Agencia Estatal Boletín Oficial del Estado

La instalación nuclear de almacenamiento de residuos radiactivos sólidos de Sierra Albarrana, situada en la finca «El Cabril», término municipal de Hornachuelos, provincia de Córdoba, dispone de permiso de explotación provisional concedido por Orden de este Ministerio de 9 de octubre de 1992, con un plazo de validez de cuatro años.

La Dirección Provincial del Ministerio de Industria y Energía de Córdoba remitió el expediente incoado a instancia de ENRESA, con fecha 5 de febrero de 1996, por el que se solicita un nuevo permiso de explotación para la instalación de «El Cabril»;

Vista la Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear; el Decreto 2869/1972, de 21 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas; la Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del Consejo de Seguridad Nuclear, sin perjuicio de las atribuciones que por esta última Ley correspondan al citado organismo, y la Ley 40/1994, de 30 de diciembre, de Ordenación del Sistema Eléctrico Nacional;

Cumplidos los trámites ordenados por las disposiciones vigentes, no habiendo formulado objeción alguna, la Dirección Provincial de este Ministerio en Córdoba, de acuerdo con el informe emitido al respecto por el Consejo de Seguridad Nuclear y a propuesta de la Dirección General de la Energía,

Este Ministerio ha dispuesto:

Primero.-Se otorga a la «Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, Sociedad Anónima» (ENRESA), prórroga del permiso de explotación provisional de la instalación nuclear de almacenamiento de residuos radiactivos sólidos de Sierra Albarrana, siempre que la explotación de la misma se ajuste a los límites y condiciones que se recogen en los anexos a la presente Orden.

Segundo.-El período de validez de esta prórroga será de cinco años a partir de la fecha de la presente Orden. En caso de ser necesario una nueva prórroga, ésta deberá ser solicitada un año antes de la fecha de vencimiento de la presente; acompañando a la solicitud se presentará una declaración documentada de haber cumplidos los límites y condiciones establecidos en los anexos a esta Orden.

Tercero.-La Dirección General de la Energía podrá modificar los límites y condiciones contenidos en el anexo a esta Orden o imponer otros nuevos a iniciativa propia, o a propuesta del Consejo de Seguridad Nuclear, de acuerdo con las responsabilidades y funciones asignadas a este organismo por su Ley de creación 15/1980, así como exigir la adopción de acciones correctoras pertinentes, a la vista de la experiencia que se obtenga de la explotación de la instalación de los resultados de otras evaluaciones y análisis adicionales, así como del resultado de inspecciones y auditorías.

Cuarto.-Esta prórroga podrá dejarse sin efecto en cualquier momento si se comprobara el incumplimiento de los límites y condiciones impuestos, la existencia de inexactitudes significativas en los datos aportados por el titular o discrepancias fundamentales con los criterios en los que se ha basado la concesión de la misma, la existencia de factores desfavorables para la seguridad nuclear y la protección radiológica intrínsecos de la instalación, no conocidos en el momento presente.

Quinto.-En lo referente a la cobertura de la responsabilidad civil por daños nucleares, el titular de esta prórroga quedará obligado, conforme a lo dispuesto en la Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear, con la modificación establecida en la disposición adicional quinta de la Ley 40/1994, de 30 de diciembre, sobre Ordenación del Sistema Eléctrico Nacional, a suscribir una póliza con una compañía de seguros autorizada al efecto, por una cuantía de 1.000.000.000 de pesetas, según se determina en la Resolución de la Dirección General de la Energía de 27 de junio de 1995.

La presente Orden se entiende sin perjuicio de las concesiones y autorizaciones complementarias, cuyo otorgamiento corresponda a este u otros Ministerios y organismos de las Administraciones Públicas y de las competencias a ellos atribuidas.

Contra la presente Orden, que agota la vía administrativa, podrá interponerse, en el plazo de dos meses, recurso contencioso-administrativo ante la Audiencia Nacional.

Lo que comunico a V. I. para su conocimiento y efectos.

Madrid, 8 de octubre de 1996.-P. D. (Orden de 17 de mayo de 1996), el Secretario de Estado de la Energía y Recursos Minerales, Nemesio Fernández-Cuesta Luca de Tena.

Ilma. Sra. Directora general de la Energía.

ANEXO I

Límites y condiciones de seguridad nuclear y protección radiológica

Condición 1.

1.1 A los efectos previstos en la legislación vigente, se considera como titular de esta prórroga del permiso de explotación provisional y explotador responsable de la instalación nuclear de almacenamiento de residuos radiactivos sólidos de Sierra Albarrana a la «Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, Sociedad Anónima» (ENRESA).

1.2 La presente prórroga aplica a la instalación nuclear de almacenamiento de residuos radiactivos sólidos de Sierra Albarrana, cuyo permiso de explotación provisional fue concedido por Orden de 9 de octubre de 1992.

La instalación nuclear objeto de esta prórroga está ubicada en una loma del cerro de Los Morales, en la finca «El Cabril», propiedad de ENRESA, situada en la Sierra de Albarrana, término municipal de Hornachuelos, provincia de Córdoba.

Las coordenadas geográficas «Greenwich» del centro del área bajo control del explotador son 38º 4' 24'' N y 5º 24' 55'' W.

1.3 Cualquier modificación del área bajo control del explotador, definida por los límites de la finca «El Cabril» propiedad de ENRESA, deberá contar con la apreciación favorable del Consejo de Seguridad Nuclear.

Condición 2.

A los efectos de la presente prórroga, serán de aplicación las definiciones de los términos siguientes:

«Residuos radiactivos de baja y media actividad».-Son aquellos cuya actividad se debe principalmente a la presencia de radionucleidos emisores beta o gamma, de período corto o medio (inferior o del orden de treinta años) y cuyo contenido en radionucleidos de vida larga es muy bajo y se encuentra limitado en la condición 5.

«Residuos radiactivos de baja y media actividad debidamente acondicionados».-Son aquellos residuos radiactivos de baja y media actividad que pueden ser almacenados en las celdas de las plataformas de la instalación definida en el punto 3.4 de este anexo, formando parte de unidades de almacenamiento autorizadas.

«Unidad de almacenamiento».-Conjunto formado por un contenedor autorizado para su uso, con su contenido de residuos radiactivos acondicionados y el material de relleno/sellado, en su caso, que cumple con las limitaciones de actividad másica y con los criterios de aceptación para su almacenamiento en la instalación definida en el punto 3.4.

«Especificaciones técnicas de aceptación para la unidad de almacenamiento».-Conjunto de condiciones y características técnicas específicas que, junto con los criterios generales de aceptación de residuos, deben ser satisfechas por las unidades de almacenamiento para poder ser almacenadas en la instalación definida en 3.4.

Condición 3.

La presente prórroga del permiso de explotación provisional aplicará a la instalación nuclear constituida por los siguientes edificios y estructuras, según se describe en el estudio de seguridad:

3.1 Edificio de recepción transitoria, destinado al almacenamiento transitorio de residuos radiactivos sólidos o solidificados de baja y media actividad.

3.2 Edificio de acondicionamiento destinado al tratamiento y acondicionamiento de los residuos radiactivos de baja y media actividad que se especifican en la condición 4 de la presente prórroga.

El edificio está dotado de los sistemas de tratamiento y acondicionamiento siguientes: Sistema de compactación, sistema de incineración y sistema de fabricación e inyección de conglomerante hidráulico, así como los sistemas necesarios para el manejo de los bultos de residuos.

3.3 Laboratorio de verificación de la calidad de los residuos destinado al desarrollo de ensayos de verificación y control de calidad de las características de los residuos radiactivos que se reciban, generen y acondicionen en la instalación, así como al desarrollo de actividades de investigación destinadas a mejorar la calidad del acondicionamiento de los residuos de baja y media actividad.

3.4 Instalación de almacenamiento propiamente dicha, constituida por dos plataformas (norte y sur) con un total de veintiocho celdas (16 y 12, respectivamente), destinada al almacenamiento de residuos radiactivos sólidos o solidificados de baja y media actividad debidamente acondicionados.

El diseño de esta instalación de almacenamiento permite la vigilancia y control de cada celda, a través de la red de control de infiltraciones, así como la recuperación de las unidades de almacenamiento en caso necesario.

3.5 Los edificios y estructuras de servicio y control que a continuación se especifican: Nave de fabricación de los contenedores de hormigón para almacenamiento de los residuos, edificio de seguridad industrial, edificio de servicios técnicos, edificio de servicios generales, edificio de administración y taller de mantenimiento, así como la balsa de la zona de edificios, la balsa de pluviales de las plataformas de las instalaciones auxiliares.

3.6 Los tres módulos (1, 2 y 3) de almacenamiento temporal de bultos de residuos radiactivos y demás dependencias, actualmente en operación, cuyo funcionamiento, a partir de la entrada en vigor de esta prórroga, quedará sometido a lo especificado en la condición 9 de este anexo y al resto de límites y condiciones de la presente prórroga que le sean de aplicación.

Condición 4.

La presente prórroga del permiso de explotación provisional faculta al titular del mismo para efectuar las siguientes actividades:

4.1 Recibir, tratar y acondicionar, para su almacenamiento en la instalación definida en el punto 3.4, residuos radiactivos líquidos y sólidos de baja y media actividad procedentes de instalaciones radiactivas españolas, que cumplan los criterios de aceptación para la recogida y recepción en la instalación, contenidos en el contrato tipo vigente entre ENRESA y los generadores de estos residuos.

4.2 Recibir y acondicionar, para su almacenamiento en la instalación definida en el punto 3.4, residuos radiactivos de baja y media actividad sólidos o solidificados generados en las instalaciones nucleares españolas, o como consecuencia del tratamiento de residuos españoles en el extranjero, que cumplan con los criterios de aceptación definidos en el punto 6 de este anexo.

4.3 Tratar y acondicionar aquellos bultos de residuos ubicados en los módulos de almacenamiento temporal que cumplan los criterios de aceptación aplicables, referidos en la condición 6, y que vayan a ser almacenados en la instalación de almacenamiento definida en 3.4.

4.4 Recibir para proceder a su tratamiento mediante el sistema de incineración los siguientes residuos radiactivos:

a) Residuos radiactivos sólidos y líquidos incinerables procedentes de instalaciones radiactivas españolas.

b) Residuos radiactivos líquidos incinerables (aceites de máquina y disolventes) procedentes de instalaciones nucleares españolas.

c) Residuos radiactivos líquidos y sólidos incinerables generados como consecuencia del funcionamiento de la propia instalación.

4.5 Tratar y acondicionar, para su almacenamiento en la instalación definida en el punto 3.4, los residuos radiactivos líquidos y sólidos generados como consecuencia del funcionamiento de la instalación.

4.6 Realizar las pruebas y ensayos necesarios para la verificación de las características de los residuos radiactivos de baja y media actividad y recibir pequeñas cantidades (muestras) de residuos radiactivos sin acondicionar procedentes de instalaciones nucleares destinadas a su caracterización.

4.7 Almacenar en las celdas de las plataformas los residuos radiactivos sólidos o solidificados de baja y media actividad debidamente acondicionados.

4.8 Poseer, manipular y guardar en la instalación los equipos generadores y fuentes de radiación necesarios para la operación de la instalación, de acuerdo con el inventario y actividades máximas especificadas en el manual de protección radiológica.

4.9 Almacenar en los módulos de almacenamiento temporal a que se refiere el punto 3.6 de este anexo, los residuos radiactivos que se especifican en la condición 9.

4.10 Realizar los transportes internos de los bultos de residuos radiactivos entre los diferentes edificios y estructuras.

Condición 5.

5.1 Las actividades másicas de los radionucleidos contenidos en los residuos radiactivos de baja y media actividad debidamente acondicionados estarán limitadas a los siguientes niveles:

Nivel 1. Residuos radiactivos sólidos o que hayan sido solidificados mediante incorporación o inmovilización en una matriz sólida caracterizada, que cumplen los requisitos especificados en la condición 6 de este anexo, con actividades másicas iguales o inferiores a los siguientes valores:

Límite de actividad másica máxima de los residuos acondicionados a nivel 1 (Bq/g)

Actividad alfa total (emisores de vida larga) / 1,85 E + 02

Actividad beta-gamma por radionucleido con período superior a cinco años (excepto Tritio) (nota 1) / 1,85 E + 04

Actividad de Tritio / 7,40 E + 03

Actividad beta-gamma total debida a emisores de período superior a cinco años / 7,40 E + 04

Nota 1. En aquellos radionucleidos cuyo límite de actividad másica por unidad de almacenamiento sea inferior se aplicará este último.

Nivel 2. Residuos radiactivos sólidos o que hayan sido solidificados mediante su incorporación o inmovilización en una matriz sólida caracterizada, que cumplen los requisitos especificados en la condición 6 de este anexo, con actividades másicas tales que no se superan en las unidades de almacenamiento que los contienen, los siguientes valores límite:

Límite de actividad másica por unidad de almacenamiento (bq/g)

Bq/g por unidad de almacenamiento / Nucleido

H-3 / 1,00 E + 06

C-14 / 2,00 E + 05

Ni-59 / 6,30 E + 04

Ni-63 / 1,20 E + 07

Co-60 / 5,00 E + 07

Sr-90 / 9,10 E + 04

Nb-94 / 1,20 E + 02

Tc-99 / 1,00 E + 03

I-129 / 4,60 E + 01

Cs-137 / 3,30 E + 05

Total Alfa (a 300 años) / 3,70 E + 03

El titular definirá, en las especificaciones técnicas de aceptación a que se refiere el punto 6.1 de este anexo, las actividades másicas máximas por radionucleido y por bulto de residuo acondicionado en el interior de los contenedores de tipo CE-2a, teniendo en cuenta esta limitación general establecida para las actividades másicas por unidad de almacenamiento.

Las especificaciones técnicas de aceptación deberán incluir también, en su caso, los límites para las actividades másicas máximas por radionucleido aplicables a otras configuraciones y a las características propias de cada unidad de almacenamiento.

5.2. Las actividades másicas de la unidad de almacenamiento serán calculadas teniendo en cuenta la actividad total de los residuos y la masa efectiva de la unidad de almacenamiento. Para el cálculo de esta última se excluirá de la masa total de la misma la de los componentes que no contribuyan al confinamiento a largo plazo de la radiactividad.

5.3 El titular deberá garantizar que no se sobrepasen los límites de concentración de actividad impuestos, mediante la realización de los análisis e investigaciones necesarios.

5.4 El titular deberá disponer de la correspondiente caracterización de la naturaleza y actividad de los radionucleidos que contienen los residuos radiactivos debidamente acondicionados antes de proceder a su almacenamiento en la instalación definida en el punto 3.4.

Serán aceptables para la caracterización radiológica de los residuos radiactivos, teniendo en cuenta sus peculiaridades, los métodos basados en la determinación directa, en la utilización de espectros tipo y en la detección de radionucleidos de fácil medida y establecimiento posterior de correlaciones (factores de escala) con otros radionucleidos de difícil determinación.

Los estudios asociados a la determinación y definición de factores de escala en los residuos radiactivos deberán ser apreciados favorablemente por el Consejo de Seguridad Nuclear.

Una descripción del método de caracterización radiológica utilizado deberá constar en los documentos de aceptación de los residuos radiactivos en la instalación.

Condición 6.

Los criterios de aceptación de los residuos radiactivos de baja y media actividad debidamente acondicionados tendrán en cuenta los siguientes aspectos:

6.1 En el plazo de seis meses desde la entrada en vigor de la presente prórroga, ENRESA deberá remitir para la aprobación por la Dirección General de la Energía, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear, una revisión de los criterios de caracterización y aceptación de residuos contenidos en el capítulo II.3 del Estudio de Seguridad Rev. 2 de noviembre de 1995.

Dicha revisión será elaborada tomando como referencia la norma francesa RFS III.2.e de 1995 y teniendo en cuenta la clasificación general establecida en la condición 5 de este anexo.

El documento deberá incluir, además de los criterios generales, las especificaciones técnicas de aceptación para las unidades de almacenamiento que contengan residuos procedentes de las instalaciones nucleares, de las instalaciones radiactivas y, en general, para los residuos que se generen o traten en el propio centro.

6.2 Para los bultos de residuos generados hasta la aprobación de los nuevos criterios serán de aplicación, a partir de la entrada en vigor de la presente prórroga, los criterios de aceptación de los residuos procedentes de la operación de las instalaciones nucleares y radiactivas contenidos en el documento de referencia 31-ES-IN-053 Rev. 2, actualizado con la clasificación general establecida en la condición 5.

6.3 Los bultos de residuos radiactivos no contemplados en la documentación referida en los puntos 6.1 y 6.2 o que por su naturaleza o tratamiento presenten diferencias significativas con los tipos de residuos hasta ahora considerados, serán objeto, en su momento, del desarrollo de los criterios de aceptación que deberán ser aprobados por la Dirección General de la Energía, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear.

6.4 Los bultos de residuos radiactivos producidos en cantidad limitada y de forma no repetitiva (bultos particulares) serán objeto de procedimientos de aceptación específicos que deberán ser aprobados por la Dirección General de la Energía, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear.

6.5. La aceptación de bultos de residuos radiactivos no tipificados de nivel 2 estará condicionada a la elaboración por el titular de un protocolo de caracterización del bulto resultante del acondicionamiento de los mismos, que deberá ser apreciado favorablemente por el Consejo de Seguridad Nuclear.

El término no tipificado se corresponde con las denominaciones incluidas en el documento de referencia 31-ES-IN-053 Rev. 2.

Condición 7.

Sin perjuicio del cumplimiento de los valores límites máximos de las actividades másicas en los residuos, prescritos en el punto 5.1 de este anexo, las cantidades totales de radionucleidos contenidos en los residuos que se almacenen en la instalación definida en 3.4 no deberán sobrepasar, al finalizar el período de operación de la instalación, el inventario de referencia que a continuación se indica:

Nucleido / Actividad (TB)

H-3 / 2,00 E + 02

C-14 / 2,00 E + 01

Ni-59 / 2,00 E + 02

Ni-63 / 2,00 E + 03

Co-60 / 2,00 E + 04

Sr-90 / 2,00 E + 03

Nb-94 / 1,00 E + 00

Tc-99 / 3,20 E + 00

I-129 / 1,50 E - 01

Cs-137 / 3,70 E + 03

Pu-241 / 1,15 E + 02

Total Alfa (a los 300 años) / 2,70 E + 01

El titular dispondrá de los medios necesarios para conocer en todo momento los valores acumulados de la actividad de los residuos almacenados.

Condición 8.

El uso de los contenedores destinados al acondicionamiento y almacenamiento de los residuos radiactivos, que forman parte de las unidades de almacenamiento, deberá ser aprobado por el Consejo de Seguridad Nuclear.

La aprobación del uso de otros tipos de contenedores distintos al contenedor de hormigón Ce-2a estará supeditada al cumplimiento, como componente de la unidad de almacenamiento, de los criterios específicos que, en su caso, sean definidos en las especificaciones técnicas de aceptación a que se refiere el punto 6.1 de este anexo.

La aprobación de uso del contenedor estará supeditada además al cumplimiento de los requisitos contenidos en el Reglamento Nacional del Transporte de Mercancías Peligrosas por Carretera, así como a la superación de las pruebas establecidas en dicha reglamentación para bultos industriales de tipo 3 y tipo A y de las pruebas de integridad estructural y funcional necesarias para garantizar la recuperabilidad de las unidades de almacenamiento.

Condición 9.

El funcionamiento de los módulos de almacenamiento temporal (módulos 1, 2 y 3) se realizará teniendo en cuenta los siguientes aspectos:

9.1 Los bultos de residuos radiactivos almacenados temporalmente en los módulos serán bultos de residuos no generadores de calor que cumplan individualmente las disposiciones establecidas en el Reglamento Nacional del Transporte de Mercancías Peligrosas por Carretera (TPC) y en ningún caso la intensidad de dosis en contacto con los mismos superará el valor de 2 mSv/h.

En lo que se refiere a las condiciones de almacenamiento de los cabezales de cobaltoterapia, éstos deberán ser almacenados manteniendo la fuente en su cápsula original con su blindaje, de forma que la intensidad de dosis en contacto con el bulto de almacenado no supere el valor anteriormente establecido y cumpliento únicamente los requisitos de contaminación superficial y señalización establecidos en la reglamentación antes citada.

9.2 Teniendo en cuenta lo reseñado en el párrafo anterior, en los módulos se podrán almacenar:

a) Los bultos de residuos radiactivos almacenados en los mismos hasta la entrada en vigor de esta prórroga.

b) Los bultos de residuos radiactivos procedentes de la aplicación de radioisótopos en la medicina, la industria, la agricultura y la investigación, incluyendo fuentes de radioterapia.

c) Los bultos de residuos radiactivos procedentes de centrales nucleares españolas que cumplan individualmente los criterios de aceptación de bultos de residuos, referidos en la condición 6 de este anexo, para su almacenamiento en las celdas de las plataformas de la instalación de almacenamiento definida en 3.4.

d) Otros bultos de residuos radiactivos procedentes del uso de radioisótopos, siempre y cuando su almacenamiento en esta instalación esté justificado y previamente sea comunicado a la Dirección General de la Energía y al Consejo de Seguridad Nuclear, con la remisión de la documentación correspondiente.

9.3 La cantidad de bultos de residuos radiactivos que se podrán almacenar temporalmente se limita a la capacidad de los tres módulos, siempre y cuando se mantenga con carácter permanente una capacidad de reserva, libre de ocupación, equivalente al volumen correspondiente a 1.000 bultos de 220 litros sobre el conjunto de los módulos.

La capacidad de reserva, libre de ocupación, podrá reducirse en situaciones excepcionales de duración determinada, que estén previamente justificadas por el titular y apreciadas favorablemente por el Consejo de Seguridad Nuclear.

9.4 La distribución de los bultos de residuos radiactivos en los módulos se realizará con el objetivo de no disminuir la accesibilidad a los bultos de residuos para los que en un futuro próximo pueda preverse su aceptación para el almacenamiento en las celdas de las plataformas de la instalación definida en el punto 3.4 de esta prórroga, o su transporte al exterior de los módulos.

Condición 10.

La operación de la instalación se realizará de acuerdo con la legislación vigente, con el contenido de los límites y condiciones de este anexo y con el de los siguientes documentos:

a) Estudio de Seguridad, Rev. 2 de noviembre de 1995.

b) Reglamento de Funcionamiento, Rev. 2 de diciembre de 1992.

c) Especificaciones de Funcionamiento, Rev. 2 de enero de 1993.

d) Plan de Emergencia, Rev. 2 de enero de 1993.

e) Manual de Protección Radiológica, Rev. 2 de octubre de 1993.

f) Programa de Garantía de Calidad para la Explotación GC-32, Rev. 2 de noviembre de 1993.

10.1 Cualquier revisión posterior de los cuatro primeros documentos deberá ser aprobada, antes de su aplicación, por la Dirección General de la Energía, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear, para el Manual de Protección Radiológica y el Programa de Garantía de Calidad bastará la apreciación favorable del Consejo de Seguridad Nuclear antes de su aplicación.

10.2 En el plazo de tres meses, a partir de la entrada en vigor de esta prórroga, el titular deberá remitir a la Dirección General de la Energía y al Consejo de Seguridad Nuclear una revisión actualizada del estudio de seguridad de la instalación, que incluirá las modificaciones derivadas del contenido de estos límites y condiciones, así como la información adicional remitida.

Condición 11.

La operación de la instalación se efectuará de tal manera que la dosis equivalente efectiva comprometida al individuo hipotético más expuesto que se encuentre en áreas no restringidas, debida a todas las emisiones vía aire y considerando todos los caminos de exposición potenciales, sea tan baja como sea razonablemente posible y, en todo caso, menor de 10 mSv/año.

Condición 12.

La gestión de los residuos líquidos que se generen en la instalación durante su operación se realizará de tal manera que se cumpla con el criterio de vertido nulo de efluentes líquidos radiactivos, de acuerdo con el contenido de las especificaciones de funcionamiento.

Condición 13

La gestión de las estructuras de almacenamiento se llevará a cabo de manera que se cumplan los requisitos siguientes:

13.1 Antes del inicio de la operación de cada celda se efectuará la conexión con la red de control de infiltraciones y todas las celdas permanecerán conectadas a dicha red durante su operación y después de su llenado y cierre.

13.2 Las celdas deberán permanecer cubiertas por el techado móvil desde el inicio de su operación hasta la colocación de la losa de cierre y su impermeabilización.

13.3 La distribución de los residuos en los contenedores y de éstos en las celdas se efectuará teniendo en cuenta que la actividad deberá quedar distribuida lo más homogéneamente posible, según se indica a continuación:

a) Los valores de las actividades másicas del conjunto de unidades de almacenamiento depositadas en cada celda no deberán sobrepasar los límites siguientes:

Límite de actividad másica por celda (Bq/g) / Radionucleido

C-14 / 6,10 E + 04

Ni-59 / 1,90 E + 04

Ni-63 / 3,60 E + 06

Sr-90 / 2,70 E + 04

Nb-94 / 3,40 E + 01

Tc-99 / 3,00 E + 02

I-129 / 1,40 E + 01

Cs-137 / 1,00 E + 05

Total Alfa (a los 300 años) / 1,00 E + 3

Adicionalmente, la actividad másica de los emisores alfa en el conjunto del almacenamiento no superará 370 Bq/g.

Estas actividades másicas se refieren a la fecha de almacenamiento, salvo para los radionucleidos emisores alfa para los que deben ser calculadas a los trescientos años.

b) El sistema de seguimiento de la actividad de los bultos almacenados deberá poder permitir la comprobación del cumplimiento de los mencionados límites.

13.4 Las unidades de almacenamiento que se sitúen en los laterales de las celdas deberán ser de bultos de residuos débilmente irradiantes (con tasa de dosis en superficie mR/h) y las que se coloque en la capa superior de cada celda serán además de nivel 1.

13.5 Serán objeto de control, verificación y mantenimiento regular, de acuerdo a procedimientos específicos, la red de control de eventuales infiltraciones en las celdas de almacenamiento, la estanqueidad de los depósitos de recogida de las aguas potencialmente infiltradas en el interior de las celdas de almacenamiento y las coberturas provisionales de las celdas.

13.6 Antes del inicio de la operación de cada celda, el titular remitirá al Consejo de Seguridad Nuclear un informe conteniendo la planificación de la mencionada operación, de forma que quede garantizado el cumplimiento de los requisitos mencionados en los puntos anteriores. Asimismo, previamente, a las operaciones de cierre de cada celda el titular remitirá un informe al Consejo de Seguridad Nuclear, haciendo constar el programa de cierre previsto y los resultados de la operación de llenado concluida.

Condición 14.

La instalación dispondrá de un servicio de protección radiológica, así como la vigilancia médica de los trabajadores profesionalmente expuestos será realizada por un servicio médico especializado propio y la instalación dispondrá de los medios humanos y técnicos que posibiliten la asistencia especializada propia de un centro de nivel I.

Condición 15.

15.1 En relación con el sistema de registro y archivo de datos sobre la instalación, el titular llevará un registro y archivo, en forma segura y por duplicado, en archivos situados en dos lugares distintos. En los archivos deberán consignarse como mínimo:

a) Las informaciones relativas a los residuos almacenados, especialmente su origen, naturaleza, masa, actividad total, actividad isotópica específica, referencia al método de tratamiento y acondicionamiento (con indicación, en su caso, de las características de la matriz), datos básicos sobre la fabricación y autorización de uso de los contenedores de almacenamiento, referencia y localización en las celdas de almacenamiento.

b) Informe final sobre cada celda de almacenamiento, que comprenderá, además de los datos sobre los residuos y contenedores señalados en el apartado a), los relativos a la información descriptiva de la celda en la que se incluirán la descripción de la celda con inclusión de las características de diseño y construcción, losa de cierre, notas de cálculo de las estructuras, fechas de comienzo y fin de la obra, eventuales incidencias o anomalías.

c) Los resultados de la vigilancia propia del emplazamiento y del medio ambiente, junto con la información útil para su interpretación.

d) Los informes relativos a accidente, incidentes, fallos y anomalías que hayan tenido o hubieren podido tener consecuencias sobre la seguridad de la instalación del almacenamiento.

15.2 El titular deberá establecer procedimientos de archivo, que incluirán específicamente:

a) La descripción del emplazamiento de los archivos.

b) La descripción del sistema de clasificación utilizado.

c) Los métodos de verificación del contenido y estado de la información a archivar.

d) Las reglas de acceso a los documentos archivados y las condiciones de su salida temporal.

Condición 16.

Durante el período de vigencia de esta prórroga, el titular llevará a cabo una revisión continua de los aspectos relacionados con la seguridad y protección radiológica de la instalación. Para ello debe mantenerse al día sobre los estudios y nuevos requisitos o modificaciones de los existentes que se generen en los países de origen de instalaciones de almacenamiento de diseño similar y, en su caso, de las acciones y análisis previstos y los resultados de los mismos. Se considerarán relevantes, a los efectos señalados anteriormente, los aspectos relacionados con las pruebas y ensayos que contribuyan a mejorar el conocimiento del comportamiento a largo plazo de los bultos de residuos radiactivos en condiciones de almacenamiento, los métodos de caracterización radiológica de residuos y factores de escala, así como el comportamiento de las barreras de ingeniería y la modelización del comportamiento conjunto del sistema de almacenamiento.

A este fin se remitirá al Consejo de Seguridad Nuclear, dentro del primer trimestre natural de cada año, un estudio de la aplicabilidad de los aspectos señalados, indicando el alcance de las posibles acciones previstas, descripción de las mismas y planes para su puesta en práctica. Se incluirá también la justificación de los aspectos específicos que no se consideren aplicables.

Condición 17.

Durante el período de vigencia de la presente prórroga, el titular llevará a cabo los estudios necesarios para la verificación de los aspectos relacionados con la naturaleza y cantidad de radioelementos aceptables en el almacenamiento y los valores límites máximos de la actividad másica de las unidades de almacenamiento de residuos en la instalación y de las actividades másicas por celda.

Los estudios tendrán en cuenta las peculiaridades específicas de la instalación de almacenamiento definida en el punto 3.4, en relación con la naturaleza, forma físico-química y acondicionamiento de los residuos, así como las modalidades de construcción y llenado de las instalaciones de almacenamiento y la ubicación de las mismas.

Una propuesta sobre el planteamiento y desarrollo de estos estudios deberá ser remitida al Consejo de Seguridad Nuclear para su apreciación favorable en un plazo no superior a seis meses desde la entrada en vigor de la presente prórroga.

Condición 18.

Con un año de antelación a la fecha de vencimiento de la presente prórroga, el titular solicitará un nuevo permiso de acuerdo con la legislación nuclear vigente. Dicha solicitud irá acompañada de la documentación técnica correspondiente, así como una declaración documentada de haber cumplido estos límites y condiciones.

Condición 19.

El Consejo de Seguridad Nuclear podrá remitir directamente al titular las instrucciones complementarias pertinentes para el mejor cumplimiento y verificación de las condiciones de seguridad de la instalación y de estos límites y condiciones.

Condición 20.

La cláusula de la instalación será objeto de una autorización específica, para lo que el titular deberá presentar, en su momento y con la debida antelación, el correspondiente plan de clausura.

ANEXO II

Otras condiciones que regirán durante la vigencia de la presente prórroga

El titular remitirá a la Dirección General de la Energía, en los plazos indicados, la siguiente documentación:

1. Dentro de los quince días de cada mes, una relación de todos los transportes de residuos radiactivos a la instalación previstos para el mes siguiente, con indicación de fechas, lugar de origen, tipos, identificación del embalaje a utilizar y cantidades.

2. Dentro de los quince primeros días de cada mes, un informe con las actividades y controles efectuados en la instalación en el mes anterior, que contendrá los datos sobre las expediciones de bultos de residuos recibidos, su ubicación, residuos tratados, acondicionados y almacenados, traslados internos, controles de efluentes, datos sobre el cumplimiento del programa de vigilancia radiológica ambiental, datos dosimétricos e información sobre los posibles fallos o incidencias en la instalación.

3. Dentro del primer trimestres de cada año, un informe anual con el resumen de las actividades e incidentes habidos en la instalación, así como de los ensayos realizados en el laboratorio de caracterización, sus resultados y programa de desarrollo.