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ESPECIAL TOP-SAFE 98

ENTREVISTA: -- ANTONIO ANTONIO COLINO COLINO LÓPEZ LÓPEZ -- FRANCISCO FRANCISCO PASCUAL PASCUAL MARTÍNEZ MARTÍNEZ -- MANUEL MANUEL LÓPEZ LÓPEZ RODRÍGUEZ RODRÍGUEZ -- GONZALO GONZALO MADRID MADRID -- JOSÉ JOSÉ ÁNGEL ÁNGEL AZUARA AZUARA -- FÉLIX FÉLIX YNDURÁIN YNDURÁIN

Nº 176 Junio 1998

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SUMARIO EDITORIAL

SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA Campoamor, 17, 1.° 28004 MADRID Tels.: 91 308 63 18/62 89. Fax: 91 308 63 44 e mail: postmaster @ sne.es

ENTREVISTAS

Junta Directiva

Antonio COLINO, Francisco PASCUAL, Manuel LÓPEZ, Gonzalo MADRID, José Ángel AZUARA y Félix YNDURÁIN. Directores Generales JEN - CIEMAT.

Presidente: Juan ESTAPÉ ARNAU. Vicepresidente: Domingo PÉREZ ALONSO. Secretario General: Francisco Javier BRIME GONZÁLEZ. Tesorero: Mercedes BROTONS LLOR. Vocales: José Luis DÍAZ DÍAZ,M a Teresa DOMÍNGUEZ BAUTISTA, Mar DOMÍNGUEZ BLANCO, Manuel GÁMEZ BERTOS, Juan Bautista GONZÁLEZ GARCÍA, Fernando MICÓ PÉREZ DE DIEGO, Mireia PIERA CARRETÉ y Luis PALACIOS SÚNICO.

CIEMAT, 50 AÑOS DE HISTORIA

Comisión de Programas Presidente: Fernando MICÓ PÉREZ DE DIEGO. Vocales: Javier ALONSO CHICOTE, José Antonio CARRETERO FERNANDINO, Javier DE SANTIAGO GARCÍA, Rafael DELGADO TABERNER, José Antonio ESPALLARDO MAURANDI, Ricardo GRANADOS GARCÍA, José Javier HONRUBIA CHECA, Alejandro RODRÍGUEZ FERNÁNDEZ y Joaquín SANTAMARÍA TAMAYO.

• Los orígenes de la Junta de Energía Nuclear. Armando DURÁN. • El IEN (IEE) y las Ciencias y Técnicas Nucleares en España. Lucila IZQUIERDO • La Junta de Energía Nuclear y la industria española. Francisco PASCUAL

Comisión de Publicaciones Presidente: Luis PALACIOS SÚNICO. Vocales: Javier ARROYO ZORRILLA, Eugeni BARANDALLA CORRONS, Andrés GALICIA SAAVEDRA, Javier GONZÁLEZ MARTÍNEZ, Julio MARTÍNEZ MONTERO, Mª Fernanda SÁNCHEZ OJANGUREN, Francisco TARÍN GARCÍA, Alfonso de la TORRE FERNÁNDEZ DEL POZO y Pedro VELARDE MAYOL.

• La Junta de Energía Nuclear y el derecho nuclear. Luz CORRETJER

TOP SAFE´98 SECCIONES FIJAS

Comisión Técnica Presidente: Mª Teresa DOMÍNGUEZ BAUTISTA. Vocales: Juan CORTÉS SIERRA, Mª Teresa GARCÍA SINTAS, Andrés IBORRA GARCÍA, Carmen GIL GASCÓN, Alfonso JÍMENEZ FERNÁNDEZ SESMA, Francisco MARÍN MOLINA, Mª Dolores MORALES DORADO, Ramón MORCILLO LINARES, Alejandro RODRÍGUEZ FERNÁNDEZ, Ramón SABATÉ FARNOS y Vicente SERRADELL GARCÍA. Presidentes de los Grupos de Trabajo: Angel BENITO RUBIO, Jerónimo IÑIGUEZ SÁEZ y Ángel VIÑAS JUNQUERA.

Actividades de la SNE Noticias de España Noticias del Mundo Empresas Publicaciones Índice de Anunciantes

Comisión Aula-Club Presidente: Eduardo RAMÍREZ ONTALBA. Vocales: Miguel BARRACHINA GÓMEZ, Ignacio FERNÁNDEZ HERRERO, Eduardo GALLEGO DÍAZ, Rosa PEREDA REVUELTA, José L. PIZARRO MOGROVEJO, Aurelio SALA CANDELA y Jesús TALAYERO ROYO.

Comisión de Comunicación Presidente: Eduardo GALLEGO DÍAZ. Vocales: Jesús CRUZ HERAS, Inés GALLEGO CABEZÓN, José GARCÍA DE LA TORRE, Jorge LANG-LENTON, Piluca NÚÑEZ, Pedro ORTEGO SÁIZ, J. Manuel PERLADÓ MARTÍN, Vicente SERRADELL GARCÍA, Eduardo SOLLET SAÑUDO y Enrique VALERO ABAD.

Comisión Terminología Presidente: Manuel LÓPEZ RODRÍGUEZ. Secretario: Francisco DE PEDRO HERRERA. Vocales: Agustín ALONSO SANTOS, Miguel BARRACHINA GÓMEZ, Rafael CARO MANSO, José Ángel CERROLAZA ASENJO, Carlos Enrique GRANADOS GONZÁLEZ y Luis PALACIOS SÚNICO.

Comisión Jóvenes Generaciones Presidente: Mar DOMÍNGUEZ BLANCO. Vicepresidente: Ricardo IZQUIERDO LABELLA.

Comisión de la Reunión Anual Presidente: José Joaquín SANTAMARÍA TAMAYO. Vicep./Enlace con Junta D.: Mª Mar DOMÍNGUEZ BLANCO. Vicepresidente Técnico: Javier LÓPEZ ARANGUREN. Secretario: Juan ISLA SÁNCHEZ. Tesorero: Luis MARTÍN VIDAL. Vocales: José L. CHACEL TUYA, Ángel DÍAZ MARTÍN, Antonio J. FERNÁNDEZ PÉREZ, Ricardo MANSO, Dolores NORTE GÓMEZ, José L. PIZARRO MOGROVEJO.

SOCIOS COLECTIVOS ABB ATOM ABB GENERACIÓN AMARA ANDERSEN CONSULTING ASEGURADORES RIESGOS NUCLEARES ASOC. NUCLEAR ASCÓ AUXINI AUXITROL IBERICO BECHTEL ESPAÑA BORG SERVICE, S.A. BW/IP INTERNATIONAL CABLES PIRELLI CENTRAL TRILLO I C.N. ALMARAZ C.N. VANDELLÓS CIA. SEVILLANA DE ELECTRICIDAD CIEMAT CISA COGEMA COLEG. INGENIEROS CAMINOS, CANALES Y PUERTOS COLEGIO INGENIEROS ICAI CONTROL Y APLICACIONES COOR. MUNICIPIOS NUCLEARES DTN

M a y o

ELECNOR EMPRESA NACIONAL BAZAN EMPRESARIOS AGRUPADOS ENDESA ENRESA ENUSA ENWESA OPERACIONES EPTISA EQUIPOS NUCLEARES EXPRESS TRUCK FECSA FRAMATOME S. A. FUNDACIÓN INASMET GENERAL ELECTRIC INTERNATIONAL GEOCISA GUANTES RIPOLLES HELGESON HIDROELECTRICA DEL CANTABRICO IBERDROLA IBERDROLA INGENIERIA Y CONSULTORIA INITEC INYPSA KEON KSB-AMVI LAINSA MAESSA

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MARSEIN MECANICA DE LA PEÑA MITSUBISHI MONCASA MONTAJES NERVIÓN NECSO NORCONTROL NOVOTEC CONSULTORES NUCLENOR NUSIM PROINSA PROSEGUR SAINCO SENER SENUSA SIEMENS SIEMSA & UIDIESA ESTE TAPROGGE IBÉRICA TECNASA TECNATOM TECNICAS REUNIDAS TECNOS UNESA UNION FENOSA WALTHON WEIR PACIFIC WANNER Y VINYAS WESTINGHOUSE TECHNOLOGY SERVICES

Edita SENDA EDITORIAL, S.A. Directora: Matilde PELEGRÍ TORRES Consejo de Redacción: Comisión de Publicaciones de la SNE Secretaría de Redacción: P. S. MONTENEGRO Traducciones inglés: Sara L. SMITH Publicidad: Roberto AYALA NIÑO Producción: Alfredo ZAPATA GARCÍA Maqueta: Clara TRIGO CASANUEVA, José RIBERA MORENO y Javier LERÍN BARATAS Sistemas: Carlos DÍAZ ISABEL y Klaus JANIPKA Administración y suscripciones: Mª Dolores PATIÑO RAMOS c/ Isla de Saipán, 47. 28035 MADRID Tel. 913 73 47 50 - Fax 913 16 91 77. e mail: nuclear @ app.es Suscripción: España: 14.500 ptas. + IVA - Extranjero: Europa $ 205; otros $ 250

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MIEMBRO DE: APP (Asociación de Prensa Profesional) FIPP (Federación Internacional de la Prensa Periódica) OJD Difusión controlada por la Oficina de la Justificación de la Difusión

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ASOCIACIÓN DE PRENSA PROFESIONAL MIEMBRO DE LA FEDERACIÓN INTERNACIONAL DE LA PRENSA PERIÓDICA

OFICINA DE JUSTIFICACION DE LA DIFUSION

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E DIT O RIA L CIEMAT, 50 AÑOS DE HISTORIA En octubre de este año se cumplen los 50 años de las primeras gestiones oficiales que dieron lugar a la creación de un organismo que, años más tarde, se conocería como Junta de Energía Nuclear. La Sociedad Nuclear Española no quiere dejar pasar un acontecimiento como éste sin recordar los hechos, circunstancias y personajes que hicieron posible el desarrollo de la Energía Nuclear en España. Aunque a lo largo del número se recorre ese medio siglo de historia, relatado por sus protagonistas, queremos destacar en esta presentación, de forma sucinta, los hechos más significativos. Hasta octubre de 1951 no se crea la JEN, pero puede considerarse que la historia nuclear en España empieza el 8 de octubre de 1948, cuando, en una estancia del Laboratorio del Taller de Investigación del Estado Mayor de la Armada (LTIEMA), se reúnen por primera vez los miembros de la Junta de Investigaciones Atómicas, creada por el Gobierno con carácter reservado. Estas personas, cuyos nombres iban a ser los primeros asociados a la Energía Nuclear en España, y que merecen nuestro recuerdo, eran José María Otero Navascués, Manuel Lora Tamayo, Armando Durán Miranda y José Sobredo y Rioboo. Dado el carácter reservado del organismo, fue necesario crear una empresa privada de cobertura, que facilitará su funcionamiento. Nace así la sociedad “Estudios y Proyectos de Aleaciones Especiales” que, con las siglas de EPALE y bajo la dirección de su Presidente, General Juan Vigón, realizó durante tres años las tareas que más tarde recogería la JEN para darle forma definitiva. Con el Decreto-Ley de 22 de octubre de 1951, de Presidencia de Gobierno, se crea la Junta de Energía Nuclear, entrando la energía nuclear en España en una nueva fase. El hermetismo había cesado, las investigaciones que se llevaban a cabo se hicieron públicas y el trabajo desarrollado hasta el momento se dió a conocer por los científicos españoles en los foros internacionales. La industria española se prestó, desde el primer momento, a colaborar con el nuevo Organismo Investigador, dando comienzo al florecimiento de una nueva era en el quehacer español: la Era Nuclear.

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La JEN, aún siendo esencialmente un organismo estatal de Investigación y Desarrollo, supo despertar e impulsar a tiempo el interés de las empresas eléctricas en las posibilidades que ofrecía la energía nuclear, iniciándose así una larga y fructífera cooperación. La JEN, desde su comienzo, fue constituida como un organismo análogo en objetivos y atribuciones a los de otras Comisiones Nacionales de Energía Atómica, teniendo competencia en todos los campos relacionados con la energía nuclear, incluyendo los del Organismo Regulador. No obstante, posteriormente fue traspasando algunas de sus competencias a nuevos organismos creados para esos fines específicos: a ENUSA, aquellas funciones relacionadas con el Ciclo del Combustible Nuclear; al Consejo de Seguridad Nuclear, las competencias como Organismo Regulador y, finalmente, a ENRESA, la Gestión de los Combustibles Irradiados y de los Residuos Radiactivos. Cabe a la JEN la satisfacción de haber dado así origen a dichos organismos, a los que transfirió conocimientos, personal e instalaciones, lo que les permitió desempeñar eficazmente sus cometidos desde el principio. Con ello, la JEN quedó configurada como un Organismo Oficial de Investigación y Desarrollo en materia nuclear, debiendo prestar apoyo a las tres Organizaciones citadas, pasando, a su vez, a ser considerada como instrumento básico para realizar una tarea investigadora al servicio de los objetivos propuestos en los Planes Energéticos Nacionales. La evolución de dichos objetivos en el PEN 1983 con relación a planificaciones anteriores, así como la revisión de las actividades desarrolladas por la JEN hasta entonces, deciden al Gobierno a ampliar su marco de actuación, extendiéndolo a otras fuentes de energía, sobre todo las renovables -solar, eólica y biomasa- y contemplando los efectos de unas y otras sobre el medio ambiente. Con ello, la JEN pasa a denominarse Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas -CIEMAT-, asignándosele la investigación y desarrollo en cuatro áreas diferenciadas: Investigación Básica, Tecnología Nuclear, Protección Radiológica y Medio Ambiente y Energías Renovables.

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ENTREVISTA

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AÑOS de HISTORIA

La historia de las instituciones se va construyendo, día a día, con la aportación de todos y cada uno de los profesionales que están ligados a su evolución. Poco podían imaginar los políticos y científicos de la España de finales de la década de los cuarenta los grandes cambios que iban a tener lugar en un tema de tanto futuro tecnológico y repercusión social como la producción de energía de origen nuclear. Para recordar la evolución de estos años, hemos pedido a los máximos responsables de la anterior Junta de Energía Nuclear, ahora CIEMAT, que nos transmitan sus experiencias, recuerdos y opiniones acerca del periodo en el que desempeñaron su actividad profesional al frente de esta institución. Sirvan estas páginas de homenaje de la Revista de la SNE a todos los profesionales que han hecho posible estos 50 años de historia.

ANTONIO COLINO LÓPEZ La etapa de Antonio Colino, como Vicepresidente de la Junta de Energía Nuclear, ha sido extractada de la entrevista publicada en estas mismas páginas, en junio de 1990. La historia de la energía nuclear en España comienza a finales de la década de los 40, siendo el general don Juan Vigón y don José Otero de Navascués sus impulsores y los primeros que pensaron en las posibilidades de la energía nuclear en España. Su consigna era que había que tomar el autobús en marcha y no dejar pasar una oportunidad tan importante para el país. Nombraron entonces a don Esteban Terradas presidente de una empresa que fue el origen de la Junta de Energía Nuclear, celebrándose el primer consejo el 31 de enero de 1950. En ese año, el Gobierno nos encargó que estudiáramos el tema de la energía nuclear y así lo hicimos, de manera casi clandestina, fundándose, por fin, la Junta de Energía Nuclear en 1951, con Juan Vigón al frente, quien, además, era considerado un superministro. Se decía que Franco tenia dos Consejos de Ministros, uno el viernes, con todo el Gabinete, y otro, el principal, el miércoles, con Juan Vigón, que desempeñaba el cargo de Jefe de Estado Mayor. Recuerdo que, por mi cargo de director de la JEN en aquel momento, iba muchas veces a verle al Estado Mayor y cada vez que salía con él se formaba toda la Guardia, lo cual me avergonzaba enormemente. Recuerdo también la emoción que sintió el día que, en la Mesa del Consejo, le puse un frasco con un polvo amarillo, que Cellini había obtenido de los minerales de la sierra de Carbonell: se trataba de "yellow cake". No podía creer que estuviera extraído de nuestras minas y tratado. Estábamos en el año cincuenta y tantos. J u n i o

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La raíz de mi entrada en la JEN es curiosísima. Don José Antonio Artigas, uno de los ingenieros más notables con los que ha contado España, decía que tenía dos hijos espirituales, Otero, el mayor, y yo, el pequeño. En el año 35 ó 36, Artigas cree que hay que desarrollar una industria óptica nacional, que luego sería ENOSA, por lo que envía a Otero a Alemania, para que se especializara en óptica. Cuando regresa, le dice que yo debo ser el teórico especialista, dada mi formación físico-matemática, por lo que comienzo un curso que se interrumpe en julio de 1936, por motivos obvios. Ésa es la primera vez que yo trato con Otero, profesor del curso (en el que estamos dos o tres personas) intensísimo. Cuando me incorporé a la Junta de Energía Nuclear, en la que influyó significativamente mi formación electrónica, existía un entusiasmo tremendo y, aunque parezca increíble, no tuvimos limitación de medios durante unos cuantos años, pudiendo gastar todo lo que necesitáramos. En ese tiempo, inicié la Cátedra de Energía Nuclear en la Escuela de Ingenieros Industriales. De hecho, el primer volumen sobre el tema editado en español está elaborado en base a los apuntes que iba dando. Este libro, titulado “Apuntes sobre física de reactores nucleares, tomados de las explicaciones de Antonio Colino”, fue editado en 1956 por Hidroeléctrica Española, a través de uno de mis alumnos, José Luis Hernández Varela, y en él ha estudiado toda una generación de ingenieros con un papel muy importante en el sector nuclear español. En el año 54 ó 55, Otero de Navascués y yo estuvimos en Estados Unidos, solicitando ayuda para que nos permitiesen enviar técnicos a formarse, po-

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ARTICULO estuvo de acuerdo Otero, exigiendo, muy acertadamente, que fuera de 150 MW. Así empezó el programa nuclear en España.

der disponer de información, etc. El Presidente del Comisariado era el Almirante Strauss, el cual, aunque yo haya sido optimista en el tema de la energía nuclear, me ganaba, llegando un día a exclamar que este tipo de energía llegaría a ser tan barata en EEUU, que incluso quitarían los contadores eléctricos domésticos. Naturalmente, luego tuvo que dar marcha atrás. Durante nuestra estancia en Washington, Strauss nos invitó a pasar el sábado en su finca, a unas 50 km de la ciudad. Nos presentó entonces a Von Neuman, ni más ni menos que la persona que había calculado, con los computadores por él inventados, la bomba atómica, y que era también Comisario. Al final de la mañana y del almuerzo, cuando habíamos compartido ya unas horas con nuestros anfitriones, oímos, con asombro, a Strauss y a Neuman comentar que les habíamos caído muy bien y que -y esto es lo más importante- nos iban a ayudar para que se pudiera instalar un reactor nuclear en España. Así surgió el reactor JEN-1. A principios de los años 60, se estaba proyectando la central de Zorita. Recuerdo que era yo aún director de Marconi. Un día me fue a ver Jaime McVeigh y me dijo que iba a proponer que se hiciera un reactor nuclear, pero quería saber antes qué opinión podía tener la Junta y, en concreto Otero, al respecto. Yo le comenté que estaba seguro de que les apoyaríamos, ante lo que me pidió que, al día siguiente, le repitiera a don José Cabrera la misma sensación optimista que le había transmitido a él. En efecto, vinieron al despacho y les confirmé mi seguridad de que el proyecto iba a interesar. Plantearon inicialmente un reactor de 50 MW, que fue el punto en el que no

En 1966, fui nombrado Vicepresidente ejecutivo de la JEN. La idea esgrimida esencialmente por el entonces Ministro de Industria, López Bravo era que este organismo debía impulsar la industria nuclear nacional y no ser sólo una institución científica. En esos momentos se empieza la minería de uranio, la fabricación de elementos combustibles y de equipos nucleares, dando un enfoque tecnológico al tema. Se hacían cálculos de la demanda que hoy parecen increíbles, hablando de que, en 1985, íbamos a necesitar 1200 toneladas de elementos combustibles. Hay que tener en cuenta que en esos años teníamos un crecimiento del 11% de la energía eléctrica y duplicábamos cada siete años. Cualquier extrapolación que se hiciera daba como resultado cifras que hoy parecen monstruosas. Presenté a López Bravo estos cálculos, insistiéndole en el tema de empezar de inmediato la fabricación de elementos combustibles, porque, en caso contrario, nos ocurriría como otras veces, es decir, vendrían empresas extranjeras que, en lugar de fabricar, construirían una planta de mero montaje. Igualmente, le comenté la idea de formar una empresa mixta, entre las eléctricas y el INI, a lo que accedió, dando origen a Ibernuclear, formada entre UNESA y el INI. En 1972 se creó ENUSA, a la que me incorporé como asesor del Presidente, cargo que desempeñé durante muchos años.

F R A N C I S C O PA S C U A L M A R T Í N E Z Durante mi mandato como Director General, las actividades de la JEN se caracterizaron por una cierta continuidad en una serie de programas, pues no en balde había sido Secretario General Técnico hasta febrero de 1973, pero también por la potenciación de algunos y la iniciación de otros nuevos. Por lo que se refiere a la investigación minera, y transferidas a ENUSA una serie de instalaciones y actividades, la JEN pone en marcha, a finales de 1974, el Plan Nacional de Explotación e Investigación de Uranio, que representa una actividad más estructurada, y con financiación propia, de las actividades de exploración que ya venía efectuando. Este Plan se transfiere también a ENUSA en 1981. La JEN continúa los estudios de tratamiento de minerales y presta ayuda técnica en la construcción, por ENUSA, de la planta ELEFANTE, de lixiviación estática de minerales pobres de uranio, en la zona de Ciudad Rodrigo. Se inicia la recogida de residuos radiactivos de las instalaciones radiactivas externas, lo que da lugar a la necesidad de resolver los problemas que representaba su acondicionamiento, dadas las muy diferentes características, según su procedencia. Se mejora y amplia la planta de tratamiento de residuos líquidos del Centro Nuclear y se construyen sucesivamente, en El Cabril, tres módulos de almacenamiento en superficie de residuos de baja y media actividad, con una capacidad de 5.000 bidones cada uno. En los reactores rápidos, cuyo programa se había iniciado con el reactor de investigación CORAL y la instalación, entre el 70 y el 72, de unos pequeños circuitos de sodio, se comenzó, en 1976, en colaboración con el Centro J u n i o

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alemán de Karlsruhe, el desarrollo de un circuito de mayores proporciones, el ML-3, que comenzó sus ensayos en 1979. Se realizaron ensayos de fluencia y fatiga de ciclo corto, así como de carburación y descarburación en materiales que podrían utilizarse en reactores rápidos. Como complemento, durante los años 1975-1976, con participación de la industria, se efectuaron sendos estudios, con Francia y Alemania, en relación con una posible colaboración industrial en el campo de los reactores rápidos. En el campo de Fusión Nuclear, después de meritorios trabajos realizados a principio de la década de los 60, la JEN decide, en 1974, retomar las actividades en fusión. Se inicia un periodo de formación de personal, que se realiza en Estados Unidos y Alemania, lo que permite, a su regreso, definir una programa de investigación que incluye la adquisición de un pequeño tokamak, el TJ-I, cuyo montaje y puesta en marcha se realiza a partir de 1981. La Física de Partículas también experimentó avances en el periodo que estamos considerando. A pesar de nuestra salida del CERN, en 1968, el grupo de la JEN reinició, en 1971, su colaboración con dicho centro y durante la década de los 70 se potenció su capacidad con nuevo personal e instalaciones. De esta forma, el desarrollo alcanzado, no solamente en este grupo sino también en los que trabajaban en instituciones exteriores, a los que la JEN contribuía a su financiación, constituyó un elemento favorable para considerar el reingreso en el CERN; se comenzaron las negociaciones y tuvo lugar en 1982. Uno de los aspectos de mayor desarrollo, durante el periodo que nos ocupa, fue el de las actividades en Seguridad Nuclear y Protección Radiológica. Hay que tener en cuenta que durante este periodo se encontraban en

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ENTREVISTA nes, iniciar los anteproyectos y establecer los posibles calendarios, información necesaria para la solicitud de la Autorización Previa del Centro. Simultáneamente, se adquieren los terrenos y, definidas las instalaciones que han de ubicarse, se establecen los planos de disposición general, se proyectan las infraestructuras y se comienza la construcción de las mismas. Las instalaciones previstas, que irían desarrollándose sucesivamente en el tiempo y con posibles variaciones, en función de las necesidades del programa nuclear, serían: - Reactor JEN III, tipo piscina, de potencia final de 20 MW, para realizar ensayos de materiales, experimentos de física neutrónica y producción de isótopos. - Reactor rápido Coral II, de potencia cero, y circuito de sodio ML 4, previsto inicialmente pero cuya construcción se decidiría en función del futuro programa de reactores rápidos. - Laboratorio de producción de isótopos, para utilizar el reactor JEN III, ya que la producción de los Laboratorios de Madrid había quedado desfasada. - Instalaciones de fusión, para complementar y ampliar las iniciadas en Madrid. - Fabricación de elementos combustibles para reactores de investigación. - Planta Piloto de Combustibles Irradiados, con recuperación de Pu y laboratorio de óxidos mixtos para la posible aplicación del Pu como combustible. - Instalaciones de tratamiento de residuos. - Celdas Calientes Metalúrgicas para el estudio de materiales irradiados, tales como elementos combustibles irradiados en reactores comerciales o materiales estructurales. - Unidad de irradiación gamma, de uso múltiple, equipada con una fuente que podía alcanzar una carga de 500.000 Ci de Co-60. La Autorización Previa del Centro se concedió en octubre de 1980. A comienzos de 1981 se había desarrollado gran parte de la infraestructura y se estaban redactando los proyectos de las primeras instalaciones.

explotación las centrales nucleares José Cabrera, Garoña y Vandellós I; en fase de construcción, más o menos avanzada, Almaraz I y II, Lemóniz I y II, y Ascó I, y se dieron los permisos de construcción de Ascó II, Cofrentes, Trillo, Vandellós II y Valdecaballeros I y II. Por otra parte, hubo que hacer frente a las consecuencias del accidente de la CN de Three Mile Island, que originó nuevos requerimientos de seguridad. Esta situación dió lugar a una reorganización y ampliación de los Servicios de Seguridad Nuclear, ya iniciada en el periodo anterior, así como a la realización de un enorme esfuerzo por parte de los componentes del recién creado Departamento de Seguridad Nuclear. Esta situación, y las presiones para que las actividades de Seguridad Nuclear recayeran en un organismo independiente, llevaron al estudio, dentro del PEN 79, de la creación de un organismo de estas características. La JEN y el Ministerio de Industria, coordinadamente, realizan los estudios previos que, aprobados dentro del PEN 79, dan lugar a la creación, por la Ley 15/1980 de 22 de abril, del Consejo de Seguridad Nuclear. Designados el Presidente y los Consejeros, inicia sus actividades en marzo de 1981. Finalmente, durante el periodo entre 1974 y 1981, se desarrollan los estudios para la selección de emplazamiento, anteproyecto, algunos proyectos parciales e iniciación de la construcción de un nuevo Centro de Investigación, ya que el desarrollo que iba adquiriendo la energía nuclear, tanto en sus aplicaciones energéticas como no energéticas, hacía que éstas no pudiesen desarrollarse en el Centro Nuclear de Madrid, dadas sus limitaciones de espacio y emplazamiento. Durante el año 1975, se realizan los estudios de selección del emplazamiento, recayendo la elección en una zona situada en el término municipal de El Cubo de la Solana (Soria), comprendida entre la carretera de Almazán a Soria y el río Duero. El Consejo de Ministros del 9 de enero de 1976 autoriza a la JEN la instalación del Centro y prevé parte de su financiación. Como consecuencia, los distintos Departamentos de la JEN desarrollan actividades para definir las instalaciones necesarias, preparar especificacio-

MANUEL LÓPEZ RODRÍGUEZ Mi período de mandato va desde principios de 1981 hasta finales de 1982. Una de las primeras acciones que llevé a cabo fue mantener una sesión informativa con todo el personal del organismo. En dicha sesión manifesté que el futuro de la JEN debería proyectarse hacia: • una política de servicio a las necesidades energéticas del país. • una política de servicio al desarrollo de las aplicaciones no energéticas de la energía nuclear. • un soporte tecnológico a los organismos implicados en el desarrollo de las aplicaciones pacíficas de la energía nuclear. •una repercusión profunda en los órganos políticos. Parecía claro que el Gobierno y los órganos rectores de la nación prestarían su apoyo a la JEN si ésta cumplía con sus objetivos y programas de trabajo, y si sus actividades eran de utilidad para el país. De ahí la necesidad de fijar unos programas coherentes y de mantener un constante seguimiento de los mismos, estableciendo una política empresarial que se materializase en colaboraciones reales, productivas y “vendibles”. J u n i o

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Era entonces consciente -y así lo puse de manifiesto en la sesión informativa- de que el desarrollo de los programas de trabajo no podría llevarse a cabo sin una buena gestión, sin una buena política de personal y sin una participación de los distintos estamentos en la gestión. Era también necesaria una mayor proyección internacional, fundamentalmente en los países iberoamericanos, por lo que deberían mantenerse y ampliarse las colaboraciones ya establecidas. Fue necesario proceder a una reorganización profunda de la JEN, habida cuenta de que en la etapa anterior se habían ido creando algunos Organismos y Empresas Públicas a los que se habían ido incorporando bastantes miembros de la JEN: ENUSA, ENRESA y el Consejo de Seguridad Nuclear, este último en período de formación. Esta reorganización la fundamenté en los siguientes principios: • Reforzar la responsabilidad de los mandos de la JEN • Establecer unos sistemas de información permanente sobre las decisiones de la Dirección General. • Establecer unos sistemas de participación del personal en la toma de

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ARTICULO decisiones de la Dirección General. Las ideas que presidieron el establecimiento de la nueva estructura orgánica fueron: • aprovechar todas las posibilidades que nos permitiera el presupuesto, • una mejor distribución de los esfuerzos, • contribuir activamente a la promoción de personal, • cobertura total de la estructura en sus puestos de mando, • equilibrio entre los mandos del primer nivel (en cuanto a número de personas en sus departamentos o su equivalente en responsabilidades o esfuerzos), • creación de departamentos o direcciones con carácter gerencial, • establecimiento de bloques homogéneos en la estructura orgánica. Se fijaron cuatro objetivos: A. Desarrollo de aplicaciones energéticas de la energía nuclear. B. Desarrollo de aplicaciones no energéticas de la energía nuclear. C. Seguridad Nuclear, protección radiológica y medio ambiente. D. Formación de personal. y se conformaron los doce programas siguientes: A1. Ciclo del combustible nuclear. A2. Reactores nucleares. A3. Tecnologías avanzadas. B1. Investigación básica. B2. Isótopos. B3. Metrología de las radiaciones ionizantes. B4. Instrumentación y control. C1. Seguridad nuclear. C2. Protección radiológica. C3. Biomedicina y medicina nuclear. C4. Medio ambiente. D1. Formación de personal. Aprobado este plan de trabajos por el Gobierno, se puso en marcha y debo manifestar que no sufrió ninguna variación mientras estuve al frente de la Dirección General. El plan exigió acelerar la construcción, ya en marcha, de un segundo centro -El Centro de Energía Nuclear de Soria (CINSO)- cuya autorización previa fue concedida por el Gobierno unos meses antes de mi nombramiento ( B.O.E. de 27 de octubre de 1980). Algunos de los aspectos más sobresalientes durante mi período fueron los siguientes: • Metrología de las radiaciones ionizantes. Incluido como programa B3, se le asignaron los siguientes proyectos y actividades para llevarlos a efecto a corto plazo. a) Preparación de patrones radiactivos. b) Establecimiento de una red de calibración secundaria. c) Proyecto y construcción de un laboratorio de metrología de las radiaciones ionizantes en el Centro “Juan Vigón”. La JEN no había descuidado, por supuesto, la metrología de las radiaciones ionizantes y personas de mucho mérito habían participado en ello, sobre todo en lo que se refiere a la sistematización, pero en 1981 consideré que habría que darle un mayor impulso y creé la División de Metrología de las Radiaciones Ionizantes, poniendo al frente de ella a D. Carlos E. Granados González. Y la creé consciente de que sería una de las realizaciones más necesarias para el desarrollo armónico de los trabajos con radiaciones: médicos, técnicos o científicos. • Vuelta al CERN España se había adherido al CERN -antes Organisation Européenne pour la Recherche Nucléaire y hoy Laboratoire Européen pour la Physique des Particules- en 1961 por iniciativa de la JEN lo que dio lugar al nacimiento de la comunidad española de investigación en Partículas Elementales, pero su J u n i o

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actividad duró poco pues en 1968 el Gobierno español anunció su retirada de este Organismo internacional, quedando la actividad española en Altas Energías bastante reducida. Consciente de la importancia que esta parcela de la investigación básica iba a tener en el futuro, comencé las gestiones oficiales, en unión del entonces presidente de la JEN, D. Luis Magaña, para el reingreso en el CERN. Y en 1982 el Consejo de Ministros decidió la nueva adhesión, enviando el acuerdo para su preceptiva ratificación parlamentaria, tanto en el Parlamento español como en los de todos los miembros del CERN, entonces doce países de la Europa Occidental. Poco después, se prepararía el Plan Movilizador de la Física de Altas Energías, y se comenzó la creación de nuevos grupos experimentales en varias de las universidades españolas. • Impulso a la construcción del Centro de Energía Nuclear de Soria Hacía ya algunos años que la JEN había iniciado la construcción de un segundo centro de energía nuclear. Los estudios de posibles emplazamientos habían llevado a las autoridades de la JEN a la conclusión de que este segundo centro se ubicase en la provincia de Soria. Las conclusiones de los estudios para la selección de un emplazamiento destinado a la construcción del Segundo Centro de Investigación de la Junta de Energía Nuclear fueron elevadas por este Organismo al Gobierno, quien, en la reunión del Consejo de Ministros del día 9 de enero de 1976, aprobó la Moción de Acuerdo sobre la situación del Segundo Centro de la Junta de Energía Nuclear, que dice: "Autorizar a la Junta de Energía Nuclear la instalación del Segundo Centro de Investigación en la provincia de Soria, en la zona comprendida entre la carretera de Almazán y el río Duero...” La aprobación del Plan Energético Nacional y la publicación del Real Decreto de Ordenación del ciclo del combustible, por el que se confiaban a la Junta de Energía Nuclear determinadas misiones de investigación y desarrollo, hizo que las razones por las que se consideraba necesario el Centro de Investigación Nuclear de Soria se matizasen del modo siguiente: - Necesidad imprescindible de abordar nuevos campos de investigación y desarrollo dentro de la tecnología nuclear, en especial los relacionados con el ciclo del combustible. - Necesidad de contar con un nuevo reactor de investigación que permitiese disponer de facilidades experimentales de irradiación así como incrementar la producción de isótopos para abastecer el mercado nacional. - Desarrollar tecnologías futuras, en el campo de los reactores rápidos y de la fusión nuclear, como fuentes de energía imprescindibles en el futuro. - La imposibilidad de expansión del Centro de Energía Nuclear “Juan Vigón” de Madrid, que estaba totalmente descartada, al haberse alcanzado prácticamente el límite de posibilidades de edificación. De acuerdo con las necesidades y con independencia de la infraestructura y servicios generales requeridos para el conjunto de las instalaciones del Centro, se establecieron las siguientes fases para la construcción de las diversas instalaciones nucleares o radiactivas. 1ª fase: - Planta de tratamiento de residuos radiactivos. - Celdas Calientes Metalúrgicas. - Unidad de irradiación de uso múltiple. - Plantas de tratamiento de combustibles irradiados. 2ª fase: - Reactor de investigación JEN-III.

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ENTREVISTA energía nuclear en España, en particular para la Central Nuclear de Lemóniz. El 29 de enero de 1981 el grupo terrorista ETA secuestró al ingeniero de Iberduero, Sr. Ryan, Jefe de la Central, que fue asesinado días después (6.02.81); y el día 5 de mayo de 1982, el mismo grupo terrorista asesinaba también al nuevo ingeniero Jefe, D. Ángel Pascual, que había ido a sustituirle. Iberduero, ante la negativa de su cuerpo técnico a continuar con la Central, manifestó la posibilidad de abandonarla, pero el Gobierno, en medio de nuevas amenazas contra los trabajadores que quedaban en la Central y contra las empresas de seguridad que la custodiaban, acordó intervenir la Central Nuclear de Lemóniz, lo que se llevó a efecto el 28 de agosto de 1982 (B.O.E. de 2.09.82; Decreto Ley de Intervención de la Central). El nombramiento de presidente del Consejo de Intervención, que recayó en mi persona, se produjo el 3 de septiembre de 1982. Por decisión del Gobierno continué con ambos cargos hasta que se produjeron las elecciones para el nuevo Gobierno de la Nación (noviembre de 1982), decidiéndose entonces que cesara en el puesto de Director General de la JEN y continuase en el otro.

- Laboratorios de producción de isótopos. - Fabricación de elementos combustibles para reactores de investigación. 3ª fase: - Laboratorios de óxidos mixtos (uranio-plutonio). - Circuito de sodio ML-4 (reactores rápidos). 4ª fase: - Reactor Coral II (reactores rápidos). - Fusión por confinamiento inercial. Como gestor del Centro designé a D. Francisco de Pedro Herrera bajo la supervisión directa del Secretario General Técnico de la JEN, D. Felipe de la Cruz Castillo. El día 2 de junio de 1982 mantuve una sesión informativa en el propio Centro Nuclear, en la que di a conocer al gobernador civil de la provincia, D. Ramón Rodríguez Touza, y demás autoridades, periodistas y público en general, el programa completo de construcciones que se pensaba llevar a cabo. Los años 1981 y 1982, época en que me tocó dirigir la Junta de Energía Nuclear, estuvieron marcados por unos tristes acontecimientos para la

GONZALO MADRID des proyectos europeos de investigación básica (física de las altas energías y fusión nuclear), o las energías renovables, llevo a redefinir las funciones de la antigua Junta de Energía Nuclear y a establecer un plan estratégico, coherente con este nuevo escenario. Este problema ya había sido enfrentado en un país como el Reino Unido, en el que la antigua UKEA había diversificado su actividad, asumiendo incluso los trabajos en la emergente industria petrolífera británica, y lo sería posteriormente en otros centros de la misma naturaleza en E.E.U.U. , Suecia y lo está siendo en Francia. En línea con todas estas consideraciones y teniendo como prioridad abordar la problemática que se derivaba de cerrar el ciclo nuclear, se elaboró un Plan Estratégico cuyas dos líneas fundamentales fueron las siguientes: • Se redefinió la parte final del combustible como ciclo abierto, eliminando cualquier consideración sobre la recirculación y uso del plutonio y tratando de organizar la gestión de los residuos radiactivos de forma que se contara con los recursos, humanos y financieros, adecuados para resolverlo. El objetivo era, de una parte, que el coste de la gestión de los residuos fuera asumido por los consumidores de la energía que los había generado, y que se desarrollara su gestión de forma que no se dejarán hipotecas financieras a las generaciones futuras. Resultado de esta reflexión fue la creación de la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos S.A. (ENRESA), en la que CIEMAT tendría la mayoría del capital social. • El segundo eje estratégico que se abordo fue la clarificación de las actividades del Centro, mediante la creación de cuatro Institutos especializados, a los que se les dotaba de recursos y de la autonomía de gestión que permitía el marco jurídico. Estos Institutos y la asignación de actividades a los mismos fueron los siguientes:

Escribo estas notas, con mucho gusto, a petición de la revista de la Sociedad Nuclear Española, que nos anima a que rememoremos aquellos aspectos significativos en la vida de la Junta de Energía Nuclear / CIEMAT, durante el tiempo que trabajamos en ella. Fui Director General de la Junta de Energía Nuclear (JEN) primero y del Centro de Investigaciones Energéticas Medioambientales y Tecnológicas (CIEMAT) después, desde principios de 1983 hasta finales de 1986. Restrospectivamente, me queda un recuerdo inmejorable de las personas que trabajaban en la antigua Junta. Había un conjunto de científicos, tecnólogos y personal de apoyo, bien formado, en muchos casos, con experiencia internacional muy apreciable, en un tiempo en el que las conexiones internacionales en nuestro país eran inferiores a las actuales. En este período se produjo la incorporación de España a la Unión Europea, que supuso la aparición de oportunidades de cooperación muy interesantes. Desde la perspectiva de la actividad, la situación de la industria nuclear al inicio de los años 80 era bastante comprometida y con un contexto que estaba cambiando de forma muy significativa. De una parte, habían tenido lugar las reuniones del Comité Internacional, promovido por el Presidente Carter, con el objetivo de eliminar el reproceso del combustible, para evitar los problemas de proliferación de armamento y, por otra, la oposición pública a la energía nuclear había ido creciendo, desde los primeros años 70. España se encontraba, además de la problemática derivada de las dos crisis del petróleo, con un crecimiento de la demanda de energía eléctrica bajo y con un proceso de construcción de centrales nucleares que se consideró que suponían sobreequipamiento en generación eléctrica difícilmente financiable y que tuvo como consecuencia la moratoria nuclear. Estas consideraciones del entorno, junto con la conciencia de que existían capacidades científicas y tecnológicas muy importantes, aplicables a otras actividades como: el control del medio ambiente, los granJ u n i o

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ARTICULO vos programas de investigación de la Unión Europea y en sus comités científicos. Un problema siempre discutible en un Centro de Investigación es su forma de financiación. Al equipo que en aquel momento nos toco dirigir el CIEMAT, nos pareció que era útil incorporar financiación privada; no solo por su propio efecto económico positivo, sino como medida también del interés de las propias actividades por el sector privado. No cabe duda de que el modelo de financiación no puede ser el mismo en la investigación básica que en la aplicada; pero en cualquier campo, es fundamental la confrontación con mecanismos exteriores y rigurosos en la aportación de fondos que aseguren, en la medida de lo posible, la razonabilidad de los planteamientos y desarrollos abordados. Se pretendía, de esta forma, concentrar las actividades en menor número de proyectos pero mejor dotados económicamente, y en adaptar una cierta cultura que hacía excesivo hincapié en el número de publicaciones, como baremo demasiado sobrevalorado de la calidad y aportación del centro a la sociedad. Esta búsqueda de financiación exterior llevo a un nivel de autofinanciación en el entorno del 30% del coste del Centro. Como consecuencia de estos enfoque, se dio prioridad a un programa de control riguroso y exhaustivo de los recursos aplicados a los diferentes proyectos. Agradezco a la revista de la Sociedad Nuclear Española la iniciativa que han tenido de recoger la opinión de personas que han trabajado en la JEN/CIEMAT en distintos periodos y que estoy seguro que, en cada época y dentro de las posibilidades existentes, tratamos de sacar los mejores resultados a los recursos que se les confiaba a su gestión. Con la perspectiva que da la distancia en el tiempo, solemos acordarnos especialmente de las experiencias positivas y gratas. Entre éstas, en mi caso, sobre todas las demás destaca la de haber tenido la oportunidad de compartir el trabajo serio con magníficos científicos y profesionales, a los que desde estas líneas envío mi más afectuoso saludo.

- Tecnología Nuclear, orientado a dar servicios al parque nuclear español, resolviendo problemas de operación y mantenimiento. - Instituto de Medioambiente, que diversificaba sus actividades abarcando otros campos de control mediambiental, distintos del puramente radiológico, y especialmente en temas energéticos. - El Instituto de Energías Renovables, dedicado a la generación de energía de fuentes no convencionales y renovables. - El Instituto de Investigación Básica, que concentró sus principales esfuerzos en el programa de Física de altas Energías (en colaboración en el CERN) y en el de la fusión termonuclear por confinamiento magnético, en el que en el marco de nuestra entrada en la Unión Europea se firmaron los acuerdos para el desarrollo y puesta en marcha del Stellarator en nuestro país. - El Instituto de Estudios Nucleares, integrado también en el centro y especializado en formación, paso a denominarse Instituto de Estudios Energéticos, con el fin de ampliar sus ámbitos de actuación en el campo de la formación. En paralelo con la transformación organizativa del centro, se actuó en tres ejes que parecían imprescindibles para que las estrategias citadas pudieran convertirse en algo más que buenas intenciones: la mejora tecnológica del Centro, el impulso a la participación en programas internacionales y la incorporación de personas con formación tanto científica como técnica. Un centro de investigación como el del CIEMAT, tiene sus mejores activos en su propio personal, en primer lugar y en la capacidad tecnológica del centro, en segundo. Las características de las actividades a que se dedicaba hacía que su competitividad estuviera muy relacionada con la existencia de una buena plataforma tecnológica común que debía dar servicio a los Institutos especializados; en este campo, se hizo hincapié en el desarrollo de la informática y de las comunicaciones (creando una red de fibra óptica interna), y en la potenciación de la electrónica industrial. Desde 1984, aprovechando la inminente incorporación de España a la Comunidad, se impulsó la participación en nue-

JOSÉ ÁNGEL AZUARA El Ciemat cumple años. Cincuenta si se consideran los pasos iniciales que dieron lugar en 1951 a la creación de la Junta de Energía Nuclear. Y si todo cumpleaños merece una celebración, más cuando se trata de un centro de investigación, exponente del nivel de desarrollo y de madurez de una sociedad. La Junta de Energía Nuclear - el Ciemat - ha contribuido realmente a lo largo de este periodo al desarrollo del conocimiento y la tecnología, primero en el campo de la energía nuclear y posteriormente en relación con otras fuentes de generación de electricidad. De su tronco y a partir de sus conocimientos se han generado empresas como Enusa y Enresa, e instituciones de tanto valor como el Consejo de Seguridad Nuclear. Debemos por ello felicitar al organismo y desear que los próximos veinticinco sean también fructíferos para la institución y por ende para todos nosotros. Podemos, también, aprovechar este momento de conmemoración para recordar y reflexionar. El recuerdo es, por supuesto, algo J u n i o

personal, que seguramente sólo interesa a aquellos que de alguna manera pueden compartirlo. Para mí, un organismo en el que durante casi 25 años he tenido la oportunidad de realizar múltiples tareas (como investigador contratado, después funcionario y sindicalista, subdirector y director general), los recuerdos abarcan muchas situaciones, y se detienen en muchas personas. El afecto que los envuelve es sin duda una prueba de que siento como mío lo que allí ha pasado, y me doy cuenta de que mi ligazón a la Junta de Energía Nuclear es mayor incluso de lo que mi razón habría afirmado. En la reflexión me gustaría resaltar algunas consideraciones fruto de la experiencia adquirida a lo largo de los casi diez años en los que tuve la responsabilidad de ser director general del ya entonces Ciemat. Constato, en primer lugar, que hoy, después de aquel periodo de dirección, mantengo la misma concepción de lo que debe ser un centro de investigación tecnológico, y la misma percepción de cuáles deben ser las 1 9 9 8

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ENTREVISTA ámbito de la investigación básica, que puede ser ejecutada con ventaja en otras instituciones. La contribución del Ciemat tiene valor cuando ayuda a mejorar el funcionamiento de las instalaciones y, en su concepción más ambiciosa, es capaz de desarrollar o participar en el desarrollo de tecnologías alternativas de generación. Para esto último es necesario que exista una política de investigación energética que defina los programas de interés y se comprometa en su ejecución de una manera efectiva. Los proyectos de investigación aplicada pueden deparar grandes oportunidades de contribuir a resolver problemas reales, incrementando la confianza del sector en el valor de soluciones tecnológicas propias. El programa de materiales, desarrollado en el Instituto de Tecnología Nuclear es un buen ejemplo de cómo un laboratorio nacional puede ganarse la confianza del sector y convertirse en centro de referencia a escala nacional e internacional, trabajando en un tema tan concreto como la investigación de las causas de la corrosión de los generadores de vapor de las centrales nucleares. En un plano más modesto, pero de gran utilidad práctica, se encuentra el campo de la prestación de servicios técnicos, que establece una cultura y una sistemática diferente de trabajo y que permite la obtención de ingresos económicos. En este sentido recuerdo que la irrupción del organismo en el campo de los servicios produjo inicialmente cierta reserva entre las entidades que se dedican a esta actividad en el área nuclear. Posteriormente pudo comprobarse que también aquí es posible la colaboración, ya que la complejidad de la asistencia y la constante introducción de mejoras en las técnicas empleadas confiere a estas actividades un valor tecnológico elevado. Recuerdo también haber analizado en muchas ocasiones, con los directores de los institutos, lo que podría constituir una distribución ideal de actividades (investigación básica, aplicada, desarrollo tecnológico, servicios, etc). Era difícil conciliar los puntos de vista de los distintos responsables, debido sencillamente a que las capacidades propias, la demanda exterior, la evolución de cada uno de los institutos y las condiciones del entorno definían, en cada caso de modo diferente, las posibilidades de actuación. En otro orden de ideas, y para concluir estas reflexiones, quiero subrayar lo importante que sería para el Ciemat (y para otros centros de investigación), disponer de mecanismos de gestión más flexibles que los actuales. Ciertamente se trata de una cuestión que debe ser resuelta con carácter general por los responsables de la Administración Publica, que todavía, y seguramente con argumentos poderosos que nunca he podido comprender, aplican con mano de hierro unos principios generales para dotar de uniformidad a un sistema que no es uniforme, creando por otra parte toda suerte de excepciones que permitan mantener la fachada. Alguna vez se reconocerá que eso que llamamos Administración Publica está constituida por una gran variedad entidades que realizan actividades de muy diversa naturaleza, que no pueden desarrollarse con las mismas pautas. Mientras tanto, la gestión de personal en los organismos sencillamente no existe por su subordinación absoluta a los criterios generales de la función pública, y la gestión económica responde al inveterado principio de la desconfianza, aunque nunca nadie controle la racionalidad de las decisiones. Termino, como empecé, con mis deseos de que este aniversario del Ciemat sea el primero de otra larga serie de años, fructíferos, de actividades culminadas con éxito, del que, a buen seguro, se beneficiará toda la sociedad. Querido Ciemat, feliz cumpleaños.

fórmulas y estrategias para conseguir que se mueva en la dirección adecuada. Seguramente, esto no es usual, ya que el ejercicio de un puesto de alta dirección a menudo modifica muchos de los puntos de vista iniciales de quien lo desempeña, por la información y la perspectiva que proporciona. Lo que ocurrió en mi caso fue que tuve la oportunidad de participar en el proceso de análisis estratégico que se desarrolló en 1983 para asignar al organismo una nueva misión, como responsable entonces del área de personal y director del Instituto de Estudios Nucleares. Aquello me permitió, al acceder al cargo de director general, tras un paréntesis de dos años trabajando en otro departamento, asumir de forma natural las directrices generadas con anterioridad. Esta primera reflexión me ha transportado un tanto imperceptiblemente al periodo 1983-86, y a la consideración del número y la importancia de las decisiones que se tomaron en aquel tiempo para apoyar las actividades de investigación en el área de energía. Creo que no es exagerado afirmar que, en aspectos estructurales, organizativos y económicos, aquellas decisiones sirvieron para conferir un impulso cuyos efectos se han prolongado prácticamente hasta la actualidad. En la concepción de los responsables de aquel primer equipo de gobierno socialista del Ministerio de Industria y Energía, por fortuna la investigación energética formaba parte de la política energética; o si se prefiere, se definió una política de investigación energética. Se comprende fácilmente que existiendo un marco general fuera posible dotar al Ciemat de una nueva misión, construir una visión de la posición del organismo en la cadena de valor e intentar dotarlo de los instrumentos adecuados. Estas consideraciones me llevan a una segunda reflexión sobre el apoyo institucional que necesitan siempre esta clase de centros; primero porque sus objetivos deben ser establecidos en colaboración con los órganos de tutela; después porque es necesario controlar (en serio) que tales objetivos se cumplen; y también porque necesitan instrumentos de gestión y recursos económicos y humanos que deben ser aportados sin que ello constituya una "misión imposible". Para que exista apoyo es necesario sin embargo que se contribuya a la consecución de los objetivos generales; en caso contrario, se obtiene una actitud de indiferencia desconfiada que sólo se preocupa de que los presupuestos se ajusten a las restricciones económicas de turno. Los grandes proyectos (el programa de fusión, por ejemplo), que proporcionan a la institución que los desarrolla grandes beneficios en términos de capacidad científica y tecnológica, así como prestigio exterior, no son posibles sin un apoyo institucional fuerte, ya que tienen una etapa de maduración muy larga (casi diez años), son intensivos en recursos (equivalente al 15% de los recursos totales) y por exigencias internacionales pueden requerir formas de organización y contratación que rozan "el filo de lo imposible" en la Administración Pública. Consideremos ahora la naturaleza de los programas que se deben desarrollar en este centro de investigación, cuya actividad se sitúa en el sector eléctrico, y más concretamente, en las tecnologías de producción de electricidad. Podemos establecer, en primer lugar, que el resultado de su actividad constituya una aportación específica, diferenciada de la que pueda realizar el resto de instituciones dedicadas a la investigación en el país (universidades, CSIC). En segundo lugar, se debe intentar que el resultado sea útil, aplicable a corto plazo. Por ultimo, es razonable pretender que constituya un elemento movilizador de actividad y recursos, alentando y apoyando al sector industrial con el que se relaciona. Estas premisas excluyen, con todas las excepciones que se quiera, el

FÉLIX YNDURÁIN Todavía recuerdo con claridad cuando, hacia el verano de 1995, Alberto Lafuente, entonces Secretario General de la Energía, me ofreció la posibilidad de dirigir en Ciemat. Me había citado en su despacho del Ministerio de Industria y yo pensaba que me convocaba para hablar del J u n i o

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Programa MIDAS del que yo era entonces gestor. Aunque en ese momento no tenía una idea concreta de las actividades del Ciemat, me pareció un reto importante y un privilegio poder dirigir semejante centro. Se abría ante mí la posibilidad real de contribuir, desde un centro de investiga-

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ARTICULO centralizan para ponerlos al servicio de las actividades que se consideren prioritarias, según la estrategia y la oportunidad. De esta manera, se pueden emprender nuevas iniciativas, incluso antes de tener una financiación exterior, a la vez que recursos de diversas unidades pueden agruparse en torno a un proyecto común. La gestión de los recursos centralizados ha permitido un importante ahorro y optimización, imprescindibles en un centro como Ciemat, en el que sólo un 60% de su presupuesto son transferencias directas del Estado. El cambio de gestión ha estado sustentado en un profundo cambio en los sistemas informáticos, que permiten seguir en tiempo real todas y cada una de las actividades de los distintos proyectos y unidades. Un proceso de evaluación de actividades, en el que participan evaluadores expertos ajenos al centro, ha permitido optimizar y reorientar las actividades. Este proceso se ha culminado con la elaboración de los presupuestos de 1998, en los que se realizan, con la nueva mecánica, alrededor de 38 proyectos de investigación. En los dos años largos, casi tres, que llevo al frente del Ciemat, no ha habido cambios substanciales en las actividades de investigación y sí algunas consolidaciones y culminaciones de trabajos comenzados años atrás, así como una consolidación de la vocación europea del centro. Entre aquéllos, cabe destacar la obtención de plasma a siete millones de grados en la máquina TJ-II del programa de fusión; el reto de diseñar y construir esta instalación realmente puntera en el mundo es un logro importante que se confirmó en los primeros meses de 1998, después de varios años de trabajos. La operación del TJ-II debe dar lugar, en los próximos años, a desarrollos científicos relevantes para el programa europeo de fusión. En el tema de energía solar, la Plataforma Solar de Almería (PSA) ha consolidado sus actividades, y el avance del proyecto DISS (Direct Solar Steam) es muy gratificante. A lo largo de 1998, los socios del instituto alemán DLR comunicaron que, a partir de fin de año, dejarían de operar la PSA conjuntamente con el Ciemat. Aunque ésta es una pérdida importante, su participación futura en proyectos de investigación garantiza la continuidad de los mismos. En tecnología de fisión, se han consolidado algunas actividades pasadas y se ha empezado a trabajar seriamente en fisión asistida por aceleradores, pensando en una futura transmutación de los productos de fisión y residuos radiactivos, como complemento del almacenamiento geológico profundo y en apoyo a las necesidades de ENRESA. Protección radiológica y dosimetría han consolidado sus actividades; esta última, con la instalación de detectores de germanio, se ha colocado en una posición de privilegio. En estos campos, la colaboración con el CSN se ha intensificado. Además de actividades de tradición y prestigio en el Ciemat, como Física de Partículas, Biología Celular y Molecular o Energía Fotovoltaica, han surgido nuevas como superconductividad, gasificación de biomasa, sistemas eólicos aislados, etc. que, junto a las ya consolidadas, irán marcando el futuro del centro en los próximos años. Estoy convencido de que el Ciemat está en una excelente posición para seguir contribuyendo al desarrollo de la tecnología en el ámbito energético y medioambiental.

ción con grandes capacidades, al desarrollo tecnológico y a la transferencia de tecnología entre el mundo académico y el sistema productivo. Sin embargo, tenía la percepción (equivocada, como comprobé más adelante) de que la focalización en temas exclusivamente nucleares limitaba el campo de actuación. Inmediatamente, pedí a Alberto Lafuente cuanta información tuviera sobre el Ciemat, para hacerme una idea más cabal antes de aceptar su propuesta. Al leer documentos como la Memoria Anual, el Libro del Consejo Rector o el llamado “Libro Amarillo” quedé sorprendido del enorme cambio que había dado el centro desde los años en que, recién licenciado en Ciencias Físicas, asistí a cursos de Física de Partículas o “corría” programas de ordenador en sus instalaciones. El JEN 1 ya no estaba operativo, el reproceso, así como el reactor Coral y tantas otras cosas eran historia. El centro había perdido, lamentablemente, importantes capacidades nucleares y se había diversificado enormemente, adquiriendo otras capacidades en temas tan diversos como energías renovables, medio ambiente, fusión, etc. Me pareció tan atractivo como desafiante el reto de dirigir el Ciemat y, después de algunas dudas, acepté la dirección. Recuerdo cómo las semanas previas a mi incorporación, a finales de octubre de 1995, me reunía con José Angel Azuara en su despacho del Ciemat para ir, poco a poco, pero intensamente, haciéndome con la información mínima necesaria para el trasvase de poderes. Nunca he tenido un dolor de cabeza tan persistente como durante esas semanas y las siguientes a mi incorporación; tan variada y compleja es la actividad del Ciemat. Me pareció, y me sigue pareciendo, admirable el paso de un centro dedicado exclusivamente a la energía nuclear a la variedad de temas (¿acaso demasiados?) que ahora se abordan. Recuerdo el gran desplegable que me enseñó Azuara sobre la desclasificación y desmantelamiento de instalaciones nucleares y radiactivas del centro; allí estaba presente lo que yo he llamado algunas veces la travesía del desierto entre la Junta de Energía Nuclear y el Ciemat. Es verdad que se han perdido capacidades importantes en tecnología nuclear que, posiblemente, no se deberían haber perdido (el cambio en 1986 obligó a ello) dado el potencial nuclear español. A cambio de esto, el centro ha ampliado considerablemente sus miras. Una vez que me hice razonablemente con el centro (¿un año?), había que plantearse qué orientación darle. Me pareció que, a grandes rasgos, el centro estaba correctamente orientado en relación con lo que la sociedad española demandaba de él; el aspecto de centro de investigación aplicada hacia el sistema productivo, como apoyo a la innovación en la industria española, me parece determinante para el desarrollo industrial del sector energético y medioambiental español. Sin embargo, tras un análisis en profundidad, parecía que la estructura del Ciemat en torno a Institutos le quitaba flexibilidad y capacidad de adaptación a nuevas iniciativas que todo centro de investigación precisa, y más a la vista de los cambios que se iban a producir en el sector energético. Con el objetivo de adaptar mejor las actividades del centro a las demandas de sus “clientes”, emprendimos un profundo cambio organizativo, en el que las actividades de investigación se nuclean alrededor de proyectos con objetivos concretos y al frente de los cuales hay un responsable, mientras que los recursos del centro se J u n i o

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LOS ORÍGENES DE LA JUNTA DE ENERGÍA NUCLEAR A. DURÁN

En 1994, con motivo del Vigésimo Aniversario de la Sociedad Nuclear Española, se celebraron algunos actos conmemorativos, entre los que cabe destacar una jornada que contó con la participación de destacadas personalidades nacionales y extranjeras del sector nuclear. Armando Durán pronunció entonces una conferencia, titulada “Los orígenes de la Junta de Energía Nuclear”, que nos sirve hoy para completar la historia de los 50 años de la JEN y el CIEMAT

La prehistoria de la JEN comienza el 20 de abril de 1948. El Profesor Francesco Seandone dio ese día, en el aula del Instituto Nacional de Física y Ouímica, una conferencia sobre microscopia con contraste de fase que organizó el Instituto de Óptica. Al finalizar la exposición teórica y durante un breve descanso, preguntó Scandone en el grupo en el que estaba si alguien podía darle información sobre el uranio en España. Una de las personas que allí se encontraban dio un nombre que no me pareció el adecuado para responder a una pregunta que, sin saber por qué, me pareció más importante que la simple satisfacción de una curiosidad. Dije entonces, que con un poco más de tiempo, podría darle una respuesta. Al final de la conferencia tuve con él una breve conversación, en la que me dijo que un grupo de investigadores italianos había comenzado a trabajar con el uranio y quería saber si en España se hacía algo análogo y si era posible ponerse en contacto con alguien enterado del asunto. Todo era impreciso, tanto que su falta de definición permitía suponer que podía tratarse de algo más concreto. Le pedí que me diese un margen de tiempo para poderle dar una respuesta. Uranio era entonces una palabra que conducía a pensar en una investigación en nuevos elementos, los transuránicos o, reciente Hiroshima, en aplicaciones bélicas veladas por un secreto. Nunca me gustó ser adivino y sí moverme sobre bases realistas. Me había metido en un problema que yo no podía resolver y que parecía estar en un nivel distinto del mío habitual. Había que comunicarlo y esperar una respuesta, y aquí sí que no tuve la más mínima duda, en relación con la persona con la que debía ponerme en contacto: don Juan Vigón. J u n i o

El General Vigón era entonces director de la Escuela Superior del Ejército, pero, por encima de cualquier cargo, era una persona con acceso fácil a cualquier nivel del Estado, con gran prestigio y con una visión muy clara de los problemas de la investigación, tanto científica como tecnológica. Por otra parte y desde un punto vista personal, podía llegar fácilmente hasta él por antiguas razones familiares. En una primera conversación, en la que le expuse los detalles de la que mantuve con Scandone, resumió y destacó que Italia necesitaba un uranio que no tenía y que, al pedirlo a España, abría la posibilidad de iniciar en ésta una vía de investigación absolutamente inédita. Quería tener una entrevista con el Profesor Scandone. Unos días después se reunieron y en ella le pidió el general Vigón que no realizase ninguna otra gestión en España y que, en el plazo de unos días, le daría una respuesta. Esta respuesta fue positiva y con ella se inició una colaboración entre científicos españoles e italianos o, mejor dicho, se estableció un proyecto de colaboración. Muy poco tiempo después, me habló de sus proyectos en relación con un centro para desarrollar la nueva actividad. Quería que dependiese directamente de la Presidencia del Gobierno y no de un ministerio determinado, y que la persona que, en una etapa inicial, se pusiese al frente de él fuese un militar al que pudiera exigírsele la garantía del secreto. Por otra parte, requería tener conocimiento de la investigación y relación con ella. En cuanto al lugar, prefería que no fuese castrense y que no exigiese un deslinde especial de otras actividades si se instalaba en un local dedicado a otros menesteres, por supuesto, científicos. Descartaba cualquier tipo de adaptación o construcción de un edificio en el esta1 9 9 8

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do, digamos, preinicial, del proyecto. Era evidente el nombre de José María Otero para ponerlo al frente y evidente también el aplazamiento, de momento, de cualquier decisión sobre el albergue. Yo me encargaría de las relaciones con Italia y de la tutoría de los primeros colaboradores. Había que dar forma a la estructura interna y establecer un plan para poder dar los primeros pasos. Un Decreto reservado, firmado el 6 de septiembre de 1948, fue el inicio de la investigación de la física nuclear en España. Dice en el preámbulo que el Gobierno parte de la existencia de minerales radioactivos y que, sobre esa base, acuerda que se investigue su cuantía y se prepare un equipo de técnicos capacitados para la prospección, beneficio y utilización de sus reservas. Como se ve, el punto de partida es el uranio y su aprovechamiento, es decir, contempla el aspecto tecnológico del problema y las consecuencias que se deriven. Para ello, crea en la parte dispositiva del Decreto un organismo, el Instituto de Investigaciones Atómicas, con dependencia directa de la Presidencia del Gobierno, cuya misión es la de impulsar las investigaciones precisas para determinar la situación y amplitud de los yacimientos nacionales de uranio y otros minerales radioactivos de posible aplicación a la producción de energía nuclear. No se limita a la prospección, ya que añade el estudio de las posibilidades nacionales del beneficio y transformación del mineral a escala industrial. No olvida la formación de un equipo de científicos especializados en los modernos conocimientos de todos estos temas, añadiendo -y esto es interesante- la posibilidad de beneficiar a escala experimental el material necesario para la producción de dicha energía y para la preparación de un proyecto para la construcción

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ARTICULO cional de esta Junta, en el que se dispone que, bre de ese mismo año, que corresponden a las en España de una pila termonuclear experimenpara establecer relaciones nacionales y extranjeórdenes del Ministerio de Industria y Comercio tal. No para aquí su actividad, ya que puede amras y salvaguardar el secreto que se considera que firma Suances, de cuyos conocimientos técpliarla a cuanto se juzgue conveniente para el imprescindible, adoptará la forma externa de nicos y visión de futuro nadie duda, por las cuamejor conocimiento y aplicación de esta nueva una sociedad anónima de tipo privado, que se les se reservan en favor del Estado los minerales forma de energía. denominará Estudios y Patentes de Aleaciones de uranio nada menos que en 22 provincias esPara todo ello puede establecer relaciones e Especiales (EPALE). La inclusión del concepto pañolas, casi la mitad de España. intercambios con otros organismos similares exaleaciones podría recordar lejana y vagamente al Es muy posible que no trascendiese el fin últitranjeros. Si para llevarlos a cabo fuese necesaria proyecto metalúrgico de la Universidad de mo perseguido por estas órdenes, mediante las la colaboración de otras personas ajenas a la Chicago, en el que Fermi era figura principal y cuales se creaban reservas sin una justificación Junta, podría la Presidencia del Gobierno agredel que Laura, su mujer, decía que estaba comdeterminada, que pudiera ser el de la energía garlas a ella. puesto por científicos de todas las En cuanto al futuro, domina el opespecialidades, menos de metalurtimismo, ya que el decreto prevé gia. que, si el desarrollo alcanzado lo EPALE se constituyó con un capital aconsejara, se podría transformar la de 100.000 pesetas, dividido en Junta de Investigaciones Atómicas 200 acciones de un valor nominal en una empresa industrial, dentro de de 500 pesetas cada una y su domilas normas que en tal momento secilio era el de Otero, calle Alfonso ñalase el Gobierno. XII, 32. El Consejo de AdminisNo es explícito el Decreto en lo tración estaba formado por los misque concierne a su composición, ya mos que en la Junta fueron designaque tan sólo dice que la Junta estará dos vocales por el Gobierno. constituida por el personal designaTeníamos el marco legal y había lledo por la Presidencia del Gobierno gado ya el momento de continuar entre investigadores y técnicos espelas relaciones con los científicos itacializados en la materia. Nada dice lianos, tal como se había establecide su estructura y por encomendarle do en las conversaciones con el funciones de orientación, coordinaprofesor Scandone; en ellas se tración, estudio y proyecto, parece tó, desde el primer momento, de más un ente directivo que una entiestablecer una colaboración, en la dad realizadora, aún cuando pueda que ocupaba lugar primordial el enconvertirse en una empresa. vío a Italia de científicos españoles, Los nombramientos estaban ampor una parte y, por otra, el suminisparados en la vaguedad que supone tro de muestras de uranio para podecir que el personal designado por der realizar medidas con ellas. la Presidencia del Gobierno constiEl 15 de octubre del año 1948 me tuía la Junta. Así fueron los primeros, desplacé a Roma para organizar allí que se distribuían del siguiente mola estancia de los primeros científido: el general Vigón, presidente; cos españoles que habían de iniciar José María Otero, vicepresidente; su formación en el Instituto dirigido Manuel Lora Tamayo y yo mismo, vopor el profesor Amaldi. Unos días cales, y José Ramón Sobredo, secredespués, llegaron Xula Vigón, tario. No hacen falta biografías, por Carlos Sánchez del Río y Ramón ser de todos conocidas, pero sí reOrtiz Fornaguera. Ellos son los que quiere algunos datos la del secretaencabezan la lisla de aquellos a rio, por no ser un científico. José quienes, EPALE, primero, y la Junta Ramón Sobredo era marino y diplodespués, han facilitado la formación mático y su destino de entonces es- En la parte superior podemos ver la piscina del reactor JEN I; en la fotografía inferior científica, permitiendo crear un potaba en la Presidencia del Gobierno, aparece una vista general de la Planta de obtención de dióxido de uranio. tencial humano que ha hecho posicircunstancia que facilitaba mucho ble desarrollar la investigación en amplios sectonuclear, que entonces se quería adivinar entre los trámites entre un organismo, digamos “secreres. nubes de misterio. Cabe preguntarse si en otros to”, y la Administración, con mayúscula y en toDespués de una breve estancia en Roma, se países, con una relación más directa con proda la extensión de la palabra. incorporaron, en Milán, al ClSE (Centro d'lnforyectos tecnológicos más o menos iniciados, No hay duda que los detalles de la estructura mazione, Studi ed Esperienze) dirigido por el aunque protegidos por el secreto, pasaron dequedaban pospuestos frente a la importancia profesor Bolla. Este centro se ocupaba en Italia sapercibidas a los servicios informativos. Quizá dada a los fines, que constituyen realmente un de la incipiente investigación nuclear y estaba fino, y esto explicaría la referencia directa al uraprograma. Falta, quizá, en este resumen del denanciado por varias empresas fuertes de la nio en la primera conversación con Scandone. creto el intento de aclarar el porqué de una refeLombardía. Aquí dieron los primeros pasos en Tiene una fácil explicación un decreto del 23 rencia reiterada a los yacimientos de uranio, que la física de neutrones, tanto en su aspecto expede diciembre de 1948 que refrenda Suances, no parece que se deba al simple conocimiento rimental como teórico. Sin entrar en detalles, dipor el que se reservan a favor del Estado en tode pechblendas en la provincia de Córdoba, sigamos que la medida de constantes, que lleva do el territorio nacional y en sus zonas de sobeno más bien a una preocupación de mayor trasconsigo la construcción de contadores y la ranía de Marruecos y Colonias los yacimientos cendencia, que podría haber sido provocada, o puesta a punto de los métodos de calibrado, de uranio y minerales radiactivos, por ser una lóal menos avivada, por la noticia que conmovió al ocuparon la parte experimental, mientras que la gica consecuencia de la creación de la Junta de mundo: la explosión de la bomba atómica en teórica fue cubierta por problemas relacionados Investigaciones Atómicas y con ella el encargo Hiroshima el 6 de agosto de 1945. Alguna relacon el cálculo de una pila. Hay que añadir la del proyecto de una pila termonuclear. ción pudiera atribuirse a la proximidad de esta preparación del proyecto de los laboratorios de Volvamos al comentario del decreto fundafecha con las del 4 de octubre y el 5 de noviemJ u n i o

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CIEMAT Universidad española, a cargo de Xula Vigón, investigación que debieran instalarse en España con mecánica cuántica y moderación de neutropara que, a su vuelta, pudieran continuar los tranes, y de Carlos Sánchez del Río, con una introbajos iniciados como punto de partida de un ducción a la física nuclear y una teoría de los reprograma español. actores nucleares. El lugar fue el seminario de Mientras, comenzaba EPALE a dar los primefísica matemática, estando amparados por D. ros pasos desarrollando su tarea, parte en el Esteban Terradas. A este curso asistieron Instituto de Óptica, parte en los laboratorios de Azpiroz, Fontán, García Fité, Garmendia, Química de los profesores Lora y Rius Miró y en Segovia, Tanarro, Tharrats y Verdaguer. Varios de el mío de Óptica de la Facultad de Ciencias. En ellos fueron enviados después al extranjero a di1949, se incorporaron Ricardo Fernández Cellini ferentes centros para ampliar estudios en divery Luis Gutiérrez Jodra y antes lo había hecho el sas especialidades. ingeniero de minas Demetrio Santana, a quien se La realización de trabajos experimentales esle había encomendado la dirección de la prostuvo condicionada por la dificultad para obtepección y extracción del mineral de uranio, que, ner aparatos, componentes o productos y, en alcomo antes dijimos, estaba reservado en todo el gún caso, porque la calidad no era la adecuada territorio nacional a favor del Estado. Comenzó para el fin que se perseguía. La carencia de una por la Sierra de la Albarrana, en la provincia de fuente de neutrones en los primeros tiempos se Córdoba, donde se sabía que existían minerales hizo notar al realizar medidas y experimentos. de uranio, que fueron utilizados para experienA pesar de las dificultades, se trazó un procias en Milán y en Ginebra. Es difícil figurarse hoy el esfuerzo realizado entonces, partiendo prácticamente de cero, por unos investigadores excelentes que suplían con su celo, como se dice en las Ordenanzas de Carlos III, la escasez de medios materiales e incluso de productos que tuvieron que sintetizar, como el trifluoruro de boro para rellenar los contadores Geiger, que construían en la Sección de Físicas porque no los había en el mercado. Al grupo dedi- Vista general del edificio del reactor JEN I y del depósito elevado a la derecha. cado a la química grama bastante amplio que comprendía la prellegaba el mineral de uranio, del que tenían que paración de contadores, la instalación para su extraer el nitrato de uranio puro. Para ello, tuviellenado con trifluoruro de boro en colaboración ron que improvisar instalaciones y montar equicon la sección de química, la construcción de pos de análisis de una gran precisión. En una cámaras de ionizacion, ensayos con placas nuentrevista publicada en esta Revista en marzo de cleares, el proyecto de un acelerador del tipo 1992, dice Gutiérrez Jodra que, en 1949, tuvo Cockcroft-Walton de 200.000 V y la fabricación que empezar a estudiar la química del uranio, de circuitos electrónicos de diferentes tipos. que no conocía, y que eran conscientes de estar Además de los científicos incorporados antes investigando un campo nuevo, del que se sabía mencionados, hay que citar a dos personas más que tenía solución siguiendo un camino que, cuya participación ha sido extraordinaria y de la paso a paso, se iba descubriendo. que todos, tanto los de la primera época como Una vez desarrollado el proceso de obtende las siguientes, guardamos grato recuerdo. Me ción de las sales del uranio, comenzaron a trabarefiero a D. Eduardo Ramos, que estableció los jar los grupos que debían obtener agua pesada servicios médicos y organizó la protección a la y grafito nuclearmente puro. radiación, y D. Diego Gálvez, que se hizo cargo El curso 1949-1950 tuvo importancia capital de la estructura administrativa. Conservo el "don" para el desarrollo de la física, ya que en él se rehabitual en la Marina de la que ambos procedícogió la experiencia adquirida en el CISE y se an, porque era el que todos empleábamos, tansentaron las bases para una etapa posterior. Se to para dirigirnos como para referirnos a ellos: dio el primer curso de física nuclear de la J u n i o

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don Eduardo y don Diego. En este curso se amplió el Consejo de EPALE, incorporando a Antonio Colino y José Romero Ortiz de Villacián. Ocupó la presidencia D. Esteban Terradas hasta su fallecimiento, en mayo de 1950. La falta de información sobre lo que sucedía más allá de las fronteras aconsejó una visita a los países a los que podíamos tener acceso más fácil: Italia, porque la conocíamos y porque nos conocían, y Suiza, porque estuvo alejada de la guerra mundial y de sus consecuencias, y con ella podría establecerse contacto a través del profesor Scherrer, muy relacionado con científicos españoles. La visita tenía como fin no sólo conocer laboratorios y establecer la posible acogida a físicos y a químicos, sino además obtener alguna información sobre lo que sucedía fuera de nosotros. Con ese fin fuimos, al comienzo del año 1950 el profesor Rius Miró, Xula Vigón, Sánchez del Río y yo a Italia y a Suiza. Visitamos el Instituto de Física de Roma que dirigía el profesor Amaldi; el CISE de Milán, a cuyo frente continuaba el profesor Bolla; los institutos de Física y de Química del Politécnico de Zurich, gracias al profesor Scherrer; el Instituto de Física de la Universidad de Basilea, dirigido por el profesor Huber, y el de Ginebra, donde tratamos con el profesor Extermann. Al informar a EPALE de nuestra visita propusimos un plan de trabajo, partiendo del interés de la colaboración y el envío de técnicos, preparando al mismo tiempo el clima de trabajo adecuado para continuar la labor en España. Para ello se consideraba imprescindible una fuente de neutrones de procedencia americana, un pequeño acelerador, sugiriendo el ya construido por el Torres Quevedo después de revisarlo, el proyecto y construcción de un banco de medidas para determinar secciones eficaces, la obtención de grafito y berilio en estado de pureza y la necesidad de disponer de agua pesada. Esta visita sirvió para revisar el programa que estaba en marcha para obtener con él mejores y mayores rendimientos. También había llegado el momento de acelerar la formación de los que habían iniciado el despegue. Sánchez del Río dejó Milán, ganó la cátedra de óptica y pasó a Ginebra, donde midió secciones eficaces con un acelerador recién

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ARTICULO construido, utilizando unos kilos de sales de uranio que él mismo había llevado en valija diplomática. Después pasó a Zurich, donde trabajó en física nuclear pura, es decir, no aplicada a problemas de energía. A principios de 1950, se incorporó Ramón Ortiz al Instituto de Estudios Nucleares de Chicago, dirigido por Samuel Allison, para continuar con él su formación teórica. Este instituto, en el que estaba Fermi, albergaba a muchos que no habían querido continuar en el Proyecto Manhattan. A principios del 51, se incorporó a él Gutiérrez Jodra en el área de radioquímica con el profesor Sugarman y en el mismo año, pero al final, Sánchez del Río, que realizó medidas con el betatrón. Desde octubre del 50, estuvo Rogelio Segovia en la Universidad de Stanford formándose en la electrónica para poder montar un laboratorio en Madrid. Tanarro fue a Basilea, Tharrats y Verdaguer a Ginebra, donde coincidieron con Sánchez del Río, y es posible que en aquella época hubiese más trabajando en laboratorios extranjeros; pero en este aspecto la memoria y los datos que conservo me son infieles. Lo que sí perdura es el recuerdo de una época que pudiéramos caracterizar por una improvisación controlada, aunque parezca paradójico, por un programa de formación en el extranjero, por una gran ilusión en el trabajo y por el alto nivel de los primeros investigadores. Entonces se tejió la trama en la que se formaron los que más tarde, una vez creada la Junta de Energía Nuclear, tuvieron la responsabilidad de ocupar los puestos clave y de formar un grupo de técnicos y de científicos que jugaron un papel muy importante en la investigación, tanto pura como aplicada, que se llevó a cabo en España. Todos estos pasos fueron importantes, ya que en la etapa inicial no existían en España especialistas en temas relacionados con la energía nuclear porque, por una parte, el tema se mantenía en riguroso secreto en muchos aspectos y, por otra, no había más referencia que la escasa bibliografía, relacionada más directamente con temas científicos que con aspectos aplicados. La física nuclear no figuraba en ningún plan de estudios y las personas que quisieran estudiarla no podían hacerlo dentro del país; había, por tanto, que elegir científicos y técnicos con buena formación que pudieran ampliar su base, especializándose en el tema en laboratorios extranjeros. El hecho de la energía nuclear fue una conmoción de tal orden que obligó al planteamiento de muchos temas en forma diversa de lo que hasta entonces había sucedido. Con gran acierto ha titulado Bertrand Goldschmidt un bello libro en el que describe lo acaecido con el nombre de “La aventura atómica”. Efectivamente, hay mucho de aventura en lo que ha supuesto en los primeros tiempos los pasos en tanteo sin rumbo perfectamente definido, pensando, quizá, en un vellocino de oro, quimérico y real a la par. Aventura que tuvo sus momentos de euforia y sus instantes de desaliento en el trabajo callado de un laboratorio o en la zozobra de una empresa emprendida. Pensemos, además, en las circunstancias del

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año 1948, en el que el gran público poco o nada sabía de la energía atómica y tenia sólo la idea de su utilización militar, con el recuerdo de la destrucción de Hiroshima tres años antes. Si entonces se hace pública la creación de una Comisión Atómica, casi todos hubiesen pensado en algo muy diferente de la realidad y hubiesen podido atribuirse intenciones que no estuvieron nunca en la mente de sus creadores. En el año 1948 no se podía pensar en la preparación inmediata de un personal capaz de desarrollar una investigación en un tema sobre el cual no existía prácticamente ninguna información, pero, en cambio, si parecía factible la especialización, partiendo de una buena formación de base que permitiese adiestrar a aquellas personas que fuesen capaces de formar una segunda generación dentro del propio país. Por otra parte, en aquella época y durante varios años, no existía en EPALE la rígida y rigurosa clasificación administrativa en funcionarios de diversas clases, contratados o becarios. Formamos durante mucho tiempo una suerte de familia científica cada vez más numerosa, en la que las categorías no estaban determinadas por la nómina, sino por el mejor saber y hacer de unos respecto a otros. En este ir y venir por los tiempos pasados, he ido dando nombres de personas, muchas de las cuales viven todavía y cuyo recuerdo se mantiene vivo, perdurando su ejemplo. Otras han concluido ya su peregrinar por el tiempo. Entre éstas quisiera destacar dos para rendirles desde aquí mi homenaje: una es el General Vigón, cuyo nombre está vinculado a dos grandes realizaciones: la energía nuclear y la técnica aeronáutica, que perduran en la JEN y en el INTA. La otra es José María Otero, de quien hoy aquí la simple alusión hace evocar muchos de los avances científicos y técnicos operados en España en casi medio siglo. Hemos llegado en este relato a una situación del estudio y desarrollo de la energía nuclear, que parece indicar que el proyecto inicial había alcanzado su grado de madurez en la fase preliminar y que era ya conveniente una estructura diferente, esta vez en forma pública. Estábamos en el final de un período que pudiéramos calificar de prehistórico y al que -no posible en otros casos- se le puede asignar una fecha concreta, el 22 de octubre de 1951, que es la del Decretoley por el cual se crea la Junta de Energía Nuclear. En su preámbulo hay una alusión velada -no otra cabría a un decreto reservado- a la Junta de Investigaciones Atómicas, y con ella a EPALE, cuando dice que el Estado español adoptó, desde que se tuvo conocimiento de las posibilidades de la física nuclear como nueva fuente de energía, aquellas medidas que conducían a la capacitación del personal necesario para la labor de investigación científica en esa técnica moderna. Considera que “superada una primera fase que puede considerarse como el ensayo y logrado un núcleo inicial de científicos y técnicos especializados”, es aconsejable la continuación en

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mayor escala “creando un organismo que asuma la dirección y coordinación de tan varias actividades”. Como en el decreto reservado, que dio la señal de partida en 1948, hay en este nuevo una alusión al valor de los yacimientos de minerales radiactivos que trasciende al campo político y económico y “que obliga a la adopción de disposiciones rigurosas que rescaten, defiendan y conserven eficazmente para la nación los yacimientos existentes y los que puedan descubrirse”. Por este Decreto-ley, se crea la Junta de Energía Nuclear, dependiente de la Presidencia del Gobierno y, a partir de aquí, se entra en una historia que escapa del marco de lo que me habéis encargado y de la cual otros mucho mejor que yo pueden hacer la crónica. Ya sé que la historia de unos tiempos vividos, y más cuando lo han sido intensamente, puede relatarse con una cierta facilidad, pero lo que es difícil, aunque no imposible, es transmitir, digamos, de modo contagioso, las impresiones recibidas y las experiencias adquiridas. Si se logra es una buena añadidura. En cualquier caso, puedo dejar un testimonio que evocará recuerdos para muchos y que quisiera que para las nuevas generaciones supusiese el aviso de que, para llegar al estado actual, ha sido necesario recorrer un largo camino de aciertos y también de errores, en el que muchas personas, muchas más de las citadas, han puesto en juego lo mejor de su trabajo y de sus ilusiones.

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Armando DURÁN es Doctor en Ciencias Físicas y Licenciado en Matemáticas por la Universidad Complutense de Madrid, empezó sus trabajos de investigación en el “Rockefeller”, que alternó, más tarde, con la enseñanza universitaria, siendo Catedrático de Óptica desde 1945. Ha sido Consejero de Número del CSIC, Presidente de la Real Sociedad de Física y Química (de la que es Socio de Honor), Decano de la Facultad de Ciencias, Director General de Enseñanzas Técnicas en el Ministerio de Educación Nacional, Vicepresidente de la Conferencia Europea de Biología Molecular, Regular Member de la Optical Society of America y Académico Numerario de la Real Academia de Ciencias Exactas, Físicas y Naturales. Trabajó en organismos como los Institutos de Óptica y el “Torres Quevedo”, siendo director de este último, así como en la Junta de Energía Nuclear, de la que fue Consejero hasta su jubilación. Igualmente, fue Director del Instituto de Estudios Nucleares durante varios años.

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EL IEN (IEE) Y LAS CIENCIAS Y TÉCNICAS NUCLEARES EN ESPAÑA L. IZQUIERDO

gación y la enseñanza nuclear, así como las industrias relacionadas con la energía nuclear. El primer Patronato, de cuarenta y cinco miembros y, por tanto, con dificultades de operatividad, fue ayudado posteriormente por una Comisión Ejecutiva de doce miembros, con mayores probabilidades de eficacia. Recuerdo los nombres de aquella Comisión: - José María Otero Navascués ( Presidente de la JEN ) - Antonio Colino López ( Vicepresidente de la JEN ) - Fernando Arias Salgado ( Subdirector General de Investigación Científica ) - Juan Batanero Gª Geraldo ( Director de la ETS de C. C.y P ) - Justiniano Casas Pelaez ( Catedratico de Óptica de la Universidad de Zaragoza) - Joaquin Catalá de Alemany (Director del Instituto Física Corpuscular de Valencia ) - Enrique Costa Novella (Director General de Universidades e Investigación ) - Antonio de Juan Abad ( Vicepres. de la Com. Ases. de Inv. Científica y Tecnica) - Armando Durán Miranda ( Consejero de la JEN ) Conociendo estos nombres, es fácil imaginar la labor que se pretendía y que, desde entonces, ha realizado el Instituto.

LOS RECUERDOS No es la primera vez que intento comentar cuál ha sido el papel del Instituto de Estudios Nucleares -ahora Instituto de Estudios de la Energía- en el desarrollo de las ciencias y técnicas nucleares en nuestro país; es lógico que, a lo largo de los treinta años que he dedicado en mi vida profesional a mantener vivo el Instituto, haya tenido muchas oportunidades de hacerlo. Sin embargo, en esta ocasión me resulta especialmente difícil. Contribuye a ello, no sólo el hecho de tener que situarme desde una posición de memoria histórica, lo que siempre lleva acompañado un punto de nostalgia, sino también el hacerlo, por primera vez, desde fuera del propio Instituto, lo que le añade una dosis más de añoranza. He empezado por ojear el reciente libro publicado por la Sociedad Nuclear Española “La Historia Nuclear de España” para repasar lo que del Instituto recuerdan sus primeros, y muy queridos, directores, Armando Durán y Manuel Quinteiro, quienes dejaron en él un carácter que todavía sigue. Sus siguientes directores, Agustín Tanarro, José Ángel Azuara y yo misma, no hicimos mas que continuar su empuje. En ese libro, Quinteiro recuerda la carta recibida un día de abril de Piscina del reactor JEN I durante su construcción. 1965, en la que José María Otero, Presidente, porque ya en ese mismo año, yo misPresidente de la JEN, le decía: ma pude asistir al Curso de Ingeniería Nuclear, “La Ley sobre Energía Nuclear (25/1964 de 29 primero de esta nueva era -ya había habido otros de abril) prevé la existencia del Instituto de con anterioridad en la JEN-, y que, con los camEstudios Nucleares con el fin de coordinar la inbios lógicos habidos con el tiempo, continúa revestigación y la enseñanza relacionada con la alizándose en la actualidad. Entroncado ahora energía nuclear. en el conjunto de Másteres de la Universidad Ruego a Vd. realice las gestiones necesarias Autónoma de Madrid, el curso celebra este año para la puesta en marcha, con la mayor rapidez su trigésimo segunda edición. posible, del mencionado Instituto, tarea para la La Ley establecía para el Instituto un Patronato que contará con todo mi apoyo.” en el que estarían debidamente representados Es indudable que Quinteiro puso las cosas en los diversos Organismos dedicados a la investimarcha, y que contó con la ayuda del J u n i o

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LA INFLUENCIA Armando Durán, en el libro mencionado antes, contesta así a la pregunta: “¿cuál cree que ha sido la influencia de la JEN en su entorno científico?” “Por una parte, las consecuencias derivadas del desarrollo de su propio programa, y por otra, la creación y fomento de líneas de investigación que, estando contenidas en aquél, podían y debían extenderse a otros centros y lugares, como, por ejemplo, la física nuclear, la física teó-

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ARTICULO rica, la ingeniería química, la metalurgia, la prospección minera, la medicina nuclear, la protección contra las radiaciones y la biología molecular, como las mas importantes.” Hoy se añadirían otras líneas a esta relación. La JEN fue, y hoy el Ciemat sigue siendo, uno de los centros tecnológicamente mas avanzados del país, disponía, y dispone, de laboratorios muy bien dotados, tanto en equipos, como en personal investigador. Durante los 25 priPanel del reactor CORAL meros años, la investigación realizada o coordinada por la JEN permitió poner en marcha la explotación de la minería del uranio, plantas piloto para la concentración del mineral y para la fabricación de elementos combustibles, los reactores experimentales ARGOS, ARBI, JEN I, JEN II, y CORAL, plantas piloto para la separación de isótopos, la producción de plutonio, el tratamiento de combustibles irradiados y de residuos sólidos y líquidos, equipos de instrumentación nuclear, laboratorios de dosimetría y de metrología, fuentes de irradiación para uso industrial, instalaciones para manipulación de sodio, relevante capacidad de cálculo,... y en fin, un conjunto de capacidades científicas y técnicas que han permitido mantener un programa nuclear importante con una alta participación nacional, y situar a España entre los países más sobresalientes de entre los considerados como “importadores cualificados”. Algunas de estas capacidades se han ido perdiendo, otras se han actualizado, algunas siguen en el Ciemat, otras están en otros centros, las decisiones de los últimos quince años han ralentizado el ritmo de desarrollo anterior, pero, sin embargo, el país sigue haciendo un tremendo esfuerzo para mantener lo conseguido, y lo que tal vez resulta más interesante, para extender los conocimientos adquiridos a otros sectores de la actividad industrial, que de esta manera se han visto reforzados con las técnicas y métodos inicialmente nucleares. En los últimos años, el Ciemat ha contribuido a sumar a esta relación de tecnologías un abanico de capacidades nacionales relevantes relacionadas con las energías renovables, como por ejemplo, metodología para la determinación de recursos solares y eólicos, capacidad industrial para la fabricación de aerogeneradores, laboratorios para certificación de aerogeneradores o de paneles solares fotovoltaicos, capacidades de ensayo de sistemas y componentes para la producción de energía solar térmica o fotovoltaica, sin olvidar a la energía solar pasiva o al aprovechamiento de la biomasa. Es de destacar también su contribución al desarrollo de la tecJ u n i o

cleares, esta introducción podría servir igual para la Memoria del IEE del año pasado. LOS CURSOS

nología de combustión en lecho fluido o de gasificación de carbón, y a un conjunto de técnicas y métodos medioambientales, como la retención de partículas o la medida y modelización de la contaminación atmosférica convencional, de indudable interés. La cultura de la seguridad, los estudios de impacto ambiental, la garantía de calidad, y otras técnicas y procedimientos de trabajo, iniciados en el sector nuclear y ahora usuales en otros sectores, son aspectos relevantes que se promovieron desde la JEN y ahora continúan teniendo el apoyo permanente del Ciemat. En todo este proceso, el Instituto ha sido un instrumento relevante. Releo la presentación de la Memoria del IEN correspondiente al curso 1970-1971, dice así : “El fomento de la investigación puede llevarse a cabo, bien por la ayuda a la ya existente y acreditada, bien por la promoción de nuevas vías. Contribuir a lo que puede ser sostenido por otras entidades, conduciría al IEN a una rutina, a una duplicación. Fomentar y ampliar, si cabe, la investigación en temas que, por su índole específica están mas directamente relacionados con la actividad de la Junta, o bien abrir posibilidades para iniciar trabajos que representen una novedad dentro del panorama científico español, sí es tarea que el Instituto debe llevar a cabo. En el quehacer de la investigación más que el tema en sí, debe interesar el hombre que pueda ser adiestrado en la búsqueda de una verdad científica, adquiriendo el talante adecuado para poder dirigir a un grupo. Esta formación es la que el Instituto procura dar utilizando para ello cursos específicos, la ayuda a algún grupo determinado, generalmente cátedras universitarias o de escuelas técnicas, o mediante becas para que recién graduados puedan trabajar en los laboratorios de la propia Junta” Solamente con algunas pequeñísimas diferencias, provocadas por la lógica evolución de la universidad y la industria en España, y de la propia Junta, hoy transformada en Ciemat y con mas áreas de interés que las exclusivamente nu1 9 9 8

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Mas de mil titulados han recibido su formación nuclear o radiológica de nivel superior en el Instituto. Alrededor de seiscientos ha realizado el curso de Ingeniería Nuclear, la mayoría de ellos ocupa hoy cargos de relevancia en el sector. Mas de doscientos realizaron los cursos de Tecnología Nuclear Básica como etapa inicial de su formación como operadores de la segunda generación de centrales nucleares españolas; actividad continuada hoy por Tecnatom. Casi todos los responsables de la protección radiológica de centrales nucleares , centros hospitalarios e instalaciones radiactivas industriales o de investigación, así como una gran cantidad del personal de operación de estas instalaciones, han recibido allí los cursos básicos para su cualificación. Alrededor de trescientos químicos realizaron cursos de Química Analítica Instrumental cuando las universidades españolas no estaban preparadas para impartirlos. Estos cursos, que dejaron de celebrarse cuando la Universidad adquirió ya su plena capacidad, han sido continuados por una gran cantidad de cursos monográficos sobre distintos temas, teóricos o experimentales, dentro de las técnicas energéticas o medioambientales. Durante los últimos años, el IEE viene organizando cerca de cuarenta cursos anuales de este tipo, muchos de ellos en colaboración con diversas universidades españolas. Pueden ser cientos los profesores que han ido pasando por las aulas del Instituto durante todos estos años, y no podría citarlos a todos, pero tengo un recuerdo especial para aquéllos que ya fueron profesores míos y todavía, o hasta muy recientemente, han seguido impartiendo clases en las mismas aulas; Gaeta, Tanarro, Alonso, Caro, Velarde, Brosed, son nombres que seguramente estarán en la memoria de gran parte de los que trabajamos en el sector nuclear español. LA UNIVERSIDAD Durante los años 60 y 70, varias fueron las cátedras de física o tecnología nuclear que se consolidaron con el apoyo del Instituto de Estudios Nucleares. Desde 1965, y durante toda la década de los 70, el Instituto promovió un importante desarrollo de capacidades de investigación en la Universidad; las universidades de Madrid, Barcelona, Valencia, Sevilla, Granada, Córdoba,

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CIEMAT Zaragoza, Oviedo y Valladolid, recibieron las primeras ayudas, otras se incorporaron después. Mas tarde, cuando fueron apareciendo progresivamente nuevas universidades, la tarea para el Instituto se hizo imposible, y el relevo fue tomado por otros programas de investigación nacionales e internacionales, y por otras modalidades de colaboración dentro de la propia JEN o del CIEMAT. En 1982, los contratos de investigación o las subvenciones otorgadas por el Instituto cambiaron su carácter por el de acuerdos de colaboración para temas específicos, que son gestionados por otros departamentos del CIEMAT. Yo misma recuerdo haber tramitado en los primeros años contratos o subvenciones para los profesores: Aguilar Peris, Alía Medina, Casanova Colas, Casas Peláez, Clúa Domínguez, Forteza Bover, Fernandez Alonso, Gamboa Loyarte, Gandía Gomar, García de Figuerola, García Olmedo, Pascual de Sans, Goded Echeverría, Goicolea Zala, Catalá de Alemany, López González, Losada Villasante, Martín Municio, Mato Vázquez, o Pastor Ruipérez, y años mas tarde, Liñán, San Martín, y los que constituyeron el Grupo Interuniversitario de Física Teórica (GIFT), fueron objeto de algunas de mis tareas de entonces. Me gustaría destacar, por su singularidad y por el impacto que tuvieron en su día, las “cátedras” de Biofísica y de Física del Estado Sólido, y el Grupo de Altas Energías de la JEN. Ya en los primeros años, la JEN creó, en el seno del Instituto, dos “cátedras” dedicadas, una de ellas a la Biofísica y otra a la Física de Estado Sólido; ambas llevaban el nombre de “Juan Vigon”. Carlos Dávila, Fernando Agulló y José Luis Álvarez Rivas se ocuparon de dirigirlas. Pretendían estas cátedras ser un puente entre la labor que se realizaba en la JEN en esos temas y la que se hacía fuera de ella. Los curso , coloquios y reuniones que se celebraban en ellas formaban parte de la enseñanza superior universitaria y contribuyeron, sin ninguna duda, a intensificar la investigación sobre esos temas y a establecer criterios comunes entre los grupos que se dedicaban a dichas disciplinas. En la misma línea, puede incluirse el Grupo de Altas Energías de la JEN incorporado al Instituto como resultado de la fusión de los antiguos grupos que sobre el mismo tema trabajaban en Valencia y en Madrid. Pareció entonces que solamente con esa reagrupación de medios, y la colaboración internacional, era posible conseguir resultados de alguna importancia en un tema tan complejo como es la Física de las Altas Energías. Es indudable, visto con la perspectiva de los años, que la decisión fue acertada, ya que el Grupo de Altas Energías del Ciemat sigue hoy representando un papel de prestigio en el escenario científico nacional e internacional. Sus actuales responsables, Manuel Aguilar y Marcos Cerrada, se incorporaron, junto con Juan Antonio Rubio y muchos otros, en aquellas fechas. El Ciemat de hoy sigue participando, tal vez de otra manera, en la consolidación de un siste-

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ma nacional de investigación, donde la universidad y la industria encuentren su adecuado papel, y donde centros como el Ciemat, en los que tienen especial cabida proyectos de innovación y desarrollo tecnológico, puedan actuar como eslabones que permitan cerrar la cadena ciencia- tecnología- industria. LAS BECAS Con algunos altibajos, la política de becas llevada a cabo por el Instituto desde su creación ha seguido las líneas generales de los primeros años. Cientos de universitarios han iniciado su carrera investigadora en la JEN o el Ciemat con becas de ayuda a la investigación en el sentido más clásico de la palabra. Este Organismo sigue ofreciendo opciones para realizar investigación dentro de sus laboratorios sobre temas enmarcados en las líneas de su propio programa. La contribución de los becarios es valiosa porque permite desarrollar investigación, básica unas veces y tecnológica otras, en aquellos aspectos que, sin distraer su programa general de actividad, supongan una investigación que puede suponer el punto de partida para otros temas, o la colaboración con otros grupos. A las becas concedidas por el propio Instituto se suman otras otorgadas por otras instituciones nacionales e internacionales. Al indudable impacto que esta política de becas ha podido tener para la formación del personal investigador español, se suma el papel que ha desempeñado en el marco de las colaboraciones internacionales.

Durante los últimos años se han realizado en el Instituto cursos sobre técnicas de seguridad operacional, garantía de calidad, gestión de residuos radiactivos, evaluación de ofertas o capacitación del personal de operación de centrales nucleares. En todos ellos la actuación del Instituto ha sido compartida por la práctica totalidad de las empresas o instituciones nacionales con interés en los temas desarrollados. Existe un certero consenso en que este programa está siendo una excelente oportunidad para la presentación de las capacidades tecnológicas nacionales con vistas a la apertura de mercados en el exterior para las empresas españolas. GRACIAS Me gustaría terminar cambiando la nostalgia del comienzo por un cierto reconocimiento y una buena dosis de optimismo. Estoy segura de que Agustín Grau, actual director del Instituto, incorporará nuevas ideas para hacer mejor lo que se seguirá haciendo. Yo creo que el Instituto de Estudios Nucleares, el Instituto de Estudios de la Energía, EPALE, la Junta de Energía Nuclear, el Ciemat, todos uno, han hecho razonablemente bien su papel a lo largo de los cincuenta años que ahora conmemoramos. Yo no puedo más que agradecer a la Sociedad Nuclear Española la oportunidad que nos ha dado para recordarlo.

EL OIEA La colaboración internacional es otro de los aspectos de la actividad del Instituto, mantenido ininterrumpidamente desde su creación, que creo merece ser destacado; en especial la participación en el programa de asistencia técnica del OIEA. Como es bien sabido, en su programa de asistencia técnica el OIEA mantiene un plan de actuación multifacético con el fin de asegurar que la asistencia a los estados miembros se traduzca en una transferencia efectiva de tecnología. Además de otra serie de acciones paralelas, el OIEA suministra la apropiada formación de recursos humanos, bien a través de becas, misiones de expertos o cursos de capacitación. La participación de la JEN y del Ciemat en este programa abarcó siempre las tres modalidades, siendo mayor su actividad en los apartados de becas y cursos de capacitación, y muy especialmente durante los últimos veinte años, en el programa de entrenamiento en energía nucleoeléctrica, en el que el IEE viene manteniendo una participación de dos o tres cursos anuales. Siguiendo las directrices generales del OIEA para estos cursos, se pretende en ellos, no solamente transferir las tecnologías del país hospedante de los cursos, sino facilitar además una aproximación entre las tecnologías más usuales en los países desarrollados y las de aquellos otros que están en un nivel inferior de desarrollo.

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Lucila IZQUIERDO ROCHA es Licenciada en Ciencias Químicas y Diplomada en Ingeniería Nuclear por el Instituto de Estudios Nucleares de la JEN. Desde 1967 ha ocupado diversos cargos en el Instituto de Estudios Nucleares, y posteriormente en el Instituto de Estudios de la Energía del que llegó a ser Directora. Ha dirigido numerosos cursos sobre aspectos de seguridad o tecnología nuclear e impartido gran número de lecciones o seminarios sobre temas relacionados con la energía y el medio ambiente. Desde marzo de 1998 es Secretario General de Relaciones Externas e Institucionales del CIEMAT.

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LA JUNTA DE ENERGÍA NUCLEAR Y LA INDUSTRIA ESPAÑOLA F. PASCUAL INTRODUCCIÓN Se cumplen, este año 1998, los cincuenta años de la iniciación, en nuestro país, de las actividades en el campo de la energía nuclear. Estas actividades comenzaron, como es sabido, en el organismo denominado EPALE, transformado, en octubre de 1951, en la Junta de Energía Nuclear. La larga singladura recorrida desde esas fechas ha dado lugar a que sean muchas, a veces cambiantes, las actividades desarrolladas. Sin embargo, puede afirmarse que, desde los primeros años de su puesta en marcha, uno de los objetivos

DRI) y la Comisión Asesora de Equipo Industrial. La CADRI, dependiente de la JEN, creada en julio de 1955 y reorganizada en febrero de 1957, estaba presidida por el entonces Vicepresidente y Director General de la JEN, José María Otero Navascués; formaban parte de ella representantes de la Administración, de las principales empresas eléctricas y de los fabricantes de bienes de equipo. Su objetivo era centralizar los esfuerzos dispersos que venían efectuándose y servir de cauce de las propuestas que pudiesen someterse, dentro de su campo de actuación, a la consideración del Gobierno. Jugó un papel importante

res de investigación ARGOS y ARBI, instalados en las Escuelas Técnicas Superiores de Ingenieros Industriales de Barcelona y Bilbao, respectivamente. Esta situación, añadida a la iniciación de los estudios para la construcción de Centrales Nucleares, lleva al Ministerio de Industria a la creación de esta Comisión, dependiente de la JEN, presidida por el entonces Vicepresidente del organismo, Antonio Colino López, y formada por representantes de las industrias de bienes de equipo, de la construcción, de químicas, de ingeniería y otras. Las actividades de la Comisión permitieron la iniciación de los primeros estudios respecto a la capacidad de la industria española para afrontar un futuro programa nuclear y la forma de incrementar esta participación. Ambas Comisiones realizaron una importante labor en los comienzos de nuestro desarrollo nuclear y sentaron las bases para actividades posteriores. Cumplida su misión, iniciado el programa nuclear español, otras organizaciones, con la colaboración de la JEN, tomaron su relevo por lo que, a comienzos de 1970, se procedió a su disolución. Analizaremos ahora brevemente la aportación de la Junta de Energía Nuclear al desarrollo de la industria nuclear española en sus diversos campos. EL CICLO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR

La producción de concentrados

Edificios del reactor JEN I

fundamentales del nuevo Organismo fue promocionar el establecimiento de una industria nuclear que permitiese su desarrollo y la aplicación de los beneficios que esta nueva tecnología podría aportar. Nace pues la JEN con claro afán de colaboración con la industria nacional, con el fin de promocionar específicamente el aspecto nuclear e, incluso, participar directamente en su desarrollo, en los casos en que fuese posible y necesario. Esta vocación de colaboración en la creación de una industria nuclear se plasma, entre otras medidas, en la creación de dos Comisiones: la Comisión Asesora de Reactores Industriales (CA-

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en la iniciación del programa nuclear ya que, en esta primera fase de su desarrollo, sirvió como foro de discusiones entre los diversos sectores en ella representados. Por otra parte, la Comisión Asesora de Equipo Industrial, creada en febrero de 1962, es una consecuencia lógica de la colaboración que ya se había establecido, entre la JEN y la industria, en la construcción de las instalaciones de la propia JEN, como el reactor de Investigación JEN-1, la Planta Piloto de Tratamiento de minerales de Uranio y la Fabrica de Andújar, entre otras, o en las que había promovido, patrocinado y participado en otras organizaciones, como los reacto-

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La exploración del territorio nacional en la búsqueda de yacimientos de uranio fue, desde sus comienzos, una de las misiones fundamentales de la JEN. Estas labores de exploración se complementaban con los estudios, primero a escala de laboratorio, después de Planta Piloto, del tratamiento de estos minerales de uranio para alcanzar el producto comercial: los concentrados de uranio. Ambas actividades se van desarrollando paralelamente de forma que, a mediados de la década de los 50, ya se encuentra en explotación, en el Centro de Energía Nuclear, una pequeña Planta Piloto de tratamiento de minerales, con tecnología desarrollada íntegramente en la JEN, que produce concentrados de uranio. Al mismo tiempo, los trabajos de exploración han permitido contar con unas reservas del orden de 8.000 t de U3O8. Los resultados satisfactorios, tanto desde el punto

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ARTICULO de vista técnico como económico, permiten a la JEN tomar la decisión de construir una fábrica de tratamiento de minerales de uranio. Los estudios para la construcción de esta fábrica, que se ubica en Andújar (Jaén), comienzan a finales de 1955 y entra en funcionamiento a finales de 1959, con una capacidad de tratamiento de 200 t/día de mineral, análoga a numerosas plantas que funcionaban en aquellos momentos en el mundo, y una producción de unas 60 t/año de U3O8. La fábrica trataba minerales de los cercanos yacimientos de La Virgen y Cardeña y, posteriormente, de los de las provincias de Cáceres y Badajoz. Al no haberse inicado todavía el programa de construcción de centrales nucleares, las necesidades españolas son mínimas por lo que la producción, en parte se almacena y, en parte, se exporta. El descubrimiento de los yacimientos de la zona de Ciudad Rodrigo (Salamanca), con importantes reservas de uranio, hace que la JEN, a mediados de los 60, se plantee la construcción, en dicha zona, de una nueva fábrica de concentrados, de mayor capacidad que la de Andújar, dadas las necesida- Detalle de la Planta de obtención de dióxido de uranio des de uranio de las primeras centrales nucleares españolas, cuya construcción En abril de 1972 se constituye la Empresa ya se había ya iniciado. Sin embargo, el Nacional del Uranio S.A. (ENUSA), sin participaMinisterio de Industria considera que debe darse ción en el capital de la JEN, participada en el entrada a la iniciativa privada y convoca un con60% por el INI y el 40% por las empresas eléctricurso entre empresas españolas para la explotacas con intereses nucleares. Es necesario señalar ción de los yacimientos de la zona, que serían que, con anterioridad a esta fecha, las empresas cedidos por la JEN, y la construcción de una eléctricas habían creado una compañía, IBERNUplanta, que había de utilizar la tecnología desaCLEAR, para desarrollar actividades en el campo rrollada por la JEN, tecnología ya comprobada de los elementos combustibles, sociedad que en la construcción y explotación de la Fábrica de se disuelve al materializarse su participación en Andújar. Una Sociedad española, la Sociedad ENUSA. Anónima Hullera Vasco Leonesa se presentó al Como consecuencia, la JEN transfiere a ENUconcurso, iniciándose las conversaciones con la SA los yacimientos de la zona de Ciudad JEN y el Ministerio de Industria, para alcanzar un Rodrigo y una pequeña Planta Piloto de lixiviaacuerdo en cuanto a las condiciones de cesión ción estática de minerales de uranio, la Planta de los yacimientos y de la tecnología del trataELE. miento, así como de la comercialización y prePosteriormente, ENUSA, con la tecnología decios de los concentrados producidos. Después sarrollada por la JEN en la citada Planta Piloto, de varios meses de negociaciones, al no llegarse construye la Planta ELEFANTE, también de lixiviaa un acuerdo, se dió por desierto el concurso ción estática, que entra en funcionamiento en convocado. 1975, con una producción de 80-90 t/año de A la vista de esta situación, el Ministerio de U3O8. ENUSA también se encarga de la exploraIndustria encarga al Instituto Nacional de Industria ción minera de la provincia de Salamanca, espe(INI) la creación de una Comisión Gestora, con cialmente en las proximidades de los yacimienparticipación de la JEN, para el estudio de la cretos ya descubiertos por la JEN, con el objetivo ación de una Empresa Nacional que se encargue de incrementar las reservas de Uranio de la zona. de las actividades industriales del Ciclo de La JEN retiene el Plan Nacional de Exploración e Combustible. Los trabajos de la Comisión dan luInvestigación de Uranio (PNEIU), la Fábrica de gar a la aprobación, en diciembre de 1971, de Uranio de Andújar, y unos pequeños yacimienun Decreto definiendo las actividades de la fututos de uranio en La Haba (Badajoz), en los que ra Empresa a la que correspondería participar, en la JEN había instalado una planta experimental, colaboración con la JEN, en la investigación de Lobo G, para estudiar el tratamiento de los minelos minerales radiactivos y realizar la explotación rales de aquella zona. de los minerales, la producción de concentraPosteriormente, durante la discusión del PEN dos, el enriquecimiento de uranio, la fabricación de 1979, la JEN plantea al Ministerio de de los elementos combustibles y el tratamiento Industria, que muestra su conformidad, una reorde los combustibles irradiados. J u n i o

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denación del Ciclo de Combustible, transfiriendo a ENUSA todas las actividades industriales, incluido el PNEIU, reteniendo la JEN las actividades de I+D en todas las fases del ciclo. Con objeto de alcanzar una mayor coordinación entre ambas, se propone que la JEN adquiera el 40% del capital de ENUSA, que poseían las empresas eléctricas. Por otra parte, la JEN se responsabilizará de la Gestión de los Residuos Radiactivos. Estas ideas se plasman en un Decreto de diciembre de 1979, como consecuencia del cual, en 1981, la JEN transfiere a ENUSA las actividades del Plan Nacional de Exploración e Investigación de Uranio, el yacimiento de Uranio de La Haba (Badajoz) y la Planta Lobo G, que trataba dichos minerales, y paraliza las actividades de la Fábrica de Uranio de Andújar. La JEN mantiene las actividades de I+D y toma la participación prevista del 40% en el capital de ENUSA.

Otras actividades del ciclo de combustible La aportación de la JEN al desarrollo industrial de otras actividades del Ciclo de Combustible no han alcanzado el nivel logrado en la producción de concentrados y se han centrado, fundamentalmente en actividades de I+D que, por diversas razones, no han dado lugar a instalaciones industriales. La JEN desarrolló la purificación de de concentrados, la producción de uranio metálico (llegó a suministrar 55 t para la fabricación, en Francia, de elementos combustibles para la CN Vandellós I), y puso a punto la fabricación de elementos combustibles para reactores de investigación, llegando a fabricar los necesarios para su reactor JEN-1, para los reactores ARGOS y ARBI y el reactor chileno de LO AGUIRRE. Al mismo tiempo, proyecta y construye una Celda Caliente Metalúrgica, que permite la inspección y estudio de materiales irradiados. En ella se analiza el comportamiento de los primeros elementos combustibles utilizados en la CN José Cabrera, estudios que se realizan en colaboración con Westinghouse, de acuerdo con un convenio de investigación entre ambas organizaciones. Con la experiencia adquirida, se realiza el anteproyecto de otra Celda Caliente Metalúrgica, para instalar en el proyectado Centro Nuclear de Soria, celda que permitiría estudiar elementos combustibles irradiados a tamaño natural para analizar su comportamiento en el reactor. La cancelación de la construcción del citado Centro, en los términos en que había sido proyectado, ha impedido contar con una valiosa herramienta tanto para las actividades de ENUSA como para las de ENRESA. Finalmente, cabe señala, entre las actividades de la JEN con posible proyección industrial, las correspondientes al campo del tratamiento de

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CIEMAT los combustibles irradiados, que condujeron a la construcción de una pequeña planta piloto, la Planta Caliente M 1, con sus instalaciones complementarias, destinada al tratamiento de combustibles irradiados en reactores de investigación. La instalación, realizada íntegramente con tecnología desarrollada en la propia JEN, se puso en marcha en 1967 y en ella se trataron combustibles irradiados en el Reactor JEN-1, separando el plutonio y los productos de fisión del uranio no quemado, utilizando éste, posteriormente, en la fabricación de nuevos elementos combustibles para el reactor JEN-1. También se efectuó el tratamiento de elementos combustibles procedentes del reactor de investigación suizo SAPHIR. RESIDUOS RADIACTIVOS

mas de almacenamiento, por lo que se proyectó la construcción de tres módulos en superficie, como almacenamiento temporal, con una capacidad de 5.000 bidones cada uno. Paralelamente, se establecen especificaciones para el acondicionamiento de los residuos dentro de los bidones. Por lo que se refiere a las centrales nucleares, que ya han iniciado su explotación, o las que se encuentran todavía en fase de construcción, se construyen, en sus emplazamientos, sus propios almacenes temporales, en espera de poder transportarlos a un almacenamiento exterior. Como hemos indicado anteriormente, el Decreto de reordenación del ciclo de combustible nuclear, de diciembre de 1979, encargaba específicamente a la JEN la gestión de los residuos radiactivos producidos en el país , pero no proporcionaba los medios económicos adecuados para abordar la tarea en su conjunto, a pesar de que la JEN había señalado en sus informes que la realización de esta tarea requería la creación de una Sociedad Anónima pública, 100% JEN, que se financiase con el pago, por los productores de residuos, de los costes del almacenamiento. La situación se mantuvo almacenando en los módulos de El Cabril los residuos radiactivos procedentes de las actividades de la JEN, así como los de las instalaciones radiactivas, mientras que los producidos en la centrales nucleares se almacenaban en sus propias instalaciones. El PEN 83, aprobado en junio de 1984, establece la creación de una empresa pública encargada de la gestión de los residuos nucleares y radiactivos; esta aprobación se materializa en un Decreto del mismo año por el que se autoriza la constitución de la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos S.A. (ENRESA) con capital aportado por la Junta de Energía Nuclear (80%) y el Instituto Nacional de Industria (20%). La Empresa se constituye en junio de 1985 y, a finales del mismo año, la JEN transfiere a ENRESA la instalación de almacenamiento de residuos de

Las actividades nucleares iniciadas, primero a escala de laboratorio y, sucesivamente, a escala de planta piloto e industriales, dan lugar a la producción de residuos radiactivos. Primero son los generados en la propia JEN y, posteriormente, los correspondientes a otras instalaciones que utilizan isótopos o fuentes radiactivas, como hospitales, centros de investigación o industrias; más adelante aparecen los procedentes de las centrales nucleares. Esta situación da lugar a la necesidad de acondicionar estos residuos de manera conveniente para su posterior almacenamiento en condiciones de seguridad. La JEN inicia sus trabajos en el tratamiento y acondicionamiento de los residuos utilizando inicialmente técnicas de incorporación en asfalto, tecnología abandonada posteriormente y sustituida por su incorporación en una matriz de cemento, y busca un lugar para su almacenamiento. El acondicionamiento se efectúa en bidones de 220 litros y el lugar seleccionado se sitúa en una antigua mina de uranio, la mina Beta, situada en El Cabril (Córdoba), dentro del Coto Minero Nacional Carbonell, zona donde se llevaron a cabo las primeras extracciones de uranio. La necesidad de acondicionar residuos de baja y Proceso de elaboración de pastillas para elementos combustibles media actividad, de distintas procedencias, hace que la JEN instale plantas piloto de tratamiento de residuos sólidos y líquidos, iniciándose las actividades de recogida, tratamiento y acondicionamiento de los residuos generados en las distintas instalaciones radiactivas del país. Su almacenamiento se efectuaba en la mina Beta antes citada y, rebasada su capacidad, que era únicamente de 900 bidones, se almacenaron en un edificio de El Cabril, debidamente acondicionado para ello. En un paso posterior, se considera necesario homogeneizar tanto los bidones como los sisteJ u n i o

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El Cabril, así como la tecnología desarrollada hasta ese momento en ese campo. Al mismo tiempo, se dota a ENRESA de los medios económicos necesarios, de los que había carecido la JEN, a través del establecimiento de una aportación de la factura de la energía eléctrica consumida en el país. La JEN, con esta transferencia, cumple un ciclo de su desarrollo, continuando con su actividad de I+D, coordinada con la empresa, coordinación facilitada por la participación del centro de investigación en el capital de la actividad industrial. REACTORES NUCLEARES Como hemos señalado en la Introducción, al hablar de la creación y funciones de la Comisión Asesora de Equipo Industrial, la colaboración de la JEN con la industria española en las actividades nucleares se inició en la construcción de las propias instalaciones de la JEN. En 1962, fecha de la constitución de la Comisión, se habían iniciado estudios, en varios casos patrocinados por la JEN, sobre la capacidad y posibilidades futuras de la industria española en el suministro de componentes, equipos y servicios para la construcción de centrales nucleares. Durante la década de los 60, cuando se inicia la construcción de las primeras centrales nucleares, se cuenta con suficientes conocimientos de la industria para que el Ministerio de Industria, con la colaboración de la JEN, pudiese establecer unos porcentajes de participación de la industria española en dicha construcción. Se consigue realizar en España del 40 al 50% de la inversión total de estas centrales; sin embargo, la participación en los suministros típicamente nucleares, aunque pequeña, no ha pasado del 15 al 20%, ha sido muy importante porque ha permitido que áreas industriales o de servicios hayan captado e incluso se hayan adaptado, en su trabajo, a la calidad nuclear. La acción conjunta de la Administración, la JEN, los fabricantes de equipo, las ingenierías y las propias compañías eléctricas ha permitido conocer, de una manera real, la capacidad actual y las dificultades de adaptarse al mercado nuclear. Con la experiencia adquirida, se trataba de emprender una nueva fase que permitiese aprovechar al máximo nuestras instalaciones y conocimientos, especialmente introduciendo los nuevos criterios de Garantía de Calidad. En esta linea, en 1971, la JEN promovió y financió un estudio, realizado en colaboración con la empresa americana BECHTEL, en el que se definían los componentes y

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ARTICULO sistemas nucleares, se establecían los requisitos que tenían que cumplir y se definían los volúmenes de trabajo que podían representar, así como una estimación de sus precios en el mercado. Este estudio se distribuyó a la industria española, con objeto de que las empresas pudiesen prepararse para un mercado potencial. En 1972 se convocan los concursos para la construcción de las centrales nucleares de la segunda generación; en ellos la Administración establece unos mínimos de participación nacional superiores a los alcanzados en las centrales anteriores. Estos límites son del 60-65% e incluían una participación, ya importante, en la fabricación de componentes y prestación de servicios específicamente nucleares. La industria española acepta el reto y la experiencia anterior, la preparación previa patrocinada por la JEN, unida a la labor de las empresas de ingeniería, al abandono de la contratación "llave en mano", con la creación consiguiente de equipos gestores en las empresas propietarias y la introducción masiva de los criterios de Garantía de Calidad, hicieron que se alcanzasen los objetivos establecidos. Hay que considerar también la disposición de las empresas del exterior, suministradoras de las centrales y de componentes y servicios, a facilitar la transferencia de tecnología. También en 1972, la Administración, con objeto de incrementar la participación española en la construcción de centrales nucleares, convoca un concurso para la creación de una empresa que fabricase los componentes pesados del Sistema Nuclear de Generación de Vapor, tales como vasijas de presión, generadores de vapor, presionadores y componentes internos. A finales del mismo año, se adjudica el concurso, en julio de 1973 se constituye la sociedad Equipos Nucleares, S.A. (ENSA); en 1974 se inicia la construcción de la fábrica, comenzando su operación a principios de 1.977, lo que le permitió fabricar componentes para las centrales de la tercera generación. La JEN colaboró con el Ministerio de Industria en las fases del concurso. La creación de ENSA, así como la mayor experiencia que había ido adquiriendo el conjunto de la industria nuclear, hace que, en las centrales de la tercera generación, el porcentaje de participación española alcance valores del 80 al 85%. OTRAS ACTIVIDADES INDUSTRIALES La JEN desarrolló otras actividades con proyección industrial, incluidas en las aplicaciones no energéticas de la energía nuclear. De ellas, vamos a considerar dos: la producción y aplicaciones de los isótopos radiactivos y la utilización de fuentes de irradiación en la esterilización.

Producción y aplicaciones de isótopos Aunque con anterioridad existían algunas aplicaciones de la radiación, puede decirse que la utilización de isótopos radiactivos, en principio para fines médicos, se inicia en España a comienzos de los 50. Los isótopos son importados J u n i o

y se crean sociedades privadas para la importación y distribución de dichos productos. La puesta en marcha, en 1958, del reactor JEN-1 y de los Laboratorios de Radioquímica correspondientes, abre las posibilidades de producir isótopos radiactivos en las instalaciones del Centro Nuclear. La producción de isótopos se inicia en 1959 y su distribución de efectúa a través de la propia JEN o de las Sociedades distribuidoras. Esta producción, en sus comienzos, fue significativa llegando a cubrir, en 1967, el 70% de las necesidades españolas. Sin embargo, el desarrollo de la tecnología exigía una modernización y ampliación de las instalaciones, por lo que se proyectó, en el previsto Centro Nuclear de Soria, la construcción de un reactor que, entre otras aplicaciones, se pudiese utilizar en la producción de isótopos, así como los laboratorios correspondientes. La cancelación de la construcción del Centro, así como la paralización, en 1979, del reactor JEN-, redujeron a cero esta producción.

Utilización de fuentes radiactivas La JEN inicia sus actividades en el campo de las fuentes radiactivas con la instalación, a finales de 1964, de la Unidad NAYADE, con una carga de Co-60 de 4.300 Ci. Su objetivo era la investigación de los efectos de la radiación gamma sobre diversos productos, así como el desarrollo de algunas aplicaciones industriales, tales como la esterilización, la polimerización, etc. Se efectuaron diversos ensayos, relacionados especialmente con la conservación de alimentos y la esterilización de otros productos. La experiencia adquirida permitió proyectar y construir, con tecnología desarrollada en la JEN, la Unidad de Irradiación CESAR, destinada a los Laboratorios Aragó, en Granollers (Barcelona). Esta Unidad comenzó su explotación en 1972, inicialmente con una carga de 30.000 Ci, carga ampliada, a partir de 1974, a 275.000 Ci. La Unidad ha estado en funcionamiento desde dicha fecha dedicada a la esterilización industrial de materiales médico-quirúrgicos de "un solo uso", y sigue su explotación en la actualidad. Por razones que no son fácilmente explicables, a pesar de algunos intentos promocionales, no se generalizó en España el empleo de la radiación para la esterilización. Únicamente, en fechas muy reciente, se ha instalado una nueva planta, por la empresa Ion-Med Esterilización en Tarancón (Cuenca), que utiliza como fuente de irradiación un acelerador de electrones y tiene una capacidad muy superior a la Unidad Cesar.

ción del conjunto de la industria nuclear, inicialmente a través de las Comisiones Asesoras y, posteriormente, en la realización de estudios y trabajos en colaboración con la Administración y empresas, que condujeron a una ampliación de las instalaciones, a una mejora de los métodos de trabajo, especialmente en lo que se refería a garantía de calidad, y a la creación de ENSA, acciones que permitieron alcanzar una participación de hasta el 80-85% en la construcción de las últimas centrales. La JEN fue pionera en la producción de isótopos radiactivos y en el fomento de sus aplicaciones, aunque no se llegase a desarrollar industrialmente esta producción. Asimismo, fue pionera en la utilización de fuentes de radiación y llevó a cabo, en colaboración con unos laboratorios privados, la primera realización industrial. Al hablar de actividades de la JEN en relación con la industria, no podemos dejar de citar, aunque sea de pasada, las actividades relativas a la Seguridad Nuclear, responsabilidad asumida por la JEN hasta que, en 1981, se constituyó el Consejo de Seguridad Nuclear, al que se le transfieren las funciones y el personal correspondiente. Finalmente, un aspecto importante de las actividades de la JEN ha sido la formación de personal. Todas las transferencias de funciones o de instalaciones se han realizado con transferencia de su personal. Por otra parte, entre 150 y 200 técnicos formados en las instalaciones de la JEN han ido a formar parte de la Universidad o de las plantillas de las empresas industriales, donde han llegado a alcanzar puestos relevantes. Sin olvidar la labor del antiguo Instituto de Estudios Nucleares, en cuyos cursos iniciaron su formación nuclear gran parte de los técnicos que después se han incorporado a la industria.

CONSIDERACIONES FINALES Las investigaciones y trabajos de la JEN han sido factor determinante en la constitución de las empresas ENUSA y ENRESA, en cuya creación participó, en las que participa en su capital y a las que, en una primera fase, cedió yacimientos, instalaciones y tecnología, brillantemente desarrollada después por ambas empresas. La JEN jugó un papel importante en la promo1 9 9 8

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Francisco PASCUAL MARTÍNEZ inicia sus actividades nucleares en 1950, en EPALE, antecesor de la Junta de Energía Nuclear. Ha sido Secretario General Técnico de la JEN hasta febrero de 1973, Director General Adjunto de Equipos Nucleares en el periodo 1973-74, Vicepresidente y Director General de la JEN de 1974 a 1981 y primer Presidente del Consejo de Seguridad Nuclear en el periodo 198187. Desde 1988, es Presidente de PROINSA

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LA JUNTA DE ENERGÍA NUCLEAR Y EL DERECHO NUCLEAR L. CORRETJER Desde su establecimiento en 1951, la Junta de Energía Nuclear, a la que le había sido confiada la misión de proponer la legislación necesaria para hacer posible el uso de la energía nuclear en las debidas condiciones, tuvo que empezar a preparar la legislación necesaria. Después de algunas normas relativas a los minerales radiactivos y al uso de radisótopos, llego el momento de elaborar la legislación que hiciera posible la construcción de instalaciones nucleares. En 1964 se aprobó la Ley de Energía Nuclear. Las actividades de la Junta en esta materia continuaron para completar o modificar la legislación cuando fue necesario.

INTRODUCCIÓN No es posible trazar la historia de la elaboración de ese conjunto de normas jurídicas que se llama, por costumbre internacionalmente admitida, Derecho Nuclear sin referirse a la Junta de Energía Nuclear. La Junta de Energía Nuclear fue la gran promotora de que en España hubiera una legislación que todavía hoy, con algunas reformas sigue vigente. Pero no solo contribuyo a la elaboración de la legislación española, sino también a la legislación internacional, ya que siempre estuvo representada en los foros internacionales de los que se surgieron los Convenios Internacionales que habrían de regular diversos aspectos relacionados con la utilización de la energía nuclear. COMIENZA LA ELABORACIÓN DEL DERECHO NUCLEAR EN ESPAÑA La historia de la legislación nuclear española se inicia en diciembre de 1948 con dos acontecimientos casi simultáneos: la promulgación de un Decreto que reserva a favor del Estado los yacimientos de minerales radiactivos en todo el territorio nacional y la creación por la Presidencia del Gobierno de una Comisión especial para el estudio de las cuestiones relativas a la energía nuclear, poco después reconvertida en la Sociedad de Estudios y Proyectos de Aleaciones Especiales (EPALE), antecedente directo de la Junta de Energía Nuclear. En 1951, por Decreto-Ley de 22 de octubre, se crea la Junta de Energía Nuclear a la que, entre otras muchas funciones, se encomienda la de proponer legislación relativa a la energía nuclear. Esta función empieza a cumplirse de inmediato. Las primeras normas que se dictan son los Decretos de 1952 y 1953 sobre minería de mateJ u n i o

riales radiactivos. En 1955, la orden que crea la Comisión Asesora de Reactores Industriales y el Decreto por el que se extiende la enseñanza de las materias relacionadas con la energía nuclear mediante la creación de cátedras e institutos especializados en la Universidad. Poco después, cuando ya parecen ser un hecho las aplicaciones industriales de la energía nuclear, un Decreto-Ley de 25 de febrero de 1957, que reorganiza la Administración del Estado, crea en el Ministerio de Industria la Dirección General de Energía Nuclear y una Ley de 17 de julio del mismo año dota de personalidad jurídica y autonomía económica y administrativa a la Junta de Energía Nuclear, que pasa a depender del Ministerio de Industria. LA CREACIÓN DEL DERECHO INTERNACIONAL SOBRE ENERGÍA NUCLEAR A finales de la década de los cincuenta las aplicaciones industriales de la energía nuclear parecen ya una realidad incuestionable e inmediata, aunque en algunos países aun tardaría en llegar. Por esta razón, se considera de urgente necesidad contar con la legislación que haga posible su puesta en práctica en las debidas condiciones, esto es tratando de evitar los daños que se puedan producir y arbitrando un sistema justo y eficaz de reparación de los daños si llegaban a ocurrir. Además, dado el carácter transfronterizo que podían tener las consecuencias de un accidente ocasionado por materiales nucleares se decide, por numerosos países, que debería elaborarse un régimen jurídico internacional, lo que tendría una doble ventaja, ya que no solo solucionaría el problema de las consecuencias transfronterizas, sino 1 9 9 8

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también daría lugar a una armonización de las legislaciones nacionales, con la consiguiente facilitación de las relaciones comerciales que en la energía nuclear, quizás más que en ningún otro sector industrial, se iban a producir. La vertiente internacional de la puesta en practica de la energía nuclear estaba presente en todos los ánimos, desde que se iniciara en 1954 una amplia red de acuerdos internacionales bilaterales cuyo objeto era la cooperación y el suministro de materiales y tecnología nucleares. La demostración de este interés por las cuestiones internacionales resulta evidente si se tienen en cuenta la cantidad de organismos internacionales intergubernamentales que se crean en torno a la energía nuclear. Así, en el ámbito de la Organización de Naciones Unidas, tras la desaparición en 1952 de la Comisión de Energía Atómica creada por la Asamblea General en 1946, pasa a establecerse, en 1956, una Organización que un grupo de países había tenido la idea de crear para regular todo lo relativo a la energía nuclear, desde la asistencia técnica hasta las salvaguardias que garantizarían sus usos pacíficos, pasando por la investigación y, en general, cuantas funciones le asignaran sus estados Miembros, el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) . En el ámbito europeo, uno de los Tratados firmados en Roma en 1957 para constituir la Unión Europea, tiene por objeto a la energía nuclear y da lugar a la constitución de la Comunidad Europea de Energía Atómica (Euratom) También en el marco de la Organización de Cooperación y Desarrollo Económico (OCDE) se crea una Agencia para la Energía Nuclear (AEN), que inicia sus funciones en 1959. En todas estas entidades internacionales se de-

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muestra el interés, como no podía ser menos, por las cuestiones jurídicas relativas a la energía nuclear. Así, comienzan la elaboración de normas de protección contra radiaciones ionizantes y deciden establecer un régimen especial de responsabilidad civil por daños nucleares. El trabajo para instituir este régimen especial se inicia en Euratom donde se considera que, como condición necesaria para la constitución del mercado común nuclear que su Tratado constitutivo preveía, deben establecerse normas sobre responsabilidad civil por daños nucleares, aunque el estudio de esta cuestión se abandona posteriormente al pasar esta tarea a la AEN. El OIEA, por su parte, también inicia la tarea de elaborar normas que, como Recomendaciones, transmitiría a sus Estados Miembros para que basen en ellas sus legislaciones. En España, que pasa a ser Estado miembro del OIEA y de la AEN, se encomienda la tarea de seguir las actividades en materia de legislación nuclear a la Junta de Energía Nuclear, misión que ésta realiza participando activamente en los grupos de trabajo que estos organismos establecen y asistiendo a las Conferencias Internacionales que, bajo los auspicios de los mismos, se convocan. Es necesario interrumpir aquí brevemente la narración de los hechos para referirse a la persona iniciador y motor de la legislación nuclear en España y que representó a la Junta de Energía Nuclear es estos Grupos y Conferencias Internacionales, el Dr. de los Santos Lasurtegui, autor del primer libro sobre problemas jurídicos de la energía nuclear que se publico en España y profesor de Derecho Nuclear en las enseñanzas del doctorado que se impartieron en la Facultad de Derecho de la Universidad Complutense de Madrid desde 1964 hasta 1983. Prosiguiendo ahora el hilo abandonado antes, hay que decir que la actuación de los Organismos Internacionales mencionados da pronto sus frutos. En 1960, en el marco de la OCDE, se concluye la primera norma internacional que establece un sistema especial de responsabilidad civil por daños nucleares, el Convenio de J u n i o

París de 1960, Convenio que con las modificaciones introducidas en 1964 y en 1982 continúa en vigor. Al Convenio de París le sigue pronto otro Convenio, el Convenio de Bruselas de 1963, que complementa al anterior con un sistema de financiación suplementaria para la reparación de los daños nucleares, también este Convenio fue modificado en 1964 y en 1982, siguiendo hoy en vigor. Los principios en que se basa el régimen de responsabilidad civil por daños nucleares quedan establecidos por el Convenio de París y se recogen en legislaciones nacionales y en otros Convenios Internacionales, principios que se ha adoptado teniendo en cuenta la justicia y la eficacia de la reparación en el interés de las victimas de los daños nucleares. En 1963, esta vez bajo los auspicios del OIEA, se celebra en Viena una Conferencia Internacional que aprueba otro Convenio que tiene también por objeto establecer un sistema para la reparación de los daños nucleares, el Convenio de

Viena, en cuya elaboración también ha participado activamente la representación de la Junta de Energía Nuclear. Tanto el Convenio de París como el de Viena reposan en idénticos principios, aunque su regulación sea distinta en algunos aspectos, pero la principal diferencia entre ellos será que el Convenio de Viena está abierto a la participación de todos los Estados Miembros del OIEA, los Convenios de París y su complementario de Bruselas solo están abiertos a Estados Miembros de la OCDE. España firma y ratifica los Convenios de Paris y su Complementario de Bruselas. Firma tambien el Convenio de Viena, pero no lo ratifica al igual que hacen los paises de Europa Occidental que, como miembros de la OCDE, han suscrito los dos primeros Convenios. Los principios y normas de estos textos internacionales son recogidos en la Ley española sobre Energía Nuclear, ya que uno de sus objetivos es facilitar la puesta en practica de los Convenios Internacionales suscritos por España. La labor de la Junta en el ámbito jurídico internacional afecta a todas las actividades en las que España pueda participar. Así esta presente en las Conferencias que aprueban otros Convenios, como el relativo a la responsabilidad civil de los explotadores de buques nucleares, que se firma en Bruselas en 1962 y que nunca entraría en vigor, o el Convenio sobre la responsabilidad civil en la esfera de transporte marítimo de sustancias nucleares de 1971 todavía vigente. Pero la Junta de Energía Nuclear no solo participa en la elaboración de Convenios, por importante que pueda ser esta tarea, sino que está presente también en los distintos grupos de expertos internacionales en materia de regulación jurídica de la energía nuclear que en tan gran medida han contribuido a que la regulación nacional e internacional de esta materia sea una realidad. Dentro de la participación de la Junta de Energía Nuclear en todos los ámbitos internacionales con significación internacional es necesario referirse a

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CIEMAT la labor realizada en la Asociación Internacional de Derecho Nuclear desde su creación en 1972 y a la participación en las principales actividades de la misma, como son los Congresos que desde 1973 vienen celebrándose cada dos años. A este respecto cabe señalar que en 1981, con la inestimable ayuda de la Junta de Energía Nuclear se celebro uno de los Congresos de la INLA-AIDN en Palma de Mallorca, dejando tan grata memoria en los de doscientos cincuenta participantes provinientes de más de veinte países y de las organizaciones internacionales competentes en materia de energía nuclear que todavía hoy, pese al largo tiempo transcurrido, aún se recuerda. ELABORACIÓN DE LA LEGISLACIÓN NACIONAL En la década de los sesenta comienza la elaboración de un verdadero cuerpo de normas jurídicas cuyo objeto es regular la puesta en practica de la energía nuclear. En un primer momento se adoptan las normas sobre protección radiológica que se basan en las publicadas por la OCDE. La necesidad de las mismas era evidente ya que, si bien por entonces no existían centrales nucleares, si había multitud de personas y entidades que utilizaban isótopos radiactivos. Por esta razón se dicta, en 1961, la Orden sobre control de isótopos en el territorio nacional. Sin embargo, el gran acontecimiento legislativo de la época lo constituye la Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear. Esta Ley que, pese a los años transcurridos y con algunas reformas aun sigue estando vigente, se adopta a iniciativa de la Junta de Energía Nuclear, que elabora el anteproyecto y coordina la actuación de los demás Departamentos, Organismos y Autoridades llamados a intervenir por razón de sus competencias. La Ley debería constituir el marco donde habrían de desarrollarse las aplicaciones prácticas de la energía nuclear. Con esta idea sus redactores elaboran una Ley amplia, que regula todos los aspectos jurídicos de la energía nuclear, desde las autoridades competentes hasta el sistema de autorizaciones, pasando por la responsabilidad civil por daños nucleares al sistema de sanciones. La amplitud de la Ley se contrapesa con la amplitud de sus preceptos destinados a trazar las líneas directrices de la regulación, sin entrar en el detalle de la misma, que la ley dejaba a los Reglamentos que habría de desarrollar algunos de sus principios. Esto suponía que la Ley podría tener un largo período de vigencia, como en efecto ha ocurrido, ya que no corría el riesgo de quedarse pronto anticuada si se entraba en excesiva prolijidad, lo que si podían hacer los Reglamentos que, por su inferior rango, son más fáciles de modificar que las leyes. De todas formas, puede decirse que la labor de aquellos primeros años sigue existiendo, pues de los Reglamentos que la Ley preveía se publicaron tres y de ellos, solo el Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes ha sido J u n i o

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modificado en varias ocasiones, ya que el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas, publicado en 1972, sigue hasta hoy vigente y el Reglamento sobre Cobertura del Riesgo de Daños Nucleares, aunque ahora resulta inoperante, ya que muchas de sus disposiciones sobre el seguro de los riesgos nucleares han quedado superadas por las disposiciones que rigen el sector de los seguros. En cuanto al Reglamento de Protección Sanitaria, es de destacar el acierto de la Junta de Energía Nuclear al proponer como base para su elaboración la Directiva de Euratom en la materia, a pesar de no ser todavía España Estado Miembro, ya que una vez obtenido el status de Miembro de la Unión Europea solo ha sido necesario modificarlo a medida que lo ha sido la Directiva que fue su base. Pero no se detiene en esto la actuación de la Junta de Energía Nuclear en materia jurídica, ya que también de su seno partieron las iniciativas legislativas que dieron lugar a la creación de diversas instituciones de trascendental importancia en el desarrollo de la energía nuclear en España, como fueron la Ley que en 1980 creo el Consejo de Seguridad Nuclear, el Decreto que en 1972 dotó de fines a la Empresa Nacional del Uranio (ENUSA), creada en 1969, y el Real Decreto de 1984 que creó la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos. Esta legislación, a la que en el momento actual puedan oponerse críticas por estar necesitada de alguna actualización, no cabe duda de que marcó un importante hito en la historia de la legislación en España, en particular la Ley sobre Energía Nuclear, no solo por la novedad que representó elaborar normas que afectaban a prácticamente todas las ramas del Derecho con un único objeto, la regulación de la energía nuclear, sino también por la dificultad de adaptarse a un objeto tan reciente y poco conocido, como era en su momento la aplicación práctica de la energía nuclear. Esto sin duda supuso un gran esfuerzo de imaginación, de conocimiento de la legis-

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lación nacional e internacional y de coordinación entre las distintas especialidades jurídicas, sin perder de vista la realidad sociológica en la que estaba llamada a ponerse en practica. No cabe duda de que todo esto constituyó una gran labor, como también lo fue las actividades de formación en Derecho Nuclear de juristas nacionales y extranjeros. En efecto, tanto en los cursos que la Junta de Energía Nuclear patrocinaba, como a través de las estancias de práctica en sus instalaciones, se formaron o perfeccionaron su formación numerosos juristas, como pueden atestiguar muchos letrados que hoy prestan sus servicios en entidades públicas o privadas de España y de gran número de países de Iberoamérica.

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Luz CORRETJER es Socio Fundador de la Sociedad Nuclear Española. Abogado, desde 1969 presto sus servicios en la Asesoría Jurídica de la Junta de Energía Nuclear hasta 1984. Desde mayo de 1984 hasta abril de 1995 estuvo en situación de excedencia voluntaria, dedicando su actividad profesional a la asesoría jurídica de entidades y empresas relacionadas con la energía nuclear. Desde abril de 1995 presta servicios, como funcionario de carrera en el Ministerio de Industria y Energía con destino en la Subdirección General de Energía Nuclear.

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T OP S AFE’98 n ó i c a t n e P r es Organizada por la Sociedad Nuclear Española, con el patrocinio de la Sociedad Nuclear Europea, se celebró la Top Safe’98, entre los días 15 y 17 de Abril. El éxito de la convocatoria se vio confirmado con la participación de 360 conferenciantes provenientes de treinta países, y la presencia de 21 empresas en la exposición comercial que tuvo lugar en paralelo con las sesiones técnicas. Teniendo como centro de atención la seguridad, se hizo referencia en múltiples ocasiones a la necesidad de hacer compatible su aplicación con las nuevas exigencias de reducción de costes y competitividad que impone la apertura de los mercados en todo el mundo. Debido a su extensión, nos es imposible publicar todos los trabajos presentados en esta reunión. Se reproducen seguidamente algunos de los más representativos, tanto en el ámbito nacional como en el internacional, en el idioma de exposición. Las ponencias completas han sido editadas en CD ROM, y pueden solicitarse a la SNE

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TOP SAFE’98 La mesa presidencial en el acto de apertura contó con la presencia de: Mariano Gómez (Jefe de C.N. Cofrentes), José Domingo Pérez-Alonso (Vicepresidente de la SNE), Susan Fringen ( Directora de la Comisión Europea de DG XI), Juan Manuel Kindelán (Presidente del CSN), Alfonso Grau ( Teniente Alcalde del Ayuntamiento de Valencia), Antonio Gomis (Director General de la Energía), Pat Upson ( Presidente de la ENS) y Javier de Pinedo (Co-presidente del Comité Organizador)

te, a un predominio de la racionalidad económica sobre el conocimiento de los técnicos en la dirección de las plantas, y a fijar prioridades distintas de la seguridad nuclear. - La programación a corto plazo por razones de rentabilidad puede poner en peligro programas de largo plazo como los de investigación en seguridad. Dejar la investigación en seguridad a los gobiernos o a los suministradores puede limitar la capacidad de evaluación del operador que es el principal responsable. - Otra cuestión se refiere a las relaciones entre los operadores. Actualmente se da un amplio intercambio de información entre los operadores nucleares, tanto a nivel nacional como internacional. Una mayor competitividad puede crear obstáculos para estos intercambios. Por eso son muy importantes reuniones como ésta, que tienen precisamente como objetivo fomentarlos y que indican que las actitudes de colaboración entre operadores y profesionales del sector no se han visto de momento alteradas. - En los aspectos técnicos, se pueden considerar alargamientos de la vida de las instalaciones movidos por criterios estrictamente económicos, con rechazo de acciones correctivas costosas, como las reparaciones de gran alcance o la sustitución de componentes fundamentales, que encontrarán fuerte resistencia si las razones de seguridad para hacerlas no son totalmente claras. - Los operadores nucleares pueden estar tentados de posponer o de transferir al organismo regulador las actividades de revisión. Es fundamental mantener como principio básico que la responsabilidad de la seguridad reside, en primer lugar, en el operador responsable y que el organismo regulador tiene la obligación de imponer normas y controlar su respeto. - La evolución de la industria hacia un marco menos regulado, plantea problemas respecto a la disponibilidad de fondos para una gestión

APERTURA / OPENING SESSION PRESIDENTE DEL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR (CSN) Juan Manuel KINDELÁN Es para mi un placer dirigirles unas palabras tanto en mi calidad de Presidente de Honor de la Conferencia como del organismo regulador de España en materia de seguridad nuclear y protección radiológica. La seguridad nuclear ha tenido desde el inicio de los programas de construcción de centrales nucleares un importante componente internacional. El intercambio de prácticas reguladoras y experiencias operativas han sido objetivos prioritarios tanto de organizaciones internacionales gubernamentales, el OIEA, la NEA/OCDE o la Comisión Europea, como de asociaciones de operadores o profesionales del sector, por ejemplo el WANO o las Sociedades Nucleares. España ha evolucionado en este contexto de un papel eminentemente receptor a ser en la actualidad un contribuyente importante en estos foros, dada la madurez alcanzada en su sistema de licenciamiento y la experiencia de sus operadores e ingenierías soporte. Quisiera hoy referirme un momento a los problemas que plantea a la seguridad la liberalización del sector eléctrico que se está introduciendo en muchos países: - La búsqueda de competitividad puede llevar a los productores a recortes de personal, lo que podría tener consecuencias negativas. Debe ser un objetivo irrenunciable mantener en todas las áreas técnicas de la organización el conocimiento y la experiencia necesarios para garantizar la seguridad operativa de las plantas. - Las presiones de la competencia en el mercado conducen, por otra parJ u n i o

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS segura de los residuos radiactivos y del desmantelamiento. Es preciso garantizar que estén disponibles los recursos económicos necesarios para llevar a cabo estas operaciones. La necesidad de organismos reguladores más efectivos y eficientes se hace mayor en un entorno competitivo. Es preciso centrarse en las cuestiones significativas para la seguridad sin imponer cargas innecesarias a los operadores. Desde este punto de vista, cabe esperar un uso más extenso de análisis coste/beneficio como elementos para valorar la seguridad. Además, la evolución hacia regulaciones basadas en el análisis de riesgos y la medida de resultados contribuirá a centrar la regulación en las cuestiones fundamentales. Todos estos cambios pueden provocar que las tradicionales relaciones entre los operadores de centrales nucleares y el organismo regulador se modifiquen de forma significativa. En el caso de las centrales españolas, la seguridad se ha demostrado hasta ahora como suficiente. La preocupación por las mejoras de la seguridad y por el aumento de la calidad en la gestión de las instalaciones, ha ido acompañada por una baja en los costes de mantenimiento y por un aumento en la tasa de utilización de las centrales, factor fundamental de su economía, lo que reconcilia de algún modo la contradicción entre seguridad y economía. Porque a pesar de los desafíos que un marco económico desregulado puede plantear, yo soy optimista. Es evidente que los responsables del sector son conscientes de que la pervivencia de la producción nuclear depende de que siga consiguiéndose y aún aumentándose el nivel de seguridad alcanzado, que es mayor que en casi todos los sectores industriales. Me atrevo a afirmar que el futuro de la energía nuclear depende de dos factores esenciales y en cierto modo contradictorios: el aumento de la seguridad y la disminución de los costes de producción. Esa contradicción sólo podrá resolverla el progreso tecnológico. Sólo la tecnología puede garantizar la pervivencia del desarrollo de la producción nucleoeléctrica; esta afirmación debe condicionar también las decisiones que tomen los responsables económicos del sector. Los organismos reguladores tienen la obligación de velar por la seguridad de las instalaciones y la protección de las personas. Es fundamental, para conseguirlo, no sólo reforzar el seguimiento de las instalaciones nucleares y radiactivas, sino fomentar la investigación en materia de seguridad nuclear. Existe, por otra parte, una relación entre la calidad de la gestión y los niveles de seguridad; las causas últimas de una buena seguridad hay que buscarlas en la calidad de organización y gestión. En síntesis quiero insistir en que los viejos dilemas que oponen la seguridad a la economía o la eficacia reflejan una cierta falta de rigor. La introducción de los análisis de la seguridad basados en el riesgo, pretenden enfocar los esfuerzos hacia aquellos aspectos de las operaciones que tienen especial significación para la seguridad, dejando de lado aquellos cuya repercusión en ésta es muy pequeña. Al centrar los recursos en temas significativos y mantener expectativas altas en cuanto al cumplimiento de los requisitos existentes por parte los explotadores, aumentará la calidad de la supervisión y la confianza de los ciudadanos en la misma. Es preciso, también, eliminar requisitos reguladores innecesarios y modificar las reglas ajenas a la seguridad, aunque los operadores deben tener claro que el continuo avance hacia una mayor flexibilidad en los requisitos reguladores se basa en la disciplina de su cumplimiento. El debate sobre la influencia de la desregulación del sector eléctrico en la seguridad nuclear y, por tanto, en la actividad de los organismos reguladores, interesa a todos los países y una buena muestra de ello es la discusión en el marco de la INRA (Asociación Internacional de Reguladores Nucleares) compuesta por los Presidentes de los ocho Organismos Reguladores de EE.UU., Francia, Japón, Canadá, Reino Unido, Alemania, Suecia y España. Allí se ha reafirmado la importancia de la tecnología, del mantenimiento de la competencia técnica de los operadores y de la toma de conciencia de los reguladores acerca del desafío que se les plantea. TOP SAFE 98 puede aportar un diálogo abierto entre los profesionales del sector, tanto reguladores como regulados. Este diálogo contribuirá sin duda a identificar aquellas áreas en las que se puede optimizar la situación actual. Soy, por lo tanto, el primer interesado en el éxito de esta conferencia, y estoy convencido de que la audiencia tan cualificada aquí reunida es capaz de conseguirlo. J u n i o

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CO-PRESIDENTE DEL COMITÉ ORGANIZADOR Javier de PINEDO It is a great honor for me , as Executive Vice President of the Power Generation Group of IBERDROLA and Co-Chairman of the TOPSAFE Steering Committee, to share with you our recent experiences, ideas and some of my personal thoughts regarding Safety Management of Nuclear Plants in the new framework of the recently deregulated Spanish electricity market. The nuclear power generation in Spain has evolved, like in many other countries, from the big effort carried out in the seventies and early eighties in the design and construction of our plants, to a new focus on a more efficient and safe operation during the last decade. In the last few years a liberalization process of the electricity market is taking place in several countries. This process, together with a fast development of the technology worldwide, place the nuclear power generation bussiness in a competitive environment. Hence a new set of performances are demanded in our nuclear industry. First of all our nuclear installations must produce in nowadays a more reliable, safer and cheaper electricity. Moreover, the new environment made us to acknowledge the obsolescence of some organization procedures and individual behaviours of the past, and forced us to introduce in our organizations and companies a transformation process which could guarantee a future to our nuclear industry. These transformation processes, mainly dictated by the rules of free competitive markets, bring about a global “Cultural Change” with a particular impact in our management criteria and business methods. In consequence, our industry is involved, now and in the near future, in significant and deep transformation projects. On the other hand, a general vision for a sustainable development of the society in the future, based upon a better quality of life, brought up in paralell, a sense of social and collective responsibility which call for an economic optimization of the most important industrial processes compatible at the same time with an strict care of the environment. Furtheremore, the public of the societies we serve have an increasing demand for higher safety levels by diminishing potential risks, and to ask at the same time for production activities be made with duly attention to priorities, benefits and reduced costs. We thus have been driven in nowadays to face those challanges for competitiveness and risk management, with a great deal of efforts which seems to be continue in the years to come. Even though the Nuclear Power Plants performance indicators clearly shown the high level of maturity reached by the nuclear industry, the new scenario we are facing call for more challenging mechanisms of continuos improvement and management of quality. Therefore we ought to identify and achieve basic goals in areas such as: - precise strategic planning - strenghten safety culture and safety management - human resources consideration and motivation - reingineering of complex processes - improvement of quality and plant efficency - development and implementing self-assesment capabilities - openness to professional collaboration and information exchange. All these challanges have forced the companies, at a corporate level, to break with some traditional limitations and barriers which were well established in the old cultural behaviours. The “Cultural Change” we are for aiming for at present is based in higher levels in quality of the management, operational eficiency, higher professional skills, people motivation and participation, and the involvement of all members of the organization in the safety matters. It is necessary at this point to recognize that the critical driven force in any dynamic and demanding change of a company is his human resources. The company productivity is fundamentally based upon the best utilization of knowledge, talent for creativity and quality of his people in his daily work. Moreover, in a possitive attitude of his personnel to accept new challanges. The human dimension though present in any industrial activity, it is even more important in the nuclear industry. We may speak not only about human errors causing incidents to become accidents, but also on important sucesses by controlling accidents due to human intervention.

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TOP SAFE’98 rules based on the relative balance between risk and operational results, licensing processes more sistematics and efficients, and going from a rigid and prescriptible regulation to a more predictible and efficient one. This new regulatory environment will reduce the burden on the final product avoiding undue extracosts, by appliying criteria of marginality to safety and technical obsolencence in the obtained results. In this sense the use of probabilistic safety analysis will increase as an integral tool in the rationalization of the decission making processes. We are also continously improving the communications between the nuclear plants and the regulatory body. As a result a better coherence between the licensing and research and development programmes and the safety and cost/benefit perceptions from both sides will be achieved. In this way the actions of the regulatory body will be more predictibles to any responsible operator and owner of a nuclear plant. Nuclear energy still suffer a lack of confidence from the general public. Making clear to the public that the safety of the nuclear installations is our first and continuos priority will help to bring back some of this confidence. The very competitive and demanding environment of the nuclear industry, forces us to demonstrate that the balance between the safety, the reliability and the profitability of our nuclear installations is also possible. Statistical studies carried out in more than forty nuclear plants have already clearly shown that the best performance indicators were obtained in plants with the lower operational costs being the management operational quality strongly linked with the global safety of those plants. The higher the safety level and operational quality are the bigger are the profits and the public acceptence of the nuclear plants. Even though the operational performances and safety parameters obtained in the nuclear industry have reached a fairly high value, still two main problems are making the nuclear option an issue of concern to the majority of the public : nuclear incidents and non programables outages and the generation and final disposal of radioactive wastes. The communication and evaluation methods of nuclear incidents have improved in the course of the last decades. Today a transparent and understandable system, based on the international nuclear incident scale INES proposed by the IAEA, is available even for non nuclear specialists. The INES scale have improved the understanding between the nuclear industry, the public opinion and the mass media. However, I consider that a major effort is still needed in order to improve the communications of the results obteined in the operation of the nuclear plants, throughout their own information centres, but also in a clear and fast response to any wrong or misleading interpretation respect to any particular nuclear incident. It is not possible in those remarks to deal with the subject of concern of the radioactive waste management, which could be the matter of a new entire conference. Just as a summary let me say that the special character of the management of the radioactive waste is based in the isolation of the wastes from the environment during long periods of time. This isolation is actually technological solved. In Spain the scheme adopted in the case of low and medium radioactive wastes is giving excellent results, and we are working now on in order to have a feasible solution in the near future for the high activity level waste.

In a nuclear industry, where a good jairalquical structure and clear lines of responsibilities have always been established, the operational results will depend at the end on human performance according to the level of professionalism, knowledge, attitude toward safety, self-assesment, communications and goals. Focusing our attention in the area of nuclear safety and safety culture, we consider that there is a need to support and push forward a better development of it. In a nuclear organization, all personnel at any level, should know, act and be responsible of any activity which can affect the safety of the installation. An efficient management system should be founded on the cornerstones of people involvement, participation, team-work and good communications channels. I also believe that an urgent need exists to develop management models capables to measure those intangibles attributes through visible results, as it was pointed out in the IAEAINSAG-04 report. I personally think that by taking up people attention and participation in this creative process, we are going to get a great “added value” of their contributions as well as an increase of their professionalism and motivation, because of the cumulative experience acquired by them throughout many years. The role of the management team in this matter is also a crucial point in the sucess, not only because its necessary support but most of it by its management style, cultural exemples, daily visibility and the adequate allocation of human resources. In a competitive scenario we ought to reduce the operating, maintenance and fuel costs of our nuclear plants together with an enhancement of the plant performance and the nuclear operations quality, without jeopardizing safety. In every day activity of the nuclear power plants operation, we then have the challange to accomodate the two fundamental concepts of quality and safety with the economical one of cost reduction. Our experiences already shown that going beyond this challange is possible by using any well-designed “Improvement Programme for Continuos Quality Management Systems” based on an open mentality which believe that any process can be further improved, bearing in mind a possitive self-critical attitude, and workers being more active and participatives. “Safety Culture” needs to be involved in this new set of mental attitudes because its final deal is to maintain nuclear safety in the planning, execution, verification and optimization of all activities with any significance for plant operations. Any future stage of nuclear energy development in a free competitive market will be conditioned by the results obtained from the operation of the present nuclear plants which, as I have just said depends on the efforts to run in parallel the programmes of Total Quality, Safety Culture, cost reduction and improvement of operational practices. On the other hand, the nuclear industry also has to work together with the regulatory bodies, and since the begining of this decade has became more clear that a change in the “Regulatory Culture” is also needed. Within the nuclear industry there is a general opinion that the regulatory bodies should change from deterministic rules and regulations towards J u n i o

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS by the majority. "Relatively Stable" implies that any change tends to be evolutionary rather than revolutionary. Safety culture is important in that it is an influence on behaviours, attitudes and values which are important factors in achieving good safety performance. Organizations with mature safety cultures focus more on the overall goals and key points rather than only on compliance with procedures. Developing and implementing the safety culture concept needs both a "top-down" and a "bottom-up" approaches. This change in culture must stem from all directions, however, consistent and visible leadership from the top is essential. For management led changes to be successful, it is essential that there is effective cooperation and two-way communication at all levels of the organization. Honest and open communications depend on the development of trust throughout the organization. Technical specialists, human factors specialists, operating personnel and management must work together to develop a common understanding across their various functions. This is in itself a learning process, and as such, a characteristic of a good safety culture. Continuous learning and improvement processes play a central role in the development and maintaining of a good safety culture. An organization with a good safety culture relies on the close interdependence between technical safety and organizational processes. In practice, a high level of safety culture means the systematic organization and implementation of activities aimed at creating high quality technical, human, and organizational systems. Irrespective of the level of technical sophistication a mature safety culture can defend in depth against the risk of accidents. An investment in improving safety culture can be beneficial in cases where nuclear facilities are designed to earlier standards. When considering safety culture as practiced around the world, it is apparent that nearly all organizations involved in nuclear activities have in common a concern for safety and how to improve and maintain it. Yet there is substantial diversity among organizations in their understanding of "Safety Culture" and how to act to influence it in a positive way. This variation is represented in different developmental stages. Three stages seem to emerge, each of which displays a different awareness and receptiveness to the effect of human behavioural and attitudinal matters on safety. The characteristics of each stage, identified below, provide a measure for organizations to use as a basis for self diagnosis. The characteristics may also be used by an organization to give direction to the development of safety culture, by identifying the current position and the position aspired to. It is possible for an organization at any time to exhibit any combination of the characteristics listed under each of one of these stages.

I wish to finish my words by trying to give you a clear message : nuclear energy, besides being safer, has to be more competitive. I believe the only way in the future for the survival of the nuclear industry is to produce electricity not only at higher safety and quality levels, but also at lower cost. However, many management and cultural changes are still needed within the nuclear organizations in order to achieve these goals, and to accomadate them to the new market challenges. Finally, I also believe that the nuclear industry human resources constitute the key of the success of the whole transformation process in which we are involved.

SESIÓN PLENARIA 1 / PLENARY SESSION 1 MANAGEMENT OF SAFETY, SAFETY CULTURE AND SELF ASSESSMENT A. CARNINO - IAEA Safety management is the term used for the measures required to ensure that an acceptable level of safety is maintained throughout the life of an installation, including decommissioning. The safety culture concept and its implementation are described in part one of the paper. The principles of safety are now quite well known and are implemented worldwide. It leads to a situation where harmonization is being achieved as indicated by the entry into force of the Convention on Nuclear Safety. To go beyond the present nuclear safety levels, management of safety and safety culture will be the means for achieving progress. Recent events which took place in major nuclear power countries have shown the importance of the management and the consequences on safety. At the same time, electricity deregulation is coming and will impact on safety through reductions in staffing and in operation and maintenance cost at nuclear installations. Management of safety as well as its control and monitoring by the safety authorities become a key to the future of nuclear energy. SAFETY CULTURE CONCEPT The concept of safety culture is defined in INSAG-4 as: “Safety culture is that assembly of characteristics and attitudes in organizations and individuals which establishes that, as an overriding priority, nuclear plant safety issues receive the attention warranted by their significance.” Safety culture is also an amalgamation of values, standards, morals and norms of acceptable behaviour. These are aimed at maintaining a selfdisciplined approach to the enhancement of safety beyond legislative and regulatory requirements. Therefore, safety culture has to be inherent in the thoughts and actions of all the individuals at every level in an organization. The leadership provided by top management is crucial. The significance of nuclear safety issues will vary among organizations and reflect their particular needs. There will always be a necessity to choose which issues are to be addressed as a priority using resources available. The efforts made to enhance safety culture can have beneficial consequences for plant engineering, construction and performance through better organization, analyses, anticipation and ways of doing work such as better planning of outages. Development of a strong safety culture can result in more effective conduct of work and a sense of accountability among managers and employees. In promoting an improved safety culture there have been different emphasis, with some countries favouring an approach giving a high profile to the use of behavioural sciences while others have emphasized the quality management system approach to enhancing safety performance. There is consensus that account should be taken of both national and organizational culture in promoting an improved safety culture and an appropriate balance of behavioural sciences and quality management systems approaches should be pursued. The characteristics and attitudes referred to in the definition of safety culture should be commonly held and relatively stable. "Commonly held" implies that there is a core of key attitudes and values that are acknowledged J u n i o

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Stage I: Safety solely based on rules and regulations At this stage, the organization sees safety as an external requirement and not as an aspect of conduct that will help the organization to succeed. The external requirements are those of national governments, regional authorities, or regulatory bodies. There is little awareness of behavioural and attitudinal aspects of safety performance, and no willingness to consider such issues. Safety is seen very much as a technical issue. Mere compliance with rules and regulations is considered adequate. For an organization which relies predominantly on rules, the following characteristics may be observed. • Problems are not anticipated; the organization reacts to them as they occur. • Communication between departments and functions is poor. • Departments and functions behave as semi-autonomous units and there is little collaboration and shared decision-taking among them. • The decisions taken by departments and functions concentrate upon little more than the need to comply with rules. • People who make mistakes are simply blamed for their failure to comply with the rules. • Conflicts are not resolved; departments and functions compete with one another. • The role of management is seen as endorsing the rules, pushing employees and expecting results. • There is not much listening or learning inside or outside the organization which adopts a defensive posture when criticized. • Safety is viewed as a required nuisance.

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TOP SAFE’98 • People are aware of work, or business, processes in the company and help managers to manage them. • Decisions are made in the full knowledge of their safety impact on work, or business, processes as well as on departments and functions. • There is no goal conflict between safety and production performance, so safety is not jeopardized in pursuit of production targets. • Almost all mistakes are viewed in terms of work process variability. The important thing is to understand what has happened rather than find someone to blame. This understanding is used to modify the process. • The existence of conflict is recognized and dealt with by trying to find mutually beneficial solutions. • Management's role is seen as coaching people to improve business performance. • Learning from others both inside and outside the organization is valued. Time is made available and devoted to adapting such knowledge to improve business performance. • Safety and production are seen as inter-dependent. • Collaborative relationships are developed between the organization and regulators, suppliers, customers and contractors. • Short term performance is measured and analyzed so that changes can be made which improve long-term performance. • People are respected and valued for their contribution. • The relationship between management and employees is respectful and supportive. • Aware of the impact of cultural issues, and these are factors considered in key decisions. • The organization rewards not just those who 'produce' but also those who support the work of others. Also, people are rewarded for improving processes as well as results. The above characteristics describing each of the three stages of evolution could serve as the basis for a survey to establish which stage an organization has reached. Different parts of the installation organizational structure can in fact be found at different stages of safety culture development. The process for the development of safety culture can be assisted by the use of a learning process within an organization. There is a wide range of practices that are of potential value in the practical development of a progressive safety culture. The timescale required to progress through the various stages of development cannot be predicted. Much will depend upon the circumstance of an individual organization and the commitment and effort that it is prepared to devote to effect change. However, sufficient time must be taken in each stage to allow the benefits from changed practices to be realized and to mature. People must be prepared for such change. Too many new initiatives in a relatively short period of time can be organizationally destabilizing. The important point to note is that any organization interested in improving safety culture should start and not be deterred by the fact that the process will be gradual. There is a possibility that certain practices may be more suitable to one of the three particular stages of development of safety culture, although the complexity of the cultural change process precludes any universal guidance. In developing an improved safety culture attention needs to be paid to the national culture. In some countries there may even be significant differences among regional cultures. The characteristics of a national culture can amplify or attenuate the factors associated with a good safety culture.

• Regulators, customers, suppliers and contractors are treated cautiously or in an adversarial manner. • Short term profits are seen as all important. • People are viewed as 'system components'- they are defined and valued solely in terms of what they do. • There is an adversarial relationship between management and employees. • There is little or no awareness of work, or business, processes. • People are rewarded for obedience and results, regardless of long term consequences.

Stage II: Good safety performance becomes an organizational goal An organization at this stage has a management which perceives safety performance as important even in the absence of regulatory pressure. Although there is growing awareness of behavioural issues, this aspect is largely missing from safety management methods which comprise technical and procedural solutions. Safety performance is dealt with, along with other aspects of the business, in terms of targets or goals. The organization begins to look at the reasons why safety performance reaches a plateau and is willing to seek the advice of other organizations. • The organization concentrates primarily on day to day matters; there is little in the way of strategy. • Management encourages cross-departmental and cross-functional teams and communication. • Senior managers function as a team and begin to co-ordinate departmental and functional decisions. • Decisions are often centered around cost and function. • Management's response to mistakes is to put more controls, via procedures and retraining, in place. There is a little less blaming. • Conflict is disturbing and discouraged in the name of teamwork. • The role of management is seen as applying management techniques, such as management by objectives. • The organization is somewhat open about learning from other companies, especially techniques and best practices. • Safety, cost and productivity are seen as detracting from one another. People think that safety means higher cost and reduced production. • The organization's relationship with regulators, customers, suppliers and contractors is distant rather than close; this is a cautious approach where trust has to be earned. • It is important to meet or exceed short-term profit goals. People are rewarded for exceeding goals regardless of the long-term results or consequences. • The relationship between employees and management is adversarial, with little trust or respect demonstrated. • There is growing awareness of the impact of cultural issues in the workplace. People do not understand why added controls do not yield the expected results in safety performance.

Stage III: Safety performance can always be improved An organization at stage III has adopted the idea of continuous improvement and applied the concept to safety performance. There is a strong emphasis on communications, training, management style, and improving efficiency and effectiveness. Everyone in the organization can contribute. Some behaviours are seen within the organization which enable improvements to take place and, on the other hand, there are behaviours which act as a barrier to further improvement. Consequently, people also understand the impact of behavioural issues on safety. The level of awareness of behavioural and attitudinal issues is high, and measures are being taken to improve behaviour. Progress is made one step at a time and never stops. The organization asks how it might help other companies. • The organization begins to act strategically with a focus on the longer term as well as an awareness of the present. It anticipates problems and deals with their causes before they happen. • People recognize and state the need for collaboration among departments and functions. They receive management support, recognition and the resources they need for collaborative work. J u n i o

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MANAGEMENT OF SAFETY AT OPERATING ORGANIZATIONS The first requirement for safety management is a commitment to safety from the top management at both corporate and NPP level. It is demonstrated in different ways such as a yearly general declaration, fixing short term and long term safety objectives and including safety managers in the NPP structure who are accountable for the safety in operation. Safety advisory panels or groups are also important to monitor and assess the overall plant safety and to support the safety measures to be taken. The second requirement is to develop the necessary work environment for developing a good safety culture through employee welfare, openness, communication, listening to staff problems and noticing on time the warnings indicating possible degradation of safety. Safety culture concept needs both a “top-down” and a “bottom-up” approach. Continuing learning and

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS useful for that purpose and are getting more and more popular through the IAEA OSART and ASSET services and through the WANO Peer reviews. The Convention on Nuclear Safety also relies on peer reviews. More and more efforts are dedicated to learning from experience and to the sharing of good practices worldwide through various mechanisms. It helps keeping the operating organizations “humble” and vigilant on the safety performance of their plants. Examples of practices that help to maintain the operating organization humble and vigilant are given as an illustration: - Use of "predictive risk analysis" or "risk assessment methodology" during the preparatory phase of an activity. This analysis of risk of errors and of their consequences is basic to quality. Performed by a multidisciplinary team, it should focus on quality requirements for the main safety-related issues, and thereby contribute to better understanding and communication between servicing and operating teams. It also improves the awareness of each member of the team on the key points and overall aim of the activity and its connection with other activities. If well applied, this predictive risk analysis is a learning process and is a good tool to spread safety culture by contributing to better understanding and adherence to safety requirements. - Errors considered as a learning opportunity. Any event related to safety, and especially human or organizational errors, must be first considered as a valuable opportunity to improve operations through experience feedback and lessons learned. It is of the utmost importance to encourage the development of employee attitudes that give them confidence, without fear of blame, to report fully errors, particularly human errors, so that the opportunity can be taken to learn how to further improve the process. One consequence of this, as is shown by some experience, is that the number of events reported can actually increase. It indicates a higher safety awareness which will induce better detection and reporting. - Systematic in-depth analysis of events. The first step is the detection of events by reporting against clear criteria including the analysis of human factors. The causes may be one or several of the following: technical, human behaviour, organizational culture, process, procedure, equipment, manmachine interface, environment or latent weaknesses in defence. The need for honesty, objectivity and comprehensive reporting of incidents and the use of this information must be stressed. One essential condition, especially in case of human error, is the participation of the personnel or the team involved in the event. They should be encouraged to propose corrective and preventive measures. It must be clearly stated by management that safety culture is not necessarily a "zero error" culture, but rather a learning process which relies on openness and experience feedback to get improvement. - Ability to learn. The enhancement of nuclear safety relies on both actions taken in response to failures (reactive prevention) and the ability of organizations to identify the nature and causes of developing problems and to apply effective interventions to meet them (proactive prevention). A more proactive approach to safety management can be achieved through processes that will promote improved performance over time. Organizations of this kind have been characterized as "learning organizations". - Employee contribution. Every employee has a primary responsibility for contributing to their personal safety and to that of their fellow employees.

improvement processes play a central role. Although safety performance indicators have not yet been agreed upon on an international basis, each NPP management should set up its own in order to be able to detect progress or deterioration of performances. The third requirement is a commitment to develop and maintain a good safety culture. It recognizes the close interdependence between technical safety and organizational processes. In practice, a high level of safety culture means the systematic organization and implementation of activities aimed at creating a high quality defense-in-depth against both technical, human and organizational failures that may cause accidents. Irrespective of which stage of safety culture as defined in chapter 1 an organization is at, there is one fundamental requirement that is essential, namely the genuine and visible commitment of the top management of the organization to the improvement of safety. Top management should have knowledge about safety cultural issues so that they are in a position to undertake the leadership role to create and communicate the future safety vision for their organization. Managers should not only know how to motivate their team but also how to avoid demotivating them. The involvement and commitment of senior management in pursuing high standards of safety is essential. Without a visible and genuine demonstration of this commitment by personal behaviour and leadership example by senior managers, other workers in the organization will not be convinced of the importance of safety compared to other organizational issues. Words without deeds will create an illusion of safety that will result in the development of a superficial safety culture. To support the development of a good safety culture and an appropriate safety management, senior managers can contribute by: • Gaining understanding of safety culture concepts and practices by undergoing appropriate training; • Demonstrating a leadership style that has an appropriate balance between caring and controlling; • Being visibly interested in safety; • Having safety as a priority item on the agenda at meetings; • Encouraging employees to have a questioning attitude on safety issues; • Ensuring that safety is addressed in the strategic plans of their organization; • Having personal objectives for directly improving aspects of safety in their areas of responsibility; • Regularly reviewing the safety policy of the organization to ensure its adequacy for current and anticipated circumstances; • Monitoring safety trends to ensure that safety objectives are being achieved; • Taking a genuine interest in safety improvements and giving recognition to those who achieve them, and not restricting their interest to situations where there is a safety problem. Senior management should ensure that their organization has a safety management system that provides a structured systematic means of achieving and maintaining high standards of safety performance. The last requirement on operating organizations is to stay “humble”: don’t take for granted that the good level of safety will stay for ever, especially in the field of safety culture, keep a questioning attitude. External peer reviews are J u n i o

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TOP SAFE’98 developed to assure the ongoing safe operation from the perspective of the facility's internal logic. Process-based regulation recognizes that the design of organizational processes must remain flexible in order to allow the facility to create processes that are internally consistent, adapted to their history, culture and business strategy and that allocate resources in the most rational way. A process-based approach attempts to allow this flexibility while forcing the facility to think very carefully about the logic of their processes, to demonstrate to the regulator that they have taken a very rigorous approach to the design, implementation and ongoing evaluation of their key processes and that they are alert to opportunities to improve their systems. A combination of the above three approaches can be used as they are not mutually exclusive. Effective processes can take many different forms, but they must stand the test of being explicit, predictable, logical, implementable and include a basis for self assessment. The advantage of process-based regulation for the areas of organization and safety culture is that assessments that focus on the logic of key organizational processes and the care that the utility or plant takes in implementing and self-assessing these processes allows a degree of flexibility but is just as rigorous as prescriptive approaches that concentrate on compliance. Irrespective of which regulatory approach is adopted, organizations committed to continuous safety improvements will benefit from an open and frank dialogue with the regulatory body, especially when the dialogue focuses more on achieving fundamental safety objectives than on merely formal compliance with detailed rules and regulations. Experience has shown that this type of dialogue will promote an enquiring and learning attitude, a key element in enhancing safety culture. In other words, the regulatory approach adopted may significantly influence the possibilities to foster a continuous improvement approach on the part of the utility or plant. In practice, an optimal combination of all these suggested regulatory approaches may be the most effective. The optimum regulatory approach will depend upon the influence of the national culture. In the interests of promoting safety culture in organizations under its jurisdiction, the regulatory body could consider : • Within the constraints of national legislation, allowing some flexibility for organizations to manage for safety and develop aims and goals that exceed legal requirements; • targeting inspection effort to areas of risk and recognizing that some plants may have effective safety management systems. At these plants, sufficient inspections of control processes and selective inspections of outcomes on the plant may be adequate as a regulatory tool; • not seeking to have blame allocated in the investigation of incidents, and avoiding inappropriate punitive action on the reporting of incidents; • making the reasoning behind regulatory controls visible, e.g. publish them; • establishing predictability and stability in the regulatory process; • trying to agree on appropriate technical ground rules for safety cases and for assessment methodologies; • having regular dialogue with organizations and encouraging openness in dealings; • training inspectors to deal with the public on nuclear safety issues in a way that is understood; • training of inspectors in safety management (including safety culture) and human factors matters; Peer reviews from external organizations or international ones represent also a good means for regulatory authorities to exchange experience on installations safety performance evaluation and to further enhance the monitoring of safety in operating organizations. It is important that regulators be alert to incipient weaknesses in safety culture and this section provides some guidance on symptoms to look for when carrying out their regulatory duties. The operating organization should also pay attention to these symptoms. The symptoms have been categorized into organizational, regulatory, employee and technological issues.

Many organizations have found, by experience, that this contribution is best facilitated by encouraging employee involvement in safety. Individuals tend to take a personal interest in those matters related to their personal safety. Examples of employee involvement in safety include safety improvement teams, safety committee and safety meetings. MANAGEMENT OF SAFETY FROM THE REGULATORY AUTHORITIES VIEW POINT In addition to its regulatory functions in developing regulations, licensing and operating experience feedback analysis, a regulatory authority ensures that the operating organization is fulfilling its responsibility in terms of nuclear safety. Regulatory inspection and enforcement is an essential tool for monitoring the safety level at installations. Since more and more non-prescriptive regulatory approaches are now taken in the world, inspections tend also to depart from pure compliance to performance and/or process checking. Such an orientation certainly reinforces the prime responsibility of the operating organization in safety. Since safety culture cannot be “regulated”, appraisal of the safety culture in operating organizations becomes a major challenge for regulatory authorities. Indicators of safety culture development and of deviations of usual performances become essential. Traditionally most organizations have measured the number of accidents and safety-related events. Whilst providing important trend information, these indicators are of a passive nature and their exclusive use can be demotivating to the workforce. Some organizations have used indicators of a more positive nature to complement the traditional passive indicators. Examples of positive safety indicators include: • Percentage of employees who have received safety refresher training during the previous month/quarter • Percentage of safety improvement proposals implemented during previous month/quarter • Percentage of improvement teams involved in determining solutions to safety related problems • Percentage of employee communication briefs that include safety information • Number of safety inspections conducted by senior managers/managers/supervisors during previous week/month (the inspection may be combined with a house keeping inspection) • Percentage of employee suggestions that relate to safety improvement • Percentage of organizational routine meeting with safety as an agenda item. The value of positive safety indicators is that they serve as a mechanism for giving recognition to employees who are endeavouring to improve safety by thought, action or commitment. Recognition for achievement is a powerful motivating force to encourage continued improvement. There is considerable international diversity in the regulatory approach to safety in terms of where emphasis should be placed. The regulator has options in dealing with the regulation of human and organizational factors. Options include compliance-based approaches, where there are very explicit standards and requirements that are applied uniformly to all nuclear facilities or activities and that result in a standard approach being taken. However, this approach may be less effective or even inappropriate for the area of organization and safety culture. Another option is to focus on outcomes - to establish safety performance indicators and to devote regulatory energies to tracking indicators and launching investigations when the indicators show a level of performance that is deteriorating or not acceptable. The problem that has been discovered with this approach is that it is very difficult to develop predictive indicators, and that the indicators that can be developed are often either too easy to manipulate or are not sensitive enough to developing problems to allow early intervention. An additional option, referred to as a process-based approach to regulation, takes specific account of the fact that the safe operation of nuclear facilities depends on the effectiveness of the organizational processes established to operate, maintain, modify and improve a facility. Briefly put, the process approach focuses on the organizational systems that the facility has J u n i o

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Organizational issues External environment pressure. Many organizations are subjected to increasing economic and business market pressures that are forcing them to reduce significantly their costbase, often through down-sizing of their

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS a broader view on safety and recognizing the need for integrated analyses with the involvement of different specialists. In order to be more proactive the analyses performed also need to include a long-term perspective. Lack and failure of independent nuclear safety reviews. For all nuclear safetycritical proposals and modifications, independent nuclear safety assessments should be undertaken by persons other than those who have undertaken the original work. In a healthy safety culture, these assessments will always have been fully documented, and checked for methodological, calculational and technical accuracy and validity, using approved procedures. Reality mismatch. A well developed safety culture will always be consistent with the nature of the safety case and the state of the plant. The plant state, configuration and condition must, at all times, be fully consistent with the claims that are being made in the safety case and that likewise the claims that are required in support of the safety case must never make demands on plant or personnel which are unrealistic or unreasonable. Violations. Non-compliance (violations) tend to be recorded by most licensees in varying degrees, in relation to breaches of operating rules and operating instructions. Such reports can be of variable quality and detail but all should be notifiable to the relevant regulatory bodies. Repeated requests for dispensation to regulatory requirements . Requests for dispensations to existing regulatory requirements can occur, particularly prior to restart after a planned outage. When requests are frequent this should trigger a review of the adequacy of the regulatory requirement, or of whether production priorities are being over-emphasized at a possible disadvantage to safety.

workforce. In some regions of the world there has been major political and social change that has impacted organizations both directly and indirectly. These changes create uncertainty in organizations that inevitably affect the behaviour and attitude of people. Organizational goals and priorities can change significantly and there is the potential for safety standards and performance to be adversely affected. Attention should be paid by all involved, either in the management or regulation of safety, to how significant corporate change processes are being managed to ensure that the principles of good safety are not being jeopardized. Inadequate problem resolution. Symptoms of inadequate problem resolution are repeated crises, significant accumulations of corrective actions, lack of effective managerial prioritization of remedial actions and failure to address the root causes of problems. Inadequate problem resolution can result in an increasingly overloaded and under-resourced situation that causes a highly ritualized response to problems. Organizational insularity. Organizational insularity can cause safety culture to deteriorate simply because managers come to believe that safety performance is satisfactory and so become complacent. Managers have no benchmarks or learning opportunities. Insularity can be internal to an organization. It often occurs that plants and facilities belonging to the same utility create and display very different organizational and operational styles and identities. The regulators should determine on a regular basis that an ‘open’ and interactive organizational style prevails between the plants under their jurisdiction. Openness. Open and honest communication between regulator and representatives of an organization is essential if the former is to be able to assess and evaluate the safety culture. Difficulties in obtaining information may be a sign that there is a weakness in the safety culture. An organization striving to improve and develop its safety culture should be willing to share its experience with others as well as using the experience to improve its own safety. This may also extend to the 'openness' of the organization to participate in and contribute to international exchanges and initiatives.

Employee issues Excessive hours of work. A significant factor in the degradation of personal performance is fatigue. Safety culture relies on optimum output in the areas of attention, questioning attitude, diligence and fitness for duty, however, all these are adversely affected when a person is tired and stressed. Working hours must be formulated and regulated to allow individuals to perform their allotted duties within reasonable timescales without imposing undue pressures which can induce unsafe and undesirable consequences. Persistent abuse of overtime and the continued reuse of staff on call-outs or replacement work would indicate to the regulator that resource levels and planning of work require investigation. Number of persons not completing adequate training . Training plays an integral role in the safety culture of an organization and the regulator would want to be assured that adequate attention was being paid to the quality and applicability of training programmes. These aspects are checked by submissions of the operating organization, examination and acceptance of the training required by the regulator, however, the attendance and performance of staff at training sessions needs on going attention. Failure to use suitably qualified and experienced persons . A proactive approach includes identification of the principal duties and responsibilities of the job holder, the attributes required for the tasks to be performed and the preparation of a profile outlining the characteristics that would be required of the incumbent in order to carry out the duties effectively. Understanding of job descriptions. Typically in poor safety cultures, some individuals are not fully aware of the full requirements, responsibilities and accountabilities of their job. The regulator should then require evidence that there is a one to one correspondence between the job holders’ understanding of their respective job responsibilities, and the licensee should be able to produce evidence that the job holders actually understand the requirements of their jobs as defined by the licensee. Contracting. An emerging trend in plant maintenance and support is the increased employment of contractors to replace traditionally plant based personnel. Whilst this has financial benefits for the utility it often comes at the expense of safety, either directly as a result of lower contractor standards or the indirect effects on permanent plant employees.

Regulatory issues Corrective actions. When safety culture first starts to weaken one of the most obvious signs is evidence of a significant accumulation of corrective actions that have not been addressed. The existence of an effective self-assessment, root cause analysis and corrective action programme is a positive indication of a good safety culture. Patterns of problems. Part of the ongoing monitoring of compliance and plant status checks normally carried out by the regulator is the collection of information from varied sources. By arranging this information in predetermined categories it is possible to create a profile or pattern of similar situations from which preliminary conclusions can be drawn. Repetition of problems usually indicates that the root cause was not identified correctly and that whatever corrective action may have been implemented was not adequate. Whilst they are not true indicators of performance, trends are guides which can alert the regulator to areas of concern based on actual plant sourced information. Procedural inadequacies. Documentation is the life blood of an organization and regulatory requirements demand that it be acceptable in quality and content. It is also required that safety documentation be complied with and, therefore, it must be up to date and reflect the actual situation. Normal quality assurance audits and checks should cover these requirements, however, these are usually not performed often enough to monitor the day to day status of review and revision. An important element of safety culture is that employees will have confidence in procedures and use them correctly. However, it is essential that the regulator has an indication of the situation pertaining to regular documentation reviews and that any deteriorating situation is detected at an early stage. Quality of analysis of problems and changes. Regulators have to be sure that any analysis carried out at the plant follows a systematic, auditable system which will ensure that the correct methods are used, validation is performed and the correct solutions defined. Too often the process is circumvented due to inadequate identification of the problem, lack of resources and knowledge or time constraints and these can lead to inappropriate actions being taken. High quality in analysis usually also requires an integrated approach i.e. to have J u n i o

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Technology issues Plant conditions. Plant conditions provide a useful and valuable insight into the general health of an organization's safety culture. It has long been recognized that poor house keeping standards are an indicator of behaviour and attitudes that are not likely to be conducive to the development of a sound

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TOP SAFE’98 involvement in developing and implementing the self-assessment plan. Some organizations provide specific training for employees who have responsibilities for self-evaluation/assessment to ensure that the task is conducted to an acceptable standard. Some organizations are providing a wider range of their workforce with self-checking training to encourage employees to assume an individual responsibility for their personal safety and those of their colleagues. Such training can assist in identifying unsafe acts or unsafe conditions. Independent evaluations and audits are conducted by competent people independent of the area or activities being audited. This can be achieved either by using external consultants or by using employees from different sections, departments or sites to audit their colleagues. Those with auditing responsibilities will generally require specific training in this task to ensure competence. Review and audit activities in the nuclear industry are commonly used. Those which focus merely on compliance can create a negative image of audits in the eyes of employees and can create difficulties for auditors in their work. Some organizations have changed the role of audits from the exclusive identification of non-compliance to include the identification of improvement opportunities. Auditors, by the nature of their work, have the opportunity to observe "best practices" in the organization, and audits can be used as a means of disseminating information about best practices to all parts of the organization. Judgement of what constitutes "best practice" is subjective to a degree and the inclusion of this supplementary requirement may present difficulties for the traditional quality assurance audit. A feature of many successful audits is that there is a pre-audit meeting between the auditors and the auditees to discuss and agree the scope and programme for the audit. This involvement by the auditees does much to ensure that the auditors' work is perceived positively. Self assessment will soon become the key to continued safety management progress.

safety culture. Other indications are lack of attention to alarms or non-repair of mal-functioning equipment, overdue maintenance work or poor information recording and archiving systems. SELF-ASSESSMENT The nuclear industry in general is getting to a more and more mature stage and the future for continuing the safety enhancement will be with safety culture and especially self assessment which correspond to the stage 3 described above. Ensuring operational safety is an obligation on the nuclear power plant operating organization. Characteristics of operational safety include: conservative decision making; operation of the plant within the safety analysis envelope; maintenance of defense-in-depth against unplanned events and their consequences through high levels of equipment reliability and human performance; and ensuring that all plant and procedure modifications are adequately considered for safety consequences. Self-assessment of operational safety has been identified as an important mechanism that organizations can use to improve safety. Independent external assessment, carried out by a body that is external to the utility, is not considered to be part of the self-assessment processes described here but should be used as confirmation of self assessments. The purpose of self-assessment is to promote improved safety performance through the direct involvement of personnel in the critical examination and improvement of their own work activities and work results. It is designed to ensure that line management is effective and monitoring operational safety performance and takes timely corrective actions to improve performance. At lower levels of the organization potential weaknesses can be detected and often resolved well before they reduce any margin of safe operation. .Self-assessments are also designed to identify and overcome process weaknesses and obstacles to the achievement of safety performance objectives. As a result the allocation of resources can be prioritized. Self-assessment is essentially a critical comparison of existing activities and results against a predetermined set of performance expectations. The full set of performance expectations can be the set of goals, targets and objectives, including those set by the organization management, that are to be followed and achieved by the staff as a whole and may include performance expectations other than safety. The performance expectations should be set by: - taking into account regulatory requirements as a minimum level; - considering attributes of the top performing plants in relevant areas; - looking at best practices identified through information exchanges, international organizations and institutions. Targets should be reviewed on a regular basis to ensure that performance continues to improve. Experience of the application of self-assessment has shown that the following benefits can be gained from an effective programme. It maintains a continuous assessment of safety throughout the whole of the organization; this allows improvements to be made based on up-to-date factual knowledge and the objectives to be achieved. Staff awareness of the self-assessment process can result in a better understanding of safety culture, of performance expectations and can broaden staff knowledge of the objectives to be achieved, and how they can be reached. Self-assessments can help to improve communication and working relationship across all levels of the organization. A strong commitment to the self-assessment process can motivate staff to seek improvements in safety performance and in developing a greater sense of ownership and openness in which staff feel confident in bringing problems forward and in suggesting improvements. The self-assessment process, in conjunction with other forms of internal and external assessments, is a major factor in reaching the desired overall performance expectations and maintaining and enhancing safety culture. Although the primary beneficiary of strong self-assessments will be the plant and operating organization, the results of the self-assessments could be used, for example, to increase the confidence of the regulator in the safe operation of an installation The commitment of the individuals and management at all levels is needed for the success of a self-assessment programme. This includes active J u n i o

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REFERENCES 1. Safety Series No. 75-INSAG-4, “Safety Culture, A Report by the International Nuclear Safety Advisory Group”, International Atomic Energy Agency, Vienna 1991. 2. IAEA-TECDOC-954, “Procedures for self-assessment of operational safety”, International Atomic Energy Agency, Vienna, August 1997. 3. Working Material, “Safety Culture: Practices to assist in its development”, Vienna, 1996.

SESIÓN PLENARIA 2 / PLENARY SESSION 2 MAINTAINING OPERATIONS EXCELLENCE IN A COMPETITIVE NEW OPERATING ENVIRONMENT Marvin S. FERTEL- Senior Vicepresident Nuclear Energy Institute I’m pleased to be here to address this gathering of the international nuclear community. As you know, the United States relies on nuclear energy for onefifth of its electricity (see Figure 1). Also, as you know, the electricity business in the United States is currently being transformed from a regulated monopoly to a competitive generation business. This transition represents a significant opportunity for nuclear energy in the United States. In fact, the outlook for nuclear energy in the United States may be the best it has been at any time in history. Of course, the foundation of any successful nuclear program is maintaining excellence in operation and safety performance, which is the theme of this plenary and a subject I will come back to throughout this presentation. But first, let me share with you why we believe the future for nuclear energy in the United States is so bright. I want to discuss two key themes about the U.S. nuclear energy industry: One, key policy issues are beginning to converge in a way that is very positive for our industry—and for society as a whole: and Two, the industry has worked hard to prepare for the future—and we are ready to make the most of these positive developments. Let’s talk about the convergence of key policy issues...Nuclear energy’s future es linked to several major policy issues. Issues like the environment,

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS Anyone who thinks a balance sheet tells the whole story of a nuclear plant’s value is just plain wrong. The Clinton administration fully recognizes that the United States can’t meet its targets for emission reductions without continued –and expanded– use of nuclear energy. Our government’s chief negotiator in Kyoto, Stuart Eizenstat, said a recent congressional hearing that “nuclear power will have to play an increasingly important role, because it does not emit greenhouse gases”. The second reason we are optimistic about the outlook for nuclear energy is that we are closing in on a solution to the issue of spent fuel disposal. Last November, the Federal Appeals Court –once again– affirmed the Energy Department’s obligation to start accepting spent fuel from nuclear power plants. And in no uncertain terms, told DOE that not having a disposal site ready is no excuse for dodging its responsibility. This action by the Court was in response to law suits filed by utilities, State Attorney Generals and State Public Utility Commissions. This strong coalition of industry, states and utility regulators is continuing to work together to pursue resolution to out waste disposal issues through both the Courts and the Congress. Last year, both houses of Congress passed legislation requiring the Energy Department to establish an interim storage facility for spent fuel... and to get on with the business of building a permanent repository. Members of Congress are now working to prepare the bills for a vote in both houses... and to secure enough votes for this legislation to pass with a veto-proof margin. The need for and value of congressional leadership on addressing this federal government responsibility is fully recognized by our Congress. We expect passage later this year of the Bill. The waste issue is so important that it’s being pursued on more than one track. In addition to pursuing legislation, a number ot utilities are working to develop private interim storage facilities. But passing this legislation in the House and Senate this year is the industry’s number one priority. It will do more than just safely remove spent fuel from the nation’s nuclear plants, where it has been accumulating. It will remove a philosophical argument against future plant construction. And it will bolster support for license renewal of existing plants. The third reason we are optimistic about the future of nuclear energy in the United States is really captured by the subject of this plenary –Operational Excellence. Through the efforts of the individual operators of our plants and those of our Institute of Nuclear Power Operations (INPO), our plants are performing exceptionally well and continuing to improve. From a safety standpoint, we are already meeting or exceeding the year 2000 goals for two key WANO Performance Indicators –nplanned automatic scrams (Figure 3) and safety system performance (Figure 4). From a capacity factor perspective, our operating plants continue to show marked improvements (Figure 5) –and with the onset of competition we see companies planning on sustained 3-year rolling capacity factors approaching 90 percent. The onset of competition, however, won’t detract from the emphasis on safe, reliable operations. Clearly, you can’t compete if you don’t operate—and just as clear, you won’t operate unless you do so safely and reliably. The commitment of the U.S. nuclear industry to operational excellence and to the sharing of information and experiences from a safety standpoint continues unabated as we enter the competitive marketplace. The commitment of the industry to improving the overall efficiency of operations has been strengthened as a result of competition—and that leads me to my fourth point concerning the future of nuclear energy in the United States.

Figure 1

competition and the associated restructuring of the electric utility industry. Waste disposal. And public acceptance. All these issues are moving in directions that are very positive. And what is even better, they are converging. Let me discuss the convergence. Concern about the global environment is causing many people to take another look at the benefits of nuclear energy. We see growing support for nuclear energy in the administration, the U.S. Congress and among the American public. Even among some environmental groups that have been critics of the industry in years past. December’s meeting in Kyoto hammered home the message that nuclear energy is critical to curbing greenhouse gas emissions. Nuclear plants generate large amounts of electricity without emitting carbon dioxide –the most prevalent greenhouse gas– or other air pollutants, such as nitrogen oxide or sulfur dioxide. Fossil fuels can’t make that claim. And certainly in the United Stated nonemitting hydroelectric and renewables can’t meet the demand. Electricity producers in the United States particularly are under more and more pressure, to reduce emissions of air pollutants. In the context of global climate change, there has been a lot of discussion about carbon. But it isn’t the only pollutant that electricity producers have to worry about. In the United States, utilities also have to contend with stringent limits on SOX and NOX emissions—sulfur dioxide and nitrogen oxide. Nuclear plants are vital to reducing emissions of carbon, SOX and NOX (see Figure 2). This is part of the “hidden value” of a nuclear power plant.

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TOP SAFE’98 The shift toward open competition in the electricgenerating industry—is good news for nuclear energy, with its comparatively low marginal operating costs (see Figure 6). Average nuclear production costs –that’s O&M plus fuel– have declined substantially since the late 1980s. In 1987, the average cost per kilovatt-hour was 3.01 cents, calculated in 1996 dollars. The 1996 figure was 1.91 cents—a 37 percent reduction in less than a decade. The figures aren’t all in yet for 1997. But we have seen a decrease in production, and we’ll probably see an increase in costs. That’s largely due to regulatory compliance issues the industry has faced during the past two years. In 1997, 10 units1 were shut down all year... and four others2 were down much of the year. There is both good news and bad news. The good news it that very few of the issues those plants are looking at affect the public health and safety. Unfortunately, that’s also the bad news—because it Figure 3 highlights inefficiencies in our regulatory system. There are lots of efforts under way by the NRC itself and the industry working with the NRC to correct these inefficiencies. But that’s a subject for another speech. Even with the difficulties we’ve had recently, the number of units with capacity factors of 80 percent or better actually went up last year! Fifty-six units performed at that level. Two more than the year before. And nearly three-fourths of U.S. units had capacity factors of 70 percent or higher. So while some plant are struggling, the majority are doing well. And many of them will be highly, competitive in the years ahead. From the perspective of safety and economic performance, we find that our least cost plants from the perspective of dollars spent on O&M are also among our safest plants, consistently receiving high ratings by both INPO and the Nuclear Regulatory Commission. We also find that those plants spend about on average $40 million per year less on operation and maintenance than the rest of the industry, and less than 50 percent of what the plants that are spending the most (see Figure 7). These data and other information leads to the clean conclusion that safety, regulatory performance and efficient- Figure 4 economic performance are not only in conflict, but in fact are complimentary. We can also conclude that there is significant opportunity for improved economic efficiencies by all of our plants, particularly those in the higher cost quartiles. Let me know turn to the fifth reason we are so optimistic about nuclear energy’s future is that the American public supports it. This support is quiet, and without fanfare. But it’s there. A recent NEI poll looked at the views of an influential sector of the American public—college graduates who are registered to vote. Nearly nine out of ten agree that we should renew the licenses of nuclear plants that continue to meet safety standards. Three out of four agree that we should keep the option to build more nuclear power plants in the future. And listen to this: More than half of those surveyed said that the United States should build more of these plants in the future. The people surveyed influence public policy directly—at the ballot box. But we continue to see a “perception gap” regarding public acceptance of nuclear energy. While this survey shows that a majority of Americans support nuclear energy, it also shows that those supporters think they are in the minority. The support nuclear energy personally, but view it as unpopular (see Figure 8). J u n i o

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We have seen the same perception gap in surveys of congressional staff. A majority of them say they support nuclear energy—but they believe their constituents do not. A decade of public opinion surveys shows strong public support for nuclear energy in the United States—but the perception gap is a concern. In fact, NEI has launched a major new program aimed at closing that gap. And our industry is one of the target groups we have to reach. The attitudes we express publicly, as well as within our own industry, play a big role in how it is perceived by others. In the U.S. at least it’s time to put aside the pessimism that has pervaded the industry. The outlook for nuclear energy is extremely bright—in the United States and we believe worldwide. So get the word out! This brings me to my second theme: The U.S. nuclear industry is ready to make the most of the opportunities now presented to us. In 1989, the industry created a strategic plan for building new nuclear power plants in the United States. The plan identified key elements that must be in place before utilities start building the next generation of nuclear plants. I’ve already discussed one of the key elements we wanted to improve the efficiency and reliability of our current nuclear plants, and while we will

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS pollutants, such as nitrogen oxide and particulates. As I said previously, emission controls are making it more and more expensive to operate fossil-fueled plants. Let’s take a look at the first benefit of license renewal: It will maintain generating capacity that doesn’t produce greenhouse gases. In a 1997 report3, the Energy Department estimated that U.S. nuclear capacity will fall from 99,200 megawatts in 1995... to 88,900 megawatts in 2010—mainly because of the retirement of plants whose licenses expire between 1999 and 2010. If no nuclear plant licenses were renewed, nuclear capacity would decline even more sharply between 2010 and 2025. The DOE report recognized the vital importante of keeping emission-free nuclear power plants on line. Here’s what it said: Nuclear power is a carbon-free source of electricity. Retaining as much as possible of its current power generation would therefore be an important carbon mitigation strategy. We agree wholeheartedly! This brings me to the second benefit of license renewal: It is fas cheaper than building new generating plants. By the time a nuclear plant is ready for license renewal, most of the initial capital costs will have been depreciated. We estimate that is will cost less than $10 million, on the average, to prepare a renewal application and cover the NRC review fees. Those costs probably will come down a bit with time and experience. There also are costs associated with the hearing that will take place after the application is submitted and there will be some costs related to the plant and/or its programs. Those costs are to difficult to estimate. But even taking into account these costs—where else is a utility going to get 1,000 or 2,000 megawatts of generating capacity for #10’s of millions or anything close to that? The cost for license renewal is at least an order of magnitude below what it would cost to build a new plant—of any kind. Look at these figures on new power plant construction4. The estimated cost of a new combined-cycle gas plant is $400 to $450 a kilowatt. For a conventional coal plant, the cost is approximately $1,100 a kilowatt for pulverized coal, $1,200 a kilowatt for integrated gasification combined cycle. The projected cost for a new advanced nuclear power plant is $1,550 a kilowatt. The cost of building a fossil-fueled plant will probably go up somewhat because of pressure to reduce emissions. And operating costs may rise dramatically because of their sensitivity to changes in fuel prices. Let me briefly touch on the new advanced light water reactors. Clearly, from an operational excellence perspective, the ALWR’s represent the state-of-the-art design with operational focused enhancement built in from the start. These designs provide a solid basis for the next generation of reactors installed in the United States and worldwide. At our annual Nuclear Energy Assembly meeting next month in San Francisco, we will issue the final report on the Strategic Plan for Building New Nuclear Power Plants. In addition to documenting the new improved licensing process associated with these plants, it will highlight the following major achievements: • ALWR design requirements were developed by utilities, reviewed and approved by the U.S. Nuclear Regulatory Commission, and applied by reactor designers as the bid specification for standardized ALWRs. • General Electric’s 1,350-megawatt Advanced Boiling Water Reactor and ABB Combustion Engineering’s 1,350-megawatt System

Figure 5

continue to see improvements, we believe the plants are already achieving exceptional levels of performance. Let me briefly touch on two other elements important to us and important to operational excellence. One, we wanted to establish a regulatory framework for license renewal; and Two, we wanted to have standardized advanced light water reactor designs available to satisfy future capacity requirements. License renewal is a realistic option for well-run, cost-effective nuclear plants, especially the larger units. Just this month, Baltimore Gas & Electric Company submitted its preliminary application to renew the license for its Calvert Cliffs plant. BGE is the first utility to make a formal announcement—but others will follow. We expect several applications from other licenses this year and next year. License renewal has a number of major benefits including laying a foundation for continued focus on operational excellence by providing a clearer future for people working or wanting to work in the industry. In addition, license renewal will allow the United States to maintain needed electric generating capacity that does not produce greenhouse gases or other Figure 6

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TOP SAFE’98 80+ Standard Plant were approved and certified by the NRC. The NRC is expected to give final design approval to the Westinghouse 600-megawatt AP600 this year, with design certification to follow. • First-of-a-kind engineering—funded jointly by the Department of Energy at $100 million and by industry at $175 million—has been completed for the ABWR and will be completed in 1998 for the AP600. This work achieves a high level of plant engineering design completion and provides critical data on the schudule and cost of construction, providing necessary certainty for improved project planning. The design and construction of the ABWRs for Taiwan Power Co.’s Lungmen project are making valuable use of this FOAKE work completed for the ABWR. • Two General Electric ABWRs have been built be the Tokyo Electric Power Company and are operating in Japan. In closing, we are confident that the 21st century will bring a renaissance for nuclear energy—in the United States and around the world. This renaissance will be built upon an unequivocal commitment to safety and operational excellence— and continued improvement in efficient operations. It will be driven by the growing recognition of nuclear energy as a major part of the solution to reducing the emissions of air pollutants and greenhouse gases. In the next decade, we’ll see nuclear plant licenses renewed in the United States for the first time in history. We’ll also see the first orders placed for new, advanced nuclear power plants in the United States.

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REFERENCES 1. Browns Ferry 1, Clinton, Crystal River 3, La Salle 1 & 2, Millstone 1, 2 & 3, Salem 1, Zion 2. 2.

Point Beach 1 & 2, Salem 2, Zion 1.

3. Scenarios of U.S. Carbon Reductions: Potential Impacts of Energy Technologies by 2010 and Beyond, U.S. Department of Energy (1997). Figure 8

4. Annual Energy Outlook 98, U.S. Department of Energy. Numbers are based on Nth-of-a-kind plant, nor first-of-a-kind.

in the direction of more riskinformed, performance-based regulation. With a clearer focus on the distinction between safety and regulatory compliance, the Commission is moving to ensure that NRC regulations that do not contribuye value-added are amended or abolished. For the future, the NRC's actions are designed to ensure that nuclear oversight will progressively enhance the safety of nuclear power, and will not place unnecessary obstacles in the way of its safe and economical use.

SESIÓN ESPECIAL 3 / SPECIAL SESSION 3 PREDICTABILITY IN U.S. NUCLEAR REGULATION: THE ROLE OF RISK INFORMATION N.DÍAZ - (NRC.)-USA

EUROPEAN PERSPECTIVES ON NUCLEAR SAFETY REGIMES: PAST, PRESENT AND FUTURE(*) A. ALONSO - (CSN Counsellor)

As the U.S. nuclear industry developed in the 1960's and 1970's, the nuclear regulatory oversight evolved reactively. Changes were made haphazardly, as new technological developments or newly discovered safety issues suggested the need for new regulations. The result was a patchwork quilt of regul.ations focused on individual issues, rather than integrated into a seamless whole. In 1979, just as the licensing and construction aspects of nuclear regulation were becoming stabilized, the Three Mile Island accident occurred, prompting the NRC to superimpose a new set of requirements on the existing process. The NRC's need to oversee licenseesl response to these new requirements diverted attention from the long needed comprehensive review of the regulatory process, and of the value added to nuclear safety by NRC regulatory oversight. Today, however, the NRC is engaged in a systematic and holistic review of its regulatory processes, designed to move the agency J u n i o

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PRESENTATION The licensing of nuclear power plants in the Western European countries has now reached a considerable degree of maturity. A preliminary understanding of such diverse systems could be gained by dividing the different countries into groups in accordance with: the attained nuclear development, the constitutional nature of the State and the licensing tradition for other hazardous and energy producing installations. (*) The opinions of the author do not neccesary represent those of The CSN.

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they created the basic legislation to control such power, which were promulgated in the 50's and early 60's. Nevertheless, in those days there was not a clear distinction between the promotional and the control activities related to nuclear, which later on became a necessity, what forced the revision of these first documents. The creation in Spain of the Nuclear Safety Council is an example at hand. Even though nuclear and radioactive waste was considered in these early legal documents, there was not a clear evidence of the magnitude and social, political, technical and scientific importance of the problem. The recognition of this has more recently forced the countries to create technical bodies and regulatory procedures to cope with the matter. The 1991 French law on radioactive waste is a good example. In the same way, the basic regulations did not covered in sufficient detail such aspects as decommissioning of nuclear power plants, a subject of major attention today, which has been secured by amendments to the existing regulations and even by drafting new regulations. Despite differences, there are many commonalities which I would like to express. These are being now reinforced by the Nuclear Safety Convention and other international regulatory activities. Although the clear desire for uniformity will probably never come to a full fruition. Nevertheless there will be a movement towards the worldwide acceptance of the most basic principles of independence between the regulators, the regulated and the promoters; well defined responsibilities of the operators and that of the regulators; effectiveness of the regulatory precess, which has to cover with competence all significant aspects while taking into account economical and social considerations; openness to public and political scrutiny. The way to cope with such principles nationally and internationally has always been, and will continue to be, a real challenge to regulators. The licensing process itself varies among the different countries, but it always includes four basic steps: 1.- the filing of the application for license; 2.- the intervention of the local authorities and the public, mainly in the early stages;

The Western European countries could be divided into two major groups in accordance with the nuclear development attained: developers and now exporters of nuclear technology Clearly France, Germany and Sweden are within this group. There is a large number of countries which have developed their nuclear power system by importing reactors from European and American suppliers, but have also largely contributed to their design, construction and procurement within a high level of scientific and industrial background Belgium, Finland, Italy, Spain and Switzerland are among those. Those are called qualified importers. There are countries of a Federal nature. In those countries it was first necessary to determine where nuclear licensing should be put, either in the hands of the Federation (Belgium and Switzerland) of under the responsibility of the States (Germany). Finally there are countries with central governments, notably France and Sweden, where also strong central regulatory authorities and technical bodies have been established. There are also countries with a long tradition for the industry to control itself through private, industry supported, non-profit organizations, such as the Technical Inspection Agencies in Germany or the VinHotte Association in Belgium, which also participate heavily in the nuclear power plant licensing process as technical bodies. While in other countries, such as France or Spain, the tradition rests in the industry to be controlled by technical bodies depending from governmental ministries. The presentation reveals a large variety of circumstances or models, many combinations have been possible, some of them forbidden. Nevertheless the overlying common objective is that of exploiting nuclear energy without undue risk to the health and safety of its workers and the population at large and, this is not frequently quoted, without endangering the financial investment into the plant. THE PAST AND ITS DEVELOPMENT The Western European countries were very prompt to recognize the potential advantages of nuclear power to produce electricity. To that effect, J u n i o

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TOP SAFE’98 3.- the evaluation of the proposal by the technical bodies, and 4.- the granting, or denial, of the license. THE NEAR TERM FUTURE OF LICENSING GENERAL CONSIDERATIONS

ATTAINED NUCLEAR DEVELOPMENT

CONSTITUTIONAL NATURE OF THE STATE

LICENSING TRADITION OF HAZARDOUS ACTIVITIES

Regulatory activities have a life of their own which is being shaped by the life of the regulated industry. The circle of life of a power plant is represented in fig.1. It last for about a century and includes three mayor INDUSTRY´S FEDERAL phases: EXPORTERS SELF-REGULATION 1.- siting, design and construction, 2.- useful operating live and 3.- decommissioning and land restoration. In the 50's and 60's the major preoccupation in the West was siting and site evaluation. The main activities in the 70's and 80's were design, construction and commissioning of each time larger QUALIFIED CENTRAL CENTRALICED power plants. IMPORTERS GOVERNMENT REGULATION In the 90's most of the actual nuclear power plants were already in operation, therefore safe operation is today the major activity of concern of regulatory authorities in Western Europe. many types of waste to be produced, the unconditional release thresholds The largest future challenge will therefore be the safe decommissioning of and the traceability of the disposed wastes, including those of a very low the actual operating nuclear power plant. After that, it is expected that the level. The IAEA is really helping on all that through the activity on standards cycle will repeat itself using better technologies and with much more development. experience. The challenges, some of them indicated in the figure, through which THE EXTERNAL CHALLENGES regulatory authorities have past through, including the very first idea of creating such regulatory bodies and the corresponding regulations, have Much concern has been expressed in recent times on the tendency to debeen much significant and formidable that the ones to come, as they required regulate electricity production and to bring it into a competitive market driven breaking new ground with less knowledge and poorer tools. Nevertheless, activity with the corresponding effects on nuclear regulation and regulatory regulation came brilliantly through such hardships and there is no reason to activities. It is believed that this competitiveness will force the plant believe it will not be so in what remains to close the cycle of life of the plants owner/operator to reduce their investment in safety and radiological and its potential repetition, although such activities will correspond to the protection and to demaning the staff and operating teams with potential decision makers of the next century. negative impacts on safety. The challenges to regulation are mainly due to external influences although There is no doubt that such threats are real and measures should be taken internal inputs are also at work. The two major external effects are due to the by the regulatory organizations to prevent their materialization whenever prevailing social attitude against nuclear technology, a subject which will not they appear. But regulatory organizations have always been confronted, be discussed, and to the changing electricity market, which is being driven by even in well regulated markets, with the desires of plant owner/operators to de-regulation and competition. The internal inputs, in part also externally reduce cost. To cope with such pressures the regulators have enacted driven, are related to safety in aging power plants and the corresponding life complete and coherent sets of regulations which are not going to change in extension, as every body would like the end of the useful life to move the new market situation. There will be necessary, as it has already been clockwise as much as possible in the circle of life of the plant. The solution of recognized by the Spanish Nuclear Safety Council, to increase inspection the yet unresolved issue of high level radioactive waste and irradiated fuel will and enforcement to make it sure that the present safety regulations will be not be discussed. complied with under all circumstances. Moreover, the introduction of the safety culture concept in a truly national and even international basis will THE INTERNAL STIMULI make every managerial level aware of the importance of safety. The real challenge to regulators will be in the fact that not all sources of Ageing and its evaluation is possibly the most significant technical stimuli electricity are treated equally from the regulatory point of view. The presented to regulatory authorities. Ageing of components and structures is combustion of fossil materials has a considerable environmental impact, well taken into account in the design of the plant. Nevertheless there could nevertheless strict regulations have not been enacted, in any country, to be unknown degradations mechanism not prevented in the design. The most retain and store the noxious gases which are produced. recent example of that is the accelerated corrosion experienced by the This unequal treatment may cause nuclear based electricity to be less zircalloy-4 in high burnup fuels or in case of changes in radiation flux. The competitive than other sources and force the utilities to close down their major difficulty with aging rests in the fact that it has to be predicted and valid nuclear power plants. These potential situations force the nuclear prevented on time while the cure is still possible. regulatory agencies to review carefully their safety requirements and Decommissioning and land restoration are real regulatory challenges for the determine which ones go beyond a reasonable limit taking into account years to come. There is not yet a complete and well tested set of regulations technical, economical and social implications. Many experts believe that for safe decommissioning, which also requires the necessary funds and the such reevaluation exercise is needed to bring safety requirements into a appropriate technologies. In many countries, as it is the case in Spain, proper perspective and limit and to avoid overregulation which may have regulations have been enacted to collect the necessary funds from the been produced by social and political pressures. operating nuclear power plants to be dismantled at the end of their final live, technology has also being under development taking advantage of the A very distinguished scholar and specialist in nuclear law Dr. Pierre Strohl, decommissioning of some old prototypic plants, but that will not be enough. for may years Deputy Director General of the NEA, has very recently written: Regulations will be necessary to determine the criteria for dismantling, the "The Obligation to avoid risk must not be allowed to overshadow the need decommissioning levels to be reached, the way to handle and dispose of the for economic competition". Of course, such dictum could also be read J u n i o

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS backwards to say: "Economic competition will never be achieved without the appropriate safety level" This implies that there exist a very delicate and subtle equilibrium or balance between safety and economy and that this balance has to be defined in quantitative terms, as Prof. Krhger this morning wisely suggested. The finding of such equilibrium point in the balance is a common job between regulators and regulated, each one looking at the problem from its own point of view. This way of doing things jointly has also been stressed by Prof. Diaz in his presentation. That is the real challenge and I wish it will be solved.

SESIÓN TÉCNICA B1a / TECHNICAL SESSION B1a IMPLEMENTING A SAFETY CULTURE AT FRENCH NUCLEAR POWER PLANTS B. FOUREST - Electricitè de France (EDF) INTRODUCTION Electricité de France (EDF) currently operates 58 PWRs, which generate about 85% of the electricity produced in France. The design, construction, start-up and early operation of these plants on 20 different sites have left a strong legacy of centralization. This was of course originally justified by more effective solutions of technical issues, as well as for recruitment and training, relationships with the grid operators, plant manufacturers, suppliers and safety authorities, and in terms of organization, plant outage management and experience feedback. This initial phase resulted in strong leadership at the General Management level of the Nuclear Generation Division of EDF. Site management's role has long consisted in integrating the demands and requirements imposed by the corporate level, in terms of both labormanagement and technical issues. Site management had no real power to question these demands, even though they were sometimes contradictory or in conflict with the site concerns or priorities. In the 1980s, warning signs began to crop up, clearly indicating that the solutions which had been appropriate for the design, construction and start-up of some fifty PWRs in 10 years were no longer appropriate to achieve the required results in terms of safety, availability, radiation exposure control and cost controls, since major new challenges were arising: public acceptance of the nuclear industry (in relation to Chernobyl, nuclear waste processing and storage), competitiveness, opening of electricity markets, etc. By then, it had become obvious that the centralized management structure seriously hindered the development of a safety culture based on both a strong line of management, down to the supervisory level, and the commitment of individuals. The result was: • clarifying the two-level management of the Nuclear Generation Division; • implementing this new management through six initiatives; • clarifying safety management through requirements, objectives, a human factors approach and management control.

SESIÓN TÉCNICA A2 / TECHNICAL SESSION A2 OECD/NEA HUMAN PERFORMANCE ACTIVITIES FOR OPERATIONAL SAFETY IN NUCLEAR POWER PLANTS L. CARLSSON - NEA/OECD The OECD/NEA constitutes a forum for the exchange of technical information and for eollaboration between organisations which can contribute, from their respective backgrounds in researeh, development, engineering or regulation, to these activities and to the definition of the programrne of work. A major part of the activities are carried out in working groups in principle areas such as operating experience and the human factor, reactor coolant system behavior, various aspects of reactor component integrity, the phenomenology of radioactive releases in reactor accidents and their confinement, risk assessment, and severe accidents. The importance of excellent human performance in the various phases of nuclear power plant is an element common to all activities. Especially in two areas there are activities to promoted the present knowledge of human behavior. One working group on human factors is linked to the evaluation of operating experience and other activities are carried out in the probabilistic safety assessment group. Under the OECD umbrella Man Maehine Interface research are carried out at the Halden Reactor Project which is presuably the largest effort sofar worldwide. This paper will explore the ongoing activities and some of the insights found in finalised projects. The working group on Human Factors contribute to operating experience analysis of incidents reported to identify human factors. It also provide a forum for human factor assessment methodologies. Projects reported concerns: • The role of simulators in operating training • Human Factor related Common Cause Failure • Generic study on modifation and requalification problems following outages • Human interaction in Probabilistic Safety Assessment • Human reliability analysis: Errors of Commision

TWO-LEVEL MANAGEMENT In terms of safety culture, the two-level management principle is designed to make the sites more responsible for achieving objectives and to encourage individuals to take full responsibility for their acts. One major project has been set up for the Nuclear Generation Division and one for each nuclear site. Each station manager reports to the Nuclear Generation Manager. He is fully in charge of developing methods to carry out changes and of managing the station. The role assigned to the Central Engineering and Support Branch (CESB) of the Nuclear Generation Division is now completely different. Once in a position to impose standards in each area – organization, recruitment, training, operation, maintenance, experience feedback, etc. – it is now entitled to support the two aforementioned management levels: corporate and site.

Member countries continue to have a high interest in understanding the human behaviour not only as individuals but also as groups, in cooperation of groups and in the decision-making process. The characteristics of human behaviour are more or less common. These behaviours highly depend on the context of the situation or the context of their activities. The shaping factors which influence their performance have to be well understood. Particular interest can be found for human behaviour during the gathering information or assessment process activities, in risky situations or activities, in stressful conditions or in plant disturbance situations. Understanding this could be helpful to enable better mastery of error mechanisms in such situations and to improve or develop cogrutive models for PSA. The data collection for such area should come from event analysis, observation of specific works, interview with operators, following methodologies which have to be defined. The programme to complete the research in these areas could be discussed with experts in a workshops or specialist meeting. The paragraphs in the paper summarize the discussions on a number of issues developed by the expert group and proposals for coordinated joint efforts. J u n i o

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This involves: • providing support to the sites on request, to help them implement their project; • providing support to the corporate level to develop strategies, and to manage relations with the safety authorities;

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TOP SAFE’98 • to maintain equipment reliability and keep maintenance costs under control: equipment is aging but must generally operate for some 40 years. In other words, the overall goal is to shift from equipment-oriented maintenance to process-oriented maintenance. Key principles 1) Improving safety in maintenance activities, by developing analysis capabilities, by simplifying and clarifying management lines, by improving the general knowledge and technical skills of the maintenance staff, and by improving interface management and work division. 2) Focusing on the owners’ concerns, i.e. on what should be done, which quality requirements to apply, which cost and quality controls, rather than on whois going to carry out the job. This results in a new distribution of resources between job preparation, planning and control on the one hand, and job performance on the other hand; it also raises critical social and professional issues among the maintenance staff. 3) Reinforcing partnerships with the suppliers to: • guarantee the quality of the suppliers’ services; • take into account their social concerns; • develop the local and regional industrial fabric while considering similar national aspects and contracts; • foster supplier commitment to safety, quality, cost control and radiation dose objectives. 4) Making plant outages a success by designating an outage manager with real authority, responsible for achieving safety objectives and coordinating the resources that he needs, with the support of a strong engineering team in charge of planning and experience feedback.

• assessing each station's management and performance to foster the development of effective site control at the corporate level; • drawing the attention of site management or corporate management to specific areas, if needed. In order to change the "balance of force", the resources devoted to write all the operational methods have been removed from the technical departments of the CESB. These operational methods comprise the technical specifications, periodic test procedures, normal and emergency operating procedures, maintenance procedures, modification design and planning. SIX INITIATIVES FOR THE NUCLEAR GENERATION DIVISION The six initiatives implemented by the Nuclear Generation Division are the six ribs ensuring a consistent decentralization process. These six "lines" are designed to make individuals aware that safety and quality depend on their attitude and commitment, as well as to foster the necessary changes, and to adapt the organization. These initiatives are: • Operation and Safety • Maintenance and Safety • Engineering • Cost-effectiveness • Information Systems • Communications. We will focus on the three initiatives which are more directly related to nuclear safety: operation and safety, maintenance and safety, engineering. Operation and safety initiative Objectives • to clearly define the role of each person or group on site involved in plant operation; • to designate a single person responsible for plant operation, including safety, availability and other key issues, to guarantee a comprehensive decision-making process. Key principles

Engineering initiative Objectives • to improve plant performance; • to keep long-term operating costs under control; • to anticipate the response needed in case of a key equipment deficiency (e.g., a reactor vessel cover). Key principles 1) To clarify the decision lines and support resources. 2) The site engineering resources work under the guidance of site management: decisions are made by site management in terms of issues, priorities, schedules and solutions to be implemented. 3) Balance of work between the site engineering branch and the CESB. This requires full transparency in terms of resource use, a common scale of issue assessment regarding what is at stake for each site and for the Division in terms of safety, cost, availability, work management, etc., a three-year plan, local and national decision-making committees. 4) Developing a multidisciplinary, project management approach to handle critical issues. This includes designating a project manager, and allocating specific resources in terms of expertise, time and budget. 5) Developing the experience feedback process to identify operational issues and propose appropriate solutions, using all operational data, reports and comparisons to improve plant safety and performance.

1) A fully accountable operations department: the shift operations manager is responsible for plant operation in real time. 2) Enhanced professionalism and safety culture: six weeks’ training for operators, four weeks for field operators; a training program in line with the needs of the managers and operators, a quality initiative to improve operations, based on experience feedback. 3) Support structures for the operations department: analysis, preparation, experience feedback, coordination and planning with the other departments. 4) A consistent organizational structure within the operations department: to develop a team spirit in the management team, clarify the decision-making process, enhance communications and unity in the department and between shifts. 5) An open operations department: for better mutual understanding across disciplines, off-shift periods for all operations, staff to support the outage team, and other department or site issues, close involvement in maintenance coordination while the unit is in operation. 6) A Safety and Quality Assurance team capable of providing support and consulting services and of performing an independent inspection and safety analysis: - safety control by the operation shift manager, - safety inspection by the safety engineer. Safety engineers who no longer work on shift therefore do not only focus on operational activities, but also on maintenance and support activities.

NUCLEAR SAFETY MANAGEMENT Human factors are the key to nuclear operations, and above all, to nuclear safety. This means that, while safety needs to be managed, it must not be cut off from the global management process. General principles From the operational standpoint, nuclear safety objectives are expressed in two sets of measures: a) Instructions, which constitute or express the safety requirements reference base. In practice, these instructions cover two areas: • compliance of installations • compliance of operations procedures. In both cases, the instructions are expressed at the sites or by corporate resources in the form of specifications, procedures, directives, regulations, etc. b) goals, which take a variety of forms (objectives, policies, initiatives, etc.).

Maintenance and safety initiative Objectives • to optimize the quality of maintenance by taking into account nuclear safety, cost, equipment unavailability, radiation doses, individual safety and working conditions, J u n i o

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS actions and drives changes by issuing instructions and objectives, in addition to monitoring the effective operation of the overall system. Within the scope of the decentralization approach, aimed at devolving responsibility to the sites in order to enhance global performance in terms of safety and competitiveness by ensuring the most appropriate responses, the Nuclear Generation Division aims to limit national instructions insofar as possible to those which bring real added value (in particular concerning standardization of equipment) and to maintain at site level those instructions in respect of which a choice closer to the ground is more appropriate (in particular concerning human factors), in spite of the convenience which might be expected to derive from a national policy. In addition, national and local orientations or objectives are drawn up to supplement instructions and express national goals. In defining instructions and objectives in the field of nuclear safety, Nuclear Power Plant Operations Management is supported by the organizational structures in place, in particular the Corporate Resources departments (in relation to preparation) and the Nuclear Operations Safety Committee (for validation). This gives the departments a major role in providing support and advice to Management and to the nuclear power plants. Primary monitoring is via the operational management structure, supported by site reporting, and supplemented by external monitoring actions (Nuclear Inspectorate, etc.) which fall under the heading of "reviews". Finally, power plants and departments must alert Nuclear Power Plant Operations as appropriate.

Goals go above and beyond instructions in expressing EDF’s performance aims, particularly in safety-related areas. The goals thus provide an environment for decision-making at both strategic and day-to-day operations levels. Although these two sets of measures are inextricably interlinked (safety cannot be restricted to instructions, which make no allowance for progress, while goals cannot be completely regulated), they must not be confused. Human factors and the safety culture The importance of people as drivers of progress is recognized. The notion of the safety culture has been developed – based on people, both individually and collectively – to ensure continued progress in this area. This is the root cause of the decentralization process, which is the only way of ensuring steady progress in both safety and competitiveness, by making individuals more accountable for achieving objectives, and by devolving decision-making to the appropriate level, i.e. as low as possible, or, in other words, as close as possible to the action level. In fact, these three phases developed with a considerable degree of overlap, rather than following one another in series. This evolution in the safety concept led Nuclear Power Plant Operations to opt for a "governance" approach based on consistent decentralization. It is considered the only way of ensuring continued progress in both safety and competitiveness by making all players responsible for their actions and devolving decision-making to the appropriate levels. This choice is based on the recognition that people are a key element in terms of safety, and the primary drivers of continued progress. To achieve this, and in particular to balance compliance with instructions and fulfillment of safety/competitiveness goals on a day-to-day basis, the intelligence of all players must be recognized and utilized. The safety culture enables each individual to put his or her intelligence to best use in helping achieve overall goals, above and beyond mere compliance with instructions. While the safety culture is intertwined with an understanding of other key factors (e.g. cost, availability, etc.), it is in fact this very interrelationship which should enable each individual to achieve the optimum balance between constraints and objectives in the different areas.

Risk analysis: an important tool The entire safety management structure is thus aimed at recognizing and mobilizing the intelligence of staff, and making them key safety players, rather than robots who simply apply procedures mechanically. The first, and undoubtedly the most important, of these provisions, which fall within the scope of the five-year strategic plan, is activity-related risk analysis, a concrete expression of the safety culture at the level of operations. This process of individual and collective calling into question, before acting, aims to identify in advance all of the factors which may prevent the activity concerned from complying with requirements (regarding safety, quality, radiation doses, industrial safety or cost), and to define appropriate preventive measures. Risk analysis and the discussions this engenders help site managers, and in particular the Site Management Team, demonstrate priorities and options, what is possible and what cannot be achieved, via appropriate messages and attitudes. Monitoring by Nuclear Generation Division Management (concerning nuclear safety) Corporate Management must combine decentralization and devolution of responsibility with the performance of monitoring functions. The monitoring activities performed by Corporate Management aim to ensure that the whole structure is functioning properly and enable achievement of high levels of safety performance, i.e.: • compliance with instructions (one of the primary guarantees of safety), • progress in achieving goals/objectives (above and beyond instructions), • treatment of deviations by means of appropriate corrections. To carry out these monitoring activities, Management is supported by certain processes and tools (which are deliberately limited in number): a) management monitoring, site reporting; b) external monitoring or review (mainly assessments by the Nuclear Inspectorate); c) various types of feedback (on-site visits, functional structures, right of alert, Safety Authorities, etc.). Utilization of these different methods enables Management to react as appropriate.

Implementation of instructions and strategic objectives concerning safety To manage safety in accordance with the general principles and the global vision of the role of people, the Nuclear Generation Division is developing a range of processes and/or tools. a) Sites (under the authority of the Site Manager) have primary responsibility for the safety of nuclear power plant units. As such, they must comply (or ensure compliance) with the relevant instructions. However, sites must also set specific goals, in accordance with national goals, with a view to enhancing global performance in terms of safety, availability and competitiveness. To achieve this, the Site Management Team organizes the site, coordinates its operation and development, and supplements national instructions by issuing the necessary local instructions in accordance with national objectives. The Site Management Team ensures the effective operation of this structure, and in particular compliance with national and local instructions. This means that the Site Management Team must be able (in principle at any given moment) to evaluate the site’s performance in relation to compliance with instructions and fulfillment of goals. In practice, the sites set up internal organizational structures, perform internal investigations and checks, and utilize a range of indicators to track changes in these performance levels and select appropriate tools for change. In addition to the feedback or reports established at the site’s own initiative in response to events, the Site Manager "officially reports" to the Division Manager regarding the plant’s safety performance and its progress, as follows: • in general, at least once per year, or • as required in relation to a specific subject. b) Nuclear Power Plant Operations Management specifies mandatory J u n i o

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Safety management indicators and tools Nuclear Power Plant Operations has a range of tools and indicators to support the processes described above and assist in safety management.

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TOP SAFE’98 In addition to management indicators, which are viewed as being more like tools, a range of different indicators reflect a safety "condition". A list of ten indicators has been proposed, with a special effort made to select only objective and quantifiable indicators. Barrier-related indicators: - first barrier reliability indicator (I131 in primary coolant) - second barrier leaktightness indicator (mean leak rate) - steam generator leaktightness indicator (mean leak rate) - third barrier leaktightness indicator (mean leak rate) - abnormal gas release indicator (no. of peaks > threshold) Safety function-related indicators: - reactivity control function unavailability - cooling function unavailability - containment function unavailability - support function unavailability There is generally nothing to be gained from combining these condition indicators at nuclear power plan operations level. They should thus remain specific to each site or unit. However, result distributions and trends may merit analysis at national level.

The main tools are: site safety reports, Nuclear Inspectorate assessments, self-assessment/self-diagnostics, the Safety-Availability observatory, plus a range of indicators. Some of the indicators are closer to the notion of a tool than that of an indicator in the strictest sense of the term. a) Site safety reports Each site produces an annual safety report. The aim is to make this document the key element of the safety reporting performed by the Site Manager, and hence of the associated management monitoring. This enables Site Managers to report on their site’s safety conditions, and in particular compliance or otherwise with instructions, and fulfillment of, or progress in relation to, goals. It must thus contain a summary and the Site Manager’s view on these aspects. In addition, to maximize the usefulness of this document and the work behind it, it should be produced and presented in conjunction with the global reporting performed during the annual management appraisals to enable effective consideration of any consequences or lessons. b) Tools As mentioned earlier, task analysis can be considered an actual management tool. The "safety-availability observatory" is another tool for use in managing activities in the field of human factors, and is mainly used by each site on an individual basis. It aims to recognize situations in which a conflict, or, on the contrary, a synergy between safety and availability has arisen, and to analyze decision-making processes to draw management lessons from the situation. Self-assessment, or self-diagnostics, are tools used as required by individual sites to help drive progress as part of a local management initiative. Self-assessment, similar to assessments by the Nuclear Inspectorate, enables easier comparison of analyses by the sites, but is not mandatory. c) Safety indicators Safety cannot be summarized in a single indicator, even an indicator which incorporates a number of different aspects. In fact, such indicators can often be interpreted in contradictory fashion when defining indicators, therefore, the right questions must, above all, be asked, and correct analysis of the different indicators in relation to one another ensured. However, indicators are chosen with an "idea" of the aspects to be managed or indicated. In the field of safety, therefore, a distinction is made between two categories of indicators, some of which are also administrative indicators (results/monitoring indicators, etc.): • "Condition" indicators, which may be similar to results indicators, and which generally represent fairly basic information, and can therefore lead to an objective measurement. They frequently concern instruction-related fields. • "Management" or "monitoring" indicators, which generally reflect complex data, and are thus partly subjective or open to interpretation They usually relate to goals or objectives. As such, they can be referred to as management indicators, because of the questioning approach which they generate. Management indicators include, in particular, the following: • the number of significant incidents, with the associated sub-categories where applicable: - number of failures to comply with Operating Technical Specifications, - number of reactor trips, - notable incidents, • repetitiveness of the underlying causes of incidents; • other major non-specific safety indicators (in particular unplanned capability loss, outage extension, dosimetry, etc.). As an example, the "repetitiveness indicator" of the underlying causes of incidents aims to help depict and objectivize areas in which individual or collective working methods require improvement as a matter of priority. This is therefore a "management indicator". These management indicators will be monitored on two levels: at the level of each unit or site on the one hand, and at the level of nuclear power plant operations on the other. J u n i o

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CONCLUSION At first glance, the purpose behind this process of change may seem far from safety concerns. It is in fact at the heart of safety and is fully intended to make individuals feel more accountable for achieving objectives and to impose the decision-making process at all levels. Any attempt to develop a safety culture, as detailed in INSAG 4, within the centralized system of the late 1980s, would not only have been naive, it would have made no sense at all. Although this process marks a deep change of culture within the company, it is absolutely necessary. We still have a long way to go to achieve an overall safety culture, but the work is under way, and more and more people are aware that things are changing and are confident that they will succeed.

SESIÓN TÉCNICA D2a / TECHNICAL SESSION D2a TOWARDS THE INTEGRATION OF REMANENT LIFETIME AND MAINTENANCE TECHNIQUES AND TOOLS Maria Teresa AGUADO, Ignacio MARCELLES - TECNATOM ABSTRACT The remanent lifetime management of an industrial installation includes two main steps: the knowledge of components and equipment degradation status and, based-on it, the decisions to extend the design life, in a long term, or improve the reliability and availability in a short term. To determine the degradation or ageing status of the materials and components, it is necessary to compile a great quantity of information coming from different sources: plant parameters monitoring, or other additional variables, vibrations for instance, inspections and testing results, etc. Nevertheless, due to the inherent difficulty related to the treatment and interpretation of the above information, it is appropriate the use of tools, containing, in addition to databases to help in its management, different modules or programmes to evaluate the components condition, or remanent lifetime. Taking into account the current trends, basing maintenance strategies in the equipment condition, the above mentioned tools could achieve a double function: optimise the lifetime management, as well as maintenance and inspection, related to techniques to be used, scopes and frequencies. Therefore, both remanent lifetime and maintenance techniques are converging based-on the component status evaluation means condition monitoring. In this sense, it is convenient to integrate the above strategies in all their scopes: management, evaluation, decisions, etc. There are some concrete experiences in the Spanish Nuclear Electric sector, that will be use in the paper as reference, and some additional initiatives focussed in this objective.

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS techniques, based-on condition monitoring as well as requirement and trends like Maintenance Rule and Risk Based Inspection and Testing. Therefore, maintenance strategies are more and more linked to the behaviour and ageing status surveillance as life management is. The advances of the information technology allow incorporating into the traditional information file tools and parameters monitoring systems functions of results interpretation, management, etc. Thus, the integration of tools in the maintenance and life management areas is drawn as one of the most attractive options for exploitation costs minimisation of the power plants. LIFE MANAGEMENT Remaining life management of a nuclear power plant, or in general, of a industrial installation, includes two fundamental steps: the knowledge of the components and main equipment status and, basedon this, the appropriated decision making to optimize life management. Estimate plant equipment status with certain Figure 1. - Thickness evolution. precision requires the knowledge of the degradation mechanisms, which can affect the critical components, INTRODUCTION selected with safety, reliability and availability criteria. These mechanisms will affect in greater or minor degree to the component in function of The Life Management of Nuclear Power Plants is being converting in highmaterials, geometry, operation conditions, environment, etc. priority objective of the electrical companies, by economic and safety Thus since, to determine the degradation phenomena that could affect motives. the critical components, as well as their degree of incidence, this is, Remaining Life Management of any industrial installation consists of component status, it is fundamental the corresponding information, monitoring the degradation mechanisms of critical components, using between other, design and manufacture: drawing, material specifications, available information: operation parameters surveillance, inspections, tests, manufacture reports, quality, etc., operation: temperatures, pressures, maintenance, etc. taking decisions to minimise degradation. These decisions transient, operation times, etc. and incidences: failures, repairs, include basically the modification of the inspection and maintenance replacements, maintenance history, etc. This information, in the modern life programs and, occasionally, plant operation. Therefore, maintenance management systems is stored in electronically format: data bases and techniques are contributing to lifetime evaluation, and lifetime management spread sheet, digitised drawing, and is complemented with the inspection strategies are, in its turn, affecting maintenance programs. and tests results, on-line monitoring, etc. On the other hand, the high costs of the corrective and preventive Until now, the inspections and tests results have provided the most maintenance have obligated to be outlined the use of new predictive reliable and exact information on the equipment ageing status. The main objectives of the inspections and non-destructive tests are detection and sizing of the existing defects and the evaluation of the material degradation, that are the main factors limiting the components useful life. Databases are being used to storage the historical inspections and tests results. In addition to inspections and tests, parameters monitoring and diagnosis is a technique of great success in the detection and surveillance of certain degradatory phenomena during operation, in the interval between inspections. It is important to select those variables whose evolution is characteristic or representative of the existence and extension of a specific degradatory phenomenon. An example of complementarity between inspections and monitoring, it is fatigue monitoring, very extended among power plants. The inspections provide the real evidence of the defects existence, while fatigue monitoring accomplishes an inventory of the transient that sustains the monitored component, permitting to calculate an accumulated usage factor. In case that this factor is approximated to one or any defect is detected, it is necessary to accomplish Figure 2. - Inspections and remaining life management tool for thickness surveillance a reassessment, whose results should be used to J u n i o

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TOP SAFE’98 decide the more adequate action to continue operating in the same conditions, to soften the work conditions, component design modification, repair, replacement, etc. TOOLS The inspections provide a large volume of information, sometimes of a very heterogeneous nature and very difficult to interpret. To facilitate the manipulation and interpretation of this information a great number of applications have been developed that allow the storage of all the data obtained for specific components and techniques during an inspection. This information, adequately filtered allows to evaluate the plant status. The current capabilities of those systems are, among others, automatic introduction of information, drawings and documents digitalisation, and historical files as well as tendencies Figure 3. - Remaining Life Assessment for surface cracks in a CRDM survey based-on simple acceptance criteria. Some of the available programs for inspections management at present As example of simplest tools, are those related to techniques as have additional tools in order to generate recommendations on scope and thickness measurements, hardness, etc. consist of a trends study of the periodicity modifications for next inspections in function of the previous data (Figure 1). inspections stored results, complemented with monitoring systems By extrapolation is calculated when determined values will be reached, information. and through the application of an acceptance criteria, it will be established instant when an equipment should be re-inspected, repaired or replaced. MAINTENANCE As example, in Figure 2 is shown a screen of this type of tool, corresponding to thickness measures in pipelines. This application Traditionally, the maintenance strategy of large industrial plants, provides information on the points in which are accomplished the including Nuclear Power Plants, has been based on the intense use of measures, the historical values that it has taken and, in function of the preventive maintenance, accomplishing most of the performances on the successive inspection results, calculates the remaining life. equipment in fixed time period and with predetermined scopes, with To increase the usefulness of the stored information, more complex independence of the equipment status. evaluation programs will be required to interpret the results. This situation The computer data processing tools used in maintenance have been is produced in those techniques in which is difficult to establishing the limited to maintenance management and cost control, excluding the defects acceptance level, because depends on the material, equipment surveillance option of the equipment status. Thus, traditional maintenance design, operation conditions, load, defect position, etc., like, for example, management programs have been consists of databases that include the in ultrasound inspections, eddy current, magnetic particles or penetrating procedures, stocks, etc., permitting the work orders generation. In these liquids. When a defect is detected and sized, studies of components integrity and fracture mechanics are performed. Figure 3 shows an example of the remaining life assessment for surface cracks in CRDM,s with different shape factors and dimensions. When a defect, real or postulate, is known, it is possible to enter with its dimensions in the appropriate line and the operation hours before component failure or the recommended inspection time period are obtained. Other application is the evaluation of flaws in reactor pressure vessel using indications evaluation handbooks (Figure 4) If a defect is detected during the inspection, it is possible, using this approach, obtain an inmediated evaluation of the defect. This evaluation requires complex thermal-stress and fracture mechanic analysis in order to determine critical crack size, crack growth Figure 4. - Indications Evaluation Handbook and remanent lifetime. J u n i o

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS through the valve tests results storage and the associated parameters evolution surveillance, i.e. opening and closing times, allows to take decisions on the scope and the periodicity of the work to do in the valves. Other typical example are the vibrations monitoring and analysis systems that, in rotating machines, are capable of determining numerous incipient failures through the modifications that suffers the vibrations spectrum. These systems has the advantage of the costs reduction associated with maintenance due that machines presenting high breakdown probability and the possible origin of this breakdown is known beforehand. The manager can plan the spare part acquisition and to decide the inspection or maintenance activities of the machine in low power demand moments, avoiding unnecessary and untimely stops. An interrelationship between predictive and preventive maintenance provides evident advantages like activities reduction, establishing variable frequencies. A typical example of the above mentioned is the action on large pumps, that in many plant have gone from be performed periodically to be realised after a efficiency test or a vibrations analysis indicate the possible existence of an anomaly, allowing costs reduction and malfunctions and breakdowns caused by mistakes and defects in the assembly be avoided. Other additional requirements and trends that have to be taken into consideration are: - The application of RBI / RBT that will allow the reduction of performances as well as optimisation of frequencies and scopes.

Figure 5. - Management and surveillance tool for valve tests systems, data analysis remains in hands of a human analyst. The success of predictive maintenance, that is based on monitoring of representative variables of the equipment status, and uses computer tools, that in addition to storing the parameters instant values, have results interpretation and evaluation capabilities. Figure 5 shows a valves condition based maintenance program screen, that

Figure 6. - Plan of the steam turbine condition surveillance

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Figure 7. - Remanent lifetime system project development scheme similar and integrated tools, with capability to provide the appropriate recommendations to optimize the overall management of the installation. One more time, the key will be to achieve a high degree of collaboration among plant departments, taking adventage of the existing data and tools, in order to achieve a global objective.

- The Maintenance Rule, that impose the surveillance of component behaviour of failures and situation analysis, conditioning corrective actions and maintenance optimisation. Therefore, management tools that incorporate the functionality of the predictive maintenance monitoring and diagnosis systems, with operation parameters, inspection and tests surveillance and with management capacity to recommend modifications in the time schedule and scope of re-inspection, etc. are essentials.

SESIÓN TÉCNICA E4 / TECHNICAL SESSION E4

CONCLUSIONS

THE CONCEPT OF EXEMPTION AND CLEARANCE IN THE EU BASIC SAFETY STANDARDS CLEARANCE LEVELS FOR THE RECYCLING OF METALS FROM THE DISMANTLING OF NUCLEAR INSTALLATIONS A. JANSSENS - (DG XI.C.1) - European Commission

The trend of maintenance and life management is to converge, in objectives: increase plant reliability and availability, and in means, based on the equipment condition. To determine the degradation components status, independently of the objective, maintenance or life management, the required information is similar: inspection results, vibrations monitoring, plant variables surveillance, etc. In a future, a set of integrated tools or a single tool would be needed to evaluate equipment status using plant available data and support programs. To illustrate this topic, we can take as reference Figure 7, that is an scheme about the option to put in practice the information integration to optimise the steam turbine strategies. Accomplishing a surveillance of the plant parameters, such as pressure, temperature, displacement, etc. with oil and steam analysis, vibrations and inspections and test results, the turbine components condition can be determined with high reliability: bearing, shafts, valves, disks, etc. In general, this approach could be extended to all components and the whole plant and will be applied in Fase II of Spanish Remanent Lifetime project (Figure 7) that integrate different techniques into a computer system, allowing a reliable ageing surveillance and maintenance optimisation. The future challenge will be take advantage of these kind of systems to optimise, in parallel, remanent lifetime and maintenance strategies. Therefore, the system design must be flexible enough to be able to consider or introduce future requirements and strategies as well as new evaluation techniques. In conclusion, life management as well as maintenance, tend to be based on the equipment condition, therefore they can be supported in J u n i o

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1. INTRODUCTION The concept of clearance has been introduced in the new Basic Safety Standards for the protection of the health of workers and the general public against the dangers arising from ionising radiation (Council Directive 96/29/EURATOM, adopted on 13 May 1996). In this way the new Basic Safety Standards provide a complete framework for the administrative requirements enabling an appropriate regulatory control of practices, commensurate to their radiological impact. Key features in this framework, in addition to clearance, are the closely related concept of exemption on the one hand and the concept of exclusion on the other hand. These concepts pertain to different ways of avoiding regulatory resources to be wasted to such practices for which there would be no or nothing but a trivial benefit. Meanwhile the Group of Experts established in terms of Article 31 of the EURATOM Treaty, giving scientific advice to the Commission on the Basic Safety standards and related issues, had already examined for may years the possible application of clearance levels. In 1988 guidance was offered on radiological protection criteria for the recycling of Steel (published in the Commission’s Radiation Protection series No 43). Around the same time the concept of exemption had been subject of a broader international discussion, leading to the publication by IAEA of general guidance in

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS levels. Provided this contamination results from authorised waste disposal, recycling or reuse there is no need to report e.g. the holding or processing of such materials. Thus any inconsistencies between exemption and clearance levels would not give rise to ambiguous or incoherent administrative requirements. Annex 1 of the Directive gives in addition to the list of exemption levels the basic criteria for exemption. This allows Member States to define in exceptional circumstances specific exemption levels different from the generic levels. It is conceivable that for specific applications the generic values are too restrictive. On the other hand one could conceive situations where exposure pathways (e.g. ingestion) are of importance which were considered to be unlikely in the generic approach. Such practices would in fact be subject to prior authorisation. Indeed, while in the Inter-Agency Basic Safety Standards (IAEA and related organisations) exemption means exemption from the requirements of the Standards, in the EURATOM Directive it means merely exemption from reporting. Only for certain categories of practices exemption results in exemption from prior authorisation as well.

Safety Series 89 (1988). This guidance, together with the availability of additional data arising from experimental work, led the Article 31 Experts already in 1990 to set up a new working party to re-examine the clearance values proposed for steel, and to extend the scope to other metals (in particular copper and aluminium), and to direct reuse in addition to recycling. The results of this study are about to be published as a recommendation of the Group of Experts. This paper describes the way the study was conducted, provides illustrative examples of the resulting clearance values, and discusses how such values may be implemented in line with the requirements of the Basic Safety Standards. 2. EU - BASIC SAFETY STANDARDS 2.1 Scope The scope of the Basic Safety Standards is in principle not very different from the earlier Standards, but the wording has been structures so as to allow for the distinction introduced by ICRP (Publication 60) between practices and intervention situations. The concept of clearance discussed in this paper pertains to the regulatory control of practices. Materials contaminated as a result of past practices which for any reason have not been subject to regulatory control (e.g. military applications) or which have terminated as a result of an accident are subject to the basic requirements for intervention. The distinction is not without ambiguity however: the actions undertaken to master chronic exposures resulting from past events, while aiming at reducing the exposure of the most affected population or cleaning up contaminated land to allow resettlement, may give rise to an increase of the exposure of other members of the public (e.g. from recycled scrap). The EURATOM Directive further introduces a third category: work activities involving the presence of natural radiation sources. In the ICRP recommendations such exposures are either regarded as an intervention situation (e.g. radon in dwellings) or as practices. The European Directive considers this new area of radiation protection in its own right. It is dealt with in a separate Title VII of the Directive which allows a flexible approach based at the same time on the principles of intervention and of practices. Member States shall decide which work activities need attention and which control measures are suitable. Thus neither the administrative requirements discussed in the next chapter, nor the derogation from such requirements (exemption or clearance), apply directly to work activities. It is also within the context of natural radiation sources that the concept of exclusion is introduced: certain categories of exposure to natural radiation sources are not amenable to control: they have been excluded from the scope of the Directive and need not be accounted for in the total exposure.

2.2.3 Prior Authorisation Prior authorisation is required for a number of categories of practices, in particular for the entire nuclear fuel cycle. In general authorisation or permission is granted by the competent authority on individual application. The very general wording of some of the categories would include practices of minor importance (e.g. dental X-ray sets) for which it might be preferable to grant authorisation by national legislation rather then upon individual application (the IA-BSS include also an intermediate type of administrative control: registration as opposed to licensing). Thus in Article 4.3 of the Directive, exemption from prior authorisation also applies to cases where “a limited risk of exposure does not necessitate the examination of individual cases...”. Exemption from reporting implies exemption from prior authorisation except for the deliberate direct or indirect administration of radioactive substances to persons. Exemption from reporting is unlikely to occur in the nuclear fuel cycle. Thus the only category for which the exemption levels have any significance is the production of consumer goods. It is worth noting however that this does not extend to applications which are explicitly not permitted on grounds of insufficient justification (e.g. in toys, see Art. 6.5.). The conditions fro the authorisation of practices are spelled out only in the context of the radiation protection of the population. Thus it is required that plans for the discharge of radioactive effluents be examined and approved.

2.2.4 Disposal, recycling and reuse

2.2 Administrative requirements 2.2.1 Reporting and prior Authorisation

The definition of disposal (see Art. 1) encompasses two different meanings, one which pertains to the emplacement of (solid) wastes in a disposal site, the other in a more general sense (see also Article 37 of the EURATOM Treaty and the concept of “discharge of radioactive effluents” discussed above). Article 5 of the Directive states that disposal (in whatever form) is subject to prior authorisation. This includes a fortiori the disposal of solid waste material. In addition also the recycling or reuse of such materials is subject to authorisation. Competent authorities may, however, establish clearance levels below which the disposal, recycling or reuse of materials is released from the requirements of the Directive. It is worth emphasising that in most situations of interest, the application of clearance levels is an individual decision of the competent authorities on the basis of a case-bycase evaluation of the practice which gives rise to the contaminated or activated material. The clearance levels as such may very well be defined generically. Anyway it is not for the undertaking to judge whether clearance levels apply to any of their waste streams. This is the fundamental difference between exemption and clearance levels. The holder of radioactive substances will look into the exemption rules to decide whether he should inform the authorities. Unless the practice is already reported, the authorities have no means of interfering. 2.2.5 Exemption and Clearance Criteria

The European Directive requires Member States to organise the supervision of practices by competent authorities in terms of their reporting by the undertaking and their prior authorisation by the competent authority. All practices in the scope of the Directive shall be reported, unless they are exempted from this requirement (Art. 3). Certain categories of practices are subject to prior authorisation (Art. 4). The disposal, recycling or reuse of materials containing radioactive substances is explicitly subject to prior authorisation (Art. 5).

2.2.2 Exemption No reporting need be required for practices involving radioactive substances at levels of activity or activity concentrations below nuclide specific exemption levels listed in Annex 1 of the Directive. No reporting is required for apparatus satisfying certain criteria, in particular with regard to the conditions for disposal. The specification of such conditions implies that the exemption of apparatus containing radioactive substances does not free such apparatus from further requirements, but disposal of such sources is not subject to prior authorisation. On the other hand it is conceivable that material would be released to the environment and give rise to contaminated materials with activities and activity concentrations above the exemption J u n i o

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Article 5.2 specifies that clearance levels should be established while

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TOP SAFE´98 metal industry to avoid taking into account the any radioactive scrap it basic criteria for may indeed be closer exemption spelled out in to reality to assume that Annex 1. These are only a few relatively essentially the same as in smaller units will take the IA-BSS (taken over this kind of material. from Safety Series 89, The scope of the study 1988). The basic criteria is anyway the release of are presumed to be metals for general fulfilled without further recycling or reuse. It is consideration if the noted that other effective dose to be options exist, such as incurred by any individual recycling within nuclear member of the public is industry (e.g. in waste of the order of 10 µSv (or containers) or under less) in a year and the continued regulatory collective dose commicontrol in view of tted during one year is no specific non-nuclear more than about 1 man Sv. applications. The Satisfying the above criteria implies automatic La mesa presidencial en el acto de apertura contó con la presencia de: José Palomo Article 31 Group of exemption. This does not (Vicepresidente de la Comisión de Programas), Javier Villalba (Director de Producción de Experts concluded that mean that inversely it is la Dirección de Generación de Iberdrola), Konrad Hädener (Secretario General de ENS), recycling within nuclear industry should have not permitted to release Juán Estapé (Presidente de la SNE), J.Luis Ramírez ( Generalitat Valenciana), priority over clearance any materials not Aníbal Martín (Vicepresidente del CSN), Nils Díaz (Consejero de NRC-EE.UU.), complying with these Boris Gordon (Presidente de Gosatomnadzor -Russia) y Pierre Bacher (Vicepresidente to the public domain del Comité Organizador -France). whenever it is numerical criteria. With economically sound to regard to collective dose do so. This is a sound clearance is also possible policy and an important consideration in the light of gaining public if an assessment of optimisation of protection shows that exemption acceptance. Nevertheless this is not within the scope of the study and it (clearance) is the optimum option (e.g. in case of a high administrative should be noted that the clearance levels should not be used for ingots burden for a small benefit of maintaining regulatory control). The basic produced on-site or in dedicated facilities since then one can no longer criteria allow to extend the criterion in terms of individual dose to levels apply a dilution factor to the final product which is less than unity. Ingots higher than 10 µSv. Note that the original guidance (Safety Series 89) may be released only if it is assured that they will be subject to secondary considered doses of a few tens of µSv to be trivial, rounding down to 10 µSv melting. was merely convenient, also with regard to possible exposure from more Clearable scrap metal may arise also during normal operation and during than one exempted source. revision or backfitting of nuclear installations. Such quantities of a few tens The non-numerical basic criteria may allow even greater flexibility for the of tonnes per year need no separate consideration. Installations outside the release of materials from regulatory control, as long as the radiological nuclear fuel cycle, e.g. accelerator buildings, may also have a potential for consequences are acceptable. This however would normally require a recycling and the specific radionuclide distribution may be very different. thorough case-specific examination, and it is probably more appropriate to Large quantities of metal may also be contaminated with naturally occurring speak in such situations of an “authorised release” rather than of clearance. radionuclides, e.g. with Ra-226 or Po-210 scales in oil and gas industry. In line with the Basic Safety Standards such work activities giving rise to 3. RECYCLING OF METAL FROM THE DISMANTLING specific waste problems should be dealt with in their own right. OF NUCLEAR INSTALLATIONS The guidance offered by the Art. 31 Experts does not attempt to define unconditional clearance levels. In the terminology of IAEA interim guidance 3.1 Scope such values would be universally applicable to landfill disposal, recycling or incineration of all types of waste. The EU clearance levels pertain to metals, Important quantities of scrap metal arise upon dismantling of nuclear not to any other type of material, and the values for recycling are conditional installations, much of which is not or only slightly contaminated or activated. only to the material being unsuitable for direct reuse (chopped in pieces). Even larger quantities of concrete arise, but even though building rubble The values are, however, not conditional in the sense that there would be an may be recycled as aggregate for new concrete, it has no comparable administrative follow-up of the destination of the scrap metal. market value and no comparable importance for international trade. The amounts of metal with a potential for recycling, essentially steel from power reactors and aluminium from enrichment plants, will be of the order of 3.2 Methodology 10.000 tonne per year with the EU. Some 200 tonne of copper may be recycled, and some 1000 tonne of metal may be available for direct reuse. While referring to the guidance offered in Safety Series 89, ICRP points to The amounts of clearable material assumed to arise is an important the difficulty that exemption (or clearance) is a source-related issue while parameter in terms of the associated collective dose, but also in terms of the triviality of dose (e.g. so µSv) is related to an individual (ICRP-publication individual doses to the extent that dilution with non-nuclear scrap material 60, par. 288). The activity content of the metals should thus be related to an depends on the throughput. The dilution factors also depend on the type individual dose by constructing a set of exposure scenarios. and capacity of furnaces considered and on whether the scrap metal finds These scenarios need to take into account the entire sequence of scrap its way to the overall recycling industry, or rather to a single smelter in processing, starting with transport and handling of the scrap metal up to proximity of the dismantled installation. Nuclear scrap represents only an exposure from consumer goods made of recycled metal. The different steps extremely small fraction of the entire market, hence the dilution may be very in the metal processing have indeed been considered in the greatest important. The dilution parameters used in the study are 0.1 for carbon steel, possible detail. The exposed population consists essentially of workers 0.2 for stainless steel and aluminium and 0.3 for copper. These are quite employed in the scrapyard, smelter or refinery, or manufacturing industry. conservative assumptions, but in the light of growing concern within the Workers are exposed to external radiation essentially from the scrap heap, to J u n i o

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS 3.4 Dose Calculations

µSv/(Bq/g)

µSv/(Bq/cm ) 2

The entire sequence of calculations proceeds along the following lines: nuclide dose pathway dose pathway - choice of scenarios H-3 7.3 E-3 atmoshpheric 2.7 E-4 inhalation - pathways of exposure Mn-54 6.1 external 0.38 external - choice of parameters - calculation of individual doses Co-60 17 external 1.1 external per unit activity concentration Sr-90 0.69 ingestion 1.2 inhalation (per unit surface concentration for direct reuse) Ru-106 6.9 external 0.52 inhalation - identification of the limiting Cs-137 17 external 0.26 external scenario and pathway - inversion of individual doses to Pm-147 1.7 E-3 inhalation 1.0 E-2 inhalation yield activity concentrations Pu-239 40 inhalation 96 inhalation corresponding to 10 µSv, and rounding to a power of ten. Table 1: limiting pathways of exposure and corresponding doses for a selected numbers of radionuclides The rounding to powers of ten (steel recycling). is consistent with the approach followed for the exemption inhalation of resuspended dust upon handling and cutting of the scrap or levels. It implies that in reality the individual doses are not exactly 10 µSv but of the fumes in the foundry. Secondary ingestion through hand can be up to 33 µSv. The rounding factors were examined so as to be not too contamination is allowed for as well as external beta ray exposure of the large for the most important radionuclides. For a few radionuclides it was skin (an additional criterion of 50 mSv skin dose was introduced to avoid judged inappropriate to round down to 0.1 Bq/g, the doses corresponding to deterministic effects). Workers are also exposed as a result of the disposal 1 Bq/g being judged acceptable. of slags and dust on landfill. These by-products can be enriched in their Collective doses have been estimated both on the basis of individual radioactivity content as a result of element-specific distribution among doses and the number of people exposed and on the basis of a generic fumes, slags and metal. exposure scenario assuming widespread dispersion still correlated with Members of the public may be exposed to external radiation from gammahuman occupation. Multiple recycling was allowed for. For some emitting radionuclides that are retained in the final product. Slags and dust radionuclides the collective dose at the clearance level is close to 1 man may find certain applications also leading to public exposure by inhalation. Sv, but for a realistic radionuclide distribution the overall impact is well below this criterion. Moreover it was considered that in the light of the 3.3 Parameters benefit of recycling both in economic and ecological terms over landfill disposal, there is no doubt as to whether recycling is a sound option. It was Each scenario has a number of key parameters which need careful concluded to retain only the individual dose criteria (10 µSv effective dose, consideration. The physical parameters result from experimental work (e.g. in a few cases 50 mSv skin dose) for the establishment of the clearance distribution factors). Other parameters are related to the industrial practice levels. (type of furnace) and other are directly related to the exposure pathway (dust concentration, exposure time). A deterministic approach was followed in 3.5 Results defining the reference groups of exposed individuals and in the choice of parameters, even though some parameters (e.g. exposure time) are clearly In Table 1 some examples are given of the highest doses calculated per probabilistic. A probabilistic approach is in principle more appropriate, but unit Bq/g or per unit Bq/cm2 in case of steel recycling together with the a deterministic calculation of doses for each scenario has the advantage of corresponding limiting exposure pathway. The three major pathways, transparency. There was a clear consensus to avoid a cascade of conservative ingestion, inhalation and external exposure appear to be limiting assumptions, but to go for a prudently realistic approach. depending essentially on the mode of radioactive decay of Table 2: limiting scenarios corresponding to the pathways identified in table 1 the radionuclides. The highest doses related to external exposure, and to inhalation of µSv/(Bq/g) µSv/(Bq/cm2) a-emitters. It is worth noting nuclide dose scenario dose scenario that the limiting pathway is not necessarily the same for mass H-3 7.3 E-3 foundry 2.7 E-4 segmenting and surface contamination. Table 2 indicates similarly the Mn-54 6.1 ship 0.38 scrap limiting scenario. In terms of Co-60 17 ship 1.1 scrap mass activity concentration the exposed population is Sr-90 0.69 foundry 1.2 segmenting constituted by certain categories of workers in the foundry, Ru-106 6.9 dust disposal 0.52 segmenting workers involved in the disposal Cs-137 17 dust disposal 0.26 scrap of dust and slags, and of members of the public or Pm-147 1.7 E-3 slag field 1.0 E-2 segmenting workers being exposed to Pu-239 40 slag field 96 segmenting massive final products. The example given of the latter is that of a crew and their family living J u n i o

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TOP SAFE´98 on a ship. The label of a scenario should not be paid too much attention: if a limiting scenario was dismissed another similar scenario would in most cases yield only slightly lower values, or another pathway of exposure would become important. In the case of surface contamination the exposed population consists essentially of the workers involved in receiving and representing the scrap metal. The two criteria thus are complementary even though mass contaminated material can be accounted for as surface contaminated (no distinction is made between fixed and removable contamination). Table 3 gives the doses per unit mass activity concentration for the different metals that were considered (the highest dose was taken for either carbon or stainless steel). It was decided that doses are in general quite comparable and hence it was sound to define a single set of clearance levels irrespective of the nature of the metal. Note that for Pm-147 in copper the skin dose is the limiting factor (“trumpet” - scenario). Some examples of clearance levels are given in Table 4. The values range from 1 to 10.000 Bq/g. In most practical situations the distribution of radionuclides will be such that only the radionuclides with clearance levels at 1 Bq/g will be limiting. Table 5 gives values for surface clearance levels, both for recycling and reuse, and mass clearance levels, for three important radionuclides. In case of recycling, for sheets with a thickness of less than 10 g/m2 the mass clearance level will be the most restrictive except for Pu-239 due to the release of dust upon segmenting the sheets. The values for reuse are typically one order of magnitude lower.

nudide

aluminium

7.3 E-3

1.2 E-4

5.6 E-4

Mn-54

6.1

2.5

2.6

Co-60

17

8.7

8.5

Sr-90

0.69

1.1

0.25

Ru-106

6.9

1.4

1.1

Cs-137

17

1.5

6.2

Pm-147

1.7 E-3

0.66*

3.3 E-4

Pu-239

40

6.9

3.0

Table 3: maximum individual doses (mSv/(Bq/g)) for the recycling of different types of metal

HH-3

1000 1 10000 1 10 1 1 10000 1**

Mn-54 Fe-55 Co-60 Sr-90 Ru-106 Cs-137 Pm-147 Pu-239

Table 4: Clearance levels (Bq/g) proposed for a selected number of radionuclides

Recycling

Reuse

Bq/g

Bq/cm

Co-60

1

10

1

Cs-137

1

100

10

Pu-239

1

0.1

0.1

2

Bq/cm2

Table 5: mass-specific and surface-specific clearance levels for three important radionuclides, both for recycling and for reuse.

Release for direct reuse requires a conservative assessment of surface contamination in case of non-accessible surfaces. Allowance shall be made for alpha-beta activity under paint or rust. No mass specific activities for reuse are given. In case of activated material this can be accounted as if it were surface activity. The release of ingots (with homogeneous mass contamination) was deliberately not considered, even though it would be relatively easy to do so using the same methodology. It should be emphasised that the values for recycling pertain only to materials which are (made) unsuitable for reuse and should not be used for ingots. J u n i o

copper

H-3

3.6 Application As already explained in chapter 2, the clearance levels are not meant to be available for the operator to decided by himself whether he can release metal scrap. It is the responsibility of the competent authorities to lay down the conditions in which such values can be used. The authorisation of dismantling operations will pertain to the entire sequence of operations, from the characterisation and sorting of the material up to the amounts that can be cleared at certain levels. The Art. 31 Experts have in particular recommended that: - the total activity be averaged over a few 100 kg for mass concentrations, a few 100 cm2 up to one m2 for surface concentrations, - surface and mass criteria apply together, surface activity including fixed and non-fixed activity, - a sum-rule applies to mixtures of radioactivity.

steel

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4. CONCLUSION: POLICY ISSUES The recommendations of the Art. 31 Group of Experts do not constitute a policy statement. It is for Member States to decide which option is preferred. It is noted that there is a wide variety of options, with different benefits and drawbacks. Recycling within nuclear industry allows a controlled exposure of workers and traceability of the manufacture of products. A dedicated smelter may accept materials with higher specific activity.

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CENTRALES NUCLEARES/NUCLEAR POWER PLANTS protecting metal works against the receipt of slightly contaminated scrap placed on the market as a result of authorised dismantling operations. It is at present not envisaged to impose uniform clearance levels at Community level. It is unlikely that internationally agreed unconditional clearance levels be available very soon. This does not imply that there is a legal problem with transboundary movements. The Basic Safety Standards strictly require the import of such materials to be reported only if the exemption levels are exceeded. These are indeed for many radionuclides an order of magnitude higher than the recommended clearance values, but this is by itself not problematic as long as the quantities involved are relatively small. It is prudent to monitor the evolution of such international trade in scrap metal in order to ascertain that the radiological consequences remain trivial. The establishment of Community guidance on clearance levels for metal recycling constitutes an important tool within the process of authorisation of waste disposal or dismantling projects by competent authorities. The application of the clearance option will, however, remain a delicate matter, and an important effort should be made by all concerned parties to contribute to a clear public understanding of the issue.

The fact that there is no or little dilution with other materials, however, yields higher activities in the final product. Recycling in an arbitrary smelter requires that workers’ exposure be kept down to trivial levels, but does not require control over the final products or by-products. It is this option which was examined by the Experts and for which clearance levels were defined, but it is not necessarily the preferred option. In fact, whenever possible, the Experts recommend to give priority to recycling within nuclear industry. The advantages of recycling or reuse over disposal are obvious, both in economic terms and in view of environmental concerns. Unrestricted release may, however, suffer from a difficult public acceptability and hence reluctance of the industry to process materials known to arise from nuclear installations. In addition the metal industry has become increasingly aware of the need to control the incoming scrap for radioactivity. The inadvertent disposal of radioactive sources in scraploads can have dramatic consequences. There is also an increasing pressure to carry out such controls at the border rather than at the gate. This might be contrary to the rules of the internal market, except if justified on safety or health grounds. It should not constitute a means of

PRENSA Las actividades de Top Safe’98 se iniciaron con una rueda de prensa, que congregó a numerosos medios de comunicación de la Comunidad Valenciana. La presentación estuvo a cargo de Juan Estapé, Presidente de la SNE, y de Manuel Ibáñez, Xavier Jardí y José Palomo, miembros del Comité Organizador. El Presidente de la Sociedad destacó las grandes cualidades de Valencia como sede de una conferencia internacional de alto nivel tecnológico como Top Safe, que congregaba a cerca de 400 participantes provenientes de más de 30 países, con el objetivo de intercambiar información y experiencias sobre los aspectos relacionados con la seguridad nuclear, y dirigida muy especialmente a servir de ayuda y referencia a los países del este de Europa en esta materia. Finalmente, agradeció a Juan Manuel Kindelán Presidente del CSN, su participación como Presidente de la conferencia, así como el apoyo brindado por la Generalidad Valenciana, el Ayuntamiento de la ciudad e Iberdrola.

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ACTIVIDADES de la SNE CONCURSO DE FOTOGRAFÍA Por tercer año consecutivo y promocionado por el Aula Club, la SNE convoca el concurso de fotografía, en el podrán participar todos los socios, sus familiares y los empleados de las empresas que son socio-colectivo. Competirán por separado el tema libre y el nuclear, pudiendo enviar hasta tres fotografías por tema y autor, en blanco y negro o color, obtenidas y procesadas por cualquier procedimiento y no premiadas anteriormente, en cuyo dorso deberán figurar el título, nombre, domicilio y teléfono del autor.

La fecha límite para la recepción de obras en la SNE es el 2 de octubre de 1998, procediéndose al fallo del tema libre el día 8 del mismo mes, mientras que el tema nuclear será fallado durante la 24 Reunión Anual, en Valladolid, donde tendrá lugar la exposición de todas las fotografías recibidas. Asimismo, se está llevando a cabo una exposición itinerante por todas las centrales con las fotografías ganadoras.

WIN ESPAÑA El pasado 3 de junio, invitada por WIN España y con la colaboración de la SNE, María Pilar López Franco, Jefe del Servicio de Protección Radiológica del Hospital Universitario de la Princesa, impartió una conferencia en la sede de la Sociedad, que versó sobre “Aplicaciones médicas de las radiaciones ionizantes”. En el transcurso de la misma, se hizo una detallada exposición de las aplicaciones que las radiaciones ionizantes presentan en las áreas de terapia, investigación y diagnóstico, destacando el tipo de riesgo asociado a cada práctica y relacionando los riesgos, tanto de irradiación como de contaminación, con los asociados a la radiación natural, a la cual todos estamos expuestos desde el momento de nacer. Finalizada la conferencia, se abrió un debate, en el cual los asistentes pudieron hacer a la ponente cuantas preguntas consideraron de interés relacionadas con el tema expuesto.

JORNADAS SOBRE CALIDAD EN EL CONTROL DE LA RADIACTIVIDAD AMBIENTAL

Industria, Agricultura y Pesca del Gobierno Vasco, Juan Estapé, Presidente de la SNE, y Fernando Legarda, de la Universidad del País Vasco.

Los días 17 y 18 de Septiembre se celebrarán en Bilbao, organizadas por la Sociedad Nuclear Española, unas Jornadas sobre Calidad en el Control de la Radiactividad Ambiental, en las que participarán destacados ponentes de diferentes Organismos Nacionales e Internacionales, así como de laboratorios dedicados a esta labor. El acto de apertura contará con la presencia de Javier Retegui, Consejero de

Durante las jornadas, se celebrarán tres mesas redondas sobre distintos aspectos del tema, que serán moderadas por Xavier Ortega (Univ. Politécnica Cataluña), Lourdes Romero (CIEMAT) y Fernando Legarda (Univ. País Vasco), respectivamente. Información adicional, así como boletines de inscripción, pueden ser obtenidos en la Secretaría de las Jornadas. Teléfono 944278055 Ext. 2053/2016.

NOTICIAS de España INCIDENTE EN ACERINOX El incidente ocurrido en la factoría de Acerinox de Algeciras (Cádiz) se originó por la fusión de una fuente radiactiva de cesio137, que se encontraba entre la chatarra que alimentó al honro nº 1 y que no había sido detectada. La acería cuenta con dos pórticos

que permiten detectar chatarra contaminada, uno en el puerto, por donde se recibe el material procedente del extranjero, y otro en la portería, donde se controla la entrada de camiones de procedencia nacional. Estos pórticos son capaces de detectar 1µCi sin blindaje. Durante el periodo comprendido entre el 25 de mayo y el 2 de junio, el pórtico del puerto estaba fuera de servicio. El proceso de control de activi-

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dad incluye tres medidas de radiación: una en el interior del buque o camión, otra en los pórticos de entrada y otra antes de verter la chatarra sobre la cesta de carga del horno. Por otro lado, los proveedores de chatarra deben certificar que está libre de actividad. La primera sospecha de contaminación se produjo el día 2 de junio, cuando un vehículo de los que efectúan la limpieza, cada

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quince días, de los enfriadores, decantadores y filtros, al entrar en la factoría, hizo saltar la alarma de uno de los pórticos. El material contaminado con Cs-137 consiste en un polvo de varias granulometrías que se compone, básicamente, de una mezcla de sílice y óxidos de calcio, hierro, cromo, níquel y pequeñas fracciones de zinc y plomo. Acerinox comunica al CSN la posible contaminación el día 9 de S N E

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CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLAS junio. En la inspección del CSN, realizada entre los días 10 y 11 de junio, se procedió a acordonar aquellas zonas cuyos valores de la tasa de dosis fueran superiores a 2,5 µSv/h. En los 4-5 metros próximos a la zona acordonada se medían 0-2 µ Sv/h, así como en el resto de la instalación fondo. Los valores máximos de tasa de dosis se daban en los decantadores próximos al horno 1 (hasta 80 µSv/h). Asimismo, la inspección del CSN instó a Acerinox para que llevara a cabo la descontaminación y tomara medidas, con el objetivo de determinar la actividad específica. Por otro lado, el día 11 de junio, el CSN tuvo conocimiento de que había salido polvo contaminado con destino a las empresas EGMASA y PRESUR, que habitualmente tratan dicho producto. El 12 de junio, el CSN decide que se lleve a cabo una revisión preventiva del personal que trabaja habitualmente en las zonas afectadas, por lo que se dirige al emplazamiento la unidad médica de AMYS, con el fin de controlar la posible contaminación interna de dicho personal. En total, se han medido 376 personas, detectándose indicios de contaminación en 6 de ellas, con un valor máximo del orden de 200 veces menos del límite anual de dosis para el público, de acuerdo con la última Directiva de la Unión Europea. Este mismo día, se recibe información de Francia sobre incrementos de cesio-137 en algunos controles ambientales. De los laboratorios de medida españoles, solamente el situado en Palomares (Almería) detectó un pequeño incremento de actividad beta total, siendo los valores medidos muy inferiores a los que pudieran significar riesgo y varios órdenes de magnitud por debajo de los valores de alarma de la red REVIRA. El valor determinado en la estación de Palomares es del orden de la tercera parte del medido en Francia. Durante los días 15, 16 y 17 de junio se ha realizado la valoración de estado de las empresas afectadas y se ha continuado investigando el incidente. Como resultado de esta investigación, en la actualidad se conoce que la fuente es de procedencia extranjera, hipótesis que se ma-

nejó desde un principio, y que fue fundida en una colada que se realizó en la madrugada del día 30 de mayo. Por su parte, todavía no se ha podido determinar la actividad de dicha fuente, para lo que están trabajando de manera conjunta técnicos de la empresa afectada y del Ciemat. Además, se está procediendo a la planificación de las tareas de descontaminación y de gestión de los residuos resultantes por ENRESA.

ALMARAZ Almaraz I Producción bruta Producción neta Horas acoplado Factor de carga Factor de operación Disparos no programados Paradas programadas Paradas no programadas

MWh MWh h % %

Almaraz II

Mayo

Acumulado en el año

Acumulado a origen

710.070 687.515 744,00 98,04 100 0 0 0

3.391.110 3.290.342 3.623,00 96,15 100 0 0 0

103.518.080 99.347.395 121.314 73,97 81,01 75 28 16

Mayo

Acumulado en el año

Acumulado a origen

718.360 699.005 711,00 98,26 100 0 0 0

3.326.960 3.235.498 3.621,50 93,45 99,96 0 0 1

101.082.870 97.313.387 113.589,00 84,30 88,47 54 19 16

Mayo

Acumulado en el año

Acumulado a origen

721.750 698.182 744 99,70 100 0 0 0

3.501.930 3.393.129 3.623 99,37 100 0 0 0

94.390.212 90.785.759 106.198,93 77,81 81,85 76 16 15

Mayo

Acumulado en el año

Acumulado a origen

722.660 696.848 744 99,50 100 0 0 0

2.732.780 2.636.665 2.913,12 77,79 80,41 1 1 0

86.446.220 83.335.026 96.138,17 83,68 87,01 38 17 3

Mayo

Acumulado en el año

Acumulado a origen

759.590 733.690 744 99,57 100 0 0 0

3.476.520 3.352.720 3.603,42 95,55 99,47 1 0 1

99.883.955 96.194.130 106.062,33 85,48 88,02 80 30 32

Mayo

Acumulado en el año

Acumulado a origen

104.730 98.698 730,80 87,98 98,23 2 0 0

529.550 498.636 3.609,80 91,35 99,64 2 0 0

27.446.160 26.094.717 196.445,25 66,16 75,76 131 -

Fuente: CSN Producción bruta Producción neta Horas acoplado Factor de carga Factor de operación Disparos no programados Paradas programadas Paradas no programadas

ALMARAZ Y COFRENTES HAN ALCANZADO LOS 100.000 MILLONES DE kWH El 24 de diciembre del pasado año, la Unidad I de la central nuclear de Almaraz alcanzó los 100.000 millones de kWh de producción, siendo la primera planta española que llegaba a esa cifra, mientras que la Unidad II lo lograba el 15 de abril último, con lo que pasó a ser el segundo reactor español que conseguía el hito. Por tanto, la producción de ambas unidades ha rebasado ya ampliamente la barrera de los 200.000 millones de kWh. Por su parte, la central nuclear de Cofrentes también alcanzó los 100.000 millones de kWh de producción el 5 de junio pasado, cifra que representa el consumo de la Comunidad Valenciana durante los últimos diez años, es decir, el equivalente al consumo de dos millones y medio de personas en trece años y medio. Por su factor de disponibilidad, Cofrentes ha estado siempre situada entre las veinte primeras centrales del mundo.

ASCÓ Ascó I Producción bruta Producción neta Horas acoplado Factor de carga Factor de operación Disparos no programados Paradas programadas Paradas no programadas

Producción bruta Producción neta Horas acoplado Factor de carga Factor de operación Disparos no programados Paradas programadas Paradas no programadas

MWh MWh h % %

COFRENTES Producción bruta Producción neta Horas acoplado Factor de carga Factor de operación Disparos no programados Paradas programadas Paradas no programadas

El pasado 28 de Mayo, invitado por el Consejo de Seguridad Nuclear, el Presidente del OIEA, Mohamed El-Baradei, pronunció una conferencia sobre las actividades del Organismo en el área de la seguridad nuclear. Reconocido diplomático egipcio, con más de treinta años de experiencia en las Naciones Unidas, el presidente del OIEA hizo referencia, en primer lugar, al papel de España como miembro fundador del Organismo, en el que colabora en diversas áreas. Así, señaló las actividades desarrolladas 1 9 9 8

MWh MWh h % %

Ascó II

EL PRESIDENTE DEL OIEA EN ESPAÑA

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MWh MWh h % %

MWh MWh h % %

JOSÉ CABRERA Producción bruta Producción neta Horas acoplado Factor de carga Factor de operación Disparos no programados Paradas programadas Paradas no programadas

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MWh MWh h % %

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Sta. Mª DE GAROÑA Producción bruta Producción neta Horas acoplado Factor de carga Factor de operación Disparos no programados Paradas programadas Paradas no programadas

MWh MWh h % %

TRILLO I Producción bruta Producción neta Horas acoplado Factor de carga Factor de operación Disparos no programados Paradas programadas Paradas no programadas

MWh MWh h % %

VANDELLÓS II Producción bruta Producción neta Horas acoplado Factor de carga Factor de operación Disparos no programados Paradas programadas Paradas no programadas

MWh MWh h % %

en 1997, entre las que destacó la Conferencia Internacional sobre radiaciones ionizantes en bajas dosis, celebrada en Sevilla; el Congreso Mundial en desalinización del agua, de Madrid, y la Asamblea Internacional de WIN, en Valencia, destacando también el 30% de producción eléctrica de origen nuclear y los cerca de 165 años acumulados de experiencia de nuestras centrales. A pesar de la innegable importancia que hoy tiene la energía nuclear en el mundo, que constituye el 17% del total de suministro eléctrico, y aunque parece claro el papel que debe jugar esta energía en las estrategias energéticas futuras, Mohamed ElBaradei afirmó que esta contribución dependerá, en gran medida, de la confianza del público en la seguridad de todas las aplicaciones nucleares, incluida la gestión de los residuos. Con relación a las actividades del Organismo, su presidente hizo referencia a la importancia que los países conceden a la cooperación internacional, que llevó a su creación, aunque reconoció que sus recomendaciones no

Mayo

Acumulado en el año

Acumulado a origen

344.914 331.612,9 744 100,78 100 0 0 0

1.626.879 1.564.503,1 3.605,35 97,62 99,51 1 0 0

77.934.136 73.999.125,7 181.147,54 71,43 76,37 124 36 53

Mayo

Acumulado en el año

Acumulado a origen

0 0 0 0 0 0 0 1

1.788.133 1.680.518 1.722,5 46,30 47,54 0 0 1

75.545.842 70.704.917 74.049,3 81,37 84,30 10 14 17

Mayo

Acumulado en el año

Acumulado a origen

744.556 714.550,8 744 99,18 100 0 0 0

3.614.729 3.470.341,88 3.623 98,88 100 0 0 0

75.424.967 72.197.500,07 78.591,56 82,28 85,64 33 13 8

tancia al trabajo del International Nuclear Safety Advisory Group (INSAG) en la revisión de las normas de seguridad y se refirió especialmente a las misiones OSART (Operational Safety Review Teams), ASSET (Assessment of Safety Significant Events Teams) y ASCOT (Assessment of Safety Culture in Organizations Teams). Hizo también una amplia referencia a la colaboración que, especialmente en materia de seguridad, se lleva a cabo con los países del este de Europa. Para finalizar su intervención, el Presidente del OIEA señaló que es necesario que la comunidad nuclear no sólo afirme que los residuos radiactivos pueden almacenarse en un lugar seguro, debe demostrarlo construyendo un almacén definitivo, y finalizó afirmando que el gran potencial de la energía nuclear, tanto en generación eléctrica como en aplicaciones no energéticas, está aún por explotar, y que para ello será imprescindible trabajar sobre la base de una cultura de seguridad que de mayor confianza al público, más competitividad a la operación de las instalaciones y un futuro más prometedor.

son vinculantes. A lo largo de su historia, el OIEA ha centrado su actuación, de manera progresiva, en tres grandes áreas: el desarrollo de acuerdos legales de obligado cumplimiento; el establecimiento de estándares de seguridad, y la prestación de los servicios necesarios para hacerlos cumplir. Todas estas actividades se desarrollaron, de una forma paralela, hasta el accidente de Chernobil, que demostró que un accidente nuclear traspasa las fronteras. Esta situación hizo replantearse a todos los gobiernos la necesidad de generar normas obligatorias, especialmente en el área de la seguridad. Posteriormente, Mohamed ElBaradei hizo un resumen de las actividades que el Organismo de Viena lleva a cabo en las tres líneas de actuación mencionadas. Afirmó que una de sus prioridades es lograr que todos los países ratifiquen los acuerdos internacionales, como el Convenio de Seguridad Nuclear, de Octubre de 1996, y el Convenio Conjunto sobre seguridad en la gestión del combustible y en la de los residuos radiactivos. Dio gran impor-

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BRITISH ENERGY INTERESADA EN LA COMPRA DE ACTIVOS NUCLEARES ESPAÑOLES La liberalización del sector eléctrico español ha suscitado el interés de compañías extranjeras, entre las que destaca British Energy, que ya ha visitado nuestro país para estudiar el mercado y la legislación, de cara a su posible entrada en el mismo. Esta compañía ha manifestado su deseo de desembarcar en España, a través de la compra de activos ya instalados, en concreto en el campo de la energía nuclear, donde cuenta con una de las tecnologías más avanzadas del mundo, lo cual le permitiría operar de forma rentable en nuestro país. La historia de British Energy, con sede en Edimburgo, se remonta a 1996, siendo el resultado de la fusión de Nuclear Electric y Scottihs Nuclear, y habiendo sido privatizada en el mismo año. Ambas sociedades poseían las centrales nucleares más avanzadas de Gran Bretaña: las AGR y las de Sizewell. Fuente: Gaceta de los Negocios

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TERCER MAXI-MARATÓN NUCLEAR Organizado por WONUC (World Council of Nuclear Workers), el tercer maxi-maratón nuclear tuvo lugar del 21 al 24 de mayo pasado. Cuatrocientos corredores de diferentes países se han dado cita en Budapest para participar en esta carrera por relevos y dar su apoyo a la Energía Nuclear como opción válida, segura y respetuosa con el medio ambiente. La carrera comenzó con un recorrido por las calles de Budapest hasta el Parlamento Húngaro, donde se celebró un acto oficial,

durante el cual la organización leyó un manifiesto en defensa de la energía nuclear. Posteriormente, transcurrió por tierras de Hungría, Eslovaquia y República Checa, sin incidentes y rodeada de un magnífico ambiente, hasta su final en la central nuclear de Dukovany. Como epílogo de la prueba, el sábado 24 de mayo se realizó un recorrido por el centro de Viena hasta el edificio del OIEA, donde fue recibida una representación de corredores de los diferentes países participantes en un nuevo acto en defensa de nuestras centrales. Las centrales nucleares españolas estuvieron representadas por un equipo de diecinueve corredores, pertenecientes a Almaraz, Ascó, Cofrentes, Santa María de Garoña, Trillo y Vandellós, recorriendo cada uno 60 de los 450 km de los que constaba la prueba. Rumanía será el país que acoja este acontecimiento el próximo año. MEMORIA DE UNESA El pasado 17 de junio, el Presidente de UNESA, José María Amusátegui, presentó a los medios de comunicación la Memoria Estadística Eléctrica de UNESA 1997. S N E

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Inició su intervención haciendo referencia a “un hecho que puede ser calificado de histórico: la puesta en marcha de un complejo y profundo proceso de transformación del sistema eléctrico español, mediante la introducción de criterios de liberalización y competencia”. A continuación, recordó los descensos experimentados por las tarifas eléctricas, tanto en términos monetarios como reales, a lo largo de los últimos años, haciendo hincapié en la necesidad de elaborar una metodología clara y correcta para el establecimiento de las mismas de cara al futuro. Terminó destacando, por un lado, el satisfactorio funcionamiento del nuevo mercado eléctrico en lo que va de año y, por otro, el importante conjunto de elementos del nuevo sistema que aún están pendientes de desarrollo. MISIÓN OSART EN ASCÓ Entre los días 18 de mayo y 4 de junio, CN Ascó ha recibido una Misión OSART del OIEA. La Misión fue solicitada por el Estado Español y el Consejo de Seguridad Nuclear, siendo aceptada por la Asociación Nuclear Ascó. El equipo OSART para Ascó ha estado compuesto por 15 expertos pertenecientes a 11 nacionalidades, que desarrollan su labor profesional en el OIEA, Organismos Reguladores o Centrales Nucleares. Una Misión OSART consiste en un intercambio de Experiencia Operativa entre los miembros del equipo OSART y sus homólogos de la central receptora. Se efectúa comparando el comportamiento y programas de la central receptora, con prácticas de seguridad seguidas con éxito en otras centrales nucleares. El criterio básico seguido es la “búsqueda de la excelencia”; por tanto, ciertas formas de proceder, aún siendo correctas, pueden estar sujetas a recomendaciones y sugerencias de posibles mejoras. El informe emitido por el equipo OSART pone de manifiesto la elevada seguridad de la operación de la central, a la vez que destaca un número sustancial de buenas prácticas, por encima de lo que es habitual en otras centrales nucleares, y realiza sugerencias y re-

que aconsejaban trabajar sobre la definición de la metrología, junto con las voces que esta ciencia genera, se explica la génesis y la orientación final del trabajo realizado y se justifican la adopción del método y la autolimitación a campos muy determinados del léxico metrológico. Los capítulos primero al cuarto van acompañados de las listas de términos relacionados con las cuestiones estudiadas en ellos. Se presentan en dos columnas, la izquierda contiene las definiciones que de esos términos hace, en su caso, actualmente el DRAE y frente a cada uno se escribe a la derecha la propuesta de los autores para que el término se modifique; o, si no existiera antes, se incluya; o bien se menciona su aceptación, o se pide su supresión. Estos capítulos se titulan respectivamente: “Conceptos generales”, “La medida de la longitud, la superficie y el volumen”, “La medida de la capacidad, el peso, la masa, la cantidad de sustancia, la superficie del terreno y la extensión agraria” y “La medida del tiempo”. Cada capítulo es una glosa general, que en bastantes casos desciende a la particular, de los términos a que se refiere, en la que se aportan razones etimológicas, científicas, históricas o anecdóticas para justificar las modificaciones o inclusiones. El resultado es un texto vivo, en el que no faltan observaciones que denotan el profundo conocimiento que tienen los autores de la materia que tratan pero que, de forma dominante, refleja muy bien el gusto por su trabajo y la diversión que les proporciona, una sensación que impregnaba la entrevista que tuvimos ocasión de hacerles hace ocho años y que fue el origen de una amistad que no hace sino crecer tras cada encuentro con ellos. El quinto capítulo, tras una pequeña explicación, es la lista, completa e imprescindible, de todas las acepciones estudiadas, que así se encuentran sin dificul-

comendaciones que, por su reducido número y severidad, sitúan a CN Ascó en una posición de vanguardia en el mundo nuclear. Las Notas Técnicas emitidas por el equipo OSART serán analizadas por CN Ascó con detalle a corto plazo para lanzar las acciones que permitan proseguir la búsqueda de la Excelencia Operacional. MANUEL LÓPEZ RODRÍGUEZ Y CARLOS ENRIQUE GRANADOS, PREMIO “CONDE DE CARTAGENA” DE LA REAL ACADEMIA ESPAÑOLA Nuestros lectores conocen la importancia de Manuel López Rodríguez y Carlos Enrique Granados en el campo de la terminología científica, ante todo porque el primero preside y el segundo es miembro del Comité correspondiente de la SNE, todos cuyos miembros fueron premiados en su día por la Real Academia Española con el «Conde de Cartagena» por su “Lexicología Nuclear”. Además, López Rodríguez y Granados fueron nuestros entrevistados cuando la RAE premió y publicó su trabajo “Las definiciones de los elementos químicos en el Diccionario de la Lengua Española”. Hoy tenemos que felicitarlos porque su trabajo en común para ampliar los términos científicos del DRAE ha vuelto a recibir el «Premio Conde de Cartagena» de la RAE. Con ello se reconoce su labor durante los últimos seis años, de la que ya dimos noticia en la entrevista que hicimos a Granados para hablar sobre todo de la metrología de radionucleidos. En esta ocasión se premia “La metrología en el Diccionario de la Real Academia” en el que los autores han estudiado novecientas noventa y ocho voces que tienen relación con la metrología en general. De ellas, ochocientas treinta estaban ya en el DRAE y ciento sesenta y ocho son inclusiones que nuestros autores recomiendan, en la línea de su colaboración habitual con la RAE. El trabajo consta de un Prefacio, en el que se comenta la actitud de los españoles frente a la metrología, una Introducción, cinco capítulos y dos apéndices. En la Introducción se dan las razones

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tad en el capítulo y la página que les corresponde. Debe tenerse en cuenta que las diversas acepciones de una misma voz pueden corresponder a magnitudes distintas, y así ocurre con cierta frecuencia, por lo que se han dispersado por los diferentes capítulos, Se añade también la información del tratamiento que cada acepción ha recibido, si se acepta, si es nueva o se propone su reforma o su supresión. El primer apéndice es una tabla que contiene los prefijos aceptados en el sistema internacional de unidades y el apéndice segundo es una transcripción literal de la orden de Carlos IV que permite datar en 1801 el intento más serio de ordenación de las unidades españolas en un sistema único.

EMPRESAS ENUSA recibe luz verde del TUV para la fabricación de elementos para Trillo El Organismo Regulador alemán (TUV) ha comunicado a ENUSA su conformidad a las especificaciones de diseño para la fabricación de elementos de demostración para la central nuclear de Trillo. Al mismo tiempo, el TUV ha solicitado que le sean remitidos los informes de cualificación, así como el programa de fabricación cuando esté disponible. IONMED ESTERILIZACIÓN, a punto de iniciar sus actividades La empresa IONMED Esterilización, filial de ENUSA, ha recibido del Ministerio de Sanidad y Consumo la autorización de apertura, puesta en marcha y funcionamiento de su planta de esterilización, situada en Tarancón (Cuenca). La instalación de IONMED prestará inicialmente servicios de esterilización a diversos productos y materiales médico-quirúrgicos de un solo uso. La tecnología aplicada permitirá, en fases posteriores de operación, tratar algunos tipos de plásticos, con el fin de mejorar sus propiedades de uso. El proceso de esterilización se realizará aplicando la tecnología de ionización por electrones acelerados. IONMED está participada por ENUSA en un 52% de su capital, conS N E

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SECCIONES FIJAS tando también con la participación de otras compañías privadas. El servicio de IONMED está orientado, en principio, al mercado español de fabricantes de productos médicos de un solo uso, ubicado principalmente en Madrid, Cataluña y Levante. Morrison Knudsen Y BNFL compran Westinghouse Electric Company Morrison Knudsen Corporation (MK) y British Nuclear Fuels (BNFL) han constituido una “Joint Venture” que ha comprado Westinghouse Electric Company a CBS Corporation. La adquisición, que se ha valorado en 1,2 millardos de dólares (unos 180 millardos de pesetas), está sujeta a la aprobación de las autoridades correspondientes y se estima estará completada a finales del presente año. La “Joint Venture”, liderada por Morrison Knudsen como propietario mayoritario (60%) de la nueva entidad, y de la que BNFL, a través de su compañía americana, adquiere el 40% restante, actuará como una compañía independiente denominada Westinghouse Electric Company, con sede en Monroeville (Pittsburgh) y dirigida por Charlie Pryor en su posición de Presidente y CEO. La nueva Westinghouse Electric Company estará formada por tres grupos de negocio, así como por el personal, tecnología y laboratorios del Science and Technology Center de Westinghouse. Uno de los tres grupos será responsable de todas las operaciones y actividades relacionadas con servicios suministrados al Departamento de Defensa norteamericano y la instalación de Savannah River. El segundo será responsable de la gestión de los emplazamientos de West Valley, Waste Isolation Division, Safe Sites de Colorado y los servicios correspondientes, e incluirá también la fábrica de componentes electromecánicos de Cheswick. El tercer grupo comprenderá las operaciones actuales de Energy Systems Business Unit, responsable de servicios a centrales en operación y diseño y comercialización de nuevos reactores, así como el Science and Technology Center. Mr. Charles Pryor continuará también como Presidente de Energy Systems. Morrison Knudsen es una compañía de ingeniería y construcción, con unas ventas de 1.700 millones de dólares y muy presente en actividades energéticas, medioambienta-

les, fabricación, operación, mantenimiento y obras civiles a nivel mundial. MK es también uno de los mayores suministradores de servicios y contratos con los Departamentos de Defensa y Energía del gobierno americano y EPA. Actualmente lidera una “joint venture” con BNFL para el desmantelamiento y descontaminación de la instalación de Rocky Flats, cerca de Denver, propiedad del DOE. BNFL es una compañía con ventas cercanas a los 2.500 millones de dólares y una cartera de pedidos de más de 20.000 millones de dólares, cuya actividad abarca todos los aspectos del ciclo del combustible nuclear, desde el enriquecimiento y fabricación, generación, operación de centrales, hasta el reprocesado de combustible, transporte, gestión de residuos y desmantelamiento. La subsidiaria americana BNFL Inc., con sede en Fairfax, Virginia, suministra tecnología y servicios en la gestión de residuos nucleares, desmantelamiento, ingeniería y manejo de materiales radiactivos en cinco emplazamientos del DOE desde el año 1990.

construcción otras 10 unidades (9,4 GW), y seis más (6,7 GW) están firmemente comprometidas. La proyección de la capacidad total es de unos 303 GW en el año 2000 y de 326 GW en el 2010, teniendo en cuenta una reducción probable de 26,1 GW, correspondiente a las unidades que se van a desmantelar. ALEMANIA Los empresarios destacan los beneficios medioambientales de la energía nuclear En una conferencia sobre cambio climático recientemente celebrada en Bonn, los beneficios de la energía nuclear, en lo que se refiere al aire limpio, fueron subrayados por la comunidad empresarial internacional allí reunida. En un documento de discusión, que consta de siete puntos, señalaron que los programas de mecanismos de flexibilidad deben prestar consideración especial a las tecnologías no emisoras, tales como las renovables, la energía nuclear y la energía hidroeléctrica. La declaración ha sido proclamada como “gran adelanto” por el Foro Nuclear Internacional (INF), agrupación que está intentando conseguir mayor reconocimiento en las conversaciones en Bonn del potencial nuclear, de cara a la reducción de las emisiones de gases invernadero. Gerald Clark, secretario general del Instituto del Uranio con sede en Londres, dijo que había sido la primera vez que se ha identificado a la energía nuclear como una de las “tecnologías avanzadas” citadas en el Protocolo de Kioto. La reunión de Bonn ha sido convocada para hacer los preparativos para la Cuarta Sesión de la Conferencia de Participantes en el Congreso del Cambio Climático de la ONU (COP4), que se celebrará en Buenos Aires durante los días 2 al 13 de Noviembre.

NOTICIAS

del MUNDO

OCDE Pronóstico de crecimiento de la energía nuclear La Agencia para la Energía Nuclear de la OCDE prevé que la producción de energía nuclear a nivel mundial seguirá creciendo durante los próximos doce años, como mínimo. En un informe que acaba de publicar la AEN, se señala que es probable que la producción nuclear en los países miembro de la OCDE -que representan el 85% de la capacidad nuclear instalada actualmente en el mundo- aumente de 2007 TWh en 1997 hasta 2244 TWh en el año 2010. Sin embargo, la cuota nuclear del total de la producción de electricidad en los países miembro, que se encuentra en el 24,3% en 1997, está previsto que descienda ligeramente, al 22%, en el 2010. La reducción se produciría sobre un fondo de aumento constante del 1,7% anual de la demanda de electricidad global después del año 2000. En la actualidad, los países miembro de la OCDE tienen 358 reactores, con una capacidad de 300,9 GW. Se encuentran en

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Fuente: INF

CHINA Participación española en el programa nuclear chino El programa nuclear chino está dividido en dos fases: la primera, que será decidida en el presente año, y la segunda, incluida en los planes quinquenales del 2001 al 2010. La fase inicial consta de cuatro reactores, dos en Jaiyang, en la provincia de Shandong, y otros dos

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en Yangjiang, en la provincia de Guangdong. En cuanto a la segunda fase, se ha propuesto al Gobierno central la construcción de alrededor de 30 unidades. Parece ser que los dos de Shandong serán del tipo PWR de 1000 MW de Westinghouse, ofertado conjuntamente con el Instituto de Investigación y Diseño de Ingeniería Nuclear de Shanghai, en el que colaboran las empresas españolas del Grupo Nuclear SEPI: Babcock Wilcox España, Endesa, Enresa, Ensa, Enusa e Initec, que podrían presentar como central de referencia a Vandellós II. Respecto a las dos unidades de Yangjiang, en principio iba a ser seleccionado el modelo francés, pero la autorización norteamericana a sus compañías para la construcción de reactores en China, hace viable la posibilidad de que todos los reactores sean estadounidenses, no solo de tecnología Westinghouse, sino de GE y ABB, que también cuentan con centrales de referencia. Existe también la probabilidad de que algún reactor fuera CANDU, de agua pesada, como el de Qinshan, o incluso el EPR franco-alemán, aún en proyecto. Fuente: Nucleonics Week

ESLOVAQUIA Arranque de Mochovce 1 El pasado 9 de junio, tras recibir la luz verde por parte de la autoridad nuclear reguladora de Eslovaquia (UJD SR), el reactor 1 de la central nuclear de Mochovce alcanzó la criticidad sin ningún problema. Este hito, que prepara el terreno para el puesta en servicio de Mochovce-1 el presente mes de julio, se produjo a pesar de que Austria estaba presionando a favor de un aplazamiento, en espera de diversas mejoras en la central. Sin embargo, los eslovacos han respondido a la preocupación austriaca sobre la seguridad, señalando que seguirían cumpliendo con las normas estrictas fijadas por el OIEA y que las mejoras de seguridad recomendadas por los expertos internacionales ya han sido totalmente implantadas. También han informado que los trabajos en las unidades 1 y 2 de Mochovce –reactores VVER-440 de diseño ruso– se han realizado con la participación de EdF y Framatome, por parte francesa, y S N E

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SECCIONES FIJAS

de Siemens, por Alemania, así como con ayuda rusa. El Gobierno de Bratislava sostiene que la electricidad producida por Mochovce es imprescindible para la economía del país. Un Ministro eslovaco rechazó hace poco una petición de los Verdes para la celebración de un referéndum sobre la utilización de la energía nuclear en la República, afirmando que, sin la central de Mochovce, habría que hacer una votación sobre si la gente querría un recorte del 25% en los suministros de electricidad. Una vez alcanzada la criticidad, se realizarán otras pruebas en la unidad 1 y, posteriormente, se llevarán a cabo las pruebas de subida de potencia, con la unidad conectada a la red. Habrá un período de demostración de seis días, durante el cual Skoda, vendedor del reactor, tendrá que demostrar que la unidad puede funcionar de forma fiable a plena potencia sin interrupción. Tras la puesta en servicio de Mochovce1, habrá un período operativo de prueba de seis meses. La puesta en servicio de la unidad 2 de la central está prevista para el año que viene. FINLANDIA Crece la aceptación de la energía nuclear Los resultados de una nueva encuesta, publicados a principios de junio, indican que el 39% de los finlandeses tienen una opinión positiva de la energía nuclear, siendo ésta la cifra más alta registrada desde 1983. Hace cinco años, había descendido el apoyo a la energía nuclear hasta el 29%, pero un sondeo Gallup en 1997 comprobó que el 37% de los finlandeses estaban a favor. Por tanto, la diferencia entre partidarios y detractores de esta fuente energética fue de cinco puntos a favor de los primeros, habiendo aumentado ahora la diferencia hasta nueve puntos (39% a favor y 30% en contra). En el año 1996, los resultados eran de un 33% a favor y un 35% en contra. Este último sondeo ha sido encargado por la Federación Finlandesa de Industrias de la Energía, quien señala que, aunque en general ha aumentado el apoyo público a la energía nuclear en los últimos años, el 40% de los finlandeses sigue oponiéndose a la construcción de una nueva central, frente al 36% que la apoya. Las cifras de

la encuesta indican también que la oposición a la energía nuclear sigue estando más extendida entre las mujeres, con sólo un 19% a favor y el 53% en contra. A pesar de las presiones pronucleares de los políticos, industrias principales y sindicatos, el Parlamento finlandés votó en el año 1993 en contra de la construcción de un quinto reactor nuclear en Finlandia, y el actual gobierno de coalición, en el que está el Partido de los Verdes, anuncia que no va a resucitar el debate durante el mandato actual. Sin embargo, la industria ha vuelto a solicitar la construcción de más capacidad nuclear. IVO y TVO, empresas explotadoras de las centrales nucleares de Loviisa y Olkiluoto, han hecho sendos anuncios del inicio de estudios de impacto medioambiental, de cara a la construcción de nuevas plantas.

Según uno de los ponentes, el reciclado de plutonio en forma de MOX permite el aprovechamiento del potencial energético del plutonio y reduce la radiotoxicidad de los residuos almacenados. Ha sugerido tres posibles líneas de acción: • Permitir la rápida introducción del combustible MOX en 28 unidades de reactor, en lugar de las 16 actuales. • Estudiar el uso de MOX en los reactores de 1300 y 1400 MW, así como en la serie de 900 MW. • Diseñar el Reactor Europeo de Agua a Presión (EPR) de nueva generación para que pueda consumir más plutonio del que produce. De las 65,4 toneladas de plutonio almacenadas en Francia a finales de 1996, se separaron 43,6, almacenando el plutonio no irradiado en las plantas de reelaboración. Las cifras correspondientes al cierre del año 1995 fueron de 55,3 y 36,1 toneladas. La estimación actual indica que la cuantía total es de más de 70 toneladas.

Fuente: Finnish Energy Industries Federation

Aumento de potencia de las centrales nucleares

JAPÓN Plan de aumento de la producción nuclear

Previa aprobación del Centro de Seguridad Nuclear y Radiación finlandés, tras los ensayos de comprobación a niveles de potencia más altos, la central nuclear de Loviisa, que cuenta con dos unidades VVER de 445 MW, ha recibido autorización del gobierno para continuar la operación diez años más y aumentar su potencia en casi 100 MW.

Un comité del gobierno japonés ha recomendado el mantenimiento del plan de aumento de la producción de electricidad nuclear, para ayudar al país a alcanzar los objetivos de reducción de las emisiones de gases de invernadero, fijados en la conferencia de Kioto del año pasado. Un subcomité del comité asesor de energía, que forma parte del Ministerio de Comercio Internacional e Industria, acaba de publicar una nueva versión de sus previsiones de oferta y demanda energética a largo plazo, siendo ésta la primera actualización desde 1994. En el documento se declara que, si se adoptaran a nivel político “medidas drásticas”, se limitaría el consumo final de energía a una cifra equivalente a 400 millones de kilolitros de crudo en el año 2010, comparada con los 393 millones de 1996. Se recomienda, igualmente, la reducción de la dependencia del petróleo y el control de las provisiones de carbón, así como la adopción de medidas serias de conservación de energía para la industria, los hogares y el sector de transporte. En el ámbito nuclear, el subcomité informa que prevé dificultades futuras con el emplazamiento de

Fuente: Nucleonics Week

FRANCIA Respaldo al aprovechamiento de MOX Un grupo parlamentario francés, que ha examinado las opciones futuras para el ciclo de combustible nuclear, ha recomendado el mayor uso del combustible de óxido mixto (MOX) para reducir las reservas de plutonio y aliviar las instalaciones de almacenamiento de combustible gastado. A finales del año 1996, se almacenó en Francia un total de 65,4 toneladas de plutonio de uso civil, de las cuales 30 toneladas pertenecían a empresas extranjeras, estando prevista su devolución a las mismas. La diferencia entre las dos cifras se sitúa bastante por encima de las 20 toneladas de reservas consideradas necesarias por EdF como tope para la fabricación de MOX.

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nuevas centrales nucleares, pero confirma que esta fuente será imprescindible si se quieren alcanzar los objetivos de Kioto. Según la nueva previsión, la cifra objetiva actual para la generación nuclear 480 TWh en el 2010- debe mantenerse. El año pasado, las 54 unidades nucleares de Japón generaron algo más de 318 TWh. La capacidad total del parque nuclear japonés fue de 43.850 MW en 1997, pero sería necesario elevar esta cifra hasta 66.000 o 70.000 MW para coincidir con la cifra de producción objetiva para el año 2010. La cuota nuclear de Japón alcanzó un récord del 35,22% el año pasado. Fuente: Japan Atomic Industrial Forum

REINO UNIDO Renace el debate sobre la energía nuclear El Comité de Comercio e Industria del Parlamento, controlado por el Partido Laborista en el poder, ha publicado un informe sobre la política energética doméstica, indicando que es necesario replantear esta cuestión a la luz de los esfuerzos internacionales y nacionales para reducir las emisiones de dióxido de carbono y combatir el calentamiento global. El informe dice: “Los objetivos de emisión del Protocolo de Kioto y los propios del RU obligan a volver a estudiar la cuestión de si se debe proyectar nueva capacidad de generación nuclear.” La conclusión del Comité de que el problema “no puede ni debe ser evitado más tiempo”, ha sido bien recibida por el Foro de la Industria Nuclear Británica, cuyo presidente, Ray Hall, ha señalado que abordar la amenaza del cambio climático y reducir las emisiones de dióxido de carbono son ya claves para el desarrollo de la política energética de Gran Bretaña.

ÍNDICE DE ANUNCIANTES 2ªC 2 6 3 3ªC 4 8 19 10 7 4ªC 1

S N E

BORG C.N. ASCÓ C.N. VANDELLÓS COGEMA DTN EMPRESARIOS AGRUPADOS ENUSA INITEC LAINSA SIEMSA SNE 24 RA INFORME 24 RA