III. OTRAS DISPOSICIONES
CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR
7715 Instrucción IS-27, revisión 1, de 14 de junio de 2017, del Consejo de 
Seguridad Nuclear, sobre criterios generales de diseño de centrales 
nucleares.
El artículo 2.a) de la Ley de 15/1980,  de 22 de abril, de Creación del Consejo de 
Seguridad Nuclear, 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 las actividades relacionadas con la seguridad nuclear y la 
protección radiológica» relacionadas con el funcionamiento seguro, es decir, sin riesgos 
indebidos para las personas o el medio ambiente, de las instalaciones nucleares y 
radiactivas.
El Real Decreto 1836/1999,  de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento 
de Instalaciones Nucleares y Radiactivas regula fundamentalmente los aspectos 
administrativos y de procedimiento para la concesión de autorizaciones. Para los 
aspectos técnicos, en ausencia de normativa propia, las distintas autorizaciones se han 
basado en la regulación del país de origen de diseño y la normativa técnica que 
desarrolla dicha regulación. El artículo 8.3 de dicho Real Decreto establece que «El 
Titular deberá velar de manera continua por la mejora de las condiciones de seguridad 
nuclear y protección radiológica de su instalación. Para ello, deberá analizar las mejores 
técnicas y prácticas existentes, de acuerdo con los requisitos que establezca el Consejo 
de Seguridad Nuclear, e implantar las que resulten idóneas a juicio de dicho organismo» 
lo que introduce, como base reguladora para la instalación, la mejora continua de la 
seguridad de la instalación y la facultad del Consejo de Seguridad Nuclear para requerir 
las mejores prácticas y técnicas con este fin.
Los criterios generales de diseño constituyen el conjunto de requisitos mínimos con 
que debe ser diseñada una central nuclear para ser considerada como segura. La 
presente Instrucción tiene como objetivo establecer dicho conjunto de criterios. En su 
elaboración se ha tenido en cuenta la normativa de los países de origen de la tecnología 
de las centrales españolas, en particular el contenido del Apéndice A de la parte 50 del 
título 10 del Código de Regulaciones Federales de los Estados Unidos y la normativa 
equivalente del BMI en Alemania, así como la de la OIEA. Igualmente se ha tenido en 
cuenta la experiencia adquirida en relación con el diseño de estructuras, sistemas y 
componentes. Hasta este momento, el Consejo de Seguridad Nuclear ha venido 
evaluando e inspeccionando el cumplimiento de los titulares de las centrales nucleares 
con esta normativa en todas las fases de la vida de las instalaciones.
Adicionalmente, en esta Instrucción se ha tenido en cuenta el trabajo que se ha 
llevado a cabo en la Asociación de Reguladores Nucleares de Europa Occidental 
«WENRA» («Western European Nuclear Regulators Association»), con objeto de 
armonizar la reglamentación de los diferentes países. Como resultado de este esfuerzo, 
se ha establecido un conjunto de requisitos comunes o niveles de referencia que deben 
quedar reflejados en la normativa nacional. El desarrollo de una Instrucción del Consejo 
de Seguridad Nuclear que contemple estos criterios se considera necesario para dar 
consistencia al proceso de desarrollo normativo que ha acometido el Consejo de 
Seguridad Nuclear como consecuencia de este esfuerzo de armonización.
Se ha considerado necesario proceder a revisar esta Instrucción del Consejo de 
Seguridad Nuclear debido a la experiencia derivada de su aplicación en algunos 
aspectos puntuales. Los cambios introducidos en esta revisión 1 obedecen a la 
conveniencia de modificar los requisitos afectados con el fin de establecer un alcance 
adecuado.
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En virtud de todo 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 a los sectores afectados, y tras los informes técnicos oportunos,
Este Consejo, en su deliberación del día 14 de junio de 2017, ha dispuesto lo 
siguiente:
Primero.  Objeto y ámbito de aplicación.
1. La presente Instrucción del Consejo de Seguridad Nuclear tiene por objeto 
establecer los criterios generales que deben cumplirse en el diseño, fabricación, 
construcción, pruebas y funcionamiento general de las estructuras, sistemas y 
componentes relacionados con la seguridad de una central nuclear.
2. La presente Instrucción es de aplicación a los titulares de las centrales nucleares 
españolas, en relación con sus autorizaciones de explotación.
Segundo.  Definiciones.
Las definiciones de los términos y conceptos contenidos en la presente Instrucción 
se corresponden con los contenidos 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 
sobre Instalaciones Nucleares y radiactivas.
Directiva 2009/71/EURATOM  del Consejo de la Unión Europea, de 25 de junio de 
2009, por la que se establece un marco comunitario para la seguridad nuclear de las 
instalaciones nucleares.
 Directiva 2014/87/EURATOM  del Consejo de la Unión Europea, de 8 de julio de 
2014, por la que se establece un marco comunitario para la seguridad nuclear de las 
instalaciones nucleares.
Además, dentro del contexto de la presente instrucción, son de aplicación las 
siguientes definiciones:
Accidentes con pérdida de refrigerante: En el caso de los reactores de agua a 
presión (PWR), son aquellos sucesos en los que una rotura de la barrera de presión del 
refrigerante del reactor provoca una tasa de pérdida de refrigerante superior a la 
capacidad de los sistemas normales de aporte y, en el caso de reactores de agua en 
ebullición (BWR), provocan que la presión del recinto de contención no pueda ser 
controlada por los sistemas normales de refrigeración del mismo, cualquiera que sea el 
tamaño de la rotura, incluyendo aquellas equivalentes en tamaño a la rotura en guillotina 
de la tubería de mayor diámetro del sistema de refrigeración del reactor.
Accidentes base de diseño:  Es el conjunto de las condiciones de accidente frente a 
las cuales se diseña una central nuclear. En estas condiciones, los criterios que se 
utilizan para el diseño de la central hacen que el deterioro de los materiales nucleares y 
la liberación de materiales radiactivos se mantengan dentro de los límites de dosis 
autorizados.
Barrera de presión del refrigerante del reactor: Es el conjunto de todos los 
componentes sometidos a la presión del reactor y que forman parte de su sistema de 
refrigeración o que están conectados a él. La barrera de presión incluye:
1. Centrales de diseño americano:
Para los sistemas con tuberías que penetran el recinto de contención, hasta la 
válvula más exterior de aislamiento de contención.
Para los sistemas que no penetran el recinto de contención, hasta la segunda de dos 
válvulas que estén cerradas durante la operación normal del reactor.
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Para los reactores BWR, el sistema de refrigeración del reactor incluye hasta la 
válvula de aislamiento de contención más exterior de los sistemas de agua de 
alimentación y de vapor principal.
Las válvulas de alivio y seguridad del sistema de refrigeración del reactor.
2. Centrales de agua a presión de diseño alemán:
Las tuberías que conectan con el sistema de refrigeración del reactor, hasta la 
primera válvula de aislamiento.
Las válvulas de alivio y seguridad del sistema de refrigeración del reactor.
Constante de multiplicación efectiva: Cociente entre los números de neutrones de 
dos generaciones neutrónicas sucesivas de la reacción en cadena.
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 (o relacionados con la 
seguridad): Son aquellas a cuyo funcionamiento se da crédito en los análisis de los 
accidentes base de diseño para:
Llevar la instalación a una condición segura y mantenerla en dicha condición a largo 
plazo.
Limitar las consecuencias radiológicas de los sucesos operativos previstos y de los 
accidentes base de diseño dentro de sus límites especificados.
Fallo único: Un fallo único es un suceso independiente que provoca la pérdida de la 
capacidad de un componente para realizar su función de seguridad. Los fallos múltiples 
que puedan producirse como consecuencia de un único suceso se consideran como fallo 
único. Se considera que los sistemas eléctricos y de fluidos están diseñados frente a un 
fallo único si el sistema mantiene su capacidad para realizar sus funciones de seguridad 
en caso de producirse un fallo único de cualquier componente activo (suponiendo que 
todos los componentes pasivos funcionan correctamente), o de cualquier componente 
pasivo (suponiendo que todos los componentes activos funcionan correctamente).
Límites de diseño: Conjunto de valores que establecen límites para los parámetros y 
niveles de capacidad funcional y de comportamiento, y que se consideran aceptables 
porque garantizan el cumplimiento de los límites de seguridad.
Límites de seguridad: Son aquellos límites que se establecen para el valor de las 
variables importantes de proceso, que se ha comprobado que son necesarios para 
mantener de modo razonable la integridad de las barreras físicas que protegen contra la 
liberación incontrolada de radiactividad al exterior.
Materiales o sustancias radiactivas: Son todas aquellas sustancias o materiales que 
contienen uno o más radionucléidos, y cuya actividad o concentración no pueda 
considerarse despreciable desde el punto de vista de la protección radiológica.
Operación normal: En este concepto se incluyen todos los modos de operación en 
los que puede encontrarse de modo rutinario la central, desde la parada para recarga 
hasta la operación a plena potencia.
Reactor nuclear: Es cualquier estructura que contenga combustible nuclear dispuesto 
de tal modo que dentro de ella pueda tener lugar un proceso automantenido de fisión 
nuclear sin necesidad de una fuente adicional de neutrones.
Recinto de contención del reactor (o recinto de contención): Es una de las 
estructuras de una central nuclear que actúa como barrera, junto con las varillas del 
combustible y la barrera de presión del refrigerante del reactor, para controlar la emisión 
de material radiactivo. El recinto de contención incluye:
1. La estructura de contención y sus esclusas de acceso, penetraciones y sistemas 
auxiliares,
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2. Las válvulas, tuberías, sistemas cerrados y otros componentes que permiten 
realizar el aislamiento de la atmósfera de contención con el exterior, y
3. Aquellos sistemas o porciones de sistemas que, por sus funciones, extienden la 
frontera de la estructura de contención y proporcionan aislamiento efectivo (por ejemplo, 
las tuberías de vapor y de agua de alimentación)
Sistemas de protección: En este concepto se incluyen el sistema de protección del 
reactor y los sistemas o subsistemas que activan las salvaguardias tecnológicas, y que 
posibilitan la realización automática de sus funciones de seguridad.
Sucesos operacionales, u operativos, previstos (también llamados transitorios 
operacionales previstos): Son aquellas condiciones de operación que se desvían de la 
operación normal, y que se espera que se produzcan una o más veces durante la vida 
de la central nuclear, como por ejemplo la pérdida de potencia exterior, el disparo de la 
turbina o el aislamiento del reactor. Los criterios que se utilizan para el diseño de la 
central hacen que estos sucesos no ocasionen daños significativos ni originen 
condiciones de accidente postulado.
Unidad nuclear: Es cada uno de los conjuntos de reactor nuclear y sistemas 
asociados existentes en un único emplazamiento.
Tercero.  Criterios.
Con el objetivo de facilitar a los titulares la implantación y el control documental de 
los criterios de diseño, en la presente Instrucción se sigue la nomenclatura, numeración y 
divisiones de la estructura del Apéndice A del 10CFR50, aprobado por la Comisión 
Reguladora Nuclear de los Estados Unidos.
Parte 1. Requisitos generales
Criterio 1. Diseño de las funciones de seguridad
1.1 La central nuclear deberá ser capaz de mantener las siguientes funciones de 
seguridad en condiciones de operación normal, de suceso operacional previsto y de 
accidente base de diseño:
1) Control de la reactividad.
2) Extracción del calor residual del combustible nuclear.
3) Confinamiento del material radioactivo.
1.2 El diseño de las estructuras, sistemas y componentes (en adelante ESC) 
relacionados con la seguridad deberá tener en cuenta el criterio de fallo seguro, es decir, 
en caso de producirse un fallo, las ESC deben quedar en la posición más favorable para 
la seguridad que permita su diseño.
1.3 El diseño impedirá que un fallo en los sistemas que no son relacionados con la 
seguridad pueda afectar a la realización de una función de seguridad.
1.4 Las actuaciones y maniobras necesarias para realizar las funciones de 
seguridad deberán llevarse a cabo de manera automática o por medios pasivos, de 
forma que la actuación del operador no sea necesaria durante los 30 minutos siguientes 
a un suceso iniciador. Si el diseño requiere que el operador tome acciones durante ese 
periodo, las acciones deberán justificarse y deberán recogerse en procedimientos de 
operación que se ejerciten de forma periódica, y siempre que sea posible en un 
simulador réplica de alcance total.
1.5 La fiabilidad de las ESC relacionadas con la seguridad se obtendrá eligiendo las 
opciones más adecuadas en cada caso concreto, como por ejemplo el uso de medios de 
seguridad intrínsecos, medios de seguridad pasivos, componentes adecuadamente 
probados, redundancia, diversidad o separación física y funcional.
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1.6 Las ESC relacionadas con la seguridad deberán estar diseñadas, fabricadas, 
montadas y probadas siguiendo unas normas de calidad adecuadas a la importancia de 
las funciones de seguridad que desempeñan. A este fin, todas las ESC relacionadas con 
la seguridad deberán estar identificadas, y se clasificarán de acuerdo a su importancia 
para la seguridad.
1.7 La clasificación de las ESC relacionadas con la seguridad se basará 
principalmente en métodos deterministas, complementados cuando sea necesario por 
métodos probabilistas y por el juicio de los expertos.
1.8 El diseño de las ESC relacionadas con la seguridad deberá tener en cuenta los 
principios y técnicas de ingeniería de factores humanos.
Criterio 2. Bases de diseño para la protección frente a fenómenos naturales
Las ESC relacionadas con la seguridad deberán estar diseñadas para soportar los 
efectos de fenómenos naturales sin perder la capacidad para realizar sus funciones de 
seguridad. La base de diseño para estas ESC deberá contemplar los siguientes 
aspectos:
1. Se deberán tener en cuenta de manera adecuada los fenómenos naturales más 
severos que se han registrado a lo largo de la historia en el emplazamiento y en la zona 
circundante, y se incluirá un margen suficiente en el diseño para tener en cuenta las 
limitaciones de los datos históricos en cuanto a precisión, cantidad y periodo de tiempo al 
que corresponde la información.
2. Se deberán tener en cuenta combinaciones creíbles de las condiciones de 
operación normal y de accidente con los efectos de los fenómenos naturales.
3. Se deberá tener en cuenta la importancia de las funciones de seguridad que 
deben realizar estas ESC.
Criterio 3. Protección contra incendios
3.1 Las ESC relacionadas con la seguridad deberán estar diseñadas y ubicadas de 
manera que se minimice la probabilidad de fuegos o explosiones y sus efectos, siempre 
de una forma que sea coherente con otros requisitos de seguridad.
3.2 Siempre que sea factible, y especialmente en zonas vitales de la central tales 
como el recinto de contención y la sala de control, se deberán utilizar materiales no 
inflamables y resistentes al calor.
3.3 Se deberán instalar sistemas de detección y de extinción del fuego de eficacia y 
capacidad adecuadas, que deberán estar diseñados para minimizar los efectos adversos 
del fuego en las ESC relacionadas con la seguridad. Los sistemas de extinción de 
incendios deberán diseñarse de forma que en caso de rotura o de operación indebida del 
sistema, la capacidad para realizar las funciones de seguridad de estas ESC no se vea 
afectada de forma significativa.
3.4 Se deberá disponer de las medidas de protección necesarias para limitar la 
propagación de incendios, garantizando que se mantienen confinados en áreas 
resistentes al fuego.
Criterio 4. Bases de diseño ambientales y de efectos dinámicos
4.1 Las ESC que se indican a continuación deberán estar diseñadas para soportar 
los efectos derivados de, y para ser compatibles con, las condiciones ambientales 
asociadas a la operación normal, a los trabajos de mantenimiento, a la realización de 
pruebas y a los accidentes base de diseño, incluidos los accidentes con pérdida de 
refrigerante, durante toda la vida de la central.
Las relacionadas con la seguridad,
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aquellas que sin serlo, su fallo bajo condiciones ambientales postuladas podría 
impedir la realización de las funciones de seguridad de ESC relacionadas con la 
seguridad, y
aquella instrumentación post-accidente que lo requiera según la normativa específica 
aplicable.
4.2 Para cumplir con este objetivo, se adoptará un programa de calificación que 
confirme que las ESC que se indican en el apartado 4.1 pueden cumplir con su función 
durante toda su vida de diseño, teniendo en cuenta tanto las condiciones ambientales 
que se prevén durante la operación de la planta como, en su caso, las correspondientes 
a sucesos operacionales previstos y a accidentes base de diseño.
4.3 Las ESC que se indican en el apartado 4.1 deberán estar convenientemente 
protegidas frente a los efectos dinámicos, incluyendo los debidos a proyectiles, al efecto 
látigo en tuberías y a las descargas de fluidos, que pudieran producirse por fallos de 
equipos, así como frente a sucesos y condiciones que ocurran en el exterior de la 
central. Sin embargo, los efectos dinámicos asociados a la rotura postulada de tuberías 
de la central pueden excluirse de la base de diseño, si se dispone de análisis aprobados 
por el Consejo de Seguridad Nuclear que demuestren que la probabilidad de tales 
roturas es extremadamente baja en condiciones consistentes con la base de diseño de 
las tuberías afectadas.
Criterio 5. Estructuras, sistemas y componentes compartidos
En las centrales nucleares que tengan más de una unidad en el mismo 
emplazamiento, las ESC relacionadas con la seguridad no podrán compartirse entre las 
distintas unidades, a menos que se demuestre que ello no afecta de manera significativa 
a la capacidad de las ESC para realizar sus funciones de seguridad, incluyendo, en caso 
de accidente en una unidad, la de realizar la parada ordenada de las restantes unidades.
Parte 2. Protección frente a los productos de fisión mediante barreras múltiples
Criterio 10. Diseño del reactor
El núcleo del reactor y los sistemas de refrigeración, de control y de protección 
asociados al mismo, deberán estar diseñados con los márgenes suficientes para 
asegurar que durante cualquier condición de operación normal, incluidos los efectos de 
los sucesos operacionales previstos, no se superan los límites de diseño del 
combustible.
Criterio 11. Protección intrínseca del reactor
El núcleo del reactor y los sistemas de refrigeración asociados deberán estar 
diseñados de forma que, en todo el rango de operación a potencia, el efecto neto de la 
realimentación nuclear intrínseca tienda a compensar los incrementos rápidos de 
reactividad.
Criterio 12. Supresión de las oscilaciones de potencia del reactor
El núcleo del reactor y los sistemas de refrigeración, de control y de protección 
asociados al mismo, deberán estar diseñados para garantizar que no se pueden producir 
oscilaciones de potencia que conduzcan a condiciones en las que se superen los límites 
de diseño del combustible, o bien que existen garantías de que estas oscilaciones se 
pueden detectar y eliminar de manera rápida y fiable.
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Criterio 13. Instrumentación y control
13.1 Se deberá disponer de instrumentación adecuada para vigilar el 
comportamiento de las variables principales y de los sistemas de la central dentro de los 
rangos de valores esperados para condiciones de operación normal, para sucesos 
operacionales previstos y para condiciones de accidente postulado, de forma que la 
central pueda operarse de una forma segura y fiable.
13.2 La instrumentación incluirá las variables y sistemas que pueden afectar al 
proceso de fisión, a la integridad del núcleo del reactor, a la barrera de presión del 
refrigerante del reactor, y al recinto de contención y sus sistemas asociados. Se deberá 
disponer de los medios necesarios para el registro automático de los valores medidos de 
las variables que son importantes para la seguridad.
13.3 La instrumentación será la adecuada para medir las variables de la central, y 
deberá estar calificada para cumplir su función en las condiciones ambientales 
esperadas en condiciones de operación normal, de sucesos operacionales previstos y de 
accidente postulado según la normativa específica aplicable.
13.4 Se deberá disponer de los sistemas y métodos de control adecuados para 
mantener las variables y los sistemas dentro de los rangos de operación prescritos.
Criterio 14. Barrera de presión del refrigerante del reactor
La barrera de presión del refrigerante del reactor deberá estar diseñada, fabricada, 
montada y probada de manera que exista una probabilidad extremadamente baja de que 
se produzcan fugas anormales, fallos de propagación rápida, o una rotura catastrófica de 
la barrera.
Criterio 15. Diseño del sistema de refrigeración del reactor
El sistema de refrigeración del reactor y los sistemas auxiliares, de control y de 
protección asociados al mismo, deberán estar diseñados con un margen suficiente como 
para garantizar que no se superan las condiciones de diseño de la barrera de presión del 
refrigerante del reactor durante ninguna condición de operación normal, incluyendo los 
sucesos operacionales previstos.
Criterio 16. Diseño del recinto de contención
Se deberá disponer de un recinto de contención del reactor, y de los sistemas 
asociados necesarios, para proporcionar una barrera esencialmente estanca que impida 
la liberación incontrolada de radiactividad al medio ambiente. Deberá garantizarse que 
no se superan las condiciones de diseño del recinto de contención importantes para la 
seguridad durante el plazo de tiempo asociado al desarrollo de los accidentes base de 
diseño.
Criterio 17. Sistemas de energía eléctrica
17.1 Se deberá disponer de un sistema de energía eléctrica interior y de un sistema 
de energía eléctrica exterior que permitan el funcionamiento de las ESC relacionadas 
con la seguridad. La función de seguridad de cada sistema, en caso de fallo del otro, 
será la de proporcionar el suministro eléctrico suficiente para garantizar que:
1. En caso de producirse un suceso operacional previsto, no se superarán los 
límites de diseño del combustible ni las condiciones de diseño de la barrera de presión 
del refrigerante del reactor, y
2. En condiciones de accidente base de diseño, se podrá refrigerar el núcleo, y se 
mantendrá la integridad del recinto de contención y el resto de funciones de seguridad 
necesarias en estas condiciones.
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17.2 Las fuentes de suministro eléctrico interior, incluidas las baterías, y el sistema 
de distribución eléctrica interior, deberán tener la independencia, redundancia y 
capacidad de prueba necesarias para realizar sus funciones de seguridad en caso de 
fallo único.
17.3 El suministro de potencia eléctrica desde la red exterior hasta el sistema de 
distribución eléctrica interior deberá realizarse a través de al menos dos circuitos 
físicamente independientes (aunque no necesariamente discurriendo por caminos de 
paso separados), que tendrán las siguientes características:
1. Los circuitos estarán diseñados y ubicados de forma que se reduzca, siempre 
que sea factible, la posibilidad de su fallo simultáneo en condiciones de operación 
normal, así como bajo condiciones de accidente o ambientales postuladas.
Se considera aceptable el disponer de un parque eléctrico común para los dos 
circuitos.
2. Cada uno de estos circuitos deberá diseñarse de forma que, en caso de pérdida 
simultánea del otro circuito y de todas las fuentes de suministro eléctrico interior, el 
circuito esté disponible de forma inmediata como garantía de que en todo momento el 
sistema es capaz de cumplir su función de seguridad.
17.4 El diseño de los sistemas de suministro eléctrico deberá incluir las medidas 
necesarias para que, en caso de pérdida de la potencia generada por la central nuclear, 
o de pérdida del suministro exterior o interior, se minimice la probabilidad de perder el 
suministro eléctrico desde cualquiera de las restantes fuentes, como consecuencia o de 
forma coincidente con el suceso inicial.
Criterio 18. Inspección y pruebas de los sistemas de energía eléctrica
Los sistemas de energía eléctrica relacionados con la seguridad deberán estar 
diseñados para permitir la realización periódica de inspecciones y pruebas de sus 
componentes y características relevantes, tal como cableado, aislamientos, conexiones y 
cabinas, con el fin de verificar la continuidad de los sistemas y la condición en que se 
encuentran sus componentes. Los sistemas se diseñarán con capacidad para que 
periódicamente pueda probarse:
1. La operabilidad y la capacidad funcional de los componentes de los sistemas, tal 
como fuentes de suministro eléctrico interior, relés, interruptores y barras.
2. La operabilidad de los sistemas en su conjunto.
3. La secuencia completa de actuación que inicia la operación del sistema bajo 
condiciones tan próximas a las de diseño, siempre que sea factible. Ello incluye la 
operación de las partes correspondientes del sistema de protección, y la transferencia de 
energía eléctrica entre el generador principal de la central, el sistema eléctrico exterior y 
el sistema eléctrico interior.
Criterio 19. Sala de control
19.1 Se deberá disponer de una sala de control desde la que se puedan tomar las 
acciones necesarias para operar la central de forma segura en condiciones normales de 
operación, y para llevar la central a una condición segura y mantenerla en ella cuando se 
produzca un transitorio operacional previsto o un accidente base de diseño.
19.2 El diseño de la sala de control tendrá en cuenta los factores humanos. La sala 
de control estará provista de dispositivos visuales, y en su caso, acústicos, que 
identifiquen los procesos y condiciones que se han desviado respecto a su condición 
normal y puedan afectar a la seguridad. El operador dispondrá de la información 
necesaria para poder comprobar la actuación y el efecto de las acciones automáticas.
19.3 Se identificarán los sucesos internos y externos a la sala de control que 
puedan afectar a su operación continuada, y el diseño incluirá las medidas que 
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razonablemente puedan tomarse para reducir al mínimo los efectos de estos sucesos. 
En particular, deberá proporcionarse una protección adecuada frente a la radiación de 
forma que se permita el acceso y la ocupación de la sala de control durante la duración 
completa de un accidente.
19.4 Adicionalmente, se deberá disponer de instrumentación y equipos de control 
con las siguientes características de diseño:
1. Estar situados en un único lugar separado física y eléctricamente de la sala de 
control. Si la localización no fuese única, deberá demostrarse la capacidad de operar 
todos los equipos de forma integrada mediante los procedimientos adecuados.
2. Disponer de la capacidad para llevar la planta a parada caliente de forma 
suficientemente rápida, incluyendo la capacidad de mantener la central en condiciones 
seguras de parada caliente.
3. Disponer de la capacidad potencial para llevar la planta a la subsiguiente parada 
fría del reactor mediante el uso de los procedimientos adecuados.
4. Para cumplir con el requisito de separación eléctrica establecido en el punto 1 
anterior, deberán cumplirse los siguientes requisitos:
a) La instrumentación y controles necesarios para parar la planta tras el abandono 
de sala de control desde localizaciones eléctricamente separadas de la misma serán de 
aplicación al mínimo número de trenes que por sí mismos permitirían llevar la central a 
una condición segura y mantenerla en ella.
b) La separación eléctrica deberá quedar garantizada a través de los apropiados 
dispositivos de corte para la realización de la transferencia del mando y la señalización 
necesarios para alcanzar y mantener la parada requerida tras el abandono de la sala de 
control, con la rapidez suficiente para el fin perseguido.
c) La separación eléctrica deberá contemplar la existencia de dispositivos de 
protección específicos, que posibiliten la rápida recuperación de los circuitos que 
pudieran quedar afectados por la propagación de faltas eléctricas desde la sala de 
control con anterioridad a la realización de la transferencia.
d) En caso de que el titular considere que no es factible o que es 
extraordinariamente compleja la instalación de los dispositivos mencionados en los 
apartados b) o c) anteriores, deberá justificar y proporcionar alternativas a los mismos 
compatibles con la parada requerida, en los términos establecidos para las medidas 
equivalentes según en el artículo quinto de esta IS.
Parte 3. Sistemas de protección y de control de la reactividad
Criterio 20. Funciones del sistema de protección
El sistema de protección deberá estar diseñado para cumplir las siguientes 
funciones:
1. Iniciar automáticamente la operación de los sistemas necesarios, incluidos los de 
control de la reactividad, para garantizar que en caso de producirse un suceso 
operacional previsto no se superan los límites de diseño del combustible.
2. Detectar las condiciones que indican que se ha producido un accidente e iniciar 
de modo automático la operación de los sistemas y componentes relacionados con la 
seguridad que son requeridos para mitigar sus consecuencias.
Criterio 21. Fiabilidad y posibilidad de prueba del sistema de protección
21.1 El sistema de protección deberá estar diseñado de forma que tenga una 
fiabilidad funcional elevada y una alta capacidad para ser probado en condiciones de 
operación, de manera coherente con las funciones de seguridad que debe realizar.
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21.2 El diseño del sistema de protección deberá incluir la redundancia e 
independencia suficientes como para garantizar que:
1. Ningún fallo único podrá producir la pérdida de la función de protección.
2. La puesta fuera de servicio de cualquier componente o canal del sistema de 
protección no podrá conducir a la pérdida de la redundancia mínima requerida, a menos 
que se pueda demostrar que la fiabilidad de la operación del sistema sigue siendo 
aceptable en esas condiciones.
21.3 El sistema de protección deberá estar diseñado para permitir la realización de 
pruebas periódicas de su funcionamiento completo (desde el instrumento sensor que 
proporciona la señal de entrada hasta el actuador final) durante la operación normal de la 
central, incluyendo la capacidad para probar los canales de manera independiente con el 
fin de identificar los fallos y pérdidas de redundancia que pudieran haber ocurrido. Las 
excepciones a este criterio deberán estar adecuadamente justificadas basándose en las 
características específicas del diseño del sistema.
21.4 El sistema de protección se diseñará de manera que se reduzca al mínimo la 
posibilidad de que una acción del operador pueda reducir la efectividad del sistema de 
protección durante la operación normal y en caso de sucesos operacionales previstos. 
Sin embargo, el sistema de protección no impedirá que los operadores tomen las 
acciones correctas en caso de producirse un accidente base de diseño.
21.5 Los sistemas digitales que se utilicen para realizar las funciones de protección, 
o que puedan afectar a su realización, deberán disponer de las siguientes 
características:
1. Los sistemas serán diseñados, construidos, verificados, validados, probados y 
controlados de acuerdo con los más altos estándares de calidad reconocidos 
internacionalmente en el ámbito nuclear.
2. El proceso completo de desarrollo de los sistemas, incluyendo el control, pruebas 
y puesta en servicio de las modificaciones de diseño, deberá documentarse y revisarse 
de manera sistemática.
3. En aquellos casos en los que la fiabilidad de los sistemas frente a fallos de causa 
común no pueda demostrarse con un alto nivel de confianza, se dispondrá de un método 
alternativo para garantizar el cumplimiento de sus funciones de seguridad.
Criterio 22. Independencia del sistema de protección
22.1 El sistema de protección deberá estar diseñado de manera que no se pierda la 
función de protección por efecto de las condiciones asociadas a fenómenos naturales, a 
la operación normal, a las tareas de mantenimiento, a la realización de pruebas y a los 
accidentes base de diseño, salvo que se demuestre que la fiabilidad de la función de 
protección es aceptable utilizando una base técnica diferente.
22.2 Para evitar la pérdida de la función de protección deberán utilizarse, siempre 
que sea factible, técnicas de diseño tales como la diversidad funcional o la diversidad en 
el diseño de componentes y en sus principios de operación.
Criterio 23. Modos de fallo del sistema de protección
El sistema de protección deberá estar diseñado de manera que quede en el estado 
que proporcione la mayor seguridad, o que se pueda demostrar que proporciona una 
seguridad aceptable utilizando una base técnica diferente, en los casos en que se 
produzca:
a) La desconexión del sistema,
b) La pérdida de la alimentación eléctrica
c) La pérdida del suministro de aire de instrumentos
d) Las condiciones ambientales adversas que se hayan postulado
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Criterio 24. Separación entre el sistema de protección y cualquier sistema de control
El sistema de protección deberá estar separado de los sistemas de control de 
manera que en caso de fallo de un componente o un canal de un sistema de control, o 
de fallo o puesta fuera de servicio de un componente o canal del sistema de protección 
que sea común a los sistemas de control y de protección, siempre quede un sistema 
intacto que satisfaga todos los requisitos de fiabilidad, redundancia e independencia del 
sistema de protección. La interconexión del sistema de protección con los sistemas de 
control debe limitarse para garantizar que la seguridad no se vea afectada de forma 
significativa.
Criterio 25. Requisitos del sistema de protección en caso de fallos en el control de la 
reactividad
El sistema de protección deberá estar diseñado para garantizar que no se superan 
los límites de diseño del combustible en caso de cualquier fallo único de los sistemas de 
control de la reactividad, como por ejemplo la extracción incontrolada de barras de 
control. La eyección o la caída de barras de control no se considera un fallo único a los 
efectos de este criterio.
Criterio 26. Capacidad y diversidad de los sistemas de control de la reactividad
26.1 Se deberá disponer de dos sistemas independientes de control de la 
reactividad, que estarán basados en principios de diseño diferentes.
26.2 Uno de los sistemas deberá utilizar barras de control, siendo preferible que 
disponga de un dispositivo activo para insertar las barras. El sistema deberá ser capaz 
de controlar los cambios de reactividad de forma fiable para garantizar que en 
condiciones de operación normal, incluyendo los sucesos operacionales previstos, y con 
un margen apropiado para el caso de fallo único del sistema, o de fallos de 
funcionamiento tales como el atascamiento de barras, no se superan los límites de 
diseño del combustible.
26.3 El segundo sistema de control de la reactividad deberá ser capaz de controlar 
de manera fiable el ritmo de variación de reactividad que se derive de los cambios 
normales y planificados de nivel de potencia (incluyendo los cambios en la concentración 
de Xenon), de forma que no se superen los límites de diseño del combustible.
26.4 Al menos uno de los sistemas deberá ser capaz de mantener el núcleo del 
reactor subcrítico en condiciones frías.
Criterio 27. Capacidad combinada de los sistemas de control de la reactividad
Los sistemas de control de la reactividad, en su caso junto con la inyección de 
veneno neutrónico por los sistemas de seguridad, deberán estar diseñados de forma que 
su capacidad combinada permita controlar de forma fiable los cambios de reactividad 
para garantizar que se mantiene la capacidad de refrigerar el núcleo en las condiciones 
de los accidentes base de diseño, y con el margen adecuado para cubrir la posibilidad de 
que se atasquen barras de control.
Criterio 28. Límites de reactividad
28.1 El diseño de los sistemas de control de la reactividad deberá incluir límites 
para el aumento y para el ritmo de aumento de reactividad que potencialmente se 
pueden producir, a fin de garantizar que los efectos de los accidentes de reactividad 
postulados se limitan de la siguiente forma:
1. No puedan producir daño a la barrera de presión del refrigerante del reactor, más 
allá de daños locales limitados.
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2. No afecten al núcleo, a sus estructuras soporte o a otros internos de la vasija de 
una manera suficiente como para que la capacidad de refrigerar el núcleo se vea 
afectada de forma significativa.
28.2 Los accidentes de reactividad postulados deberán incluir, como mínimo, la 
eyección de barras de control (salvo que pueda impedirse por medios positivos), la caída 
de barras de control, la rotura de línea de vapor, los cambios en la temperatura y presión 
del refrigerante del reactor, y la inyección de agua fría en los generadores de vapor 
(PWR) o en la vasija del reactor (BWR).
Criterio 29. Protección frente a sucesos operacionales previstos
El sistema de protección y los sistemas de control de la reactividad deberán estar 
diseñados para garantizar que existe una alta probabilidad de que cumplan con sus 
funciones de seguridad en caso de que se produzca un suceso operacional previsto.
Parte 4. Sistemas de fluidos
Criterio 30. Calidad de la barrera de presión del refrigerante del reactor
Los componentes que formen parte de la barrera de presión del refrigerante del 
reactor deberán estar diseñados, fabricados, montados y probados con arreglo a las 
normas de calidad más exigentes. Se deberá disponer de los medios necesarios para 
detectar las fugas de refrigerante del reactor, y para identificar, siempre que sea factible, 
el origen y la localización de las fugas.
Criterio 31. Prevención de la fractura de la barrera de presión del refrigerante del 
reactor
31.1 La barrera de presión del refrigerante del reactor deberá estar diseñada con 
margen suficiente para que cuando se someta a los esfuerzos correspondientes a 
condiciones de operación, de mantenimiento, de pruebas y de accidente postulado, se 
garanticen los siguientes aspectos:
1. Los materiales que forman la barrera no se comportan de manera frágil.
2. Se minimiza la probabilidad de que se produzca una fractura de propagación 
rápida.
31.2 El diseño deberá considerar la temperatura de servicio y otras condiciones a 
las que se someta el material de la barrera durante la operación, el mantenimiento, las 
pruebas, los accidentes base de diseño y los sucesos operacionales previstos, así como 
las incertidumbres existentes en la determinación de los siguientes parámetros:
1. Propiedades de los materiales.
2. Efectos de la irradiación sobre las propiedades de los materiales.
3. Tensiones residuales, en estado estacionario y en transitorios.
4. Tamaño de los defectos.
Criterio 32. Inspección de la barrera de presión del refrigerante del reactor
Los componentes que forman parte de la barrera de presión del refrigerante del 
reactor deberán estar diseñados de forma que sea posible lo siguiente:
1. Realizar periódicamente inspecciones y pruebas de las áreas y características 
más importantes, para comprobar su integridad estructural y su estanqueidad.
2. Implantar un programa de vigilancia adecuado del material de la vasija del 
reactor.
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Criterio 33. Reposición del refrigerante del reactor
33.1 Como protección ante las roturas pequeñas de la barrera del refrigerante del 
reactor, se deberá disponer de un sistema que proporcione la capacidad de reponer el 
refrigerante que pueda fugar del circuito de refrigeración del reactor. La función de 
seguridad del sistema deberá ser la de garantizar que no se superan los límites de 
diseño del combustible en caso de pérdidas de refrigerante por fugas en el circuito, ni por 
la rotura de tuberías pequeñas u otros componentes menores que formen parte de la 
barrera de presión.
33.2 El sistema deberá estar diseñado para garantizar que tanto operando con 
suministro eléctrico interior (suponiendo que el suministro exterior no está disponible), 
como operando con suministro eléctrico exterior (suponiendo que el suministro interior no 
está disponible), la función de seguridad del sistema puede cumplirse utilizando las 
mismas tuberías, bombas, y válvulas que se usan para mantener el inventario de 
refrigerante durante la operación normal del reactor.
Criterio 34. Extracción del calor residual del núcleo del reactor
34.1 Se deberá disponer de sistemas para la extracción del calor residual. La 
función de seguridad de los mismos será la de transferir el calor de decaimiento de los 
productos de fisión y de otras fuentes de calor residual del núcleo, con un ritmo de 
extracción de calor suficiente como para que no se superen los límites de diseño del 
combustible ni de la barrera de presión que se han establecido como aceptables.
34.2 La capacidad de estos sistemas será suficiente para extraer el calor residual 
del núcleo tras la parada del reactor, así como durante y después de un suceso 
operacional previsto o un accidente base de diseño.
34.3 Estos sistemas deberán estar dotados de la adecuada redundancia en sus 
componentes y características, y tendrán las interconexiones y las capacidades de 
detección de fugas y de aislamiento necesarias para garantizar que tanto operando con 
suministro eléctrico interior (suponiendo que el suministro eléctrico exterior no está 
disponible), como operando con suministro eléctrico exterior (suponiendo que el 
suministro eléctrico interior no está disponible), la función de seguridad del sistema 
puede cumplirse suponiendo un fallo único.
34.4 Los sistemas de extracción del calor residual deberán estar diseñados para 
permitir las inspecciones periódicas adecuadas de los componentes que realicen 
funciones de seguridad, con el fin de garantizar la integridad y capacidad de los propios 
sistemas.
34.5 Los sistemas de extracción del calor residual deberán estar diseñados para 
permitir la realización de las pruebas periódicas de presión y funcionales adecuadas, que 
permitan garantizar:
1. La integridad estructural y la estanqueidad de los componentes que realicen 
funciones de seguridad.
2. La operabilidad y la actuación de los componentes activos que realicen funciones 
de seguridad.
3. La operabilidad de los sistemas completos y, bajo condiciones tan próximas a las 
de diseño como sea factible, la capacidad funcional del sistema y la operación del 
sistema o sistemas de agua de refrigeración asociados.
Criterio 35. Refrigeración de emergencia del núcleo
35.1 Se deberá disponer de un sistema que proporcione refrigeración abundante al 
núcleo en caso de emergencia. La función de seguridad principal del sistema será la de 
transferir el calor del núcleo en caso de pérdida de refrigerante del reactor, con un ritmo 
de extracción suficiente para garantizar que:
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1. Se eviten los daños al combustible y a las vainas que pudieran impedir la 
refrigeración efectiva y continuada del núcleo.
2. Se limite la reacción entre el metal de las vainas y el agua a niveles 
insignificantes.
35.2 El sistema deberá estar dotado de la adecuada redundancia en sus 
componentes y características, y tendrá las interconexiones y las capacidades de 
detección de fugas y de aislamiento necesarias para garantizar que tanto operando con 
suministro eléctrico interior (suponiendo que el suministro exterior no está disponible), 
como operando con suministro eléctrico exterior (suponiendo que el suministro interior no 
está disponible), la función de seguridad del sistema puede cumplirse suponiendo un 
fallo único.
Criterio 36. Inspección del sistema de refrigeración de emergencia del núcleo
El sistema de refrigeración de emergencia del núcleo deberá estar diseñado para 
permitir las inspecciones periódicas adecuadas de sus componentes más importantes, 
con el fin de garantizar la integridad y capacidad del sistema.
Criterio 37. Pruebas del sistema de refrigeración de emergencia del núcleo
El sistema de refrigeración de emergencia del núcleo deberá estar diseñado para 
permitir la realización de las pruebas periódicas de presión y funcionales adecuadas, que 
permitan garantizar:
1. La integridad estructural y la estanqueidad de sus componentes.
2. La operabilidad y la actuación de los componentes activos del sistema.
3. La operabilidad del sistema completo y, bajo condiciones tan próximas a las de 
diseño como sea factible, la actuación de la secuencia de operación completa que pone 
el sistema en operación, incluyendo la operación de las partes aplicables del sistema de 
protección, la transferencia desde el suministro eléctrico normal al de emergencia, y la 
operación del sistema o sistemas de agua de refrigeración asociados.
Criterio 38. Extracción del calor del recinto de contención
38.1 En caso de ser necesario, se deberá disponer de un sistema, o sistemas, para 
la extracción del calor del recinto de contención del reactor. La función de seguridad de 
estos sistemas será la de reducir con la rapidez suficiente, y de manera consistente con 
el funcionamiento de otros sistemas asociados, la presión y la temperatura del recinto de 
contención después de cualquier accidente base de diseño, y mantener estas variables 
en valores aceptablemente bajos.
38.2 Cada sistema deberá estar dotado de la adecuada redundancia en sus 
componentes y características, y tendrá las interconexiones y las capacidades de 
detección de fugas y de aislamiento necesarias para garantizar que tanto operando con 
suministro eléctrico interior (suponiendo que el suministro exterior no está disponible), 
como operando con suministro eléctrico exterior (suponiendo que el suministro interior no 
está disponible), la función de seguridad de los sistemas puede cumplirse suponiendo un 
fallo único.
Criterio 39. Inspección de los sistemas de extracción de calor del recinto de contención
Los sistemas de extracción de calor del recinto de contención deberán estar 
diseñados para permitir la realización de las inspecciones periódicas adecuadas de sus 
componentes más importantes, con el fin de garantizar la integridad y capacidad del 
sistema.
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Criterio 40. Pruebas de los sistemas de extracción de calor del recinto de contención
Los sistemas de extracción de calor del recinto de contención deberán estar 
diseñados para permitir la realización de las pruebas periódicas de presión y funcionales 
adecuadas, que permitan garantizar:
1. La integridad estructural y la estanqueidad de sus componentes.
2. La operabilidad y la actuación de los componentes activos de los sistemas.
3. La operabilidad de los sistemas completos y, bajo condiciones tan próximas a las 
de diseño como sea factible, la actuación de la secuencia de operación completa que 
pone los sistemas en operación, incluyendo la operación de las partes aplicables del 
sistema de protección, la transferencia del suministro eléctrico normal al de emergencia, 
y la operación del sistema o sistemas de agua de refrigeración asociados.
Criterio 41. Limpieza de la atmósfera del recinto de contención
41.1 Se deberá disponer de los sistemas necesarios para controlar los productos 
de fisión, el hidrógeno, el oxígeno y otras sustancias que puedan ser liberadas dentro del 
recinto de contención, para, de manera consistente con el funcionamiento de otros 
sistemas asociados, realizar las siguientes funciones:
1. Reducir la concentración de los productos de fisión que se liberan al medio 
ambiente durante los accidentes base de diseño a valores tales que garanticen el 
cumplimiento con los límites radiológicos establecidos.
2. Controlar la concentración de hidrógeno, oxígeno y otras sustancias en la 
atmósfera del recinto de contención tras un accidente postulado, para garantizar que se 
mantiene la integridad del recinto de contención.
41.2 Cada uno de los sistemas deberá estar dotado de la adecuada redundancia en 
sus componentes y características, y tendrá las interconexiones y las capacidades de 
detección de fugas y de aislamiento necesarias para garantizar que tanto operando con 
suministro eléctrico interior (suponiendo que el suministro exterior no está disponible), 
como operando con suministro eléctrico exterior (suponiendo que el suministro interior no 
está disponible), la función de seguridad de los sistemas puede cumplirse suponiendo un 
fallo único.
Criterio 42. Inspección de los sistemas de limpieza de la atmósfera del recinto de 
contención
Los sistemas de limpieza de la atmósfera del recinto de contención deberán estar 
diseñados para permitir la realización de las inspecciones periódicas adecuadas de sus 
componentes más importantes, con el fin de garantizar la integridad y capacidad de los 
sistemas.
Criterio 43. Pruebas de los sistemas de limpieza de la atmósfera del recinto de 
contención
Los sistemas de limpieza de la atmósfera del recinto de contención deberán estar 
diseñados para permitir la realización de las pruebas periódicas de presión y funcionales 
adecuadas, que permitan garantizar:
1. La integridad estructural y la estanqueidad de sus componentes.
2. La operabilidad y la actuación de los componentes activos de los sistemas.
3. La operabilidad del sistema completo, y, bajo condiciones tan próximas a las de 
diseño como sea factible, la actuación de la secuencia de operación completa que pone 
el sistema en operación, incluyendo la operación de las partes aplicables del sistema de 
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protección, la transferencia desde el suministro eléctrico normal al de emergencia, y la 
operación del sistema de agua de refrigeración asociado.
Criterio 44. Sistemas de agua de refrigeración
44.1 Se deberá disponer de un sistema, o sistemas, para transferir el calor desde 
las ESC relacionadas con la seguridad hasta un sumidero final de calor. La función de 
seguridad de estos sistemas será la de transferir la carga de calor combinada de estas 
ESC en condiciones de operación normal y de accidente postulado.
44.2 Estos sistemas de agua de refrigeración deberán estar dotados de la 
adecuada redundancia en sus componentes y características, y tendrán las 
interconexiones y las capacidades de detección de fugas y de aislamiento necesarias 
para garantizar que tanto operando con suministro eléctrico interior (suponiendo que el 
suministro exterior no está disponible), como operando con suministro eléctrico exterior 
(suponiendo que el suministro interior no está disponible), la función de seguridad de los 
sistemas puede cumplirse suponiendo un fallo único.
Criterio 45. Inspección de los sistemas de agua de refrigeración
Los sistemas de agua de refrigeración deberán estar diseñados para permitir la 
realización de inspecciones periódicas adecuadas de sus componentes importantes, con 
el fin de garantizar la integridad y capacidad de los mismos.
Criterio 46. Pruebas de los sistemas de agua de refrigeración
Los sistemas de agua de refrigeración deberán estar diseñados para permitir la 
realización de las pruebas periódicas de presión y funcionales adecuadas, que permitan 
garantizar:
1. La integridad estructural y la estanqueidad de sus componentes.
2. La operabilidad y la actuación de los componentes activos de los sistemas.
3. La operabilidad de los sistemas completos, y, bajo condiciones tan próximas a 
las de diseño como sea factible, la actuación de la secuencia de operación completa que 
pone los sistemas en operación tanto para la parada del reactor como en caso de 
accidente con pérdida de refrigerante, incluyendo la operación de las partes aplicables 
del sistema de protección y la transferencia desde el suministro eléctrico normal al de 
emergencia.
Parte 5. Recinto de contención del reactor
Criterio 50. Bases de diseño del recinto de contención
La estructura del recinto de contención del reactor y sus compartimentos internos, 
incluidas las compuertas de acceso y las penetraciones, deberán estar diseñados de 
manera que resistan con un margen suficiente las condiciones calculadas de presión y 
temperatura que se producirían en caso de accidente de pérdida de refrigerante, sin 
exceder la tasa de fugas de diseño del recinto de contención. La determinación de este 
margen deberá estar basada en las siguientes consideraciones:
1. Los efectos de todas las posibles fuentes de energía que no se hayan 
considerado para la determinación de las condiciones de máxima presión y temperatura, 
incluyendo la energía contenida en los generadores de vapor y la generada por la 
reacción metal-agua y otras reacciones químicas que pudieran producirse como 
consecuencia de la degradación postulada del funcionamiento de la refrigeración de 
emergencia del núcleo, sin llegar a la pérdida total de esta función.
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2. Las limitaciones en la experiencia y en los datos experimentales disponibles 
relativos al conocimiento de los fenómenos que se producen durante el accidente, y la 
respuesta al mismo del recinto de contención.
3. El conservadurismo de los modelos de cálculo y de los datos de entrada 
utilizados.
Criterio 51. Prevención de la fractura del recinto de contención
51.1 La barrera del recinto de contención del reactor deberá estar diseñada con 
margen suficiente para garantizar que bajo condiciones de operación, mantenimiento, 
pruebas y accidente postulado, los materiales ferríticos que forman la barrera no se 
comportan de manera frágil, y se minimiza la probabilidad de que se produzca una 
fractura de propagación rápida.
51.2 El diseño deberá considerar la temperatura de servicio y otras condiciones a 
que se ve sometido el material que forma la barrera durante la operación, el 
mantenimiento, las pruebas y los accidentes base de diseño, así como las 
incertidumbres existentes en la determinación de los siguientes parámetros:
1. Propiedades de los materiales.
2. Tensiones residuales, en estado estacionario y en transitorios.
3. Tamaño de los defectos.
Criterio 52. Capacidad para realizar pruebas de estanqueidad del recinto de contención
El recinto de contención, y el resto de equipos que pueden estar sujetos a las 
condiciones de prueba, deberán estar diseñados para que sea posible la realización de 
las pruebas de fugas a la presión de diseño de la contención.
Criterio 53. Inspección y pruebas del recinto de contención
El recinto de contención del reactor deberá estar diseñado para permitir:
1. La realización de inspecciones periódicas adecuadas de todas sus áreas 
importantes, incluidas las penetraciones.
2. La implantación de un programa de vigilancia apropiado.
3. La realización, a la presión de diseño del recinto de contención, de pruebas 
periódicas de la estanqueidad de las penetraciones que tengan sellos elásticos o juntas 
de expansión, salvo que se demuestre sobre una base técnica diferente que ello no es 
necesario para garantizar la tasa de fugas del recinto de contención considerada como 
hipótesis en los análisis de seguridad aplicables.
Criterio 54. Sistemas con tuberías que atraviesan las paredes del recinto de contención
54.1 Los sistemas que tengan tuberías que atraviesan las paredes del recinto de 
contención, deberán disponer de capacidad de detección de fugas y de aislamiento de 
contención, con una redundancia, fiabilidad y capacidad de actuación coherentes con la 
importancia para la seguridad del aislamiento de dichas tuberías.
54.2 Estos sistemas deberán estar diseñados con capacidad para:
1. Probar periódicamente la operabilidad de las válvulas de aislamiento del recinto 
de contención y su equipo asociado.
2. Verificar periódicamente que las fugas de las válvulas de aislamiento del recinto 
de contención están dentro de los límites aceptables, salvo que se demuestre sobre una 
base técnica adecuada que ello no es necesario para garantizar la tasa de fugas del 
recinto de contención considerada como hipótesis en los análisis de seguridad 
aplicables.
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Criterio 55. Aislamiento de tuberías pertenecientes a la barrera de presión del 
refrigerante del reactor y que atraviesan las paredes del recinto de contención
55.1 Cada tubería perteneciente a la barrera de presión del refrigerante del reactor 
y que atraviesa las paredes del recinto de contención deberá estar provista de válvulas 
de aislamiento de la contención que cumplan una de las configuraciones que se indican 
a continuación:
1. Una válvula de aislamiento enclavada cerrada en el interior del recinto de 
contención y una válvula de aislamiento enclavada cerrada en el exterior.
2. Una válvula automática de aislamiento en el interior del recinto de contención y 
una válvula de aislamiento enclavada cerrada en el exterior.
3. Una válvula de aislamiento enclavada cerrada en el interior del recinto de 
contención y una válvula automática de aislamiento en el exterior.
4. Una válvula automática de aislamiento en el interior del recinto de contención y 
una válvula automática de aislamiento en el exterior.
Una válvula de retención estándar, es decir que no disponga de mecanismo activo de 
actuación remota, no puede utilizarse como válvula automática de aislamiento en el 
exterior del recinto de contención.
Configuraciones distintas de las indicadas podrán considerarse válidas, si se 
demuestra bajo una base técnica diferente que los dispositivos de aislamiento del recinto 
de contención en una tubería, o tipo específico de tuberías como por ejemplo las líneas 
de instrumentación, son aceptables.
55.2 Las válvulas de aislamiento situadas en el exterior del recinto de contención 
deberán colocarse tan cerca del mismo como sea posible.
55.3 En penetraciones con dos válvulas automáticas de aislamiento de la 
contención, al menos una de ellas deberá estar diseñada para que, en caso de pérdida 
del suministro de energía para su actuación, quede en la posición más favorable para la 
seguridad, salvo que se demuestre bajo una base técnica diferente que la fiabilidad de la 
función de aislamiento de la contención es aceptable.
55.4 Con el fin de garantizar un nivel de seguridad adecuado, se deberán implantar 
los requisitos adicionales que sean necesarios para minimizar la probabilidad o las 
consecuencias de una rotura accidental de estas tuberías o de otras conectadas a ellas. 
Ejemplos de estos requisitos adicionales son: el uso de los mayores niveles de calidad 
en el diseño, fabricación, y pruebas; capacidades adicionales para realizar inspecciones 
en servicio; protección frente a fenómenos naturales más severos; y el uso de válvulas 
de aislamiento adicionales. Para determinar si estos requisitos adicionales son 
adecuados, se tendrá en cuenta la densidad de población y las características físicas y 
de utilización del suelo de los alrededores del emplazamiento.
Criterio 56. Aislamiento de tuberías abiertas a la atmósfera del recinto de contención
56.1 Cada tubería que atraviese las paredes del recinto de contención y que 
conecte directamente con la atmósfera de la contención, deberá estar provista de 
válvulas de aislamiento de la de contención que cumplan una de las configuraciones que 
se indican a continuación:
1. Una válvula de aislamiento enclavada cerrada en el interior del recinto de 
contención y una válvula de aislamiento enclavada cerrada en el exterior.
2. Una válvula automática de aislamiento en el interior del recinto de contención y 
una válvula de aislamiento enclavada cerrada en el exterior.
3. Una válvula de aislamiento enclavada cerrada en el interior del recinto de 
contención y una válvula automática de aislamiento en el exterior.
4. Una válvula automática de aislamiento en el interior del recinto de contención y 
una válvula automática de aislamiento en el exterior.
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Una válvula de retención estándar, es decir que no disponga de mecanismo activo de 
actuación remota, no puede utilizarse como válvula automática de aislamiento en el 
exterior del recinto de contención.
Configuraciones diferentes de las indicadas podrán considerarse válidas, si se 
demuestra bajo una base técnica diferente que los dispositivos de aislamiento del recinto 
de contención en una tubería, o tipo específico de tuberías como por ejemplo las líneas 
de instrumentación o las del sistema de venteo filtrado de la contención, son aceptables.
56.2 Las válvulas de aislamiento situadas en el exterior del recinto de contención 
deberán colocarse tan cerca del mismo como sea posible.
56.3 En penetraciones con dos válvulas automáticas de aislamiento de la 
contención, al menos una de ellas deberá estar diseñada para que, en caso de pérdida 
del suministro de energía para su actuación, quede en la posición más favorable para la 
seguridad, salvo que se demuestre bajo una base técnica diferente que la fiabilidad de la 
función de aislamiento de la contención es aceptable.
Criterio 57. Aislamiento de tuberías de sistemas cerrados
57.1 Cada tubería que atraviesa las paredes del recinto de contención y que ni 
pertenezca a la barrera de presión del refrigerante del reactor ni esté conectada 
directamente a la atmósfera del recinto de contención (sistemas cerrados), deberá 
disponer al menos de una válvula de aislamiento del recinto de contención, que será 
automática, o estará enclavada cerrada, o se podrá operar manualmente de forma 
remota. No se podrá utilizar una válvula de retención estándar, es decir que no disponga 
de mecanismo activo de actuación remota, como válvula automática de aislamiento.
57.2 Las válvulas de aislamiento de la contención de sistemas cerrados deberán 
estar situadas fuera del recinto de contención y colocadas tan cerca del mismo como sea 
posible.
Parte 6. Control de la radiactividad
Criterio 60. Control de los vertidos de materiales o sustancias radiactivas al medio 
ambiente
60.1 El diseño de la central nuclear deberá incluir los medios adecuados para 
controlar la liberación de materiales o sustancias radiactivas en los efluentes gaseosos y 
líquidos, y para gestionar los residuos radiactivos sólidos producidos durante la 
operación normal del reactor y durante los sucesos operacionales previstos.
60.2 Se deberá disponer de la capacidad suficiente para retener los efluentes 
gaseosos y líquidos que contengan materiales o sustancias radiactivas, en particular 
para el caso en que condiciones ambientales adversas en el emplazamiento pudieran 
imponer limitaciones sobre el vertido de dichos efluentes al exterior.
Criterio 61. Vigilancia de los vertidos radiactivos
Con el fin de detectar la radiactividad que pudiera liberarse durante la operación 
normal, los sucesos operacionales previstos y los accidentes base de diseño, se deberá 
disponer de los medios necesarios para vigilar la atmósfera del recinto de contención y la 
de los espacios exteriores al mismo que contengan componentes por los que puedan 
circular fluidos resultantes de un accidente, así como los caminos de descarga de 
efluentes y los alrededores del emplazamiento de la central.
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Núm. 157 Lunes 3 de julio de 2017 Sec. III.   Pág. 56437
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Parte 7. Almacenamiento de combustible y residuos radiactivos
Criterio 70. Almacenamiento y manejo del combustible y residuos radiactivos
Los sistemas de almacenamiento y manejo del combustible, los de manejo de 
residuos radiactivos, y otros sistemas que puedan contener sustancias radiactivas, 
deberán estar diseñados para garantizar un nivel de seguridad adecuado en condiciones 
de operación normal, de sucesos operacionales previstos y de accidente postulado. 
Estos sistemas deberán estar diseñados con las siguientes características:
1. Capacidad para permitir la realización de las inspecciones y pruebas periódicas 
adecuadas de sus componentes relacionados con la seguridad.
2. Blindaje adecuado para la protección frente a la radiación.
3. Capacidad adecuada de contención, confinamiento y filtrado.
4. Capacidad de extracción del calor residual, que en el caso de almacenamiento 
bajo agua, deberá ser suficiente como para mantener la temperatura del refrigerante en 
un rango de valores compatible con el diseño de las ESC relacionadas con la seguridad 
en todas las condiciones de operación del almacenamiento de combustible, y con unos 
niveles de fiabilidad y capacidad de prueba que reflejen la importancia para la seguridad 
de la extracción del calor de decaimiento y del calor residual en general.
5. En el caso de almacenamiento bajo agua, capacidad para evitar que se produzca 
una reducción significativa del inventario de refrigerante del almacenamiento de 
combustible en condiciones de accidente, de forma que los elementos combustibles se 
mantengan inundados.
Criterio 71. Prevención de la criticidad durante el almacenamiento y manejo del 
combustible
71.1 La criticidad durante el almacenamiento y manejo del combustible deberá 
impedirse mediante el uso de sistemas o procesos físicos, preferiblemente mediante el 
uso de configuraciones geométricas seguras.
71.2 El valor calculado de la constante de multiplicación efectiva (K efectiva) de los 
bastidores de almacenamiento de combustible fresco, cargados con elementos 
combustibles de la máxima reactividad e inundados con agua pura, no deberá ser 
superior a 0,95 con una probabilidad del 95% y un nivel de confianza del 95%.
71.3 En el caso de que la moderación óptima de los bastidores de almacenamiento 
de combustible fresco se produzca en condiciones de baja moderación (para densidades 
equivalentes de agua reducidas), la K efectiva calculada en esas condiciones para los 
bastidores cargados con elementos combustibles de la máxima reactividad no podrá 
superar 0.98 con una probabilidad del 95% y un nivel de confianza del 95%.
71.4 El diseño de los bastidores de almacenamiento de combustible gastado bajo 
agua cumplirá las siguientes condiciones:
1. Si no se da crédito al boro soluble del almacenamiento, la K efectiva calculada 
de los bastidores cargados con elementos combustibles de la máxima reactividad e 
inundados con agua pura no deberá ser superior a 0,95 con una probabilidad del 95% y 
un nivel de confianza del 95%.
2. Si se da crédito a la reducción de reactividad del almacenamiento producida por 
el boro soluble, la K efectiva calculada de los bastidores cargados con elementos 
combustibles de la máxima reactividad no deberá ser superior a 0,95 con una 
probabilidad del 95% y un nivel de confianza del 95% cuando están inundados con agua 
borada, y debe ser inferior a 1.0 con una probabilidad del 95% y un nivel de confianza 
del 95% cuando están inundados con agua pura.
Estas condiciones no se aplicarán al combustible cargado en los contenedores de 
almacenamiento y/o transporte de combustible gastado cuando estos se encuentran 
dentro de la piscina de combustible gastado.
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Criterio 72. Vigilancia de los almacenamientos de combustible y residuos
Los sistemas de almacenamiento de combustible y de residuos radiactivos, y las 
áreas de manejo asociadas, deberán disponer de los sistemas apropiados para:
1. Detectar la presencia de condiciones que pudieran conducir a la pérdida de la 
capacidad de extracción del calor residual o a niveles de radiación excesivos.
2. Iniciar las acciones de seguridad adecuadas.
Cuarto.  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.
Quinto.  Exenciones y medidas equivalentes.
Exenciones: El CSN podrá eximir temporalmente del cumplimiento de alguno de los 
requisitos de esta Instrucción, siempre que el titular justifique tanto las dificultades de 
satisfacer dichos requisitos de la forma establecida y que impiden dicho cumplimiento, 
como las medidas compensatorias propuestas para su exención.
Medidas equivalentes: El CSN podrá apreciar favorablemente, a propuesta del titular, 
medidas equivalentes de cumplimiento de los requisitos previstos en esta Instrucción, 
siempre que el titular acredite adecuadamente dicho cumplimiento mediante la 
correspondiente justificación de las medidas equivalentes propuestas.
Disposición derogatoria única.
Queda derogada expresamente la Instrucción IS-27, de 16 de junio de 2010, sobre 
criterios generales de diseño de centrales nucleares, y cualquier norma de igual o inferior 
rango que se oponga a la presente Instrucción.
Disposición final primera.
Los titulares de las centrales nucleares incorporarán los criterios contenidos en esta 
Instrucción en la primera revisión ordinaria de su Estudio de Seguridad tras la 
publicación de esta Instrucción del Consejo de Seguridad Nuclear.
El resto de documentos de la central deberán ser actualizados siguiendo lo indicado 
en esta Instrucción cuando sean revisados de acuerdo con los programas existentes de 
mantenimiento de la documentación de la instalación.
Disposición final segunda.
Se establece un periodo de adaptación de tres años desde la publicación de esta 
Instrucción del Consejo de Seguridad Nuclear para la entrada en vigor de lo establecido 
en el criterio 19.4.4 de la misma; en los casos en que la información acerca de ese punto 
considere alternativas que finalmente no fuesen aceptadas favorablemente por el 
Consejo de Seguridad Nuclear, el citado plazo sería ampliado en seis meses.
Disposición final tercera.
La presente Instrucción entrará en vigor el día siguiente al de su publicación en el 
«Boletín Oficial del Estado».
Madrid, 14 de junio de 2017.–El Presidente del Consejo de Seguridad Nuclear, 
Fernando Marti Scharfhausen.
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http://www.boe.es BOLETÍN OFICIAL DEL ESTADO D. L.: M-1/1958 - ISSN: 0212-033X