CSN-IT-DPR-06/3 ADES/CABRIL//06/29 Madrid, 6 de octubre de 2006 EMPRESA NACIONAL DE RESIDUOS RADIACTIVOS S.A. (ENRESA) C/ Emilio Vargas, 7 28043 MADRID Att.: Sr. D. José Ramón Armada - Director de la División Técnica- ASUNTO: REMISIÓN DE INSTRUCCIÓN TÉCNICA SOBRE LA REVISIÓN PERIÓDICA DE LA SEGURIDAD DE LA INSTALACIÓN C. A. EL CABRIL Adjunto le remito la Instrucción Técnica emitida como consecuencia de la evaluación realizada de la Revisión periódica de la seguridad, periodo 1992-2001, presentada por Enresa (registro de entrada en el CSN 21459 de 26.12.03), así como de otra información más reciente referida a la seguridad a largo plazo de la instalación. Esta Dirección de Protección Radiológica, una vez apreciado favorablemente por el Pleno del Consejo del día 4 de octubre de 2006 el documento citado anteriormente, considera necesario que en la revisión del siguiente periodo se contemplen los aspectos recogidos en el anexo y en las cartas ya enviadas al respecto que, asimismo, se relacionan en el citado anexo. Las revisiones deberán seguir manteniendo el esquema establecido en la condición 9 de la Autorización de Explotación, de 5 de octubre de 2001, y en la Instrucción Técnica Complementaria XI del Consejo de Seguridad Nuclear, de fecha 10.10.01, asociada a dicha autorización. Esta Instrucción se dicta al amparo de lo previsto en el apartado a) del artículo 2º de la Ley 15/1980, de creación del Consejo de Seguridad Nuclear, modificado por la disposición adicional primera de la Ley 14/1999, estando autorizado el Director Técnico de Protección Radiológica a emitir Instrucciones Técnicas por acuerdo del Consejo de fecha 11 de julio de 2001. Deberá darse cumplimiento a la misma en la siguiente revisión periódica de la seguridad, de acuerdo con los periodos determinados en la condición 9 de la Autorización de Explotación. El incumplimiento de esta Instrucción Técnica pudiera dar origen a la propuesta de iniciación del correspondiente expediente sancionador de acuerdo con lo establecido en el artículo 94 en relación con el 91 de la Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre energía nuclear. Contra el presente requerimiento podrá interponer recurso de alzada ante este Consejo en el plazo de un mes, contado desde el día siguiente a la notificación de la presente Instrucción Técnica, según lo dispuesto en los artículos 107, 114 y 115 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. Juan Carlos Lentijo Lentijo DIRECTOR TÉCNICO DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA c/c GACA, APRT, AEIR, AVRA, ARBM, IMES, CITI
CSN-IT-DPR-06/3 ADES/CABRIL//06/29 Anexo. Hoja 1 de 2 ANEXO INFORMACIÓN QUE DEBERÁ INCLUIR LAS SUCESIVAS REVISIONES PERIÓDICAS DE LA SEGURIDAD DEL C. A. EL CABRIL 1ª Las revisiones periódicas de la seguridad sucesivas a la del periodo 1992-2001 deberán incluir un análisis y valoración de la reciente aparición de agua en el interior de algunas de las celdas de almacenamiento de la Plataforma Norte. 2ª Se suministrará información específica sobre la estimación de la vida útil de los contenedores y de las celdas de almacenamiento, así como de la degradación de las barreras de ingeniería. En el documento presentado no se ha tenido en cuenta este aspecto y no se estima necesario, dado que el intervalo de tiempo estudiado son los 10 primeros años de operación de la instalación, 1992-2001. 3ª En cuanto la vigilancia radiológica ambiental se tendrá en cuenta que: - La metodología de análisis propuesta es la misma que la empleada en los informes anuales. Se deberá completar el estudio seleccionando alguna de las vías más representativas, aplicando un test estadístico a los valores obtenidos para comprobar las afirmaciones que el titular extrae de la valoración visual de resultados, que son: que el alcance del programa es adecuado. Se podría analizar resultados de estaciones con tendencias diferentes a lo largo del tiempo: sin variaciones significativas o con aumentos (estación 11) o descensos (las que rodean a los módulos) apreciables que el funcionamiento de la instalación no ha tenido un impacto apreciable en el entorno. Podría realizarse un test de diferencia de medias entre resultados de estaciones testigo y las que puedan estar afectadas por la instalación - En la figura 2.4-7b de niveles de exposición gamma se deberán añadir los valores de las estaciones 103, 106, 109 y 110, eliminando la primera de ellas de la figura 2.4-7c - Se deberán contrastar los valores puntuales de C-14 en aire del año 1993, con los almacenados en la aplicación Keeper del CSN, para comprobar la posible discrepancia y corregirla donde proceda, sin que sea necesario que esto afecte al documento de la Revisión Periódica de la Seguridad. 4ª En relación con el control de efluentes, se deberá tener en cuenta lo indicado en la carta de la Dirección Técnica de Protección Radiológica del CSN de referencia: CSN-C-DPR-05-127, registro de salida 2230 de fecha 14.04.05.
CSN-IT-DPR-06/3 ADES/CABRIL//06/29 Anexo. Hoja 2 de 2 5ª Las siguientes ediciones del documento contemplarán los aspectos relacionados con la protección radiológica operacional expuestos en la carta del CSN de referencia: CSN-C-DPR- 05-20, registro de salida 8845 de fecha 28.12.05. 6ª Sobre los aspectos del emplazamiento se deberá incidir en la seguridad a largo plazo, especialmente en lo que se refiere a los parámetros sísmico, hidrogeológico y de erosión, según lo indicado en el escrito del CSN de referencia: CSN-C-DPR-06-71 (registro de salida 1202 de 20.02.06) y tener en cuenta lo manifestado en la carta: CSN-C-DPR-05-43 (registro de salida 1096 de 23.02.05), en relación con las capas de cobertura. 7ª Se deberán revisar el capítulo 3 Experiencia en la metodología de aceptación y calidad de los bultos de residuos, así como el apartado 7.3 Mejora de los procesos de aceptación de residuos, de acuerdo con lo indicado en la carta del CSN de referencia: CSN-C-DPR-05-18, de fecha 21.01.05 (registro de salida 243 de 24.01.05). 8ª En relación con la seguridad a largo plazo, capítulo 5 Experiencia en la evaluación de la seguridad a largo plazo de la instalación y apartado 7.7 Mejora de la evaluación de la seguridad a largo plazo se incluirá la información solicitada en el escrito de la Dirección Técnica del CSN de referencia: CSN-C-DPR-05-129 (registro de salida 2290 de 13.04.05).
EMPRESA NACIONAL DE RESIDUOS RADIACTIVOS S.A. (ENRESA) C/ Emilio Vargas, 7 28043 MADRID Att.: Sr. D. José Ramón Armada Ramiro - Director de la División Técnica- ASUNTO: APRECIACIÓN FAVORABLE DE LA REVISIÓN PERIÓDICA DE LA SEGURIDAD, PERIODO 1992-2001, DEL C. A. EL CABRIL La condición 9 anexa a la Orden Ministerial de 5 de octubre de 2001, por la que se concede a Enresa la Autorización de Explotación de la instalación nuclear de almacenamiento de residuos radiactivos sólidos de Sierra Albarrana, C. A. El Cabril, requiere la presentación al Consejo de Seguridad Nuclear, con una periodicidad de 10 años de años una Revisión Periódica de la Seguridad. Con su escrito de fecha 19 de diciembre de 2003 (registro de entrada nº 21459 de 26.12.03) Enresa titular del C. A. El Cabril presentó al Consejo de Seguridad Nuclear la documentación Revisión periódica de la seguridad, periodo 1992-2001. El Consejo de Seguridad Nuclear, en su reunión del día 4 de octubre de 2006, ha estudiado la solicitud mencionada, así como el informe que, como consecuencia de las evaluaciones realizadas, ha efectuado la Dirección Técnica de Protección Radiológica y ha acordado apreciar favorablemente la Revisión periódica de la seguridad, periodo 1992-2001 del C. A. El Cabril. Las revisiones correspondientes a los próximos periodos deberán tener en cuenta las instrucciones técnicas que a este respecto se remitan. Este acuerdo se ha tomado en cumplimiento del apartado d) del artículo 2º de la Ley 15/1980, modificado por la disposición adicional primera de la ley 14/1999 Madrid, 5 de octubre de 2006 EL SECRETARIO GENERAL A. Luís Iglesias Martín
Página 1 de 7 PROPUESTA DE DICTAMEN TÉCNICO SOBRE LA SOLICITUD DE LA REVISIÓN PERIÓDICA DE LA SEGURIDAD DEL C. A. EL CABRIL. PERIODO 1992-2001 1. IDENTIFICACIÓN 1.1. Solicitante: Empresa Nacional de Residuos Radiactivos SA (Enresa). 1.2. Asunto: Instrucción técnica sobre la solicitud de Enresa sobre la revisión periódica de la seguridad del C. A. El Cabril, de acuerdo con lo requerido en la condición 9 de la Autorización de Explotación, de 5 de octubre de 2001, y en la instrucción técnica complementaria, XI, de 10.10.01. 1.3. Documentos aportados por el solicitante: En apoyo de la solicitud, el titular acompañaba la siguiente documentación: - Revisión periódica de la seguridad, periodo 1992-2001 registro de entrada 21459 de 26.12.03. El documento fue, igualmente, presentado, para su conocimiento, en el Ministerio de Economía. Iniciada la evaluación, se solicitó información adicional que el titular respondió de mediante los siguientes escritos: Entrada en el CSN 20155, de 19.11.04, sobre aspectos de protección radiológica Entrada en el CSN 13576, de 13.06.05, sobre comportamiento de las barreras de ingeniería Entrada en el CSN 2967, de 20.02.06, sobre vigilancia radiológica ambiental Entrada en el CSN 2964, de 16.02.06, seguridad a largo plazo 1.4. Documentos de licencia afectados: Aquellos documentos que pudieran resultar afectados por las conclusiones de la revisión efectuada y de las evaluaciones realizadas. 2. DESCRIPCIÓN Y OBJETO DE LA PROPUESTA En octubre de 1989, el Ministerio de Industria y Energía concedía a la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (Enresa) autorización para la construcción de una instalación de almacenamiento de residuos radiactivos sólidos en Sierra Albarrana, en Hornachuelos (Córdoba). Posteriormente, las Órdenes de octubre de 1992 y de octubre de 1996 otorgaban permiso provisional de explotación, con un plazo de validez de cuatro y cinco años, respectivamente. Mediante Orden del Ministerio de Economía, de 5 de octubre de 2001, se concedía la Autorización de Explotación del C. A. El Cabril para recibir, tratar, acondicionar y
Página 2 de 7 almacenar residuos radiactivos de baja y media actividad, hasta que se complete su volumen disponible. De acuerdo con la condición 9 esta Autorización de Explotación con una periodicidad de diez años, el titular presentará una revisión periódica de la seguridad de la instalación de acuerdo con las instrucciones complementarias que remita el Consejo de Seguridad Nuclear. La primera revisión se remitirá antes del 31 de diciembre de 2003. Por otro lado, la instrucción técnica complementaria XI, asociada a la Autorización de Explotación, desarrolla el alcance y contenido del documento. El objeto de la revisión periódica de la seguridad es realizar un seguimiento del proceso establecido en la instalación y una valoración de sus resultados para detectar aquellos aspectos de seguridad que deban ser corregidos o susceptibles de ser mejorados. Estas revisiones se realizan por periodos de 10 años, tomando como punto de partida la fecha de corte de la anterior. El documento presentado por Enresa abarca desde el inicio de la explotación de la instalación, 8.10.91, hasta diciembre de 2001. 3. EVALUACIÓN 3.1. Importancia para la seguridad: Media. En virtud de la experiencia adquirida en los diez años que incluye el periodo de revisión, el documento analiza aquellas características de seguridad que deban ser modificadas y que deberán ser debidamente recogidas en el documento preceptivo de seguridad correspondiente. La importancia para la seguridad se refiere fundamentalmente a la repercusión de los hallazgos encontrados en el comportamiento de la instalación a largo plazo. 3.2. Informes de evaluación: Con fecha 30 de marzo de 2004 se remitieron solicitud de informe de evaluación a las siguientes áreas: GACA, APRT, AEIR, AVRA, ARBM, IMES, y CITI (solicitud de informe: CSN/SITE/ADES/CABRIL/0403/105 a 111, respectivamente) que fueron respondidas mediante los siguientes informes o notas de evaluación: - Evaluación de la revisión periódica de la seguridad de El Cabril. Apartado 1.5, Seguimiento por Garantía de Calidad de la explotación de la instalación, CSN/IEV/GACA/0410/102, de octubre de 2004. - Evaluación de la información adicional sobre la experiencia relativa a los aspectos de protección radiológica de la revisión periódica de la seguridad (1992-2001) del C. A. El Cabril, CSN/NET/APRT/CABRIL/0510/97, de octubre de 2005.. - Informe de evaluación de la revisión periódica de la seguridad de El Cabril en lo referente a los sistemas de tratamiento, vigilancia y control de los efluentes radiactivos de la instalación, CSN/IEV/AEIR/CABRIL/0503/111, de marzo de 2005.
Página 3 de 7 - Evaluación de la revisión del apartado 2.4 de la revisión periódica de la seguridad del C. A. El Cabril, relativo a la vigilancia radiológica ambiental, CSN/IEV/ AVRA/CABRIL/0603/119, de marzo de 2006. - Análisis de la revisión periódica de la seguridad del C. A. El Cabril, desde el punto de vista de la seguridad a largo plazo, CSN/IEV/ARBM/CABRIL/0403 /109, de febrero de 2005. - Informe de la evaluación técnica del capítulo 2 (apartado 2.3), capítulo 3 y capítulo 7 (apartado 7.3) de la revisión periódica de la seguridad del C. A. El Cabril, de noviembre de 2004. - Nota de Evaluación del capítulo 2 (apartado 2.3), capítulo 3 y capítulo 7 (apartado 7.3) de la revisión periódica de la seguridad del C. A. El Cabril, CSN/NET/ ARBM/CABRIL/0606/105, de junio de 2006. - Revisión periódica de la seguridad. Comportamiento de las barreras de ingeniería. Puntos 4.1 y 7.4, CSN/IEV/IMES/CABRIL/0507/113, de julio de 2005. - Evaluación del informe correspondiente al estado de conocimiento sobre la erosión en relación con el diseño de capas de cobertura par el almacenamiento de El Cabril, CSN/IEV/CITI/CABRIL/0502/109, de febrero de 2005. - Evaluación parcial (Área CITI) del informe sobre Revisión Periódica de la Seguridad de El Cabril, presentado por Enresa, CSN/IEV/CITI/CABRIL /0510/114, de febrero de 2006. 3.3 Resumen de la evaluación: El análisis de la documentación presentada ha incluido los siguientes aspectos: Garantía de calidad. Desde este aspecto la documentación remitida se considera adecuada y no hay ninguna condición, ni recomendación. Protección radiológica operacional. Tras la remisión de la información adicional solicitada, la evaluación concluye que las sucesivas revisiones periódicas deberán incluir ciertos aspectos sobre el aumento de las dosis colectivas que supone el tratamiento de los residuos de Acerinox y los indicadores que correlacionan dosis colectivas e individuales, lo que fue comunicado por carta de la Dirección Técnica CSN-C-DPR-05-20, de 26.12.05 Impacto radiológico. La información que se refiere al tratamiento, vigilancia y control de efluentes se entiende que es correcta, si bien, en el documento de los sucesivos periodos seguridad se deberán tener en cuenta una serie de recomendaciones sobre análisis de operación y modificaciones de la instalación, funcionamiento de equipos y sistemas de seguridad, control de efluentes e incidencias en el público, así como de cambios en la normativa, que fueron remitidas al titular en carta de la Dirección Técnica de referencia: CSN-C-DPR-05-127, de 8.04.05.
Página 4 de 7 Vigilancia radiológica ambiental. La evaluación de la información remitida por Enresa, como respuesta a la solicitud formulada, responde a lo requerido, aunque si bien, debe completarse en lo referente a metodología y a los datos de alguna figura, tal como se expone en el punto 3º del apartado 4.2, Requerimientos del CSN, de este informe. Residuos y seguridad a largo plazo. Tras la evaluación inicial de estos temas, se solicitó a Enresa información adicional, cuya respuesta atendía debidamente los aspectos relacionados con los residuos generados en la instalación, sin resolver las cuestiones referentes a la metodología de aceptación de los bultos y a la mejora de los procesos de aceptación de residuos. En lo que respecta a la seguridad a largo plazo, el contendido del documento tampoco se considera adecuado. En las próximas revisiones del documento se deberá tener en cuenta lo recogido en las cartas de Dirección Técnica, de referencias: CSN-C-DPR-05-18, de 21.01.05 y CSN-C- DPR-05-129, de 11.04.2005, tal y como se indica en los puntos 7º y 8º del apartado 4.2, Requerimientos del CSN. Barreras de ingeniería y aspectos estructurales. La información presentada se estima aceptable y, únicamente, se indica que en las sucesivas revisiones se incluirá un análisis sobre la vida útil de los contenedores, las celdas de almacenamiento y sobre la degradación de las barreras de ingeniería, que no se ha tenido en cuenta en esta primera revisión, dado que el intervalo de tiempo estudiado eran los 10 primeros años de operación de la instalación y no se cree necesario. Capas de cobertura y emplazamiento. En las próximas revisiones se deberá informar con más detalle sobre las capas de cobertura. Además, se tendrá en cuenta que la experiencia obtenida en la Fábrica de Uranio de Andujar solo se aplicará en lo referente a la metodología. y que los informes bienales a presentar, relacionados con el tema, realizarán un análisis de los estudios incluidos. Todo ello se ha comunicado en la carta de la Dirección Técnica, de referencia CSN-C-DPR-05-43, de 21.02.05. Asimismo, se deberá incidir en lo que concierne a los parámetros sísmico, hidrogeológico y de erosión, según se ha indicado en la carta CSN- C-DPR-06-71, de 16.02.06. Presencia de agua en celdas de la Plataforma Norte. Además de evaluar la documentación presentada, así como la información adicional solicitada, también ha sido objeto de análisis otra información remitida por el titular, no necesariamente relacionada con la documentación objeto de esta instrucción, como puede ser la recogida de agua en determinadas celdas de almacenamiento de la Plataforma Norte.. Desde el año 2001 se viene retirando agua de la Celda 16, en dos ocasiones en ese año, ocho en el siguiente y de manera, prácticamente, continua desde 2003. Asimismo, desde del mes de agosto de 2005 también se ha recogido agua, de características similares a la de la Celda 16, en las Celdas 5 y 8, aunque si bien, en menor cantidad y solo circunstancialmente.
Página 5 de 7 Hasta el momento, el plan de actuaciones previsto en su día por Enresa no ha podido explicar, de una manera fehaciente, este fenómeno. La última información remitida ha sido evaluada por diferentes áreas del CSN (ARBM, CITI e IMES) y mediante carta de la Dirección Técnica, de referencia: CSN-C-DPR-06-253, se han remitido las conclusiones alcanzadas. Se ha solicitado al titular que continúe los estudios iniciados para determinar, de una manera fiable, las causas de la aparición de esas aguas, su influencia en la seguridad de la instalación y las medidas necesarias para evitar su presencia en las celdas. Aspectos que deberán ser recogidos en la siguiente revisión periódica de la seguridad. En el anexo al presente informe se adjuntan las cartas de la Dirección Técnica de Protección Radiológica que se mencionan y se refieren en la instrucción técnica propuesta. 3.4. Modificaciones: El informe favorable supone la aceptación de la propuesta de la revisión periódica de la seguridad para el periodo 1992-2001, de acuerdo con lo desarrollado en la condición 9 de la Autorización de Explotación. 3.5. Hallazgos: Las evaluaciones de la documentación presentada, así como de otra de la que dispone el CSN, indican, no obstante, determinados aspectos que deberán ser recogidos en las revisiones de la seguridad de los siguientes periodos. 3.6. Discrepancias respecto de lo solicitado: No existen. El análisis de la documentación presentada en apoyo de la solicitud revela que la misma no supone una disminución de las condiciones de seguridad y protección radiológica de la instalación. 4. CONCLUSIONES Y ACCIONES De las evaluaciones de la documentación presentada por Enresa, y de otra de la que dispone el CSN, se concluye que la Revisión periódica de la seguridad, periodo 1992-2001 puede ser apreciada favorablemente, teniendo en cuenta que las revisiones de los periodos sucesivos deberán recoger, además de lo indicado en la condición 9 de la Autorización de Explotación, de 5 de octubre de 2001 y en la Instrucción Técnica Complementaria XI del Consejo de Seguridad Nuclear, de fecha 10.10.01, asociada a dicha autorización, la información que se comunicará mediante Instrucción Técnica de la Dirección de Protección Radiológica. 4.1. Aceptación de lo solicitado: Si. 4.2. Requerimientos del CSN: En la revisión del siguiente periodo se seguirá manteniendo el esquema establecido en la condición 9 de la Autorización de Explotación, de 5 de octubre de 2001, y en la Instrucción Técnica Complementaria XI del Consejo de Seguridad Nuclear, de fecha 10.10.01, asociada a dicha autorización. Asimismo, contemplará lo indicado a continuación, que se remitirá como Instrucción Técnica de la Dirección Técnica de Protección Radiológica:
Página 6 de 7 1ª Las revisiones periódicas de la seguridad sucesivas a la del periodo 1992-2001 deberán incluir un análisis y valoración de la reciente aparición de agua en el interior de algunas de las celdas de almacenamiento de la Plataforma Norte. 2ª Se suministrará información específica sobre la estimación de la vida útil de los contenedores y de las celdas de almacenamiento, así como de la degradación de las barreras de ingeniería. En el documento presentado no se ha tenido en cuenta este aspecto y no se estima necesario, dado que el intervalo de tiempo estudiado son los 10 primeros años de operación de la instalación, 1992-2001. 3ª En cuanto la vigilancia radiológica ambiental se tendrá en cuenta que: - La metodología de análisis propuesta es la misma que la empleada en los informes anuales. Se deberá completar el estudio seleccionando alguna de las vías más representativas, aplicando un test estadístico a los valores obtenidos para comprobar las afirmaciones que el titular extrae de la valoración visual de resultados, que son: que el alcance del programa es adecuado. Se podría analizar resultados de estaciones con tendencias diferentes a lo largo del tiempo: sin variaciones significativas o con aumentos (estación 11) o descensos (las que rodean a los módulos) apreciables que el funcionamiento de la instalación no ha tenido un impacto apreciable en el entorno. Podría realizarse un test de diferencia de medias entre resultados de estaciones testigo y las que puedan estar afectadas por la instalación - En la figura 2.4-7b de niveles de exposición gamma se deberán añadir los valores de las estaciones 103, 106, 109 y 110, eliminando la primera de ellas de la figura 2.4-7c - Se deberán contrastar los valores puntuales de C-14 en aire del año 1993, con los almacenados en la aplicación Keeper del CSN, para comprobar la posible discrepancia y corregirla donde proceda, sin que sea necesario que esto afecte al documento de la Revisión Periódica de la Seguridad. 4ª En relación con el control de efluentes, se deberá tener en cuenta lo indicado en la carta de la Dirección Técnica de Protección Radiológica del CSN de referencia: CSN-C-DPR-05-127, registro de salida 2230 de fecha 14.04.05. 5ª Las siguientes ediciones del documento contemplarán los aspectos relacionados con la protección radiológica operacional expuestos en la carta del CSN de referencia: CSN-C-DPR- 05-426, registro de salida 8845 de fecha 28.12.05. 6ª Sobre los aspectos del emplazamiento se deberá incidir en la seguridad a largo plazo, especialmente en lo que se refiere a los parámetros sísmico, hidrogeológico y de erosión, según lo indicado en el escrito del CSN de referencia: CSN-C-DPR-06-71 (registro de salida 1202 de 20.02.06) y tener en cuenta lo manifestado en la carta: CSN-C-DPR-05-43 (registro de salida 1096 de 23.02.05), en relación con las capas de cobertura.
Página 7 de 7 7ª Se deberán revisar el capítulo 3 Experiencia en la metodología de aceptación y calidad de los bultos de residuos, así como el apartado 7.3 Mejora de los procesos de aceptación de residuos, de acuerdo con lo indicado en la carta del CSN de referencia: CSN-C-DPR-05-18, de fecha 21.01.05 (registro de salida 243 de 24.01.05). 8ª En relación con la seguridad a largo plazo, capítulo 5 Experiencia en la evaluación de la seguridad a largo plazo de la instalación y apartado 7.7 Mejora de la evaluación de la seguridad a largo plazo se incluirá la información solicitada en el escrito de la Dirección Técnica del CSN de referencia: CSN-C-DPR-05-129 (registro de salida 2290 de 13.04.05). 4.3. Recomendaciones del CSN: Ninguna. 4.4. Compromisos del Titular: Ninguno. 4.5. Hallazgos: No hay hallazgos que impidan aceptar lo solicitado.
Subdirección General de Protección Radiológica Ambiental REF: REV: 0 PROPUESTA DE DICTAMEN TÉCNICO SOBRE LA REVISIÓN PERIÓDICA DE LA SEGURIDAD, PERIODO 1992-2001, DEL C. A. EL CABRIL. TRÁMITE: ANEXOS: Cartas de la Dirección Técnica de Protección Radiológica de referencias: CSN-C-DPR-05-127, salida 2230 de 14.04.05. CSN-C-DPR-05-426, salida 8845 de 28.12.05. CSN-C-DPR-06-71, salida 1202 de 20.02.06. CSN-C-DPR-05-43, salida 1096 de 23.02.05. CSN-C-DPR-05-18, salida 243 de 24.01.05. CSN-C-DPR-05-129, salida 2290 de 13.04.05.