Autoridad Regulatoria Nuclear

Autoridad Regulatoria Nuclear

ACTIVIDAD NUCLEAR

Resolución 41/2001

Apruébanse revisiones de Normas. Criterios radiológicos relativos a accidentes en reactores nucleares de potencia. Protección contra terremotos en los mencionados reactores nucleares. Desmantelamiento de los mismos. Criterios generales de seguridad para el diseño. Diseño del núcleo. Circuito primario de presión. Sistema de protección relacionada con la seguridad de reactores nucleares de potencia. Sistema de confinamiento. Sistema de calidad. Criterios generales de seguridad para la operación de reactores nucleares de potencia.

Bs. As., 28/12/2001

VISTO las necesidades del servicio, las Resoluciones del ex ENTE NACIONAL REGULADOR NUCLEAR Nos 60 del 22 de mayo de 1995, 102 del 18 de agosto de 1995 y 6 del 24 de abril de 1997, las Resoluciones de la AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR Nos 1 y 2 del 3 de enero de 2000 y 22 del 12 de noviembre de 2001, los Decretos Nos 1540/94 y 506/95, la Ley Nacional de la Actividad Nuclear N° 24.804 y su Decreto Reglamentario N° 1390/98, lo actuado por el sector NORMAS y la SECRETARIA GENERAL, y

CONSIDERANDO:

Que por la Resolución del Presidente del Directorio del ex ENTE NACIONAL REGULADOR NUCLEAR (ENREN) Nº 60/95 se aprobaron, entre otras normas la Revisión 0 de las Normas AR 3.3.3 "Circuito Primario de Presión", AR 3.4.1 "Sistema de protección e Instrumentación Relacionada con la Seguridad", AR 3.4.3 "Sistemas de Confinamiento", AR 3.9.1 "Criterios Generales de Seguridad en Operación", y AR 3.10.1 "Protección Contra Terremotos" y por Resolución también del Presidente del ENREN N° 102/95 se aprobó la Revisión 1 de la Norma AR 3.17.1 "Desmantelamiento de Centrales Nucleares".

Que por la Resolución del Directorio del ENREN Nº 6/97 se aprobaron, entre otras, la Revisión 1 de las Normas AR 3.1.3 "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Centrales Nucleares" y AR 3.6.1 "Sistema de Calidad".

Que las Resoluciones citadas en los considerandos precedentes, fueron dictadas conforme lo establecido en los Decretos Nos. 1540/94 y 506/95.

Que la Ley Nº 24.804 crea la AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR (ARN) como sucesora del ENTE NACIONAL REGULADOR NUCLEAR.

Que como consecuencia del dictado de la citada Ley y en consideración a lo previsto en el Artículo 16 inciso a) de la misma, esta AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR aprobó por las Resoluciones Nos. 1/00 y 2/00 la Revisión 1 de las Normas AR 3.2.1 "Criterios Generales de Seguridad para el Diseño de Centrales Nucleares" y la AR 3.3.1 "Diseño del Núcleo de Reactores de Centrales Nucleares" respectivamente.

Que paralelamente a las acciones adoptadas para adecuar las actividades de la Institución a la Ley N° 24.804 y a su Decreto Reglamentario N° 1390, se inició un proceso de reordenamiento de las Normas Básicas vigentes.

Que atento a ello y a fin de establecer una nueva clasificación de las instalaciones controladas por esta ARN, se aprobó por Resolución del Directorio N° 22/01, la Revisión 3 de la Norma AR 10.1.1. "Norma Básica de Seguridad Radiológica".

Que siguiendo con las instrucciones que oportunamente impartiera el Directorio al Sector Normas, en el sentido de adecuar el contenido de las Normas de la ARN a la nueva clasificación de instalaciones establecida en la Norma AR 10.1.1., el referido Sector sometió a consideración del Directorio el texto de las revisiones de las Normas AR 3.1.3., AR 3.10.1., AR 3.17.1., AR 3.2.1., AR 3.3.1., AR 3.3.3., AR 3.4.1., AR 3.4.3., AR 3.6.1., AR 3.9.1. que incorporan los cambios encomendados.

Que las modificaciones a las normas que se propician aprobar no establecen nuevos requisitos o requerimientos que puedan alterar la relación costo/beneficio para las instalaciones existentes licenciadas por la ARN, y que en consecuencia no se requiere incluir estas revisiones en el mecanismo de consulta establecido por la Ley N° 24.804 y su Decreto Reglamentario.

Por ello, en su reunión de fecha 26 de diciembre de 2001, Acta N° 7, y de conformidad con lo establecido en el Artículo 22, inciso e) de la Ley Nacional de la Actividad Nuclear N° 24.804,

EL DIRECTORIO DE LA AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR
RESOLVIO:

Artículo 1º — Aprobar las siguientes revisiones de Normas:

a) Revisión 2 de la Norma AR 3.1.3 "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia"

b) Revisión 1 de la Norma AR 3.10.1 "Protección Contra Terremotos en Reactores Nucleares de Potencia"

c) Revisión 2 de la Norma AR 3.17.1 "Desmantelamiento de Reactores Nucleares de Potencia"

d) Revisión 2 de la Norma AR 3.2.1 "Criterios Generales de Seguridad para el Diseño de Reactores Nucleares de Potencia"

e) Revisión 2 de la Norma AR 3.3.1 "Diseño del Núcleo de Reactores Nucleares de Potencia"

f) Revisión 1 de la Norma AR 3.3.3 "Circuito Primario de Presión en Reactores Nucleares de Potencia"

g) Revisión 1 de la Norma AR 3.4.1 "Sistema de Protección e Instrumentación Relacionada con la Seguridad de Reactores Nucleares de Potencia"

h) Revisión 1 de la Norma AR 3.4.3 "Sistema de Confinamiento en Reactores Nucleares de Potencia"

i) Revisión 2 de la Norma AR 3.6.1 "Sistema de Calidad en Reactores Nucleares de Potencia"

j) Revisión 1 de la Norma AR 3.9.1 "Criterios Generales de Seguridad para la Operación de Reactores Nucleares de Potencia"

Art. 2º — Derogar las Normas que se detallan a continuación y que fueron aprobadas por las Resoluciones que en cada caso en particular se indican:

Resolución ENREN N° 60/95

a) Revisión 0 de la Norma AR 3.10.1 "Protección Contra Terremotos"

b) Revisión 0 de la Norma AR 3.3.3 "Circuito Primario de Presión"

c) Revisión 0 de la Norma AR 3.4.1 "Sistema de Protección e Instrumentación Relacionada con la Seguridad"

d) Revisión 0 de la Norma AR 3.4.3 "Sistemas de Confinamiento"

e) Revisión 0 de la Norma AR 3.9.1 "Criterios Generales de Seguridad en Operación"

Resolución ENREN N° 102/95

Revisión 1 de la Norma AR 3.17.1 "Desmantelamiento de Centrales Nucleares".

Resolución ENREN N° 6/97

a) Revisión 1 de la Norma AR 3.1.3 "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Centrales Nucleares"

b) Revisión 1 de la Norma AR 3.6.1 "Sistema de Calidad"

Resolución del Directorio N° 1/00

Revisión 1 de la Norma AR 3.2.1 "Criterios Generales de Seguridad para el Diseño de Centrales Nucleares".

Resolución del Directorio N° 2/00

Revisión 1 de la Norma AR 3.3.1 "Diseño del Núcleo de Reactores de Centrales Nucleares".

Art. 3º — Establecer que las licencias, autorizaciones y permisos otorgados de acuerdo a las Revisiones de Normas derogadas por el Artículo 2º de la presente Resolución, mantienen las respectivas vigencias establecidas al momento de su otorgamiento sujetas al cumplimiento de los requisitos establecidos oportunamente en cada caso.

Art. 4º — Comuníquese a la SECRETARIA GENERAL. Dése a la DIRECCION NACIONAL DEL REGISTRO OFICIAL para su publicación en el BOLETIN OFICIAL. Publíquese en el BOLETIN de este organismo y archívese en el REGISTRO CENTRAL. — Eduardo D’ Amato

AR 3.1.3.	Criterios radiológicos relativos a accidentes en reactores nucleares de potencia
REVISION 2	Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 41/01.

República Argentina – 2001

NORMA AR 3.1.3.

CRITERIOS RADIOLOGICOS RELATIVOS A ACCIDENTES EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer las condiciones generales que deben cumplirse en el diseño, para prevenir la ocurrencia de accidentes así como mitigar sus consecuencias radiológicas en el caso que éstos ocurran.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de reactores nucleares de potencia.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

3. Accidente: Suceso de carácter aleatorio que puede ocurrir en una instalación cuyas consecuencias reales o potenciales son significativas desde el punto de vista de la seguridad radiológica y nuclear.

4. Arboles de Eventos y Arboles de Fallas:

Métodos para el análisis de las secuencias accidentales que ligan al evento iniciante de un accidente con las consecuencias radiológicas finales del mismo. El "análisis del árbol de eventos" comienza con eventos iniciantes especificados y rastrea todas las secuencias accidentales subsiguientes que puedan concebiblemente ocurrir. El "análisis del árbol de fallas" en cambio, comienza con una falla final especificada y rastrea las secuencias de fallas previas que concebiblemente puedan ser la causa de dicha falla final. En ambos análisis se asigna un valor de probabilidad a cada rama del árbol analizado.

5. Falla: Suceso aleatorio que produce la pérdida de la capacidad de un componente, equipo o sistema para cumplir con su función de diseño.

6. Falla Dependiente: Falla que puede ocurrir en uno o más componentes, equipos o sistemas y que depende de la falla de otros componentes, equipos o sistemas, o de una única causa.

7. Grupo Crítico: Grupo de población representativo de los individuos más expuestos y homogéneo en cuanto a los parámetros que influyen en las dosis recibidas, durante la operación normal o en caso de accidentes, en una instalación o práctica no rutinaria.

8. Secuencia Accidental: Serie de fallas que eventualmente pueden acontecer, a partir de la ocurrencia de un evento iniciante.

D. CRITERIOS

9. Deben tomarse todas las medidas que sean razonables para evitar accidentes y, en el caso que éstos ocurran, minimizarse los riesgos radiológicos de miembros del público.

10. Se deben identificar, mediante métodos aceptados, el conjunto de secuencias accidentales asociadas a las exposiciones potenciales de miembros del público.

11. Debe calcularse, usándose árboles de eventos y árboles de fallas, la probabilidad anual de ocurrencia de cada una de las secuencias accidentales antes citadas.

12. El análisis de fallas debe cubrir sistemáticamente todas las fallas y secuencias accidentales previsibles, incluyendo las fallas dependientes, las combinaciones de fallas y las situaciones que excedan las bases de diseño, y que ante la ocurrencia de un accidente impliquen un aumento del riesgo radiológico sobre los límites fijados para la operación normal.

13. Podrá simplificarse el tratamiento de las secuencias accidentales eligiendo a una secuencia accidental para representar a un grupo de ellas. En este caso debe seleccionarse aquella secuencia accidental que dé lugar a la peor consecuencia radiológica de las del grupo, y su probabilidad anual de ocurrencia resultará de la suma de las probabilidades anuales de ocurrencia de las secuencias accidentales que componen el grupo.

14. El análisis debe tener en cuenta que una función de seguridad puede haber perdido operatividad antes de la ocurrencia de una falla o secuencia accidental, o perderla a consecuencia de ellas.

15. Los análisis de las fallas o secuencias accidentales, o de partes de ellas, deben basarse en datos experimentales tanto como sea posible. Cuando esto no pueda hacerse, los métodos de evaluación deben demostrarse mediante estudios analíticos.

16. En las evaluaciones de la probabilidad de falla de sistemas tecnológicos se deberán justificar los valores de las tasas de fallas u otros parámetros de confiabilidad que se asignen a los componentes. En el caso de no disponerse de valores justificables para algunos de los componentes, se deben usar los que indique la Autoridad Regulatoria.

17. Cuando se intente justificar el valor de un parámetro de confiabilidad basándose en la aplicación de un sistema de calidad debe explicarse, en detalle, la parte del sistema que permite proponer ese valor.

18. Los análisis de fallas deben tener en cuenta los procedimientos de mantenimiento y prueba de estructuras, componentes, equipos y sistemas, así como los intervalos de tiempo entre sucesivos mantenimientos o pruebas.

19. Deben justificarse los valores de los parámetros de confiabilidad que se postulen para las acciones humanas, en consonancia con la complejidad de la tarea, con el esfuerzo involucrado y con cualquier otro factor que pueda influir sobre dichos parámetros.

20. Deben calcularse, mediante métodos aceptados, las dosis en el grupo crítico resultantes de la liberación y dispersión de radionucleidos. Al calcularse estas dosis se tendrán en cuenta las condiciones meteorológicas y su probabilidad de ocurrencia y no se debe tener en cuenta, en cambio, la eventual aplicación de contramedidas.

21. Ninguna secuencia accidental —con consecuencias radiológicas para el público— debe tener una probabilidad anual de ocurrencia que graficada en función de la dosis efectiva, calculada de acuerdo con lo indicado en el criterio Nº 20, resulte en un punto ubicado en la zona no aceptable de la Figura 1.

22. Si el número N de secuencias accidentales fuese mayor que 10, los valores de la escala de ordenadas de la Figura 1 deben ser divididos por la relación N/10 antes de representarse al citado punto.

AR 3.10.1	Protección contra terremotos en reactores nucleares de potencia
REVISION 1	Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 41/01.

República Argentina – 2001

NORMA AR 3.10.1.

PROTECCION CONTRA TERREMOTOS EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de diseño contra los terremotos que puedan afectar la seguridad radiológica o nuclear.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de reactores nucleares de potencia.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

3. Terremoto Probable: El terremoto más relevante entre los que se espera que ocurran por lo menos una vez durante la vida del reactor nuclear de potencia.

4. Terremoto Severo: El terremoto más relevante que pueda razonablemente postularse para el emplazamiento sobre la base de la mejor información geológica y sismológica disponible, de modo que la probabilidad anual estimada de ocurrencia de terremotos mayores que el postulado no exceda 10-3.

D. CRITERIOS

5. Para el lugar de emplazamiento del reactor nuclear de potencia deben definirse el terremoto probable y el terremoto severo, expresados mediante parámetros adecuados tales como los espectros de respuesta para diversos amortiguamientos.

6. Se debe garantizar que el nivel de seguridad del reactor nuclear de potencia no se deteriore significativamente por la ocurrencia de un terremoto probable, y que pueda restablecerse la operación normal después de una adecuada inspección.

7. Las estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad deben asegurar que el reactor pueda extinguirse y que pueda removerse el calor residual durante el tiempo que sea necesario aun si ocurriera un terremoto severo.

8. Debe demostrarse que las consecuencias radiológicas de fallas de la instalación, causadas por terremotos mayores que el terremoto severo y la probabilidad de su ocurrencia cumplen con las condiciones establecidas en la Norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia".

9. El cumplimiento de los criterios N° 6, 7 y 8 de la presente Norma debe demostrarse teniendo en cuenta que:

a) el terremoto puede ocurrir durante la situación operacional más adversa;

b) el terremoto puede afectar suministros importantes para la seguridad del reactor, y

c) el terremoto puede afectar las características del emplazamiento, causando otros eventos externos o la pérdida del sumidero final de calor.

AR 3.17.1.	Desmantelamiento de reactores nucleares de potencia
REVISION 2	Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 41/01.

República Argentina – 2001

NORMA AR 3.17.1.

DESMANTELAMIENTO DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios para el desmantelamiento seguro.

B. ALCANCE

2. La presente norma es aplicable al desmantelamiento de un reactor nuclear de potencia.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

3. Entidad Responsable: Titular de las licencias de una Instalación Clase I.

4. Instalación Clase I: Instalación o práctica que requiere un proceso de licenciamiento de más de una etapa.

5. Retiro de Servicio: Proceso en virtud del cual se lleva a cabo el cierre definitivo de una instalación Clase I, a los efectos de posibilitar el uso irrestricto del sitio de su emplazamiento.

D. CRITERIOS

6. La Entidad Responsable poseedora de la Licencia de Retiro de Servicio es responsable de planificar y proveer los medios necesarios para el desmantelamiento seguro del Reactor Nuclear de Potencia.

7. El programa de desmantelamiento debe contemplar los arreglos institucionales necesarios y prever una adecuada protección radiológica en cada uno de sus pasos. La puesta en práctica de dicho programa requiere la aprobación previa de la Autoridad Regulatoria.

8. El programa de desmantelamiento debe incluir todos los pasos que sean necesarios para asegurar la adecuada protección radiológica con el mínimo de vigilancia a posteriori del desmantelamiento.

9. La Entidad Responsable podrá delegar en todo o en parte la ejecución del desmantelamiento, pero mantendrá totalmente su responsabilidad. Durante el proceso de desmantelamiento, la Entidad Responsable debe considerar, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, los siguientes aspectos:

a) Gestión del proyecto

b) Gestión en el emplazamiento

c) Papel y responsabilidades de las organizaciones involucradas

d) Protección radiológica

e) Garantía de calidad

f) Segregación, acondicionamiento, transporte y eliminación de residuos

g) Monitoreo después de terminar etapas parciales del desmantelamiento

h) Protección física

i) Cumplimiento de los acuerdos internacionales de salvaguardias

10. Cuando el desmantelamiento sea diferido por un tiempo significativo después de haberse iniciado la etapa de retiro de servicio del reactor, la Entidad Responsable debe proveer el adecuado resguardo de los planos, informes, datos y de toda otra documentación que sea de importancia para el desmantelamiento. En este caso, la Entidad Responsable también mantendrá su responsabilidad durante dicho tiempo.

AR 3.2.1.	Criterios generales de seguridad para el diseño de reactores nucleares de potencia
REVISION 2	Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 41/01.

República Argentina – 2001

NORMA AR 3.2.1.

CRITERIOS GENERALES DE SEGURIDAD PARA EL DISEÑO DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer las condiciones generales a las que debe ajustarse el diseño de reactores nucleares de potencia.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de reactores nucleares de potencia del tipo térmico.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

3. Criterio de la Falla Unica: Criterio para diseñar un sistema de manera tal que admita la ocurrencia de una única falla en cualquier subsistema o componente del mismo, sin que por ello deje de prestar la función que le compete.

4. Extinción del Reactor: Proceso mediante el cual el núcleo del reactor es llevado al estado subcrítico, permaneciendo en este estado con un margen suficiente de antirreactividad durante un intervalo de tiempo apropiado.

5. Falla Dependiente: Falla que puede ocurrir en uno o más componentes, equipos o sistemas y que depende de la falla de otros componentes, equipos o sistemas, o de una única causa.

6. Función de Seguridad: Función destinada a lograr un objetivo específico con fines de seguridad.

7. Funcionamiento Normal: Operación de una Instalación Clase I dentro de límites y condiciones operacionales especificadas, incluidos el estado de parada, el funcionamiento en régimen, la parada, la puesta en marcha, el mantenimiento, las pruebas y, en el caso de reactores nucleares la recarga de combustible.

8. Incidente Operacional: Proceso operacional que produce una alteración del funcionamiento normal, pero que, debido a la existencia de características de diseño apropiadas, no ocasiona daños significativos a los elementos de importancia para la seguridad ni conduce a situaciones accidentales.

9. Límite de Seguridad: Valor máximo que puede tomar una variable de importancia para la seguridad, sin afectar la seguridad del reactor nuclear de potencia.

10. Parada Segura: Estado en el cual el reactor se mantiene extinguido y adecuadamente refrigerado, durante un intervalo de tiempo apropiado.

11. Redundancia: Provisión de dos o más sistemas —idénticos o diversos— independientes entre sí, cada uno de los cuales puede llevar a cabo una misma función.

12. Segregación: Separación física entre componentes o subsistemas de un sistema, mediante barreras adecuadas que incluyen el simple alejamiento entre ellos.

13. Sistema de Seguridad: Sistema que lleva a cabo una función de seguridad para prevenir o mitigar las consecuencias resultantes de una falla, mal función o mala operación.

14. Situación Operacional: Situación definida como Funcionamiento Normal o Incidente Operacional.

D. CRITERIOS

15. Deben identificarse y analizarse las eventuales fallas y secuencias accidentales del reactor nuclear de potencia que impliquen riesgos radiológicos, y deben proveerse las funciones de seguridad necesarias, todo lo cual permita cumplir con la norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia".

16. El reactor y sus sistemas asociados deben diseñarse y construirse de manera que siempre se pueda efectuar rápidamente la extinción del reactor y mantenerlo en estado de parada segura.

17. Se debe contemplar la adecuada aplicación del concepto de "Defensa en Profundidad", es decir la interposición de múltiples barreras físicas y consecutivos niveles de protección entre el material radiactivo del núcleo del reactor y las personas (trabajadores y miembros del público) con el objeto de asegurar la protección de éstas.

18. Se debe minimizar la sensibilidad frente a fallas que puedan preverse. En orden decreciente de preferencia, las consecuencias resultantes de una falla, mal función o mala operación deben:

a) No producir un cambio significativo en el funcionamiento normal del reactor;

b) Producir un cambio en el estado del reactor llevándolo a una condición segura;

c) Transformarse en condición segura por la acción de sistemas de seguridad continuamente en funcionamiento;

d) Transformarse en condición segura por la acción de sistemas de seguridad que deben entrar en servicio en respuesta a la situación.

19. Cada parámetro relacionado con la seguridad debe mantenerse por debajo de su límite de seguridad, aun en un incidente operacional o en una secuencia de fallas.

20. En estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad deben contemplarse márgenes adecuados para cubrir las incertidumbres de los datos y de los métodos de diseño.

21. Las estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad deben ser, hasta donde resulte practicable, inherentemente seguros. Se debe asegurar que puedan probarse en condiciones por lo menos tan severas como las que se prevean para la operación.

22. Se debe cumplir con el criterio de la falla única, de modo que una falla cualquiera no produzca consecuencias radiológicas, ni evite el funcionamiento adecuado de los sistemas de seguridad en caso de demanda.

23. La probabilidad de ocurrencia de fallas dependientes debe reducirse a valores tan bajos como resulte practicable, mediante una adecuada redundancia y segregación.

24. Las estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad deben ser diseñados, manufacturados y construidos según normas de ingeniería adecuadas para satisfacer la confiabilidad implicada en el criterio N° 15 teniendo en cuenta la provisión de redundancia cuando ello sea necesario. Las normas de ingeniería y el sistema de calidad empleados deben ser identificados.

25. Las estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad deben poderse monitorear, probar funcionalmente e inspeccionar durante el servicio. En los casos en que esto no sea factible, debe demostrarse que la deficiencia está compensada por provisiones adicionales de diseño.

26. Se debe asegurar que el operador disponga en todo momento de la información necesaria para poder tomar decisiones relacionadas con la seguridad.

27. Se debe asegurar que durante el desarrollo de secuencias accidentales y por un lapso apropiado después de la ocurrencia del evento iniciante, la acción del operador no debe ser indispensable para mantener la seguridad.

28. El operador debe poder siempre tomar medidas para remediar una situación que afecte la seguridad; pero el operador nunca debe poder impedir el funcionamiento necesario de los sistemas de seguridad.

29. Se debe prevenir, mediante medidas adecuadas de diseño, la modificación no autorizada de estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad.

AR 3.31.	Diseño del núcleo de reactores nucleares de potencia
REVISION 2	Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 41/01.

República Argentina – 2001

NORMA AR 3.3.1.

DISEÑO DEL NUCLEO DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer criterios generales de seguridad para el diseño del núcleo.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de reactores nucleares de potencia.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

3. Criterio de la Falla Unica: Criterio para diseñar un sistema de manera tal que admita la ocurrencia de una única falla en cualquier subsistema o componente del mismo, sin que por ello deje de prestar la función que le compete.

4. Extinción del Reactor: Proceso mediante el cual el núcleo del reactor es llevado al estado subcrítico, permaneciendo en este estado con un margen suficiente de antirreactividad durante un intervalo de tiempo apropiado.

5. Núcleo del Reactor: Conjunto de elementos combustibles, moderador, reflector, refrigerante primario, dispositivos de control de reactividad e instrumentación asociada, y componentes estructurales que se encuentren ubicados dentro del reactor.

6. Parada Segura: Estado en el cual el reactor se mantiene extinguido y adecuadamente refrigerado, durante un intervalo de tiempo apropiado.

D. CRITERIOS

7. Se deben identificar las variables que tienen importancia para la seguridad del núcleo del reactor, en condiciones normales y de falla. Los límites de seguridad de estas variables estarán específicamente indicados, y debe demostrarse que en la operación normal y en todas las fallas previsibles las variables del núcleo se mantienen dentro de estos límites.

8. Debe garantizarse el comportamiento estable
del núcleo del reactor en el rango normal de operación,
y la ausencia de cambios abruptos fuera de dicho
rango.

9. El diseño del núcleo del reactor debe estar basado en métodos probados. Se deben usar datos de diseño aplicables a las condiciones específicas, con un margen suficiente como para cubrir las incertidumbres. En aspectos fundamentales relacionados con el comportamiento neutrónico y termohidráulico del núcleo, los datos deben basarse en información —experimental o de otras fuentes, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria— aplicable a la configuración y composición del núcleo proyectado.

10. Se debe garantizar la seguridad del núcleo del reactor contra los efectos adversos de las condiciones operativas sobre materiales y estructuras, adoptando márgenes adecuados que cubran las incertidumbres.

11. Las tensiones y deformaciones estructurales del núcleo del reactor deben limitarse de manera de garantizar márgenes adecuados que cubran las incertidumbres durante las pruebas, la operación normal y las fallas previsibles.

12. Se deben prever condiciones que permitan llevar a cabo métodos adecuados de monitoreo in-situ o por muestreo, de aquellas características del núcleo que puedan alterarse adversamente por las condiciones operativas del reactor.

13. Se debe prever una instrumentación adecuada para monitorear las condiciones del núcleo y otras partes del reactor, para asegurar el cumplimiento del criterio N° 7.

14. Debe preverse que, tanto los componentes como la geometría del núcleo del reactor, se mantengan siempre en condiciones que aseguren el funcionamiento estable de éste, su refrigeración, el funcionamiento adecuado de la instrumentación, la capacidad de extinguirlo rápidamente, su parada segura y la posibilidad de extraer elementos combustibles u otros componentes.

15. Deben preverse medios para minimizar la probabilidad de bloqueo de la circulación del refrigerante. En el caso de fallar los dispositivos de control o limitación del caudal, no debe ponerse en peligro la integridad de los elementos combustibles o la de otros componentes del núcleo del reactor.

16. Se debe cumplir con el criterio de la falla única, a los efectos de que ninguna falla única de un componente impida el funcionamiento de los sistemas de seguridad del reactor ni conduzca a situaciones donde no se cumpla con la norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia".

17. El diseño debe prever los medios para:

a) verificar que las dimensiones y configuración del núcleo del reactor permanecen, durante toda la vida del reactor, dentro de los límites especificados;

b) realizar inspecciones periódicas durante el servicio, y reparar o reemplazar los componentes del núcleo del reactor que se relacionan con la seguridad;

c) extraer el núcleo del reactor cuando sea necesario.

AR 3.3.3.	Circuito primario de presión en reactores nucleares de potencia
REVISION 1	Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 41/01.

República Argentina – 2001

NORMA AR 3.3.3.

CIRCUITO PRIMARIO DE PRESION EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de diseño para garantizar el adecuado funcionamiento del circuito primario de presión.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño del circuito primario de presión de reactores nucleares de potencia.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

C. CRITERIOS

3. Debe diseñarse y construirse el circuito primario de presión de manera que retenga su integridad y estanqueidad en las condiciones operativas, de prueba y de falla.

4. Deben especificarse los parámetros de diseño del circuito primario de presión. Las especificaciones deben incluir la evolución prevista de solicitaciones estáticas y dinámicas durante condiciones operativas, de prueba y de falla.

5. El diseño debe ser conservador, utilizar técnicas de cálculo probadas y satisfacer los requerimientos de códigos adecuados, que deben especificarse.

6. Deben usarse límites para los esfuerzos y deformaciones, tales que garanticen márgenes adecuados de seguridad durante las condiciones operativas, de prueba y de falla.

7. Se debe tener en cuenta el efecto de deformaciones de origen térmico, mecánico y de irradiación, de la presencia de anclajes y conexiones, y de cargas internas y externas y deben incorporarse en el diseño medios adecuados para enfrentar estos efectos.

8. Las penetraciones, conexiones o cierres en el circuito primario deben llevarse a cabo mediante técnicas establecidas. No deben ubicarse en zonas de discontinuidad del circuito primario.

9. Deben preverse medios adecuados para detectar, ubicar y medir pérdidas del circuito primario de presión durante la operación normal.

10. El diseño del circuito primario de presión debe permitir la inspección, el monitoreo y las pruebas. En los casos en que partes del circuito primario de presión no puedan inspeccionarse en condiciones de operación, deben preverse medios adicionales de seguridad.

11. Se deben proveer medios adecuados para permitir el mantenimiento y reparación del circuito primario de presión.

12. Deben especificarse las propiedades físicas y químicas de los materiales utilizados en el circuito primario de presión. Estos materiales deben ser adecuados para el ambiente operativo durante la vida del reactor.

13. El diseño debe prever que se lleve a cabo una inspección completa del circuito primario de presión durante las pruebas preliminares y la puesta en marcha, y que los resultados obtenidos en esta primera inspección sean correlacionables con los resultados de posteriores inspecciones en servicio.

14. En general, los cierres en el circuito primario de presión serán dobles. No obstante, un cierre único será aceptable si es simple, robusto e inspeccionable en servicio, siempre que su falla no cause despresurización ni pérdida significativa de refrigerante.

15. Cuando se usen sellos, deben preverse dos sellos por cada cierre y un sistema adecuado para monitorear su integridad.

16. Cada cierre debe ser adecuado para la carga en condiciones operativas, de falla y de prueba. En el caso de cierres dobles, el cierre externo debe poder soportar la carga antes mencionada junto con una eventual interacción del cierre interno fallado.

17. Cuando una penetración tiene dos cierres, deben preverse medios adecuados para detectar y alertar al operador en caso de falla del cierre interno y presurización del cierre externo.

18. La carga en cualquier cierre debe transmitirse y distribuirse en la estructura principal mediante transmisores de carga adecuados.

19. El diseño debe permitir verificar que un cierre está adecuadamente ajustado y probar su seguridad antes del servicio.

20. En el caso de cañerías conectadas al circuito primario de presión, deben preverse válvulas tan cercanas a dicho circuito como sea practicable, de manera de poder aislar una rotura de la cañería y mantener la integridad del circuito primario de presión.

21. Se debe prever suficiente redundancia y diversidad de los sistemas de válvulas de aislación de modo de cumplir con la confiabilidad especificada. Se deben poder probar las válvulas en cuanto a estanqueidad y se debe asegurar adecuadamente su mantenimiento y reparación.

22. Se deben incluir medios adecuados para proteger la integridad de cierres y penetraciones contra proyectiles y otras cargas.

23. Los cierres, válvulas y otros ítem esenciales para la integridad del circuito primario de presión deben estar protegidos contra las acciones no autorizadas.

AR 3.4.1	Sistema de protección e instrumentación relacionada con la seguridad de reactores nucleares de potencia
REVISION 1	Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 41/01.

República Argentina – 2001
NORMA AR 3.4.1.

SISTEMA DE PROTECCION E INSTRUMENTACION RELACIONADA CON LA SEGURIDAD DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de diseño para el adecuado funcionamiento del sistema de protección e instrumentación relacionada con la seguridad.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño del sistema de protección e instrumentación relacionada con la seguridad de Reactores Nucleares de Potencia.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

3. Diversidad: Provisión de diferentes medios para lograr el mismo objetivo.

4. Falla: Suceso aleatorio que produce la pérdida de la capacidad de un componente, equipo o sistema para cumplir con su función de diseño.

5. Sistema de Protección: Equipamiento provisto para actuar directamente en el caso de fallas de la instalación, mala operación o eventos externos, garantizando la seguridad mediante acciones protectivas apropiadas.

6. Instrumentación Relacionada con la Seguridad: Instrumentación que tiene un efecto directo sobre la seguridad, ya sea por sus funciones de monitoreo o porque su falla puede demandar la activación del sistema de protección.

D. CRITERIOS

7. Debe preverse un sistema de protección que se mantenga operativo mientras haya combustible en el reactor.

8. Deben preverse acciones protectoras para cada falla de la instalación. La confiabilidad y eficiencia de estas acciones deben satisfacer las condiciones de la Norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia".

9. Al activarse como consecuencia de una falla, mala operación o evento externo, el sistema de protección, éste debe parar rápidamente al reactor y mantenerlo en estado subcrítico y adecuadamente refrigerado.

10. Las acciones protectoras deben ser tan simples como sea posible y tender a contrarrestar las fallas tan cerca de su origen como sea posible.

11. Cuando un equipo tenga varias funciones, una de las cuales sea la de protección, el equipo debe clasificarse como parte del sistema de protección. La función de protección no debe afectarse por las otras funciones.

12. El diseño del sistema de protección debe asegurar que las fallas en el mismo sistema no afecten las acciones protectoras. El diseño debe, además, limitar la probabilidad de acciones indebidas del sistema de protección sin afectar la compatibilidad requerida para el mismo.

13. El sistema de protección debe ser diseñado de manera tal que se asegure que las fallas de la instalación no causen la pérdida de funciones de protección y que se cumpla la Norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia".

14. El sistema de protección debe activarse automáticamente. La acción del operador no debe ser necesaria durante un lapso apropiado después de la activación. El diseño debe asegurar que el operador pueda iniciar funciones de protección, pero que no pueda impedir el funcionamiento del sistema de protección.

15. Los componentes del sistema de protección deben tener confiabilidad y efectividad demostradas.

16. Debe especificarse la cantidad mínima de equipos del sistema de protección que se deben mantener operativos para permitir la operación del reactor en distintas circunstancias. Los equipos bajo prueba o mantenimiento no serán considerados en estado operativo.

17. La redundancia mínima del sistema de protección será tal que, en condiciones de mínimo equipamiento (criterio N° 16), ninguna falla única en el sistema de protección impedirá una acción protectora apropiada en caso de demanda.

18. Cuando la tasa de falla requerida del sistema de protección deba ser menor que 10-4 por demanda, debe preverse adecuada diversidad de equipos de protección, de medios de activación y de tipos de acciones protectoras. Si no puede cuantificarse la probabilidad de falla iniciante o la confiabilidad del sistema de protección, se debe usar diversidad en la protección.

19. Se debe demostrar a satisfacción de la Autoridad Regulatoria que la probabilidad de ocurrencia de toda falla previsible que pueda invalidar una acción protectiva redundante, es mucho menor que la probabilidad de que dicha acción no se efectúe por causas intrínsecas.

20. Se debe demostrar a satisfacción de la Autoridad Regulatoria que la probabilidad de ocurrencia de cualquier falla que demande la acción del sistema de protección es mucho mayor que la probabilidad de falla de dicho sistema.

21. El cumplimiento de los criterios N° 8, 13, 17, 18, 19 y 20 debe ser demostrado mediante análisis de árboles de fallas y eventos, o análisis de validez equivalente.

22. Todos los componentes del sistema de protección deben poder probarse con el reactor en funcionamiento o parado, sin pérdida de funciones protectoras, a los intervalos requeridos por el nivel de confiabilidad.

23. Debe proveerse indicación al operador del estado de todas las acciones protectoras.

24. Todos los equipos del sistema de protección, incluyendo cableado y tuberías, deben estar segregados de todo otro equipo y tener sus funciones claramente indicadas en el diseño. Debe justificarse cada caso en el que la segregación no se pueda cumplir.

25. Deben minimizarse las entradas espurias en el funcionamiento del sistema de protección.

26. El diseño debe asegurar que el acceso a todos los equipos del sistema de protección esté prevenido mediante una barrera física apropiada.

27. Debe preverse instrumentación confiable para monitorear, controlar y registrar las variables que puedan tener influencia sobre la seguridad.

28. Debe preverse un sistema adecuado de comunicaciones, interno y externo.

29. Debe preverse un sistema confiable de protección contra el fuego, incluyendo la detección y, en los casos apropiados, de extinción automática del mismo.

30. La instrumentación provista para satisfacer los criterios N° 27, 28 y 29 debe permitir al operador efectuar todas las acciones necesarias desde la sala de control. El objetivo del diseño será asegurar la posibilidad de ocupación de la sala de control en todas las situaciones.

31. Debe preverse en un lugar separado y aislado de la sala de control, instrumentación suficiente para parar al reactor y mantenerlo parado en situación segura, y para monitorear los parámetros esenciales.

32. Debe especificarse la mínima instrumentación relacionada con la seguridad que permita la operación del reactor.

33. Todas las variables monitoreadas o controladas deben tener alarmas asociadas para indicar valores fuera del rango normal.

34. Deben preverse medios adecuados para probar y calibrar en cualquier momento toda la instrumentación relacionada con la seguridad, sin pérdida de alguna función esencial.

35. Toda la instrumentación relacionada con la seguridad y su alimentación eléctrica deben tener redundancia, diversidad y segregación adecuadas de modo que una falla única no cause la pérdida de una función esencial.

36. Toda la instrumentación relacionada con la seguridad y su alimentación eléctrica debe ser identificable en el diseño.

AR 3.4.3.	Sistema de confinamiento en reactores nucleares de potencia
REVISION 1	Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 41/01.

República Argentina – 2001

NORMA AR 3.4.3.

SISTEMA DE CONFINAMIENTO EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de diseño para el adecuado funcionamiento del sistema de confinamiento.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño del sistema de confinamiento de reactores nucleares de potencia.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

3. Barreras de Confinamiento: Estructuras y sistemas diseñados para prevenir o mitigar la dispersión en el ambiente de materiales radiactivos en situaciones operacionales o accidentales.

D. CRITERIOS

4. Deben preverse una o más barreras de confinamiento alrededor del reactor y del circuito primario de presión, salvo que se demuestre que aun sin dichas barreras las situaciones accidentales que puedan implicar fallas del circuito primario de presión cumplen con los requerimientos de la Norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia".

5. Las barreras de confinamiento deben asegurar el cumplimiento de los requerimientos de la Norma AR 3.1.3. Para las condiciones accidentales en las que se postulen fallas en la integridad de las barreras, éstas deben ser capaces de retener indefinidamente los materiales radiactivos, con las características de confinamiento postuladas. En estos casos las barreras de confinamiento deben ser capaces de resistir las cargas debidas a las situaciones accidentales, teniendo en cuenta las presiones y temperaturas resultantes así como los proyectiles y cargas impulsivas que se generen en dichas condiciones accidentales. El diseño estructural debe incluir un adecuado margen para cubrir las incertidumbres involucradas en la estimación de las cargas y del desempeño de los sistemas reductores de presión y temperatura.

6. El diseño de las barreras de confinamiento debe permitir una prueba de integridad estructural a la presión de diseño, especificando las bases para establecer los criterios de aceptabilidad correspondientes.

7. Debe especificarse la tasa de fuga de la atmósfera confinada por el sistema de contención a la presión de diseño, teniendo en cuenta todas las penetraciones. Esta tasa de fuga debe ser verificable a la presión de diseño durante las pruebas preliminares y, a intervalos periódicos durante la vida útil del reactor. En este último caso la tasa de fuga deberá poderse estimar ya sea con pruebas a la presión de diseño o a presión reducida.

8. Los daños en las barreras de confinamiento no deben impedir que se pueda extinguir el reactor y mantenerlo en condición segura.

9. Los componentes, equipos y sistemas necesarios para el adecuado desempeño de las barreras de confinamiento, incluyendo la remoción de calor del área confinada, deben ser diseñados con suficiente redundancia, diversidad y segregación para asegurar la confiabilidad necesaria para el cumplimiento de la Norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia". Estos componentes, equipos y sistemas deben estar protegidos contra cargas impulsivas, latigazos de cañerías y proyectiles que puedan generarse en situaciones accidentales.

10. Las penetraciones y los conductos y cañerías que constituyan prolongaciones selladas de las barreras de confinamiento, deben cumplir con los mismos requerimientos de desempeño que las barreras.

11. Debe reducirse al mínimo el número de conductos que atraviesen las barreras de contención. Estos conductos deben, en caso de necesidad, cerrarse automáticamente, con una confiabilidad y en un tiempo adecuados. El desempeño de las válvulas correspondientes debe tener el mismo nivel de eficiencia y de confiabilidad que el de las estructuras de confinamiento.

12. El acceso de personal o de materiales al área confinada debe hacerse por esclusas con dos compuertas enclavadas, de modo de asegurar que por lo menos una de las compuertas esté cerrada durante la operación o las situaciones accidentales.

13. Deben preverse sistemas de monitoreo adecuados para evaluar la situación dentro del área confinada tanto en la operación normal como en condiciones accidentales.

AR 3.6.1.	Sistema de calidad en reactores nucleares de potencia
REVISION 2	Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 41/01.

República Argentina – 2001

NORMA AR 3.6.1.

SISTEMA DE CALIDAD EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A OBJETIVO

1. Fijar criterios para desarrollar, establecer e implementar un sistema de calidad que cubra todos los aspectos relacionados con la seguridad radiológica y nuclear.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a todas las actividades involucradas en el diseño, construcción, puesta en marcha, operación y retiro de servicio de reactores nucleares de potencia. Con las debidas adaptaciones, esta norma es también aplicable a otras instalaciones Clase I.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

3. Calidad: La totalidad de las características de un ítem que le confieren la aptitud para satisfacer tanto las necesidades establecidas como las implícitas.

4. Diseño: El proceso y los resultados del desarrollo de los conceptos, los planes detallados, los cálculos de soporte y las especificaciones para un reactor nuclear de potencia y sus componentes, equipos y sistemas.

5. Eficiencia: Capacidad de producir los resultados deseados con un gasto mínimo de energía, tiempo y recursos.

6. Entidad Responsable: Titular de las licencias de una instalación Clase I.

7. Evaluación: Examen sistemático con el fin de determinar en qué medida un ítem satisface los requisitos especificados.

8. Instalación Clase I: Instalación o práctica que requiere un proceso de licenciamiento de más de una etapa.

9. Item: Cualquier elemento que pueda ser considerado y descrito individualmente.

10. No Conformidad: No satisfacción de un requisito especificado.

11. Política de Calidad: Orientaciones y objetivos generales de una organización concernientes a la calidad, establecidos y refrendados por la jerarquía máxima de tal organización.

12. Proceso: Conjunto de recursos y actividades relacionados entre sí que transforman elementos entrantes en elementos salientes.

13. Programa de Calidad: Programa donde se definen la política de calidad, los objetivos, la planificación, la organización, las responsabilidades, los procesos y aquellas actividades que requieren procedimientos escritos.

14. Punto de Detención: Etapa en la secuencia de un trabajo, más allá de la cual el ítem no puede ser procesado hasta ser liberado, por el inspector de calidad o persona que solicite la detención.

15. Punto de Presencia: Etapa en la secuencia de un trabajo que debe ser notificada al inspector de calidad a fin de que éste pueda presenciar el desarrollo de las actividades involucradas. En el caso que el inspector no pueda asistir, el ítem puede avanzar hasta la próxima etapa de la secuencia de trabajo.

16. Requisito: Expresión formal de las exigencias, o su traducción en un conjunto de especificaciones, establecidas —cualitativa o cuantitativamente — para las características de un ítem, con el fin de permitir su realización y su examen.

17. Servicio: Resultado generado por actividades en la interfase entre el proveedor y el cliente y por actividades internas del proveedor, con el fin de responder a las necesidades del cliente.

18. Sistema de Calidad: Conjunto de actividades planificadas e implementadas para asegurar el nivel de calidad de una instalación o práctica.

19. Trabajo: Todo proceso factible de ser planeado, ejecutado, evaluado y mejorado.

20. Validación: Confirmación —lograda por examen y aporte de información cuya veracidad puede demostrarse en base a hechos y obtenida por observación, medición, ensayos u otros medios— de que los requisitos particulares para un uso específico previsto han sido satisfechos.

D. CRITERIOS

DIRECCION

Sistema de Calidad

21. La Entidad Responsable debe establecer un adecuado sistema de calidad que sea compatible con la política de calidad de esa organización. Tal política debe reflejar el compromiso de dicha organización con la mejora continua de la calidad.

22. La Entidad Responsable debe definir la organización que aplicará el programa de calidad, las responsabilidades funcionales, los niveles de conducción y autoridad, las interfases y las líneas de comunicación.

23. El programa de calidad debe definir detalladamente cómo los trabajos van a ser dirigidos, ejecutados y evaluados, y explicitar las acciones gerenciales previstas, la planificación de éstas y la asignación de los recursos correspondientes.

24. El sistema de calidad debe evidenciar que los niveles de conducción son responsables de proveer la planificación, la dirección, los recursos y el apoyo necesarios para alcanzar los objetivos de la organización; que la calidad especificada para un trabajo se logra por medio de quien lo ejecuta; y que se evalúa la eficiencia en la ejecución de los trabajos y en la gestión de la dirección.

25. La determinación de la eficiencia en la implementación del programa de calidad y del grado de obtención de los objetivos debe llevarse a cabo mediante indicadores apropiados.

26. El sistema de calidad debe contar con un método para clasificar los ítem y servicios del reactor nuclear de potencia a fin de determinar sus requisitos de calidad. Dicho método debe tener en cuenta la importancia de tales requisitos para la seguridad.

27. El máximo nivel de conducción de la Entidad Responsable con funciones ejecutivas debe designar a un miembro del grupo de dirección con autoridad definida y documentada para establecer y mantener el sistema de calidad.

28. Los sistemas de calidad de contratistas y subcontratistas deben ser consistentes con el de la Entidad Responsable. Tanto la Entidad Responsable como los contratistas y subcontratistas podrán delegar a terceros la ejecución total o parcial de sus respectivos programas de calidad, pero mantendrán completamente la responsabilidad que les corresponda.

Entrenamiento y Calificación

29. Los trabajos deben ser ejecutados por personal competente, entrenado, calificado y motivado que comprenda claramente las consecuencias que tiene su actividad sobre la seguridad.

30. Los programas de capacitación, entrenamiento, reentrenamiento y motivación deben focalizar la atención sobre el concepto de "hacerlo bien la primera vez" y estar documentados de acuerdo a procedimientos escritos.

Control de No Conformidades y Acciones Correctivas y Preventivas

31. Se deben identificar todos los ítem, servicios y procesos que no cumplan con los requisitos establecidos y evaluar qué incidencia tienen sobre la seguridad. Al respecto, se debe:

• determinar las causas de las no conformidades y elaborar las acciones correctivas que correspondan; y

• analizar los procesos para prever la ocurrencia de eventuales defectos, fallas o no conformidades, tomando las medidas preventivas correspondientes.

Control de Documentos y Registros

32. Se debe aplicar un método apropiado para elaborar, emitir, modificar, identificar, validar, revisar, aprobar, distribuir y conservar los documentos que correspondan relativos a sistemas, equipos, componentes, procesos y servicios del reactor nuclear de potencia.

33. Se debe establecer e implementar un sistema adecuado de registros que asegure que se especifican, preparan, revisan, aprueban y mantienen suficientes registros de los trabajos realizados.

EJECUCION

Trabajos

34. Todos los trabajos deben estar adecuadamente controlados, usando procedimientos, instrucciones, planos u otro medio apropiado, para asegurar la calidad de los resultados. Los documentos referidos a los trabajos deben tener un nivel de detalle acorde con la complejidad de las tareas, con el grado de automatismo de los equipos, y con la importancia que tengan para la seguridad.

35. Los equipos de monitoreo, medición y ensayo deben poseer un rango, una precisión y una exactitud adecuados para el uso previsto, y estar calibrados de acuerdo a procedimientos escritos.

36. Todos aquellos materiales, componentes, equipos, herramientas y otros elementos que se usen en el reactor nuclear de potencia y que sean importantes para la seguridad deben ser adecuadamente identificados para evitar su uso incorrecto. Además se debe controlar la manipulación y el almacenamiento de tales elementos, con vistas a evitar el deterioro de los mismos.

Diseño

37. Las actividades de diseño deben ser llevadas a cabo de acuerdo a códigos y normas apropiados de ingeniería, y por personal calificado y dotado de recursos adecuados y suficientes.

38. Todas las especificaciones para el diseño, especialmente las vinculadas con condiciones significativas para la seguridad, deben ser identificadas, documentadas y revisadas con el fin de evitar incompatibilidades, conflictos o ambigüedades.

39. Los resultados del diseño deben ser documentados, y su validación realizada por personas distintas de las que realizaron el diseño original.

40. Los métodos de diseño y los criterios utilizados para la aceptación de los resultados del diseño deben ser documentados.

41. Las modificaciones del diseño deben ser sometidas a los mismos requisitos a que fue sometido el diseño original y ser identificadas, documentadas, revisadas y aprobadas antes de su implementación, por individuos competentes y autorizados.

Compras

42. Se deben establecer procedimientos que aseguren que los ítem y servicios comprados cumplen los requisitos establecidos.

43. Los proveedores deben ser evaluados y seleccionados —en base a criterios definidos y documentados — previamente a la realización de las compras correspondientes. Se deben mantener registros actualizados de proveedores aceptables.

44. Previo al uso de un ítem o servicio comprado, se debe verificar si se satisfacen los requisitos de calidad establecidos.

Inspección y Ensayo

45. Se deben definir los ítem que requieren inspecciones o ensayos y el alcance, en cada caso, de tales inspecciones y ensayos.

46. Las inspecciones y ensayos deben efectuarse siguiendo procedimientos escritos, los que deben contener los criterios de aceptación correspondientes.

47. Se deben tomar medidas adecuadas —tales como "puntos de detención" o "puntos de presencia" — para evitar la omisión indebida de inspecciones o ensayos relevantes para la seguridad.

EVALUACION

Autoevaluación Gerencial

48. Los directivos de la organización encargada de aplicar el sistema de calidad deben, continuamente, evaluar la eficiencia de los procesos de los cuales son responsables, e identificar, corregir y prevenir aquellos problemas relativos a la gestión gerencial que atenten contra el logro de los objetivos establecidos.

49. Los resultados y conclusiones de las autoevaluaciones gerenciales deben documentarse adecuadamente.

Evaluación Independiente

50. La eficiencia en la aplicación del sistema de calidad debe ser evaluada como mínimo anualmente, por organismos técnicamente competentes e independientes de aquellos que realizan la ejecución de los trabajos. Los resultados deben ser comunicados al máximo nivel de conducción y tenidos en cuenta para el mejoramiento de la calidad.

AR 3.91.	Criterios generales de seguridad para la operación de reactores nucleares de potencia
REVISION 1	Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 41/01.

República Argentina – 2001

NORMA AR 3.9.1

CRITERIOS GENERALES DE SEGURIDAD PARA LA OPERACION DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer criterios de seguridad radiológica para la operación.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a la operación de reactores nucleares de potencia.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

3. Responsable Primario: Persona que asume la responsabilidad directa por la seguridad radiológica de una Instalación Clase I.

4. Entidad Responsable: Titular de las licencias de una Instalación Clase I.

5. Licencia: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza, bajo ciertas condiciones, la operación de una instalación o la ejecución de una dada etapa de la vida de dicha instalación. Estas etapas pueden ser la construcción, puesta en marcha, retiro de servicio o cualquier otra que la Autoridad Regulatoria juzgue necesario licenciar.

D. CRITERIOS

6. La Entidad Responsable sólo podrá operar el reactor nuclear de potencia si cuenta previamente con:

a) Licencia de operación otorgada por la Autoridad Regulatoria y,

b) El personal de la instalación que ocupa funciones especificadas en el organigrama de operación, licenciado y autorizado por la Autoridad Regulatoria.

7. El Responsable Primario tiene la responsabilidad directa por la seguridad radiológica y nuclear de la instalación debiendo hacer todo lo razonable y compatible con sus posibilidades a favor de la seguridad durante la operación del reactor nuclear de potencia, cumpliendo como mínimo las normas y requerimientos de la Autoridad Regulatoria.

8. El Responsable Primario debe estar asesorado por un Comité Interno Asesor de Seguridad (CIAS) en los aspectos relacionados con la seguridad radiológica y nuclear. Los miembros del CIAS serán designados por el Responsable Primario; el 60 % de dichos miembros debe pertenecer al plantel de la instalación y el resto a otros sectores de la Entidad Responsable, o ser expertos independientes.

9. La Entidad Responsable debe contar con una estructura orgánica adecuada y disponer de los recursos necesarios para efectuar una supervisión que garantice que la instalación opera en condiciones de seguridad y prestar todo el apoyo que necesite el Responsable Primario para cumplir con sus responsabilidades.

10. La Entidad Responsable debe estar asesorada por un Comité de Revisión Técnica (CRT), independiente de la instalación, constituido por profesionales con amplia experiencia en la operación de reactores nucleares de potencia. Este comité se reunirá como mínimo mensualmente a fin de revisar el desarrollo de la operación del reactor, analizar la importancia de los incidentes operacionales previstos y eventos relevantes ocurridos y evaluar las propuestas de modificaciones al diseño, que pudiesen afectar los sistemas relacionados con la seguridad.

11. La Entidad Responsable debe efectuar una realimentación de la experiencia operativa, promoviendo las investigaciones que sean necesarias y proponiendo modificaciones a los componentes, sistemas o procedimientos que introduzcan mejoras a la seguridad de la instalación.

12. La Entidad Responsable debe mantener una comunicación apropiada con las entidades encargadas del diseño, la construcción y la puesta en marcha, y con otras entidades operadoras de reactores nucleares de potencia semejantes para asegurar el intercambio adecuado de información y experiencia.

13. La Entidad Responsable debe establecer un programa para el reentrenamiento del personal que ocupa las posiciones licenciables del organigrama de operación.

14. La Entidad Responsable debe establecer un programa de garantía de calidad en operación a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

15. El reactor nuclear de potencia debe ser operado dentro de los límites y condiciones de operación establecidos en la documentación mandatoria que se indica en la Licencia de operación.

16. Los valores límites de las variables asociadas a la actuación de los sistemas de seguridad deben mantenerse en el rango que asegure el cumplimiento de los postulados enunciados en la documentación mandatoria.

17. Después de producida una salida de servicio imprevista del reactor, se deben evaluar las causas del evento y, de ser necesario, tomar las acciones correctivas correspondientes para asegurar el rearranque del reactor en condiciones seguras. En caso de que el evento haya implicado un apartamiento de los límites y condiciones de operación establecidos, las causas deben ser debidamente investigadas. En todos los casos debe darse intervención al Comité Interno Asesor de Seguridad.

18. Toda modificación importante propuesta para un sistema, componente o procedimiento debe ser evaluada y conformada por el Comité Interno Asesor de Seguridad y, cuando sea necesario y posible, se debe requerir la opinión del diseñador. Si dicha modificación pudiera tener influencia significativa en la seguridad del reactor, en la protección radiológica o implicase un apartamiento de los límites y condiciones de operación establecidos en la documentación mandatoria, además debe ser evaluada por el Comité de Revisión Técnica y previamente autorizada por la Autoridad Regulatoria.

19. El reactor nuclear de potencia debe contar permanentemente con una reserva para almacenar elementos combustibles irradiados, equivalente como mínimo al número de elementos combustibles contenidos en el núcleo del reactor.

20. Debe efectuarse periódicamente en la instalación un ejercicio de aplicación del plan de emergencia, debiendo convenirse con antelación con la Autoridad Regulatoria el cronograma y contenido del ejercicio.

21. Todas las tareas de mantenimiento, ensayo o inspección que impliquen alguna modificación transitoria de los límites y condiciones de operación, deben ser verificadas por personal calificado independiente del que realizó la tarea.

22. De acuerdo a lo establecido en el organigrama de operación, se deben mantener adecuadamente cubiertos los puestos de trabajo allí establecidos.

23. El plantel mínimo de operación debe contemplar la cantidad necesaria de personal autorizado de manera de cubrir los turnos de operación, los reemplazos, la permanencia como mínimo de dos operadores en la sala de control y asegurar que cada operador no exceda de un turno diario de labor, admitiéndose, en circunstancias debidamente justificadas, la extensión a dos (2) turnos como máximo.

24. Toda la documentación presentada por la Entidad Responsable para la obtención de la licencia de operación, a la que la Autoridad Regulatoria otorgue carácter mandatorio, debe estar permanentemente actualizada.

25. El informe final de seguridad debe ser actualizado cada vez que haya modificaciones al diseño de la instalación o a los límites y condiciones de operación y revisado al menos una vez cada cinco (5) años.

26. Debe existir un sistema de conservación y archivo de los registros de manera que puedan ser adecuadamente recuperados.

27. Durante la vida útil de la instalación debe mantenerse un conjunto completo y actualizado de planos y descripciones de la instalación, del reactor, de sus correspondientes equipos auxiliares y de todos los dispositivos relacionados con la seguridad.

28. Durante la vida útil de la instalación deben conservarse los registros históricos de componentes y equipos de sistemas importantes para la seguridad.

29. Deben conservarse los protocolos y registros de operación y los resultados del programa de inspección en servicio y de pruebas repetitivas durante la vida útil de la instalación o por los plazos que específicamente se indiquen en la licencia de operación.

30. Deben conservarse durante la vida útil de la instalación las actas de las reuniones del Comité Interno Asesor de Seguridad y del Comité de Revisión Técnica.

31. Debe registrarse toda modificación de un sistema, componente o procedimiento que tenga influencia en la seguridad de la instalación o en la protección radiológica de su personal o del público.

32. Deben registrarse todos los incidentes operacionales que ocurran en la instalación. En caso que alguno de estos incidentes sea relevante debe, además, efectuarse la comunicación correspondiente a la Autoridad Regulatoria.

33. Deben conservarse durante la vida útil de la instalación los registros de la actividad y forma de descarga de efluentes radiactivos al ambiente.

34. Deben registrarse mensualmente las dosis ocupacionales debidas a:

a) La exposición externa.

b) La incorporación de material radiactivo en ese período.

Estos registros se deben confeccionar de manera tal que la instalación pueda informar:

c) Las dosis individuales.

d) Las dosis colectivas resultantes del desarrollo de las distintas tareas de operación, mantenimiento y reparación.

Estos registros deben conservarse durante treinta años contados a partir de la finalización de la prestación de servicios del personal involucrado.

35. Deben registrarse los niveles de radiación y las concentraciones de radionucleidos en aire y en superficie de las áreas de trabajo.

36. Debe registrarse toda reparación o cambio de componentes de sistemas que contengan material radiactivo.

37. Deben conservarse durante la vida útil de la instalación las revisiones fuera de vigencia de planos y procedimientos de operación y mantenimiento.

38. Debe conservarse durante la vida útil de la instalación toda la documentación de montaje y puesta en marcha.

39. Deben conservarse durante la vida útil de la instalación los registros del control de calidad.