Ordinanza del DATEC del 16 aprile 2008 sulla metodica e le condizioni marginali per la verifica dei criteri per la messa fuori servizio temporanea di centrali nucleari
RS 732.114.5
Etat le: 2019-02-01

732.114.5

Ordinanza del DATEC
sulla metodica e le condizioni marginali per la verifica dei criteri per la messa fuori servizio temporanea di centrali nucleari

del 16 aprile 2008 (Stato 1° febbraio 2019)

Il Dipartimento federale dell’ambiente, dei trasporti, dell’energia e delle comunicazioni,

visto l’articolo 44 capoverso 2 dell’ordinanza del 10 dicembre 2004

RS 732.11

sull’energia nucleare (OENu),

ordina:

Sezione 1:

Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 187).

Oggetto

Art. 1

La presente ordinanza disciplina la metodica e le condizioni marginali per la valutazione dei criteri di cui all’articolo 44 capoverso 1 OENu.

Sezione 2: Raffreddamento del nocciolo

Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 187).

Art. 2Verifica del raffreddamento del nocciolo

Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 187).

1 Il titolare della licenza d’esercizio (titolare della licenza) deve verificare senza indugio il raffreddamento del nocciolo, se:

Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 187).

a.

Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 187).

deve supporre che il criterio di cui all’articolo 44 capoverso 1 lettera a OENu è soddisfatto;

b.

nella sua centrale nucleare si sono verificati eventi o riscontri che secondo la scala di valutazione internazionale degli incidenti AIEA-INES, secondo l’allegato 6 numero 2 OENu, sono classificati al livello 1 o ad un livello più alto;

c.

in un’altra centrale nucleare in Svizzera o all’estero si sono verificati eventi o riscontri che secondo la scala di valutazione internazionale AIEA-INES degli incidenti, secondo l’allegato 6 numero 2 OENu, sono classificati al livello 2 o ad un livello più alto;

d.

lo ordina l’autorità di vigilanza secondo l’articolo 6 OENu.

2

Il titolare della licenza comunica senza indugio all’autorità di vigilanza il risultato della verifica.

3

L’autorità di vigilanza è incaricata di definire in direttive i requisiti relativi alla verifica del raffreddamento del nocciolo.

Introdotto dal n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 187).

Art. 3

Abrogato dal n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, con effetto dal 1° feb. 2019 (RU 2019 187).

Sezione 3: Integrità del circuito primario

Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 187).

Art. 4Infragilimento del contenitore in pressione del reattore1

Il titolare della licenza deve stabilire periodicamente la temperatura di riferimento per la rottura fragile attuale registrata e l’energia di impatto in campo duttile attuale del materiale del contenitore in pressione del reattore, con prove di resilienza o prove di resistenza meccanica.

2

Quali regole tecniche riconosciute per stabilire la temperatura di riferimento per la rottura fragile attuale registrata e l’energia di impatto in campo duttile attuale dalle prove di resilienza o prove di resistenza meccanica sono considerate le norme dell’USNRC

United States Nuclear Regulatory Commission: Regulatory Guide 1.99 Rev. 2.

.

3 Il titolare della licenza deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la centrale nucleare se:
a.

la temperatura di riferimento per la rottura fragile attuale registrata dalla parete interna a una profondità di un quarto dello spessore della parete raggiunge il valore di 93 °C; o

b.

l’energia di impatto in campo duttile da prove di resilienza scende sotto i 68 Joule.

Art. 5Fessure nel circuito primario1

Il titolare della licenza deve controllare periodicamente gli equipaggiamenti meccanici sotto pressione della classe di sicurezza 1 alla ricerca di fessure o cali di pressione, secondo l’allegato 4 numero 3.1 lettera a OENu, con eccezione delle condotte con diametro nominale minore o uguale a 25 mm.

2

Il titolare della licenza deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la centrale nucleare se vengono trovate fessure penetranti le pareti.

Art. 6Spessore della parete del circuito primario1

Il titolare della licenza deve controllare periodicamente gli equipaggiamenti meccanici sotto pressione della classe di sicurezza 1, secondo l’allegato 4 numero 3.1 lettera a OENu, ad eccezione delle condotte con diametro nominale minore o uguale a 25 mm, alla ricerca di diminuzioni dello spessore della parete.

2

Quali regole tecniche riconosciute per determinare lo spessore minimo della parete sono considerate le norme dell’ASME-Codes

American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, ASME III, Subsection NB, NB‑3640, edizione 2004.

.

3

Il titolare della licenza deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la centrale nucleare se riscontra valori inferiori allo spessore minimo della parete per la pressione di riferimento (senza supplementi, fattore di sicurezza uguale a 1.0).

Art. 6a

Introdotto dal n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 187).

Verifica senza indugio del circuito primario

La disposizione di cui all’articolo 4 e i controlli di cui agli articoli 5 e 6 devono essere eseguiti senza indugio se si verificano eventi o riscontri o se l’autorità di vigilanza lo ordina.

Sezione 4: Integrità del contenitore

Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 187).

Art. 7Spessore della parete dell’involucro a pressione in acciaio1

Il titolare della licenza deve controllare periodicamente l’involucro a pressione in acciaio alla ricerca di diminuzioni dello spessore delle pareti.

2

Quali regole tecniche riconosciute per determinare lo spessore minimo della parete dell’involucro a pressione in acciaio sono considerate le norme dell’ASME-Codes

American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, ASME III, Subsection NB, NB‑3640, edizione 2004.

.

3

Il titolare della licenza deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la centrale nucleare se riscontra valori inferiori allo spessore minimo della parete per la pressione di riferimento (senza supplementi, fattore di sicurezza uguale a 1.0).

Art. 8Crepe e scrostamenti nell’involucro di calcestruzzo1

Il titolare della licenza deve controllare periodicamente lo stato dell’involucro di calcestruzzo del contenitore.

2 Deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la centrale nucleare se, con crepe di larghezza maggiore di 0,5 mm e scrostamenti:
a.

è danneggiata più del 20 per cento della superficie di calcestruzzo;

b.

nell’ambito di componenti di calcestruzzo rinforzati, è danneggiata più del 10 per cento della superficie di calcestruzzo.

Art. 8a

Introdotto dal n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 187).

Verifica senza indugio del contenitore

I controlli di cui agli articoli 7 e 8 devono essere eseguiti senza indugio se si verificano eventi o riscontri o se l’autorità di vigilanza lo ordina.

Sezione 5: Entrata in vigore

Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 187).

Art. 9

La presente ordinanza entra in vigore il 1° maggio 2008.