REGLAMENTO DE LEY DE SEGURIDAD NUCLEAR TITULO I
DISPOSICIONES GENERALES CAPITULO I
OBJETO, ALCANCE Y DEFINICIONES
Artículo 1. Objeto.-
El presente Reglamento tiene por objeto establecer disposiciones de seguridad nuclear destinadas a la protección de las personas y medio ambiente contra los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes.
Articulo 2. Alcance.-
Las disposiciones del Reglamento son aplicables a las instalaciones nucleares situadas en el territorio nacional o bajo su jurisdicción.
Artículo 3. Definiciones.-
Para objeto del Reglamento se aplican las siguientes definiciones:
a) Cierre de instalación: Acciones técnicas y administrativas que se toman al final de la vida operacional de una instalación nuclear para retirarla de servicio y removerla del control regulador, con debida consideración de la salud y seguridad de trabajadores y público así como de la protección del ambiente.
b) Combustible nuclear: Material nuclear fisionable en forma de elementos fabricados para cargarse en el núcleo del reactor de una instalación nuclear.
c) Condiciones de accidente: Desviaciones de la operación normal más severas que las ocurrencias operacionales anticipadas, incluyendo accidentes base de diseño y accidentes severos.
d) Cultura de seguridad: Conjunto de características y actitudes en organizaciones e individuos que establecen que, como prioridad primordial, los aspectos de seguridad y protección reciben la atención justificada por su importancia.
e) Defensa en profundidad: Despliegue jerárquico de diferentes niveles de diversos equipos y procedimientos para prevenir la escalada de ocurrencias operacionales anticipadas y para mantener la efectividad de las barreras físicas colocadas entre una fuente de radiación o material radiactivo y trabajadores, miembros del público o ambiente, en estados operacionales y, para algunas barreras, en condiciones de accidente.
f) Desecho radiactivo: Desecho que contiene o está contaminado con radionúclidos en concentraciones o actividades mayores a los niveles de dispensa establecidos por la Autoridad Nacional.
g) Emplazamiento: Un área geográfica que contiene una instalación nuclear autorizada y dentro de la cual la administración de dicha instalación puede iniciar directamente acciones de emergencia.
h) Evento más allá de la base de diseño: Condiciones de accidente más severo que un accidente base de diseño.
i) Fallas de causa común: Falla de dos o más estructuras, sistemas o componentes debido a un solo evento o causa específica.
j) Instalación nuclear: Una instalación en la cual se produce, utiliza o almacena material nuclear.
k) Medida protectora: Una intervención propuesta para evitar o reducir dosis a miembros del público en emergencias o situaciones de exposición crónica.
l) Mitigación de accidentes: Acción inmediata del operador u otra organización para reducir el desarrollo potencial de condiciones que resultarían en una exposición o descarga de material radiactivo que requeriría acciones de emergencias dentro y fuera del emplazamiento; o para
mitigar las condiciones de la fuente que podría resultar en una exposición o liberación de material radiactivo que requeriría acciones de emergencia dentro y fuera del emplazamiento.
m) Ocurrencia operacional anticipada: Proceso operacional que se desvía de la operación normal que se espera que ocurra al menos una vez durante la vida operacional de la instalación pero que, en vista de las disposiciones apropiadas de diseño, no causa daño significativo a partes importantes para la seguridad o conducen a condiciones de accidente.
n) Protección física: Medidas para la protección del material nuclear o instalaciones autorizadas, diseñadas para prevenir accesos o remoción no autorizados de material fisionable o sabotaje con relación a las salvaguardias.
o) Protección radiológica: Protección de personas contra los efectos de la exposición a radiación ionizante, y los medios para lograrlo.
p) Puesta en Servicio: Proceso por el cual los sistemas y componentes de instalaciones y actividades, habiendo sido construidas, se hacen operacionales y se verifican estar de acuerdo con el diseño y haber cumplido con el criterio de desempeño requerido.
q) Seguridad nuclear: Logro de condiciones de operación, prevención de accidentes o mitigación de consecuencias de accidentes apropiadas, que resulta en la protección adecuada de trabajadores, público y ambiente de los peligros indebidos de las radiaciones.
r) Zona de emergencia: Zonas de acciones precautorias y/o zona de planificación de acciones protectoras urgentes.
CAPITULO II
OBJETIVO DE SEGURIDAD, DE PROTECCIÓN Y TÉCNICO
Artículo 4. Objetivo de seguridad.-
El objetivo general de la seguridad es la protección de las personas, la sociedad y el ambiente mediante el establecimiento y mantenimiento de una defensa efectiva contra los peligros radiológicos en una instalación nuclear.
Artículo 5. Objetivo de protección radiológica.-
El objetivo general de la protección radiológica es asegurar que en la operación normal de una instalación nuclear la exposición a radiaciones dentro de la planta y la debida a cualquier liberación de material radiactivo sean tan bajas como sea razonable alcanzar, considerando debidamente los factores económicos y sociales, y debajo de los límites establecidos por la autoridad Nacional, así como asegurar la mitigación del alcance de la exposición a radiación debido a accidentes.
Artículo 6. Objetivo técnico.-
El objetivo técnico de la seguridad es prevenir con un alto grado de confianza los accidentes en instalaciones nucleares, asegurar que, para todos los accidentes considerados en el diseño de la instalación, aún aquellos de muy baja probabilidad, las consecuencias radiológicas, si existieran, serán menores; y asegurar que la probabilidad de accidentes severos con serias consecuencias radiológicas sea extremadamente pequeña.
TITULO II
PRINCIPIOS FUNDAMENTALES CAPITULO I
RESPONSABILIDADES DE GESTION Artículo 7. Cultura de seguridad.-
Los responsables de las instalaciones nucleares deberán establecer políticas para una Cultura de seguridad adecuada que gobierne las acciones e interacciones de todos las personas y organizaciones involucradas en actividades relacionadas con las instalaciones nucleares.
Artículo 8. Responsabilidad de la organización operadora
La responsabilidad de la seguridad nuclear de una instalación nuclear corresponde a la organización encargada de su explotación y esta no se diluirá de ningún modo por las actividades y responsabilidades separadas de diseñadores, suministradores, contratistas y reguladores.
Artículo 9. Control regulador y verificación independiente
El IPEN, como Autoridad Nacional, es responsable del la autorización y control regulador de las instalaciones nucleares, así como de fiscalizar y de coerción en cumplimiento de las regulaciones aplicables. Sus decisiones serán tomadas de manera independiente sin mediar intervención de otras organizaciones que puedan estar relacionadas con la explotación de la instalación nuclear.
CAPITULO II
ESTRATEGIA DE DEFENSA EN PROFUNDIDAD
Artículo 10. Defensa en profundidad
Las medidas y características de seguridad de una instalación nuclear deberán basarse en una estrategia de defensa en profundidad que permita compensar las potenciales fallas humanas y mecánicas, centrados en varios niveles de protección que incluyan barreras sucesivas para prevenir la descarga de materiales radiactivos al ambiente. La implementación del concepto deberá incluir la protección de las barreras mediante la prevención del daño a la planta y a las mismas barreras, e incluirá medidas adicionales para proteger al público y ambiente del daño cuando las barreras no sean totalmente efectivas.
Artículo 11. Prevención de accidentes.-
Se deberá asegurar que exista una alta calidad en el diseño, construcción, operación y mantenimiento de una instalación nuclear, así como una cultura de seguridad positiva y un entrenamiento apropiado de personal como medios principales para alcanzar la seguridad y prevenir accidentes, particularmente cualquiera que pudiera causar un daño severo del núcleo.
Artículo 12. Mitigación de accidentes.-
Se debe disponer de medidas de mitigación dentro de la instalación nuclear y fuera del emplazamiento las cuales estarán preparadas con el propósito de reducir los efectos de una liberación accidental de material radiactivo.
CAPITULO III
DISPOSICIONES TECNICAS
Artículo 13. Uso de ingeniería demostrada.-
La tecnología aplicable a una instalación nuclear se deberá basar en prácticas de ingeniería que hayan demostrado ser adecuadas mediante pruebas y experiencia, las cuales estén reflejadas en normas y códigos aprobados y en otras declaraciones apropiadamente documentadas.
Artículo 14. Garantía de Calidad.-
En todas las actividades de una instalación nuclear o relacionadas a esta, Se debe aplicar un programa de garantía de calidad que sea parte de un sistema exhaustivo para asegurar con alto nivel de confianza que todos los artículos y servicios provistos así como las tareas ejecutadas cumplan con los requerimientos especificados.
Artículo 15. Auto-evaluación.-
Se debe establecer un sistema de auto-evaluación de la seguridad de las actividades importantes en una instalación nuclear a fin de determinar su efectividad respecto a las condiciones pre- establecidas e identificar áreas que requieren mejoras.
Artículo 16. Revisión independiente.-
En forma periódica se deberán llevar a cabo revisiones independientes por pares nacionales o internacionales con fines comparativos y de intercambio de experiencias operacionales, cuyos informes serán de conocimiento de la Autoridad Nacional.
Artículo 17. Factores humanos.-
El personal con actividades relacionadas con la seguridad nuclear de la instalación deberá estar debidamente entrenado en las características de seguridad de la instalación y sus procedimientos, así como se encuentre calificado para ejecutar sus tareas, de manera que se reduzca la posibilidad de errores humanos.
Artículo 18. Evaluación y verificación de la seguridad.-
En forma previa al inicio de la construcción y operación de la instalación nuclear se debe efectuar una evaluación y verificación de la seguridad que esté debidamente documentada y revisada independientemente, y subsecuentemente actualizada en base a nueva información de seguridad que sea significativa. Esta evaluación de seguridad es la base para principal para el proceso de licenciamiento de la instalación nuclear y debe se presentada a la Autoridad Nacional.
Artículo 19. Protección radiológica.
En las fases de diseño, puesta en servicio, operación y cierre de una instalación nuclear se debe aplicar un sistema de protección radiológica, consistente con la reglamentación nacional al respecto.
Artículo 20. Experiencia operacional e investigación en seguridad.-
La organización operadora de una instalación nuclear y las organizaciones involucradas en su operación deben disponer de un programa para intercambiar, revisar y analizar la experiencia operacional y los resultados de investigación relevantes a la seguridad, y asegurar que las lecciones sean aprendidas y tenidas en cuenta.
Artículo 21. Excelencia operacional
Las instalaciones nucleares deberán implementar políticas para alcanzar la excelencia operacional en sus operaciones mediante la intensificación de la cultura de seguridad y defensa en profundidad, mejorando el desempeño humano, manteniendo una excelente condición material y de desempeño del equipamiento, utilizando auto-evaluaciones y revisión por pares, intercambiando la experiencia operacional y otra información a nivel mundial, incrementando la aplicación de análisis probabilísticos de seguridad, y expandiendo la implementación de la gestión de accidentes severos.
TITULO III
PRINCIPIOS ESPECIFICOS CAPITULO I
EMPLAZAMIENTO
Artículo 22. Selección del emplazamiento.-
En la selección del emplazamiento se deberá efectuar estudios y tomar en consideración los resultados de investigaciones de factores y condiciones locales que podrían afectar severamente la seguridad de la central.
Artículo 23. Evaluación de impacto radiológico al público y ambiente local.-
Se deberán estudiar las características del emplazamiento desde el punto de vista del impacto radiológico de la instalación nuclear en operación normal y condiciones accidentales, de manera que los resultados permitan demostrar el cumplimiento de los objetivos de seguridad, para ambas condiciones.
Artículo 24 aplicación de los planes de emergencia.-
El emplazamiento seleccionado para una instalación nuclear debe asegurar su compatibilidad permanente con respecto a las contramedidas que puedan ser necesarias fuera del emplazamiento para limitar los efectos de descargas accidentales de sustancias radiactivas..
Artículo 25. Sumidero final de calor.-
El emplazamiento seleccionado deberá disponer de un sumidero final de calor confiable a largo plazo que tenga capacidad de remover la energía generada en la instalación después de la parada, inmediatamente después que esta se produzca como también a largo plazo.
CAPITULO II DISEÑO
Artículo 26. Gestión del diseño.
La asignación y subdivisión de la responsabilidad por la seguridad se deberá mantener claramente definida en toda la fase de diseño del proyecto de la instalación nuclear, y durante cualquier subsecuente modificación.
Artículo 27. Tecnología demostrada.-
Las tecnologías que se incorporaren en el diseño deben haber sido probadas a través de la experiencia y pruebas, y las nuevas características significativas de diseño o nuevos tipos de reactores se introducirán solamente después de una investigación completa y prueba del prototipo de componente, sistema o a nivel de planta, conforme sea apropiado.
Artículo 28. Base general de diseño.-
La instalación nuclear deberá diseñarse de manera que cubra adecuadamente las condiciones normales de operación, ocurrencias operacionales anticipadas, eventos externos extremos y condiciones de accidente, para lo cual se utilizarán regulaciones y criterios conservadores que incorporen márgenes de seguridad para establecer los requerimientos de diseño, y se llevarán a cabo análisis exhaustivos para evaluar el desempeño de la seguridad o capacidad de los diferentes componentes y sistemas en la instalación.
Artículo 29. Sistemas de control de procesos de la central.-
La operación normal y las ocurrencias operacionales anticipadas deben ser controladas de manera que las variables de la instalación y sistemas se mantengan dentro de los rangos de operación, y se reduzca la frecuencia de demandas de los sistemas de seguridad.
Artículo 30. Sistemas automáticos de seguridad.-
Se deben proveer de sistemas automáticos de seguridad que apague el reactor de manera segura, lo mantengan en estado de parada y adecuadamente refrigerado, y limite cualquier liberación de productos de fisión que pudiera producirse, si las condiciones de operación exceden predeterminados ajustes fijados.
Artículo 31. Objetivos de confiabilidad.-
Se deberán asignar objetivos de confiabilidad apropiados para los sistemas o funciones de seguridad, que se basen en los objetivos de seguridad y que sean consistentes con los roles de los sistemas o funciones en diferentes secuencias accidentales, debiendo establecerse disposiciones para la prueba e inspección de componentes y sistemas para los que se han fijado objetivos de confiabilidad.
Artículo 32. Fallas dependientes.-
En el diseño se deben establecer disposiciones para la prevención de la pérdida de las funciones de seguridad debido al daño de varios componentes, sistemas o estructuras resultante de una causa común.
Artículo 33. Calificación del equipo.-
Se deben seleccionar los componentes y sistemas de seguridad que estarán calificados para las condiciones ambientales que prevalecerían en caso de requerírseles funcionar, debiendo considerarse también los efectos de envejecimiento en funcionamiento normal o anormal.
Artículo 34. Facilidad de inspección de equipamiento de seguridad.-
El diseño de los componentes, sistemas y estructuras de seguridad deberán diseñarse y construirse de modo que puedan ser inspeccionados durante su vida operacional a fin de verificar su aceptabilidad continua para el servicio con un adecuado margen de seguridad.
Artículo 35. Protección radiológica en el diseño.-
En la etapa de diseño se deberán incorporar características de seguridad destinadas a proteger al personal de la central de la exposición a radiaciones y para mantener las emisiones de efluentes radiactivos dentro de límites prescritos.
Artículo 36. Protección contra accidentes de transitorios de potencia.-
El reactor deberá estar diseñado de modo que esté protegido contra los accidentes de reactividad inducidos, con un margen de seguridad conservador.
Artículo 37. Integridad del núcleo del reactor.-
El núcleo del reactor estará diseñado para tener estabilidad mecánica y para tolerar un rango apropiado de variaciones anticipadas en los parámetros operacionales, asimismo dicho diseño debe ser tal que la distorsión o movimiento esperado del núcleo durante un accidente considerado en la base de diseño no deteriore la efectividad de los sistemas de control de reactividad o parada segura o impida la refrigeración del combustible.
Artículo 38. Sistemas de parada automática.-
El sistema de reducción de la reactividad debe estar diseñado de manera que sea independiente del equipamiento y procesos usados para controlar la potencia del reactor, tener una respuesta rápida y altamente confiable, así como debe estar disponible cuando se hayan efectuado las secuencias intencionales para alcanzar una reacción en cadena auto-sostenida o cuando una reacción en cadena pudiera iniciarse accidentalmente.
Artículo 39. Remoción normal del calor.-
Los sistemas de transporte de calor deberán estar diseñados para remover de manera altamente confiable el calor del núcleo en operación normal y también debe disponer de medios para remover este calor ante ocurrencias operacionales anticipadas y durante los distintos accidentes que puedan ocurrir.
Artículo 40. Arranque, parada y operación a baja potencia.-
Los componentes, estructuras y sistemas usados durante las operaciones de arranque, a baja potencia y parada deben estar diseñados para mantener o restaurar el control de reactividad, la remoción del calor de decaimiento, la integridad de las barreras de productos de fisión, así como para prevenir la liberación de material radiactivo resultante de accidentes iniciados durante esas operaciones.
Artículo 41. Remoción de calor de emergencia.-
Se deberán disponer de medios alternos para restaurar y mantener la refrigeración de combustible bajo condiciones accidente, aun cuando falle la remoción normal de calor o se pierda la integridad del sistema primario de refrigeración.
Artículo 42. Integridad del sistema de refrigeración del reactor.-
Los códigos y normas para vasijas y tuberías nucleares deben estar complementadas por medidas adicionales para prevenir condiciones que, cuando se presenten, podrían conducir a una ruptura de la frontera del sistema del refrigerante primario en cualquier momento durante la vida operacional de la planta.
Artículo 43. Confinamiento del material radiactivo.-
La instalación nuclear debe diseñarse de manera que sea capaz de retener la mayor parte del material radiactivo que podría ser liberado del combustible, para toda la gama de accidentes considerados en el diseño.
Artículo 44. Protección de la estructura de confinamiento.-
Se deberá proveer de protección especial a la estructura del confinamiento siempre que las características específicas de la instalación nuclear no puedan prevenir los efectos perjudiciales de un accidente severo sobre ésta, al grado que sea necesario para cumplir el objetivo general de seguridad.
Artículo 45. Monitoreo del estado de seguridad de la instalación nuclear .-
Los parámetros de monitoreo debe ser seleccionados y presentados visualmente en la sala de control para asegurar que los operadores tengan indicaciones claras e inequívocas del estado de las condiciones de la instalación que son importantes para la seguridad, especialmente para identificar y diagnosticar la actuación automática y la operación de un sistema de seguridad o la degradación de la defensa en profundidad.
Artículo 46. Preservación de la capacidad de control.-
La sala de control de la instalación deberá diseñarse para permanecer habitable bajo condiciones normales de operación, ocurrencias anormales anticipadas y accidentes considerados en el diseño, asimismo, en caso que ocurran circunstancias donde esta quede inhabitable o dañada, deben efectuarse previsiones para el monitoreo independiente y mantenimiento de la capacidad esencial para el control necesario de la refrigeración, parada y confinamiento finales, de manera remota en otras ubicaciones.
Artículo 47. Pérdida total del suministro eléctrico.-
Las instalaciones nucleares deberán estar diseñadas de manera que la pérdida simultánea de suministro eléctrico AC en el emplazamiento y fuera del emplazamiento, en un apagón total, no conducirá rápidamente a daño del combustible.
Artículo 48. Control de accidentes dentro de la base de diseño.-
Se deberán hacer provisiones en la etapa de diseño con el fin de controlar accidentes considerados en la base de diseño, que incluirá la especificación de información e instrumentación que necesita el personal de la instalación para el seguimiento e intervención en el curso de un accidente.
Artículo 49. Almacenamiento de combustible nuevo y gastado.-
El diseño de la instalación nuclear debe incluir disposiciones para la manipulación y almacenamiento de combustible nuevo y gastado de manera que asegure la protección de los trabajadores y prevenga la liberación de material radiactivo.
Artículo 50.- Protección física de la instalación
El diseño y operación de una instalación nuclear deberá contemplar medidas adecuadas para proteger la instalación de daño y prevenir la liberación de material radiactivo originada de actos no autorizados por parte de individuos o grupos, incluyendo intrusiones, diversión o remoción no autorizada de materiales nucleares, y sabotaje de la instalación.
CAPITULO III
FABRICACION Y CONSTRUCCION
Artículo 51° Evaluación de seguridad del diseño.-
La construcción de una instalación nuclear se deberá iniciar solamente después que, tanto la entidad operadora como la Autoridad Reguladora, hayan realizado una evaluación adecuada que garantice que todos los aspectos principales de la seguridad fueron resueltos satisfactoriamente - antes que se programe el inicio de las operaciones.
Artículo 52. Calidad en la fabricación y construcción.-
La provisión del equipamiento y la construcción de alta calidad deberán ser realizadas siguiendo técnicas y procedimientos bien probados y establecidos, sostenidos en un programa de garantía de calidad aplicado por los fabricantes y constructores, el mismo que será revisado y auditado por la organización operadora.
CAPITULO IV PUESTA EN SERVICIO
Artículo 53°. Verificación del diseño y la construcción.-
La entidad operadora establecerá y seguirá un programa de puesta en servicio para demostrar que toda la instalación, en especial los puntos importantes para la seguridad y protección radiológica, ha sido construida y funciona de acuerdo al diseño propuesto, y para asegurar que las debilidades sean detectadas y corregidas.
Artículo 54. Validación de procedimientos de pruebas operacionales y funcionales.-
Los procedimientos para las pruebas funcionales y operación normal de la instalación y sistemas a ser ejecutados durante la fase operacional deben ser validados como parte del programa de puesta en servicio.
Artículo 55. Registro de datos de línea base.-
Durante las pruebas de puesta en servicio deberán recopilarse los datos detallados de diagnóstico de los componentes que tienen significado especial para la seguridad y se registrarán los parámetros iniciales de operación de los sistemas.
Artículo 56. Ajustes pre-operacionales de la instalación .-
En el programa de puesta en servicio deberán determinarse y documentar las características operacionales de los sistemas de seguridad y de procesos tal como fueron construidas; se ajustarán los puntos de operación para conformar los valores de diseño y para el análisis de seguridad; los procedimientos de entrenamiento y las condiciones limitantes para la operación se modificarán de modo que refleje exactamente las características de operación de los sistemas conforme fueron construidos.
CAPITULO V OPERACIÓN
Artículo 57°. Organización, responsabilidades y personal.-
La organización operadora ejerce la responsabilidad total por la operación segura de una instalación nuclear mediante una estructura organizacional adecuada bajo la autoridad del administrador de la instalación quien asegurará que todos los elementos para la operación segura estén disponibles, incluyendo a personal experimentado y calificado en cantidad suficiente.
Artículo 58. Procedimientos de revisión de la seguridad.-
La organización operadora debe mantener procedimientos de revisión de la seguridad para vigilancia y auditoria continuos de la seguridad operacional de la instalación nuclear y que apoye al administrador de la instalación en sus responsabilidades globales de seguridad.
Artículo 59. Conducción de las operaciones.-
La operación de la instalación nuclear será dirigida y efectuada por personal autorizado, de acuerdo a controles administrativos estrictos y observando disciplina de procedimiento.
Artículo 60. Entrenamiento.-
El titular de la licencia deberá establecer programas para entrenamiento y re-entrenamiento del personal de operaciones y mantenimiento, apoyo técnico, química y protección radiológica a fin de habilitarles a desarrollar sus funciones segura y eficientemente, siendo particularmente intensivo para personal de la sala de control, e incluyendo el uso de simuladores de operación .
Artículo 61. Límites y condiciones operacionales.-
Se deberán definir los límites y condiciones operacionales para identificar las fronteras seguras de operación de la instalación nuclear y se prefijarán los requerimientos mínimos para la disponibilidad de personal y equipamiento, los cuales serán presentados a la Autoridad Nacional.
Artículo 62. Procedimientos de operación normal.-
La operación normal de la instalación nuclear deberá estar controlada mediante procedimientos detallados, validados y formalmente aprobados por la Autoridad Nacional
Artículo 63. Procedimientos operativos de emergencias.-
Se deberán establecer, documentar y aprobar procedimientos operativos de emergencia que proporcionen la base para una respuesta adecuada del operador ante eventos anormales.
Artículo 64. Procedimientos de protección radiológica.-
El titular de la licencia u organización operadora deberá establecer procedimientos escritos de protección radiológica para el control, guía y protección de personal, se lleve a cabo el monitoreo de rutina de las condiciones radiológicas en la instalación nuclear, se efectúe el monitoreo de la exposición del personal, y para monitorear las liberaciones de efluentes radiactivos.
Artículo 65. Apoyo técnico y de ingeniería a las operaciones.-
El titular de la licencia u organización operadora deberá asegurar la disposición del apoyo técnico y de ingeniería, competente en todas las disciplinas importantes a la seguridad, durante todo el tiempo de vida de la instalación nuclear.
Artículo 66. Realimentación de la experiencia operacional.-
El titular de la licencia u organización operadora de la instalación deberá instituir medidas que permitan asegurar que los eventos significativos a la seguridad sean detectados y evaluados en profundidad, que se ejecute prontamente cualquier acción correctiva necesaria y que la información sobre ella sea diseminada, debiendo efectuar los arreglos necesarios para acceder a la experiencia operacional relevante para la seguridad de otras centrales nucleares en todo el mundo.
Artículo 67. Mantenimiento, prueba e inspección.-
Las estructuras, componentes y sistemas relacionados con la seguridad deberán estar sometidos a un programa de mantenimiento, inspección, prueba y revisión preventiva y predictiva regular cuando sea necesario para asegurar que mantengan su capacidad de cumplir con los requerimientos de diseño durante la vida de la instalación, debiendo llevarse a cabo con procedimientos escritos apoyados en un programa de garantía de calidad.
Artículo 68. Garantía de calidades la operación.-
El titular de licencia u organización operadora deberá establecer y seguir un programa de garantía de calidad operacional para asegurar el desempeño satisfactorio en todas las actividades importantes para la seguridad de la instalación nuclear.
CAPITULO VI
EVENTOS Y CONDICIONES SIGNIFICATIVAS A LA SEGURIDAD
Artículo 69. Reporte de eventos y condiciones significativas,-
Los eventos que ocurran y condiciones detectadas que tengan un impacto esencial a la seguridad de la instalación deberán ser reportados sin retraso a la Autoridad Nacional, en tanto que si son menos severos, pero que sean importantes a la seguridad de la instalación, serán reportados prontamente.
CAPITULO VII GESTION DE ACCIDENTES
Artículo 70. Estrategia de gestión.-
El titular de la licencia u organización operadora deberá preparar una guía sobre la estrategia de gestión de accidentes utilizando los resultados del análisis de la respuesta de la instalación a accidentes potenciales más allá de la base de diseño.
Artículo 71. Entrenamiento y procedimientos de gestión.-
El personal de la instalación nuclear deberá estar entrenado y re-entrenado en los procedimientos a seguir en caso que ocurra un accidente que exceda la base de diseño de la instalación.
Artículo 72. Características de ingeniería para la gestión.-
El equipamiento, instrumentación y ayudas al diagnóstico deberán estar disponibles a los operadores a fin de controlar el curso y consecuencias de un accidente más allá de la base de diseño.
CAPITULO VIII
CIERRE DE LA INSTALACION
Artículo 73. Decomisionamiento de la instalación.-
En el diseño y operación de la instalación nuclear deberá considerarse los factores que faciliten el cierre de la instalación y la gestión de los desechos radiactivos, se gestionarán apropiadamente los peligros de radiación después de finalizar las operaciones y de la remoción de los combustibles gastados de la instalación para proteger la salud de los trabajadores y público durante el cierre.
CAPITULO IX
PREPARACION DE EMERGENCIAS
Artículo 74. Planes de emergencia.-
Antes de poner en marcha la instalación nuclear deberá prepararse los planes de emergencia que serán ejercitados anualmente para asegurar que las medidas de protección serán implementadas apropiadamente en un evento accidental que resulte o tenga el potencial de descargas significativas de materiales radiactivos dentro y fuera del emplazamiento, debiendo definirse las zonas de planificación de emergencias alrededor de la instalación para una respuesta graduada.
Artículo 75. Facilidades de respuesta.-
La organización operadora deberá disponer de un centro permanente fuera del emplazamiento que esté equipado apropiadamente para responder a emergencias, asimismo deberá disponerse de un
centro similar en el emplazamiento para dirigir las actividades de emergencia dentro de la instalación y para objeto de comunicación con la organización fuera del emplazamiento.
Artículo 76. Evaluación de consecuencias y monitoreo radiológico.-
La organización operadora deberá disponer de medios para el personal responsable del emplazamiento que sean usados para realizar predicciones tempranas del alcance y significado de cualquier descarga de materiales radiactivos de cualquier accidente que ocurra, para realizar una evaluación rápida y continua de la situación radiológica así como para determinar la necesidad de medidas protectoras.
CAPITULO X
GESTION DE DESECHOS RADIACTIVOS Y DEL COMBUSTIBLE GASTADO
Artículo 77. Tratamiento de los desechos radiactivos y del combustible gastado.-
La generación de desechos radiactivos en una instalación deberá mantenerse al mínimo posible, tanto en actividad como en volumen, y cualquier operación de tratamiento y almacenamiento del combustible gastado y de los desechos radiactivos en el mismo emplazamiento de la instalación nuclear deberá considerar el acondicionamiento y disposición.
Artículo 78. Disposición final.-
Si los desechos radiactivos y combustible gastado van a ser dispuestos fuera del emplazamiento, su gestión deberá ajustarse a los requerimientos establecidos por la Autoridad Nacional para su disposición final.
CAPITULO XI
RESPONSABILIDAD POR DAÑOS NUCLEARES
Artículo 79. Responsabilidad civil de la instalación.-
El titular de la licencia deberá garantizar el cumplimiento de las disposiciones relativas a la responsabilidad civil por daños nucleares, de conformidad con el Convenio de Responsabilidad Civil por Daños Nucleares y otras disposiciones aprobadas al respecto.
CAPITULO XII
SALVAGUARDIAS DE MATERIALES NUCLEARES
Artículo 80. Aplicación de salvaguardias.-
El titular de la licencia o operador de de la instalación nuclear deberá definir e implementar los controles requeridos por la Autoridad Nacional para la aplicación efectiva del control y contabilidad de los materiales nucleares así como de las actividades que se lleven a cabo en las instalaciones.
DISPOSICIONES COMPLEMENTARIAS
Primera.- Normas técnicas específicas
La Autoridad Nacional preparará y emitirá las normas técnicas específicas adicionales que sean necesarias para la aplicación del presente Reglamento.
Segunda.- Confidencialidad
La documentación preceptiva y datos relativo a una instalación nuclear será considerada confidencial debiendo mantenerse reserva en todas las instancias donde sea necesaria su revisión y conocimiento.
DISPOSICIONES FINALES
Primera.- Régimen de licencias
El régimen de licencia y autorizaciones que se aplique a las instalaciones nucleares será el establecido en las secciones correspondientes del Reglamento de la Ley 28028 aprobado por Decreto Supremo N° 039-2008-EM.
Segunda.- Aplicación de sanciones
Las infracciones al presente Reglamento serán sancionadas de conformidad con el régimen establecido en el Reglamento de la Ley 28028 aprobado por Decreto Supremo N° 039-2008-EM, sin perjuicio de las acciones de orden civil o penal que correspondan.
Tercera.- Otros Reglamentos
El Reglamento de Seguridad Radiológica aprobado por Decreto Supremo N° 009-97-EM y el Reglamento de Protección Física de Materiales e Instalaciones Nucleares aprobado por Decreto Supremo N° 014-2002-EM, será aplicables a las instalaciones nucleares según corresponda.
