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Núm. 228  Viernes 19 de septiembre de 2014  Sec. III.   Pág. 73467
III. OTRAS DISPOSICIONES
CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR
9550 Instrucción IS-10, revisión 1, de 30 de julio de 2014, del Consejo de Seguridad 
Nuclear, por la que se establecen los criterios de notificación de sucesos al 
Consejo por parte de las centrales nucleares.
El artículo 2.a) de la ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del Consejo de Seguridad 
Nuclear (en adelante CSN), atribuye a este ente público la facultad de «elaborar y aprobar 
las Instrucciones, Circulares y Guías de carácter técnico relativas a las instalaciones 
nucleares y radiactivas y a las actividades relacionadas con la seguridad nuclear y la 
protección radiológica».
Tras la publicación de la Instrucción IS-10, de 25 de julio de 2006, del Consejo de 
Seguridad Nuclear, por la que se establecen los criterios de notificación de sucesos al 
Consejo por parte de las centrales nucleares, y teniendo en cuenta la experiencia 
acumulada desde el momento de su publicación, se ha considerado necesario elaborar 
una revisión de la citada Instrucción con el fin de facilitar y clarificar la notificación de 
sucesos acaecidos en centrales nucleares, modificando tanto las condiciones generales 
de notificación, como los tipos de sucesos a notificar.
Los tres principales objetivos que se persiguen con el proceso de notificación y de sus 
informes asociados son:
– Informar al CSN de las incidencias ocurridas en las centrales del territorio nacional.
– Permitir la actuación rápida del CSN, en caso de que fuera preciso.
– Facilitar el proceso de intercambio de experiencia operativa entre centrales.
En virtud de lo anterior, y de conformidad con la habilitación legal prevista en el 
artículo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del Consejo de Seguridad 
Nuclear, previa consulta de los sectores afectados, y tras los informes técnicos oportunos.
Este Consejo, en su reunión del 30 de julio de 2014, ha acordado lo siguiente:
Primero. Objeto y ámbito de aplicación.
Esta Instrucción tiene por objeto establecer los criterios que aplica el Consejo de 
Seguridad Nuclear para exigir a los titulares de centrales nucleares en operación la 
notificación de los sucesos ocurridos en las mismas que puedan tener relación con la 
seguridad nuclear o la protección radiológica.
A todos los efectos están excluidos del alcance de esta Instrucción los sucesos 
relacionados con protección física, los cuales se someten a su normativa específica.
Segundo. Definiciones.
Las definiciones de los términos y conceptos utilizados en la presente Instrucción del 
Consejo de Seguridad Nuclear se corresponden con las contenidas en las siguientes 
disposiciones:
• Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear.
• Ley 15/1980, de 22 de abril, de Creación del Consejo de Seguridad Nuclear.
• Real Decreto  1836/1999,  de 3 de diciembre,  por el que se aprueba  el Reglamento 
de Instalaciones Nucleares y Radiactivas.
• Real Decreto  783/2001,  de 6 de julio, por el que se aprueba  el Reglamento  sobre 
Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes.
• Real Decreto  Legislativo  1/1994, de 20 de junio, por el que se aprueba  el Texto 
Refundido de la Ley General de la Seguridad Social.
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Además, en el contexto de la presente Instrucción, son de aplicación las siguientes 
definiciones:
Actuación no programada:
Es la actuación en respuesta a un incidente real, o la actuación no prevista de 
sistemas como parte de una prueba previa o procedimiento normal de la central.
Barreras de seguridad:
Son:
a) La matriz cerámica y la vaina del combustible nuclear.
b) La barrera de presión del sistema de refrigeración del reactor.
c) La contención.
Demanda de actuación válida:
Son aquellas demandas de actuación que resultan de una señal válida o de una 
acción manual intencionada.
Señal válida es aquella que se inicia en respuesta a condiciones reales de planta o a 
parámetros que satisfacen los requisitos para la iniciación de la función de seguridad del 
sistema.
Documentos y registros a conservar:
Documentos y registros, relacionados con la seguridad nuclear o la protección 
radiológica, generados durante las fases de estudio de emplazamiento, construcción, 
explotación y desmantelamiento de una instalación nuclear, que deben ser archivados en 
condiciones adecuadas, durante un determinado periodo de tiempo especificado.
Emplazamiento:
Espacio de terreno en que se ubica una instalación autorizada, delimitado y propiedad 
del titular, cuyo interior está sometido a una serie de controles, límites y regulaciones.
Estructuras, sistemas y componentes de seguridad:
Son aquellos a cuyo funcionamiento se da crédito en los análisis de accidentes base 
de diseño para:
1. Llevar la instalación a una condición segura y mantenerla en dicha condición a 
largo plazo.
2. Limitar las consecuencias radiológicas de los sucesos operativos previstos y de 
los accidentes base de diseño dentro de sus límites especificados.
Extravío:
No encontrarse algo en su sitio e ignorarse su paradero.
Fuego:
Proceso de violenta oxidación de una materia combustible con desprendimiento de 
llama, calor o gases.
Incendio:
Inflamación rápida de materias combustibles con abundancia de comburente 
originada por un fuego o un foco de ignición.
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Inundación interna:
Descarga imprevista de líquido en un cubículo de la central, de tal modo que se 
cumpla alguno de los siguientes criterios:
1. Se extiende fuera del cubículo donde se originó.
2. Alcanza por cota o rociado elementos o cabinas metálicas de sistemas eléctricos 
y de instrumentación.
3. El nivel de líquido supera el 50% de la altura de la bancada de componentes 
mecánicos.
4. El nivel de líquido supera el 50% de la altura a la que se encuentran situados 
instrumentos, excepto los de detección de nivel de aguas.
Liberación de material o sustancia radiactiva:
Es la emisión de materiales o sustancias radiactivas al exterior de sus límites de 
confinamiento, a través de vías previstas o no previstas para tal fin.
Liberación no planificada:
Es aquella liberación de material o sustancias radiactivas que no está prevista o 
documentada.
Liberación incontrolada:
Es aquella liberación de material o sustancias radiactivas que se realiza fuera de los 
términos en los que se encontraba prevista y documentada.
Límite derivado de concentración en aire:
Concentración de actividad en aire inhalado, que de ser respirado por el hombre-
patrón durante un año laboral de 2.000 horas de trabajo, da lugar a una incorporación 
igual al límite de incorporación anual. Se expresa en Becquerelios por metro 
cúbico (Bq/m3).
Parada no programada:
Es aquella parada de la central, entendiendo por tal la desconexión de la central de la 
red eléctrica,  que tiene lugar dentro de las 72 horas posteriores  al descubrimiento  de la 
causa o condición que dio lugar a la misma.
Potencia térmica nominal:
Es la potencia térmica, tal y como se define en las Especificaciones Técnicas de 
Funcionamiento de las centrales nucleares.
Vertido de material o sustancia radiactiva:
Es la emisión de materiales o sustancias radiactivas al exterior de sus límites de 
confinamiento, a través de vías previstas en los procedimientos de la central para tal fin.
Tercero. Responsabilidad de los titulares.
Es responsabilidad de los titulares de las centrales nucleares, cumplir los requisitos 
establecidos en la presente Instrucción, en los plazos y formas en ella previstas.
Cuarto. Condiciones de notificación.
El titular de una central nuclear debe seguir las siguientes condiciones para la 
notificación de sucesos al Consejo de Seguridad Nuclear:
4.1 Los sucesos a notificar son los que se detallan en el artículo quinto de esta 
Instrucción, independientemente de que se hayan notificado previamente al Consejo de 
Seguridad Nuclear como consecuencia de la declaración de una situación de emergencia 
de las definidas en el Plan de Emergencia Interior (PEI) de la central. Además de lo 
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anterior, se notificarán siempre aquellos sucesos que pudieran tener, a juicio del 
explotador, importancia para la seguridad.
4.2 Los sucesos deben notificarse al Consejo de Seguridad Nuclear por un método 
fehaciente; preferentemente y por este orden, mediante registro telemático, fax, o registro; 
y, además, informar del mismo lo antes posible a la Inspección Residente de la central.
4.3 Los sucesos se notificarán incluso cuando el hecho a notificar haya tenido lugar 
durante los tres años anteriores a su descubrimiento.
4.4 Los sucesos se deben notificar al Consejo de Seguridad Nuclear, según los 
formatos del anexo I y II, lo antes posible, y en el plazo máximo que se indica entre 
paréntesis en cada uno de ellos (1 hora o 24 horas) incluyendo la información preliminar 
disponible hasta ese momento, salvo lo dispuesto en el apartado 4.9. En el caso de los 
sucesos notificables en el plazo de una hora, se debe enviar siempre una segunda 
notificación antes de que transcurran 24 horas, con la información disponible sobre el 
suceso hasta ese momento.
4.5 Para aquellos sucesos notificables que adicionalmente hayan supuesto una 
declaración de emergencia, no será necesario realizar la notificación a una hora, enviando 
la primera notificación a las 24 horas de haberse desactivado el PEI en el formato 
correspondiente.
4.6 En todos los casos, incluyendo situaciones de emergencia y en un plazo máximo 
de 30 días, debe remitirse al Consejo de Seguridad Nuclear un informe sobre el suceso, 
según formato del anexo III, con la información obtenida durante el tiempo transcurrido 
desde la ocurrencia de éste, con especial énfasis en los fallos concurrentes y las acciones 
correctivas, indicando una fecha estimada de implantación. Este informe, o una revisión del 
mismo, deberá incluir las conclusiones derivadas del análisis de causa raíz (ACR) realizado. 
En el caso de que al mes de la ocurrencia del suceso no se haya finalizado el ACR, en el 
informe a 30 días se deberá incluir la fecha prevista de la finalización del mismo.
4.7 El ACR se deberá  realizar  para todos los sucesos  notificables  pudiendo  
exceptuarse aquellos cuyas causas sean exclusivamente atribuibles a factores externos 
al control del titular y que no hayan tenido consecuencias anómalas (fallos o errores 
humanos) en la operación de la central nuclear. El ACR deberá ser realizado con 
metodologías internacionalmente reconocidas y con un alcance conmensurado a su 
importancia para la seguridad.
4.8 Salvo que se indique lo contrario en el artículo quinto, los plazos deben contarse 
desde el mismo momento del descubrimiento de la ocurrencia del hecho que da lugar a la 
notificación; siendo la obligación de notificar continua, persistiendo en el tiempo aun 
cuando no se hayan cumplido los plazos establecidos para cada tipo de suceso.
4.9 Para aquellos sucesos notificables según el apartado 4.3, en los que el hecho a 
notificar haya tenido lugar con más de siete días de antelación a su descubrimiento, y que 
en el momento del descubrimiento del mismo no esté ya presente ninguna condición que 
lo haga notificable, no será necesaria la notificación en los términos indicados en el 
apartado 4.4, pudiendo realizarse la primera notificación según lo establecido en el 
apartado 4.6; salvo que la importancia del suceso, a juicio del titular o del CSN, aconseje 
realizar una primera notificación a más corto plazo.
4.10 Además de las notificaciones en los distintos plazos mencionados, se deberá 
notificar inmediatamente cualquier degradación adicional en el nivel de seguridad de la 
central o empeoramiento de sus condiciones; los resultados de las evaluaciones de estas 
condiciones; la efectividad de la respuesta o de las acciones correctivas adoptadas; 
inexactitudes o errores que modifiquen el contenido de informes anteriores; e informar 
sobre cualquier comportamiento de la central no entendido por el titular.
En consecuencia, los informes remitidos al Consejo de Seguridad Nuclear serán 
objeto de una nueva revisión para informar de las siguientes circunstancias:
Informe a una hora:
Degradaciones importantes durante las primeras 24 horas de la evolución del suceso 
que alteren sustancialmente el contenido del informe transmitido.
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Informe a 24 horas:
Degradaciones adicionales ocurridas durante el suceso, de las que no se haya 
informado previamente.
Evolución desfavorable, no prevista, o no entendida, de las condiciones de la planta 
como consecuencia directa del suceso.
Descubrimiento de condiciones adicionales a las notificadas inicialmente, detectadas 
durante la investigación posterior del titular, que amplían el alcance del mismo hecho 
notificado.
Informe a 30 días:
Conclusiones de los ACR.
Conclusiones finales del proceso de revisión, análisis e investigación abierto tras la 
emisión de un informe de suceso notificable.
Aspectos incompletos o no adecuadamente cubiertos que deban ser comunicados.
Modificación o eliminación de las acciones correctivas comprometidas en informes 
previos incluyendo una justificación.
El Consejo de Seguridad Nuclear podrá requerir en cualquier momento, y de modo 
razonado, información adicional sobre un suceso, o la revisión de los informes 
correspondientes.
4.11 En el caso de que en un mismo hecho confluyan más de un tipo de suceso de 
los recogidos en el artículo quinto, sólo será necesario hacer una notificación y en los 
informes asociados se deberá indicar tal circunstancia marcando todas las casillas 
correspondientes. El plazo de notificación será el menor de los plazos de los sucesos 
aplicables.
4.12 En el caso de que el titular, como consecuencia directa de una notificación al CSN, 
durante los procesos de revisión y análisis del suceso, identificara nuevas circunstancias 
que por sí mismas requerirían de una notificación adicional por el mismo tipo de suceso, 
la nueva información se podrá incluir en una revisión del primer suceso notificado, 
utilizando el formato del informe a 24 horas. Una vez finalizado el proceso de revisión y 
análisis, se deberán incluir sus conclusiones en una revisión final del informe a 30 días, 
explicitando tal condición de finalización en la misma. Hallazgos posteriores a esta 
revisión deberán ser remitidos como un nuevo suceso notificable.
4.13 Asimismo cuando el titular, como consecuencia de la realización de programas 
de revisión sistemática, comunicados previamente al CSN, identifique diversos sucesos 
que deban ser objeto de notificación, dichos sucesos se podrán incluir en sucesivas 
revisiones del informe del suceso inicial, con las condiciones recogidas en el apartado 4.12.
4.14 En el caso de que se presenten discrepancias sobre la aplicabilidad de los 
criterios de notificación o de los distintos tipos de sucesos entre el Consejo de Seguridad 
Nuclear y el titular, prevalecerá el criterio del Consejo de Seguridad Nuclear y la 
notificación se hará de acuerdo al tipo de suceso que de modo razonado indique el 
Consejo de Seguridad Nuclear. El titular podrá dejar constancia de su discrepancia en el 
propio informe.
4.15 Tras la emisión del informe a 24 horas, el titular podrá comunicar al Consejo de 
Seguridad Nuclear la retirada de un suceso notificable cuando, como consecuencia de la 
obtención de información adicional, se demuestre que no se dieron las circunstancias 
para la notificación. En la comunicación para la retirada de un suceso notificable se 
deberán justificar las razones por las que se solicita su retirada, y se considerará aceptada 
tácitamente si transcurrido el plazo de tres meses desde su recepción en el CSN no se ha 
emitido comunicación contraria. No se podrá reutilizar la numeración del suceso notificable 
retirado.
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Quinto. Tipos de Sucesos notificables.
A. Registros.
A.1 Destrucción, pérdida, extravío o alteración indebida de documentos y registros a 
conservar, salvo que afecte a documentos clasificados, que quedan fuera del alcance de 
la presente Instrucción (24 horas).
B. Salud y seguridad laboral.
B.1 Cualquier suceso en el cual una persona que no siendo trabajador expuesto 
haya podido recibir en el emplazamiento, en una estimación preliminar, una dosis por 
irradiación externa o por contaminación interna que sobrepasaría cualquiera de los límites 
de dosis establecidos por la legislación o la reglamentación españolas para los miembros 
del público (una hora contada a partir de la obtención de los resultados de la estimación 
preliminar).
B.2 Cualquier suceso en el cual un trabajador expuesto haya podido recibir, en una 
estimación preliminar, una dosis por irradiación externa o por contaminación interna que 
sobrepasaría en una exposición única, cualquiera de los límites establecidos por la 
legislación o la reglamentación españolas, incluyendo los límites establecidos para 
colectivos y situaciones especiales  (una hora contada a partir de la obtención de los 
resultados de la estimación preliminar).
B.3 Cualquier suceso en el cual un trabajador expuesto haya superado por 
exposiciones acumuladas y en una estimación preliminar, cualquiera de los límites 
establecidos por la legislación o la reglamentación españolas (24 horas).
B.4 Cualquier suceso en el cual un trabajador expuesto haya superado de forma no 
planificada durante su estancia en la central, bien por exposición única o por exposiciones 
acumuladas, la restricción operacional de dosis efectiva (20 mSv en un año) (24 horas).
B.5 Cualquier accidente de trabajo ocurrido dentro del doble vallado perimetral, en 
el que una persona, haya fallecido o haya tenido que ser evacuada de la instalación por 
causa grave o muy grave a fin de recibir tratamiento médico. La calificación del accidente 
se asignará en función del diagnóstico médico laboral que se realice al accidentado (una 
hora en caso de fallecimiento, 24 horas en caso de accidente grave desde la obtención 
del diagnóstico médico).
C. Vertidos y liberaciones de materiales o sustancias radiactivas.
C.1 Cualquier liberación no planificada o incontrolada de materiales o sustancias 
radiactivas al exterior del emplazamiento que potencialmente pudiera suponer una dosis 
al público superior a 1 µSv (una hora).
C.2 Incremento de tasa de dosis o liberación no planificada o incontrolada de 
materiales o sustancias radiactivas, dentro del emplazamiento y fuera de zona radiológica, 
que origine un nivel de clasificación superior al prescrito para zona de libre acceso, es 
decir (24 horas):
a. Tasas de dosis superiores a 0.5 µSv/h, o
b. Presencia de contaminación superficial desprendible, o
c. Presencia de contaminación ambiental.
No se notificarán aquellas situaciones en las que se tenga identificado el momento de 
la liberación y se haya recuperado el nivel de clasificación de zona de libre acceso en 
menos de 12 horas desde el momento de la liberación.
C.3 Incremento de tasa de dosis o liberación no planificada o incontrolada de 
materiales o sustancias radiactivas, dentro de zona radiológica (zona vigilada y/o 
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controlada) que originen un nivel de clasificación superior en dos niveles al prescrito, es 
decir, la superación de los valores de dos filas de la siguiente tabla (24 horas):
Radiación externaContaminación 
superficial (1)Contaminación 
ambiental
Zona vigilada. 3 µSv/h Nula (2) Nula
Zona controlada. 25 µSv/h 4 Bq/cm20.1 LDCA
Permanencia limitada. 1 mSv/h 40 Bq/cm21 LDCA
Permanencia reglamentada. 100 mSv/h 400 Bq/cm210 LDCA
(1) Datos referidos a la contaminación desprendible beta-gamma promediada en 300 cm2.
(2) A efectos prácticos, contaminación nula significa menor o igual que 0.4 Bq/cm2.
No se notificarán aquellas situaciones en las que se tenga identificado el momento de 
la liberación y se haya recuperado el nivel de clasificación anterior en menos de 12 horas 
desde el momento de la liberación.
Adicionalmente deberá ser notificada cualquier liberación no planificada o 
incontrolada, o la detección, dentro de zona radiológica de materiales o sustancias 
radiactivas que suponga:
a) un incremento de tasa de dosis superior a 50mSv/h. No se notificarán aquellas 
situaciones en las que se tenga identificado el momento de la liberación o aumento de la 
tasa de dosis y se haya recuperado la situación anterior en menos de 12 horas desde el 
momento de la liberación. (24h)
b) la aplicación de medidas de protección o de vigilancia especial a los trabajadores 
que no hayan estado previstas y que afecten a un número de personas igual o superior 
a 10  (24 horas).
C.4 Cualquier vertido que dé lugar a que la dosis acumulada en los últimos 12 
meses haya superado los 100 µSv (24 horas).
C.5 Cualquier vertido al exterior del emplazamiento que haya supuesto la superación 
de alguno de los valores de tarado de los monitores de efluentes líquidos o gaseosos, 
derivados de los límites instantáneos recogidos en las Especificaciones Técnicas de 
Funcionamiento (una hora).
C.6 Salida de materiales o sustancias radiactivas fuera el emplazamiento que 
incumpla o haya incumplido cualquiera de los límites de intensidad de radiación o de 
contaminación establecidos en la reglamentación española de transporte de mercancías 
peligrosas, o detección de materiales o sustancias radiactivas no desclasificados que 
hayan salido de la central gestionados como no radiactivos, excluyendo los materiales 
que contengan radionucleidos naturales en su estado natural (24 horas).
D. Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETFs).
D.1 Iniciación de la secuencia de parada, cuando esta sea requerida por las 
Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (una hora).
D.2 Cualquier entrada en una condición de Especificaciones Técnicas de 
Funcionamiento que requiera iniciar la secuencia de parada, cuando no llegue a ser 
iniciada (24 horas).
D.3. Cualquier operación o condición no permitida por las Especificaciones Técnicas 
de Funcionamiento de la central (una hora), excepto cuando:
a. la especificación sea de naturaleza administrativa, o
b. el suceso sea únicamente un retraso en la ejecución de una prueba de vigilancia, 
la prueba se realizó dentro de las 24 horas de su descubrimiento y demostró que el 
equipo era capaz de realizar sus funciones de seguridad especificadas, o se va a realizar 
dentro de las 24 horas de su descubrimiento y existe una garantía razonable de obtener 
un resultado positivo en su ejecución y, adicionalmente, se tomaron medidas para evitar 
la repetición del retraso, o
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c. las especificaciones se revisaron antes de descubrir el suceso, de modo que la 
operación o condición ya no está prohibida en el momento del descubrimiento del mismo.
D.4 Incumplimiento de un requisito o exigencia de vigilancia de las Especificaciones 
Técnicas de Funcionamiento; esto es, no llegar a realizarlo en plazo o forma, salvo que 
se haya declarado el incumplimiento de la condición límite de operación correspondiente 
antes de la expiración del plazo especificado (24 horas).
D.5 Superación del valor de un parámetro condición límite de operación de las 
Especificaciones Técnicas de Funcionamiento que pueda afectar a las barreras de 
seguridad o a los sistemas necesarios para el control de la reactividad o la distribución de 
potencia en el núcleo. No se notificarán aquellas superaciones previstas durante la 
realización de una prueba programada (24 horas).
E. Operación.
E.1 Parada no programada de la central. Para considerar una parada como 
programada, se deberá haber recibido en la Sala de Emergencias del CSN (SALEM) el 
fax correspondiente en el que se indique el momento previsto de la parada con una 
antelación  superior  a 72 horas. En el fax se deberá indicar además  la causa o el valor 
límite del parámetro afectado cuya superación provocaría la parada (una hora).
E.2 Respuesta, automática o manual, a un suceso o condición, aunque esté 
recogido en los análisis de seguridad, y en la que se podría haber producido reducciones 
significativas en los márgenes de seguridad. Ejemplos: criticidad imprevista, dilución 
inadvertida, despresurización incontrolada o enfriamiento imprevisto del sistema de 
refrigerante del reactor  (una hora).
E.3 Cualquier suceso o condición que afecte a la central y que suponga o haya 
supuesto un potencial impacto sobre su seguridad, incluyendo la degradación de alguna 
barrera de seguridad. Ejemplos: Caída de un elemento combustible, o parte activa del 
mismo, indicación de que se han producido fallos en las varillas de combustible que 
exceden los valores esperados o que son causados por factores no esperados; defectos 
inaceptables en materiales o soldaduras de la barrera de presión, incluyendo los tubos 
del generador de vapor; pérdida de la función o integridad de la contención; transitorios 
anormales de temperatura o presión del refrigerante del reactor; corrosión generalizada o 
anormal en sistemas de seguridad (una hora).
E.4 Fuegos e incendios que activen los correspondientes sistemas de detección, 
siempre que ocurran en, áreas de fuego en las que se encuentren estructuras, sistemas o 
componentes de seguridad o necesarios para la parada segura en caso de incendio. En 
caso de inoperabilidad de los sistemas de detección, se deberán notificar aquellos fuegos 
o incendios que hubieran activado dichos sistemas en el caso de estar disponibles, o que 
hayan requerido la actuación de algún dispositivo de extinción (una hora).
E.5 Inundaciones internas en las que podrían haberse visto afectadas estructuras, 
sistemas o componentes de seguridad (una hora).
E.6 Cualquier fenómeno o condición interna que amenace la seguridad de la planta o 
que impida o dificulte significativamente al personal la realización de las tareas necesarias 
para la operación segura, incluyendo liberación de gases tóxicos o inflamables, liberación 
de sustancias radiactivas, incendios o explosiones en el emplazamiento (una hora).
E.7 Cualquier  otro suceso no recogido  en los puntos anteriores  y que pudiera tener, 
a juicio del explotador, importancia para la seguridad. En función de su importancia el 
suceso deberá ser notificado en el menor plazo posible.
F. Sistemas de seguridad.
F.1 Actuación no programada, automática o manual, del sistema de protección del 
reactor (una hora con reactor crítico y 24 horas con reactor subcrítico).
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F.2. Cualquier suceso o condición que provoque la demanda de actuación, manual o 
automática, de alguno de los sistemas listados en este criterio (24 horas), excepto 
cuando:
a. La demanda de actuación se produzca como parte de una secuencia planificada 
durante pruebas o durante la operación del reactor o,
b. La demanda de actuación es no válida y;
 i. Ocurrió mientras el sistema estaba fuera de servicio de forma correcta; o
ii. Ocurrió después de que la función de seguridad hubiera sido ya completada.
Los sistemas a los que aplica este criterio son los siguientes:
1. Las señales de aislamiento de contención que afectan a válvulas de aislamiento 
de la contención de más de un sistema o a varias válvulas de aislamiento de vapor 
principal (MSIV).
2. Sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS) de reactores tipo 
PWR, incluyendo sistemas de inyección de alta, media y baja presión y la función de 
inyección a baja presión del sistema de extracción de calor residual.
3. Sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS) de reactores tipo 
BWR, incluyendo los sistemas de aspersión del núcleo de alta y baja presión, los sistemas 
de inyección de refrigerante a alta y baja presión y la función de inyección de refrigerante 
a baja presión del sistema de extracción de calor residual.
4. En reactores BWR, el sistema de refrigeración con el núcleo aislado y el 
condensador de aislamiento.
5. En reactores PWR, el sistema de agua de alimentación auxiliar o de emergencia.
6. El sistema de extracción de calor y sistemas de despresurización de la contención, 
incluyendo sistemas de aspersión de la contención y sistemas de refrigeración mediante 
ventiladores de emergencia.
7. Sistemas  eléctricos  de corriente  alterna de emergencia,  incluyendo  generadores 
diesel de emergencia (GD), otras instalaciones eléctricas usadas en lugar de GD y el GD 
división III dedicado de los BWR.
8. Sistemas de agua de servicios de emergencia que no están normalmente en 
servicio y que tiene como una de sus funciones la del último sumidero de calor.
F.3 Válvula de seguridad, o grupo de válvulas de seguridad, en sistemas de 
seguridad, incluyendo los generadores de vapor, que durante el desarrollo de un 
transitorio no han abierto o cerrado dentro del rango admisible de presión, incumpliendo 
con ello las bases de diseño del sistema. Se excluyen las pruebas de los sistemas (24 
horas).
F.4 Ausencia de refrigeración forzada de la piscina de los elementos combustibles 
gastados durante un período superior a una hora, excepto cuando sea debida a una 
secuencia programada (24 horas).
F.5 Desbordamiento o disminución imprevista del nivel por debajo del nivel mínimo 
requerido, de la piscina de combustible o de la cavidad del reactor (una hora).
F.6 Este número queda deliberadamente sin contenido.
F.7 Cualquier  suceso o condición,  incluyendo  el descubrimiento  de deficiencias  de 
diseño, construcción, montaje, operación, mantenimiento, análisis de seguridad, métodos 
analíticos, actuación del personal de la planta, o en los procedimientos de operación, que 
pudiera haber impedido, con una expectativa razonable en el momento de la notificación 
el cumplimiento de la función de seguridad especificada de estructuras o sistemas 
necesarios para (24 horas):
Parar el reactor y mantenerlo en una condición de parada segura.
Extraer el calor residual.
Controlar la emisión de material radiactivo.
Mitigar las consecuencias de un accidente base de diseño.
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F.8 Cualquier suceso en el que una causa o condición única provoca, al menos, la 
inoperabilidad de un tren o canal independiente en múltiples sistemas, o la inoperabilidad 
de dos trenes o canales independientes de un solo sistema diseñado para (24 horas):
Parar el reactor y mantenerlo en una condición de parada segura.
Extraer el calor residual.
Controlar la emisión de material radiactivo.
Mitigar las consecuencias de un accidente base de diseño.
F.9 Cualquier suceso o condición que, como resultado de una causa única, podría 
haber impedido el cumplimiento de una función de seguridad especificada de dos o más 
trenes o canales en diferentes sistemas necesarios para (24 horas):
Parar el reactor y mantenerlo en una condición de parada segura.
Extraer el calor residual.
Controlar la emisión de material radiactivo.
Mitigar las consecuencias de un accidente base de diseño.
Se incluyen errores en procedimientos, fallos de equipos, y descubrimiento de deficiencias 
de diseño, análisis, fabricación, construcción o procedimientos inadecuados. Se excluyen 
dependencias entre trenes o canales que son consecuencia natural o esperable del diseño 
aprobado, así como degradaciones o desgastes normales y esperados.
G. Otras situaciones de riesgo.
G.1 Descubrimiento de condiciones no analizadas de la central que pudieran 
degradar significativamente la seguridad (24 horas).
G.2 Cualquier suceso que pudiera resultar en (una hora):
G.2.1 Una merma significativa y de duración superior a 6 horas de la capacidad de 
la que dispondría el titular para evaluar la situación real de la planta en caso de que se 
produjera una emergencia, incluyendo la pérdida de:
a. Monitores, alarmas e indicaciones de planta necesarios para la evaluación de 
situaciones de emergencia, o
b. Instalaciones previstas para la respuesta a emergencias, como por ejemplo el 
Centro de Apoyo Técnico (CAT) o el Centro de apoyo a Emergencias (CAGE).
G.2.2 Pérdida significativa de la capacidad de comunicación de la central (Sala de 
Control o CAT) con la SALEM o el Centro de Coordinación Operativa (CECOP), 
entendiéndose por tal, la pérdida durante un periodo superior a seis horas, o de 
veinticuatro horas en caso de indisponibilidad planificada y comunicada al CSN, de alguno 
de los siguientes medios:
a. Toda la redundancia del sistema de transmisión «dedicado» de datos.
b. Toda la redundancia del sistema de comunicación «dedicada» de voz.
No se notificarán las pérdidas de comunicación cuando la causa sea debida al 
funcionamiento de la SALEM.
G.3. Ocurrencia de un suceso o condición que requiera la realización de 
actividades relacionadas con la seguridad, no previstas en los procedimientos de la 
central (una hora).
H. Sucesos externos.
H.1 Cualquier fenómeno natural o condición externa a la central que suponga un 
potencial impacto sobre su seguridad o disminuya la capacidad del personal de 
explotación para operar la central de modo seguro (una hora). Ejemplos:
a. Daños en presas que pudieran amenazar la integridad de la central.
b. Vientos o precipitaciones superiores a un valor establecido por el titular que no 
será inferior al 90% del valor que activaría el PEI.
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c. Incendio no controlado a menos de 5 km del emplazamiento.
d. Liberación de sustancias tóxicas, explosivas o peligrosas a menos de 5 km del 
emplazamiento y cuyo avance podría afectar al funcionamiento de la central.
e. Explosiones imprevistas y cercanas al emplazamiento (radio 8 km de la central).
f. Inundaciones que pudieran alcanzar la cota inferior de cualquier edificio del 
emplazamiento o de alguno de los parques eléctricos.
g. Sismos que superan el valor umbral de alarma de la instrumentación de la central.
h. Caída de una aeronave a motor a menos de 2 km del emplazamiento.
i. Tráfico aéreo anormal sobre el emplazamiento.
j. Huelgas que afecten a las condiciones de operación de la central o a su seguridad.
Para aquellos sucesos externos que puedan suponer la activación del PEI, la 
notificación de los mismos se deberá realizar a partir de un umbral situado por debajo de 
los límites establecidos en el PEI.
Sexto. Exenciones.
Los titulares de las centrales nucleares podrán pedir la exención temporal, total o 
parcial, del cumplimiento de alguno de los requisitos recogidos en la normativa aplicable 
en el ámbito de esta Instrucción, justificando adecuadamente las razones de su solicitud y 
señalando la forma alternativa en que se cumplirán dichos requisitos, con el fin de 
mantener un adecuado nivel de calidad y seguridad.
Séptimo. Infracciones y sanciones.
La presente Instrucción del Consejo de Seguridad Nuclear tiene carácter vinculante 
de conformidad con lo establecido en el artículo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de 
creación del Consejo de Seguridad Nuclear, por lo que su incumplimiento será sancionado 
según lo dispuesto en el capítulo XIV (artículos 85 a 93) de la Ley 25/1964, de 29 de abril, 
sobre Energía Nuclear.
Disposición derogatoria única.
Queda derogada expresamente la Instrucción IS-10, de 25 de julio de 2006, del 
Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se establecen los criterios de notificación de 
sucesos al Consejo por parte de las centrales nucleares y cuantas disposiciones de igual 
o inferior rango se opongan a lo dispuesto en la presente Instrucción.
Disposición transitoria única. Notificación de sucesos relacionados con la protección 
física.
La Instrucción de 25 de julio de 2006, del Consejo de Seguridad Nuclear, número IS-10, 
permanecerá  aplicable  en sus artículos  primero y quinto, sucesos  notificables  A1 y C7, en 
lo que concierne a la obligación de notificar sucesos relacionados con la protección física, 
en tanto en cuanto no entre en vigor la Instrucción de Seguridad del Consejo de Seguridad 
Nuclear que los regule específicamente.
Disposición final única.
La presente Instrucción entrará en vigor a los tres meses de su publicación en el 
«Boletín Oficial del Estado».
Madrid, 30 de julio de 2014.–El Presidente del Consejo de Seguridad Nuclear, 
Fernando Marti Scharfhausen.
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ANEXO I 
LOGO C.N. INFORME DE SUCESO NOTIFICABLE AL CSN EN 1 HORA Hoja 1 de N 
FECHA DEL SUCESO N.º ISN  Rev. 
DÍA MES AÑO Hora de ocurrencia del suceso 
(hh:mm) 
Central/Unidad Nombre persona que 
notifica /cargoFecha/ora de la notificación  Teléfono 
Informado IR Potencia antes del suceso  
(MW térmicos y eléctricos) Potencia en el momento de la notificación  
(MW térmicos y eléctricos) SÍ □ NO □  
TIPO DE SUCESO 
B1 Cualquier suceso en el cual una persona que no siendo trabajador expuesto haya podido recibir en el
emplazamiento, en una estimación preliminar, una dosis por irradiación externa o por contaminación intern a
que sobrepasaría cualquiera de los límites de dosis establecidos por la legislación o la reglamentació n 
españolas para los miembros del público.  
B2 Cualquier suceso en el cual un trabajador expuesto haya podido recibir, en una estimación preliminar, un a
dosis por irradiación externa o por contaminación interna que sobrepasaría en una exposición única,
cualquiera de los límites establecidos por la legislación o la reglamentación españolas, incluyendo los límites 
establecidos para colectivos y situaciones especiales.  
B5 Cualquier accidente de trabajo ocurrido dentro del lím ite del emplazamiento, en  el que una persona, hay a
fallecido.   
C1 Cualquier liberación no planificada o incontrolada de materiales o sustancias radiactivas al exterior delemplazamiento que potencialmente pudiera suponer una dosis al público superior a 1 μSv.  
C5 Cualquier vertido al exterior del emplazamiento que haya supuesto la superación de los límites de vertidoinstantáneo de las ETF en los monitores de efluentes.  
D1 Iniciación de la secuencia de parada, cuando ésta sea requerida por las ETF.  
D3 Cualquier operación o condición no permitida por las ETF de la central.  
E1 Parada no programada de la central.  
E2 Respuesta inesperada o no prevista de la central, automática o manual, a un suceso o condición, aunque est é
recogido en los análisis de seguridad, y en la que se  podría haber producido reducciones significativas en lo s
márgenes de seguridad.  
E3 Cualquier suceso o condición que afecte a la central y que suponga o haya supuesto un potencial impacto sobre s u
seguridad, incluyendo la degradación de alguna barrera de seguridad.  
E4 Fuegos e incendios que activen los co rrespondientes sistemas de detección, siempre que ocurran en cubículos, 
áreas o zonas de fuego  en las que se encuentren estructuras, sistemas o componentes de seguridad.  
E5 Inundaciones internas siempre que ocurran en zonas en las que podrían haberse visto afectadas estructuras,
sistemas o componentes de seguridad.  
E6 Cualquier fenómeno o condición interna que amenace la seguridad de la planta o que impida o dificulte
significativamente al personal la  realización de las tareas necesarias para la operación segura.  
E7 Cualquier otro suceso no recogido en los puntos anteriores y que pudiera tener, a juicio del explotador, importanci a
para la seguridad.  
F1 Actuación no programada, automática o manual, de l sistema de protección del reactor, con reacto r
crítico.  
F5 Desbordamiento o disminución imprevista del nivel por  debajo del nivel mínimo requerido, de la piscin a
de combustible o de la cavidad del reactor.   
G2 Merma significativa de la capacidad para evaluar la situación real de la planta , o pérdida significativa de la capacida d 
de comunicación de la central con la SALEM. o CECOP.  
G3 Ocurrencia de un suceso o condición que  requiera la realización de activida des relacionadas con la seguridad, n o
previstas en los procedimientos de la central.  
H1 Cualquier fenómeno natural o condición externa a la central que suponga un potencial impacto sobre s u
seguridad o disminuya la capacidad del personal de explotación para operar la central de modo seguro.  h
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LOGO C.N. INFORME DE SUCESO  NOTIFICABLE AL  CSN  
HORA Hoja X de N  
DESCRIPCIÓN DEL SUCESO 
 
SITUACIÓN EN EL MOMENTO DE LA NOTIFICACIÓN 
 
MEDIDAS ADOPTADAS Y PREVISTAS 
 
LIBERACIONES DE MATERIAL RADI ACTIVO OCURRIDAS (Cantidad) 
¿SE PREVÉN LIBERACIONES DE MATERIAL RADIACTIVO? S □ NO □ 
 
                                                           
 Tantas páginas como sea necesario.  EN 1
Í
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ANEXO II 
LOGO C.N. INFORME DE SUCESO  NOTIFICABLE AL  CSN  
HORAS Hoja 1 de (N)  
Fecha del informe Fecha del suceso Nº ISN Rev. 
(dd/mm/aaaa) (dd/mm/aaaa) Hora de la 
ocurrencia del 
suceso (hh:mm) 
Central/Unidad Nombre persona que 
notifica/cargo Fecha/Hora de la notificación Teléfono 
Informado IR Potencia antes del suceso 
(MW térmicos y eléctricos) Potencia en el momento de la notificación 
(MW térmicos y eléctricos) 
SÍ □ NO  □ 
TIPO DE SUCESO 
A. Re gistros A1 □
B. Salud y seguridad laboral B1□B2□B3□B4□ B5□  
C. Vertidos C1□ C2□C3□C4□ C5□ C6□  
D. Es pecificaciones Técnicas de Funcionamiento D1 □D2□D3□D4□ D5□  
E. Operació n E1 □E2□E3□E4□ E5□ E6□ E7□
F. Sistemas de se gurida d F1 □F2□F3□F4□ F5□ F7□ F8□F9□
G. Otras situaci ones de ries go G1 □G2□G3□
H. Sucesos externos H1□
DESCRIPCIÓN DEL SUCESO 
 
SITUACIÓN EN EL MOMENTO DE LA NOTIFICACIÓN, EVALUACIÓN INMEDIATA   
POTENCIALES CONSECUENCIAS  
 
MEDIDAS ADOPTADAS Y PROGRAMADAS  
 
LIBERACIONES DE MATERIAL RADI ACTIVO OCURRIDAS (Cantidad) 
¿SE PREVÉN LIBERACIONES DE MATERIAL RADIACTIVO? SÍ □ NO  □  EN 24
 Y.
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LOGO C.N. INFORME DE SUCESO  NOTIFICABLE AL  CSN  Hoja X de N  
DESCRIPCIÓN DEL SUCESO 
 
SITUACIÓN EN EL MOMENTO DE LA NOTIFICACIÓN, EVALUACIÓN INMEDIATA   
 
MEDIDAS ADOPTADAS Y PROGRAMADAS 
 
LIBERACIONES DE MATERIAL RADI ACTIVO OCURRIDAS (Cantidad) 
¿SE PREVÉN LIBERACIONES DE MATERIAL RADIACTIVO? S □ NO □ 
 
 
                                                           
 Tantas páginas como sea necesario. HORAS  EN 24
Y POTENCIALES CONSECUENCIAS 
Í
cve: BOE-A-2014-9550
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  ANEXO III  
 LOGO C.N. INFORME DE SUCESO NOTIFICABLE AL CSN EN 30 DÍAS Hoja 1 de (N) 
Fecha del informe Fecha del suceso Nº ISN Rev. 
(dd/mm/aaaa) (dd/mm/aaaa) Hora de la ocurrencia del 
suceso (hh:mm) 
   CENTRAL / UNIDAD: 
   TÍTULO: 
TIPO DE SUCESO 
A. Re gistros A1 □
B. Salud y seguridad laboral B1□B2□B3□B4□ B5□  
C. Vertidos C1□ C2□C3□C4□ C5□ C6□  
D. Es pecificaciones Técnicas de Funcionamiento D1 □D2□D3□D4□ D5□  
E. Operació n E1 □E2□E3□E4□ E5□ E6□ E7□
F. Sistemas de se gurida d F1 □F2□F3□F4□ F5□ F7□ F8□F9□
G. Otras situaci ones de ries go G1 □G2□G3□
H. Sucesos externos H1□
ESTADO DE LA PLANTA  
INICIAL FINAL 
Potencia inicial de la planta 
(% de potencia térmica y eléctrica) Potencia final de la planta 
(% de potencia térmica y eléctrica) 
□ Operación a potencia 
estable 
□ Aumentando potencia 
□ Reduciendo potencia 
□
 Arran
que (hasta □ Espera caliente 
□ Parada caliente 
□ Parada fría 
□ Recarga □ Operación a potencia estable 
□ Aumentando potencia 
□ Reduciendo potencia 
□Arran
que (hasta □ Espera caliente 
□ Parada caliente 
□ Parada fría 
□ Recarga 
 
EFECTOS RADIOLÓGICOS 
DOSIS AL PERSONAL 
 
□ Sin efectos 
□ Dentro de los límites autorizados  
□ Fuera de límites autorizados EMISIONES AL MEDIO AMBIENTE 
 
□ Sin efectos 
□ Dentro de los límites autorizados  
□ Fuera de límites autorizados 
CARACTERÍSTICAS DEL SUCESO 
   DURACIÓN DEL SUCESO O CONDICIÓN: 
   SISTEMAS DE SEGURIDAD ACTUADOS: 
   NÚMERO DE ANOMALÍAS: a  coplamiento) acoplamiento). 
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 Tantas páginas como sea necesario. LOGO C.N. INFORME DE SUCESO NOTIFICABLE AL CSN EN 30 DÍAS Hoja (X) de (N) 

Fecha del informe  Fecha del suceso Nº ISN Rev. 
(dd/mm/aaaa)  (dd/mm/aaaa)  Hora de la ocurrencia del 
suceso (hh:mm)  
   CENTRAL / UNIDAD: 
   TÍTULO: 
1.- DESCRIPCIÓN DEL SUCESO Y ANOMALÍAS 
1.1.- Resumen del suceso 
1.2.- Antecedentes y experiencia operativa, tant o propia como ajena, vinculada al suceso 
1.3.- Condiciones iniciales 1.4.- Descripción cronológica del suceso 1.5.- Descripción detallada del suceso y anomalías que han tenido lugar 
2.- CAUSAS DEL SUCESO 
2.1.- Causas directas del suceso 
2.2.- Descripción y conclusiones de l análisis de causa raíz (o en su caso fecha prevista de  
finalización del análisis) 
3.- ACCIONES CORRECTORAS 
3.1.- Acciones correctoras inmediatas 3.2.- Acciones correctoras diferidas 
4.- CONCLUSIONES .
cve: BOE-A-2014-9550
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Núm. 228  Viernes 19 de septiembre de 2014  Sec. III.   Pág. 73484
  
                                                           
 Tantas páginas como sea necesario. LOGO C.N. INFORME DE SUCESO NOTIFICABLE AL CSN EN 30 DÍAS Hoja (X)de(N) 
Fecha del informe Fecha del suceso Nº ISN Rev. 
(dd/mm/aaaa) (dd/mm/aaaa) Hora de ocurrencia del 
suceso (hh:mm) 
   CENTRAL / UNIDAD: 
   TÍTULO: 
5.- DESCRIPCIÓN CODI FICADA DE ANOMALÍAS 
    Título de la anomalía  
 
                        
                        
 
   Fecha y hora de la anomalía  
FECHA           Hora      Rev.   
 Día  Mes  Año  Hrs.  Min.    
  
SISTEM A    TIPO DE 
COMPONENTE      IDENTIFICATIVO 
DEL 
COMPONENTE          
 
EFECTO EN EL SISTEMA 
 
o Operación degradada  
o Pérdida de tren  
o Pérdida de función 
o Actuación espuria CAUSA RAÍZ 
 
o Acciones humanas (personal planta)  
o Error de diseño / fab. mont. / procedimientos  
o Fallo mecánico / hi dráulico / neumático 
o Fallo eléctrico / inst rumentación / Control 
o Otras Causas 
 
ACCIONES CORRECTORAS 
o Ajuste, calibración, limpieza 
o Sustitución de piezas 
o Sustitución de componentes 
o Modificación / rediseño 
 o Vigilancia especial 
o Sin acción 
o Otras acciones 
 
 
DESCRIPCIÓN LITERAL: ______________________________________________________________
 
______________________________________________________________________________________ _
cve: BOE-A-2014-9550
http://www.boe.es  BOLETÍN OFICIAL  DEL  ESTADO D. L.: M-1/1958 - ISSN: 0212-033X