Microsoft Word - 732.114.5.de.doc   1   Verordnung des UVEK   über die Methodik und die Randbedingungen   zur Überprüfung der Kriterien für die vorläufige   Ausserbetriebnahme von Kernkraftwerken   vom 16. April 2008 (Stand am 1. Februar 2019)     Das Eidgenössische Departement für Umwelt, Verkehr, Energie und   Kommunikation,  gestützt auf Artikel 44 Absatz 2 der Kernenergieverordnung vom   10. Dezember 20041 (KEV),   verordnet:   1. Abschnitt:2 Gegenstand   Art. 1  Diese Verordnung regelt die Methodik und die Randbedingungen zur Überprüfung  der Kriterien gemäss Art. 44 Abs. 1 KEV3.   2. Abschnitt: Kernkühlung4   Art. 2 Überprüfung der Kernkühlung5  1 Der Inhaber der Betriebsbewilligung (Bewilligungsinhaber) hat die Kernkühlung  unverzüglich zu überprüfen, wenn:6   a.7 er annehmen muss, dass das Kriterium nach Art. 44 Abs. 1 Bst. a KEV8 er- füllt ist;   b. in seinem Kernkraftwerk Ereignisse oder Befunde eingetreten sind, die nach  der internationalen Störfall-Bewertungsskala INES nach Anhang 6 Ziffer 2  der KEV der Stufe 1 oder höher zugeordnet werden;        AS 2008 1817  1 SR 732.11  2 Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019    (AS 2019 187).  3 SR 732.11  4 Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019    (AS 2019 187).  5 Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019    (AS 2019 187).  6 Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019    (AS 2019 187).  7 Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019    (AS 2019 187).  8 SR 732.11   732.114.5    Kernenergie   2   732.114.5   c. in einem anderen in- oder ausländischen Kernkraftwerk Ereignisse oder Be- funde eingetreten sind, die nach der internationalen Störfall-Bewertungs- skala INES nach Anhang 6 Ziffer 2 der KEV der Stufe 2 oder höher zuge- ordnet werden;   d. die Aufsichtsbehörde nach Artikel 6 KEV dies anordnet.  2 Er teilt das Ergebnis der Überprüfung unverzüglich der Aufsichtsbehörde mit.  3 Die Aufsichtsbehörde wird beauftragt, die Anforderungen an die Überprüfung der  Kernkühlung in Richtlinien zu regeln.9   Art. 310   3. Abschnitt: Integrität des Primärkreislaufs11   Art. 4 Versprödung des Reaktordruckbehälters  1 Der Bewilligungsinhaber hat die aktuelle justierte Sprödbruch-Referenztemperatur  und die aktuelle Hochlagenenergie des Reaktordruckbehältermaterials aus Kerb- schlagbiegeversuchen oder bruchmechanischen Versuchen periodisch zu bestimmen.  2 Als anerkannte Regeln der Technik zur Bestimmung der aktuellen justierten  Sprödbruch-Referenztemperatur und der aktuellen Hochlagenenergie aus Kerb- schlagbiegeversuchen oder bruchmechanischen Versuchen gelten die Normen der  USNRC12.  3 Der Bewilligungsinhaber hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser  Betrieb zu nehmen, wenn:   a. die aktuelle justierte Sprödbruch-Referenztemperatur von der Innenwand in  einer Tiefe von einem Viertel der Wanddicke den Wert von 93 ºC erreicht;  oder   b. die aktuelle Hochlagenenergie aus Kerbschlagbiegeversuchen unter 68 Joule  absinkt.   Art. 5 Risse im Primärkreislauf  1 Der Bewilligungsinhaber hat die druckführenden mechanischen Ausrüstungen der  Sicherheitsklasse 1 nach Anhang 4 Ziffer 3.1 Buchstabe a KEV mit Ausnahme der  Rohrleitungen mit Nennweiten kleiner oder gleich 25 mm periodisch auf Risse und  laufend auf Leckagen zu prüfen.       9 Eingefügt durch Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019   (AS 2019 187).   10 Aufgehoben durch Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, mit Wirkung seit   1. Febr. 2019 (AS 2019 187).   11 Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019   (AS 2019 187).   12 United States Nuclear Regulatory Commission: Regulatory Guide 1.99 Rev. 2     Methodik und Randbedingungen zur Überprüfung der Kriterien für die   vorläufige Ausserbetriebnahme von Kernkraftwerken. V des UVEK   3   732.114.5   2 Er hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser Betrieb zu nehmen, wenn  wanddurchdringende Risse festgestellt werden.13   Art. 6 Wandstärken des Primärkreislaufs  1 Der Bewilligungsinhaber hat die druckführenden mechanischen Ausrüstungen der  Sicherheitsklasse 1 nach Anhang 4 Ziffer 3.1 Buchstabe a KEV mit Ausnahme der  Rohrleitungen mit Nennweiten kleiner oder gleich 25 mm periodisch auf Wandstär- kenabnahme zu prüfen.  2 Als anerkannte Regeln der Technik zur Bestimmung der Mindestwandstärke gelten  die Normen des ASME-Codes14.  3 Der Bewilligungsinhaber hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser  Betrieb zu nehmen, wenn die rechnerische Mindestwandstärke für den Auslegungs- druck unterschritten wird (ohne Zuschläge, Sicherheitsfaktor gleich 1.0).   Art. 6a15 Unverzügliche Überprüfung des Primärkreislaufs  Die Bestimmung nach Artikel 4 und die Prüfungen nach den Artikeln 5 und 6 sind  unverzüglich durchzuführen, wenn Ereignisse oder Befunde vorliegen oder auf  Anordnung der Aufsichtsbehörde.   4. Abschnitt: Integrität des Containments16   Art. 7 Wandstärke der Stahldruckschale  1 Der Bewilligungsinhaber hat die Stahldruckschale periodisch auf Wandstärken- abnahme hin zu prüfen.  2 Als anerkannte Regeln der Technik zur Bestimmung der Mindestwandstärke der  Stahldruckschale gelten die Normen des ASME-Codes17.  3 Der Bewilligungsinhaber hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser  Betrieb zu nehmen, wenn die rechnerische Mindestwandstärke für den Auslegungs- druck unterschritten wird (ohne Zuschläge, Sicherheitsfaktor gleich 1.0).       13 Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019   (AS 2019 187).   14 American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, ASME III,  Subsection NB, NB-3640, Ausgabe 2004   15 Eingefügt durch Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019   (AS 2019 187).   16 Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019   (AS 2019 187).   17 American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, ASME III,  Subsection NE, NE-3320, Ausgabe 2004     Kernenergie   4   732.114.5   Art. 8 Risse und Abplatzungen der Betonhülle  1 Der Bewilligungsinhaber hat den Zustand der Betonhülle des Containments perio- disch zu prüfen.  2 Er hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser Betrieb zu nehmen, wenn  durch Risse von mehr als 0,5 mm Breite und durch Abplatzungen:   a. mehr als 20 % der Betonoberfläche beschädigt sind; oder   b. im Bereich von vorgespannten Bauteilen mehr als 10 % der Betonoberfläche  beschädigt sind.   Art. 8a18 Unverzügliche Überprüfung des Containments  Die Prüfungen nach den Artikeln 7 und 8 sind unverzüglich durchzuführen, wenn  Ereignisse oder Befunde vorliegen oder auf Anordnung der Aufsichtsbehörde.   5. Abschnitt: Inkrafttreten19   Art. 9  Diese Verordnung tritt am 1. Mai 2008 in Kraft.       18 Eingefügt durch Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019   (AS 2019 187).   19 Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019   (AS 2019 187).