los Verdes / Alianza Libre Europea diputados:

Franziska Brantner, Reinhard Bütikofer, Marije Cornelissen, Eickhout Bas, Jill Evans, Gerald Häfner, Rebecca Harms, Satu Hassi, Yannick Jadot, Keller Franziska, Jean Lambert, Judith Sargentini, Werner Schulz

                                                      PARTE   I

Introducción

La lección más sencilla, pero no por ello menos importante, para salir del accidente de Fukushima es que los accidentes nucleares se dan realmente - incluso en los países desarrollados industrializados. La lección no es nueva, pero ha estado fuera del dominio público desde hace algún tiempo: Cada planta de energía nuclear funciona con una probabilidad de una fusión del núcleo. La operación de las centrales nucleares es siempre - sin excepción - vinculados al riesgo residual de un accidente nuclear descontrolada ¹ . La seguridad nuclear en el sentido absoluto no existe. Decir "una planta nuclear es segura" sólo significa que el riesgo residual sea aceptada. Lo que era un tsunami en Japón podría ser la combinación de un incidente de fuego, error humano, tuberías con fugas y la obstrucción del circuito de refrigeración en una planta de energía nuclear en Europa o en los Estados Unidos. Podría ser cualquier tipo de combinaciones peligrosas, en cualquier parte del mundo. . Una cantidad incontrolable de combinaciones imprevisibles de errores - los técnicos y humanos - no se puede evaluar y excluidos de antemano. Por tanto, sería una gran equivocación de creer que una "prueba de estrés" puede hacer que las plantas de energía nuclear segura. Sin embargo, una evaluación de la seguridad de sonido puede ayudar a reducir los riesgos nucleares. 

La "prueba de estrés" para las centrales nucleares de la Unión Europea formalmente sólo afecta a los países miembros de la Unión Europea.Los definidas "Stress test" pliego de condiciones y sus resultados con el tiempo servirá como una importante referencia para las evaluaciones de seguridad nuclear en todo el mundo. Una clara comprensión de su estructura y contenido deberá evaluar su valor para la mejora de la seguridad nuclear en todo el mundo. 

La primera parte de este estudio considera y analiza los "stress test" especificaciones de la Europea de Seguridad Nuclear Regulators Group (ENSREG) para las plantas de energía nuclear en Europa. Estos "especificaciones" son la base de las investigaciones actuales de los operadores y las autoridades nucleares de los Estados miembros. Este estudio se pregunta hasta qué punto estas investigaciones cumplir con el requisito del Consejo de la UE para una evaluación completa de los riesgos de las centrales nucleares europeas (PNP).

La segunda parte de este estudio recomienda medidas para compensar los déficits detectados a través del análisis de la primera parte.

¹  Como objetivo probabilístico de seguridad para la operación de las centrales nucleares de un núcleo fundido media probabilidad de 1: 100.000 por año y por cada planta se discuten internacionalmente (IAEA, INSAG). Para un tiempo de vida de una planta supone de 50 años esto significa una probabilidad de 1:2000 para un núcleo fundido a pasar. 

Resumen

Los límites de la prueba

La "prueba de estrés" de las centrales nucleares europeas definidas por el Consejo Europeo de Seguridad Nuclear Regulators Group no cumple con los requisitos del Consejo de la UE ni a las expectativas de la opinión pública europea para una evaluación de la seguridad integral.No proporciona un método para comparar la seguridad de las diferentes plantas, ni cómo responder a las plantas europeas de seguridad son en realidad. 

La prevención de accidentes nucleares - que es el centro de las disposiciones de seguridad nuclear - está prácticamente excluido por la prueba. El ámbito de aplicación de la "prueba" se centra en las medidas que se dejan en el caso de haber ocurrido un accidente:

• Los escenarios que son objeto de examen son incompletos.Escenarios internos, tales como los escenarios de fuego, las sobrecargas eléctricas, fugas de tuberías, mal funcionamiento de las válvulas, fallos humanos y las combinaciones de esos eventos no están incluidos en el alcance de la prueba. Escenarios externos como los accidentes de avión también están excluidos.
• La calidad de los sistemas relacionados con la seguridad y componentes de las plantas como el material de los tubos, de la vasija del reactor, de las válvulas y bombas, de control e instrumentación no está bajo investigación.
• Efectos de degradación, en particular las causadas por el envejecimiento de plantas / fatiga de material, no se consideran
• La gestión de la seguridad de las centrales nucleares, lo cual es de suma importancia, no está incluido.
• La prueba se basa en los casos de seguridad de las licencias de las plantas individuales, que en muchos casos están fuera de fecha.

Las especificaciones de la prueba no definen los criterios de evaluación para comprobar las características de una planta de seguridad. No se definen los criterios para determinar la denominada "robustez" de la planta. Además, la "prueba de estrés" no es compatible con que normalmente se aplican métodos calificados y comprensible de los estudios técnicos y las prácticas de revisión. Es, básicamente, depende de la confianza en los informes de los operadores. Los expertos que participaron en la "prueba de estrés" son los mismos expertos que han sido responsables de la seguridad nuclear en el pasado. La Comisión Europea no es capaz de compensar esta falta de independencia porque no tiene experiencia técnica en sí. Por lo tanto, todo el proceso está abierto al abuso, sólo para demostrar al público cómo las plantas son seguras. 

Dentro de este alcance limitado y teniendo en cuenta las deficiencias del método y el proceso de la propuesta de "prueba de tensión" sin embargo, podría ser útil para dar información adicional y, potencialmente, una estimación inicial de la capacidad de las plantas individuales para soportar unos pocos importantes acontecimientos externos extremos (en particular, terremotos e inundaciones).

La lección de Fukushima - Recomendaciones

La primera experiencia práctica del accidente de Fukushima es que los accidentes nucleares pueden ocurrir en todas partes, y que el riesgo nuclear residual no puede ser eliminada. 

Más allá de esta experiencia, la lección más importante del accidente de Fukushima fue que una planta y su gestión debe cotejarse con conocidos estándares modernos de la seguridad nuclear, ya que en el caso de Fukushima, no fue así, y las consecuencias de dicha revisión no tuvo ha dibujado. La mayor parte de las cuestiones relativas a la continua "prueba de estrés" en la Unión Europea se puede deducir de las codificaciones existentes de los requisitos de seguridad nuclear, incluyendo las publicaciones de la Agencia Internacional de Energía Atómica. La mayoría de los problemas técnicos de seguridad que ahora parecen como nuevas lecciones del accidente de Fukushima, ya se han discutido en los foros nacionales e internacionales. Sin embargo, este conocimiento no ha sido aplicada a Fukushima y que aún no ha sido aplicada a las plantas europeas. La lección es aplicar el conocimiento ahora. Esto conduce a una de dos pasos de aproximación: 

El actual enfoque limitado de la "prueba de estrés" debe complementarse con la evaluación de los impactos de los aviones (véase I.2.3). Los criterios de aceptación que permiten una clasificación de los diferentes grados de solidez debe ser definido (ver I.3.4 y II.2.1).Los requisitos para los informes sobre el actual defensa en profundidad los conceptos de las plantas deben ser estructurados para dar más transparencia y para conseguir una buena base para la comparación de las disposiciones de seguridad de las plantas (ver I.3.1 y II.2.2).Requisitos más precisos y más rigurosas para los datos subyacentes y los documentos deben ser definidos (véase I.3.5 y II.2.3). Los informes y los documentos principales subyacentes deben estar abiertas al público. Los resultados del proceso de revisión por pares (preguntas y respuestas) debe estar completamente documentado y publicado (véase I.3.7 y II.2.3).

La "prueba de estrés" debe complementarse con una segunda parte que evalúa las medidas preventivas de las centrales nucleares contra accidentes nucleares (ver II.3). 

Los objetivos de seguridad de WENRA (Western Europeo Reguladores Association) para la construcción de nuevos reactores son una base adecuada para estructurar la evaluación de la falta de medidas preventivas. Advanced requisitos técnicos de seguridad, que forman parte de los objetivos para alcanzar estos objetivos, se encuentran disponibles (véase el anexo I). Para cada objetivo de seguridad los requisitos más avanzados que son aplicables para reactores en funcionamiento se debe aplicar. Como resultado de este proceso un cuestionario que forma parte de los puntos de referencia más importantes para un control de seguridad del sistema de defensa en profundidad sería una buena base para la necesaria segunda parte complementaria de la "prueba de estrés". Esta metodología proporciona una evaluación completa de los riesgos que podría informar a la Unión Europea sobre el estado de seguridad de sus centrales nucleares.

Decisión del Consejo Europeo

El 25 de marzo de 2011, el Consejo Europeo declaró que 

"La seguridad de todas las centrales nucleares de la UE debe ser revisado, sobre la base de una evaluación de riesgos exhaustiva y transparente (" prueba de estrés "), el Grupo Europeo de Seguridad Nuclear Reguladora (ENSREG) y la Comisión están invitados a desarrollar lo antes posible el alcance y las modalidades de estas pruebas en un marco coordinado a la luz de las lecciones aprendidas del accidente en Japón ... "  ² 

A raíz de esta declaración, Comisario de la UE Öttinger dijo que esta evaluación de riesgos debe permitir a la UE de volver a evaluar la seguridad de las centrales nucleares europeas y que debe servir de base para las decisiones, incluso en el cierre de plantas peligrosas. ³  Por lo tanto, debería permitir la Unión Europea para comparar el estado de seguridad de las centrales nucleares europeas, por lo menos a un cierto grado.

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² Consejo Europeo, Conclusiones 24/25 de marzo 2011

³ Oettinger, Comisario de Energía, Entrevista "Tageschau", 15.03.2011

El enfoque de ENSREG y de la Comisión

Marco de la "prueba de estrés"

La meta original fue redefinida por ENSREG con la ayuda de la Western  Asociación de Reguladores Europeos (WENRA): 

"Por ahora se define una" prueba de estrés "como una revaluación selectiva de los márgenes de seguridad de las centrales nucleares a la luz de los acontecimientos ocurridos en Fukushima:. Eventos naturales extremos que desafían las funciones de seguridad de la planta y que conduce a un accidente grave" ⁴ 

Según esta definición acordó una "evaluación completa de los riesgos", como fue previsto por el Consejo de la UE ha ido fuera de foco. En principio, sólo los sucesos iniciadores siendo revisados ​​son los que se han destacado por el accidente de Fukushima: terremotos e inundaciones. 

Independiente de cualquier tipo de evento especial la pérdida de los componentes que se necesitan para transferir el calor residual después del reactor de apagado de manera segura en el medio ambiente se supone adicionalmente. ⁵ 

De acuerdo con la Declaración de ENSREG el riesgo de accidentes aéreos en las centrales nucleares no serán considerados: 

"Los riesgos debido a las amenazas de seguridad no son parte del mandato del ENSREG y la prevención y respuesta a incidentes debidos a actos malévolos o terroristas (incluyendo impactos de aeronaves) se refieren a las distintas autoridades competentes, por lo tanto, se propone que el Consejo establezca un grupo de trabajo específico compuesto de los Estados miembros y la asociación de la Comisión Europea, dentro de sus respectivas competencias, para hacer frente a ese problema. El mandato y las modalidades de trabajo de este grupo se define a través de las Conclusiones del Consejo ". ⁶ 

Objetivo técnico de la "prueba de estrés"

Bajo los escenarios limitados extremas del enfoque ENSREG la "prueba"  consiste en descubrir qué medio se mantendrá en el caso de la definición restringida  escenario Fukushima para cada planta, para prevenir o para mitigar las emisiones radiactivas. Este es el principal objetivo de orden superior y de toda la prueba. Para  lograr este objetivo algunas preguntas clave deben ser contestadas, en particular, cómo  mantener las tres funciones fundamentales de seguridad, control de la reactividad, combustibles,  refrigerantes y confinamiento de la radiactividad. ⁷ 

Por lo tanto, una cuestión clave de la prueba será cómo la recriticality del reactor  puede ser evitado incluso si los sistemas de control ya no están disponibles, como fue el  caso de Fukushima. Recriticality significa la reanudación de la fisión y la adicional  de producción de calor que rápidamente podría destruir todas las barreras. 

Otra cuestión clave será por lo que los dispositivos y procedimientos adicionales del  núcleo y la piscina de almacenamiento de combustible puede ser enfriado, y qué se podría hacer si  llega refrigeración insuficiente. 

La tercera cuestión clave de la prueba con la que pide a los dispositivos o procedimientos de la  radiactividad se puede mantener dentro de la contención, o por medios que pueden  ser mitigados si las emisiones de una planta se enfrentaron con el escenario de Fukushima. ⁸ 

Una importante característica nueva que se aplica en esta prueba es la evaluación de  los llamados "efectos de borde" acantilado. Un efecto de borde del acantilado es una degradación cualitativa  de las condiciones de seguridad de la planta. 

"Un efecto acantilado podría ser, por ejemplo, superior a un punto en el que  la inundación significativo del área de la planta se inicia después de un desbordamiento de agua protección  dique o agotamiento de la capacidad de las baterías en el caso  de un apagón. "  ⁹ 

Otra característica importante es la evaluación de cuánto tiempo se tarda hasta críticos  cuando se produzcan situaciones de refrigeración es insuficiente, por ejemplo, cuánto tiempo toma  antes de las barras de combustible comienzan a fundirse. 

Dichos efectos y sus consecuencias para la seguridad de la central habían sido - hasta que no están bajo consideración en el marco de las pruebas de las condiciones de concesión de licencias - ahora  o revisiones periódicas de seguridad. En este sentido, la "prueba de estrés" va más allá  de las fronteras del análisis de seguridad común "del pasado y puede dar nuevas perspectivas  de la respuesta de las plantas en estas situaciones extremas. La prueba puede  por lo tanto dar lugar a recomendaciones técnicas y de organización que permitan a  las plantas para estar mejor preparados en caso de accidentes.

Estructura de la prueba

El informe constará de cuatro partes principales: ¹⁰

• un up-to-fecha planta descripción 
• una descripción de las disposiciones adoptadas en la base de diseño de la planta y  una descripción si se las arregla planta con sus requisitos de diseño
• una evaluación de la llamada "robustez" más allá de la base de diseño en  el caso de terremotos e inundaciones y pérdida de energía eléctrica. La  evaluación deberá incluir información sobre cómo la defensa de la planta específica en  concepto de fondo contribuye a la seguridad cuando se enfrenta a los escenarios de inundación, terremoto y la pérdida de energía eléctrica.
• Las mejoras potenciales.

El proceso de revisión de los informes de las 143 plantas europeas se concluirá  dentro de unos cuatro meses, a partir de enero de 2012 y termina en el  final de abril de 2012. Para asegurar el mismo nivel de evaluación, algunos expertos  miembros serán designados en cada uno de los equipos de revisión de pares. ¹¹

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⁴  ENSREG (European Nuclear Safety Regulators Group), Declaración de ENSREG, Anexo 1, de la UE

"Estrés test", Bruselas especificaciones 31,05. 2011, http://www.ensreg.eu/documents, página 1

⁵  Esto significa que la pérdida del sumidero final de calor, pérdida de energía eléctrica, ENSREG, página 4

⁶  ENSREG (European Nuclear Safety Regulators Group), Declaración de ENSREG, Bruselas 

31.05.2011, http://www.ensreg.eu/documents

⁷  Véase nota de pie. 4, página 4 (documento descargable)

⁸  Véase id. (Documento descargable)

⁹  Véase id., página 2 (documento descargable)

¹⁰  Véase id., página 5 (documento descargable)

¹¹  Fn. 4, página 3 (documento descargable)

Límites de la ENSREG - Especificaciones

El Consejo Europeo ha pedido una evaluación completa del riesgo que permita un juicio sobre el estado de seguridad de las plantas. La evaluación de los márgenes de seguridad es otra cosa. Los márgenes de seguridad describen las disposiciones de seguridad, o mejor aún "atributos relacionados con la seguridad", de la planta, que permiten al operador para enfriar el reactor y evitar las emisiones radiactivas, incluso cuando los sistemas de seguridad existentes han fracasado y las condiciones de contorno de la licencia planta se exceden. El objetivo de la evaluación es relativo a las medidas de gestión de accidentes que son necesarios cuando un accidente que ha ocurrido. Por ejemplo, si en un avión el suministro de motores y electricidad falla, es el medio para salir del avión y llegar a salvo a la tierra cuando los motores han dejado de funcionar. Para tomar otra metáfora, es si un buque tiene un número suficiente de botes salvavidas robustos y chalecos, en caso de hundimiento.

Defensa en profundidad-Concept no está bajo revisión

La mayoría de las características de seguridad de la planta que son necesarias para prevenir que ocurra un accidente no están bajo revisión. Estas características de seguridad son las que pertenecen a la base de diseño llamado de la planta que sigue un concepto de defensa en profundidad. 

Defensa en profundidad significa que la seguridad debe ser garantizada por los niveles independientes de las disposiciones que se oponen a cualquier accidente que pueda dañar la salud humana. ¹² El primer nivel de defensa presentará un funcionamiento estable y seguro dentro de las especificaciones definidas de datos operacionales. Esto se consigue por los requisitos para la función fiable de los instrumentos, de los componentes como válvulas, tubos y dispositivos eléctricos y electrónicos. Se ofrece una buena calidad de los materiales y muchas definidos inspecciones periódicas. El segundo nivel de defensa sirve para aquellos casos en que los datos de especificación de funcionamiento se ha excedido. En esos casos se necesitan sistemas para llevar el reactor de nuevo en el rango permitido de los límites operacionales, tales como los límites de presión, la temperatura, la reactividad. Si este segundo nivel independiente de defensa falla porque no hay, por ejemplo, una fuga o una válvula de función y el reactor podría salir de control, no es el tercer nivel de defensa más importante.Este tercer nivel de defensa consiste en sistemas de seguridad independientes que deben ser capaces de parar el reactor para enfriar las barras de combustible y para evitar que el reactor de la liberación de radiactividad fuera de los límites permitidos para esos casos. ¿Cómo funciona de manera segura un reactor depende principalmente de la calidad de la defensa instalado en el sistema de profundidad en total. 

Este es también el punto de vista de ENSREG: 

"Se reconoce que todas las medidas adoptadas para proteger la integridad del núcleo del reactor o del combustible gastado o para proteger la integridad de la contención del reactor constituyen una parte esencial de la defensa en profundidad, ya que siempre es mejor para evitar que ocurran accidentes que tratar con la consecuencias de un accidente. " ¹³

Los sistemas de seguridad de defensa en profundidad diseño son sólo parcialmente revisado por la "prueba de estrés". Defensa en profundidad se volverá a evaluar en un enfoque limitado sobre los "supuestos de su actuación" ¹⁴ ya que se asume que el desempeño adecuado de estos sistemas ha sido evaluado en relación con las licencias de las plantas. 

ENSREG da por sentado que las estructuras, sistemas y componentes para prevenir accidentes estén en su lugar y sin deficiencias:

"Por su naturaleza, la" prueba de estrés ", estará centrado en las medidas que podrían adoptarse después de una pérdida postulado de los sistemas de seguridad que se instalan para proporcionar protección contra los accidentes considerados en el diseño. Funcionamiento adecuado de los sistemas ha sido evaluado en relación con las licencias de las plantas. " ¹⁵

En este supuesto, la "prueba de estrés" excluye a la base, con mucho, más importante de la seguridad de las centrales nucleares de la evaluación de seguridad. El amplio conjunto básico de requisitos y escenarios de las plantas tiene el rostro y el maestro con el fin de evitar que ocurran accidentes, y que son parte fundamental de cualquier codificación de los requisitos de seguridad nuclear, no se incluyen en la "prueba": ¹⁶

• La calidad del material de las tuberías, de los componentes de seguridad pertinentes como la vasija del reactor, de control e instrumentación no se investiga. La calidad varía ampliamente y que hace que la diferencia en la seguridad de una planta
• Efectos de degradación producidas en especial por el envejecimiento de las plantas / fatiga de material no se consideran
• La gestión de la seguridad de las plantas, que es crucial para la seguridad, está fuera del alcance. Incluso no es previsto un informe sobre si una gestión de la seguridad que corresponde al estado de la técnica está establecido y funcionando
• Además ENSREG se basa en el estudio de seguridad de la licencia. ¹⁷Este estudio de seguridad de las plantas es en muchos casos más de dos o tres, a veces cuatro décadas de antigüedad. Mientras tanto una gran cantidad de parámetros de las plantas se han cambiado, los supuestos anteriores se han revisado, los métodos de cálculos anteriores puede estar fuera de fecha, los conocimientos sobre materiales, sobre los sistemas nucleares ha desarrollado, y un montón de experiencia con escenarios no previstos anteriormente ha sido realizada durante el funcionamiento. ¹⁸

Los diseños de seguridad de las plantas son mayores y muestran deficiencias. Sobre todo la independencia de los niveles de la defensa en profundidad el concepto como una de las cuestiones cruciales de la seguridad no se realiza en todas las plantas. Sin embargo, todas las plantas están en un estado con licencia. ¹⁹  Por lo tanto, es imperativo que una evaluación de riesgos de una planta de energía nuclear debe incluir la evaluación de la base de diseño completo, una evaluación que se basa en el estado actual de la técnica y recoge la experiencia operativa de la planta objeto de examen y de todas las plantas comparables. Sin dicha evaluación la cuestión de si una planta es segura o no permanecerá en la oscuridad.

La importancia de la defensa en profundidad se aborda también en el junio de 2011 "Informe del Gobierno japonés a la Conferencia Ministerial del OIEA sobre Seguridad Nuclear - El accidente de Fukushima TEPCO estaciones de energía nuclear". Como una de las principales lecciones aprendidas se afirma: "Establecer la cultura de seguridad, volviendo a lo básico que persigue la defensa en profundidad es esencial para garantizar la seguridad nuclear, aprendiendo constantemente los conocimientos profesionales en materia de seguridad, y mantener una actitud de tratar de identificar las debilidades así como salas para la mejora de la seguridad. " ²⁰

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¹² WENRA (Asociación Europea de Reguladores), WENRA Seguridad de los Reactores Niveles de Referencia Apéndice C, enero de 2008

¹³ Véase nota de pie. 4, página 2 (documento descargable)

¹⁴ Véase id.

¹⁵ Véase id

¹⁶ Véase, por ejemplo: Módulo 4 "Criterios de seguridad para las centrales nucleares: Criterios para el Diseño de la frontera de presión del refrigerante del reactor, la presión de los Muros de sistemas externos y el Sistema de Contención", Principios de seguridad básica en relación con el diseño y la fabricación , en particular los párrafos sobre la selección de material N º 2.3.2 (refrigerante del reactor barrera de presión), N º 3.3.2, (Presión-muros de contención de los componentes de los sistemas externos) N º 5,3 (diámetro pequeño tuberías) y N º 7,4 (Contención sistema), BMU 2009

¹⁷ Véase nota de pie. 4

¹⁸ evaluaciones regulares periódicas de la seguridad no mejora la situación, al menos no en todos los estados miembro. El estudio de seguridad anterior que se hizo para la licencia no es explícitamente por ejemplo bajo revisión en el marco de la evaluación periódica de la seguridad obligatorio en Alemania, pero sigue siendo la base de operaciones. En septiembre de 2010, las autoridades nucleares alemanas acordaron renovar el estudio de seguridad en un proceso a largo plazo sin un horario definido.

¹⁹ ver en detalle: W. Renneberg, Riesgos de edad, las plantas de energía nuclear, el estudio en nombre del Grupo Parlamentario de los Verdes en el Parlamento alemán, julio de 2010 (Texto en alemán);

http://www.atomsicherheit.de/studien-und-statements/risiken-alter-atomkraftanlagen/

²⁰ Informe de Gobierno japonés, del Gobierno del Japón para la Conferencia Ministerial del OIEA sobre Seguridad Nuclear - El accidente de Fukushima TEPCO estaciones de energía nuclear, junio de 2011

Escenarios incompletas

Para una evaluación completa de los riesgos, como se había previsto por el Consejo Europeo, un enfoque más amplio que hubiera sido necesario, un enfoque que parte de la causa subyacente del accidente de Fukushima que los acontecimientos inesperados pueden ocurrir, es decir, hechos que no han sido previstos para determinar las disposiciones de seguridad de diseño y de funcionamiento de una central nuclear. Según la experiencia de las configuraciones específicas de accidentes de Fukushima y modos de falla típicos de un accidente aéreo, por ejemplo, o fuegos internos o fallas humanas o cualquier combinación de estos eventos que hasta ahora no han sido objeto de examen en la defensa en profundidad que no están cubiertos por la "prueba de estrés". La "prueba de estrés" por lo tanto no revelará existentes "puntos ciegos" en el diseño de las centrales nucleares, que son cruciales para su seguridad. 

Un enfoque amplio requeriría necesario mirar todas las categorías de sucesos iniciadores y combinaciones posibles de eventos, fallas de los posibles sistemas de seguridad "en cada caso, y graves problemas de gestión de accidentes contra el fondo del sistema de niveles de defensa en profundidad. 

En particular accidentes aéreos deben ser consideradas como un problema de seguridad relevante a la luz del accidente de Fukushima.ENSREG se refiere a este escenario en las condiciones de seguridad y por lo tanto reclama no es relevante que se haya introducido en el Test de estrés. ²¹ Este es un argumento evidentemente engañosa. El hecho de que los aviones pueden estrellarse en una planta de energía nuclear es completamente independiente de su causa, y por lo tanto puede ocurrir sin ningún tipo de fondo terrorista.

Después de todo hay un motivo fundado para ENSREG para abordarla como un problema de seguridad que podría dar lugar a situaciones fatales.

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²¹ Véase fn.6

No hay criterios de evaluación

El "estrés test" especificaciones requieren descripciones de las propiedades de las plantas y una justificación de las disposiciones de seguridad elegido. Requisitos relativos a la calidad y la amplitud de la de esas descripciones no están definidas. No hay criterios de evaluación o bancos marcas-se definen como una vara de medir para evaluar si las disposiciones notificadas de la defensa en profundidad alcanzan un mínimo de calidad. 

En el caso de terremoto, por ejemplo, el "estrés test" especificaciones requieren una descripción del nivel al día de la aceleración máxima del suelo asumido en el sitio y la justificación de los datos seleccionados. ²²El procedimiento para determinar la aceleración máxima del terreno contiene muchas suposiciones en un complejo campo de la investigación. No hay una opinión común o una regla comúnmente aceptada para determinar los datos básicos para la evaluación. No hay una opinión común o código comúnmente aceptado para obtener los resultados. La validez de los datos depende de muchos factores y el método de evaluación depende de muchos parámetros sensibles en las predeterminaciones clave puede ser ocultas que influyen en el resultado de manera significativa. Una de muchas preguntas por ejemplo, es lo que el intervalo de confianza del terremoto determinación debe basarse en: se hace una diferencia si se puede confiar en la estimación de probabilidad de un terremoto de cierta fuerza completamente o si debe tener en cuenta, que dentro de, por ejemplo, una amplia de 50% el terremoto puede ser mucho más fuerte.La misma complejidad de encontrar la fuerza y la probabilidad de un terremoto es típico de la mayoría de las otras evaluaciones como, por ejemplo, la adecuación de las "disposiciones para proteger a la planta contra terremoto" ²³ o inundaciones. En cuanto a las "Especificaciones" se basan en el diseño de licencia ²⁴ y su caja de seguridad, se basa en muchos casos en obsoletos criterios y métodos que hayan trabajado 30 años y que difieren de una planta a otra y de mayor a menor planta generaciones. 

Esta insuficiencia es característico para el conjunto de las "Especificaciones". Sin reglas claras y precisas para la evaluación, es posible generar resultados arbitrarios. Esta es una razón importante por la cual los resultados de los informes de los países sobre la evaluación de las 143 plantas europeas no serán comparables.

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²² Fn. 4, página 7 (documento descargable)

²³ Para conocer las cargas que deben ser transportados por las estructuras del edificio del reactor y sus componentes en cada punto relevante y conocer los límites de carga que se pueden llevar a que necesita métodos complejos basados ​​en computadoras de cálculo y validación de datos de entrada. Se debe tener en cuenta las diferentes condiciones de operación y la interdependencia de reacciones posibles.

²⁴ Fn. 4, página 7 (documento descargable)

No hay un nivel de aceptación de "solidez"

La Oficina Europea de "prueba de esfuerzo" deberá demostrar la solidez de las plantas europeas de energía nuclear son. ²⁵ En el debate actual tras el accidente de Fukushima, el término "solidez" se utiliza como expresión clave para que lo que se debe exigir. Si usted es robusto que nunca se enferman, incluso en condiciones meteorológicas adversas y ropa suficientes. Robustez se entiende como algo que garantiza un cierto tipo de seguridad adicional. Sin embargo, no existe una definición en el marco internacional de normas de seguridad o en los "stress test" pliego de condiciones, en cuanto a qué nivel adicional de seguridad se debe lograr, qué nivel de seguridad se justifican diciendo que es una planta robusta o backfitted debe considerar la nuevas exigencias del accidente de Fukushima o debería ser cerrado. Por lo tanto, se le dará espacio para las evaluaciones incomprensibles y arbitrarios de los resultados de la "prueba de estrés". Un método transparente debe proporcionar criterios para definir qué nivel de seguridad para un nivel básico requerido tiene que ser logrado y lo que tal vez podría ser un nivel que justifica diciendo que "se trata de una planta robusta" con características de seguridad adicionales. 

La Comisión Seguridad de los Reactores alemán ha definido cuatro niveles de robustez, el nivel básico y tres niveles superiores. ²⁶ 

El nivel básico se elige como un nivel que deben ser cumplidas por todos los centros de explotación, teniendo en cuenta que todas las plantas cumplen con las condiciones de licencia y se han dado cuenta todos backfitting medidas exigidas por la autoridad. Cada uno de los tres niveles de robustez define una especie más grande de comienzo margen de seguridad con el nivel 1 de robustez. Nivel 3 significa que la planta es segura incluso en las condiciones extremas definidas. 

Con el ejemplo de un terremoto los niveles se definen como sigue: ²⁷ 

Nivel básico : la planta debe ser seguro en caso de un terremoto que se espera con una probabilidad de 10-5 por año. 

Primer nivel de robustez : la planta está a salvo en el caso de un terremoto con una intensidad de más uno. Medidas de gestión de accidentes pueden ser tenidos en cuenta. 

Segundo nivel de robustez : la planta está a salvo en el caso de un terremoto con una intensidad de más dos. Medidas de gestión de accidentes pueden ser tenidos en cuenta. 

Tercer nivel de robustez : la planta está a salvo en el caso de un terremoto con una intensidad de más dos, incluso sin tener en cuenta las medidas de gestión de accidentes .

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²⁵ Id., página 6 (documento descargable)

²⁶ German Reactor Safety Commission (RSK), la evaluación de la seguridad en específico de la central nuclear alemana a la luz del accidente de Fukushima (texto alemán, Anlagenspezifische Sicherheitsüberprüfung (RSKSÜ) deutscher Kernkraftwerke unter der Berücksichtigung Ereignisse en Fukushima-I (Japón), Berlín, 14,05. 2011, http://www.bmu.de/energiewende/doc/47398.php

²⁷ Véase id., página 23 (documento descargable)

Los métodos de evaluación y los datos

La "prueba de estrés" no es compatible con métodos calificados y comprensible de los estudios técnicos y las prácticas de revisión.

El alcance de la evaluación requerirá responder preguntas nuevas.Estas nuevas preguntas se basan en parte en documentos existentes y en parte en las nuevas investigaciones, inspecciones, evaluaciones y cálculos. Los nuevos documentos se generará. ENSREG requiere una clasificación de los documentos:

"Los documentos referenciados por el licenciatario se caracteriza ya sea como:

• validado en el proceso de concesión de licencias
• no validado en el proceso de concesión de licencias, pero pasado por el programa de garantía de calidad licenciatario
• ninguna de las anteriores ". ²⁸

Las "especificaciones" establecer el marco de tiempo limitado de dos meses y medio para el primer informe del operador y un mes para que la autoridad nuclear para comprobarlo ²⁹ . Es de esperar que una gran cantidad de documentos de seguridad pertinentes serán clasificados en la segunda o tercera categoría. Esto debilitará considerablemente la confianza en los datos utilizados y - de la siguiente manera - en el informe. 

Teniendo en cuenta el horario de tiempo limitado las "especificaciones" aceptar los llamados "juicios de ingeniería" cuando no hay tiempo para las evaluaciones ordenadas fundaron ³⁰ . El juicio de un ingeniero depende de muchos factores, en su su / experiencia, en su su / "actitud de cuestionamiento" y en otros factores subjetivos, sobre todo en su su / percepción subjetiva de la aceptación de riesgos. ³¹ No es por lo tanto una base para un método comprensible y seguridad orientado para la evaluación de los riesgos considerados.

Por otra parte, es completamente fuera del alcance de una autoridad nuclear para comprobar el informe del titular dentro de un mes.Teniendo en cuenta la práctica habitual que se necesitarán al menos dos años para llegar a un juicio fundado. ³²

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²⁸ Fn.4, página 5 (documento descargable)

²⁹ Este es el calendario para el primer informe que servirá de base para el informe de las deliberaciones del Consejo de la UE en diciembre de 2011. No es de esperar que los resultados del informe final será significativamente diferente del primer informe que se espera para abril de 2012. El primer informe fuertemente predeterminar el segundo.

³⁰ Fn. 4, página 2 (documento descargable)

³¹ Lorenzo Strigini, el juicio de ingeniería y de seguridad y sus límites: ¿Qué podemos aprender de la investigación en psicología, City University, Londres 2002

³² La evaluación periódica de seguridad legalmente obligatorio en Alemania se lleva no menos de dos hasta cinco años o más para una planta.

Independencia de los expertos

Independencia de los operadores

Las "pruebas de estrés" especificaciones requieren un informe de los operadores. Este informe es la base más importante para el informe final nacional, que serán autorizados por la autoridad nuclear del Estado miembro afectado. ³³ 

Es el interés natural de la persona con licencia para operar su / su planta el mayor tiempo posible y en las mejores condiciones de contorno económicos. El operador tiene por lo tanto el interés natural para demostrar que su / su planta está funcionando de forma segura y no necesita costosas medidas backfitting. Los expertos de la operadora, quien es responsable de la entrega de su / su informe a este respecto no son independientes.

Independencia de las autoridades

El objetivo de la "prueba de estrés" es preparar un documento que puede ser comunicada por la Unión Europea como el resultado sonoro de una evaluación común de la seguridad de las centrales nucleares europeas. Se autoriza ENSREG y la Comisión, junto con sus conclusiones. 

El problema es que la Comisión no tiene ninguna competencia técnica independiente entre su personal, es decir, personas capaces de evaluar la seguridad de las centrales nucleares. Por lo tanto, se ENSREG que saquen las conclusiones. ENSREG fue creado para dar orientación técnica en particular. No incluye a los miembros de los países sin centrales nucleares del ENSREG consiste en su mayoría de los dirigentes de las autoridades nucleares de los países en cuestión con las centrales nucleares. Por tanto, el ENSREG no es un grupo que pudiera evaluar la seguridad nuclear por sí mismo. Para obtener un informe europeo sobre la seguridad nuclear de la experiencia entera de las autoridades y sus organizaciones de apoyo técnico a nivel nacional se necesitan. 

En el pasado, estos expertos han legitimado la operación de las plantas de energía bajo su supervisión al dar la licencia y mediante la emisión de otros actos que admiten el funcionamiento de la planta. De la mano de ellos han informado a la opinión pública que las plantas estaban operando de manera segura. Con la "prueba de estrés" "tienen que preguntarse si no han hecho lo suficiente en el pasado. Tienen que revisar su propia práctica, sus propias convicciones y declaraciones acerca de la seguridad y de los riesgos aceptables. Las especificaciones están abordando este problema: 

"A fin de mejorar la credibilidad y la responsabilidad del proceso, el Consejo de la UE pidió que los informes nacionales deberían ser objeto de una

proceso de revisión por pares ..

[.....]

Los miembros del equipo nacional, cuyas instalaciones se encuentran bajo revisión no será parte de esa revisión específica. " ³⁴

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³³ Fn.4, página 3 (documento descargable)

³⁴ Fn.4, página 3 (documento descargable)

Eficacia del proceso de revisión por pares

Con el fin de aumentar la credibilidad y la responsabilidad del proceso, el Consejo de la UE declaró que los informes nacionales deberían ser sometidos a un proceso de revisión por pares. ³⁵ evaluaciones inter pares se iniciará en enero y se concluirá a finales de abril de 2012.

Un proceso de revisión por pares sonido necesita una preparación detallada de sus actores, los revisores. En cuanto al corto período de tiempo, la inmensa carga de trabajo y el número limitado de especialistas experimentados capaces de revisar las evaluaciones de los cerca de 135 plantas, es de ninguna manera posible para preparar y seguir un sonido profundo-peer-review-proceso que realmente podría ser capaces de cuestionar las evaluaciones de las diferentes plantas. La complejidad de los datos, los métodos de cálculo, de los supuestos sobre los parámetros de seguridad y su interdependencia dentro del sistema de una central nuclear es excepcional y casi inimaginable para el público. Hay una gran cantidad de parámetros muy sensibles que influyen significativamente en el resultado de una evaluación del riesgo. Una revisión por pares está obligado a confiar en la mayoría de estos parámetros que determinan ampliamente la seguridad de la planta por debajo del nivel de la revisión está mirando. 

También hay que tener en cuenta que las revisiones por pares equipos están formados por los expertos de los países miembros involucrados.Es evidente que para criticar a sus colegas de renombre dentro de un proceso oficial, cuyos resultados estarán abiertos al público es siempre difícil. 

Bajo las condiciones de contorno dadas proceso de revisión es un instrumento mediante el cual sólo las deficiencias evidentes de los criterios de evaluación aplicados pueden ser identificados. Por esto mejorará la calidad de todo el proceso sólo en un grado limitado.

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³⁵ Fn. 4, página 3 (documento descargable

Conclusión 

El proyecto de "prueba de estrés" no va a dar una evaluación de riesgos completa y transparente de las plantas europeas. No es una base para un juicio acerca de la seguridad de las centrales nucleares europeas, sobre todo, no una base para una clasificación de la seguridad y por lo tanto carece de base con la que responder a la pregunta de cuál es el riesgo nuclear debe ser tolerada en Europa y si hay nuclear plantas de energía que debe ser cerrado. Dará a casi ninguna información sobre la fiabilidad de las medidas de protección de las plantas para evitar que los supuestos fracasos de los sistemas de seguridad. Dará a casi ninguna información sobre todos esos otros escenarios y eventos graves que podrían conducir a los retos de seguridad que los de los acontecimientos hasta el momento supone extremas. En particular, las consecuencias de los accidentes aéreos en las plantas de energía nuclear no será considerada.

Teniendo en cuenta

• el alcance limitado de la "prueba de estrés",
• la falta de una evaluación clara y criterios de aceptación,
• la falta de procedimientos armonizados de evaluación y prácticas en los distintos Estados miembros
• y teniendo en cuenta los intereses de los expertos que la de las empresas de servicios públicos y las autoridades nucleares, incluyendo sus organizaciones de apoyo técnico

es de esperar que los informes se hará principalmente para demostrar al público cómo con seguridad las plantas están en funcionamiento.Sin embargo, la propuesta de "prueba de estrés" podría dar más información y hasta cierto punto una primera estimación de la capacidad de las plantas individuales para resistir unos cuantos importantes eventos extremos externos (en particular, terremotos e inundaciones).

Dentro de este alcance limitado, y teniendo en cuenta las deficiencias del método y del proceso, el informe podría dar alguna información nueva sobre la robustez de las plantas individuales, y sobre las posibles medidas que van más allá de su base de diseño, en particular sobre:

• La identificación del cambio de paso en la secuencia de eventos en las que los sistemas de seguridad fallará por completo (borde del acantilado efectos) y
• plazos hasta el límite de fallos se alcanza

El proyecto de "prueba de estrés" por lo tanto, podría ser un primer paso hacia una evaluación del riesgo armonizada de las centrales nucleares europeas.

                                                                 PARTE II

Requisitos para una evaluación completa de los riesgos de las centrales nucleares europeas

La pregunta que hay que responder lo que se necesitaría para llegar a una evaluación de riesgos fiable y completa de la central nuclear europeo. Para identificar las condiciones que al principio es necesario saber acerca de los principales obstáculos que hasta ahora han sido el motivo de la actual enfoque limitado de la "prueba de estrés", como se analizó anteriormente. Opciones para rectificar las deficiencias del enfoque actual de la "prueba de estrés" en la medida de lo posible bajo las limitaciones actuales de las estructuras políticas europeas se pueden dividir en los que podría mejorar el proceso actual, y las que pueden ser consideradas como un segundo paso que debe seguir el proceso actual.

Restricciones políticas, constitucionales y administrativos

En el debate político a raíz del accidente de Fukushima líderes europeos fuertemente exigido una evaluación completa del riesgo ("prueba de estrés") de la central nuclear europeo. Las plantas que no reúnan los requisitos tendrían que ser cerradas. ³⁶ Esto no era nada menos que una reivindicación política de una autoridad europea para regular la energía nuclear, aunque Comisario Oettinger indicó que la Comisión no tiene poder para hacer cumplir el cierre de la energía nuclear plantas. ³⁷ 

Esta afirmación política no hasta ahora coinciden con la realidad de las estructuras europeas en el ámbito de la seguridad nuclear. ³⁸Pronto se hizo evidente que los reguladores nacionales representados en el ENSREG ni quería seguir ese amplio ámbito de aplicación de la evaluación del riesgo Europea, ni aceptado la afirmación de una competencia regulatoria europea. Se negaron una evaluación completa de los riesgos, en particular negándose a investigar las consecuencias de los accidentes aéreos en las plantas de energía nuclear. ³⁹

Hasta ahora, la seguridad nuclear es considerada como una parte indispensable de la responsabilidad nacional.  Dicha responsabilidad nacional de seguridad nuclear tengan fundadas  razones. La seguridad nuclear y la pregunta "¿Qué tan seguro es lo suficientemente seguro?son preguntas que son de suma importancia para una sociedad que ha decidido utilizar la energía nuclear. Contra todos los intentos anteriores de la Comisión, el Consejo de la UE adoptó una directiva sobre seguridad nuclear que prácticamente no contiene normas de seguridad para las centrales nucleares. ⁴⁰ 

Sólo en el marco nacional legislativo y administrativo existe una cadena de responsabilidad democrática que permite al Parlamento como máximo representante del pueblo para controlar las acciones de una autoridad nuclear y decidir sobre la conveniencia o no de energía nuclear se utiliza. La Unión Europea hasta ahora no se ha desarrollado estructuras democráticas equivalentes o similares. Una Constitución Europea no existe todavía. El papel del Parlamento Europeo es bastante limitado y prácticamente no tiene medios para controlar las acciones de la Comisión. , La Unión Europea es política y constitucionalmente aún no está listo para asumir un papel de liderazgo en la seguridad nuclear. ⁴¹ 

Una restricción judicial adicional es la limitada competencia de la Unión Europea, que viene dada por el Tratado Euratom. En un principio la decisión de la Corte Europea sólo reconoce la competencia de la UE para que regule el marco general en el campo nuclear. No se comprende es una práctica de supervisión de la Comisión Europea como regulador europeo en el papel para dar una licencia o para regular el funcionamiento de las centrales nucleares. ⁴² 

Asimismo, la Unión Europea por sus estructuras de organización aún no está listo para asumir la responsabilidad directa de la seguridad nuclear. Como miembro de la Convención sobre Seguridad Nuclear, la Comisión tiene la obligación de ser independiente de todos los organismos que promueven la energía nuclear:

"Cada Parte Contratante adoptará las medidas adecuadas para velar por una separación efectiva entre las funciones del órgano regulador y las de cualquier otro órgano o entidad que incumba el fomento o la utilización de la energía nuclear." ⁴³

En correspondencia con el organigrama de la Comisión, las responsabilidades en materia de seguridad nuclear y la mentira promover la energía nuclear dentro de un mismo Comisario. ⁴⁴ La Comisión, por tanto es - de acuerdo con la estructura organizativa actual - no independiente en el caso de la Convención Nuclear sobre todo en lo que haga falta competencias reguladoras. Este es el resultado de un cambio organizativo dentro de la Comisión en el año 2002. Antes de eso el Comisario de Medio Ambiente fue responsable de la seguridad nuclear. 

Otra razón práctica se opone a una responsabilidad directa de la Comisión para la Seguridad Nuclear. La Comisión no tiene competencia técnica independiente para supervisar a los Estados miembros en cuestiones de seguridad nuclear. Se basa en la capacidad técnica de las autoridades de los estados miembros. Por lo tanto una independencia estricta supervisión de un europeo "prueba de estrés" nuclear de las autoridades nacionales no pueden hacerse realidad. 

Para mejorar esta situación, un cambio fundamental de las estructuras de la UE sería necesario. ⁴⁵ 

Por otro lado la Unión Europea puede apoyar un proceso de armonización europeo como lo ha hecho con la creación del Grupo Europeo de Reguladores Nucleares el apoyo de la WENRA-Group. 

El ENSREG es libre de definir de evaluación y de los criterios de aceptación para las investigaciones de seguridad nuclear en consenso con sus miembros y que corresponden a sus marcos legislativos nacionales. El ENSREG podría del mismo modo acordar procedimientos transparentes que podrían compensar en parte la falta de independencia.

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³⁶ Véase Fn.3

³⁷  Véase id.

³⁸ Berthelemy, Leveque, el Reglamento Armonización de la seguridad nuclear en la UE: ¿Qué prioridad, Intereconomics 2011, 132?

³⁹ Fn. 6, Declaración de ENSREG, 13.05.2011

⁴⁰ Consejo Europeo, la Directiva 2009/71/Euratom, 25.06.2009, Diario Oficial de la Unión Europea, L 172/18

⁴¹ En detalle: Renneberg, Reguladora de Seguridad Nuclear en el ámbito europeo en opinión del Ministerio Federal de Medio Ambiente (Texto alemán, Die europäische Regulierung des Atomsektors Sicht aus Bundesumweltministeriums des), 12. Deutsches Atomrechtssysmposium, Baden Baden 2004, de 89

⁴² Tribunal Europeo de Justicia, Sentencia del Tribunal de Justicia, C-29/99, I-11310 de 10.12.2002

⁴³ Convención sobre Seguridad Nuclear, art. 8 II, el OIEA, INFCRC/449, 05 de julio 1994

⁴⁴ de la Comisión Europea de la Energía, Dirección General de Energía, Organigrama,http://ec.europa.eu/dgs/energy/doc/dg_energy_organigram_en.pdf

⁴⁵ Este no es el tema del presente estudio.

Recomendaciones 

Para compensar las deficiencias del proceso actual y para permitir que los resultados de sonido de la "prueba de estrés" actual de las recomendaciones que siguen se ofrecen.

Recomendación No. 1: 

Definición de robustez y sus niveles: 

En la adopción de la estructura de los criterios de aceptación de los alemanes Reactor Safety Commission cuatro niveles de robustez debe ser definido. ⁴⁶ El primer nivel debe definir el escenario básico (seguridad básica) y tres niveles deben definir los márgenes de seguridad adicionales correspondiente a la inclinación de estrés escenarios . El más alto nivel de tres define un estado en el que la planta cumple con los más altos estándares de robustez. Con el fin de diferenciar entre los niveles graduales de robustez, requisitos calificados en la redundancia y diversidad o bien fundados elementos probabilísticos, debe ser aplicado. ⁴⁷

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⁴⁶ Véase nota de pie. 26, capítulo I.3.4 (documento descargable)

⁴⁷ Véase el capítulo I.3.4 (documento descargable)

Recomendación No. 2: 

La integralidad de la documentación 

En el ámbito determinado de la "prueba de estrés", según la definición de ENSREG, la descripción de los vegetales, de defensa en profundidad de concepto en los informes de los países deben tratar todos los estados de funcionamiento del reactor y las piscinas de combustible gastado son y deben documentar las siguientes cuestiones: ⁴⁸ 

Defensa en profundidad el nivel 1 (funcionamiento normal): 

• Descripción del programa de gestión del envejecimiento existente 
• Descripción del programa de retroalimentación operativo existente experiencia 
• Calidad de la barrera de presión de retención (por ejemplo, material, tolerados indicaciones de defectos, el estado de los análisis de fatiga) 
• Informe de situación incluya una evaluación de número, el tipo y las tendencias de incidentes específicos de la planta durante los últimos diez años. 

Defensa en profundidad el nivel 2 (eventos anormales): 

• Lista de los sucesos iniciadores postulados asignado a este nivel la Defensa en Profundidad 
• Aplicados los criterios de aceptación asignados a estos eventos. 
• Requisitos exigidos para los métodos analíticos, modelo y condiciones de frontera para el análisis 
• Requisitos aplicables para los sistemas, estructuras y componentes (ESC) que se necesita para cumplir con los criterios de aceptación en caso de estos eventos. 
• Grado de independencia de las ESC de SSC de otros niveles de la defensa en profundidad, incluyendo el reactor auxiliar y los sistemas de apoyo (por ejemplo, suministro de energía eléctrica, sistemas de refrigeración). 

Defensa en profundidad el nivel 3 (accidentes postulados) 

• Lista de los sucesos iniciadores postulados asignado a este nivel la Defensa en Profundidad
• Aplicados los criterios de aceptación asignados a estos eventos
• Requisitos exigidos para los métodos analíticos, el modelo y las condiciones de contorno para los análisis (enfoque conservador vs mejor estimación-).
• Requisitos aplicables para los sistemas, estructuras y componentes (ESC) que se necesita para cumplir con los criterios de aceptación en caso de estos eventos.
• Grado de independencia de las ESC de SSC de otros niveles de defensa en profundidad (incluyendo el reactor auxiliar y los sistemas de apoyo (como el suministro de energía eléctrica, sistemas de refrigeración).
• Requisitos exigidos para los procedimientos de accidentes (POEs) que se necesita para cumplir con los criterios de aceptación en caso de estos eventos.

Defensa en 4 niveles de profundidad (eventos muy raros, eventos múltiples fallas y daños graves acontecimientos de combustible)

• Lista de eventos / estados considerados
• Aplicados los criterios de aceptación asignados a estos eventos / estados
• Requisitos exigidos para los métodos analíticos, el modelo y las condiciones de contorno para los análisis.
• Requisitos aplicables para los sistemas, estructuras y componentes (ESC) que se necesita para cumplir con los criterios de aceptación en caso de estos eventos / estados.
• Grado de independencia de las ESC de SSC de otros niveles de defensa en profundidad.
• Requisitos exigidos para los procedimientos de gestión de accidentes (SAMGs)

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⁴⁸ Véase, por ejemplo fn .. 69

Recomendación No. 3: 

Calidad de los documentos 

Se debe garantizar que los documentos que son la base de la evaluación se refieren al estado actual de la planta, se comprueban y confirmado por la autoridad y se basan en parámetros válido y métodos de verificación. En cuanto a evaluaciones técnicas se utilizan, se debe verificar que son más conservadores que los métodos exactos calificados científicos y técnicos.

Recomendación N º 4: 

Transparencia 

La ausencia de una evaluación independiente de la profundidad puede ser parcialmente compensado por las normas de procedimiento. El proceso de revisión propuesto por ENSREG es un paso para dar más transparencia al proceso. 

El proceso de revisión debería reforzarse con una clara estructura de los informes (recomendación 2), la documentación de los criterios de evaluación aplicados, así como por un acceso abierto no sólo de los informes de los operadores básicos y de los informes nacionales, sino también de la que subyace a los documentos para el público, las organizaciones no gubernamentales y los expertos. Los resultados del proceso de revisión por pares (preguntas y respuestas) también deben ser debidamente documentados y publicados.

Recomendación N º 5: 

Prevención de accidentes nucleares 

La "prueba de estrés" debería - en una segunda fase - evaluar la capacidad de las plantas de energía nuclear para evitar accidentes. Esto significa que la evaluación de las disposiciones de seguridad de defensa en profundidad para evitar accidentes previsibles para todos los eventos que inician y para dar una respuesta a la cuestión de si estas disposiciones cumplen el estado actual de la técnica. 

Esta cuestión clave para la seguridad de la energía nuclear en la Unión Europea es crucial: 

Casi ninguno de los 135 operativos de las centrales nucleares europeas (centrales nucleares) cumplir con estrictos requisitos de prevención de accidentes de defensa en profundidad concepto que corresponde a las normas arriba-hasta la fecha. 

Las plantas difieren sustancialmente en la edad, el diseño y la condición. Las diferencias en cuanto a la realización de la defensa en profundidad se corresponden con diferencias sustanciales de los riesgos residuales. 

Una evaluación de revelar los riesgos residuales necesita criterios comprobables de seguridad. Enlace de criterios europeos para tal evaluación de la seguridad no está disponible actualmente. Una base común acuerdo y aplicables para complementar la actual "prueba de estrés" son los "objetivos de seguridad para nuevos reactores de potencia" ⁴⁹ , publicado por la Asociación de Reguladores Nucleares de Europa Occidental de (WENRA) en 2009. Los objetivos de seguridad para el nuevo plan nacional de eliminación de ⁵⁰ se definieron sobre la base de un análisis sistemático de los "Principios fundamentales de seguridad", desarrollado por el OIEA en 2006 ⁵¹ y algunos otros estudios relacionados con las mejoras de seguridad para nuevos reactores. ⁵² 

Los siete "objetivos de seguridad para la construcción de nuevos reactores" se dedicada al diseño de nuevas plantas. Con esto quieren representar el estado actual de la técnica de las disposiciones de seguridad de las centrales nucleares. Junto a los requisitos realmente muy pocos nuevos, como las medidas para hacer frente a un núcleo de fusión, contienen metas de seguridad para una aplicación estricta del concepto de defensa en profundidad que puede aplicarse directamente a las plantas de operación. En cuanto a las nuevas funciones que se requieren son las preguntas que han adquirido relevancia con el accidente de Fukushima y por lo menos parcialmente abordado en la "prueba de estrés" actual. 

La aplicación de estos criterios a las centrales existentes es, aparentemente, no lejos de la vista de WENRA. Según WENRA, estos objetivos de seguridad también debe ser "utilizado como referencia para la identificación de las mejoras de seguridad razonablemente factibles para 'Plantas diferida ⁵³ plantas y existentes en caso de revisiones periódicas de seguridad " ⁵⁴ . Esta declaración se fortaleció de nuevo en el "Estudio piloto sobre la operación a largo plazo de las centrales nucleares" WENRA publicado en marzo de 2011. ⁵⁵ 

Los objetivos de seguridad no son aplicables sin un conjunto de criterios de evaluación más precisos (puntos de referencia). Estos tienen que ser definidos. Para obtener los puntos de referencia para la prueba, ¿qué requisitos deben cumplirse para lograr los objetivos de seguridad de la mejor manera posible y para optimizar las disposiciones de seguridad para las plantas de operación, criterios avanzados en el plano internacional y nacional están disponibles. Sin excluir otros requisitos técnicos, normas o guías, los alemanes "Criterios de seguridad para centrales nucleares" ⁵⁶ podría, en un grado mucho ofrecer criterios verificables para asegurar el nivel de provisiones necesarias. Como resultado de la prueba de que las desviaciones ("deltas") de las plantas más antiguas de estado actual del arte deEl--requisitos sobre la prevención de accidentes sería identificado. 

Anexo 1 resume el contenido y la metodología de esta fase segunda falta de la prueba de esfuerzo.

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⁴⁹  WENRA: Objetivos de seguridad para nuevos reactores de potencia - estudio del grupo WENRA Armonización Reactor de Trabajo (RHWG), diciembre de 2009 

⁵⁰  Publicado en su redacción definitiva en WENRA: Declaración sobre los Objetivos de Inocuidad de nuevas centrales nucleares, noviembre de 2010 

⁵¹  OIEA: Norma de seguridad n º SF-1, Principios fundamentales de seguridad, 2006 

⁵²  Por ejemplo: -NEA/CNRA/R (94) 2, una revisión de los requisitos reglamentarios para centrales nucleares avanzadas, 1994-EUR 20163 EN, ISO estudio del proyecto en el desarrollo de un enfoque de seguridad común de la UE para los grandes de agua a presión evolutiva reactores, octubre de 2001-Varias empresas de servicios públicos y documentos de cada país de los últimos 20 años 

⁵³  centrales nucleares basado originalmente en el diseño de reactor similar a las plantas actualmente en funcionamiento, la construcción del cual se detuvo en algún momento en el pasado, y ahora se completa con la tecnología más moderna. 

⁵⁴  WENRA: Declaración sobre los Objetivos de Inocuidad de nuevas centrales nucleares, noviembre de 2010 

⁵⁵  WENRA: Estudio piloto sobre la operación a largo plazo de las centrales nucleares "Estudio del Grupo de Armonización WENRA Reactor de Trabajo (RHWG), marzo de 2011 56 Ministerio Federal de Medio Ambiente, Conservación de la Naturaleza y Seguridad Nuclear: Criterios de seguridad para centrales nucleares, Revisión D, junio de 2009, Nota: Esta es una traducción del documento alemán titulado: \ "Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke \", BMU, abril de 2009.

Conclusiones Parte II 

Una de las principales lecciones del accidente de Fukushima es que la planta y su gestión no ha sido comprobada conocidos estándares modernos de la seguridad nuclear o que las consecuencias de tal revisión no se había preparado. La mayoría de los temas de la continua "prueba de estrés" en la Unión Europea se puede deducir de las codificaciones existentes de los requisitos de seguridad nuclear, incluyendo las publicaciones de la Agencia Internacional de Energía Atómica. La mayor parte de los problemas que ahora parecen aparecer como nuevas lecciones del accidente de Fukushima se han discutido en los foros nacionales e internacionales antes. Este conocimiento sin embargo no se ha aplicado. La lección es aplicar el conocimiento ahora. 

La actual "prueba de estrés" está muy limitado en cuanto a su alcance y su metodología, y es, con mucho, insuficiente a revelar las deficiencias que son relevantes para la operación segura de las plantas europeas. Se excluyen las áreas más importantes de investigación que podrían conducir a situaciones equivalentes a las de Fukushima. 

Esto conduce a una de dos pasos de aproximación: 

1. El actual enfoque limitado de la "prueba de estrés" debe ser mejorado mediante la definición de los criterios de aceptación que permite una clasificación de los diferentes grados de solidez. Los requisitos para los informes sobre las existentes con la defensa en profundidad-conceptos de las plantas debe ser estructurado para dar más transparencia y para conseguir una buena base para la comparación de las disposiciones de seguridad de las plantas.Requisitos más precisos y más rigurosas para los datos subyacentes y los documentos deben ser definidos. Los informes y los documentos principales subyacentes deben estar abiertas al público.Los resultados del proceso de revisión por pares (preguntas y respuestas) debe estar completamente documentado y publicado. ⁵⁷ 
2. Una evaluación completa se necesita que incluye la prevención de accidentes nucleares y se corresponde con la tecnología de última generación en materia de seguridad nuclear. Los objetivos de seguridad de WENRA debe servir de base para la evaluación de riesgos completa falta. Requisitos técnicos de seguridad avanzadas que incluyen referencias que representan la tecnología de última generación están disponibles. Para cada objetivo de seguridad los requisitos más avanzados que son aplicables para reactores en funcionamiento se debe aplicar. Como resultado de este proceso de una lista de control que forma parte de los puntos de referencia más importantes para un control de seguridad del sistema de defensa en profundidad sería una buena base para la necesaria segunda parte complementaria de la "prueba de estrés". Esta metodología proporciona una evaluación completa del riesgo, lo que podría informar a la Unión Europea sobre el estado de seguridad de sus centrales nucleares.

⁵⁷ Véase el capítulo II.2.4 

                                                          ANEXO 1

Seguridad objetivo O1: 

Funcionamiento normal, sucesos anormales y prevención de accidentes 

El objetivo de seguridad "O1" de los objetivos de seguridad WENRA para nuevos reactores ⁵⁸ se refiere al primer y segundo nivel de defensa: 

"WENRA espera que las nuevas plantas de energía nuclear a ser diseñados, ubicados, construidos, autorizado a intervenir con el fin de: 

• la reducción de la frecuencia de eventos anormales por mejorar la capacidad de la planta para permanecer dentro de la operación normal. 
• reducir la posibilidad de una escalada a situaciones de accidente mediante la mejora de la capacidad de la planta para controlar los eventos anormales. " 

Los objetivos de seguridad de "O1" tienen por objeto medidas conceptuales de nuevas centrales nucleares, sino que también pueden aplicarse a las plantas de operación. 

Calidad del material 

Para llegar, por ejemplo, el objetivo "O1" para reducir la frecuencia de los fenómenos anormales, la pregunta, ¿qué tipo de calidad del material utilizado ha, es más relevante para la seguridad. La cuestión de la fiabilidad de la planta evita fugas o mal funcionamiento de las válvulas o bombas depende fuertemente de la calidad del material. ⁵⁹ 

Los requisitos para asegurar una calidad buen material comprende de una gran cantidad de requisitos que incluyen las propiedades químicas y físicas, el tipo de fabricación, el tipo de soldadura, el proceso de aseguramiento de la calidad de fabricación después de la instalación del componente, el tipo y la frecuencia de inservice inspecciones, y el tipo de seguimiento del proceso de envejecimiento de los materiales. 

Para probar la calidad de las disposiciones específicas de la planta respectivos los "Criterios de seguridad para centrales nucleares" proporcionan puntos de referencia que se pueden aplicar.

Según esos parámetros de referencia propiedades específicas del material ⁶⁰ debe ser dada y un sistema de aseguramiento de la calidad tiene que ser instalado. 

Para gestionar los problemas de envejecimiento que tiene que comprobar si un sistema integral de gestión del envejecimiento se aplica. ⁶¹ La eficiencia de este sistema debe ser demostrada por el licenciatario. 

Para una eficiente inspección en servicio de acuerdo con los "Criterios de seguridad para las centrales nucleares" ⁶² probatorio debe ser dado que todo el equipo de seguridad pertinente está tan condicionada y dispuso que las inspecciones en servicio para la identificación de importantes irregularidades que comienzan se puede ejecutar dondequiera que se encuentren necesario. Si esto no es posible, tiene que demostrar que las medidas de precaución contra las irregularidades que se implementan garantizar el mismo nivel de seguridad. ⁶³ 

Interfaz hombre-máquina / Diseño de la sala de control 

El objetivo de seguridad para reducir la posibilidad de una escalada de situaciones de accidente por un control eficiente de los eventos anormales significa que todo debe hacerse para evitar situaciones accidentales por una estrategia de seguridad preventiva. Así que cuando la presión dentro de la vasija del reactor se eleva desde el límite para el funcionamiento normal o la temperatura supera los grados permitidos normalmente tiene que haber medidas inteligentes y eficaces para analizar el problema y para dirigir la planta de nuevo en los límites de operación normal. Implementación de las mejores técnicas disponibles interfaz hombre-máquina puede evitar errores de funcionamiento. Por lo tanto, una manera en que para lograr el objetivo de seguridad definido es implementar una interfaz manmachine cuanto a la información y los instrumentos de diagnóstico de ⁶⁴ que corresponde al actual estado de la tecnología más avanzada. Para que esto se logre, los requisitos para el diseño ergonómico de la sala de control juegan un papel clave. ⁶⁵ 

La prueba de estos requisitos fundamentales de seguridad que resultan de seguridad objetivo O1 no es parte de la "prueba de estrés" actual.

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⁵⁸  WENRA: Declaración sobre los Objetivos de Inocuidad de nuevas centrales nucleares, noviembre de 2010

⁵⁹  La comprobación de esta parte del objetivo de seguridad "O1" no es parte de la "prueba de estrés" actual.

 ⁶⁰  Módulo 4 \ "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios para el Diseño de la frontera de presión del refrigerante del reactor, la presión de los Muros de sistemas externos y el Sistema de Contención \", Principios de seguridad básica en relación con el diseño y la fabricación, en particular párrafos sobre la selección de material N º 2.3.2 (refrigerante del reactor barrera de presión), N º 3.3.2, (Pressureretaining paredes de los componentes de los sistemas externos) N º 5,3 (diámetro pequeño tuberías) y N º 7,4 (sistema de contención). Ejemplo: 2.3.2 (2): En combinación con la construcción seleccionada y las técnicas de elaboración que se aplican, los materiales utilizados tienen una resistencia suficiente contra los efectos del envejecimiento de la corrosión y otros en las condiciones de funcionamiento. Las calidades de agua requeridas para la resistencia a la corrosión durante el funcionamiento especificado normal (niveles de defensa 1 y 2) se especifican. La calidad del agua se controla y desviaciones de los parámetros especificados se detectan en una fase temprana para que los impactos desventajosos sobre los componentes se impide.

⁶¹  Módulo 4 \ "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios para el Diseño de la frontera de presión del refrigerante del reactor, la presión de los Muros de sistemas externos y el Sistema de Contención de \" Operación, Principios N º 2.5.1 (1 +8) (refrigerante del reactor frontera de presión) N º 3.5.1 (1 9) de retención de presión paredes de los componentes de los sistemas externos) y manipulación de las indicaciones sobre los componentes y tuberías N ° 8 (4), Ejemplo: 2.5.1 (8): Para la identificación sistemática, la observación o la prevención de impactos de envejecimiento sobre la integridad de los componentes de los muros de contención de presión, un sistema de gestión de envejecimiento se lleva a cabo.

⁶²  Módulo 1 "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios fundamentales de seguridad", los criterios técnicos, N º 3.1 (12) Módulo 4 \ "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios para el diseño de la frontera Reactor de presión del refrigerante, la presión de retención Las paredes de los sistemas externos y el Sistema de Contención \ ", no destructivos inspecciones en servicio: No. 2.5.3 (refrigerante del reactor barrera de presión), N º 3.5.4 (presión muros de contención de los componentes de los sistemas externos), No . 7.5.2 (Sistema de contención); Ejemplo: 2.5.3 (1) no destructivos en servicio las inspecciones se llevan a cabo con respecto a los posibles mecanismos de daño en una forma representativa con procedimientos calificados teniendo en cuenta todos los tipos de uniones soldadas y zonas del material base. Selección y adecuación de los procedimientos de pruebas y técnicas se justifica teniendo en cuenta el progreso técnico.

⁶³  Módulo 1 "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios fundamentales de seguridad", los criterios técnicos, N º 3.1 (12 bis)

⁶⁴  WENRA: Objetivos de seguridad para nuevos reactores de potencia - Estudio por el Grupo de Armonización WENRA Reactor de Trabajo (RHWG), diciembre de 2009, Anexo 3

⁶⁵  Módulo 1 "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios fundamentales de seguridad", Criterios para salas de control, N º 3.8 (4): El diseño ergonómico de la sala de control y la sala de emergencia de control admite el comportamiento orientado a la seguridad del personal.

Objetivo de inocuidad de O2: 

Accidentes sin fusión del núcleo 

"WENRA espera que las nuevas plantas de energía nuclear a ser diseñados, ubicados, construidos, autorizado a intervenir con el fin de: 

• asegurar que los accidentes sin fusión del núcleo inducir ningún impacto fuera del emplazamiento radiológicos o impacto radiológico de menor importancia (en particular, ninguna necesidad de la profilaxis con yodo, el alojamiento ni evacuación). 
• reducir, en la medida de lo razonablemente posible, la frecuencia de daño al núcleo, teniendo en cuenta todos los tipos de amenazas creíbles y fracasos y combinaciones creíbles de eventos, - las emisiones de material radiactivo de todas las fuentes. 
• proporcionar la debida atención a la ubicación y diseño para reducir el impacto de las amenazas externas ya los actos malévolos. " ⁶⁶ 

Este objetivo es la seguridad - teniendo en cuenta los dos primeros párrafos - totalmente aplicables a las centrales nucleares. En el concepto de defensa en profundidad estas herramientas pertenecen a la defensa de nivel-3 ⁶⁷ que tiene para proporcionar protección contra los accidentes base de diseño. 

Accidentes base de diseño 

Para cumplir con este objetivo, WENRA exige la consideración de un análisis más sistemático de los eventos críticos y situaciones de todos los estados de funcionamiento (operación y cierre) y no sólo para el reactor, pero también para la piscina de combustible gastado y de otras instalaciones de la planta. ⁶⁸ El cumplimiento de estos requisitos podría reducir la frecuencia de los accidentes que podrían llevar a los escenarios y situaciones no controladas de fusión del núcleo (Fukushima), bajar las tasas de liberación de material radiactivo, y dar una mayor provisión de fusión del núcleo contra accidentes. 

En correspondencia con ese objetivo se debe verificar si todos los eventos (internos y externos) y combinaciones particularmente creíbles de eventos son considerados para el diseño de la planta de acuerdo con el estado actual de la tecnología más avanzada. Los "Criterios de seguridad para centrales nucleares", por ejemplo, contienen una lista completa de los eventos de la planta tiene que hacer frente. ⁶⁹ Algunos requisitos muy importantes en este contexto es el supuesto de la "larga duración acontecimientos externos" y de la combinación de varios impactos externos naturales o de otro tipo, así como la combinación de los impactos externos con eventos internos. ⁷⁰ 

La puesta en práctica de los diferentes niveles del concepto de defensa en profundidad se limitaba inicialmente a los incidentes y accidentes que ocurran postuladas en condiciones de plena potencia. Las evaluaciones probabilistas de seguridad (APS) muestran que la contribución de la frecuencia de daño al núcleo para el estado de cierre está en el mismo orden de magnitud que para su funcionamiento. ⁷¹Por lo tanto, una consideración sistemática del estado de cierre debe ser un tema clave para la seguridad en un segundo fase de la "prueba de estrés". ⁷² 

Para los reactores existentes en el control de los accidentes se centra fundamentalmente en el núcleo del reactor. Sin embargo, el alcance de la defensa en profundidad tiene que cubrir todos los riesgos inducidos por el combustible nuclear, incluso cuando el combustible se almacena en la piscina de combustible gastado. El accidente de Fukushima pone de relieve el déficit de tipos de reactores más viejos. De acuerdo con los "Criterios de seguridad para centrales nucleares" la consideración equitativa de la piscina de combustible gastado en la seguridad y la gestión de accidentes se ha requerido un tiempo considerable antes de que el accidente de Fukushima. ⁷³ 

Fallos humanos y la regla 30 minutos 

Otra área de mejora destacada por WENRA es la reducción de errores inducidos por el hombre en particular a través de los sistemas de seguridad más automáticas o pasiva y más largo "período de gracia" para los operadores. ⁷⁴ errores humanos tienen un potencial de poner en peligro la defensa en profundidad. Ellos tienen un potencial considerable para desencadenar fallos de causa común (es decir, que afectan a todas las redundancias de un sistema específico de seguridad) como se ha visto en muchos eventos de seguridad importantes, como el accidente de Chernóbil en 1986. ⁷⁵ De acuerdo con los criterios de seguridad "para las centrales nucleares "no necesariamente se dará para la activación manual de los sistemas de seguridad durante los primeros 30 minutos de un escenario de accidente. ⁷⁶ 

Múltiples situaciones de fallo que excedan la base de diseño antiguo 

Condiciones de accidente que se consideran en los objetivos de seguridad WENRA para la defensa de nivel 3 ahora incluye múltiples situaciones de fallo que se consideraban anteriormente como "más allá del diseño." ⁷⁷ ejemplos de situaciones de fracaso son múltiples apagón o la pérdida total del sistema de refrigeración de la piscina de combustible gastado . Estos escenarios son temas de la "prueba de estrés" actual. 

Fallos de causa común - Redundancia y diversidad 

Para los eventos que no están controlados por los sistemas operativos y / o funciones de limitación de la defensa en profundidad de los niveles 1 y 2, los sistemas de seguridad tienen la obligación de llevar y mantener la planta en un estado seguro con respecto a la refrigeración del núcleo subcriticidad, y el confinamiento de materiales radiactivos⁷⁸ (defensa en profundidad el nivel 3). La fiabilidad de los sistemas de seguridad tiene que ser alcanzado a través de una adecuada combinación de redundancia y diversidad ⁷⁹ . Esto significa que las funciones de seguridad están disponibles las mismas varias veces (redundancia), y respectivamente la función de seguridad está garantizado por disposiciones con diferentes mecanismos físicos o químicos (diversidad). Prestarse especial atención a reducir al mínimo las posibilidades de fallos de causa común ⁸⁰ . También estos eventos requieren la separación física y espacial medida de lo posible ⁸¹ . Por ejemplo, la evaluación de la inocuidad de los efectos del fuego tiene que identificar claramente las posibilidades de fallo de modo común (incluidos los riesgos de inundaciones internas relacionadas con el uso de los sistemas de extinción de incendios), que podrían resultar de la separación incompleta de los equipos que deben ser redundantes. ⁸²Especial énfasis debe ser colocado en la redundancia y diversidad del suministro de energía eléctrica. ⁸³ 

Actualidad de la justificación de la seguridad 

Los métodos que se utilizaron para el estudio de seguridad de las plantas viejas puede estar fuera de fecha debido a un proceso de renovación no se realizó hasta ahora. La confianza en el caso de seguridad por lo tanto, se puede perder. Con el fin de asegurarse de que las plantas se hacen funcionar de manera segura evidencia debe darse el caso de que la seguridad es hasta la fecha, que corresponde a los requisitos de seguridad actuales del estado de la técnica, teniendo en cuenta todos los cambios o correcciones de datos aplicadas anteriormente. ⁸⁴

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⁶⁶ WENRA: Declaración sobre los Objetivos de Seguridad para nuevas centrales nucleares, noviembre de 2010; Nota: El texto completo de los objetivos de seguridad (incluyendo notas al pie) se da en el anexo. 

⁶⁷  Véase el capítulo I.3.1 

⁶⁸  WENRA: Objetivos de seguridad para nuevos reactores de potencia - Estudio por el Grupo de Armonización WENRA Reactor de Trabajo (RHWG), diciembre de 2009, Anexo 3 

⁶⁹  Módulo 3 "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Eventos Para ser considerado para reactores de agua a presión y de ebullición", listas de eventos, No. 5 

⁷⁰ Módulo 1 "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios fundamentales de seguridad" postulados condiciones de funcionamiento y eventos, No. 4.1 (5) 

⁷¹  OIEA: "La defensa en profundidad en seguridad nuclear, INSAG 10, un informe de la Organización Internacional Asesor en Seguridad Nuclear Group, Viena, 1996 

⁷²  Módulo 3 "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Eventos Para ser considerado para reactores de agua a presión y de ebullición", definiciones y clasificación de las fases de funcionamiento de los PWR y BWR, No. 4 

⁷³  Módulo 1 "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios fundamentales de seguridad", el concepto de las funciones fundamentales de seguridad (objetivos de seguridad), N ° 2.3 (2); Módulo

7 \ "Criterios de seguridad en las centrales nucleares: Criterios para el Manejo de Accidentes \" condiciones de la planta, secuencias de eventos y fenómenos considerados en la planificación de gestión de accidentes, N º 2 (6), las medidas de gestión de prevención de accidentes, N º 4.1 (4 +5) 

⁷⁴ WENRA: Objetivos de seguridad para nuevos reactores de potencia - Estudio por el Grupo de Armonización WENRA Reactor de Trabajo (RHWG), diciembre de 2009, Anexo 3 

⁷⁵ OIEA: La defensa en profundidad en seguridad nuclear, INSAG 10, un informe de la Organización Internacional Asesor en Seguridad Nuclear Group, Viena, 1996 

⁷⁶  Módulo 1 "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios fundamentales de seguridad", los criterios técnicos, n º 3.1 (3); Módulo 5 "Criterios de seguridad para las centrales nucleares: Criterios para Instrumentación y Control e Instrumentación de accidentes \", diseño, No. 3.2 (6); Módulo 12 "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios para el Suministro de Energía Eléctrica \", diseño, No. 2 (15): La puesta en marcha y conexión de los generadores de energía de emergencia se ejecuta automáticamente en la demanda, por lo que el manual no se requieren acciones dentro de 30 min. Manual de puesta en marcha y conexión de los generadores de energía de emergencia a las barras colectoras es posible en cualquier momento. 

⁷⁷ WENRA: Objetivos de seguridad para nuevos reactores de potencia - estudio del grupo WENRA Armonización Reactor de Trabajo (RHWG), diciembre de 2009, Anexo 2, ver Fn. 68, 69, 71 

⁷⁸ ASN - Directrices Técnicas para el Diseño y Construcción de la nueva generación de centrales nucleares con reactores de agua presurizada - aprobada durante las reuniones GPR / expertos alemanes plenarias celebradas los días 19 de octubre y 26 de 2000, p. 7; Módulo 1 "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios fundamentales de seguridad", el concepto de las funciones de seguridad fundamentales (objetivos de protección), No 2.3 (1) 

⁷⁹ ASN - Directrices Técnicas para el Diseño y Construcción de la nueva generación de centrales nucleares con reactores de agua presurizada - aprobada durante las reuniones GPR / expertos alemanes plenarias celebradas los días 19 de octubre y 26 de 2000, p. 7; OIEA: La defensa en profundidad en seguridad nuclear, INSAG 10, un informe de la Organización Internacional Asesor en Seguridad Nuclear Group, Viena, 1996; Estos requisitos son desde hace mucho tiempo como comúnmente aceptado los principios fundamentales del diseño de los reactores y se puede encontrar en cualquier codificación del reactor requisitos de seguridad 

⁸⁰ ASN - Directrices Técnicas para el Diseño y Construcción de la nueva generación de centrales nucleares con reactores de agua a presión, GPR / reuniones de expertos alemanes plenarias celebradas los días 19 de octubre y 26 de 2000, p. 7; Módulo 10 \ "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios para el Diseño de la operación y seguridad de Estructuras de las Plantas, Sistemas y Componentes \".Prevención de fallos múltiples, N º 1.3 (1.2) Ejemplo: No 1.3 (2) Instalaciones de seguridad para que los potenciales de fallas commoncause fueron identificados están diseñados de acuerdo con el principio de la diversidad en la medida de lo posible y razonable técnicamente .. 

⁸¹ Módulo 1 "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios fundamentales de seguridad", los criterios técnicos, n º 3.1 (3), N ° 3.7 (3); Módulo 5: \ "Criterios para centrales nucleares: Criterios para Instrumentación y Control y Accidentes Instrumentación \ "No. 6 de redundancia y la independencia, Ejemplo N º 6 (3) Para evitar failureinitiating eventos que afectan a múltiples redundancias dentro de la instrumentación y las instalaciones de control y dentro de la planta, las redundancias son en principio alojados físicamente separados unos de otros. Módulo 10 \ "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios para el Diseño de la operación y seguridad de Estructuras de las Plantas, Sistemas y Componentes \".Prevención de la falla múltiple No. 1.3 (1-7), Ejemplo: No. 1.3 (7) Las deficiencias y daños en las instalaciones relevantes para la seguridad se analizan con respecto a su causa. Aquí, se aclara, en particular, si el mecanismo de daño identificado es de carácter sistemático. Si se sospecha de una falla sistemática, se aclara inmediatamente y se tomen medidas correctivas en caso necesario. Las necesarias medidas relacionadas con la seguridad al determinar la redundancia en toda fracasos se incluyen en los procedimientos operativos de la planta.

⁸² ASN - Directrices Técnicas para el Diseño y Construcción de la nueva generación de centrales nucleares con reactores de agua presurizada - aprobada durante las reuniones GPR / expertos alemanes plenarias celebradas los días 19 de octubre y 26 de 2000, p. 57 Módulo 10 \ "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios para el Diseño de la operación y seguridad de Estructuras de las Plantas, Sistemas y Componentes \". Planta interna fuego N º 2.2.1 (10-12); Ejemplo N º 2.2.1 (10): El diseño de la disposición de las redundancias del sistema de seguridad es en general de una manera tal que en caso de incendio una pérdida de más de redundante uno debido a fuego inducida por calor, humos o agentes extintores de incendios no tiene que ser postulada 

⁸³ ASN - Directrices Técnicas para el Diseño y Construcción de la nueva generación de centrales nucleares con reactores de agua presurizada - aprobada durante las reuniones GPR / expertos alemanes plenarias celebradas los días 19 de octubre y 26 de 2000, p. 11; Módulo 12 \ "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios para el Suministro de Energía Eléctrica \" Diseño, No 2 (10-13); Ejemplo: N º 2 (13) Los servicios de emergencia redundantes de alimentación estén físicamente separados o protegidos de otra de manera que cualquier sucesos iniciadores fracaso-en la instalación de alimentación de emergencia no dará lugar a una pérdida de varios redundantes de una instalación de alimentación de emergencia. 

⁸⁴ Módulo 1 \ "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios fundamentales de seguridad \", Criterios para la documentación, normas de funcionamiento y seguridad demostración No. 5 (7-9), Ejemplo No. 5 (9): Para el análisis de los hechos y condiciones, unos métodos de cálculo) validados se utilizan para el respectivo ámbito de aplicación, b) las incertidumbres asociadas con el cálculo se cuantifican o considerado por métodos adecuados. Módulo 6 \ "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios para la demostración de seguridad y Documentación \", la validación de métodos de análisis, No. 3.1

O3 seguridad Objetivo: 

Accidentes con fusión del núcleo 

"WENRA espera que las nuevas plantas de energía nuclear a ser diseñados, ubicados, construidos, autorizado a intervenir con el fin de: 

• la reducción de los posibles vertidos radiactivos al medio ambiente de los accidentes con fusión del núcleo, también en el largo plazo, siguiendo los criterios de calidad siguientes: 
• accidentes con fusión del núcleo que daría lugar a las primeras versiones o grande tiene que ser prácticamente eliminado 
• para accidentes con fusión de núcleo que no han sido prácticamente eliminadas, las disposiciones de diseño tienen que ser tomadas para que sólo limitadas medidas de protección en área y tiempo son necesarios para que el público (sin reubicación permanente, sin necesidad de evacuación de emergencia fuera de las inmediaciones de la planta , limitada refugio, no hay restricciones a largo plazo del consumo de alimentos) y que se disponga de suficiente tiempo para aplicar estas medidas. " ⁸⁵ 

Este objetivo se refiere principalmente a la seguridad de las nuevas plantas. En la medida en que define la meta de seguridad para mitigar las consecuencias de accidentes con fusión del núcleo que se aplica en parte por la "prueba de estrés" actual. 

En una "prueba de estrés" que tiene como objetivo revelar el riesgo residual de las centrales nucleares, las disposiciones de la planta para mitigar los escenarios de fusión del núcleo debe ser documentado. A continuación, los escenarios de accidentes que conducen a una temprana y / o una gran liberación debería tener que ser identificados con el fin de poder estimar las posibles consecuencias radiológicas para el público afectado.

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⁸⁵  WENRA: Objetivos de seguridad para nuevos reactores de potencia, noviembre de 2010. Nota: El texto completo de los objetivos de seguridad (incluyendo notas al pie) se da en el anexo.

Seguridad objetivo O4: 

La independencia de todos los niveles de defensa en profundidad 

"WENRA espera que las nuevas plantas de energía nuclear a ser diseñados, ubicados, construidos, autorizado a intervenir con el fin de: 

aumentar la eficacia de la independencia entre todos los niveles de defensa en profundidad, en particular a través de disposiciones de diversidad (además del fortalecimiento de cada uno de estos niveles por separado como se aborda en los tres objetivos), para proporcionar la medida de lo razonablemente posible una reforzamiento general de la defensa en profundidad. " ⁸⁶ 

Es el objetivo general de la defensa en profundidad para asegurar que un solo fallo, en un nivel e incluso una combinación de fallas en más de un nivel de defensa, no debe propagar y poner en peligro la defensa en profundidad en los niveles posteriores. "La independencia de los diferentes niveles de defensa es un elemento clave para alcanzar este objetivo." ⁸⁷ Este objetivo de seguridad es plenamente aplicable para las plantas de operación. En principio es una parte tradicional de los conceptos de seguridad de todas las centrales nucleares en funcionamiento. La cuestión abierta sólo radica en el grado de cómo constantemente este objetivo se realiza prácticamente. Las normas modernas de seguridad ("por ejemplo los" Criterios de seguridad para la Planta de Energía Nuclear ") para centrales operativos requieren una separación consistente de todos los niveles de seguridad de defensa en profundidad-. ⁸⁸

Para evaluar el cumplimiento de una planta con este objetivo de seguridad de todas las funciones de seguridad deben ser demostrada si tienen funciones en dos o más niveles de defensa en profundidad.Componentes de los sistemas de seguridad de nivel 3 no debe cumplir con una tarea operativa. Todos los componentes de las características de seguridad de nivel 4 que se utilizan en otro nivel de defensa en profundidad tienen que ser identificados. El resultado de dicha comprobación en contra de las normas vigentes revelaría diferencias graves entre las plantas de Europa y un gran potencial de mejora de la seguridad. 

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⁸⁶  WENRA: Objetivos de seguridad para nuevos reactores de potencia, noviembre de 2010. Nota: El texto completo de los objetivos de seguridad (incluyendo notas al pie) se da en el anexo 

⁸⁷ OIEA: La defensa en profundidad en seguridad nuclear, INSAG 10, un informe de la Organización Internacional Asesor en Seguridad Nuclear Group, Viena, 1996 

⁸⁸ Módulo 1 "Criterios de seguridad para centrales nucleares: Criterios fundamentales de seguridad", el concepto de seguridad técnica, de defensa en profundidad concepto N ° 2.1 (5 - 8), los criterios técnicos, N º 3.1 (10) Ejemplos: No. 2,1 ( 5) sobre los niveles de defensa 2 y 3, así como las medidas se proporcionan instalaciones que están dispuestas de tal manera que en caso de ausencia de medidas y de las instalaciones en los niveles de defensa 1 y 2, las medidas y las instalaciones en el nivel subsiguiente re- establecer la necesaria relacionada con la seguridad condición independiente de las medidas e instalaciones de otros niveles de defensa: No. 2.1 (6): Se garantiza que un solo fallo técnico o de la acción humana errónea en uno de los niveles de defensa 1 a 3 no deberán poner en peligro la eficacia de las medidas y de las instalaciones en el siguiente nivel ..

Otros objetivos de seguridad 

Los siguientes objetivos de seguridad WENRA comprometer la seguridad e interfaces de seguridad (O5), la protección radiológica (O6) y gestión de la seguridad (O7). 


⁸⁹ Sobre todo la gestión de la seguridad de las centrales nucleares tiene un significado importante para la seguridad operacional. Es un elemento clave para reducir los fallos humanos y para encontrar las fallas que tienen el potencial para crear eventos graves o accidentes en el tiempo. La comprobación de seguridad O7 objetivo no es parte de la "prueba de estrés" actual.

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⁸⁹ WENRA: Objetivos de seguridad para nuevos reactores de potencia, noviembre de 2010. Nota: El texto completo de los objetivos de seguridad (incluyendo notas al pie) se da en el anexo

     

                                                    ANEXO 2

WENRA Objetivos de Seguridad para nuevas centrales

 nucleares 

En comparación con los que operan actualmente las plantas de energía nuclear, WENRA espera que las nuevas plantas de energía nuclear a ser diseñados, ubicados, construidos, autorizado a intervenir con el fin de: 

O1. Funcionamiento normal, sucesos anormales y prevención de accidentes 

• la reducción de la frecuencia de eventos anormales por mejorar la capacidad de la planta para permanecer dentro de la operación normal. 
• reducir la posibilidad de una escalada a situaciones de accidente mediante la mejora de la capacidad de la planta para controlar los eventos anormales. 

O2. Accidentes sin fusión del núcleo 

• asegurar que los accidentes sin provocar la fusión del núcleo ⁹⁰ sin impacto fuera del emplazamiento radiológicos o impacto radiológico de menor importancia (en particular, ninguna necesidad de la profilaxis con yodo, el alojamiento ni evacuación ⁹¹ ). 
• educir la medida de lo razonablemente posible, 
• la frecuencia de daño al núcleo, teniendo en cuenta todos los tipos de amenazas creíbles, fracasos, y combinaciones creíbles de los acontecimientos; 
• las liberaciones de material radiactivo procedente de todas las fuentes. 
• proporcionar la debida atención a la ubicación y diseño para reducir el impacto de las amenazas externas ya los actos malévolos. 

O3. Accidentes con fusión del núcleo 

• la reducción de los posibles vertidos radiactivos al medio ambiente de los accidentes con fusión del núcleo ⁹² , también en el largo plazo⁹³ , siguiendo los criterios de calidad siguientes: 
• accidentes con fusión del núcleo que daría lugar a principios de ⁹⁴grandes o ⁹⁵ lanzamientos tienen que ser prácticamente eliminado ⁹⁶ ; 
• para accidentes con fusión de núcleo que no han sido prácticamente eliminadas, las disposiciones de diseño tienen que ser tomadas para que sólo limitadas medidas de protección en área y tiempo son necesarios para que el público (sin reubicación permanente, sin necesidad de evacuación de emergencia fuera de las inmediaciones de la planta , limitada refugio, no hay restricciones a largo plazo del consumo de alimentos) y que se disponga de suficiente tiempo para poner en práctica estas medidas. 

O4. Independencia entre todos los niveles de defensa en profundidad 

• aumentar la eficacia de la independencia entre todos los niveles de defensa en profundidad, en particular a través de disposiciones de diversidad (además del fortalecimiento de cada uno de estos niveles por separado como se aborda en los tres objetivos), para proporcionar la medida de lo razonablemente posible una reforzamiento general de la defensa en profundidad. 

O5. Seguridad y protección de interfaces 

• garantizar que las medidas de seguridad y medidas de seguridad se han diseñado y aplicado de una manera integrada. Las sinergias entre la seguridad y el incremento de la seguridad debe ser buscada. 

O6. Protección radiológica y gestión de desechos 

• reducir en la medida de lo razonablemente posible por disposiciones de diseño, para todos los estados de funcionamiento, la clausura y desmantelamiento de las actividades: 
• las dosis individuales y colectivos de los trabajadores; 
• descargas radiactivas al medio ambiente; 
• cantidad y la actividad de los residuos radiactivos. 

O7. Liderazgo y gestión de la seguridad 

• garantizar una gestión eficaz de la seguridad desde la fase de diseño.Esto implica que el titular de la licencia: 
• establece el liderazgo eficaz y la gestión de la seguridad sobre el proyecto de nueva planta entera y tiene suficientes recursos internos técnicos y financieros para cumplir con su responsabilidad primordial en materia de seguridad; 
• se asegura de que todas las demás organizaciones que participan en el emplazamiento, diseño, construcción, puesta en servicio, operación y desmantelamiento de las plantas nuevas demostrar conciencia entre el personal de las cuestiones de seguridad nuclear relacionados con su trabajo y su función de garantizar la seguridad.

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⁹⁰ En un enfoque determinista y conservadora con respecto a la evaluación de las consecuencias radiológicas

⁹¹ Sin embargo, la restricción del consumo de alimentos podría ser necesaria en algunos escenarios.

⁹² Para plantas nuevas, el alcance de la demostración de la seguridad tiene que cubrir todos los riesgos inducidos por el combustible nuclear, incluso cuando se almacena en la piscina de combustible. Por lo tanto, los accidentes de fusión del núcleo (accidentes graves) tienen que ser considerados cuando el núcleo está en el reactor, sino también cuando el núcleo de todo o una gran parte del núcleo se descarga y almacena en la piscina de combustible. Tiene que ser demostrado que tales escenarios de accidentes son o bien prácticamente eliminado o prevenir y mitigar.

⁹³ a largo plazo: considerando el tiempo durante el cual las funciones de seguridad deben ser mantenidos. Podría ser de meses o años, dependiendo de la situación de accidente.

⁹⁴ Las primeras versiones: situaciones que requieren de medidas in situ de emergencia, pero con el tiempo suficiente para ponerlas en práctica.

⁹⁵ Grandes escapes: situaciones que requieren medidas de protección para el público que no podía ser limitado en el tiempo o área.

⁹⁶ En este contexto, la posibilidad de que se produzcan ciertas condiciones se considera que ha sido prácticamente eliminado si es físicamente imposible para las condiciones que se produzca o si las condiciones se puede considerar con un alto grado de confianza es extremadamente improbable que se produzca (de OIEA NSG1.10).

Referencias 

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BMU (Bundesumweltministerium) : Criterios de seguridad para centrales nucleares, Revisión D, junio de 2009,http://regelwerk.grs.de/downloads/modulerev.d020709em112.pdf
Nota: Esta es una traducción del documento alemán titulado: "Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke ", Revisión D, abril de 2009,http://regelwerk.grs.de/downloads/modulerevisiond020709.pdf 

Büro für Atomsicherheit (Oficina de seguridad nuclear) Renneberg, Wolfgang : Risiken alter Kernkraftwerke (Riesgos de viejas centrales nucleares), el estudio en nombre del Grupo Parlamentario de los Verdes en el Parlamento alemán, julio de 2010 (Nota: El texto en alemán) http :/ / www.atomsicherheit.de / Studien-und-estados / risiken-alteratomkraftanlagen

ENSREG (European Nuclear Safety Regulators Group) : Declaración de ENSREG, anexo 1, de la UE "stress test" especificaciones, Bruselas 31.05.2011, http://www.ensreg.eu/documents 

Comisión Europea, Dirección General de Energía : Organigrama,http://ec.europa.eu/dgs/energy/doc/dg_energy_organigram_en.pdf 

Consejo Europeo : Conclusiones 24/25 de marzo 2011 

Consejo Europeo : Directiva 2009/71/Euratom, 25.06.2009, Diario Oficial de la Unión Europea, L 172/18 

Tribunal Europeo de Justicia : Sentencia del Tribunal de Justicia, C-29/99, I-11310 de 10.12.2002 

OIEA (Organismo Internacional de Energía Atómica) : La defensa en profundidad en seguridad nuclear, INSAG 10, un informe de la Organización Internacional Asesor en Seguridad Nuclear Group, Viena, 1996, http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/ Pub1013e_web.pdf 

OIEA (Organismo Internacional de Energía Atómica) : Estándar de seguridad n º SF-1, Principios fundamentales de seguridad de 2006,http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1273_web.pdf 

IAEA (Agencia Internacional para la Energía Atómica) : Convención sobre Seguridad Nuclear, OIEA, INFCRC/449, 05 de julio 1994 

Gobierno japonés : Informe del Gobierno del Japón para la Conferencia Ministerial del OIEA sobre Seguridad Nuclear - El accidente de Fukushima TEPCO estaciones de energía nuclear, junio de 2011

Öttinger, Günther : UE-Comisario de Energía, Entrevista "Tageschau", 15.03.2011, www.tagesschau.de/redirectid.jsp?id=atomkraft222 

Leveque, Berthelemy : "Reglamento Armonización de la seguridad nuclear en la UE: ¿Qué prioridad?", Intereconomics 2011, 132 

OCDE-NEA (Organización para la Cooperación y el Desarrollo Nuclear Energy Agency) : Una revisión de los requisitos reglamentarios para centrales nucleares avanzadas, CNRA / R (94) 2, 1994 

Renneberg, Wolfgang : "Die Europäische Regulierung des Atomsektors Sicht aus des Bundesumweltministeriums" (Regulación de Seguridad Nuclear en el ámbito europeo en opinión del Ministerio Federal de Medio Ambiente), 12. Deutsches Atomrechtssysmposium, Baden-Baden 2004, de 89 

RSK (Reaktorsicherheitskommission) : "Anlagenspezifische Sicherheitsüberprüfung (RSK-SU) deutscher Kernkraftwerke unter der Berücksichtigung Ereignisse en Fukushima-I (Japón)" (evaluación de la seguridad en específico de la central nuclear alemana a la luz del accidente de Fukushima, Nota: El texto en lengua alemana) , Berlín, 14.05.2011, 

Strigini, Lorenzo : el juicio de ingeniería y de seguridad y sus límites: ¿qué podemos aprender de la investigación en psicología, City University, Londres 2002 

VwVfG (Verwaltungsverfahrensgesetz, la ley alemana de procedimiento administrativo) : BGBl. I S. 2827 

WENRA (Western Nucleares Reguladores Europeos de Asociación) : Reactor niveles de referencia de seguridad, enero de 2008,www.wenra.org 

WENRA (Western Nucleares Reguladores Europeos de Asociación) : Objetivos de seguridad para nuevos reactores de potencia, estudio del grupo WENRA Armonización Reactor de Trabajo (RHWG), diciembre de 2009, www.wenra.org 

WENRA (Western Nucleares Reguladores Europeos de Asociación) : Declaración sobre los Objetivos de Seguridad para nuevas centrales nucleares, noviembre de 2010, www.wenra.org 

WENRA (Western Nucleares Reguladores Europeos de Asociación) : Estudio piloto sobre la operación a largo plazo de la energía nuclear por el Grupo de Estudio de las plantas WENRA Armonización Reactor de Trabajo (RHWG), marzo de 2011, www.wenra.org

España

Recomendaciones

• En el marco de los análisis en curso sobre los efectos de la rotura de la tubería (no-sísmicas y sísmicas), se sugiere tener en cuenta, en particular, verificar que no hay problemas de causa común de falla. 
• En el marco de la actualización de la amenaza sísmica, se sugiere que la Evaluación de Riesgo Sísmico actualizado debe utilizar los datos disponibles geológicos y paleoseismological que caracterizan las fallas activas de la Península Ibérica. 
• La adopción de un enfoque consistente para los períodos de retorno asociados a las fuertes lluvias y los escenarios de temperaturas extremas en los diferentes sitios. 
• La mejora de la protección contra las inundaciones volumétrica exterior de los edificios que contienen las ESC relacionadas con la seguridad. 
• Completar el establecimiento de un amplio conjunto de requisitos para la gestión de accidentes integrado en el marco jurídico español. 
• Se sugiere considerar contención depuradora de ventilación en las centrales nucleares. 
• Para incluir explícitamente la gestión de accidentes como un tema de Guía de Seguridad del CSN sobre "el contenido de las revisiones periódicas de la seguridad" y para incluir eventos externos en el ámbito de PSA. 
• Revisar el enfoque vinculado al calcular los márgenes de tiempo para el control o mitigación de accidentes graves. 
• Trillo: desarrollo de basado en los síntomas SAMG para la mitigación de las consecuencias de los accidentes graves y el mantenimiento de la integridad de la contención. 
• Considerando pasivo de hidrógeno autocatalítico re-combinadores (CN Cofrentes y las centrales nucleares Westinghouse) y un claro compromiso para SAMGs para la mitigación del hidrógeno en accidentes de SFP. 
• Desarrollo de guías de gestión de accidentes graves por accidentes iniciados durante la operación de cierre y aceleración de los planes para incluir SAMGs abordan aspectos atenuantes para SFP.

Descargas

Cuadro resumen

Buenas prácticas

• Un análisis completo de los efectos indirectos inducidos por el terremoto (explosiones e incendios, inundaciones internas causadas por roturas de tuberías, daños en la infraestructura cercana, chapoteando en los programas de alimentación complementaria, los efectos de los terremotos en las industrias en las cercanías de sus sitios). 
• Las medidas organizativas y técnicas para restablecer el suministro de energía directamente de las centrales hidroeléctricas. 
• Posibilidad de utilizar turbinas impulsadas por bombas y válvulas de descarga a la atmósfera núcleo del reactor frío y la posibilidad de operar estos equipos de forma manual (sin energía AC / DC). 
• La creación de un grupo de trabajo para analizar los factores importantes como la accesibilidad, recursos humanos y horas disponibles. 
• Verificación y validación de SAMGs apoyando cálculo, análisis y ejercicios. 
• Conexión permanente que permite alternar maquillaje SFP sin entrar en la zona SFP (Trillo). 
• Disposición para la refrigeración de contención desde el exterior por la ventilación del edificio anillo (Trillo)

Mejoras de seguridad?

• Actualizar la caracterización del sitio peligrosidad sísmica siguiendo las normas del OIEA más recientes. 
• Los análisis en curso para mejorar diferentes: aumento de la capacidad de los aliviaderos presas aguas abajo, reforzando de agua estanqueidad de la construcción de puertas, el aumento de la capacidad de evacuación en las redes de drenaje, mejoras a las galerías con potencialidad para inducir en-leaks, la mejora de la resistencia hidrostática de sellos en galerías de conexión a los edificios que contienen equipos de seguridad. 
• Un estudio específico sobre la ocurrencia de tornados en las áreas circundantes instalaciones nucleares 
• Disponibilidad en el sitio de los grupos autónomos de generación de electricidad. 
• Instrumentación portátil adicional en caso de pérdida completa de las baterías. 
• Las mejoras en los sistemas de comunicaciones (en y fuera de sitio) en situaciones de pérdida de los sistemas de alimentación eléctrica, mejoras en la iluminación de escenarios prolongados. 
• Modificaciones de diseño requerido para hacer los puntos de conexión disponibles para el equipo autónomo eléctrico y mecánico. 
• Preparación de procedimientos y capacitación del personal de acuerdo con estos procedimientos. 
• La puesta en marcha de nuevas alternativas en el lugar de los Centros de Gestión de Emergencias (AEMC), actividad sísmica y resistentes a las inundaciones en cada planta. 
• La puesta en marcha de un Centro de Apoyo de Emergencia (ESC), común a todas las plantas, con equipos de respaldo ubicado en un almacén central y disponible para ser desplegado y gestionado por una Unidad de Intervención listos para actuar en los sitios en 24 horas. 
• Instalación de pasivos autocatalíticos re-combinadores (PAR) en las plantas que no las tienen todavía. 
• Instalación de un sistema de ventilación filtrada. 
• La aplicación de medidas para prevenir las secuencias de daño al núcleo con alta presión en el reactor y la mejora de la capacidad de implementar estrategias de contención de inundaciones. 
• Refuerzo de la fuente de alimentación eléctrica al sistema de ventilación de control principal de la habitación. 
• Pasamos piscinas de combustible: desarrollar procedimientos específicos para permitir la adopción de medidas preventivas para asegurar la reposición de refrigeración o agua. 
• Definición de los niveles de referencia de dosis para el personal que intervienen en una emergencia para intervenir todo el sitio personal durante una emergencia.

La verdad acerca de las pruebas de resistencia nuclear de la UE - 
¿Qué tan seguras son nuestras centrales nucleares?

Como reacción a la catástrofe de Fukushima la UE realizaron pruebas de resistencia para saber qué tan seguro de las centrales nucleares de la UE son. Ahora, dos años después tenemos a los informes, pero tenemos nuestras centrales nucleares conseguido más seguras? No sabemos realmente qué tan seguras son nuestros reactores nucleares? Obtenga más información ver el video

S.Maria de Garoña (apagado)

Sitio: Santa Maria de Garoña Tipo: BWR / 4 MK-1 Unidad: - Inicio de operación comercial: 11/05/1971 años actuales de operación: - capacidad curent (MWe): -

Cuestiones

I1a

Externos casos de peligro de seguridad correspondientes a una probabilidad de excedencia de menos de una vez en 10 000 años se debe utilizar (para los terremotos).

I1b

Externos casos de peligro de seguridad correspondientes a una probabilidad de excedencia de menos de una vez en 10 000 años se debe utilizar (por inundación).

I2

Un DBE correspondiente a una aceleración de pico mínima del suelo de 0,1 g se debe utilizar.

I3

Los medios necesarios para luchar contra los accidentes se deben almacenar en lugares adecuadamente protegidos contra eventos externos.

I4

En las instalaciones de instrumentación sísmica debe ser instalado.

I5

Tiempo para la restauración de las funciones de seguridad en caso de pérdida de la potencia eléctrica y / o disipador de calor final es menos de 1 hora.

I6

Procedimientos de Operación de Emergencia no cubren todos los estados de la planta (la máxima potencia a los estados de apagado)

I7

Directrices de gestión de accidentes severos que no cubren todos los estados de la planta (la máxima potencia a los estados de apagado)

I8

Las medidas pasivas de prevención de hidrógeno (u otros gases combustibles) explosiones en caso de accidente grave no en su lugar (como pasivos recombinadores autocatalítico o alternativas pertinentes)

I9

Filtrado Sistemas de ventilación no estén en su lugar

I10

La sala de emergencia de control de copia de seguridad no está disponible, en caso de que la Sala de Control Principal se convierte en inhabitable como consecuencia de las liberaciones radiológicas de un accidente grave, de un incendio en la sala de control principal o debido a los extremos peligros externos.

GP1

Existencia de disipador de calor alternativa e independiente completamente final (buenas prácticas).

GP2

Capa adicional de los sistemas de seguridad totalmente independientes de los sistemas de seguridad normales, situadas en lugares bien protegidos contra eventos externos (por ejemplo, sistemas de bunkers o núcleo endurecido de sistemas de seguridad) (buenas prácticas).

GP3

Generadores Diesel adicionales (o turbinas de combustión) separados físicamente de los generadores diesel normales y dedicado a hacer frente a la Estación Negro-Out, eventos externos o situaciones graves accidentes ya esté instalado (buenas prácticas)

GP4

El equipo móvil especialmente Generadores Diesel destinados a hacer frente a la Estación Negro-Out, eventos externos o situaciones de accidentes severos están ya disponibles (buenas prácticas)

GP5

Adicional en el sitio centro de control de emergencias, de las cuales las actividades de respuesta de emergencia se pueden coordinar, si está disponible y debidamente protegidas contra los riesgos radiológicos y extremos naturales (buenas prácticas).

Otros temas

Sitio / issue unidad específica mencionada en el texto del documento de trabajo.

Efectiva 04/10/2012

• Columna "I": Mejoras necesarias 
  "GP" columna: Buenas prácticas en el lugar
• Mejora planeada
• Procedimientos operacionales de emergencia (POE) y grave directrices de gestión de accidentes (SAMGs) necesita un mayor desarrollo para estar en consonancia con las normas internacionales - Mejora planeada
• Buenas prácticas previstas

Almaraz 1 a 2

Sitio: Almaraz Tipo: PWR Unidad: 1 Inicio de operación comercial: 01/09/1983años actuales de operación: 28 capacidad curent (MWe): 1008 Sitio: Almaraz Tipo:PWR Unidad: 2 Inicio de operación comercial: 01/07 / 1984 años actuales de operación: 27 Capacidad de CURRENT (MWe): 956

Cuestiones

I1a

Externos casos de peligro de seguridad correspondientes a una probabilidad de excedencia de menos de una vez en 10 000 años se debe utilizar (para los terremotos).

I1b

Externos casos de peligro de seguridad correspondientes a una probabilidad de excedencia de menos de una vez en 10 000 años se debe utilizar (por inundación).

I2

Un DBE correspondiente a una aceleración de pico mínima del suelo de 0,1 g se debe utilizar.

I3

Los medios necesarios para luchar contra los accidentes se deben almacenar en lugares adecuadamente protegidos contra eventos externos.

I4

En las instalaciones de instrumentación sísmica debe ser instalado.

I5

Tiempo para la restauración de las funciones de seguridad en caso de pérdida de la potencia eléctrica y / o disipador de calor final es menos de 1 hora.

I6

Procedimientos de Operación de Emergencia no cubren todos los estados de la planta (la máxima potencia a los estados de apagado)

I7

Directrices de gestión de accidentes severos que no cubren todos los estados de la planta (la máxima potencia a los estados de apagado)

I8

Las medidas pasivas de prevención de hidrógeno (u otros gases combustibles) explosiones en caso de accidente grave no en su lugar (como pasivos recombinadores autocatalítico o alternativas pertinentes)

I9

Filtrado Sistemas de ventilación no estén en su lugar

I10

La sala de emergencia de control de copia de seguridad no está disponible, en caso de que la Sala de Control Principal se convierte en inhabitable como consecuencia de las liberaciones radiológicas de un accidente grave, de un incendio en la sala de control principal o debido a los extremos peligros externos.

GP1

Existencia de disipador de calor alternativa e independiente completamente final (buenas prácticas).

GP2

Capa adicional de los sistemas de seguridad totalmente independientes de los sistemas de seguridad normales, situadas en lugares bien protegidos contra eventos externos (por ejemplo, sistemas de bunkers o núcleo endurecido de sistemas de seguridad) (buenas prácticas).

GP3

Generadores Diesel adicionales (o turbinas de combustión) separados físicamente de los generadores diesel normales y dedicado a hacer frente a la Estación Negro-Out, eventos externos o situaciones graves accidentes ya esté instalado (buenas prácticas)

GP4

El equipo móvil especialmente Generadores Diesel destinados a hacer frente a la Estación Negro-Out, eventos externos o situaciones de accidentes severos están ya disponibles (buenas prácticas)

GP5

Adicional en el sitio centro de control de emergencias, de las cuales las actividades de respuesta de emergencia se pueden coordinar, si está disponible y debidamente protegidas contra los riesgos radiológicos y extremos naturales (buenas prácticas).

Otros temas

Sitio / issue unidad específica mencionada en el texto del documento de trabajo.

Efectiva 04/10/2012

• Columna "I": Mejoras necesarias 
  "GP" columna: Buenas prácticas en el lugar
• Mejora planeada
• Procedimientos operacionales de emergencia (POE) y grave directrices de gestión de accidentes (SAMGs) necesita un mayor desarrollo para estar en consonancia con las normas internacionales - Mejora planeada
• Buenas prácticas previstas

Cofrentes

Sitio: Cofrentes Tipo: BWR / 6 MK-3 Unidad: - Inicio de operación comercial:11/03/1985 años actuales de operación: 26 capacidad curent (MWe): 1064

Cuestiones

I1a

Externos casos de peligro de seguridad correspondientes a una probabilidad de excedencia de menos de una vez en 10 000 años se debe utilizar (para los terremotos).

I1b

Externos casos de peligro de seguridad correspondientes a una probabilidad de excedencia de menos de una vez en 10 000 años se debe utilizar (por inundación).

I2

Un DBE correspondiente a una aceleración de pico mínima del suelo de 0,1 g se debe utilizar.

I3

Los medios necesarios para luchar contra los accidentes se deben almacenar en lugares adecuadamente protegidos contra eventos externos.

I4

En las instalaciones de instrumentación sísmica debe ser instalado.

I5

Tiempo para la restauración de las funciones de seguridad en caso de pérdida de la potencia eléctrica y / o disipador de calor final es menos de 1 hora.

I6

Procedimientos de Operación de Emergencia no cubren todos los estados de la planta (la máxima potencia a los estados de apagado)

I7

Directrices de gestión de accidentes severos que no cubren todos los estados de la planta (la máxima potencia a los estados de apagado)

I8

Las medidas pasivas de prevención de hidrógeno (u otros gases combustibles) explosiones en caso de accidente grave no en su lugar (como pasivos recombinadores autocatalítico o alternativas pertinentes)

I9

Filtrado Sistemas de ventilación no estén en su lugar

I10

La sala de emergencia de control de copia de seguridad no está disponible, en caso de que la Sala de Control Principal se convierte en inhabitable como consecuencia de las liberaciones radiológicas de un accidente grave, de un incendio en la sala de control principal o debido a los extremos peligros externos.

GP1

Existencia de disipador de calor alternativa e independiente completamente final (buenas prácticas).

GP2

Capa adicional de los sistemas de seguridad totalmente independientes de los sistemas de seguridad normales, situadas en lugares bien protegidos contra eventos externos (por ejemplo, sistemas de bunkers o núcleo endurecido de sistemas de seguridad) (buenas prácticas).

GP3

Generadores Diesel adicionales (o turbinas de combustión) separados físicamente de los generadores diesel normales y dedicado a hacer frente a la Estación Negro-Out, eventos externos o situaciones graves accidentes ya esté instalado (buenas prácticas)

GP4

El equipo móvil especialmente Generadores Diesel destinados a hacer frente a la Estación Negro-Out, eventos externos o situaciones de accidentes severos están ya disponibles (buenas prácticas)

GP5

Adicional en el sitio centro de control de emergencias, de las cuales las actividades de respuesta de emergencia se pueden coordinar, si está disponible y debidamente protegidas contra los riesgos radiológicos y extremos naturales (buenas prácticas).

Otros temas

Sitio / issue unidad específica mencionada en el texto del documento de trabajo.

Efectiva 04/10/2012

• Columna "I": Mejoras necesarias 
  "GP" columna: Buenas prácticas en el lugar
• Mejora planeada
• Procedimientos operacionales de emergencia (POE) y grave directrices de gestión de accidentes (SAMGs) necesita un mayor desarrollo para estar en consonancia con las normas internacionales - Mejora planeada
• Buenas prácticas previstas

Trillo 1

Sitio: Trillo Tipo: PWR Unidad: 1 Inicio de operación comercial: 06/08/1988 años actuales de operación: 23 capacidad curent (MWe): 1000

Cuestiones

I1a

Externos casos de peligro de seguridad correspondientes a una probabilidad de excedencia de menos de una vez en 10 000 años se debe utilizar (para los terremotos).

I1b

Externos casos de peligro de seguridad correspondientes a una probabilidad de excedencia de menos de una vez en 10 000 años se debe utilizar (por inundación).

I2

Un DBE correspondiente a una aceleración de pico mínima del suelo de 0,1 g se debe utilizar.

I3

Los medios necesarios para luchar contra los accidentes se deben almacenar en lugares adecuadamente protegidos contra eventos externos.

I4

En las instalaciones de instrumentación sísmica debe ser instalado.

I5

Tiempo para la restauración de las funciones de seguridad en caso de pérdida de la potencia eléctrica y / o disipador de calor final es menos de 1 hora.

I6

Procedimientos de Operación de Emergencia no cubren todos los estados de la planta (la máxima potencia a los estados de apagado)

I7

Directrices de gestión de accidentes severos que no cubren todos los estados de la planta (la máxima potencia a los estados de apagado)

I8

Las medidas pasivas de prevención de hidrógeno (u otros gases combustibles) explosiones en caso de accidente grave no en su lugar (como pasivos recombinadores autocatalítico o alternativas pertinentes)

I9

Filtrado Sistemas de ventilación no estén en su lugar

I10

La sala de emergencia de control de copia de seguridad no está disponible, en caso de que la Sala de Control Principal se convierte en inhabitable como consecuencia de las liberaciones radiológicas de un accidente grave, de un incendio en la sala de control principal o debido a los extremos peligros externos.

GP1

Existencia de disipador de calor alternativa e independiente completamente final (buenas prácticas).

GP2

Capa adicional de los sistemas de seguridad totalmente independientes de los sistemas de seguridad normales, situadas en lugares bien protegidos contra eventos externos (por ejemplo, sistemas de bunkers o núcleo endurecido de sistemas de seguridad) (buenas prácticas).

GP3

Generadores Diesel adicionales (o turbinas de combustión) separados físicamente de los generadores diesel normales y dedicado a hacer frente a la Estación Negro-Out, eventos externos o situaciones graves accidentes ya esté instalado (buenas prácticas)

GP4

El equipo móvil especialmente Generadores Diesel destinados a hacer frente a la Estación Negro-Out, eventos externos o situaciones de accidentes severos están ya disponibles (buenas prácticas)

GP5

Adicional en el sitio centro de control de emergencias, de las cuales las actividades de respuesta de emergencia se pueden coordinar, si está disponible y debidamente protegidas contra los riesgos radiológicos y extremos naturales (buenas prácticas).

Otros temas

Sitio / issue unidad específica mencionada en el texto del documento de trabajo.

Efectiva 04/10/2012

• Columna "I": Mejoras necesarias 
  "GP" columna: Buenas prácticas en el lugar
• Mejora planeada
• Procedimientos operacionales de emergencia (POE) y grave directrices de gestión de accidentes (SAMGs) necesita un mayor desarrollo para estar en consonancia con las normas internacionales - Mejora planeada
• Buenas prácticas previstas

Vandellòs 2

Sitio: Vandellos Tipo: PWR Unidad: 2 Inicio de operación comercial: 08/03/1988años actuales de operación: 23 capacidad curent (MWe): 1045

Cuestiones

I1a

Externos casos de peligro de seguridad correspondientes a una probabilidad de excedencia de menos de una vez en 10 000 años se debe utilizar (para los terremotos).

I1b

Externos casos de peligro de seguridad correspondientes a una probabilidad de excedencia de menos de una vez en 10 000 años se debe utilizar (por inundación).

I2

Un DBE correspondiente a una aceleración de pico mínima del suelo de 0,1 g se debe utilizar.

I3

Los medios necesarios para luchar contra los accidentes se deben almacenar en lugares adecuadamente protegidos contra eventos externos.

I4

En las instalaciones de instrumentación sísmica debe ser instalado.

I5

Tiempo para la restauración de las funciones de seguridad en caso de pérdida de la potencia eléctrica y / o disipador de calor final es menos de 1 hora.

I6

Procedimientos de Operación de Emergencia no cubren todos los estados de la planta (la máxima potencia a los estados de apagado)

I7

Directrices de gestión de accidentes severos que no cubren todos los estados de la planta (la máxima potencia a los estados de apagado)

I8

Las medidas pasivas de prevención de hidrógeno (u otros gases combustibles) explosiones en caso de accidente grave no en su lugar (como pasivos recombinadores autocatalítico o alternativas pertinentes)

I9

Filtrado Sistemas de ventilación no estén en su lugar

I10

La sala de emergencia de control de copia de seguridad no está disponible, en caso de que la Sala de Control Principal se convierte en inhabitable como consecuencia de las liberaciones radiológicas de un accidente grave, de un incendio en la sala de control principal o debido a los extremos peligros externos.

GP1

Existencia de disipador de calor alternativa e independiente completamente final (buenas prácticas).

GP2

Capa adicional de los sistemas de seguridad totalmente independientes de los sistemas de seguridad normales, situadas en lugares bien protegidos contra eventos externos (por ejemplo, sistemas de bunkers o núcleo endurecido de sistemas de seguridad) (buenas prácticas).

GP3

Generadores Diesel adicionales (o turbinas de combustión) separados físicamente de los generadores diesel normales y dedicado a hacer frente a la Estación Negro-Out, eventos externos o situaciones graves accidentes ya esté instalado (buenas prácticas)

GP4

El equipo móvil especialmente Generadores Diesel destinados a hacer frente a la Estación Negro-Out, eventos externos o situaciones de accidentes severos están ya disponibles (buenas prácticas)

GP5

Adicional en el sitio centro de control de emergencias, de las cuales las actividades de respuesta de emergencia se pueden coordinar, si está disponible y debidamente protegidas contra los riesgos radiológicos y extremos naturales (buenas prácticas).

Otros temas

Sitio / issue unidad específica mencionada en el texto del documento de trabajo.

Efectiva 04/10/2012

• Columna "I": Mejoras necesarias 
  "GP" columna: Buenas prácticas en el lugar
• Mejora planeada
• Procedimientos operacionales de emergencia (POE) y grave directrices de gestión de accidentes (SAMGs) necesita un mayor desarrollo para estar en consonancia con las normas internacionales - Mejora planeada
• Buenas prácticas previstas

Asco 1 a 2

Sitio: Asco Tipo: PWR Unidad: 1 Inicio de operación comercial: 10/12/1984 años actuales de operación: 27 capacidad curent (MWe): 996 Web: Asco Tipo: PWRUnidad: 2 Inicio de operación comercial: 31/03 / 1986 años actuales de operación:25 Capacidad de CURRENT (MWe): 992

Cuestiones

I1a

Externos casos de peligro de seguridad correspondientes a una probabilidad de excedencia de menos de una vez en 10 000 años se debe utilizar (para los terremotos).

I1b

Externos casos de peligro de seguridad correspondientes a una probabilidad de excedencia de menos de una vez en 10 000 años se debe utilizar (por inundación).

I2

Un DBE correspondiente a una aceleración de pico mínima del suelo de 0,1 g se debe utilizar.

I3

Los medios necesarios para luchar contra los accidentes se deben almacenar en lugares adecuadamente protegidos contra eventos externos.

I4

En las instalaciones de instrumentación sísmica debe ser instalado.

I5

Tiempo para la restauración de las funciones de seguridad en caso de pérdida de la potencia eléctrica y / o disipador de calor final es menos de 1 hora.

I6

Procedimientos de Operación de Emergencia no cubren todos los estados de la planta (la máxima potencia a los estados de apagado)

I7

Directrices de gestión de accidentes severos que no cubren todos los estados de la planta (la máxima potencia a los estados de apagado)

I8

Las medidas pasivas de prevención de hidrógeno (u otros gases combustibles) explosiones en caso de accidente grave no en su lugar (como pasivos recombinadores autocatalítico o alternativas pertinentes)

I9

Filtrado Sistemas de ventilación no estén en su lugar

I10

La sala de emergencia de control de copia de seguridad no está disponible, en caso de que la Sala de Control Principal se convierte en inhabitable como consecuencia de las liberaciones radiológicas de un accidente grave, de un incendio en la sala de control principal o debido a los extremos peligros externos.

GP1

Existencia de disipador de calor alternativa e independiente completamente final (buenas prácticas).

GP2

Capa adicional de los sistemas de seguridad totalmente independientes de los sistemas de seguridad normales, situadas en lugares bien protegidos contra eventos externos (por ejemplo, sistemas de bunkers o núcleo endurecido de sistemas de seguridad) (buenas prácticas).

GP3

Generadores Diesel adicionales (o turbinas de combustión) separados físicamente de los generadores diesel normales y dedicado a hacer frente a la Estación Negro-Out, eventos externos o situaciones graves accidentes ya esté instalado (buenas prácticas)

GP4

El equipo móvil especialmente Generadores Diesel destinados a hacer frente a la Estación Negro-Out, eventos externos o situaciones de accidentes severos están ya disponibles (buenas prácticas)

GP5

Adicional en el sitio centro de control de emergencias, de las cuales las actividades de respuesta de emergencia se pueden coordinar, si está disponible y debidamente protegidas contra los riesgos radiológicos y extremos naturales (buenas prácticas).

Otros temas

Sitio / issue unidad específica mencionada en el texto del documento de trabajo.

Efectiva 04/10/2012

• Columna "I": Mejoras necesarias 
  "GP" columna: Buenas prácticas en el lugar
• Mejora planeada
• Procedimientos operacionales de emergencia (POE) y grave directrices de gestión de accidentes (SAMGs) necesita un mayor desarrollo para estar en consonancia con las normas internacionales - Mejora planeada
• Buenas prácticas previstas