Agencia Estatal Boletín Oficial del Estado

La Ley 15/1980, de 22 de abril, de Creación del Consejo de Seguridad Nuclear, reformada por la Ley 33/2007, de 7 de noviembre, atribuye a este Ente Público la facultad de «elaborar y aprobar las Instrucciones, Circulares y Guías de carácter técnico relativas a las instalaciones nucleares y radiactivas y a las actividades relacionadas con la seguridad nuclear y la protección radiológica» relacionadas con el funcionamiento seguro, es decir sin riesgos indebidos para las personas o el medio ambiente, de las instalaciones nucleares y radiactivas.

El Consejo de Seguridad Nuclear, en los límites y condiciones de las autorizaciones de explotación a centrales nucleares, ha venido requiriendo de forma singularizada a los titulares de dichas instalaciones la implantación de un proceso de gestión del envejecimiento de los componentes de las centrales incluida la gestión en el caso de la explotación a largo plazo, más allá de la vida definida de diseño de aquellas.

La aprobación de la presente Instrucción obedece a la necesidad de regular con carácter general los criterios aplicados por el Consejo de Seguridad Nuclear para requerir un sistema de gestión del envejecimiento de las estructuras, sistemas y componentes, incluyendo el caso de la explotación a largo plazo de las centrales nucleares.

A este respecto, el Consejo de Seguridad Nuclear aprobó en el año 2004 el documento denominado «Condiciones para la operación a largo plazo de las centrales nucleares», que contiene los criterios básicos aplicables a las solicitudes de operación a largo plazo y el marco legal y administrativo para la renovación de las Autorizaciones de Explotación a largo plazo de las centrales nucleares.

En virtud de todo lo anterior y de conformidad con la habilitación legal prevista en el artículo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del Consejo de Seguridad Nuclear, en su redacción dada por la Ley 33/2007, de 7 de noviembre, de reforma de la anterior, previa consulta a los sectores afectados, y tras los informes técnicos oportunos, este Consejo, en su reunión del día 1 de julio de 2009, ha acordado lo siguiente:

Primero. Objeto y ámbito de aplicación.–Esta Instrucción tiene por objeto establecer los criterios para la gestión del envejecimiento de los componentes de las centrales nucleares, incluida la gestión en el caso de la explotación a largo plazo. Los requisitos establecidos en la misma son aplicables a todas las condiciones de operación de la central.

La Instrucción resulta de aplicación a todas las centrales nucleares que contengan uno o más reactores nucleares de potencia de los tipos PWR y BWR.

Segundo. Definiciones.–Las definiciones de los términos y conceptos contenidos en la presente Instrucción se corresponden con los recogidos en la siguiente normativa:

Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear.

Ley 15/1980, de 22 de abril, de Creación del Consejo de Seguridad Nuclear.

Real Decreto 1836/1999, de 3 de septiembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas.

Además, dentro del contexto de la presente Instrucción, son de aplicación las siguientes definiciones:

Análisis de envejecimiento en función del tiempo, AEFT: Análisis y cálculos realizados por el titular de la instalación y que cumplen las siguientes condiciones:

1. Están relacionados con las estructuras, sistemas y componentes (ESC) consideradas dentro del alcance de la gestión del envejecimiento.

2. Tienen en cuenta los efectos del tiempo y de la operación a largo plazo.

3. Mantienen hipótesis de vida de diseño limitada.

4. Concluyen con la existencia de capacidad o no de las ESC para seguir funcionando, de acuerdo con sus funciones definidas, tras haber sobrepasado las hipótesis de vida de diseño limitada.

5. El cálculo o análisis fue considerado relevante en alguna evaluación de seguridad.

6. El cálculo o análisis forma parte de las bases de licencia actuales de la instalación.

Análisis de Seguridad: Estudios técnicos que permiten demostrar que se cumplen los requisitos de seguridad impuestos a la instalación. Los análisis de seguridad se realizan utilizando supuestos de partida relativos a las condiciones de operación de la instalación. La validez de un estudio de seguridad está limitada por el conjunto de supuestos utilizados.

Bases de licencia: Son el conjunto de requisitos de obligado cumplimiento, compromisos reguladores y exenciones, derivados tanto de la normativa inicial como de la normativa incorporada con posterioridad.

Las bases de licencia están recogidas en los documentos oficiales de explotación de la central, en las condiciones asociadas a la aprobación de los mismos y a la Autorización de Explotación, así como en los compromisos del titular de la instalación para asegurar el cumplimiento con las bases de diseño de los sistemas de seguridad (incluyendo las modificaciones realizadas).

Elementos importantes para la seguridad: Comprenden:

1. Aquellas ESC cuyo mal funcionamiento o fallo podría originar una indebida exposición a la radiación del personal del emplazamiento o de miembros del público,

2. Aquellas ESC que impiden que los sucesos operativos previstos den lugar a condiciones de accidente, y

3. Aquellas ESC que se destinan a mitigar las consecuencias de accidentes causados por un mal funcionamiento o fallo de las ESC.

Estos elementos se subdividen en:

Elementos de seguridad (o elementos relacionados con la seguridad): son aquellas ESC a las que se da crédito a su funcionamiento en los análisis de accidentes base de diseño para:

Llevar la instalación a una condición segura y mantenerla en dicha condición a largo plazo, y

Limitar las consecuencias radiológicas de los sucesos operativos previstos y de los accidentes base de diseño dentro de sus límites especificados.

Elementos relevantes para la seguridad: Son aquellas ESC que no forman parte de un elemento de seguridad, pero:

Cuyo funcionamiento se da crédito para mitigar sucesos operativos previstos o accidentes, o se usan en procedimientos de operación en emergencia,

Cuyo fallo puede impedir que los elementos de seguridad cumplan su función de seguridad, o

Cuyo fallo puede causar la actuación de un elemento de seguridad.

Envejecimiento: Proceso general por el que las características de un sistema, equipo o componente van cambiando con el tiempo o con el uso. El envejecimiento se manifiesta en la degradación progresiva (de forma continua, o discontinua) de los materiales y de la capacidad para desempeñar las funciones de las ESC a lo largo del tiempo (tanto en operación normal como en el caso de transitorios).

Estructuras, sistemas y componentes (ESC): es el término general que abarca todos los elementos de una instalación. Las estructuras son los elementos pasivos: edificios, vasijas, blindajes, etc. Un sistema comprende varios componentes o estructuras montados de tal manera que desempeñan una función específica. Un componente es un elemento específico de un sistema. Son ejemplos los cables, transistores, circuitos integrados, motores, relés, solenoides, tuberías, accesorios, bombas, depósitos y válvulas.

Estudios de gestión del envejecimiento: Análisis demostrativos de que los efectos del tiempo son considerados adecuadamente, para las ESC consideradas dentro del alcance de la gestión del envejecimiento, de modo que se mantengan las funciones definidas en sus bases de licencia durante su vida útil (o de servicio).

Explotación a largo plazo: Operación continuada de la instalación manteniendo un nivel de seguridad aceptable, más allá de la vida de diseño de la instalación, tras realizar una evaluación de seguridad que asegure que se mantienen los requisitos de seguridad aplicables a las ESC de la misma.

La evaluación de seguridad que ha de soportar la explotación a largo plazo de la instalación ha de incluir, junto con la revisión de la gestión del envejecimiento para el nuevo periodo, la revisión de los análisis de seguridad con una hipótesis de vida de diseño igual o superior a la vida de diseño de la instalación, en la que se evalúe si las conclusiones de estos análisis son válidas teniendo en cuenta el periodo de explotación a largo plazo.

Mecanismo significativo de envejecimiento: es aquel que, considerado su potencial desarrollo, requiere la existencia de una actividad de control o mitigación para garantizar la función de las ESC afectadas, durante su vida útil (o de servicio).

Vida de diseño: Relativa a una ESC, se refiere al tiempo de funcionamiento supuesto en el diseño, durante el cual se espera que cumpla con su función, en los términos establecidos en sus especificaciones.

En la estimación de la vida de diseño no sólo se tiene en cuenta el periodo en el que se requerirá el funcionamiento de la ESC, sino también las condiciones en que va a operar la ESC, y los transitorios a que va a estar sometida.

La vida de diseño de una instalación es un concepto envolvente, limitado por el tiempo atribuido en el diseño a las ESC que, por razones técnicas o económicas, no se consideran reemplazables.

En el caso de las centrales nucleares de diseño occidental (básicamente, las norteamericanas y algunas europeas), parte de los análisis que dan soporte a la evaluación de seguridad de la planta se han realizado con la hipótesis de una vida de diseño de 40 años, por ejemplo aquellos componentes que no pueden ser reemplazados, como la vasija del reactor y el edificio de contención. Por lo que habitualmente se consideran 40 años como vida de diseño de la instalación.

Vida remanente: Período de tiempo comprendido entre el momento actual y el final de la vida útil (o de servicio).

El esquema siguiente clarifica estos términos.

Vida útil (o de servicio): Referida a una ESC, es el período de tiempo desde su puesta en funcionamiento hasta su retirada de servicio.

La vida útil puede ser mayor que la vida de diseño, siempre que las condiciones reales de operación hayan sido menos severas que las supuestas en el diseño. Mediante la comparación entre las condiciones de diseño y las condiciones reales de operación puede determinarse el margen de vida remanente que le queda a un sistema, equipo o componente.

Tercero. Alcance de las actividades de gestión del envejecimiento.–El alcance del programa de gestión del envejecimiento, especificado en el punto cuarto de esta Instrucción, debe incluir las siguientes ESC relacionadas con la seguridad y relevantes para la seguridad:

3.1. Los elementos relacionados con la seguridad que deben seguir funcionando, durante y después de cualquier suceso base de diseño que pudiera producirse, para garantizar las siguientes funciones:

La integridad de la barrera de presión del refrigerante del reactor,

La capacidad de parar el reactor y mantenerlo en una condición de parada segura; o

La capacidad de prevenir o mitigar las consecuencias de los accidentes, de modo que las exposiciones radiactivas fuera del emplazamiento se mantengan por debajo de los límites establecidos.

3.2 Los elementos relevantes para la seguridad cuyo fallo podría impedir el cumplimiento satisfactorio de cualquiera de las funciones identificadas en el apartado 3.1 anterior.

3.3 Los elementos importantes para la seguridad, con los que se cuenta en los análisis de seguridad de la instalación y que están relacionadas con los requisitos de protección contra-incendios, calificación medioambiental, choque térmico a presión, transitorios sin parada automática del reactor y pérdida total de alimentación eléctrica.

Cuarto. Criterios para la vigilancia de la gestión del envejecimiento de los componentes de las centrales nucleares, incluida la gestión en el caso de la explotación a largo plazo.

4.1 Gestión del envejecimiento, dentro del periodo de la vida de diseño de la instalación: Durante el periodo de la vida de diseño de la instalación el titular de la misma debe realizar las actividades necesarias de gestión del envejecimiento de las ESC de la central, de modo que incluyan medidas de vigilancia, control y mitigación de los mecanismos de envejecimiento de los elementos relacionados con la seguridad y de los elementos relevantes para la seguridad y con el estado de los mismos, y que identifiquen las propuestas de mejora (nuevas actividades de inspección, pruebas, vigilancia y mantenimiento) incorporadas para detectar dichos mecanismos y controlar sus efectos, incorporando las conclusiones de esa revisión periódica a un Plan de Gestión de Vida (PGV).

4.2 Gestión del envejecimiento, que incluya el periodo de explotación a largo plazo: La solicitud de renovación de la Autorización de Explotación de las centrales nucleares, más allá del período previsto en su diseño inicial, debe incluir entre otros informes, un Plan Integrado de Evaluación y Gestión del Envejecimiento (PIEGE), constituido por una serie de estudios de gestión del envejecimiento, que permitan garantizar, de modo razonable, la funcionalidad de los elementos relacionados con la seguridad y de los elementos relevantes para la seguridad que forman parte de su alcance, considerando el nuevo periodo de explotación.

4.3 Gestión del envejecimiento, dentro del periodo de explotación a largo plazo de la instalación: Durante el periodo de explotación a largo plazo el titular de la misma debe realizar las actividades necesarias de gestión del envejecimiento de las ESC de la central, a través de los correspondientes programas de gestión del Envejecimiento (PGE) identificados durante el proceso de revisión de la gestión del envejecimiento (RGE), de modo que se asegure la vigilancia, control y mitigación de los mecanismos de envejecimiento y degradación de los elementos relacionados con la seguridad y de los elementos relevantes para la seguridad, tanto los mecanismos identificados en el PIEGE como los nuevos que puedan surgir. Se deberá contemplar un procedimiento formal de identificación e implantación de propuestas de mejora (nuevas actividades de inspección, pruebas, vigilancia y mantenimiento) incorporadas para controlar los efectos de nuevos mecanismos identificados o para optimizar la gestión de los ya existentes, incorporando las conclusiones de esa revisión periódica a un Plan de Gestión del Envejecimiento a largo plazo (PGE-LP).

4.4 Requisitos.–Los requisitos que deben cumplir, tanto el PGV como el PIEGE y el PGE-LP, deben ser:

a) Criterios de selección. El PGV, el PIEGE y el PGE-LP aplican a aquellas estructuras y componentes que forman parte del alcance definido en el punto tercero de esta Instrucción y cumplan además:

a.1) Son componentes pasivos (no tienen piezas móviles o que cambien su configuración o propiedades), puesto que la aplicación de la Regla de Mantenimiento (regulada en la Instrucción IS-15, de 31 de octubre de 2007, del Consejo de Seguridad Nuclear) a los componentes activos garantiza que las funciones críticas, en aquellos componentes definidos en su alcance, se encuentren dentro de los niveles de aceptación. Estas estructuras y componentes:

Incluyen (pero no están limitadas): la vasija del reactor, la barrera de presión del refrigerante del reactor, generadores de vapor, el presionador, tuberías, carcasas de bombas, cuerpos de válvulas, el barrilete del núcleo, soportes de componentes, barreras de retención de presión, cambiadores de calor, carcasas de ventiladores, conductos de ventilación, la contención, revestimiento metálico de la contención, penetraciones eléctricas y mecánicas, esclusas de equipos, estructuras sísmicas de Categoría 1, cables y conexiones eléctricos, bandejas de cables y cajas eléctricas.

Excluyen (pero no están limitadas): bombas (excepto la carcasa) válvulas (excepto el cuerpo), motores, generadores diesel, compresores de aire, amortiguadores, el accionamiento de las barras de control, compuertas de ventilación, transmisores de presión, indicadores de presión, indicadores de nivel, conmutadores, ventiladores (excepto la envolvente), baterías, interruptores, relés, inversores de potencia, tarjetas electrónicas, cargadores de batería y fuentes de alimentación eléctricas.

a.2) No están incluidos en ningún programa de sustitución basado en el mantenimiento de la vida cualificada o cualquier otro programa de sustitución.

b) Identificación de los mecanismos de envejecimiento. Para cada componente incluido dentro del alcance definido en el punto a) anterior, se han de analizar sus potenciales mecanismos de envejecimiento y las posibles causas y consecuencias de los mismos.

Una vez identificados las estructuras y componentes con funciones pasivas y de larga vida, según lo indicado en el apartado anterior, se pueden analizar de forma individual o a través de familias, considerando su similitud en diseño y/o funciones.

En particular, la gestión del envejecimiento de la vasija de presión del reactor y sus soldaduras tendrá en cuenta todos los factores relevantes, incluyendo la fragilización, el envejecimiento térmico y la fatiga, para comparar su comportamiento frente a las predicciones de los análisis a lo largo de la vida del componente.

Como consecuencia de los análisis anteriores, se determinarán aquellos efectos y mecanismos de envejecimiento que se consideren significativos, y que requieran la existencia de una actividad de vigilancia, control o mitigación para asegurar que la funcionalidad de la estructura o componente no queda limitada durante su vida de servicio.

c) Evaluación de las prácticas de mantenimiento. El objetivo de esta actividad será evaluar si las causas y las consecuencias del envejecimiento (efectos y mecanismos de envejecimiento significativos) están adecuadamente vigiladas, controladas y mitigadas por las prácticas de mantenimiento; considerando que éstas no sólo incluyen las actividades propias del mantenimiento predictivo y preventivo, sino también las actividades de inspección, pruebas, control de parámetros operacionales, etc.

Aquellas prácticas de mantenimiento, inspecciones y pruebas exigidas en las actuales bases de licencia serán válidas para la gestión del envejecimiento de las ESC afectadas respecto a los efectos y mecanismos de envejecimiento en ellas tratados.

La evaluación de prácticas de mantenimiento consistirá en una comparación entre las actividades de vigilancia y mitigación adecuadas para cada efecto y mecanismo de envejecimiento (significativos en cada estructura o componente), y el contenido real de las prácticas de mantenimiento que se llevan a cabo en dicha estructura o componente. El resultado de la evaluación incluirá las mejoras de las prácticas de mantenimiento necesarias para establecer una gestión adecuada del envejecimiento y, en los casos que se requiera, la implementación de otras nuevas.

d) Análisis realizados con hipótesis de vida de diseño definida (AEFT). En el caso de la gestión del envejecimiento, considerando el periodo de explotación a largo plazo, han de identificarse todos los análisis y cálculos realizados por el titular de la instalación que cumplen con la definición de AEFT incluida en el apartado segundo, y realizar la evaluación de estos AEFT en aquellas ESC que se vean afectadas por los siguientes criterios:

d.1) Los resultados de los análisis afectan a las bases de diseño que garantizan la función de seguridad de algún componente o estructura que forme parte del alcance del PIEGE y que estén afectados por mecanismos de envejecimiento significativos.

d.2) La hipótesis de vida definida en el análisis original es inferior a la vida que le correspondería con la nueva Autorización de Explotación solicitada.

La evaluación de dichos análisis AEFT se realizará mediante alguno de los métodos siguientes:

Verificar que los análisis actuales siguen siendo válidos para el nuevo período de explotación propuesto y, por tanto, no es preciso llevar a cabo un nuevo análisis. Para ello se demostrará que las hipótesis y condiciones del análisis ya consideran la gestión de los efectos del envejecimiento dentro del período de operación a largo plazo y que los criterios de aceptación proporcionan un margen razonable para asegurar el cumplimiento de la función en dicho período.

Reevaluar o rehacer el análisis para el nuevo período de vida solicitado y verificar que se cumplen los criterios de aceptación establecidos.

Demostrar que los efectos del envejecimiento pueden ser gestionados de forma adecuada durante el nuevo período de operación solicitado.

Quinto. Documentación.–Los titulares de las centrales nucleares realizarán informes periódicos que recojan las actividades efectuadas en cumplimiento con los puntos tercero y cuarto de la presente Instrucción. Dichos informes deberán ser remitidos al Consejo de Seguridad Nuclear con el contenido y en los plazos que se indican a continuación:

5.1 Informes anuales de gestión del envejecimiento, dentro del periodo de la vida de diseño de la instalación: Se remitirá, en el primer semestre de cada año natural, un informe que contenga las actividades del Plan de Gestión de Vida (PGV) de la instalación, en el cual se incluya la vigilancia, control y mitigación de los mecanismos de envejecimiento de los elementos relacionados con la seguridad y de los elementos relevantes para la seguridad en el alcance de gestión de vida, tal como se definen en el apartado 3, y el estado de los mismos, y en el que se identifiquen las propuestas de mejora (nuevas actividades de inspección, pruebas, vigilancia y mantenimiento) incorporadas o de nueva incorporación, para detectar dichos mecanismos y controlar sus efectos.

El alcance y contenido del PGV de la instalación serán como mínimo los determinados en la metodología de la norma norteamericana 10 CFR 54 «Requisitos para la renovación de la licencia de operación», artículos 54.3, 54.4 y 54.21, hasta que la planta alcance su vida de diseño, con excepción de lo requerido en los artículos 54.3.a y 54.21.c sobre los análisis específicos de componentes en función del tiempo (AEFT). Sólo en el caso de que la central opte por la explotación a largo plazo, deberá cumplir también los requisitos de la citada norma en cuanto a la definición de los AEFT que le sean aplicables.

Así mismo, dentro del alcance, contenido y plazos de presentación de la documentación relativa a la Revisión Periódica de la Seguridad (RPS) de las instalaciones, se acompañará una revisión del PGV, para confirmar que, en el periodo considerado por la RPS:

Se han tenido en cuenta los mecanismos de envejecimiento y degradación de los elementos relacionados con la seguridad y de los elementos relevantes para la seguridad en el alcance de gestión de vida tal como se define en el apartado 3,

Se han considerado los mecanismos y efectos de envejecimiento no esperados,

Se ha incorporado al PGV nueva información relevante que se haya producido y nuevos aspectos que surjan,

Se han utilizado los métodos y herramientas más adecuados para la gestión del envejecimiento que estén disponibles, y

Se ha valorado la efectividad de la gestión del mantenimiento, de acuerdo con los resultados de las prácticas realizadas en la instalación.

5.2 Informe de gestión del envejecimiento, que incluya el periodo de explotación a largo plazo: se remitirá un Plan Integrado de Evaluación y Gestión del Envejecimiento (PIEGE) conteniendo los análisis de gestión del envejecimiento (alcance, selección, identificación de los mecanismos de envejecimiento, evaluación de las prácticas de mantenimiento y propuestas de mejora) y los análisis AEFT que sean necesarios para la revisión de los análisis realizados con hipótesis de vida de diseño definida, que permitan garantizar, de forma razonable, la funcionalidad de las estructuras, sistemas y componentes que formen parte de su alcance. Este Plan tendrá como referencia la reglamentación estadounidense contenida en la norma 10 CFR 54 «Requisitos para la renovación de la licencia de operación» y en los documentos que la desarrollan, tanto por la agencia reguladora estadounidense como por la industria nuclear, denominados respectivamente «Plan de revisión de las renovaciones de licencia de operación» (NUREG-1800), «Informe genérico de lecciones aprendidas sobre envejecimiento» (NUREG-1801) y Guía nº 95-10 de la Asociación de la Industria Nuclear Americana.

Al PIEGE se le adjuntarán un suplemento del Estudio de Seguridad, en el que se incluyan los estudios y análisis que justifiquen la gestión del envejecimiento de las ESC de la central en el período de explotación a largo plazo, y una revisión de las Especificaciones Técnicas, en la que se incluyan los cambios necesarios para mantener las condiciones seguras de operación en el mismo período.

El período mínimo con el que debe presentarse la documentación relativa al PIEGE debe ser de tres años antes de la fecha en la que se deba proceder a renovar la Autorización de Explotación, debiendo presentarse una actualización de los anteriores documentos, incluyendo las modificaciones introducidas en la central, un año antes de la fecha de renovación de la citada autorización.

5.3 Informes anuales de gestión del envejecimiento, dentro del periodo de explotación a largo plazo de la instalación: Se remitirá, en el primer semestre de cada año natural, un informe que contenga las actividades del Plan de Gestión de Envejecimiento a largo plazo (PGE-LP) de la instalación, en el cual se incluya la vigilancia, control y mitigación de los mecanismos de envejecimiento y degradación de los elementos relacionados con la seguridad y de los elementos relevantes para la seguridad, tanto los identificados en el PIEGE como los nuevos que puedan surgir, y en el que se identifiquen las propuestas de mejora (nuevas actividades de inspección, pruebas, vigilancia y mantenimiento) incorporadas para controlar los efectos de dichos mecanismos.

El alcance y contenido del PGE-LP de la instalación serán al menos los determinados en la metodología de la norma norteamericana 10 CFR 54 «Requisitos para la renovación de la licencia de operación», artículos 54.3, 54.4 y 54.21, incluidos los requisitos de la citada norma en cuanto al estudio de los AEFT que le sean aplicables.

Sexto. Exenciones.–Los titulares de las centrales nucleares, sujetos de la presente Instrucción, podrán pedir la exención temporal, total o parcial, del cumplimiento de alguno de sus requisitos, justificando adecuadamente las razones de su solicitud y señalando la forma alternativa en que se cumplirán los criterios establecidos.

Séptimo. Infracciones y sanciones.–La presente Instrucción del Consejo de Seguridad Nuclear tiene carácter vinculante de conformidad con lo establecido en el artículo 2 a) de la Ley 15/1980 de creación del Consejo de Seguridad Nuclear, de forma que su incumplimiento supone la infracción de un requerimiento legal, y será sancionado según lo dispuesto en el capítulo XIV, artículos 85 a 93, ambos inclusive de la Ley 25/1964, de Energía Nuclear, en la redacción dada por la Ley 33/2007, de 7 de noviembre.

Octavo.–Disposición derogatoria única.–Queda derogada cualquier norma de igual o inferior rango que se oponga a la presente Instrucción.

Noveno.–Disposición final única.–La presente Instrucción entrará en vigor el día siguiente al de su publicación en el «Boletín Oficial del Estado».

Madrid, 1 de julio de 2009.–La Presidenta del Consejo de Seguridad Nuclear, Carmen Martínez Ten.