1/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM
Establecimiento del Marco Regulador Nuclear para el proceso de cierre de
instalaciones nucleares en México
Juan Alberto Salmerón Vergara y Raúl Camargo Camargo
Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Dr. José Ma. Barragán No. 779, Colonia Narvarte.
Del. Benito Juárez, C. P. 03020, México, D. F. juan.salmeron@cnsns.gob.mx; rcamargoc@cnsns.gob.mx
Alejandro Nuñez Carrera
Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Dr. José Ma. Barragán No. 779, Colonia Narvarte.
Del. Benito Juárez, C. P. 03020, México, D. F. anunez@cnsns.gob.mx
Resumen
Actualmente no se ha realizado algún proceso de cierre de instalaciones nucleares en el país; sin embargo, debido a la importancia del tema y las acciones que se deben tomar a largo plazo, la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS) conforme con sus atribuciones está desarrollando un Marco Regulador Nuclear Nacional (MRN) y ha definido los requerimientos que aseguren la aplicación de los estándares de seguridad apropiados cuando dichas actividades sean realizadas. Al respecto se presenta el MRN de instalaciones nucleares y el caso particular de reactores nucleares de potencia, así como la propuesta de un proceso de licenciamiento para la Central Nuclear Laguna Verde basado en regulaciones internacionales y del país de origen de los reactores existentes en las instalaciones nucleares de acuerdo con las condiciones de licencia de operación para permitir definir e incorporar dicha regulación.
1. INTRODUCCIÓN
La experiencia que se tiene en México en torno al cierre de instalaciones nucleares consiste en el desmantelamiento de un reactor subcrítico y actualmente ninguna otra instalación requiere o se planea desmantelar. La CNSNS realiza la definición del MRN para el cierre, y lleva a cabo acciones con el objetivo de formalizar la normativa y el proceso de licenciamiento correspondiente en coherencia con la Ley Reglamentaria [1]. En específico, se han realizado análisis de aplicabilidad de las regulaciones internacionales y del país de origen del reactor (CFR, Code of Federal Regulations U.S.) de acuerdo con las condiciones de licencia de operación de las instalaciones nucleares de reactores de potencia y de investigación que existen actualmente en el país.
2/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM El Glosario del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) [2], define el término “decommissioning o clausura” como a las medidas administrativas y técnicas que se adoptan para poder retirar la totalidad o una parte de los controles reglamentarios aplicados a una instalación; en la misma definición se agrega que “...El uso del término clausura implica que no se prevé volver a usar dicha instalación (o parte de ella) para el fin con que fue construida...” y “...Las medidas de clausura se toman al final de la vida operacional de una instalación para retirarla del servicio, prestando la atención debida a la salud y seguridad de los trabajadores y de los miembros de la población, así como a la protección del ambiente.”; adicionalmente aclara que el proceso de “decommissioning” incluye al desmantelamiento.
El término “clausura” es la traducción al español que el OIEA utiliza en su normativa, sin embargo, en la legislación nacional éste tiene relación con las medidas administrativas que la CNSNS adoptaría ante incumplimientos o casos de emergencias; por esta razón se emplea el término “cierre” para referirse a las acciones encaminadas a liberar un sitio del control regulador. El desmantelamiento es una parte de los procedimientos utilizados durante el cierre que involucra las actividades principales establecidas para que una instalación pueda ser liberada para otro uso y dar por terminadas las autorizaciones relacionadas al sitio y al titular.
El trabajo que se presenta aborda el análisis de aplicabilidad realizado a las regulaciones del 10 CFR para determinar un MRN, y que se complementará con análisis de aplicabilidad de guías de la NRC (Nuclear Regulatory Commission) y del OIEA para su aplicación a las instalaciones nucleares mexicanas y su adaptación en proyectos de reglamento y normativa nacional.
2. PROCESOS DE CIERRE DE INSTALACIONES NUCLEARES
De acuerdo con la NRC el cierre se refiere a retirar del servicio de manera segura una instalación o un sitio y reducir la radiactividad residual a un nivel que permita liberar la propiedad para su uso sin restricción o bajo condiciones restrictivas para liberarse del control regulador.
En los EEUU, las actividades de descontaminación y desmantelamiento de instalaciones están regulados por la NRC y sus Acuerdos Estatales, con el objetivo final del término de la licencia. La NRC considera cinco tipos de instalaciones para cierre: (1) Sitios de Reactores de Potencia, (2) Sitios de Reactores de Investigación y de Prueba, (3) Sitios de Recuperación de Uranio, (4) Sitios de Materiales Complejos y (5) Sitios del Ciclo de Combustible Nuclear. A continuación se describe brevemente el proceso establecido para cada tipo de instalación.
2.1. Proceso general de cierre
Algunos de los pasos más importantes que constituyen un proceso de cierre son: Notificación.
Planeación de Actividades de Desmantelamiento.
Solicitud y aprobación de las actividades correspondientes.
Implementación.
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2.1.1. Sitios de reactores de potencia
Cuando el titular ha decidido el cese permanente de operaciones, se requiere que presente una notificación al órgano regulador dentro de un periodo de treinta días previos o posteriores a la acción, y posteriormente una notificación por escrito de que el combustible ha sido removido permanentemente de la vasija del reactor.
Antes o dentro de los dos años siguientes al cese de operaciones, el titular debe presentar un Informe de Actividades de Desmantelamiento Posteriores al Apagado (PSDAR, Post Shutdown Decommissioning Activities Report) que debe incluir una descripción y un programa de las actividades de desmantelamiento, un estimado de los costos esperados, una discusión que proporcione los medios para concluir que el impacto ambiental asociado con las actividades de desmantelamiento estará delimitado por los acuerdos apropiados y emitidos de impacto ambiental.
Después de un periodo de 90 días, el licenciatario puede llevar a cabo actividades de desmantelamiento siempre y cuando éstas impidan la liberación del sitio para su uso sin restricción, resulten en impactos ambientales no revisados previamente o el fideicomiso no está disponible. Después de haber presentado el PSDAR, el licenciatario está obligado a notificar cualquier acción o cambio significativo ante un evento inconsistente con el proceso planeado de cierre.
Para cada reactor de potencia se debe presentar una solicitud de término de la licencia al terminar la mayor parte de las actividades planeadas de cierre. La solicitud debe estar acompañada o precedida por un Plan de Término de Licencia (LTP, License Termination Plan) que debe incluir la caracterización del sitio, la identificación de las actividades de cierre restantes, planes de remediación del sitio, planes detallados para las evaluaciones finales de radiación, una descripción del uso final del sitio, una actualización del estimado de los costos restantes del cierre del sitio especifico, un complemento del informe ambiental que describa cualquier nueva información o cambio significativo asociado con las actividades de término propuestas por el titular. El personal del órgano regulador inspeccionará al licenciatario durante las operaciones de cierre para asegurar el cumplimiento con el LTP aprobado. Estas inspecciones normalmente se incluyen en los procesos de evaluaciones radiológicas.
El proceso de cierre debe ser completado dentro de los 60 años posteriores al cese de operaciones a menos que un plazo distinto sea justificado y aprobado por el órgano regulador.
Al concluir con las actividades de cierre, el titular presentará un informe final de las evaluaciones radiológicas y se puede dar el término de la licencia si se determina el cumplimento conformes los planes presentados.
2.1.2. Sitios de reactores de investigación y de prueba
De manera similar a los sitios de reactores de potencia, el proceso inicia cuando el titular decide el cese permanece de operaciones. Los pasos principales del proceso es la presentación, revisión y aprobación del Plan de Cierre (DP, Decommissioning Plan), implementación del DP y compleción del cierre.
4/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM Dentro de los dos años posteriores al cese permanente de operaciones, y por lo menos un año antes de la expiración de la licencia de operación, el titular debe presentar la solicitud adjuntando el DP con el formato y contenido adecuado.
El DP debe incluir la alternativa elegida para realizar las actividades de cierre, una descripción de los controles y límites de los procedimientos y equipo para proteger la salud y seguridad de los trabajadores y del público, una descripción de los planes finales para evaluaciones de radiación, una estimación actualizada de los costos para la alternativa elegida incluyendo una comparación de los fondos presentes estimados establecidos para el cierre y un plan para asegurar la disponibilidad del fideicomiso para completar el cierre, una descripción de las especificaciones técnicas, disposiciones del plan de garantía de calidad y de seguridad física durante el cierre. Para los DP donde las actividades de desmantelamiento son diferidas hasta que la instalación se ponga en condición de almacenamiento, la planeación de dichas actividades no requiere que se describa a detalle hasta que se inicie con alguna de ellas, en ese momento la planeación deberá de ser actualizada.
Para los DP que consideran un periodo de almacenamiento o evaluación que aplacen el cierre, el titular debe cumplir con el fideicomiso necesario para completar el cierre.
El titular debe completar el cierre de acuerdo a lo establecido en el DP una vez que ha sido aprobado. El órgano regulador inspeccionará periódicamente las operaciones en sitio para asegurar el cumplimiento con el DP. Dichas inspecciones incluirán la evaluación de los procesos y de confirmación radiológica.
Al terminar con las actividades de desmantelamiento, el titular presentará un Informe de Evaluación de la Condición Final (FSSR, Final Status Survey Report), identificando las condiciones radiológicas del sitio. La NRC revisará el informe y determinará si el cierre ha sido realizado de acuerdo con el DP aprobado y la evaluación de radiación final y la documentación asociada demuestra que la instalación y el sitio son adecuados para liberarse conforme el LTP.
2.1.3. Sitios de Recuperación de Uranio
Con la emisión de la Uranium Mill Tailings Radiation Control Act (UMTRCA) [3] se establecieron dos objetivos, el primero es proporcionar un programa de acciones de remediación para estabilizar y controlar el material residual radiactivo en minas identificadas que están inactivas, y el segundo es asegurar que las regulaciones adecuadas para las actividades de producción y limpieza de uranio. La NRC no tenía un control regulatorio directo sobre los jales hasta la emisión de la UMTRCA. A través de la emisión de la UMTRCA el Congreso de los EEUU abordó el problema de las presas de jales inactivas y la aplicación de regulaciones para control y realizar actividades de regulación conforme el 10 CFR 40 [4]
El proceso de cierre puede iniciar si la licencia ha expirado o fue revocada, el titular ha decidido el cese permanente de actividades o no se han realizado actividades en un periodo de 24 meses.
5/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM Dentro de los 60 días posteriores a cualquiera de los eventos iniciadores, el licenciatario debe notificar el inicio del cierre, presentar un DP o un Plan de Reclamación (RP, Reclamation Plan) dentro de los 12 meses siguientes a la notificación. Para las instalaciones convencionales o nuevas de Recuperación en sitio (ISR, in situ Recovery), el titular presentará un DP para la restauración de acuíferos, reclamación de suelo e instalaciones con la solicitud inicial de licencia. Ya que todas las instalaciones de recuperación licenciadas tienen DP/RP aprobados, el personal sólo revisaría las enmiendas que sean necesarias.
El desmantelamiento involucra la reclamación del suelo que involucra la limpieza del suelo, reclamación del material subproducto y dispersión, remoción de equipo y desmantelamiento de estructuras, y restauración de acuíferos, que se considera completa cuando las concentraciones del sitio cumplen con los estándares de protección establecidos de acuerdo con el Apéndice A del 10 CFR 40.
Después de que se haya completado el desmantelamiento/reclamación, el titular emitirá un informe completo. En el caso de minas convencionales, al completar todas las actividades y la custodia a largo plazo de los jales, se comenzará con el término de licencia. El término de licencia de una instalación ISR ocurre cuando todos los acuíferos son restaurados a niveles aceptables y el desmantelamiento/reclamación del suelo se ha completado.
2.1.4. Sitios Complejos de Materiales
Estos sitios están definidos como aquellos que, por la complejidad del cierre, requieren de un mayor apoyo técnico y administrativo. Ejemplos de estos sitios incluyen a sitios con contaminación en acuíferos, subsuelo, con titulares en bancarrota, etc.
El proceso de cierre de estos sitios inicia cuando la licencia expira, el titular ha decidido el cese permanente de las actividades principales en todo el sitio o en cualquier inmueble separado o área exterior o ninguna de las actividades principales han sido realizadas por 24 meses en cualquier inmueble separado o área al aire libre.
Dentro de los 60 días de que ocurra cualquiera de las condiciones antes mencionadas, el licenciatario está obligado a notificar el hecho y que comenzará con el desmantelamiento; o bien, en su caso, presentará el DP dentro de los 12 meses posteriores a la notificación y comenzará con el desmantelamiento después de la aprobación del DP.
Para un DP propuesto para una liberación sin restricción, se iniciará una revisión técnica completa después de una resolución satisfactoria de la revisión previa de la solicitud. Los resultados de la revisión serán documentados en una Evaluación Ambiental (EA, Environmental Assessment) y en una Declaración de Impacto Ambiental (EIS, Environmental Impact Statement).
Siguiendo la aprobación del DP, el titular debe completar el cierre de acuerdo con el DP aprobado dentro de los 24 meses o en un calendario alternativo solicitado. El órgano regulador inspeccionará al titular durante las operaciones de desmantelamiento para garantizar el cumplimiento del DP
6/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM Como paso final en el desmantelamiento, se requiere que el titular certifique la disposición de todos los materiales licenciados o presentar un reporte de los resultados de las evaluaciones, a menos que el titular demuestre de una forma distinta que los permisos son aptos para liberarse de acuerdo con la regulación establecida.
2.1.5. Sitios del Ciclo de Combustible Nuclear
El proceso de cierre de Sitios del Ciclo de Combustible y de Sitios Complejos de materiales es similar. Las actividades de desmantelamiento en instalaciones del ciclo de combustible pueden ser realizadas durante las operaciones (desmantelamiento parcial) o después del cese permanente de operaciones.
2.2 Caso Instalaciones de Reactores Nucleares 2.2.1 Métodos de cierre
De acuerdo con las condiciones y necesidades de la central que será cerrada, la selección de la alternativa de cierre debe ajustarse a los tiempos y procedimientos que sean necesarios y adecuados. Se consideran tres metodologías para realizar el cierre:
• DECON (decontamination/dismantlement) o “cierre inmediato”: las actividades de desmantelamiento se realizan de manera inmediata con el fin de terminar la licencia lo más pronto posible y liberar el sitio para otros propósitos, así como aprovechar la disposición de mano de obra altamente capacitada sobre la instalación. Los costos estimados para el cierre son menores en comparación a las otras alternativas, y se elimina la necesidad de mantener la seguridad y realizar evaluaciones del sitio a largo plazo. Sin embargo, los trabajos iniciales se realizan con dosis muy altas y los costos iniciales son significativos. Esta opción se selecciona por licenciatarios que tienen una urgencia para la liberación del sitio de la instalación para otros propósitos.
• SAFSTOR (safe storage) o “cierre diferido”: la instalación se lleva a una condición estable y segura por un periodo determinado para que ocurra el decaimiento de los materiales altamente radiactivos y continuar posteriormente con la descontaminación y desmantelamiento final y poder dar el término de la licencia. El objetivo es reducir las dosis hacia el público y los trabajadores por debajo de las dosis con las que se trabajaría en la alternativa DECON. Como consecuencia, se requiere de un menor espacio para la disposición de desechos y los costos inmediatos al cese de operaciones son menores durante los primeros años. Sin embargo, debido a que el intervalo de tiempo entre el cese de operaciones y el término de la licencia podría ser muy largo, existen altas probabilidades de que no se cuente con personal calificado en la instalación al momento del desmantelamiento y la descontaminación final; además, durante ese periodo la instalación requerirá de un mantenimiento, vigilancia y evaluación continua y las incertidumbres y costos futuros de los sitios de disposición de desechos de bajo nivel podrían significar altos costos. • ENTOMB (entombed materials) o “enterramiento”: se retiran de manera inmediata los componentes internos de la vasija del reactor altamente activados que junto con los componentes contaminados radiactivamente, se alojan y se conservan en una estructura sellada. Con el paso del tiempo, la radiactividad de los materiales decae lo suficiente para permitir el término de la licencia. Antes de que los materiales y desechos sean colocados y confinados dentro de la
7/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM estructura, se requiere de una evaluación y determinar la configuración de aislamiento más adecuada. Como ventajas de esta alternativa se reduce la exposición del público a la radiación debido a que se disminuye el transporte de desechos radiactivos de bajo nivel a un sitio de disposición, y como consecuencia, los costos asociados. Las dosis de exposición de los trabajadores y actividades de desmantelamiento también se reducen.
2.2.2 Marco regulador
La presentación del Certificado del Cese Permanente de Operaciones (CCPO) se fundamenta en el 50.82(a)(1(i) y es en el 50.4(b)(8) en el cual se menciona que dicho certificado debe precisar la fecha en que las operaciones de generación han cesado o cesarán. Posterior a la fecha fijada, el titular tendrá autorización de posesión del material pero no de operación conforme se establece en el 50.82(a)(1)(iii). Si el licenciatario, después de haber entregado el CCPO o en cualquier momento posterior, decide nuevamente iniciar operaciones, deberá notificar a la NRC de sus intenciones a través de un escrito. La NRC revisará la notificación de manera particular y la aprobación para continuar operando dependerá de las condiciones de la instalación.
El Certificado de Retiro Permanente de Combustible (CRPC) se envía al órgano regulador después de que el licenciatario retira el combustible de la vasija del reactor, se establece en el 50.82(a)(1)(ii) que el titular presentará una certificación por escrito consistente con los requerimientos de comunicaciones en la cual se mencione la fecha en que el combustible fue removido y su disposición.
Antes o dentro de los 2 años posteriores al cese o declaración de cese de operación, el titular debe presentar el PSDAR y deberá esperar 90 días antes de iniciar cualquier actividad principal de desmantelamiento. Aunque es posible entregar el PSDAR antes del cese de operaciones y de la remoción de combustible, se debe tomar en cuenta que ninguna actividad principal de desmantelamiento puede iniciarse hasta que no se entregue tanto el CCPO como el CRPC.
Para preparar el PSDAR el titular puede guiarse con la Guía Reguladora (RG) 1.185 [5]. El PSDAR debe incluir una descripción de las actividades de desmantelamiento planeadas, un programa de actividades, la estimación de los costos para realizar las actividades y una discusión orientada a concluir que el impacto ambiental de las actividades de desmantelamiento estará dentro de los límites apropiados.
Las razones para el rechazo del PSDAR pueden ser, la falta de sitios de disposición para el volumen de material contaminado que será desmantelado; si la planeación es mayor a 60 años sin una justificación; los recursos estimados no son suficientes para completar el desmantelamiento, o se describen actividades que pueden causar un daño a la salud o seguridad del público y el ambiente por encontrarse fuera de los rangos de seguridad.
El personal de la NRC puede emplear los 90 días de espera para llevar acabo la inspección previa al desmantelamiento para verificar que los programas y controles del titular son adecuados para garantizar que las actividades de desmantelamiento se efectuaran con seguridad.
En tanto el combustible permanezca en el núcleo del reactor, las modificaciones se fundamentan en el 10 CFR 50.59 y deben ser consistentes con la operación continua. Una vez que se han
8/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM presentado las certificaciones y haya concluido el periodo de espera, se puede comenzar a desmontar y descontaminar conforme las disposiciones del 10 CFR 50.59 y 50.82. Además, como se establece en 10 CFR 50.82(a)(6), los titulares no pueden realizar ninguna actividad de desmantelamiento que impida la liberación del sitio para un uso sin restricción; resulte en un impacto significativo al ambiente que no haya sido previamente revisado, o resulte en la falta de garantía del fideicomiso.
Durante el proceso de cierre algunas disposiciones aún permanecen aplicables para la instalación tales como:
Las especificaciones técnicas del desmantelamiento se desarrollarán caso por caso en concordancia con el 50.36(c)(6). El titular revisará las especificaciones técnicas de operación para determinar cuáles especificaciones ya no serán aplicables y cuáles se mantendrán vigentes, y solicitará los cambios a las especificaciones técnicas que lo requiera.
Las especificaciones técnicas para efluentes radiactivos cumplirán lo establecido en el 10 CFR 50.34a, 10 CFR 50.36a y 10 CFR 20.1301; principalmente se requiere al titular que mantenga los procedimientos para el cierre hasta que la NRC no termine la licencia, además continuará presentando un informe anual a la NRC en el que se especifique la cantidad de cada radionúclido importante liberado en efluentes líquidos o gaseosos.
El 10 CFR 50.65 requiere que se continúe vigilando el desempeño y la condición de las Estructuras Sistemas y Componentes (ESC). En el caso que el titular ya haya presentado los certificados, sólo aplica vigilar las ESC asociadas con el almacenamiento, control y mantenimiento del combustible gastado en una condición segura y en una manera suficiente para proporcionar la garantía razonable de que cada ESC es capaz de cumplir sus funciones previstas. El FSAR tiene que actualizarse para cubrir las actividades de desmantelamiento. De acuerdo con el 10 CFR 50.71(e)(4) las revisiones subsecuentes de la base de licencia deben ser realizadas por lo menos cada 24 meses cuando el licenciatario ha presentado sus certificaciones y debe actualizar los temas de descripción de la instalación, organización del licenciatario, gestión de desechos radiactivos, protección radiológica, realización de operaciones, características del sitio y análisis de accidentes.
Los requerimientos de protección contra incendios del 10 CFR 50.48(f) requieren, a los titulares que han presentado sus certificaciones, mantener un programa contra incendios para tratar los posibles incendios que podrían causar la liberación o dispersión de materiales radiactivos que podrían resultar en una amenaza radiológica.
Una vez que el CCPO y el CRPC son registrados por la NRC, el titular ya no está autorizado para la operación del reactor ni la carga de combustible; no se necesita la aplicación de ciertas regulaciones y no es necesario que notifique a la NRC el término de los programas obligatorios correspondientes con, el control de gases combustibles (10 CFR 50.46), los criterios de aceptación de los sistemas de emergencia de enfriamiento del núcleo (10 CFR 50.46, Apéndice K), la calificación ambiental de equipo eléctrico (10 CFR 50.49), las pruebas de fugas de la contención (10 CFR 50.54(o), Apéndice J), las medidas preventivas de fractura (10 CFR 50.60, Apéndice G, Apéndice H), los requerimientos de resistencia a la fractura para protección de eventos de choque térmico presurizado (10 CFR 50.61), los requerimientos de Transitorios
9/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM anticipados sin SCRAM (10 CFR 50.62) y los requerimientos para el recocido térmico de la vasija de presión del reactor (10 CFR 50.66).
Se requiere notificar a la NRC de cualquier cambio en los objetivos, programas, recursos o impactos ambientales importante, descritos en el PSDAR, no vinculados con declaraciones o evaluaciones de impacto ambiental.
2.2.3 Fideicomiso para el desmantelamiento
Métodos de fideicomiso
Las regulaciones de la NRC en el 10 CFR 50.75 especifican los requerimientos generales que son considerados como aceptables para proporcionar una garantía razonable de la disponibilidad de los fondos para el cierre de reactores nucleares. De acuerdo al 10 CFR 50.75 (e)(1), los siguientes métodos de fideicomiso son aceptables para reactores:
• Pago adelantado. Es un depósito previo al inicio de la operación o al de una transferencia entre licenciatarios conforme al 10 CFR 50.80.
• Fondo de amortización externo. Es un fondo separado de los activos del licenciatario y fuera del control administrativo del mismo que se mantiene de manera periódica en una cuenta.
• Método de garantía. Es método en forma de fianza, cartas de crédito, aseguramiento o garantías de la compañía que pueden ser usadas como una prueba financiera.
• Declaración de intención. Es una manifestación de intención realizada por una agencia gubernamental para indicar que el fideicomiso será obtenido cuando sea necesario.
• Obligaciones contractuales. Obligaciones por parte de los clientes del titular.
La NRC requiere que los titulares de las instalaciones de las centrales nucleares reporten el estado de sus fideicomiso al menos una vez cada dos años, y de manera anual dentro de los cinco años previos al apagado planeado o cuando la planta se encuentre en la etapa de cese de operación.
3. ESTABLECIMIENTO DEL MARCO REGULADOR NUCLEAR
Con base en lo establecido por la Ley Reglamentaria y las condiciones de licencia de operación de las instalaciones nucleares de reactores de potencia y de investigación del país; el marco regulador nuclear para una instalación de reactores de potencia y de investigación, ensambles subcríticos y almacenes temporales de combustible gastado estaría conformado con regulaciones del CFR 50 [6], 70 [7] y 72 [8] respectivamente y el de las instalaciones de materiales por el 10 CFR 30 [9] y 40. En general el 10 CFR 20 [10] y 51 [11] complementarán el marco regulador de las instalaciones nucleares.
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3.1. Definición del Marco Regulador Nuclear para Proceso de Cierre
Las partes de 10 CFR que aplican son las siguientes: 10 CFR 20 “Standards for protection against radiation”
Subpart E “Radiological Criteria for License Termination” 20.1401 “General Provision and Scope”
20.1403 “Criteria for License termination under restricted conditions” 20.1404 “Alternate criteria for license termination”
20.1405 “Public notification and public participation” 20.1406 “Minimization of contamination”
Subpart F “Surveys and Monitoring” 20.1501 “General”
10 CFR 30 “Rules of general applicability to domestic licensing of byproduct material” Subpart License
30.4 “Definitions”
30.32 “Application for specific licenses” 30.34 “Terms and conditions of licenses”
30.35 “Financial assurance and recordkeeping for decommissioning”
30.36 “Expiration and termination of license and decommissioning of sites and separate buildings or outdoors areas”
Appendix A “Criteria Relating to Use of Financial Tests and Parent Company Guarantees for Providing Reasonable Assurance of Funds for Decommissioning”
Appendix C “Criteria Relating to Use of Financial Tests and Self Guarantees for Providing Reasonable Assurance of Funds for Decommissioning”
Appendix D “Criteria Relating To Use of Financial Tests and Self-Guarantee for Providing Reasonable Assurance of Funds for Decommissioning by Commercial Companies That Have no Outstanding Rated Bonds”
10 CFR 40 “Domestic licensing of source material” 40.31 “Application for specific licenses” Subpart License Application
40.36 “Financial assurance and recordkeeping for decommissioning” Subpart Licenses
40.42 “Expiration and termination of licenses and decommissioning of sites and separate buildings or outdoors areas”
40.46 “Inalienability of licenses”
Appendix A “Criteria Relating to the Operation of Uranium Mills and the Disposition of Tailings or Wastes Produced by the Extraction or Concentration of Source Material From Ores Processed Primarily for Their Source Material Content”
10 CFR 50 “Domestic licensing of production and utilization facilities” Applications for Licenses, Certifications, and Regulatory approvals
50.33 “Contents of applications; general information” 50.36 “Technical specifications”
11/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM 50.36b “Environmental conditions”
Standards for Licenses, Certifications, and Regulatory Approvals 50.48 “Fire protection”, párrafo (f) para las etapas de cierre
Issuance, Limitations, and Conditions of Licenses and Construction Permits 50.54 “Conditions of license”
50.59 “Changes, tests and experiments”
50.65 “Requirements for monitoring the effectiveness of maintenance at nuclear power plants”
Inspections, Records, Reports, Notifications
50.75 “Reporting and recordkeeping for decommissioning planning” Transfers of Licenses—Creditors' Rights—Surrender of Licenses
50.82 “Termination of License”
Appendix F “Policy Relating to the siting of Fuel Reprocessing and Related Waste Management Facilities”
10 CFR 51 “Environmental protection regulations for domestic licensing and related regulatory functions”
51.22 “Criterion for categorical exclusion; identification of licensing and regulatory actions eligible for categorical exclusion or otherwise not requiring environmental review”
51.50 “Environmental report construction permit, early site permit, or combined license stage”
51.53 “Postconstruction environmental reports”
51.58 “Environmental report – number of copies; distribution” 51.60 “Environmental report – materials licenses”
Appendix B “Environmental Effect of Renewing the Operation License of a Nuclear Power Plant”
10 CFR 70 “Domestic licensing of special nuclear material” 70.22 “Contents of applications”
Subpart D “License Applications”
70.25 “Financial assurance and recordkeeping for decommissioning” 70.36 “Inalienability of licenses”
Subpart E
70.38 Expiration and termination of licenses and decommissioning of sites and separate buildings or outdoors areas
10 CFR 72 “Licensing requirements for the independent storage of spent nuclear fuel and high-level radioactive waste, and reactor related greater than Class C waste”
72.22 “Contents of application: General and financial information” 72.24 “Contents of application: technical information”
Subpart B “License Application, Form, and Contents”
72.30 “Financial assurance and recordkeeping for decommissioning” 72.40 “Issuance of license”
72.50 “Transfer of license”
Subpart C “Issuance and conditions of license”
72.54 “Expiration and termination of licenses and decommissioning of sites and separate buildings or outdoors areas”
12/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM 72.98 “Identifying regions around an ISFSI or MRS site”
72.100 “Defining potential effects of the ISFSI or MRS on the region” 72.130 “Criteria for decommissioning”
72.140 “Quality assurance requirements” 72.218 “Termination of License”
3.2. Propuesta del proceso para cierre de instalaciones nucleares.
Para la regulación norteamericana la licencia de operación se otorga para todo el tiempo de funcionamiento de la planta, incluyendo todo el proceso de cierre de la instalación, es por ello que al concluir con las actividades de desmantelamiento y liberación del sitio, se realiza el Término de la Licencia de Operación. En cada etapa del proceso, las actividades se autorizan a través de enmiendas a la licencia de operación.
Para ser coherentes con la legislación nacional, en específico con lo establecido por el Artículo 26 de la Ley Reglamentaria, que define cómo la SENER a través de la CNSNS otorga autorización para el cese de operaciones, cierre definitivo y desmantelamiento, se ha propuesto el proceso de licenciamiento para el cierre de una instalación que se muestra en la Figura 1, en concordancia con el MRN del país de origen del reactor (10 CFR).
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Figura 1 Propuesta del proceso de licenciamiento para cierre de instalaciones nucleares
El objetivo principal del proceso propuesto es continuar con las bases de licenciamiento establecidas desde el permiso de construcción emitido conforme al 10 CFR 50 y a su vez cumplir con la Ley Reglamentaria, estableciendo las fases del cierre a través de las autorizaciones que se emitan.
3.3. Situaciones de cierre de instalaciones nucleares en el país 3.3.1. Instalaciones nucleares de potencia
Conforme a las Condiciones de Licencia de operación No. 3 [12] de la CNLV, el proceso de autorización de operación se realizó en conformidad con las regulaciones del 10 CFR 50. En el 10 CFR 50.33, como requisito para la autorización de operación de las U1 y U2 de la CNLV era
14/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM necesario presentar el plan de desmantelamiento. En el caso de la CNLV, ésta ha presentado un Plan Preliminar para el Desmantelamiento de las U1 y U2.
En el informe de la Convención sobre Seguridad Nuclear de 1999 [13] se ha definido la necesidad de que el país cuente con una Política Nacional de Gestión de Desechos Radiactivos y Fideicomiso para el Desmantelamiento de la CNLV y a partir del informe de la Convención del 2001[14], se ha mencionado que la CNLV está integrando un fondo para el desmantelamiento siguiendo las recomendaciones del NUREG-6174 [15].
3.3.2. Instalaciones nucleares de investigación
Considerando las regulaciones establecidas bajo las condiciones de licencia de operación del reactor TRIGA Mark III del ININ, no se ha requerido un plan preliminar de cierre de la instalación puesto que éste se requiere dentro de los primeros dos años después del cese de operaciones. Actualmente existe un proceso de revisión para la renovación de licencia de operación.
3.3.3. Ensambles subcríticos
México cuenta con dos ensambles subcríticos Chicago Mod. 9000 y 2000 en instituciones de educación superior en operación o en condición estable, y una más que fue desmantelada sin presentar complicaciones debido a que los niveles de quemado del combustible fueron muy bajos que no requería de enfriamiento o un blindaje especial, por lo que el combustible se mantiene en almacenamiento en las instalaciones del ININ.
3.4. Armonización con regulación internacional
El OIEA recomienda en la guía WS-G-2.1 [16] que el control regulador de los procesos de cierre pueden ser realizados por una licencia general única (como es el caso de los EEUU), por licencias separadas o por control directo del órgano regulador.
La propuesta de licenciamiento equipara las regulaciones establecidas en el CFR con la regulación nacional (autorizaciones) de la manera presentada en la Figura 1, en donde se señalan las actividades que se realizan conforme la Licencia de Operación y la Licencia de Operación Enmendada, las guías reguladoras que pueden ser utilizadas por el titular durante el proceso así como los requisitos con los que debe cumplir.
El OIEA publicó en 2014 el documento GSR parte 6 [17] que establece 15 requerimientos para asegurar la protección del público y el ambiente durante un proceso de cierre de instalaciones, la CNSNS considera que el MRN presentado es coherente con éstos. Además, el OIEA está en proceso de emitir una guía de seguridad que aborda temas generales del proceso de cierre de instalaciones nucleares a través del documento DS452 [18] que conjuga las guías de seguridad WS-G-2.1 y 2.4 [19].
15/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM Es indispensable que cada instalación nuclear considere las actividades y metodologías de cierre de instalaciones y liberación del sitio desde etapas tempranas de licenciamiento, es decir desde, la planeación, el emplazamiento y diseño.
El MRN propuesto comprende las instalaciones nucleares de reactores, materiales y almacenamiento de combustible gastado, actualmente la CNSNS desarrolla un anteproyecto de reglamento para instalaciones nucleares que incluirá las disposiciones, procedimientos y actividades relacionadas para otorgar una Autorización de Cese de Operaciones, de Cierre Definitivo y de Desmantelamiento del Sitio, además de definir criterios para un proceso de liberación del sitio.
El proceso de licenciamiento propuesto para reactores de potencia evidencia la necesidad realizar análisis de aplicabilidad adicionales y de desarrollo de normativa nacional para un proceso de cierre que comprenda todos los tipos de instalaciones nucleares.
La CNSNS ha revisado y aceptado la aplicación voluntaria de las guías reguladoras de la U.S. NRC 1.184 [20], RG 1.185, RG 1.179 [21] y RG 1.159 [22] para cubrir el proceso de cierre. Con base a la recomendación del OIEA, es importante conformar un grupo de trabajo dentro de la CNSNS dedicado a las actividades relacionadas al desmantelamiento.
REFERENCIAS
1. D.O.F., “Ley Reglamentaria del Artículo 27 Constitucional en Materia Nuclear”, 09-IV-2012. 2. OIEA, “Glosario de Seguridad Tecnológica del OIEA”, versión en español, Viena Austria,
2007.
3. U.S. GPO, “Uranium Mill Tailings Radiation Control Act (UMTRCA) de 1978”, Public Law 95–604 92 Stat. 3021 November 8, 1978.
4. U.S. NRC, “10 CFR 40 Domestic Licensing of Source Material”.
5. U.S. NRC, “RG 1.185 Rev. 1 Standard Format and Content for Post-Shutdown Decommissioning Activities Report”, June 2013.
6. U.S. NRC, “10 CFR 50 Domestic Licensing of Production and Utilization Facilities”. 7. U.S. NRC, “10 CFR 70 Domestic Licensing of Special Nuclear Material”.
8. U.S. NRC, “10 CFR 72 Licensing Requirements for the Independent Storage of Spent Nuclear Fuel, High-Level Radioactive Waste, and Reactor-Related Greater than Class C Waste”.
9. U.S. NRC, “10 CFR 30 Rules of General Applicability to Domestic Licensing of Byproduct Material”.
10. U.S. NRC “10 CFR 20 Standards for Protection Against Radiation”.
11. U.S. NRC, “10 CFR 51 Environmental Protection Regulations for Domestic Licensing and Related Regulatory Functions”.
12. SENER-CNSNS, “Condiciones de Licencia de Operación de la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde Unidad 1 y Unidad 2”.
13. SENER-CNSNS, “Informe Nacional que presentan los Estados Unidos Mexicanos para satisfacer los compromisos de la Convención sobre Seguridad Nuclear Período 1998-2000”, Septiembre 2001.
16/16 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM 14. SENER-CNSNS, “Informe Nacional que presentan los Estados Unidos Mexicanos para
satisfacer los compromisos de la Convención sobre Seguridad Nuclear Periodo 2010-2012”, Agosto 2013.
15. U.S. NRC, “NUREG-6174 Vol. 1 & 2 - Revised Analyses of Decommissioning for the Reference Boiling Water Reactor Power Station”, September 1994.
16. IAEA, “WS-G-2.1 Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactors”,
Safety Guide, Octubre 1999.
17. IAEA, “GSR Part 6 Decommissioning of Facilities”, Generarl Safety Requierements, Julio, 2014.
18. IAEA, “DS452 Decommissioning of Nuclear Power Plants, Research Reactors and Other Nuclear Fuel Cycle Facilities”, Draft Safety Guide, Diciembre 2014.
19. IAEA, “WS-G-2.4 Decommissioning of Nuclear Fuel Cycle Facilities”, Safety Guide, Julio 2001.
20. U.S. NRC, “RG 1.184 Rev. 1 Decommissioning of Nuclear Power Reactors”, October 2013. 21. U.S. NRC, “RG 1.179 Rev. 2 Assuring the availability of Funds for Decommissioning
Nuclear Reactors”, October 2011.
22. U.S. NRC, “RG 1.159 Rev. 2 Assuring the availability of Funds for Decommissioning Nuclear Reactors”, October 2011.
