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III. OTRAS DISPOSICIONES
CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR
2039 Instrucción IS-37, de 21 de enero de 2015, del Consejo de Seguridad Nuclear, 
sobre análisis de accidentes base de diseño en centrales nucleares.
El artículo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del Consejo de 
Seguridad Nuclear (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» relacionadas con el funcionamiento seguro, es decir, sin riesgos 
indebidos para las personas o el medio ambiente, de las instalaciones nucleares y 
radiactivas. Este artículo incorpora igualmente el fomento de la participación de los 
interesados y del público en el proceso de elaboración de estas instrucciones.
La presente Instrucción se enmarca en el proceso de desarrollo normativo que en 
materia de seguridad nuclear y protección radiológica viene realizando el CSN. Este 
proceso forma igualmente parte del objetivo de homologación de las prácticas reguladoras 
entre organismos reguladores internacionales y que adopta como referente a los 
requisitos generados en el seno de la Organización Internacional de la Energía Atómica 
(OIEA), así como los denominados niveles de referencia establecidos por la Asociación 
de Reguladores Nucleares de Europa Occidental (WENRA).
Esta Instrucción desarrolla los contenidos del análisis de accidentes de las centrales 
nucleares, contribuyendo con ello al cumplimiento de la Directiva 2009/71/EURATOM del 
Consejo de 25 de junio de 2009, por la que se establece un marco comunitario para la 
seguridad nuclear de las instalaciones nucleares, modificada por la Directiva 2014/87/
EURATOM del Consejo de 8 de julio de 2014, cuyo artículo 6 obliga a que el marco 
jurídico nacional exija a los titulares de las licencias »evaluar y verificar periódicamente, y 
mejorar permanentemente, en la medida de lo razonablemente factible, la seguridad 
nuclear de las instalaciones nucleares de manera sistemática y verificable. En lo anterior 
se incluirá la verificación de que se aplican medidas para la prevención de accidentes y la 
atenuación de las consecuencias de los accidentes, incluida la verificación de la aplicación 
de las disposiciones de defensa en profundidad».
El accidente en la central nuclear japonesa de Fukushima ha puesto de manifiesto la 
trascendencia de los aspectos relacionados con las capacidades y los medios necesarios 
para gestionar un accidente que excede las bases de diseño de la instalación. El artículo 
decimotercero de esta Instrucción, «Extensión del diseño», en su redacción actual, es 
consistente con las acciones adoptadas hasta la fecha, al requerir el análisis de 
escenarios no previstos en el diseño de la instalación y determinar la posibilidad de 
mejora del mismo o el establecimiento de medidas de prevención y mitigación para de 
este modo contribuir a reducir el riesgo.
En ausencia de otra normativa técnica, la práctica reguladora seguida hasta la fecha 
en materia de análisis de accidentes y su relación con las bases de diseño de las 
estructuras, sistemas y componentes de seguridad, ha consistido en la verificación del 
cumplimiento de la normativa técnica requerida en el país origen de la tecnología, con las 
adaptaciones puntuales que se hayan considerado necesarias. La presente Instrucción 
contribuye al establecimiento de un marco normativo propio, a la vez que compatibiliza 
las prácticas seguidas hasta la fecha y que dan soporte a las bases de diseño de las 
centrales nucleares actualmente en operación.
A lo largo del articulado se desarrolla en detalle la metodología determinista que 
sustenta el diseño de las centrales nucleares en operación. Se reafirman los principios 
básicos de defensa en profundidad, mantenimiento de márgenes de seguridad y de 
limitación de la magnitud del daño admisible en función de la frecuencia con que éste 
pudiera ser superado. En torno a estos principios se desarrolla una sistemática destinada 
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a establecer el contenido y alcance del análisis de accidentes; se desarrolla el concepto de 
suceso iniciador postulado y su clasificación; se asignan criterios de aceptación para cada 
clase; se analizan los requisitos de operabilidad sobre sistemas y componentes, 
condiciones iniciales y de contorno asumidas, para con ello generar el conjunto de sucesos 
base de diseño de dichas estructuras, sistemas y componentes; se analiza el concepto de 
extensión del diseño como elemento de mejora de la seguridad de la instalación.
Por último, el  Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas,  aprobado 
por Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, establece una serie de requisitos 
relativos al estudio de seguridad, que comprenden documentación sobre el análisis de 
accidentes y sus consecuencias, tanto en la solicitud de autorización de construcción, 
Título II, Capítulo III, como en la solicitud de autorización de explotación, Título II, 
Capítulo IV.
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 reunión 
del día 21 de enero de 2015, ha dispuesto lo siguiente:
Primero. Objeto y ámbito de aplicación.
La presente Instrucción se emite con el objetivo de desarrollar lo dispuesto en el 
artículo 17 e) 3.º y en el artículo 20 a) 3.º del Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y 
Radiactivas, por los que se requiere como documentación vinculada a la concesión de la 
autorización de construcción y de explotación de una central nuclear, un análisis de los 
accidentes previsibles y de sus consecuencias.
Son objetivos del análisis de accidentes:
a) Verificar el mantenimiento de las funciones de seguridad de la instalación, 
mediante el estudio de la capacidad de la misma para acomodar los sucesos postulados 
que conforman la base de diseño de las estructuras, sistemas y componentes de 
seguridad, según los criterios de aceptación aplicables.
b) Contribuir a determinar las condiciones mínimas requeridas en cuanto a 
operabilidad y capacidad funcional de estructuras, sistemas y componentes, así como los 
rangos de valores de variables de proceso y parámetros en que la operación de la 
instalación es segura.
c) Verificar que las consecuencias de los sucesos iniciadores postulados desde 
cualquier condición operativa de la instalación, sobre la salud de las personas y el medio 
ambiente, son aceptables según los requisitos de protección radiológica aplicables.
d) Verificar que la magnitud del daño acumulado como consecuencia de los 
accidentes postulados es inferior a los criterios de aceptación establecidos de acuerdo 
con su frecuencia.
e) Verificar la seguridad del diseño de la instalación, a través de la minimización de 
la frecuencia de sucesos iniciadores, mantenimiento de la defensa en profundidad y 
mantenimiento de márgenes de seguridad adecuados.
Esta Instrucción será de aplicación a los titulares de autorizaciones de construcción y 
de explotación de centrales nucleares.
No entran en el alcance de esta Instrucción aquellos accidentes que impliquen el uso 
de hipótesis más allá de las bases de diseño y que no sean objeto de extensión del diseño 
según el artículo decimotercero.
Segundo. Definiciones.
Las definiciones de los términos y conceptos contenidos en la presente Instrucción de 
Seguridad, se corresponden con las contenidas en las siguientes normas:
Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear.
Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del Consejo de Seguridad Nuclear.
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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 1546/2004, de 25 de junio, por el que se aprueba el Plan Básico de 
Emergencia Nuclear.
Además de lo anterior, se utilizan ciertos términos que, dentro del contexto de esta 
Instrucción se entienden como sigue:
Análisis de accidentes: Conjunto de estudios, contenidos en el Estudio de Seguridad 
de la instalación y documentos referenciados, destinados a demostrar que la operación 
de la instalación nuclear ante sucesos operacionales previstos y accidentes es conforme 
con los niveles de seguridad requeridos.
Análisis de incertidumbres: Estudio y cuantificación de la incertidumbre en variables 
de seguridad, a partir de los procesos de estimación de las mismas. Dicho tratamiento 
permite determinar para dichas variables la distribución de probabilidad del error o una 
cota del mismo.
Área de exclusión: Zona que rodea una central nuclear que queda bajo control del 
explotador de la misma y en la cual el titular tiene autoridad para fijar todas las actividades, 
incluyendo la exclusión o evacuación de personas y cosas presentes en la zona. Esta 
zona puede estar atravesada por una carretera, vía férrea o vía acuática, siempre que no 
estén tan cercanas a la instalación como para interferir con las operaciones normales de 
las misma y que se adopten medidas apropiadas y eficaces para controlar el tráfico en 
dicha carretera, vía férrea o acuática, en caso de emergencia, a fin de proteger la salud y 
seguridad públicas. Normalmente deberá prohibirse residir dentro del área de exclusión. 
En cualquier caso, los residentes deberán estar sujetos a su rápida evacuación en caso 
de necesidad. Las actividades no relacionadas con el funcionamiento de la central podrán 
permitirse en el área de exclusión, sometiéndolas a las limitaciones pertinentes, siempre 
y cuando ello no signifique riesgos significativos para la salud y seguridad públicas.
Bases de diseño: Son el conjunto de información que identifica las funciones 
específicas que realiza una estructura, sistema o componente de la instalación, así como 
los valores (o rangos de valores) de los parámetros relacionados con esa función que han 
sido escogidos como condiciones de contorno para el diseño. Estos valores pueden ser: 
condiciones derivadas de prácticas comúnmente aceptadas para conseguir objetivos 
funcionales, o requisitos derivados de análisis (basados en cálculos o experimentos) de 
los efectos del accidente postulado para el cual la estructura, sistema o componente debe 
cumplir su función.
Bases de licencia: Son el conjunto de requisitos de obligado cumplimiento, 
compromisos reguladores y exenciones derivados tanto de la normativa inicial como de la 
normativa incorporada con posterioridad. Las bases de licencia están recogidas en los 
documentos oficiales de explotación de la central, en las condiciones asociadas a la 
aprobación de los mismos y a la autorización de explotación, así como, en los 
compromisos del titular de la instalación para asegurar el cumplimiento con las bases de 
diseño de los sistemas de seguridad (incluyendo las modificaciones realizadas).
Condición de contorno: Valor, dependiente o no del tiempo, impuesto sobre variables 
de proceso de un modelo de cálculo.
Condición inicial: Valor inicial impuesto sobre variables de proceso de un modelo de 
cálculo.
Componente pasivo: Componente que no requiere de partes móviles, o de cambios 
en su configuración, estado o propiedades para el ejercicio de su función.
Defensa en profundidad: Consiste en el despliegue jerárquico, a diferentes niveles, de 
estructuras, sistemas y componentes diversos y de procedimientos para impedir la 
escalada de los sucesos operativos previstos o los accidentes, y para mantener la eficacia 
de las barreras físicas que cumplen funciones de seguridad situadas entre una fuente de 
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radiación o los materiales radiactivos y los trabajadores, miembros del público o el medio 
ambiente.
Diversidad: Se dice de aquellos sistemas redundantes (véase redundancia) que 
tienen diferentes características de funcionamiento, lo que permite reducir la posibilidad 
de un fallo originado por un factor que pudiera afectar a ambos sistemas de igual modo 
(fallo de causa común).
Elementos importantes para la seguridad: Comprende:
1. Aquellas estructuras, sistemas y componentes cuyo mal funcionamiento o fallo 
podría originar una indebida exposición a la radiación del personal del emplazamiento o 
de miembros del público.
2. Aquellas estructuras, sistemas y componentes que impiden que los sucesos 
operativos previstos den lugar a condiciones de accidente.
3. Aquellos elementos que se destinan a mitigar las consecuencias de accidentes 
causados por un mal funcionamiento o fallo de estructuras, sistemas o componentes.
Estos elementos se subdividen en «elementos de seguridad» y «elementos relevantes 
para la seguridad».
Elemento de seguridad (o elemento relacionado con la seguridad): Elemento al que 
se le da crédito su funcionamiento 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.
Elemento relevante para la seguridad: Es aquel elemento que no forma parte de un 
elemento de seguridad, pero:
1. Cuyo funcionamiento se da crédito para mitigar sucesos operativos previstos o 
accidentes, o se usan en procedimientos de operación en emergencia.
2. Cuyo fallo puede impedir que los elementos de seguridad cumplan su función de 
seguridad.
3. Cuyo fallo pueda causar la actuación de un elemento de seguridad.
Extensión del diseño: Conjunto de medidas que forman parte de la defensa en 
profundidad de la instalación y que tienen como objetivo la mejora de la seguridad de la 
central mediante el refuerzo de las capacidades de la planta para soportar situaciones 
más demandantes que las consideradas en las bases de diseño, así como la reducción 
de emisiones radiactivas al medio ambiente. Se consideran dos categorías de condiciones 
de extensión del diseño (CED):
CED-A: cuando es posible prevenir el daño severo al combustible, tanto en el núcleo 
como en los sistemas de almacenamiento de combustible gastado,
CED-B: cuando se postula daño severo al combustible.
Fallo concurrente: fallo adicional e independiente del fallo postulado, aplicado a un 
componente del mismo sistema o de otro.
Fallo único: 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).
Función de seguridad: es aquella función destinada a prevenir los accidentes 
postulados o a mitigar sus consecuencias, cuyo resultado es la protección de los 
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trabajadores, del público y del medio ambiente frente a riesgos indebidos causados por la 
radiación.
Límites de seguridad: Límites que se establecen en 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.
Límite de licencia: Valor numérico establecido sobre una variable de proceso, usado 
en el análisis de accidentes, que garantiza conservadoramente o con suficiente grado de 
probabilidad y confianza la verificación de un criterio de aceptación. El límite de licencia 
puede, o coincidir con el de seguridad o introducir un conservadurismo adicional al de 
éste.
Metodología determinista: metodología de análisis de accidentes que se caracteriza 
por establecer los criterios de aceptación en términos del daño máximo asumible para 
una frecuencia del suceso iniciador postulado. Para la delineación de cada suceso base 
de diseño, típicamente se adoptarán hipótesis conservadoras en cuanto a operabilidad de 
sistemas sin consideración a la probabilidad de fallo de los mismos.
Metodología determinista conservadora: metodología determinista que hace uso de 
condiciones iniciales y de contorno conservadoras, así como de códigos que dan lugar a 
predicciones sesgadas conservadoras.
Metodología determinista realista: Metodología determinista que se caracteriza por el 
uso de códigos de mejor estimación. Las metodologías realistas se diferencian a su vez 
entre aquellas que hacen uso de condiciones iniciales y de contorno conservadoras o 
bien aquellas que realizan un tratamiento estadístico de las incertidumbres propias de 
dichas condiciones y de los modelos de cálculo empleados, pudiendo igualmente adoptar 
aproximaciones intermedias. En cualquier caso se debe garantizar un conservadurismo 
global de los resultados obtenidos.
Parada controlada: Proceso de parada y enfriamiento de la instalación, durante el 
cual se pueden haber excedido los límites de especificaciones de funcionamiento o 
haberse requerido el ejercicio de los procedimientos de emergencia para mitigar sus 
consecuencias.
Parada ordenada: Proceso de parada y enfriamiento de la instalación, programada o 
no programada, automática, de emergencia o forzosa, durante el cual no se han excedido 
los límites de las especificaciones de funcionamiento aunque puede haberse requerido la 
actuación automática de sistemas de protección o salvaguardias, así como actuaciones 
manuales de los operadores.
Redundancia: Provisión de estructuras, sistemas o componentes alternativos (iguales 
o distintos), de forma que cualquiera de ellos pueda desempeñar la función requerida 
independientemente del estado de operación o fallo de los otros.
Restricción operacional de dosis: Valor de dosis que si se supera durante la operación 
de la instalación implica la toma de decisiones y acciones específicas. Este valor es 
inferior al límite legal de dosis al público y al valor máximo establecido por la 
Administración, de acuerdo con el artículo 6, Título II del RPSRI, en el proceso de 
optimización de los efluentes radiactivos de una central nuclear.
Situación segura: a efectos del artículo undécimo «criterios de aceptación de sucesos 
base de diseño», se considera situación segura aquella que verifica los criterios de 
aceptación aplicables al suceso iniciador postulado.
Suceso base de diseño: Para cada suceso iniciador postulado, conjunto de hipótesis, 
condiciones iniciales y de contorno que permiten asegurar el carácter envolvente de todas 
las evoluciones previstas para dicho suceso iniciador.
Suceso iniciador postulado: Suceso definido durante el diseño como capaz de dar 
lugar a sucesos operacionales previstos o a condiciones de accidente. La causa primaria 
de un suceso iniciador postulado puede ser un fallo de equipo o un error del operador, 
tanto en la instalación como fuera de ella, provocado por el hombre o por sucesos 
naturales.
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Suceso operacional previsto: Es aquella condición de operación que se desvía de la 
operación normal, y que se espera que puedan ocurrir una o más veces durante la vida 
de la instalación nuclear. Los criterios que se utilizan para el diseño de la instalación 
hacen que estos sucesos no ocasionen daños significativos a los elementos importantes 
para la seguridad ni originen condiciones de accidente.
Terremoto de parada segura: Terremoto de la máxima intensidad considerada en el 
diseño de la central de modo que ésta pueda ser llevada a la condición de parada segura 
en caso de que se produzca.
Tiempo de misión: Periodo de tiempo que un sistema o componente tiene que operar 
para realizar satisfactoriamente su función.
Valor analítico: Valor que adoptan ciertas variables y parámetros de los datos de un 
modelo de cálculo. Para su determinación se tendrá en cuenta todo el conjunto de 
incertidumbres y sesgos, incluidos los derivados de la supervisión del mismo en la 
instalación.
Valor límite calculado: Valor calculado de variables de seguridad obtenido mediante el 
empleo de metodologías aceptadas, y que da lugar al mínimo margen al límite de licencia.
Variable de seguridad: Variable para la que se ha establecido un criterio de aceptación 
en el análisis de accidentes.
Zona de baja densidad de población: Superficie que envuelve o rodea el área de 
exclusión y que contiene residentes en número y densidad tales que existe una 
probabilidad razonable de que se puedan adoptar con éxito medidas adecuadas para su 
protección en el caso de ocurrir un accidente con daño severo al combustible.
La zona de baja densidad de población deberá quedar dentro de la zona de atención 
preferente definida en el Plan Básico de Emergencia Nuclear (PLABEN).
Tercero. Responsabilidad del titular.
Será responsabilidad del titular:
A. La completitud, rigor y veracidad del contenido del análisis de accidentes de su 
instalación, así como el mantenimiento, custodia y accesibilidad a la documentación que 
constituye el análisis de accidentes en consistencia con la Instrucción IS-24, de 19 de 
mayo de 2010, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se regulan el archivo y los 
periodos de retención de los documentos y registros de las instalaciones nucleares.
B. La consistencia entre las bases de diseño de las estructuras, sistemas y 
componentes importantes para la seguridad y el análisis de accidentes de la misma.
C. Operar la instalación bajo las condiciones cubiertas por el análisis de accidentes.
Cuarto. Contenido del análisis de accidentes.
El análisis de accidentes contendrá, para el caso de los sucesos iniciadores 
postulados contemplados en las bases de diseño de la instalación, como mínimo el 
siguiente conjunto de estudios:
A. Descripción de la metodología de análisis utilizada,
B. Relación detallada del conjunto de sucesos iniciadores postulados,
C. Clasificación de los sucesos iniciadores postulados,
D. Identificación y definición de los sucesos base de diseño,
E. Conjunto de hipótesis sobre fallos y operabilidad de sistemas y componentes,
F. Condiciones iniciales, de contorno y tarados de actuación de sistemas de 
seguridad,
G. Criterios de aceptación aplicables,
H. Análisis de resultados.
Igualmente, incorporará un estudio sobre la extensión del diseño según se describe 
en el artículo decimotercero.
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Quinto. Metodología de análisis.
La metodología requerida para la realización del análisis de accidentes tendrá 
carácter determinista y estará compuesta por las herramientas analíticas, modelos y 
procedimientos de diseño. Dicha metodología deberá quedar debidamente documentada.
El desarrollo, validación, mantenimiento, revisión y aplicación de la metodología, 
deberá ser conforme con la base de licencia aplicable, ser consistente con las mejores 
prácticas y estándares técnicos y estar sometido a un proceso apropiado de garantía de 
calidad (interna del titular o requerido por éste a sus contratistas).
La modificación de la metodología se regirá de acuerdo a lo establecido en las 
Instrucciones del CSN IS-02, sobre documentación sobre actividades de recarga en 
centrales nucleares de agua ligera, e IS-21, sobre requisitos aplicables a las 
modificaciones en las centrales nucleares.
Sexto. Sucesos iniciadores postulados.
El análisis de accidentes, deberá identificar el conjunto de sucesos iniciadores 
postulados que desde cualquier condición operativa puedan afectar a la seguridad de la 
instalación.
A. Al objeto de determinar este conjunto de sucesos iniciadores, el análisis de 
accidentes deberá:
1. Identificar los materiales radiactivos presentes en la instalación y su ubicación,
2. Identificar las barreras físicas interpuestas, destinadas a contener la dispersión 
del material radiactivo o que sirvan de protección frente a las radiaciones ionizantes 
generadas por el mismo,
3. Identificar los mecanismos de fallo de dichas barreras y los escenarios, 
compatibles con el diseño de la instalación, que puedan provocar el fallo de las mismas,
4. Postular sucesos iniciadores para cada escenario,
5. Estimar conservadoramente la frecuencia de ocurrencia de los sucesos 
iniciadores postulados.
B. En la determinación del conjunto de sucesos iniciadores postulados, se 
considerarán sucesos tales como: rotura de tuberías, fallo de equipos y errores de 
operación, así como los sucesos que sean consecuencia de éstos. La lista de sucesos a 
considerar será específica para cada instalación, pudiendo verse afectada por 
modificaciones en el diseño de la central u otras circunstancias. En el anexo I se recoge 
de modo ilustrativo un conjunto de sucesos a considerar bajo este epígrafe.
Séptimo. Clasificación de sucesos iniciadores postulados.
Cada suceso iniciador postulado se clasificará atendiendo a la frecuencia de 
ocurrencia del mismo.
Para la determinación de la misma se podrá acudir a normativa de referencia, 
métodos probabilistas, experiencia operativa, bases de datos cualificadas, juicio de 
expertos o, en general, cualquier método que refleje el estado del arte en la materia.
A. Los sucesos iniciadores postulados se clasificarán en:
1. Categoría I: operación normal de la instalación y otros sucesos con una frecuencia 
de ocurrencia superior a 1/reactor-año, que serán acomodados por los sistemas de 
control y limitación de la instalación y operaciones rutinarias de los operadores.
2. Categoría II: sucesos operacionales previstos con una frecuencia de ocurrencia 
comprendida entre 1/reactor-año y 0,1/reactor-año.
3. Categoría III: sucesos operacionales previstos con una frecuencia comprendida 
entre 0,1/reactor-año y 0,01/reactor-año.
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4. Categoría IV: accidentes no esperables durante la vida de la instalación, pero 
cuyas consecuencias pudieran dar lugar a la emisión de cantidades importantes de 
material radiactivo. Por la severidad de los mismos son sucesos límite a los que el diseño 
de los sistemas, estructuras y componentes deben hacer frente.
B. Alternativamente podrán establecerse clasificaciones diferentes a la indicada en 
el párrafo anterior que, como mínimo, diferencien entre: operación normal, sucesos 
operacionales previstos y accidentes.
C. Cuando el diseño de la instalación así lo haya contemplado, la clasificación se 
podrá realizar teniendo en consideración la frecuencia del suceso iniciador postulado, la 
probabilidad de operar en las condiciones postuladas, y la probabilidad de fallo de los 
sistemas de seguridad demandados.
Cualquiera que sea el tipo de clasificación, en caso de reclasificación de sucesos, se 
deberá confirmar que la frecuencia acumulada de los sucesos iniciadores postulados 
pertenecientes a la nueva categoría en la que se integra el suceso reclasificado no podrá 
superar el límite superior establecido para la misma. Si éste fuera el caso, se asimilará 
éste o un subgrupo de dichos sucesos iniciadores a una categoría inferior.
Octavo. Sucesos base de diseño.
Para cada suceso iniciador postulado, se determinará la combinación o combinaciones 
de las hipótesis y condiciones iniciales y de contorno que, para cada situación operativa, 
den lugar a las condiciones de mayor severidad a las que tengan que enfrentarse las 
estructuras, sistemas y componentes demandados. Para la determinación de las 
condiciones iniciales de sucesos iniciadores de categorías II, III y IV, se tendrá en 
consideración el que dicho suceso se desencadene en el curso de una evolución 
operativa de las contempladas en la categoría I.
Igualmente se deberán tener en consideración las combinaciones creíbles de sucesos 
internos y externos incluidos en las bases de diseño de la instalación, que por su magnitud 
y efectos puedan dar lugar a un suceso iniciador postulado o agravar sus consecuencias. 
Para la selección de las combinaciones creíbles, podrán utilizarse métodos probabilistas 
y el juicio de los expertos.
Por su carácter envolvente de otros similares de menor severidad, estos sucesos 
serán base de diseño de las estructuras, sistemas y componentes de seguridad, debiendo 
identificarse para cada una de éstas él o los sucesos iniciadores que sirven como base de 
diseño y que determinan las cargas a que son sometidos, capacidad funcional y requisitos 
de operabilidad según corresponda.
Noveno. Hipótesis sobre fallos y operabilidad de sistemas y componentes en análisis de 
sucesos base de diseño.
El análisis de accidentes describirá para cada suceso iniciador, el conjunto de 
hipótesis asumidas sobre fallos, operabilidad y capacidad de los sistemas y componentes, 
así como sobre las acciones de operador que sean demandadas.
A. En sistemas y componentes no relacionados con la seguridad, se asumirá la 
condición de inoperabilidad si es más limitante para el caso objeto de análisis que la 
asociada a la respuesta esperada por diseño. No obstante y mediante la correspondiente 
justificación que se incorporará en la descripción del suceso, se podrá dar crédito a estos 
sistemas y componentes cuando su inoperabilidad sea detectable, la probabilidad de fallo 
aleatorio durante el curso del suceso sea altamente improbable y su inoperabilidad no 
sea consecuencia del propio suceso.
Adicionalmente y cuando sean usados como protección de respaldo, estos sistemas y 
componentes estarán sujetos a requisitos o programas de vigilancia adecuados.
B. Atendiendo a la demanda requerida de sistemas o componentes de seguridad se 
impondrán fallos sobre los mismos adicionales al propio suceso iniciador e independientes 
del mismo. No será necesario imponer más de un fallo o inoperabilidad sobre el conjunto 
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de sistemas, componentes y acciones de operador, salvo que de otro modo sea requerido, 
que el estado operativo de la instalación así lo determine, o que sea consecuencia de las 
características de diseño de las estructuras, sistemas o componentes de la instalación.
C. No será necesario suponer el fallo de un componente pasivo, siempre que se 
pueda justificar que el fallo de ese componente es muy poco probable y que no se ve 
afectado por el suceso iniciador postulado y, además, deberá justificarse teniendo en 
cuenta las cargas y las condiciones ambientales, así como el intervalo total de tiempo a 
partir del suceso iniciador durante el cual sea necesario que funcione dicho componente. 
A estos efectos, componentes activos simples de elevada fiabilidad y que para su 
actuación no requieran de fuerzas externas podrán de modo justificado ser asimilados a 
componentes pasivos.
D. Con las limitaciones establecidas en los párrafos anteriores, el análisis de 
accidentes deberá demostrar que existe suficiente grado de redundancia y diversidad, de 
modo que un fallo único en los sistemas y componentes de seguridad no comprometa 
ninguna función de seguridad, para lo que el análisis deberá contemplar el conjunto de 
todas las combinaciones posibles de suceso iniciador, incluida la actuación espuria de 
sistemas y componentes, y fallo único del conjunto sistemas y componentes de seguridad 
que sean demandados. Cuando el suceso iniciador lo es de un sistema redundante que 
desempeña una función de seguridad, no será necesario postular como fallo único 
adicional el de la otra u otras redundancias salvo que éste fuera consecuente o 
respondiera a fallo en modo común.
E. No se considerarán fallos adicionales a los postulados siempre que sean 
consecuencia (o que tengan como origen una misma causa común) de: el suceso 
iniciador, el fallo postulado o la propia evolución del accidente.
F. Para sucesos de categoría II, III y IV, no se postulará la acción del operador en los 
treinta minutos posteriores al inicio del suceso. Si excepcionalmente dicha actuación 
fuera requerida, además de recogerse en los procedimientos adecuados que aseguren la 
elevada fiabilidad de la acción, se deberá validar la capacidad de ejecutarla y los tiempos 
de actuación involucrados, determinados de manera conservadora mediante el uso de 
técnicas que reflejen el estado del arte en la materia.
G. Para el análisis asociado a cualquier suceso iniciador en que se demande la 
actuación del sistema de parada rápida del reactor, se extraerá del valor de antirreactividad 
del sistema el correspondiente al de la barra de control de mayor valor, salvo que se 
demuestre que su impacto en la dinámica del suceso sea irrelevante. En cualquier caso la 
demostración del margen de parada requerirá tener en cuenta la hipótesis de barra de 
control atascada.
H. La capacidad de inserción completa de barras de control deberá demostrarse 
ante cualquier suceso iniciador postulado, incluido el disparo manual, consecuencia del 
terremoto de parada segura.
Décimo. Condiciones iniciales, de contorno y tarados de actuación de elementos de 
seguridad.
El análisis de accidentes, contendrá una descripción del conjunto de condiciones 
iniciales y de contorno empleadas, incluyendo los valores analíticos de los tarados de 
actuación de elementos de seguridad y su determinación.
A. La determinación de las condiciones iniciales y de contorno y los tarados de 
actuación de elementos de seguridad forman parte de la metodología de análisis.
B. Las condiciones iniciales y de contorno o un subconjunto de las mismas deberán 
adoptar valores envolventes de la operación autorizada. Aquellas metodologías que, en 
todo o en parte, hagan uso de tratamiento estadístico de incertidumbres de dichas 
condiciones deberán demostrar su carácter conservador.
C. Los límites de seguridad, las condiciones límites de operación y su aplicabilidad 
reflejados en las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento deberán establecerse de 
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modo que se mantenga la consistencia con la metodología de análisis usada para su 
obtención, garantizando en todo caso la seguridad de la operación.
D. La asignación de puntos de tarado de la instrumentación y de actuación de los 
elementos de seguridad considerados en los análisis, a partir de los valores controlados 
por las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento, se obtendrá con una metodología 
que tenga en cuenta todas las incertidumbres existentes.
Undécimo. Criterios de aceptación de sucesos base de diseño.
A. Para demostrar la seguridad de la instalación, se verificarán los siguientes 
criterios de aceptación:
1. Las consecuencias radiológicas al público, serán tan bajas como sea 
razonablemente posible e inferiores a los siguientes límites:
1.1 Categoría I: Las dosis producidas a los miembros del público como consecuencia 
de la liberación de material radiactivo no deben dar lugar a la superación de los límites de 
dosis establecidos en el reglamento de protección sanitaria contra radiaciones ionizantes 
(RPSRI).
1.2 Categoría II: Las dosis producidas a los miembros del público como 
consecuencia de la liberación de material radiactivo no deben dar lugar a la superación 
de los límites de dosis establecidos en el RPSRI.
1.3 Categoría III: Las emisiones de material radiactivo pueden dar lugar a que más 
allá del límite del área de exclusión de la instalación se superen los límites de dosis para 
los miembros del público establecidos en el RPSRI, pero no superarán los valores de 
referencia establecidos en el Plan Básico de Emergencia Nuclear (PLABEN) para la 
adopción de medidas de protección urgentes.
1.4 Categoría IV: Las emisiones de material radiactivo al exterior no deben dar lugar 
a que una persona situada en el límite del área de exclusión durante 2 horas o en la zona 
de baja densidad de población durante todo el paso de la nube radiactiva, pueda recibir 
una dosis efectiva superior 250 mSv. En función de la frecuencia del accidente o de la 
metodología utilizada, se podrán aplicar fracciones de dicho límite. Adicionalmente, se 
deberá disponer de las adecuadas medidas para garantizar que el personal de sala de 
control no reciba una dosis superior a 50 mSv durante todo el accidente.
En el caso de que se utilice una clasificación diferente a la mencionada en el artículo 
séptimo A, se adaptarán los límites de la nueva clasificación a lo descrito en los párrafos 
anteriores, teniendo en cuenta la frecuencia de los sucesos iniciadores para cada 
categoría.
Se podrán utilizar límites en dosis equivalente cuando así lo contemple la metodología 
utilizada, la cual debe garantizar unos niveles similares de protección.
2. Los sucesos clasificados como categoría I deberán ser acomodados por la 
operación normal de la instalación con suficiente margen, de modo que no sea requerida 
la actuación automática o manual del sistema de protección. Los sucesos de categoría II 
deberán permitir la parada ordenada de la instalación y la vuelta a operación de la 
instalación sin restricciones de seguridad una vez subsanada la causa original del suceso 
y daños. Los sucesos de categoría III y IV deberán permitir la parada controlada de la 
instalación.
3. El mínimo grado de integridad de las barreras frente a la liberación de material 
radiactivo deberá especificarse atendiendo a la categoría asignada al suceso iniciador y 
con suficiente margen, de tal modo que el material radiactivo liberado no comprometa los 
límites en dosis establecidos en A.1.
Los criterios de aceptación asociados a la integridad de las barreras, se establecerán 
sobre aquellas variables que gobiernan los procesos físicos que afectan a la misma. No 
obstante, y atendiendo a las metodologías de análisis, se podrá acudir a variables 
subrogadas, que si no son excedidas, garanticen el nivel de integridad mínimo requerido 
en la barrera. El establecimiento de los límites de seguridad se debe soportar con 
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resultados experimentales, complementados en su caso por estudios analíticos que 
incorporen el adecuado análisis de las incertidumbres existentes. En su caso, se 
contemplará para su definición el envejecimiento de las estructuras afectadas. En el 
anexo II se recoge de modo ilustrativo un conjunto de parámetros y variables 
habitualmente utilizados para el establecimiento de criterios de aceptación en el análisis 
de integridad de las barreras.
4. La capacidad de estructuras, sistemas y componentes, así como la fiabilidad de 
las acciones de operador que cumplen una función de seguridad, debe preservarse en 
aquellos sucesos en los que su actuación es demandada, asumiendo cualquier 
combinación de peor fallo único cuando éste no constituya de por sí un suceso iniciador 
postulado.
5. Ningún suceso iniciador evolucionará a otro de categoría superior sin la existencia 
de otro fallo independiente adicional al fallo único considerado.
6. La condición estable final de la instalación, tras un suceso iniciador, deberá 
garantizar el cumplimiento de las funciones básicas de seguridad: subcriticidad, 
refrigeración del combustible nuclear y confinamiento compatible con el cumplimiento de 
los criterios radiológicos aplicables.
7. Los accidentes de criticidad deberán verificar el criterio de doble contingencia, por 
el que dichos accidentes no podrían producirse a menos que ocurriesen simultáneamente 
dos cambios improbables e independientes en las condiciones de proceso. En cualquier 
caso se verificarán los límites de seguridad frente a criticidad establecidos.
B. Para todo suceso iniciador postulado cuya metodología de evaluación no haga 
uso de análisis de incertidumbres para la obtención del valor límite calculado, no podrá 
superarse el límite de licencia. En el caso de metodologías de evaluación con análisis de 
incertidumbres, se estimará un margen al límite de licencia para cada suceso iniciador 
postulado en términos de probabilidad de no superación del límite de licencia con una 
confianza determinada. Salvo que de otro modo se requiera, un valor del 95 % de 
probabilidad, con un nivel de confianza del 95 %, se considera aceptable. Para aquellos 
casos residuales en que se superen los límites establecidos, se demostrará que el daño 
generado es aceptable.
C. Para cada suceso iniciador postulado se deberá verificar igualmente la viabilidad 
de las maniobras manuales a realizar, atendiendo a las condiciones ambientales (niveles 
de radiación, temperatura, gases tóxicos, etc.) de los lugares donde estas acciones 
tengan lugar, así como la disponibilidad de los equipos e instrumentación necesarios que 
permitan alcanzar un estado estable a largo plazo.
D. Independientemente de la frecuencia de clasificación de los sucesos iniciadores 
postulados, la instalación deberá diseñarse de modo que se reduzcan las consecuencias 
frente a dichos sucesos al mínimo razonablemente alcanzable.
Por ello, la respuesta prevista de la instalación ante cualquier suceso iniciador 
postulado estará dentro de alguna de las opciones indicadas en los apartados siguientes 
(por orden de preferencia):
1) un suceso iniciador postulado no produce efectos de importancia relacionados 
con la seguridad, o produce solamente una evolución de la instalación hacia una situación 
segura por sus características intrínsecas.
2) tras un suceso iniciador postulado, la instalación vuelve a una situación segura 
mediante la actuación de elementos de seguridad pasivos, o mediante la actuación de 
sistemas de seguridad que funcionan continuamente en las condiciones en las que se 
produce el suceso iniciador postulado.
3) tras un suceso iniciador postulado, la instalación vuelve a una situación segura 
mediante la actuación de sistemas de seguridad que deben ponerse en servicio en 
respuesta al suceso iniciador postulado.
4) tras un suceso iniciador postulado, la instalación vuelve a una situación segura 
por medio de acciones manuales viables y que están recogidas en procedimientos.
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E. En emplazamientos con más de una unidad, ante un suceso iniciador común a 
las unidades, o cuando el suceso iniciador en una unidad sea causado por el de otra 
unidad, cada unidad tendrá capacidad de respuesta independiente.
Duodécimo. Análisis de resultados.
Para cada suceso base de diseño, el análisis del mismo contendrá una descripción 
detallada de la fenomenología relevante y de los resultados obtenidos, una tabla con la 
relación cronológica de sucesos importantes, las figuras y curvas necesarias para una 
mejor comprensión de los accidentes modelados, los valores límite calculados de 
variables de seguridad y el margen obtenido entre el valor límite calculado y el límite de 
licencia.
Cuando el análisis de accidentes contemple actuaciones manuales del operador 
relacionadas con la seguridad, éstas se documentarán considerando el criterio de fallo 
único, junto con las manipulaciones que conllevan las actuaciones requeridas, así como 
las indicaciones y alarmas a que se da crédito en el curso del accidente. En el caso de 
que se deba dar crédito a actuaciones fuera de sala de control, se documentará la 
viabilidad de las mismas, considerando adicionalmente aspectos de accesibilidad, 
habitabilidad, visibilidad, comunicación, protección, herramientas y equipo.
El alcance temporal del análisis, deberá extenderse hasta la obtención de un estado 
estable de la instalación, en el cual se hayan recuperado las funciones básicas de 
seguridad.
Decimotercero. Extensión del diseño.
El análisis de accidentes de la instalación, se deberá complementar con un estudio 
sobre la extensión del diseño de la instalación.
A. Este artículo aborda el tratamiento de escenarios pertenecientes a la Extensión 
del diseño de categoría CED-A. Los escenarios de categoría CED-B no forman parte del 
objeto de esta Instrucción.
B. El estudio sobre la extensión del diseño de la instalación tendrá por objeto:
1. Estudiar el comportamiento de la central, incluyendo la interacción entre unidades 
en el caso de emplazamientos con más de una unidad o próximos entre sí, ante 
escenarios accidentales concretos que excedan en sus hipótesis las consideradas en la 
base de diseño de las estructuras, sistemas y componentes de seguridad.
2. Determinar la posibilidad de mejora en el diseño de las estructuras, sistemas y 
componentes existentes, la incorporación de nuevos, o el establecimiento de 
procedimientos u otras medidas, de modo que con estas actuaciones, se contribuya a 
minimizar de modo razonable el riesgo de la población y medio ambiente a la exposición 
dañina a radiaciones ionizantes y asegurar la existencia de margen ante situaciones límite 
en las que pequeñas variaciones de parámetros den lugar a cambios desproporcionados 
en las consecuencias.
3. Identificar las medidas razonables, que permitan prevenir daño severo al 
combustible de modo que éste sea extremadamente improbable con una elevada 
confianza.
C. Selección de sucesos de categoría CED-A.
1. La selección de sucesos a analizar se justificará atendiendo a argumentos de 
carácter determinista y probabilista así como a juicio ingenieril.
2. El proceso de selección tendrá en consideración todos los sucesos o combinación 
de los mismos que no se pueden considerar extremadamente improbables con elevada 
confianza y que pueden dar lugar a condiciones de accidente más severas que las 
consideradas en los accidentes base de diseño.
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Este proceso de selección contemplará:
Cualquier condición operacional de la planta,
Su origen en riesgos internos o externos,
Modos de fallo por causa común,
La presencia de más de una unidad en el emplazamiento,
Sucesos con impacto en las unidades del emplazamiento así como las interacciones 
entre ellas o con otras unidades próximas.
El anexo III recoge una relación ilustrativa de sucesos a considerar en el análisis de 
extensión del diseño, excluyendo aquellos que ya estuvieran incorporados en la base de 
diseño.
D. Se considerarán el conjunto de secuencias accidentales creíbles que están más 
allá de la base de diseño de la instalación, y sobre las que sea factible, de un modo 
razonable, la implantación de medidas de prevención o mitigación. Para la selección de 
dichos escenarios se hará uso de la combinación de métodos deterministas, análisis 
probabilistas y del criterio ingenieril.
E. Metodología y contenido del análisis de seguridad.
1. Los métodos e hipótesis utilizados deberán reflejar las condiciones y evolución 
esperada con carácter globalmente conservador, pero sin que este conservadurismo 
desvirtúe la evolución esperada de la instalación,
2. La metodología y análisis deberán tener en consideración las incertidumbres y su 
impacto con especial atención a aquellos casos en que se recurra al juicio de expertos,
3. Se identificarán los medios y posibilidades de prevenir daño al combustible 
mediante la mejora de la capacidad de la instalación para soportar escenarios más graves 
que los previstos en su base de diseño,
4. Se evaluarán las posibles consecuencias radiológicas, cuando por su magnitud 
pudieran exceder las máximas admisibles en la base de diseño de la instalación,
5. En el estudio se tendrán en consideración la disposición, ubicación y capacidades 
de los equipos, las condiciones previstas para cada escenario y la viabilidad de las 
acciones previstas para la gestión del accidente,
6. El análisis tendrá en consideración información sobre disponibilidad de sistemas 
obtenida de los análisis probabilistas de seguridad que permitan estimar la probabilidad 
de las secuencias a analizar,
7. Se definirá un estado final seguro y tiempos de misión para las estructuras, 
sistemas y componentes demandados.
8. Los análisis de estos accidentes harán uso de herramientas cualificadas para tal fin.
F. El análisis de extensión de diseño se utilizará para definir las bases de diseño de 
los sistemas requeridos para prevenir la aparición de las condiciones postuladas en este 
análisis o que en caso de producirse permitan controlarlas y mitigar sus consecuencias.
G. El resultado de este análisis se incorporará al Estudio de Seguridad como anexo 
asociado al análisis de accidentes.
Decimocuarto. Exenciones.
Los titulares de centrales nucleares sujetos a esta instrucción, podrán solicitar al CSN 
la apreciación favorable a la exención del cumplimiento de alguno de sus requisitos 
justificando y documentando las razones de su solicitud e incorporando un análisis de 
seguridad. Asimismo, se deberá recoger el modo de cumplimiento de las medidas 
alternativas o compensatorias que se establezcan.
Decimoquinto. 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 
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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 transitoria única.
Los titulares de autorizaciones de explotación de centrales nucleares dispondrán de 
un periodo de tres años desde la publicación de esta Instrucción para la adaptación al 
contenido de la misma. Antes de un año a contar desde dicha publicación, cada titular 
remitirá al CSN un programa de adaptación para corregir las desviaciones que se 
identifiquen para cumplir lo dispuesto en la presente Instrucción. Dicho programa deberá 
contar con la apreciación favorable del CSN. La adaptación al contenido de esta 
Instrucción no conllevará necesariamente la revisión de las metodologías ni de los análisis 
actualmente vigentes en su Estudio de Seguridad, en la medida en que se verifiquen los 
criterios de aceptación y consecuencias radiológicas aplicables establecidos en esta 
Instrucción.
Disposición derogatoria única.
Queda derogada cualquier norma de igual o inferior rango que se oponga a la 
presente Instrucción.
Disposición final única.
La presente Instrucción entrará en vigor el día siguiente al de su publicación en el 
Boletín oficial del Estado.
Madrid, 21 de enero de 2015.–El Presidente del Consejo de Seguridad Nuclear, 
Fernando Marti Scharfhausen.
ANEXO I
Relación ilustrativa de sucesos iniciadores postulados en reactores de agua ligera 
y piscinas de combustible
 1. Accidentes con pérdida de refrigerante, provocados por roturas pequeñas, 
medianas y grandes de la barrera de presión del refrigerante del reactor, incluyendo la 
rotura de la tubería de mayor diámetro que forme parte de la misma y los efectos sobre la 
contención.
 2. Roturas en los sistemas de vapor principal y de agua de alimentación.
 3. Aumento o disminución del caudal de refrigerante del reactor.
 4. Aumento o disminución del caudal de agua de alimentación.
 5. Aumento o disminución de la temperatura de agua de alimentación.
 6. Aumento o disminución del caudal de vapor principal.
 7. Apertura espuria de las válvulas de alivio o seguridad del presionador (PWR).
 8. Actuación espuria del sistema de refrigeración de emergencia del núcleo.
 9. Apertura espuria de las válvulas de alivio o seguridad de los generadores de 
vapor (PWR).
10. Apertura espuria de las válvulas de alivio/seguridad del sistema de vapor 
principal (BWR).
11. Aislamiento espurio de líneas de vapor principal.
12. Rotura de tubo del generador de vapor (PWR).
13. Fallos en el sistema de control de barras de control.
14. Extracción incontrolada de barras de control, caída de barra y eyección de barra 
(PWR).
15. Accidente de dilución de boro.
16. Inestabilidad termohidráulica (BWR).
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17. Fallos en el sistema de control químico y volumétrico (PWR).
18. Rechazo de carga/disparo de turbina.
19. Aumento descontrolado de carga.
20. Rotura de tuberías, o fugas en los tubos de cambiadores de calor de sistemas 
conectados al circuito de refrigeración del reactor y ubicados total o parcialmente fuera de 
la contención.
21. Accidentes de manejo de combustible durante actividades de recarga, inspección 
y movimiento del mismo.
22. Accidentes de posicionamiento erróneo de combustible en el reactor o bastidores 
de almacenamiento.
23. Transitorios con origen en perturbaciones de la red eléctrica exterior y pérdida 
de la misma.
24. Liberaciones de material radiactivo desde sistemas o componentes de 
tratamiento de deshechos o tanques de almacenamiento.
25. Caída de cargas pesadas por fallo de los sistemas de izado.
26. Otros accidentes de criticidad.
27. Transitorios de inyección espuria de masa y energía en el sistema del refrigerante 
del reactor en parada (PWR).
28. Accidentes de disminución o incremento del inventario de refrigerante en 
piscinas de combustible.
29. Accidentes de pérdida o disminución de refrigeración en piscinas de combustible.
ANEXO II
Relación ilustrativa de parámetros y variables habitualmente utilizados para el 
establecimiento de criterios de aceptación en el análisis de integridad de las barreras
Combustible
Variable/parámetro:
Flujo calorífico crítico.
Criticidad.
Margen de parada.
Enriquecimiento.
Depósito de materiales en vainas.
Tensión, deformación y fatiga de vainas de combustible.
Oxidación e hidruración de vainas de combustible.
Presión interna de gas en barras de combustible.
Cargas termomecánicas e interacción mecánica pastilla-vaina (PCMI).
Interacción pastilla-vaina (PCI).
Fragmentación de combustible y fallo de vaina.
Fragilización de vaina.
Tasa de fugas y censo de varillas falladas.
Temperatura máxima de vaina.
Generación lineal de potencia.
Generación de hidrógeno.
Cargas dinámicas en manejo, operación normal y accidente incluyendo sismo y 
transporte.
Cargas de sujeción.
Temperatura de combustible y fusión.
Actividad del huelgo y refrigerante.
Quemado.
Término fuente.
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Sistema de refrigeración del reactor y secundario (PWR)
Variable/parámetro:
Presión de diseño.
Temperatura de diseño.
Límites de Presión y Temperatura en vasija.
Actividad del refrigerante.
Tasa de fugas en la barrera de presión.
Recinto de contención
Variable/parámetro:
Presión de pico de contención.
Temperatura de pico de contención.
Concentración de H2.
Presión diferencial Pozo Seco/Pozo Húmedo (BWR).
ANEXO III
Relación ilustrativa de sucesos a considerar en el análisis de extensión del diseño
 1. Sucesos operacionales previstos sin disparo de reactor.
 2. Pérdida completa del suministro de energía eléctrica (interior y exterior) de 
corriente alterna.
 3. Pérdida del sumidero final de calor
 4. Pérdida completa del sistema de agua de refrigeración de componentes o de 
esenciales.
 5. Accidente de pérdida de refrigerante, combinado con la pérdida completa de un 
sistema de refrigeración de emergencia del núcleo.
 6. Pérdida completa del caudal de agua de alimentación en PWR.
 7. Rotura de varios tubos del generador de vapor (PWR).
 8. Pérdida de la refrigeración del núcleo por fallo del sistema de extracción del 
calor residual.
 9. Pérdida a largo plazo de los sistemas de seguridad después de un suceso 
iniciador postulado.
10. Pérdida de la refrigeración de la piscina de combustible gastado.
11. Dilución incontrolada de boro en reactores PWR y en piscinas de combustible 
con crédito al boro disuelto.
12. Pérdida de nivel incontrolada en reactores de agua a presión durante operación 
a medio lazo o en recarga.
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