21-06-2017

Sucesos iniciadores

Cumplimentación deficiente en el Programa de Acciones Correctivas (PAC) de una No Conformidad (NC)

Según la citada NC se emitieron pedidos para servicios relacionados con la seguridad a empresas no incluidas en la lista de suministradores aprobados por la central. Uno de los pedidos estaba dirigido a un servicio de mantenimiento de equipos de espectrometría gamma al que se solicitaba la realización de tareas de calibración y verificación de estos equipos. Se incumple un apartado de la guía de UNESA relativo al sistema de gestión de las bases de datos, ya que la calidad de la información introducida en la aplicación del PAC no es ni completa ni suficiente para su comprensión.

Las desviaciones identificadas en el apartado anterior suponen fallos en la gestión efectiva de las medidas necesarias para resolver deficiencias relacionadas con el pilar de seguridad de sucesos iniciadores en el atributo de comportamiento de equipos. Esta deficiencia afecta a la eficacia del proceso de identificación y resolución de los problemas y se valora como un hallazgo verde por suponer el fallo del titular para implementar o prescribir medidas compensatorias significativas o el fallo en la gestión efectiva de las citadas medidas. El componente transversal afectado es el de toma de decisiones, ya que no hubo comunicación eficaz entre Garantía de Calidad y el personal del laboratorio lo que contribuye tanto a que la NC, no haya sido cerrada como a la definición y cumplimentación de la misma.

CSN

21-06-2017

Sucesos iniciadores

No Conformidad (NC) mal categorizada y cerrada sin resolver

La unidad de Garantía de Calidad del titular detectó, en la auditoría realizada en diciembre de 2016 que se habían deteriorado y/o perdido aproximadamente 15400 radiografías y 15600 fotogramas o registros del archivo de registro de garantía de la planta. En febrero de 2017 dicha unidad emitió una No Conformidad (NC) sobre el estado de conservación de registros de calidad de la central, y la misma se encontró cerrada a fecha de la inspección a pesar de que no se había resuelto. El origen del deterioro y/o destrucción de los registros fue una inundación que afectó al archivo en el año 2001 al obstruirse el sistema de alcantarillado del mismo. Este hecho, afectó a numerosos registros de seguridad situados en los cajones inferiores de los armarios metálicos y a registros en soporte jacket. El titular ha incumplido la guía de UNESA CEN-13 que establece que el responsable de una NC, o Propuesta de Mejora, (PM), procederá a su cierre, una vez haya comprobado el cierre de todas las acciones aplicables por parte de los responsables de la ejecución, requisito que no se cumple ya que la NC se archivó sin llevar a cabo las acciones aplicables.

Las desviaciones identificadas suponen fallos en la gestión efectiva de las medidas necesarias para resolver deficiencias relacionadas con el atributo de control de diseño del pilar de seguridad de sistemas de mitigación e integridad de las barreras, ya que el titular ha perdido las referencias respecto al estado de las radiografías de las diferentes secciones del código ASME y de la configuración documental de la planta necesarias para realizar estudios y futuras modificaciones de diseño. Esta deficiencia afecta a la eficacia del proceso de identificación y resolución de los problemas por fallar al implementar o prescribir medidas compensatorias significativas ante problemas detectados, por lo que es muy poco importante para la seguridad y se categoriza como verde. El Componente transversal afectado es el de toma de decisiones ya que se cierra una conformidad en el programa de acciones correctoras de la planta sin cerrar las acciones correspondientes. Como consecuencia el problema estaba sin resolver en el momento de la inspección. Además, el suceso tuvo lugar en el año 2001 y no se han tomado aún las decisiones y acciones necesarias para resolverlo.

CSN

26-09-2017

Sucesos iniciadores

null

CSN

18-10-2017

Sistemas de mitigacion

Presencia de acopio de material radiactivo en un edificio sin ventilación controlada

La inspección observó la presencia de un acopio de material en el que se encontraban dos motores de las bombas de refrigeración del reactor etiquetado como radiactivo. Preguntado por el carácter permanente de este acopio, el titular manifestó que este tipo de acopios no se consideran permanentes, pues se trasladan de la planta del edificio de turbina de un grupo a la del otro según las necesidades y la planificación de los trabajos de recarga. La estancia principal del edificio de turbina en que el acopio se hallaba carece de ventilación controlada. El acopio no se había contemplado en el Análisis de Riesgo de Incendio (ARI) de la central, indicando el titular que se incluiría en caso de que el acopio fuese permanente, pero que éste no era el caso ya que no superaba los 180 días. De acuerdo con el procedimiento, el acopio no puede ser considerado como temporal, y tampoco se considera el lugar como zona de acopio pues la ubicación del material tendría que haberse tenido en cuenta en el Análisis de Riesgos de Incendios. El incumplimiento afecta a la ausencia de inclusión en el ARI del análisis de riesgo de incendio del acopio identificado, que requiere el procedimiento del titular sobre control de almacenamiento de materiales combustibles e inflamables transitorios

El hallazgo afecta directamente al objetivo del pilar de seguridad de sistemas de mitigación frente a sucesos externos (en este caso un incendio). Teniendo en cuenta que al sistema de Protección Contra Incendios se le asigna un nivel de degradación bajo, el hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde. El componente transversal afectado es el de planificación y coordinación del trabajo, ya que el titular no identificó de forma adecuada el carácter permanente del acopio objeto del hallazgo, por lo que no realizó el análisis de riesgo de incendio requerido para dichos acopios.

CSN

27-04-2018

13-07-2017

Sistemas de mitigacion

Ausencia de los análisis de los efectos de aspersión del agua sobre equipos eléctricos por roturas circunferenciales de tuberías sin categoría sísmica I

El Consejo de Seguridad Nuclear requirió a la central nuclear de Ascó que, en relación con las roturas circunferenciales de las tuberías que no sean categoría sísmica I, se deben incluir los efectos de aspersión de agua sobre equipos eléctricos. La inspección solicitó información sobre este análisis a lo que el titular explicó que no se había analizado la protección frente a aspersión, sino exclusivamente la protección frente a goteo. En consecuencia, el análisis y las actuaciones realizadas por el titular no cumplen con el estudio solicitado por el CSN debido a que con las modificaciones realizadas se están protegiendo las cabinas y cuadros eléctricos contra la entrada de agua a través del techo, y su posterior afectación por goteo, pero no frente a la rotura de tuberías no sísmicas en salas que contengan equipos eléctricos que se podrían ver afectados por aspersión. El titular incumple los requisitos de análisis de los efectos de aspersión de agua sobre equipos por roturas circunferenciales de tuberías no categoría sísmica I, establecidos por el CSN en el ámbito de las Instrucciones Técnicas Complementarias (ITC) post Fukushima

El hallazgo afecta negativamente al atributo de protección contra factores externos del pilar de seguridad de sistemas de mitigación. El componente transversal afectado es el de resolución de problemas y áreas de mejora, pues se considera que el titular era conocedor de que sus análisis en respuesta a los requisitos establecidos en las ITC post-Fukushima no cubrían los efectos de aspersión sobre equipos y no adoptó las acciones adecuadas para conseguir el objetivo. Para valorar el hallazgo se ha tenido en cuenta que, puesto que se trata de un requisito para hacer frente a una situación más allá de la base de diseño de la instalación, se considera que el impacto en la seguridad es muy bajo y por tanto, se puede clasificar como verde.

CSN

27-04-2018

14-11-2017

Sistemas de mitigacion

Comprobación incompleta de la lógica del cableado de la vigilancia de mínima tensión en las barras de salvaguardia

La inspección detectó que los Procedimientos de Vigilancia (PV) de la lógica cableada para el control de mínima tensión se habían comprobado de manera incompleta. En cada una de las barras de salvaguardia (7A y 9A) de 6,9 kV se localizan cuatro relés que vigilan la pérdida de tensión en la barra, así como otros cuatro que vigilan si se da una condición de tensión degradada prolongada en el tiempo. La actuación de dos relés de cada uno de los grupos de 4 debe generar el arranque del generador diésel de emergencia, así como el inicio de la secuencia de desconexión de cargas, según una lógica 1 de 2, dos veces. Durante la inspección quedó de manifiesto que, si bien los relés se calibraban y verificaban de forma sistemática con dichos procedimientos, había partes de la lógica cableada que no se comprobaban. Por tanto, un cambio físico en la instalación podría haber dado lugar a una configuración de planta no controlada y haber impedido, en caso de fallos concurrentes, la actuación correcta de la salvaguardia tecnológica de la vigilancia de la tensión. Se ha incumplido la carta genérica americana, Generic Letter GL-96-01, sobre las pruebas de los circuitos lógicos relacionados con la seguridad al no comprobarse partes de los circuitos lógicos de actuación de vigilancia de mínima tensión en las barras de salvaguardia. El componente transversal afectado es el de evaluación de problemas y áreas de mejora, ya que en anteriores ocasiones, el titular había identificado deficiencias en la revisión y ejecución de PV asociados a lógicas de vigilancia y actuación, derivado de análisis de sucesos experiencia operativa interna que de haber sido corregidas con prontitud hubieran evitado este incumplimiento.

El hallazgo está asociado al atributo de comportamiento de equipos del pilar de seguridad de sistemas de mitigación y afecta negativamente al objetivo del mismo de asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas, por no tener garantizada su fiabilidad. Dado que el hallazgo no implicó la pérdida real de función, se concluye que el hallazgo tiene baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

27-04-2018

14-11-2017

Sistemas de mitigacion

No se ha considerado la carga de conexión manual correspondiente a los calentadores del presionador a la hora de dimensionar el generador diésel de emergencia de tren B

Durante la inspección de requisitos de vigilancia se preguntó al titular, por analogía con las cargas consideradas en el tren A, el motivo por el que no se habían considerado en las tablas de la secuencia de cargas del Estudio Final de Seguridad los calentadores del presionador de los grupos de respaldo del tren B. El titular indicó que las únicas cargas que deben ser tenidas en cuenta para el dimensionamiento del generador diésel son todas aquellas que se conectan por una acción automática. Sin embargo, el estudio final de seguridad de la central nuclear Ascó indica que la capacidad exigida a cada generador diésel se basa en la carga de diseño, que se define como la carga máxima que se presenta durante el accidente base de diseño o en condiciones de parada caliente e incluyendo las cargas que se pueden conectar manualmente, entre las que se encontrarían los calentadores del tren B. Se ha incumplido la guía reguladora americana RG 1.9, sobre la aplicación y pruebas de los generadores diésel relacionados con la seguridad, aplicable a la planta, al no considerar los calentadores del presionador del tren B como equipo necesario para mantener la planta en condición segura si se produce una pérdida de potencia eléctrica exterior prolongada. Dicha norma endosa la norma IEEE std 387-1995, que forma parte de las bases de licencia de la central en la que se establece el método para determinar el perfil de carga del generador diésel, que deberán incluir las cargas secuenciadas y las conectadas manualmente.

El hallazgo está asociado al atributo de comportamiento de equipos del pilar de seguridad de sistemas de mitigación y afecta negativamente al objetivo del mismo de asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas, por no tener garantizada su fiabilidad. Dado que el hallazgo no implicó la pérdida real de función, y que en su valoración en situaciones de parada se ha verificado su la disponibilidad de los elementos necesarios para el cumplimiento de las funciones de seguridad el hallazgo tiene baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

27-04-2018

31-03-2017

Sistemas de mitigacion

Empleo inadecuado de componentes programables (digitales) en los cargadores de seguridad de las baterías

Los inspectores del CSN verificaron que el manual del fabricante indicaba que los nuevos cargadores de seguridad de baterías, que se instalaron tras una modificación de diseño, incluían una unidad de control, basada en técnicas de multiprocesamiento, que monitoriza y gestiona el correcto funcionamiento del equipo y que dicha unidad de control podría incorporar dispositivos lógicos programables, lo que implicaría el uso de software. La central informó al CSN que en efecto había detectado que los nuevos cargadores de baterías que son componentes de seguridad que se emplean en tarjetas electrónicas y gestionan las señales de entrada y salida que intervienen en las tarjetas, podrían incluir sendos dispositivos lógicos programables, por lo que confirmaba que se habían instalado en la planta elementos de control digital. El titular debería haber aplicado controles eficaces en el diseño y compra de repuestos para asegurar una adecuada calidad y fiabilidad de los citados dispositivos lógicos digitales que existen en los equipos de actuación. Por lo tanto, se incumple la Instrucción de Seguridad del Consejo de Seguridad Nuclear, IS-21, sobre requisitos aplicables a las modificaciones en las centrales nucleares, al no haberse completado adecuadamente la evaluación de seguridad de las modificaciones de diseño que emitió el titular para la sustitución de los cargadores de seguridad de la planta.

La desviación es un hallazgo que está asociado al atributo de control de diseño del pilar de seguridad nuclear de sistemas de mitigación. De acuerdo con el análisis descrito y teniendo en cuenta que el hallazgo no ha supuesto la pérdida real de ningún componente importante para la seguridad, y hay una expectativa razonable de operabilidad de los componentes afectados, se considera que se trata de un hallazgo de muy baja significación para la seguridad, y se categoriza como verde. El componente transversal identificado es identificación de problemas y áreas de mejora, ya que la organización no ha tenido en cuenta todos los aspectos implicados en la modernización de la instrumentación y otros equipos en cuanto a la incorporación de sistemas digitales.

CSN

26-09-2017

Sistemas de mitigacion

null

CSN

31-03-2017

Sistemas de mitigacion

Análisis incompleto de la capacidad del sistema de agua de servicios de salvaguardias tecnológicas y del turno de operación para el aislamiento de inundaciones provocadas por roturas de tuberías

La inspección visual de los distintos elementos y componentes de aislamiento de la línea de descarga de la balsa de salvaguardias reveló que el titular no había analizado la capacidad del sistema para aislamiento de las roturas con el fin de mejorar su fiabilidad y tiempos de actuación, tal y como se le requería por el CSN en las ITC post-Fukushima, que son de obligado cumplimiento para el titular. Por tanto, el titular ha incumplido las ITC requeridas por el CSN tras el accidente de Fukushima.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de sistemas de mitigación al no poder asegurar el correcto funcionamiento de sistemas de seguridad ante la ocurrencia de un suceso como inundaciones. El hallazgo se categoriza como verde, es decir que tiene muy baja significación para la seguridad, ya que no implica la pérdida total de una función de seguridad identificada por el titular en el Análisis Probabilístico de Seguridad que contribuya a secuencias de daño al núcleo iniciadas por sucesos externos (en este caso, inundaciones). El componente transversal afectado es el de evaluación de problemas y áreas de mejora ya que el titular no realizó la evaluación requerida con la profundidad y dedicación de recursos necesarios, acordes a la importancia.

CSN

26-09-2017

Sistemas de mitigacion

null

CSN

24-10-2017

Integridad de barreras

Omisión de la realización de la medición manual de caudal de aire a través de la unidad de filtración previa a las pruebas de eficiencia

En su función de seguridad, el sistema de ventilación del edificio de combustible debe retener los productos de fisión que pueden desprenderse al edificio en caso de un accidente de caída de combustible. Para ello, cada unidad de filtración del sistema dispone de un banco de filtros de carbón y dos bancos de filtros de aire de alta eficiencia (HEPA, por sus siglas en ingles). Con objeto de determinar que dichos bancos son capaces de retener los productos de fisión previstos en el diseño, las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF) establecen la necesidad de ejecutar unas pruebas de eficiencia, realizadas de acuerdo con la norma americana ASME N510-1989 (este documento es base de licencia de la instalación). Así mismo, las ETF señalan que dichas pruebas deben llevarse a cabo cuando el sistema opera con un caudal de 13.600 m3/h±10%. La normativa americana indica a su vez que, previamente a la realización de las pruebas, debe realizarse una medida manual del caudal con objeto de comprobar que el mismo se encuentra en el intervalo establecido en las ETF. En las pruebas correspondientes a los Requisitos de Vigilancia, la inspección del CSN comprobó que no se realizó dicha medida manual del caudal. Esta se llevó a cabo mediante la instrumentación fija del sistema. En consecuencia, el titular ha incumplido la normativa americana.

El hallazgo afecta al pilar de la seguridad de sistemas de mitigación. Teniendo en cuenta que el hallazgo no provoca la pérdida de función del sistema se valora como verde, ya que existe una expectativa razonable de que, a la vista de los resultados de otras pruebas anteriores, se espera que la instrumentación fija del sistema tuviera una lectura aproximada a la real.

CSN

27-04-2018

24-10-2017

Integridad de barreras

Incumplimiento de la base de licencia de la norma americana ASME NQA-1-2017, base de licencia de la instalación

Las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF) recogen los requisitos de vigilancia aplicables a las unidades de filtración del sistema de ventilación del edificio de combustible. Dicho sistema tiene, como función relacionada con la seguridad, retener los productos de fisión que pueden caer al edificio en caso de un accidente de caída de combustible. Para ello, cada unidad de filtración del sistema dispone de un banco de filtros de carbón y dos bancos de filtros de aire de alta eficiencia (HEPA, por sus siglas en ingles). Con objeto de determinar que dichos bancos son capaces de retener los productos de fisión previstos en el diseño, se realizan unas pruebas de eficiencia que las ETF establecen que se realicen de acuerdo con el ASME N510-1989. Como consecuencia de la inspección visual, el titular encontró diversas anomalías en los filtros HEPA y procedió a su sustitución. No se pudo determinar si las anomalías que presentaban los filtros HEPA sustituidos afectaban a su eficiencia ya que la prueba se realizó después de haberlos sustituido. Este hecho se considera un incumplimiento de la metodología de ejecución del requisito de vigilancia, que debe incorporar tanto la prueba as-left como la as-found, en consonancia con lo recogido en la norma ASME relativo a los requisitos de garantía de calidad para el mantenimiento de las instalaciones nucleares.

El hallazgo afecta al pilar de la seguridad de sistemas de mitigación. El hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde ya que no se ha producido la pérdida de ninguna función de seguridad ni de ningún sistema completo de seguridad

CSN

27-04-2018

24-10-2017

Integridad de barreras

Incumplimiento de la Instrucción Técnica de la Dirección Técnica de Seguridad Nuclear sobre los sistemas de ventilación

La Instrucción Técnica (IT) del CSN sobre sistemas de ventilación de la central nuclear de Ascó, requiere la implantación de la instrumentación necesaria para el seguimiento periódico de la presión negativa en aquellos edificios que lo requieran en operación normal, y establece un valor de referencia de dicha presión y desarrollar los procedimientos que recojan las actuaciones a realizar en caso de superación del mismo. Estos edificios son: edificio auxiliar, edificio de penetraciones mecánicas, edificio de taller caliente y edificio de control: áreas con actividad y servicios auxiliares. La inspección comprobó que la instrumentación requerida había sido instalada, pero el titular manifestó que no existían procedimientos específicos asociados a los nuevos instrumentos, ni criterios de aceptación asociados a las mediciones y, en consecuencia, no se realiza ningún tipo de comprobación periódica de la presión en los edificios. En consecuencia, se incumple la IT mencionada dado que no se estaba realizando una lectura de la presión en los edificios mediante la instrumentación instalada, no desarrollaban los procedimientos para el seguimiento de la misma y no se habían establecido los procedimientos que recogieran las actuaciones a realizar en caso de superación del punto de consigna.

El hallazgo afecta al atributo de fiabilidad de los instrumentos de vigilancia de la radiación del pilar de seguridad de protección radiológica del público. Teniendo en cuenta que el hallazgo sólo representa una degradación de la función de la barrera radiológica para los edificios mencionados en la instrucción técnica y supone una deficiencia en los procesos de vigilancia de la radiación ambiental, el hallazgo se considera de muy baja significación para el riesgo y se clasifica como verde.

CSN

27-04-2018

24-10-2017

Integridad de barreras

Pérdida de la presión negativa en edificios de zona controlada sin la toma de medidas compensatorias por parte del titular

La Instrucción Técnica del CSN sobre sistemas de ventilación de la central nuclear Ascó transmitida a la planta requiere la implantación de la instrumentación necesaria para el seguimiento periódico de la presión negativa en aquellos edificios que lo requieran en operación normal y establece un valor de referencia de dicha presión y desarrollar los procedimientos que recojan las actuaciones a realizar en caso de superación del mismo. Estos edificios son el edificio auxiliar, el edificio de penetraciones mecánicas, el edificio de taller caliente y el edificio de control: áreas con actividad y servicios auxiliares. La medida compensatoria establecida por el titular abarcó 25 meses (desde mayo de 2014 hasta septiembre de 2016) en los que se efectuaron lecturas en el edificio auxiliar, penetraciones mecánicas, edificio de combustible, anexo combustible, sala de control, sala del centro de apoyo técnico (CAT) y penetraciones eléctricas. Los cuatro primeros edificios corresponden a zonas que por diseño requieren presiones negativas. El criterio de diseño del mantenimiento de las presiones negativas en estos edificios aplica en condiciones normales de operación y debe ser aplicable en todo momento. Los casos en los que puede perderse dicha presión negativa deberían estar asociados exclusivamente a condiciones meteorológicas muy desfavorables o a sucesos internos en los edificios muy puntuales. De los registros facilitados a la inspección se deduce que en diversas ocasiones se ha incumplido el criterio de depresión, principalmente en el edificio auxiliar y en el edifico de penetraciones mecánicas, incumpliendo, en consecuencia, lo indicado en el Estudio Final de Seguridad.

El hallazgo afecta al atributo de fiabilidad de los instrumentos de vigilancia de la radiación del pilar de seguridad de protección radiológica del público. Al representar el hallazgo sólo una degradación de la función de la barrera radiológica para los edificios mencionados en la Instrucción Técnica se considera que es de muy baja significación para la seguridad y se clasifica como verde.

CSN

27-04-2018

24-10-2017

Integridad de barreras

Omisión de la realización de una prueba de capacidad durante las pruebas de puesta en marcha de la unidad de filtración

Las unidades de filtración de los sistemas de ventilación deben ser sometidas a una serie de pruebas antes de su puesta en marcha. Estas pruebas están recogidas en la norma americana ASME N510-1989 que aplica a la planta, y pueden dividirse en dos grandes conjuntos: aquellas cuya ejecución debe ser periódica y otras que sólo se requieren realizar en la puesta en marcha de las unidades de filtración o en caso de modificaciones importantes o reparaciones en las mismas. En las Instrucciones Técnicas Complementarias (ITC) asociadas a la autorización de explotación vigente se requirió al titular la realización de aquellas pruebas de las que no tuviera constancia documental. Concretamente, la ITC requiere que entre estas pruebas se lleve a cabo la de capacidad en la que se simula la máxima pérdida de carga prevista en el diseño de todos los componentes de la unidad de filtración y se comprueba que el ventilador es capaz de mantener el caudal en un intervalo del ±10% del caudal nominal. Una vez efectuada esta prueba, se puso de manifiesto que los resultados no fueron aceptables para las unidades de filtración de los siguientes sistemas relacionados con la seguridad: sistema de ventilación de la sala de control y sistema de ventilación de penetraciones. En consecuencia, se incumple la norma ASME N510-1989, que es parte de la base de licencia de la planta, dado que éste requiere que se realice una prueba de capacidad durante las pruebas de puesta en marcha de la unidad de filtración.

El hallazgo afecta al pilar de la seguridad de sistemas de mitigación. El hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde ya que no se ha producido la pérdida de ninguna función de seguridad ni de ningún sistema completo de seguridad.

CSN

27-04-2018

21-09-2017

Preparación para emergencias

Medidas de protección radiológica inadecuadas para el personal del Centro Alternativo de Gestión de Emergencias (CAGE) durante el simulacro.

Durante la realización del simulacro, en el Centro Alternativo de Gestión de Emergencias (CAGE) se activó la alarma real que indicaba el fallo de la ventilación y en ese momento se estaba simulando una emisión radiactiva al exterior. Tras comprobar que el motivo de la alarma era el fallo de la ventilación, el director del Plan de Emergencia Interior (PEI) no advirtió al personal reunido en el CAGE que en caso de emergencia real tendrían que colocarse las máscaras de protección respiratoria. Se incumple por tanto el apartado del PEI relativo a acciones de protección, en el que se indica que el director del PEI es el responsable de establecer las medidas de protección para todo el personal que se encuentre en la zona bajo el control del explotador. Dichas acciones están descritas en el procedimiento que trata de las medidas de protección para el personal que interviene en la emergencia, en concreto para el control de la contaminación ambiental y el reparto de máscaras de protección respiratoria.

El hallazgo está asociado con el atributo del pilar de emergencias, y está relacionado con el fallo del titular para implementar o prescribir medidas compensatorias significativas o fallo en la gestión efectiva de las citadas medidas. Teniendo en cuenta que se trata de un requisito relacionado con una función que no es de seguridad y que el fallo del requisito no conlleva la pérdida de dicha función, se considera de muy baja significación para el riesgo y se clasifica como verde.

CSN

27-04-2018