ASOCIACIÓN NUCLEAR DE ASCO-VANDELLÓS II. AIE Apartado L Hospitalet de L Infant VANDELLÓS (Tarragona)

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1 ASOCIACIÓN NUCLEAR DE ASCO-VANDELLÓS II. AIE Apartado L Hospitalet de L Infant VANDELLÓS (Tarragona) A la atención de D... Director General ASUNTO: INSTRUCCIÓN TÉCNICA COMPLEMENTARIA SOBRE LA APLICABILIDAD DE LOS APARTADOS DEL 10 CFR 50 Y 10 CFR 100. Muy Sr. mío: El Consejo de Seguridad Nuclear en su reunión del 7 de Septiembre de 2005, aprobó el documento sobre Pirámide Normativa y Bases de Licencia, elaborado en el grupo de trabajo conjunto CSN-UNESA, dedicado a la mejora de la eficiencia del proceso regulador. Posteriormente, en la reunión del Comité de Enlace CSN-UNESA del 11 de Octubre de 2005, se acordó iniciar las actividades para desarrollar las conclusiones de ese documento. El 11 de mayo de 2006, el CSN solicitó información sobre la aplicabilidad de la normativa del país origen del proyecto por medio de la INSTRUCCIÓN TÉCNICA COMPLEMENTARIA SOBRE LA APLICABILIDAD DE LA REGLAMENTACIÓN DEL PAÍS DE ORIGEN DEL PROYECTO, de referencia CNVA2/ VA2/06/05. La Dirección Técnica de Seguridad Nuclear ha evaluado la respuesta aportada identificando a partir de la misma una relación de los apartados del 10 CFR 50 y 10 CFR 100 que considera aplicables a su central nuclear. El Consejo de Seguridad Nuclear, en su reunión del 25 de noviembre de 2008, ha estudiado la propuesta presentada por la Dirección Técnica de Seguridad Nuclear y ha acordado, en base a lo previsto en la condición 13 del Anexo a la Orden Ministerial de 21 de Julio del 2000 del Ministerio de Economía por la que se prorroga la Autorización de Explotación vigente de C.N. Vandellós 2, emitir una nueva Instrucción Técnica Complementaria, con el fin de establecer los apartados del 10 CFR 50 y del 10 CFR 100 en su revisión vigente a fecha 31 de diciembre de 2006, relacionados en el anexo, que son aplicables a la C.N. Vandellós II, que por lo tanto deberán formar parte de sus bases de licencia, y cuyas

2 modificaciones posteriores deberán ser objeto de análisis de aplicabilidad en los informes de nueva normativa. En el plazo de NUEVE MESES, contados a partir de la recepción de esta ITC, deberá estar finalizado el proceso de incorporación de los apartados referenciados a sus bases de licencia, identificadas las posibles discrepancias que pudieran existir en la central, y remitido un informe al CSN sobre las mismas, que deberá incluir la valoración de su impacto en la seguridad y, en su caso, una propuesta y plazo de resolución. Este acuerdo se ha tomado en cumplimiento del apartado a) del artículo 2 de la Ley 15/1980, de creación del Consejo de Seguridad Nuclear, modificada por la Ley 33/2007. Contra el presente acuerdo, podrá interponerse recurso contencioso-administrativo en el plazo de dos meses desde el día siguiente al de la notificación del mismo, ante Sala de lo Contencioso Administrativo de la Audiencia Nacional, conforme a lo establecido en el artículo 46 y en la disposición adicional cuarta de la Ley 29/1998, 13 de Julio, de la Jurisdicción Contenciosa Administrativa, sin perjuicio de la posibilidad de interponer recurso potestativo de reposición ante el mismo Consejo de Seguridad Nuclear en un plazo de un mes a contar desde el día siguiente al de la notificación del presente acuerdo, según lo dispuesto en los artículos 107, 116 y 117 de la Ley 30/1992, de 26 de Noviembre, de Régimen Jurídico de las Administraciones Públicas y del Procedimiento Administrativo Común, en la redacción dada a los mismos por la Ley 4/1999 de 13 de Enero. Madrid, 26 de noviembre de 2008 LA SECRETARIA GENERAL Purificación Gutiérrez López CC.: SCN, AEOF, INRE, JPVA2 y CNVA2

3 ANEXO INSTRUCCIÓN TÉCNICA COMPLEMENTARIA SOBRE LA APLICABILIDAD DE LOS APARTADOS DEL 10 CFR 50 Y 10 CFR 100. La presente Instrucción Técnica Complementaria tiene por objeto establecer la relación de los apartados del 10 CFR 50 y 10 CFR 100 que son aplicables a C. N. Vandellós 2 en su revisión vigente a fecha 31 de diciembre de 2006, que por lo tanto deberán formar parte de sus bases de licencia, y cuyas modificaciones posteriores deberán ser objeto de análisis de aplicabilidad en los informes de nueva normativa 1. Para alguno de los apartados abajo seleccionados se dispone de normativa de alto nivel en la legislación española (RINR, RPSRI, etc.), pero el contenido de los apartados del 10 CFR 50 y 100 seleccionados no entra en contradicción con la misma, aportando en cambio un grado de desarrollo mayor, lo que ha llevado a su inclusión en la presente ITC. Así mismo, algunos de los apartados seleccionados serán objeto de Instrucciones del CSN, actualmente en fase de elaboración y que sustituirán tras su edición a los apartados correspondientes del 10 CFR 50 y 100 seleccionados. Los apartados del 10 CFR aplicables son los siguientes: 10 CFR Definitions Subapartado (b) Contents of construction permit and operating license applications; technical information a Subapartado (c) Design objectives for equipment to control releases of radioactive material in effluents--nuclear power reactors Technical specifications a Technical specifications on effluents from nuclear power reactors 5. 1 El cumplimiento del análisis de las modificaciones posteriores al 31/12/2006 y editadas antes de la fecha de recepción de la presente ITC deberá finalizarse en el informe de nueva normativa correspondiente al año 2009, remitido al CSN en el primer trimestre de Se considera aplicable este apartado de modo general con la salvedad de que prevalecerán las definiciones ya establecidas en la normativa española. 3 Sólo es aplicable el subapartado (b) relativo al contenido de los Estudios de Seguridad. 4 Sólo es aplicable el subapartado (c) relativo al permiso de explotación y sus sucesivas renovaciones. 5 Se considera aplicable utilizando los límites de dosis establecidos en el Reglamento de Protección Radiológica contra las Radiaciones Ionizantes BOE (26/07/2001). La frecuencia de envío de informes al CSN se ajustará a la GS-1.7.

4 50.44 Combustible gas control for nuclear power reactors Acceptance criteria for emergency core cooling systems for light-water nuclear power reactors a Acceptance criteria for reactor coolant system venting systems Fire protection Environmental qualification of electric equipment important to safety for nuclear power plants a Codes and standards Acceptance criteria for fracture prevention measures for light water nuclear power reactors for normal operation Fracture toughness requirements for protection against pressurized thermal shock events Requirements for reduction of risk from anticipated transients without scram (ATWS) events for light-water-cooled nuclear power plants Loss of all alternating current power Requirements for thermal annealing of the reactor pressure vessel Accident source term Criticality accident requirements Maintenance of records, making of reports 8. Appendix A to Part 50--General Design Criteria for Nuclear Power Plants Appendix B to Part 50--Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants. Appendix G to Part 50--Fracture Toughness Requirements. Appendix H to Part 50--Reactor Vessel Material Surveillance Program Requirements. Appendix I to Part 50--Numerical Guides for Design Objectives and Limiting Conditions for Operation to Meet the Criterion "As Low as is Reasonably Achievable" for Radioactive Material in Light-Water-Cooled Nuclear Power Reactor Effluents 9. 6 Este apartado es aplicable en su revisión de fecha Sep. 9, El paso a la revisión posterior de fecha Sep. 16, 2003 se realizará, si corresponde, dentro de los procesos de normativa de aplicación condicionada. 7 La central nuclear podrá optar por cualquiera de las tres alternativas: 1. Aplicar totalmente el apartado 10 CFR Aplicar de forma parcial y complementaria los apartados 10 CFR y 10 CFR Aplicar totalmente el apartado 10 CFR Tras optar por una alternativa, ésta deberá mantenerse a lo largo de la vida de la central nuclear. 8 Sólo aplican los apartados (a), (c), y (d)(1).

5 Appendix J to Part 50--Primary Reactor Containment Leakage Testing for Water-Cooled Power Reactors. Appendix K to Part 50--ECCS Evaluation Models. Appendix R to Part 50--Fire Protection Program for Nuclear Power Facilities Operating Prior to January 1, CFR Definitions Factors to be considered when evaluating sites Determination of exclusion area, low population zone, and population center distance 11. Appendix A to Part 100--Seismic and Geologic Siting Criteria for Nuclear Power Plants. En relación a los apartados o subapartados del 10 CFR 50 y 100 recogidos en la presente ITC se informa de que: 1. Las referencias a la NRC deberán ser sustituidas por referencias al CSN en su aplicación. 2. Las referencias a otros apartados del 10 CFR 50 y 100 no incluidos en la presente ITC serán reemplazadas por la normativa aplicable correspondiente si fuese necesario. 9 Se considera aplicable utilizando los límites y magnitudes radiológicas que establece el Reglamento de Protección Radiológica contra las Radiaciones Ionizantes BOE (26/07/2001). 10 Se considera aplicable este apartado de modo general con la salvedad de que prevalecerán las definiciones ya establecidas en la normativa española. 11 Ver nota de pié de página del apartado 50.67