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Timestamp: 2018-07-17 17:40:43
Document Index: 309687770

Matched Legal Cases: ['Art. 2', 'Art. 3', 'Art. 4', 'Art. 5', 'Art. 7', 'Art. 8', 'Art. 9', 'Art. 10', 'Art. 11', 'Art. 4', 'Art. 5', 'Art. 2', 'Art. 3', 'Art. 4', 'Art. 5', 'Art. 7', 'Art. 8', 'Art. 9', 'Art. 10', 'Art. 11', 'Art. 7']

Art. 2 Einhaltung der grundlegenden Schutzziele
2. Kapitel: Gefährdungsannahmen
1. Abschnitt: Gefährdungsannahmen für Kernanlagen
Art. 3 Allgemeine Gefährdungsannahmen
Art. 4 Gefährdungsannahmen für Störfälle mit Ursprung innerh...
Art. 5 Gefährdungsannahmen für Störfälle mit Ursprung ausser...
2. Abschnitt: Zusätzliche Gefährdungsannahmen für Kernkraftw...
3. Kapitel: Kriterien für die Bewertung des Schutzes gegen A...
1. Abschnitt: Kriterien für Kernanlagen
Art. 7 Radiologische Kriterien
Art. 8 Technische Kriterien
2. Abschnitt: Zusätzliche technische Kriterien für Kernkraft...
Art. 9 Störfälle der Kategorie 1
Art. 10 Störfälle der Kategorie 2
Art. 11 Störfälle der Kategorie 3
4. Kapitel: Kriterien für die Bewertung des Schutzes gegen a...
5. Kapitel: Kernanlagen in Betrieb
vom 17. Juni 2009 (Stand am 1. August 2009)
gestützt auf Artikel 8 Absatz 6 der Kernenergieverordnung vom 10. Dezember 20041,
Auslegungsstörfall: Störfall, bei dem durch auslegungsgemässes Verhalten der Sicherheitssysteme keine unzulässige Freisetzung radioaktiver Stoffe und keine unzulässige Bestrahlung von Personen auftreten. Die Gesamtheit der Auslegungsstörfälle kann in folgende Kategorien eingeteilt werden:
Störfälle der Kategorie 1: Störfälle mit einer Häufigkeit kleiner gleich 10-1 und grösser als 10-2 pro Jahr.
Störfälle der Kategorie 2: Störfälle mit einer Häufigkeit kleiner gleich 10-2 und grösser als 10-4 pro Jahr.
Störfälle der Kategorie 3: Störfälle mit einer Häufigkeit kleiner gleich 10-4 und grösser als 10-6 pro Jahr.
Auslegungsüberschreitender Störfall: Störfall, welcher in Bezug auf das auslösende Ereignis oder die Art und Anzahl zusätzlicher Fehler den Rahmen der Auslegung durchbricht; dabei kann nicht ausgeschlossen werden, dass radioaktive Stoffe in gefährdendem Umfang freigesetzt werden.
Konzept der gestaffelten Sicherheitsvorsorge: Sicherheitskonzept, das auf mehreren Ebenen aufeinander folgende und voneinander unabhängige Schutzmassnahmen umfasst, die bei Abweichungen vom Normalbetrieb unzulässige radiologische Auswirkungen in der Umgebung verhindern und Freisetzungen in gefährdendem Umfang lindern.
Grundlegende Schutzziele: Die grundlegenden Schutzziele zur Gewährleistung der nuklearen Sicherheit sind:
die Kühlung der Kernmaterialien und der radioaktiven Abfälle,
der Einschluss der radioaktiven Stoffe,
die Begrenzung der Strahlenexposition.
Störfallanalyse: Untersuchung des Verhaltens der Kernanlage bei Störfällen mit Hilfe analytischer Methoden. Die Störfallanalyse umfasst eine deterministische und eine probabilistische Untersuchung von Störfallabläufen. Anhand der deterministischen Störfallanalyse ist nachzuweisen, dass ein abdeckendes Spektrum von Störfällen durch die getroffenen Schutzmassnahmen wirksam beherrscht wird und damit die grundlegenden Schutzziele eingehalten werden. Ergänzend hierzu ist anhand der probabilistischenSicherheitsanalyse nachzuweisen, dass die gegen Störfälle getroffenen Schutzmassnahmen ausreichend zuverlässig und ausgewogen sind.
Übergreifende Einwirkungen: Einwirkungen mit Ursprung innerhalb oder ausserhalb der Anlage, die aufgrund eines grossen räumlichen Einwirkungsbereichs Schäden an mehreren Bauwerken oder Anlageteilen verursachen können.
1 Der Gesuchsteller für eine Bau- oder Betriebsbewilligung (Gesuchsteller) oder der Inhaber einer Betriebsbewilligung für eine Kernanlage (Bewilligungsinhaber) hat die Einhaltung der grundlegenden Schutzziele durch eine deterministische Störfallanalyse nachzuweisen.
2 Beim Nachweis des ausreichenden Schutzes gegen Störfälle sind mindestens die in den Artikeln 3-6 aufgeführten Gefährdungsannahmen zu berücksichtigen.
3 Die grundlegenden Schutzziele sind in jedem Fall eingehalten, falls die in den Artikeln 7 und 8 aufgeführten Kriterien erfüllt sind, für Kernkraftwerke zusätzlich die in den Artikeln 9-11 aufgeführten technischen Kriterien.
4 Die Aufsichtsbehörde wird beauftragt, die Anforderungen an die deterministische Störfallanalyse in Richtlinien zu regeln.
1 Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat Annahmen zu treffen und zu begründen über:
den Umfang der Störfälle, gegen die Schutzmassnahmen zu treffen sind;
die Art und Höhe der bei Störfällen entstehenden Belastungen auf die Anlage;
die Häufigkeiten der Störfälle.
2 Er hat dabei die Art und den Standort der Kernanlage zu berücksichtigen.
Art. 4 Gefährdungsannahmen für Störfälle mit Ursprung innerhalb der Anlage
1 Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat für folgende Störfälle mit Ursprung innerhalb der Anlage mindestens die jeweils genannten Auswirkungen zu berücksichtigen und zu bewerten:
Reaktivitätsstörungen: Leistungsexkursionen, Bestrahlung;
Brand: heisse Gase, Rauch und Wärmestrahlung;
Überflutung: Staudruck auf Gebäude und Kurzschlüsse in elektrischen Anlagen;
Komponentenversagen: mechanische Einwirkungen auf Bauwerke und Anlageteile;
Fehlhandlungen des Personals: direkte Freisetzung radioaktiver Stoffe, Auslösung von Störfällen sowie Erschwerung der Störfallbeherrschung;
Fehlerhafte Handhabung von radioaktivem Material: Kontamination;
Versagen oder Fehlfunktion von Betriebssystemen: Auslösung von Störfällen;
Versagen oder Fehlfunktion von Sicherheitssystemen: Auslösung von Störfällen und Verletzung der Integrität von Barrieren;
Explosionen: Druckwelle, Wärmestrahlung und Brand;
Absturz schwerer Lasten: Beschädigung von Strukturen oder Komponenten.
2 Er hat bei den Auswirkungen eine Gefährdung durch übergreifende Einwirkungen, insbesondere bei anlageinternen Bränden, Explosionen, Dampfausströmungen und Überflutungen, zu berücksichtigen und zu bewerten.
3 Er hat anzunehmen, dass sich brennbare Stoffe entzünden, sofern diese nicht besonders geschützt sind. In inertisierten Anlagenbereichen ist kein Brand zu unterstellen.
4 Er hat bei der Bestimmung der Gefährdung durch Überflutungen neben dem Inventar der direkt betroffenen Wasser führenden Systeme auch automatische Nachspeisemöglichkeiten zu berücksichtigen.
Art. 5 Gefährdungsannahmen für Störfälle mit Ursprung ausserhalb der Anlage
1 Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat für folgende Störfälle mit Ursprung ausserhalb der Anlage mindestens die jeweils genannten Auswirkungen zu berücksichtigen und zu bewerten:
Erdbeben: Bodenerschütterungen, Bodensetzungen, Erdrutsche, Zerstörung in der Nähe befindlicher Anlagen, welche die Sicherheit der Kernanlage gefährden können und Verlust von nicht erdbebenfesten Hilfs- und Versorgungssystemen, Brand und Überflutung;
Überflutung: Flutwellenwirkung auf Gebäude, Eindringen von Wasser in Gebäude und Unterspülung von Gebäuden;
Flugzeugabsturz: durch den Absturz induzierte Erschütterung von Anlageteilen, Treibstoffbrand (inkl. Rauchentwicklung), Explosionen und Trümmerwirkung;
Extreme Wetterbedingungen: Verlust von nicht gegen diese Bedingungen ausgelegten Hilfs- und Versorgungssystemen sowie Druck- und Temperaturbelastung von Gebäuden;
Blitzschlag: Spannungseintrag in elektrische Einrichtungen;
Explosionen: Druck- und Hitzewelle;
Brand: heisse Gase, Rauch und Wärmestrahlung.
2 Er hat bei den anzunehmenden Auswirkungen eine Gefährdung durch übergreifende Einwirkungen zu berücksichtigen und zu bewerten.
3 Er hat die Gefährdungen aus Störfällen, die durch Naturereignisse ausgelöst werden, insbesondere durch Erdbeben, Überflutung und extreme Wetterbedingungen, mit Hilfe einer probabilistischen Gefährdungsanalyse zu ermitteln. Hierbei sind die aus aktuellen wissenschaftlichen Erkenntnissen gewonnenen historischen Daten sowie absehbare Veränderungen der massgebenden Einflussgrössen zu berücksichtigen und zu bewerten.
4 Er hat für den Nachweis des ausreichenden Schutzes gegen durch Naturereignisse ausgelöste Störfälle Gefährdungen mit einer Häufigkeit grösser gleich 10-4 pro Jahr zu berücksichtigen und zu bewerten.
5 Er hat für den Nachweis des ausreichenden Schutzes gegen Flugzeugabsturz den zum Zeitpunkt des Baubewilligungsgesuchs im Einsatz befindlichen militärischen oder zivilen Flugzeugtyp zu berücksichtigen, der unter realistischen Annahmen die grössten Stosslasten auf Gebäude ausübt.
2. Abschnitt: Zusätzliche Gefährdungsannahmen für Kernkraftwerke mit Leichtwasserreaktoren
1 Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber für Kernkraftwerke mit Leichtwasserreaktoren hat für folgende Störfälle mit Ursprung innerhalb des Kernkraftwerks mindestens die jeweils genannten Auswirkungen zu berücksichtigen und zu bewerten:
Leckagen oder Brüche im Reaktorkühlkreislauf (Kühlmittelverlust): Unzureichende Kühlung der Brennelemente, Druck-, Temperatur- und Feuchtigkeitsaufbau, Strahl- und Reaktionskräfte, Überflutung, Freisetzung radioaktiver Stoffe und Bildung brennbarer Gase;
Leckagen oder Brüche im Frischdampf- und/oder Speisewassersysteminnerhalb und ausserhalb des Reaktorgebäudes: Druck-, Temperatur- und Feuchtigkeitsaufbau, Strahl- und Reaktionskräfte, Überflutung und Freisetzung radioaktiver Stoffe;
Leckagen oder Brüche in an das Brennelementlagerbecken anschliessenden Leitungen: Unzureichende Kühlung der Brennelemente, Überflutung, Freisetzung radioaktiver Stoffe und Bildung brennbarer Gase;
Brennelement-Handhabungsfehler: Beschädigung von Brennstäben, geringe Wasserüberdeckung eines Brennelements.
2 Er hat die Annahmen zu Leckgrösse und -ort aufgrund der jeweiligen Auslegungs-, Fertigungs- und Instandhaltungsmassnahmen zu begründen.
3. Kapitel: Kriterien für die Bewertung des Schutzes gegen Auslegungsstörfälle
Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat für jeden angenommenen Störfall nachzuweisen, dass:
die Dosiswerte nach Artikel 94 Absätze 3-5 und 96 Absatz 5 der Strahlenschutzverordnung vom 22. Juni 19941 eingehalten werden;
die Strahlenexposition bei Störfällen durch Massnahmen gemäss Artikel 9 des Strahlenschutzgesetzes vom 22. März 19912 begrenzt wird.
1 Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat für jeden angenommenen Störfall nachzuweisen, dass die zur Umsetzung des Konzepts der gestaffelten Sicherheitsvorsorge getroffenen technischen und organisatorischen Schutzmassnahmen wirksam sind.
2 Er hat hierfür insbesondere aufzuzeigen, dass die benötigten Bauwerke und Anlageteile die auf sie wirkenden Störfalllasten abtragen können.
2. Abschnitt: Zusätzliche technische Kriterien für Kernkraftwerke mit Leichtwasserreaktoren
Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber für Kernkraftwerke mit Leichtwasserreaktoren hat für Störfälle der Kategorie 1 nachzuweisen, dass jederzeit:
die Unterkritikalität gewährleistet ist;
ein ausreichender Wärmeübergang von den Brennstab-Hüllrohren zum Kühlmittel gewährleistet ist;
die Integrität folgender Barrieren durch derartige Störfälle nicht beeinträchtigt wird:
Brennstab-Hüllrohre,
Reaktorkühlkreislauf (kein Ansprechen von Überdruckschutzeinrichtungen),
Primär-Containment.
Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat für Störfälle der Kategorie 2 nachzuweisen, dass jederzeit:
Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat für Störfälle der Kategorie 3 nachzuweisen, dass:
die Unterkritikalität höchstens kurzfristig nicht gewährleistet ist;
der Wärmeübergang von den Brennstab-Hüllrohren zum Kühlmittel höchstens lokal und kurzzeitig beeinträchtigt ist;
die Integrität mindestens einer der unter Artikel 9 Buchstabe c genannten Barrieren bei derartigen Störfällen jederzeit gewährleistet ist.
4. Kapitel: Kriterien für die Bewertung des Schutzes gegen auslegungsüberschreitende Störfälle
1 Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat nachzuweisen, dass:
die Häufigkeit eines Kernschadens für bestehende Kernkraftwerke kleiner als 10-4/a ist;
bei einer Häufigkeit eines Kernschadens zwischen 10-4/a und 10-5/a für bestehende Kernkraftwerke alle angemessenen Vorkehren getroffen wurden;
die Risikobeiträge auslegungsüberschreitender Störfälle ausgewogen sind;
die Häufigkeit von Freisetzungen radioaktiver Stoffe in gefährdendem Umfang deutlich geringer ist als die Häufigkeit eines Kernschadens.
2 Er hat den Nachweis mit Hilfe einer probabilistischen Sicherheitsanalyse zu erbringen.
3 Die Aufsichtsbehörde wird beauftragt, die Anforderungen an die probabilistische Sicherheitsanalyse in Richtlinien zu regeln.
Der Bewilligungsinhaber hat bei neuen Gefährdungsannahmen oder bei Änderung der in der Baubewilligung zugrunde gelegten Gefährdungsannahmen die deterministische Störfallanalyse und die probabilistische Sicherheitsanalyse mit den neuen Annahmen durchzuführen und die Auswirkungen auf die Sicherheit der Anlage und insbesondere auf das Risiko zu bewerten.
du 17 juin 2009 (Etat le 1er août 2009)
vu l'art. 8, al. 6, de l'ordonnance du 10 décembre 2004 sur l'énergie nucléaire1,
défaillance dans le cadre des règles de dimensionnement: incident au cours duquel le comportement conforme à la conception des systèmes de sécurité empêche toute dispersion inadmissible de substances radioactives et toute irradiation inadmissible des personnes; ce type de défaillance peut être réparti dans les catégories suivantes:
défaillances de catégorie 1: défaillances dont la fréquence est inférieure ou égale à 10-1 et supérieure à 10-2 par an,
défaillances de catégorie 2: défaillances dont la fréquence est inférieure ou égale à 10-2 et supérieure à 10-4 par an,
défaillances de catégorie 3: défaillances dont la fréquence est inférieure ou égale à 10-4 et supérieure à 10-6 par an;
défaillance hors dimensionnement: développement d'un incident qui, au vu de l'événement initiateur ou du type et du nombre de dysfonctionnements supplémentaires, dépasse le cadre de la conception; on ne peut pas exclure que des substances radioactives soient libérées dans des quantités présentant un danger;
concept de défense en profondeur: concept de sécurité comprenant des mesures de protection successives, échelonnées sur plusieurs niveaux et indépendantes les unes des autres qui, en cas d'écart par rapport aux conditions normales d'exploitation, empêchent toute conséquence radiologique inadmissible pour l'environnement et atténuent la dispersion de substances radioactives dans des quantités présentant un danger;
objectifs fondamentaux de protection: les objectifs fondamentaux de protection visant à assurer la sécurité nucléaire sont:
la maîtrise de la réactivité,
le refroidissement des matières nucléaires et des déchets radioactifs,
le confinement des substances radioactives,
la limitation de l'exposition aux radiations;
analyse des défaillances: étude du comportement de l'installation nucléaire en cas de défaillance par des méthodes analytiques l'analyse des défaillances comprend un examen déterministe et probabiliste du développement des incidents l'analyse déterministe des défaillances doit servir à prouver que les mesures de protection prises permettent de maîtriser efficacement un éventail enveloppant de défaillances et à garantir ainsi que les objectifs fondamentaux de protection sont respectés en tant que complément de l'analyse déterministe, l'analyse probabiliste de sécurité sert quant à elle à prouver que les mesures prises en matière de protection contre les défaillances sont suffisamment fiables et équilibrées;
effets étendus: effets qui ont leur origine à l'intérieur ou à l'extérieur de l'installation et qui, en raison de leur extension spatiale, peuvent endommager plusieurs ouvrages ou équipements.
Art. 2 Respect des objectifs fondamentaux de protection
1 Le requérant d'une autorisation de construire ou d'une autorisation d'exploiter (requérant) ou le détenteur d'une autorisation d'exploiter une installation nucléaire (détenteur d'autorisation) doit démontrer au moyen d'une analyse déterministe des défaillances que les objectifs fondamentaux de protection sont respectés.
2 Pour démontrer que la protection contre les défaillances est suffisante, il convient de prendre en compte au moins les hypothèses de risque énumérées aux art. 3 à 6.
3 Les objectifs fondamentaux de protection sont considérés comme respectés si les critères énoncés aux art. 7 et 8 sont remplis, sauf pour les centrales nucléaires, qui doivent en outre satisfaire aux critères techniques énumérés aux art. 9 à 11.
4 L'autorité de surveillance est chargée de définir les exigences relatives à l'analyse déterministe des défaillances dans des directives.
Chapitre 2 Hypothèses de risque
Section 1 Hypothèses de risque pour les installations nucléaires
Art. 3 Hypothèses générales de risque
1 Le requérant ou le détenteur d'autorisation doit faire des hypothèses motivées sur:
le champ des défaillances contre lesquelles des mesures de protection doivent être prises;
la nature et l'ampleur des contraintes que les défaillances imposent à l'installation;
la fréquence d'occurrence des défaillances.
2 Pour ce faire, il doit tenir compte du type d'installation nucléaire et du site.
Art. 4 Hypothèses de risque pour les défaillances et agressions d'origine interne à l'installation
1 Le requérant ou le détenteur d'autorisation doit au moins prendre en compte et évaluer les conséquences suivantes pour les défaillances et agressions ci-après ayant leur origine à l'intérieur de l'installation:
incidents de réactivité: excursions de puissance, irradiation;
incendie: gaz chauds, fumée, rayonnement thermique;
inondation: pression hydrodynamique sur les bâtiments et courts-circuits dans les installations électriques;
défaillances de composants: effets mécaniques sur les ouvrages et sur les équipements;
fausses manoeuvres du personnel: libération directe de substances radioactives, déclenchement de défaillances et difficulté accrue à les maîtriser;
erreur de manipulation de matières radioactives: contamination;
panne ou dysfonctionnement de systèmes d'exploitation: déclenchement de défaillances;
panneou dysfonctionnement de systèmes de sécurité: déclenchement de défaillances et atteinte à l'intégrité de barrières;
explosions: onde de choc, rayonnement thermique et incendie;
chute de lourdes charges: endommagement de structures ou d'équipements.
2 Il doit prendre en compte et évaluer, parmi les conséquences possibles, les risques dus à des effets étendus ou de propagation, en particulier en cas d'incendie, d'explosion, d'échappement de vapeur ou d'inondation à l'intérieur d'une installation.
3 Il doit envisager l'hypothèse que des substances inflammables prennent feu si elles ne font pas l'objet d'une protection particulière. L'existence d'un risque d'incendie n'a pas à être présumée dans les secteurs d'installations rendus inertes.
4 Lors de la détermination des risques induits par les inondations, il doit prendre en compte non seulement l'inventaire des systèmes d'adduction d'eau directement concernés mais aussi les possibilités de leur réalimentation automatique.
Art. 5 Hypothèses de risque pour les défaillances et agressions d'origine externe à l'installation
1 Le requérant ou le détenteur d'autorisation doit au moins prendre en compte et évaluer les conséquences suivantes pour les défaillances et agressions ci-après ayant leur origine à l'extérieur de l'installation:
tremblement de terre: oscillations du sol, affaissement du sol, glissement de terrain, destruction d'installations proches susceptible de compromettre la sécurité de l'installation nucléaire, perte de systèmes auxiliaires et de systèmes d'alimentation du site non parasismiques, incendie et inondation;
inondation: crue soudaine touchant des bâtiments, pénétration d'eau dans des bâtiments et affouillement de bâtiments;
chute d'avion: ébranlement des équipements et structures induit par la chute, incendie du carburant (y c. développement de fumée), explosions et impact lié aux débris;
conditions météorologiques extrêmes: perte des systèmes auxiliaires et des systèmes d'alimentation non conçus pour résister à de telles conditions ainsi que charges dues à la pression du vent et à la température s'exerçant sur les bâtiments;
foudre: surtension dans les installations électriques;
explosions: onde de choc et onde thermique;
incendie: gaz chauds, fumée et rayonnement thermique.
2 Il doit prendre en compte et évaluer, parmi les conséquences possibles, les risques induits par des effets étendus ou de propagation.
3 Il doit déterminer les risques de défaillances dues à des causes naturelles telles que tremblement de terre, inondation et conditions météorologiques extrêmes au moyen d'une analyse probabiliste des risques. A cet effet, les données historiques obtenues grâce aux connaissances scientifiques actuelles et les changements prévisibles des facteurs d'influence déterminants doivent être pris en compte et évalués.
4 Afin de démontrer que la protection contre les défaillances dues à des causes naturelles est suffisante, il doit prendre en compte et évaluer les risques dont la fréquence d'occurrence est supérieure ou égale à 10-4 par an.
5 Afin de démontrer que la protection contre les chutes d'avion est suffisante, il doit prendre en compte le type d'avion civil ou militaire en service au moment du dépôt de la demande d'autorisation de construire, qui est, selon des hypothèses réalistes, susceptible de provoquer les charges de choc les plus élevées sur les bâtiments.
Section 2 Hypothèses supplémentaires de risque pour les centrales nucléaires avec réacteur à eau légère
1 Pour les centrales nucléaires avec réacteur à eau légère, le requérant ou le détenteur d'autorisation doit au moins prendre en compte et évaluer les conséquences suivantes pour les défaillances ci-après ayant leur origine à l'intérieur de la centrale nucléaire:
fuites ou brèches dans le circuit de refroidissement du réacteur (perte duréfrigérant): refroidissement insuffisant des assemblages combustibles, montée de pression, de température et d'humidité, forces de jet et de réaction, inondation, libération de substances radioactives et formation de gaz inflammables;
fuites ou brèches dans le système de vapeur vive ou d'eau alimentaire à l'intérieur et à l'extérieur du bâtiment du réacteur: montée de pression, de température et d'humidité, forces de jet et de réaction, inondation, libération de substances radioactives;
fuites ou brèches dans les conduites reliées à la piscine de stockage d'assemblages combustibles: refroidissement insuffisant des assemblages combustibles, inondation, libération de substances radioactives et formation de gaz inflammables;
erreurs de manipulation d'assemblages combustibles: endommagement de barres de combustibles, faible couverture d'eau d'un assemblage combustible.
2 Il doit justifier les hypothèses relatives à la grandeur et à la situation de la brèche en se fondant sur les mesures prises en matière de dimensionnement, de construction et de maintenance.
Chapitre 3 Critères pour évaluer la protection contre les défaillances dans les limites du dimensionnement
Section 1 Critères pour les installations nucléaires
Art. 7 Critères radiologiques
1 Le requérant ou le détenteur d'autorisation doit démontrer pour chaque défaillance envisagée que:
les valeurs de dose visées aux art. 94, al. 3 à 5, et 96, al. 5, de l'ordonnance du 22 juin 1994 sur la radioprotection1 sont respectées;
l'exposition aux radiations en cas de défaillances est limitée par des mesures conformément à l'art. 9 de la loi du 22 mars 1991 sur la radioprotection2.
Art. 8 Critères techniques
1 Le requérant ou le détenteur d'autorisation doit démontrer pour chaque défaillance envisagée que les mesures organisationnelles et techniques de protection prises pour mettre en oeuvre le concept de la défense en profondeur sont efficaces.
2 Il doit en particulier montrer que les ouvrages et équipements nécessaires peuvent supporter les charges induites par les défaillances envisagées.
Section 2 Critères techniques supplémentaires pour les centrales nucléaires avec réacteur à eau légère
Art. 9 Défaillances de catégorie 1
Pour les centrales nucléaires avec réacteur à eau légère, le requérant ou le détenteur d'autorisation doit démontrer pour les défaillances de catégorie 1 qu'à tout moment:
la sous-criticité est assurée;
un transfert thermique suffisant est assuré des gaines des barres de combustible au réfrigérant;
de telles défaillances ne peuvent pas porter atteinte à l'intégrité des barrières suivantes:
les gaines des barres de combustible,
le circuit de refroidissement du réacteur (pas de sollicitation des dispositifs de protection contre les surpressions),
l'enceinte de confinement primaire.
Art. 10 Défaillances de catégorie 2
Le requérant ou le détenteur d'autorisation doit démontrer pour les défaillances de catégorie 2 qu'à tout moment:
Art. 11 Défaillances de catégorie 3
Le requérant ou le détenteur d'autorisation doit démontrer pour les défaillances de catégorie 3 que:
la sous-criticité peut ne pas être assurée tout au plus pendant une courte période;
le transfert thermique des gaines des barres de combustible au réfrigérant n'est entravé que tout au plus localement et pendant une courte période;
l'intégrité d'au moins une des barrières visées à l'art. 9, let. c, est assurée à tout moment.
Chapitre 4 Critères pour évaluer la protection contre les défaillances hors dimensionnement
1 Le requérant ou le détenteur d'autorisation doit démontrer que:
pour les centrales nucléaires existantes, la fréquence d'occurrence de dommages au coeur est inférieure à 10-4 par an;
si la fréquence d'occurrence de dommages au coeur est comprise entre 10-4 et 10-5 par an pour les centrales nucléaires existantes, toutes les mesures appropriées ont été prises;
les contributions au risque des défaillances hors dimensionnement sont équilibrées;
la fréquence d'occurrence de libération de substances radioactives dans des quantités présentant un danger est nettement inférieure à la fréquence d'occurrence de dommages au coeur.
2 Pour ce faire, il doit s'appuyer sur une analyse probabiliste de la sécurité.
3 L'autorité de surveillance est chargée de définir dans des directives les exigences que doit remplir l'analyse probabiliste de sécurité.
Chapitre 5 Installations nucléaires en exploitation
En cas d'admission de nouvelles hypothèses de risque ou en cas de modification des hypothèses de risque sur lesquelles repose l'autorisation de construire, le détenteur d'autorisation doit procéder à une analyse déterministe des défaillances et à une analyse probabiliste de sécurité en se fondant sur les nouvelles hypothèses, et évaluer leurs conséquences sur la sécurité de l'installation et en particulier sur les risques liés à son exploitation.
RO 2009 3551
del 17 giugno 2009 (Stato 1° agosto 2009)
incidenti di categoria 1: incidenti con una frequenza minore o uguale a 10-1 e maggiore a 10-2 all'anno.
incidenti di categoria 2: incidenti con una frequenza minore o uguale a 10-2 e maggiore a 10-4 all'anno.
incidenti di categoria 3: incidenti con una frequenza minore o uguale a 10-4 e maggiore a 10-6 all'anno;
4 Per dimostrare che la protezione dagli incidenti dovuti a cause naturali è sufficiente, egli deve considerare e valutare i pericoli la cui frequenza è superiore o uguale a 10-4 all'anno.
Art. 7 Criteri radiologici
i valori di dose espressi nell'articolo 94 capoversi 3-5 e nell'articolo 96 capoverso 5 dell'ordinanza del 22 giugno 19941 sulla radioprotezione vengono rispettati;
l'esposizione alle radiazioni in caso di incidenti viene limitata con misure secondo l'articolo 9 della legge del 22 marzo 19912 sulla radioprotezione.