732.11   1   Ordinanza  sull’energia nucleare   (OENu)   del 10 dicembre 2004 (Stato 1° gennaio 2022)     Il Consiglio federale svizzero,   visto l’articolo 101 capoverso 1 della legge federale del 21 marzo 20031 sull’energia  nucleare (LENu),   ordina:   Capitolo 1: Disposizioni generali   Art. 12 Campo d’applicazione per materiali nucleari   1 Per materiali nucleari s’intendono:   a. i materiali grezzi:   1. uranio naturale, ossia uranio che presenta la miscela isotopica esistente  in natura,   2. uranio impoverito, ossia uranio con un tenore di uranio 235 inferiore a  quello dell’uranio naturale,   3. torio,   4. tutte le sostanze di cui ai n. 1–3, sotto forma di metalli, leghe, composti  chimici o concentrati, nonché altri materiali che contengono una o più  delle sostanze sopra indicate in una concentrazione pari o superiore a  quella fissata dall’Agenzia internazionale per l’energia atomica;   b. i materiali fissili speciali:   1. plutonio 239,   2. uranio 233,   3. uranio 235,   4. uranio arricchito, ossia uranio con un tenore di uranio 233, di uranio  235 o di entrambi gli isotopi superiore a quello dell’uranio naturale,   5. tutte le sostanze di cui ai n. 1–4, sotto forma di metalli, leghe, composti  chimici o concentrati, nonché altri materiali che contengono una o più  delle sostanze sopra indicate in una concentrazione pari o superiore a  quella fissata dall’Agenzia internazionale per l’energia atomica.           RU 2005 601  1 RS 732.1  2 Nuovo testo giusta l’all. 6 n. II 2 dell’O del 21 mar. 2012 sull’applicazione delle salva-  guardie, in vigore dal 1° mag. 2012 (RU 2012 1703).   732.11     Energia nucleare   2   732.11   2 Non sono considerati materiali nucleari:   a. i minerali di uranio e di torio;   b. i materiali grezzi e i prodotti ricavati dai materiali grezzi che non vengono  utilizzati per la produzione di energia mediante processi di fissione nucleare,  segnatamente schermi di protezione, sonde per strumenti di misura, compo- sti ceramici e leghe;   c. i materiali fissili speciali fino a un quantitativo di 15 g nonché i prodotti ri- cavati dai materiali fissili speciali che non vengono utilizzati per la produ- zione di energia mediante processi di fissione nucleare, segnatamente sonde  per strumenti di misura e altri prodotti finiti dai quali i materiali fissili spe- ciali possono essere recuperati unicamente con un dispendio di mezzi tecnici  o economici sproporzionato.   Art. 2 Campo d’applicazione per impianti nucleari   1 Non sono considerati impianti nucleari gli impianti in cui vengono ottenuti, prodot- ti, impiegati, trattati o depositati i seguenti materiali nucleari:   a. sostanze il cui tenore di uranio naturale, uranio impoverito o torio non supe- ra complessivamente 1000 kg;   b. materiali grezzi, se può essere comprovato che, a causa del loro stato chimi- co-fisico e delle condizioni d’esercizio, è impossibile una reazione a catena  autosostenuta;   c. materiali fissili speciali il cui tenore globale di plutonio 239, uranio 233 o  uranio 235 non supera complessivamente i 150 g.   1bis Non sono considerati impianti nucleari neppure gli impianti al di fuori di impian- ti nucleari in cui vengono depositate scorie radioattive per il decadimento confor- memente all’articolo 117 dell’ordinanza del 26 aprile 20173 sulla radioprotezione  (ORaP).4   2 L’Ufficio federale dell’energia (Ufficio federale) accerta se i materiali grezzi  adempiono i requisiti di cui al capoverso 1 lettera b.   Art. 3 Campo d’applicazione per l’intermediazione   Non sono considerate intermediazione le attività con beni nucleari ai sensi dell’arti- colo 3 lettera k LENu, se i beni nucleari sono destinati in Svizzera all’uso proprio.   Art. 4 Definizioni   Le definizioni utilizzate nella presente ordinanza sono elencate nell’allegato 1.       3 RS 814.501  4 Introdotto dal n. I dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 183).     Energia nucleare. O   3   732.11   Art. 5 Piano settoriale di depositi in strati geologici profondi   La Confederazione fissa in maniera vincolante in un piano settoriale destinato alle  autorità gli obiettivi e i principi per l’immagazzinamento delle scorie radioattive in  depositi in strati geologici profondi.   Art. 65 Autorità di vigilanza   Le autorità di vigilanza sono:   a. per quanto concerne la sicurezza nucleare e la sicurezza esterna, l’Ispettorato  federale della sicurezza nucleare (IFSN);    b. per i rimanenti settori nell’esecuzione della LENu, l’Ufficio federale.   Capitolo 2: Principi relativi alla sicurezza nucleare interna ed esterna   Art. 7 Requisiti in materia di sicurezza nucleare interna   Per garantire la sicurezza nucleare interna è necessario osservare i seguenti provve- dimenti di protezione:   a. per la progettazione, la costruzione, la messa in esercizio e l’esercizio di im- pianti nucleari vanno utilizzati procedimenti, materiali di lavorazione, tecni- che, strutture e protocolli organizzativi sperimentati o di elevata qualità  comprovata; questo si applica in particolare ai settori della pianificazione,  della fabbricazione, della verifica, della direzione d’esercizio, della sorve- glianza, della manutenzione, della garanzia di qualità, della valutazione delle  esperienze, della disposizione ergonomica come pure della formazione e del  perfezionamento;   b. qualora il funzionamento si allontani dal regime di normale esercizio,  l’impianto deve reagire secondo un comportamento per quanto possibile au- toregolante e poco sensibile agli errori; a tal scopo dev’essere pianificato per  quanto possibile un comportamento caratterizzato da sicurezza inerente; per  sicurezza inerente s’intende lo stato in cui un sistema tecnico funziona in  modo sicuro di per sé ossia senza sistemi ausiliari;   c. per tenere sotto controllo gli incidenti, l’impianto dev’essere progettato in  modo tale che non possano verificarsi ricadute radiologiche inammissibili  nei suoi dintorni; al riguardo vanno previsti sistemi di sicurezza passivi e at- tivi;   d. per evitare incidenti che possono liberare sostanze radioattive in quantità pe- ricolose, occorre inoltre adottare misure preventive e lenitive in ambito tec- nico, organizzativo e amministrativo.       5 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare   4   732.11   Art. 8 Requisiti in materia di protezione contro gli incidenti   1 Negli impianti nucleari, vanno adottati provvedimenti di protezione contro gli  incidenti originati all’interno o all’esterno dell’impianto.   2 Per incidenti originati all’interno dell’impianto s’intendono in particolare perturba- zioni a livello di reattività, fuoriuscite del liquido di raffreddamento, perdite dei  pozzi di calore, incendi, inondazioni, influssi meccanici in seguito al mancato fun- zionamento delle componenti, danneggiamento delle guaine nella manipolazione di  elementi di combustibile, mancato funzionamento dei sistemi d’esercizio, aziona- mento indesiderato o funzionamento difettoso di sistemi di sicurezza ed errore  umano.   3 Per incidenti originati all’esterno dell’impianto s’intendono in particolare gli  incidenti che possono essere scatenati da terremoti, inondazioni, caduta incidentale  di aerei civili e militari sull’impianto, raffiche di vento, fulmini, onde di pressione,  incendi, perdite dell’approvvigionamento esterno di energia, danni o interruzioni  dell’afflusso esterno di acqua di raffreddamento.   4 Nella progettazione di un impianto nucleare ai sensi dell’articolo 7 lettera c, gli  incidenti di cui al capoverso 2 e gli incidenti non cagionati da cause naturali secondo  il capoverso 3 vanno suddivisi in funzione della frequenza come stabilito nell’arti- colo 123 capoverso 2 ORaP6. In tale contesto, oltre all’evento iniziatore va ipotiz- zato un fallimento singolo indipendente. Occorre comprovare che le dosi di cui  all’articolo 123 capoverso 2 ORaP possono essere rispettate.7   4bis Nella progettazione di un impianto nucleare ai sensi dell’articolo 7 lettera c, in  caso di incidenti cagionati da cause naturali secondo il capoverso 3 occorre di volta  in volta ipotizzare una causa naturale con una frequenza annua di 10-3 e una causa  naturale con una frequenza annua di 10-4. Oltre all’evento naturale iniziatore va  ipotizzato un fallimento singolo indipendente. Occorre comprovare che la dose  risultante da un singolo incidente di questo tipo per gli individui della popolazione  ammonta:   a. al massimo a 1 mSv per eventi con una frequenza annua di 10-3;   b. al massimo a 100 mSv per eventi con una frequenza annua di 10-4.8   5 Mediante analisi probabilistiche occorre dimostrare che vi è una protezione suffi- ciente contro incidenti che superano la base di progetto. A questo riguardo possono  essere considerate le misure preventive e lenitive di cui all’articolo 7 lettera d.9   6 Il Dipartimento federale dell’ambiente, dei trasporti, dell’energia e delle comuni- cazioni (Dipartimento) fissa in un’ordinanza le ipotesi specifiche di pericolo e i  criteri di valutazione.       6 RS 814.501  7 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019   183).  8 Introdotto dal n. I dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 183).  9 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019   183).     Energia nucleare. O   5   732.11   Art. 9 Requisiti in materia di sicurezza esterna   1 La protezione degli impianti nucleari e dei materiali nucleari dal sabotaggio, da  interventi violenti o da sottrazioni dev’essere basata su un sistema graduale di difesa  in profondità, che preveda misure edilizie, tecniche, organizzative, amministrative e  di personale.   2 I principi per le zone e le barriere di sicurezza esterna, nonché per la protezione dei  materiali nucleari e delle scorie radioattive sono fissati nell’allegato 2.   3 Il Dipartimento fissa in un’ordinanza i principi per le ipotesi di pericolo e per i  requisiti edilizi, tecnici, organizzativi e amministrativi cui devono adempiere le  misure di sicurezza esterna.   Art. 10 Principi relativi alla progettazione di centrali nucleari   1 Alle centrali nucleari si applicano in particolare i seguenti principi:   a. le funzioni di sicurezza devono risultare efficaci anche qualora si verifichi  un qualsivoglia fallimento singolo indipendente dall’evento iniziatore, ossia  anche quando un componente non sia disponibile perché in manutenzione; è  considerato fallimento singolo il fallimento casuale di un componente lad- dove il componente perda la capacità di adempiere la prevista funzione di si- curezza; i fallimenti direttamente derivanti da tale fallimento casuale sono  considerati parte integrante del fallimento singolo;   b. le funzioni di sicurezza devono rispondere, per quanto possibile, ai principi  della ridondanza e della diversità; per ridondanza s’intende l’esistenza di un  numero di dispositivi pronti a funzionare superiore a quello necessario per  adempiere la prevista funzione di sicurezza; per diversità s’intende l’applica- zione di principi fisici o tecnici di natura diversa;   c. i treni di dispositivi ridondanti impiegati per adempiere una funzione di sicu- rezza devono essere, se possibile, indipendenti sul piano funzionale gli uni  dagli altri, vale a dire sia dal punto di vista dei sistemi meccanici sia dei si- stemi di supporto quali la strumentazione di controllo e l’approvvigiona- mento di energia, il raffreddamento e la ventilazione;   d. i treni di dispositivi ridondanti impiegati per adempiere una funzione di sicu- rezza devono essere, per quanto possibile, ubicati in ambienti separati;   e. i treni di dispositivi ridondanti impiegati per adempiere una funzione di sicu- rezza devono poter essere, per quanto possibile, verificati integralmente op- pure per segmenti il più possibile estesi sia mediante azionamento manuale  sia mediante impulso automatico simulato, anche in condizioni di alimenta- zione elettrica d’emergenza;   f. le funzioni di sicurezza devono essere automatizzate in modo tale che, in ca- so di incidente di cui all’articolo 8, nei primi 30 minuti che seguono l’evento  iniziatore non si rendano necessari interventi di sicurezza da parte del perso- nale;   g. nella progettazione dei sistemi e dei componenti si devono prevedere suffi- cienti margini di sicurezza;     Energia nucleare   6   732.11   h. se possibile, in caso di disfunzioni degli equipaggiamenti, dev’essere garan- tito che il comportamento del sistema tenda dalla parte della sicurezza;   i. le funzioni di sicurezza passive devono essere preferite a quelle attive;   j. gli ambienti di lavoro e lo svolgimento delle operazioni di gestione e di ma- nutenzione dell’impianto devono essere organizzati in modo da tener conto  delle capacità umane e dei loro limiti;   k. in caso di pari guadagno in termini di sicurezza, vanno preferite misure di  prevenzione degli incidenti di cui all’articolo 7 lettera d rispetto a misure at- te a lenire le conseguenze degli stessi.   2 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i principi specifici per la  progettazione di reattori ad acqua leggera.10   Art. 11 Principi relativi alla progettazione di depositi in strati geologici  profondi   1 Per garantire la sicurezza a lungo termine, il sito di un deposito in strati geologici  profondi deve presentare le seguenti caratteristiche:   a. estensione sufficiente di roccia ospitante adeguata;   b. condizioni idrogeologiche favorevoli;   c. stabilità geologica a lungo termine.   2 Un deposito in strati geologici profondi dev’essere predisposto in modo che:   a. i principi di cui all’articolo 10 capoverso 1 siano adempiuti per analogia;   b. la sicurezza a lungo termine sia garantita da barriere di sicurezza passive  scaglionate;   c. le misure adottate per agevolare il controllo e le riparazioni del deposito o  per recuperare le scorie non compromettano le barriere di sicurezza passive  dopo la chiusura del deposito;   d. il deposito possa essere chiuso entro alcuni anni.   3 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i principi specifici per la  progettazione dei siti per i depositi in strati geologici profondi.11   Art. 12 Principi relativi alla progettazione di altri impianti nucleari   1 Per la progettazione di impianti nucleari diversi dalle centrali nucleari e dai deposi- ti in strati geologici profondi si applica per analogia l’articolo 10 capoverso 1.       10 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   11 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare. O   7   732.11   2 In aggiunta, un deposito intermedio per scorie radioattive dev’essere progettato in  modo che:   a. non sia compromessa la capacità dei fusti di scorie di essere smaltiti in un  deposito definitivo;   b. sia disponibile una sufficiente capacità di deposito per il fabbisogno preve- dibile.   3 L’IFSN è incaricato di disciplinare, all’occorrenza, mediante direttive i principi  specifici per la progettazione di altri tipi di impianti nucleari.12   Capitolo 3: Beni nucleari   Art. 13 Competenza   L’Ufficio federale è competente per il rilascio:   a. di licenze per la manipolazione di materiali nucleari;   a.bis 13 di licenze per l’esportazione e l’intermediazione di tecnologia concernente  materiali nucleari;   b.14 dell’approvazione di convenzioni sul ritiro di scorie radioattive.   Art. 1415 Procedura di licenza per l’esportazione e l’intermediazione di  materiali nucleari e di tecnologia concernente materiali nucleari   1 L’Ufficio federale approva le domande di licenza per l’esportazione e  l’intermediazione di materiali nucleari e di tecnologia concernente materiali nucleari  se non vi sono indizi di un mancato adempimento delle condizioni per il rilascio  della licenza di cui all’articolo 7 LENu.   2 Esso rifiuta le domande se una delle condizioni necessarie per il rilascio della  licenza di cui all’articolo 7 LENu non è adempiuta.   3 Negli altri casi decide d’intesa con gli organi competenti del Dipartimento federale  degli affari esteri, del Dipartimento federale dell’economia, della formazione e della  ricerca e del Dipartimento federale della difesa, della protezione della popolazione e  dello sport e dopo aver consultato il Servizio delle attività informative della Confe- derazione. Se non è raggiunta un’intesa decide il Consiglio federale su proposta del  Dipartimento.       12 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   13 Introdotta dall’all. 8 n. 1 dell’O del 3 giu. 2016 sul controllo dei beni a duplice impiego,  in vigore dal 1° lug. 2016 (RU 2016 2195).   14 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del 1° nov. 2017, in vigore dal 1° gen. 2018  (RU 2017 7107).   15 Nuovo testo giusta l’all. 8 n. 1 dell’O del 3 giu. 2016 sul controllo dei beni a duplice  impiego, in vigore dal 1° lug. 2016 (RU 2016 2195).     Energia nucleare   8   732.11   Art. 15 Domanda e relativa documentazione   1 La domanda di licenza per il trasporto o l’importazione, l’esportazione o il transito  di materiali nucleari dev’essere presentata congiuntamente dallo speditore, dal  destinatario, dal trasportatore e dall’organizzatore del trasporto.   2 La documentazione deve contenere tutti i dati necessari alla valutazione della  domanda, in particolare i dati concernenti:16   a. la composizione e le proprietà del materiale;   b. le particolarità tecniche dell’equipaggiamento;   c. il luogo di fabbricazione;   d. il luogo di destinazione e il destinatario;   e. lo scopo di utilizzazione;   f. le condizioni d’acquisto o di vendita;   g. il trasporto, in particolare la prova che i requisiti in materia di trasporto di  merci pericolose sono rispettati;   h.17 l’esercente civilmente responsabile di un impianto nucleare (art. 2 lett. b del- la legge federale del 13 giugno 200818 sulla responsabilità civile in materia  nucleare);    i.19 la prova della copertura secondo gli articoli 1 lettera b e 2 capoverso 3  dell’ordinanza del 25 marzo 201520 sulla responsabilità civile in materia nu- cleare.   3 La documentazione relativa alla domanda di licenza per l’intermediazione di  materiali nucleari o l’esportazione o l’intermediazione di tecnologia concernente  materiali nucleari deve contenere:   a. per quanto attiene ai materiali nucleari, in particolare dati circa:   1. la composizione del materiale;   2. la quantità;   3. il luogo di origine e di destinazione o, qualora questo sia sconosciuto al  momento della presentazione della domanda, il luogo d’adempimento;   b. per quanto attiene alla tecnologia, per analogia i dati di cui al capoverso 2  lettere c–f, nonché dati su forma e contenuto della tecnologia.   4 Su richiesta, il titolare di una licenza per l’intermediazione di materiali nucleari  deve presentare periodicamente all’Ufficio federale un rapporto contenente i dati  seguenti:       16 Nuovo testo giusta l’art. 21 cpv. 2 dell’O del 25 mar. 2015 sulla responsabilità civile in  materia nucleare, in vigore dal 1° gen. 2022 (RU 2021 860).   17 Introdotta dall’art. 21 cpv. 2 dell’O del 25 mar. 2015 sulla responsabilità civile in materia  nucleare, in vigore dal 1° gen. 2022 (RU 2021 860).   18 RS 732.44  19 Introdotta dall’art. 21 cpv. 2 dell’O del 25 mar. 2015 sulla responsabilità civile in materia   nucleare, in vigore dal 1° gen. 2022 (RU 2021 860).  20 RS 732.441     Energia nucleare. O   9   732.11   a. la composizione del materiale;   b. le quantità;   c. il luogo di origine e di destinazione o, qualora questo sia sconosciuto al  momento della presentazione della domanda, il luogo d’adempimento;   d. il genere e la data d’adempimento dell’affare principale;   e. le parti contraenti.   5 L’Ufficio federale può, all’occorrenza, richiedere della documentazione supple- mentare.   Art. 16 Accertamenti preliminari   1 Su domanda del richiedente, l’Ufficio federale effettua accertamenti preliminari  per stabilire se e a quali condizioni possa essere rilasciata una licenza in virtù del  presente capitolo.   2 Gli accertamenti preliminari non danno diritto alla licenza.   3 Le condizioni già esaminate per il rilascio della licenza devono essere rivedute ai  fini della decisione, solo se la situazione reale o giuridica si è modificata dopo gli  accertamenti preliminari o se sono venuti alla luce nuovi fatti.   Art. 1721 Rappresentanze diplomatiche o consolari, organizzazioni  internazionali, depositi doganali, depositi franchi doganali ed enclavi  doganali svizzere   Sono equiparate a importazioni ed esportazioni le forniture:   a. in provenienza o a destinazione di rappresentanze diplomatiche o consolari;   b. in provenienza o a destinazione di organizzazioni internazionali;   c. in provenienza o a destinazione di depositi doganali aperti, depositi di merci  di gran consumo, depositi franchi doganali o enclavi doganali.   Art. 18 Durata di validità   Le licenze sono rilasciate per un periodo di dodici mesi al massimo e possono essere  prorogate di sei mesi al massimo.       21 Nuovo testo giusta l’all. 4 n. 31 dell’O del 1° nov. 2006 sulle dogane, in vigore dal   1° mag. 2007 (RU 2007 1469).      Energia nucleare   10   732.11   Art. 1922   Art. 20 Conservazione della documentazione   Tutta la documentazione essenziale per l’ottenimento della licenza dev’essere con- servata per cinque anni dal rilascio della licenza e presentata, su richiesta, alle auto- rità competenti.   Art. 21 Obbligo di notifica   1 Nel trasporto di materiali nucleari, il titolare della licenza è tenuto a notificare  all’IFSN in particolare i seguenti eventi e riscontri attinenti al settore della sicurezza  interna:23   a. superamento dei valori limite relativi all’intensità di dose, all’attività o alla  contaminazione;   b. difetti tecnici dei contenitori destinati al trasporto soggetti all’obbligo  d’omologazione;   c. altri eventi e riscontri che compromettono o possono compromettere la sicu- rezza interna.   2 Egli deve notificare senza indugio all’IFSN i seguenti eventi e riscontri attinenti al  settore della sicurezza esterna:24   a. sabotaggio e tentativo di sabotaggio;   b. minaccia di attentato con bomba;   c. ricatto e presa di ostaggi;   d. disfunzioni, danni o guasti a dispositivi e sistemi di sicurezza esterni che  perdurano oltre le 24 ore;   e. altri eventi e riscontri che pregiudicano o possono pregiudicare la sicurezza  esterna.   3 Per ogni evento o riscontro egli deve presentare all’IFSN un rapporto. Il rapporto  sugli eventi e riscontri attinenti al settore della sicurezza dev’essere allestito secondo  l’allegato 6. Il rapporto relativo al settore della sicurezza dev’essere presentato e  classificato entro 30 giorni.25       22 Abrogato dall’all. 8 n. 1 dell’O del 3 giu. 2016 sul controllo dei beni a duplice impiego,  con effetto dal 1° lug. 2016 (RU 2016 2195).   23 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   24 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   25 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare. O   11   732.11   Capitolo 4: Impianti nucleari   Sezione 1: Autorizzazione di massima   Art. 22 Impianti nucleari con esiguo potenziale di pericolo   1 Gli impianti nucleari non necessitano di un’autorizzazione di massima, se la fre- quenza di tutti gli incidenti di cui all’articolo 8 capoversi 2 e 3 con una dose risultan- te superiore a 1 mSv per gli individui della popolazione ammonta al massimo a 10–6  all’anno; in aggiunta, per i depositi intermedi e i depositi in strati geologici profondi,  la somma delle attività di tutti i nuclidi da depositare non deve superare 1016 g LL  conformemente all’allegato 3 colonna 9 ORaP26.27   2 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive la metodica e le condizioni  marginali per l’analisi degli incidenti richiesta dal capoverso 1.28   Art. 23 Documentazione relativa alla domanda   Il richiedente di un’autorizzazione di massima deve presentare la documentazione  seguente:   a. il rapporto relativo alla sicurezza interna ed esterna, da cui risultano:   1. le caratteristiche del sito;   2. lo scopo e gli elementi principali del progetto;   3. la prevista esposizione a radiazioni nei dintorni dell’impianto;   4. i dati organizzativi e di personale importanti;   5. inoltre per depositi in strati geologici profondi, la sicurezza a lungo  termine;   b. il rapporto d’impatto ambientale;   c. il rapporto sulla conformità con la pianificazione del territorio;   d. una concezione per la disattivazione o per la fase di osservazione e la chiu- sura dell’impianto;   e. la prova dello smaltimento delle scorie radioattive prodotte.   Sezione 2: Licenza di costruzione ed esecuzione   Art. 24 Domanda   1 Chi richiede una licenza di costruzione deve dimostrare che:   a. i principi di cui agli articoli 7–12 possono essere rispettati;       26 RS 814.501  27 Nuovo testo giusta l’all. 11 n. 4 dell’O del 26 apr. 2017 sulla radioprotezione, in vigore   dal 1° gen. 2018 (RU 2017 4261).  28 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della   sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare   12   732.11   b.29 …   c. per impianti nucleari con un esiguo potenziale di pericolo i requisiti di cui  all’articolo 22 sono rispettati.   2 Deve a tal fine fornire la seguente documentazione:   a. gli atti relativi alla licenza di costruzione di cui all’allegato 4;   b. il rapporto d’impatto ambientale;   c. il rapporto sulla conformità con la pianificazione territoriale;   d. il programma di gestione della qualità per la fase di progettazione e di co- struzione;   e. il concetto di protezione in caso di emergenza;   f. il piano di disattivazione o il progetto per la fase di osservazione e il piano  per la chiusura dell’impianto;   g. il rapporto sulla conformità del progetto con l’autorizzazione di massima.   3 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la  forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.30   Art. 25 Programma di gestione della qualità   1 Nel programma di gestione della qualità, il richiedente deve illustrare l’organizza- zione e i processi relativi alle fasi di progettazione e costruzione, compresi i mecca- nismi di collaborazione tra richiedente e ditte incaricate, come pure tra richiedente e  autorità preposte al rilascio della licenza e autorità di vigilanza.   2 Il programma di gestione della qualità deve tener conto dello stato attuale della  tecnica in materia di sicurezza nucleare interna ed esterna.   3 Il richiedente è tenuto a fare verificare periodicamente il programma da organi  esterni in base agli attuali standard industriali e, all’occorrenza, ad aggiornarlo.   4 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati cui deve  adempiere il programma di gestione della qualità.31   Art. 26 Nullaosta   1 Per quanto concerne gli edifici e le parti dell’impianto che necessitano del nul- laosta conformemente alla licenza di costruzione, l’IFSN rilascia il nullaosta per:32   a. la realizzazione di parti della costruzione, compresi elementi di rinforzo in- cementati e la posa dell’armatura o il montaggio di elementi della costruzio-      29 Abrogata dal n. I dell’O del 1° nov. 2017, con effetto dal 1° gen. 2018 (RU 2017 7107).  30 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della   sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).  31 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della   sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).  32 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della   sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare. O   13   732.11   ne in acciaio, come pure per la metodica in caso di interventi nella costru- zione grezza e per rinforzi posati successivamente;   b. la fabbricazione dei componenti meccanici principali;   c. il montaggio di sistemi meccanici ed elettrici, compresa la relativa strumen- tazione di controllo, come pure per gli equipaggiamenti di sicurezza esterna.   2 Per ottenere il nullaosta, il richiedente deve inoltrare la documentazione necessaria  per la valutazione della domanda come previsto nell’allegato 4.   3 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la  forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.33   Art. 27 Documentazione relativa alla costruzione   1 Il titolare della licenza deve poter documentare in qualsiasi momento in maniera  chiara la realizzazione della costruzione nonché la fabbricazione e il montaggio  degli equipaggiamenti tecnici, come pure i controlli e gli esami eseguiti.   2 Egli deve conservare in maniera sicura la documentazione fino alla conclusione  della disattivazione o fino alla chiusura dell’impianto o fino alla scadenza del termi- ne di sorveglianza.   3 Le modifiche all’impianto, compresa la disattivazione o la chiusura, devono essere  aggiornate nella documentazione.   4 A conclusione della disattivazione, il titolare della licenza deve consegnare la  documentazione all’IFSN, dopo la chiusura dell’impianto o la scadenza del termine  di sorveglianza al Dipartimento.34   5 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati concer- nenti la documentazione e la sua conservazione.35   Sezione 3: Licenza d’esercizio   Art. 28 Documentazione relativa alla domanda   1 Il richiedente di una licenza d’esercizio deve presentare la documentazione seguen- te:   a. i pertinenti documenti organizzativi e tecnici previsti nell’allegato 3;   b. gli atti relativi alla licenza d’esercizio previsti nell’allegato 4;   c. la prova della protezione assicurativa;       33 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   34 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   35 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare   14   732.11   d. il rapporto sulla conformità dell’impianto all’autorizzazione di massima e  alla licenza di costruzione.   2 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la  forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.36   Art. 29 Nullaosta   1 La licenza d’esercizio prevede, segnatamente per le seguenti fasi della messa in  esercizio, l’obbligo del nullaosta per:   a. il primo immagazzinamento di combustibile nucleare;   b. il primo caricamento di combustibile;   c. la prima criticità;   d. le ulteriori fasi secondo il programma di messa in esercizio;   e. il funzionamento continuo nel primo ciclo d’esercizio;   f. il primo immagazzinamento di fusti di scorie di un certo tipo;   g. l’immagazzinamento di contenitori per il trasporto e il deposito con elementi  di combustibile esausti o scorie altamente attive.   2 Per ottenere il nullaosta, il richiedente deve inoltrare la documentazione necessaria  alla valutazione della domanda come previsto nell’allegato 4.   3 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la  forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.37   Art. 30 Requisiti in materia di organizzazione   1 L’esercizio dell’impianto nucleare dev’essere organizzato in modo che la respon- sabilità, almeno per i seguenti settori di attività e aree specifiche, possa essere assun- ta dall’organizzazione stessa:   a. esercizio dell’impianto in tutte le condizioni d’esercizio;   b. manutenzione, tecnica dei materiali e di verifica nonché assistenza tecnica;   c. progettazione e sorveglianza del nocciolo del reattore;   d. radioprotezione e scorie radioattive;   e. chimica dell’acqua e impiego di sostanze chimiche ausiliarie;   f. pianificazione in caso di emergenza e preparazione alle situazioni di emer- genza;   g. sorveglianza e valutazione della sicurezza nucleare;   h. sicurezza esterna;       36 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   37 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare. O   15   732.11   i. garanzia della qualità sulle prestazioni fornite dai mandatari;   j. formazione e perfezionamento del personale;   k. promozione della consapevolezza in materia di sicurezza.   2 Il titolare della licenza deve suddividere il personale in un numero controllabile e  non troppo grande di unità organizzative, ognuna diretta da una persona responsabi- le. Per le funzioni direttive devono essere designati i sostituti.   3 Egli deve costituire un gruppo incaricato di analizzare eventi e riscontri aventi per  causa dei fattori umani, di proporre misure migliorative e sorvegliarne l’attuazione.   4 Designa un organo responsabile dell’esercizio tecnico dell’impianto nucleare,  dotato delle necessarie competenze e risorse e che si assuma la responsabilità delle  decisioni in materia di sicurezza interna ed esterna.   L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati in materia  di organizzazione.38   Art. 31 Sistema di gestione della qualità per l’esercizio   Il sistema di gestione della qualità per l’esercizio deve adempiere in particolare i  seguenti requisiti:   a. le responsabilità e le competenze relative ai processi interni dell’organizza- zione devono essere univocamente definite sia sul piano oggettivo sia su  quello formale;   b. le attività importanti ai fini della sicurezza interna ed esterna devono essere  inserite in un circuito gestionale, pianificate sistematicamente, svolte, con- trollate, documentate, verificate e adeguate periodicamente sul piano sia in- terno sia esterno;   c. esso deve corrispondere allo stato attuale della tecnica in materia di sicurez- za nucleare interna ed esterna.    Sezione 4: Esercizio   Art. 32 Manutenzione   1 Il titolare della licenza è tenuto ad allestire programmi sistematici per la manuten- zione degli equipaggiamenti rilevanti dal profilo della sicurezza interna ed esterna,  nonché ad attuare le misure migliorative previste, segnatamente per:   a. la manutenzione;   b. gli esami non distruttivi periodici;   c. i test di funzionamento periodici.       38 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare   16   732.11   2 Qualora constati divergenze rispetto allo stato previsto, deve eseguire i pertinenti  lavori per ripristinare tale stato.   3 Per la manutenzione devono essere impiegati esclusivamente procedimenti, equi- paggiamenti e personale qualificati.   4 Il titolare della licenza deve documentare e valutare periodicamente i risultati della  manutenzione. All’occorrenza, deve completare i programmi.   Art. 33 Valutazioni sistematiche della sicurezza interna ed esterna   1 Il titolare della licenza deve effettuare valutazioni sistematiche della sicurezza  interna nei seguenti settori:   a. ripercussioni di modifiche dell’impianto, di eventi e riscontri sulla sicurezza  dell’impianto e in particolare sul rischio; la valutazione del rischio avviene  fra l’altro mediante un’analisi probabilistica di sicurezza (APS) aggiornata e  specifica alla centrale;   b. esperienza d’esercizio relativa agli equipaggiamenti elettrici e meccanici ri- levanti dal punto di vista della sicurezza, agli elementi di combustibile, alle  costruzioni rilevanti dal punto di vista della sicurezza e alla chimica  dell’acqua;   c. radioprotezione e scorie radioattive;   d. organizzazione e personale;   e. pianificazione in caso di emergenza;   f. criteri secondo l’articolo 44 capoverso 1.   2 Deve allestire valutazioni sistematiche della sicurezza esterna nei seguenti settori:   a. concetto di sicurezza esterna;   b. misure di sicurezza esterna.   3 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati relativi  alle valutazioni sistematiche della sicurezza interna ed esterna.39   Art. 3440 Verifica approfondita della sicurezza nelle centrali nucleari   1 Il titolare di una licenza d’esercizio per una centrale nucleare deve procedere ogni  dieci anni a una verifica completa della sicurezza (verifica periodica della sicurezza,  VPS).   2 A tale scopo deve:   a. illustrare e valutare il concetto di sicurezza interna, nonché la gestione  d’esercizio e il relativo andamento;        39 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   40 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del 26 apr. 2017, in vigore dal 1° giu. 2017  (RU 2017 2829).     Energia nucleare. O   17   732.11   b. effettuare un’analisi deterministica di sicurezza e un’APS;   c. illustrare e valutare globalmente il livello di sicurezza;   d. illustrare e valutare se l’organizzazione e il personale soddisfano i requisiti  di sicurezza.   3 La documentazione relativa alla VPS deve essere presentata all’IFSN al più tardi  due anni prima della conclusione di un decennio d’esercizio.   4 Per il periodo successivo al quarto decennio d’esercizio deve essere inoltre presen- tata, quale parte integrante della VPS, una prova della sicurezza per l’esercizio a  lungo termine ai sensi dell’articolo 34a.   5 L’IFSN disciplina mediante direttive i requisiti dettagliati concernenti la VPS. Può  prevedere agevolazioni per le centrali nucleari per il periodo successivo alla messa  fuori servizio definitiva oppure esonerarle integralmente dall’obbligo di presentare  una VPS.   Art. 34a41 Prova della sicurezza per l’esercizio a lungo termine    1 La prova della sicurezza per l’esercizio a lungo termine contiene segnatamente le  seguenti indicazioni:   a. la durata d’esercizio sulla quale si basa;   b. la prova che i limiti di progettazione delle parti dell’impianto rilevanti per la  sicurezza interna non saranno raggiunti nell’ambito della durata d’esercizio  programmata;   c. le misure di riequipaggiamento e di miglioramento tecnico o organizzativo  previste per la durata d’esercizio programmata;   d. le misure previste, nell’ambito della durata d’esercizio programmata, per as- sicurare un organico sufficiente e le necessarie conoscenze specialistiche;   2 L’IFSN disciplina mediante direttive i requisiti dettagliati concernenti la prova  della sicurezza per l’esercizio a lungo termine.   Art. 35 Sorveglianza dell’invecchiamento   1 Sulla base del programma di sorveglianza dell’invecchiamento, il titolare della  licenza deve procedere a una sorveglianza sistematica dell’invecchiamento di tutti  gli equipaggiamenti e di tutte le costruzioni, il cui funzionamento e la cui integrità  sono importanti ai fini della sicurezza interna ed esterna.   2 Egli deve valutare i risultati di tale programma, dedurne misure migliorative e  attuarle.   3 Sulla base del programma di sorveglianza dell’invecchiamento, deve documen- tare l’avvenuta verifica dell’impianto relativamente agli effetti dell’invecchia- mento e aggiornare periodicamente il programma conformemente allo stato attuale  dell’impianto.       41 Introdotto dal n. I dell’O del 26 apr. 2017, in vigore dal 1° giu. 2017 (RU 2017 2829).     Energia nucleare   18   732.11   4 L’IFSN è incaricata di disciplinare mediante direttive i metodi e la portata della  sorveglianza dell’invecchiamento.42   Art. 36 Stato attuale della scienza e della tecnica e esperienze d’esercizio in  impianti paragonabili   1 Il titolare della licenza deve mantenersi aggiornato riguardo all’evoluzione della  scienza nel suo ambito di attività, e seguire in particolare la ricerca; deve valutare in  che misura da queste conoscenze possono essere tratte conclusioni per la sicurezza  del suo impianto.   2 Deve seguire l’evoluzione della tecnica, compresi gli aspetti legati all’organizza- zione e al personale, e verificare in che misura possono essere tratte conclusioni per  la sicurezza interna ed esterna del suo impianto. A tale scopo sono determinanti in  particolare:   a. le norme tecniche riconosciute in Svizzera e all’estero;   b. le normative in materia di tecnica nucleare del Paese fornitore dell’impianto  nucleare e di altri Paesi;   c. le raccomandazioni di organizzazioni internazionali;   d. lo stato attuale della tecnica in impianti nucleari paragonabili e in altri im- portanti impianti tecnici.   3 Deve seguire le esperienze d’esercizio di impianti paragonabili e valutarne  l’importanza per il suo impianto.   Art. 37 Rapporti periodici   1 Il titolare della licenza presenta all’IFSN i rapporti di valutazione dello stato e  dell’esercizio dell’impianto secondo l’allegato 5.43   2 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti per il genere, il  contenuto, la forma e il numero di esemplari dei suddetti rapporti.44   Art. 3845 Obblighi di notifica nel settore della sicurezza interna   1 Il titolare di una licenza d’esercizio notifica all’IFSN prima della loro esecuzione  in particolare le seguenti attività:   a. arresti pianificati del reattore;   b. riattivazione del reattore dopo il suo arresto per disturbi di funzionamento;       42 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   43 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   44 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   45 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare. O   19   732.11   c. lavori in cui si prevede una dose collettiva superiore a 50 mSv;   d. rilasci radioattivi nell’ambiente pianificati ma non di routine;   e. sostituzione del carbone attivo nei filtri d’emergenza negli impianti di venti- lazione;   f. pianificazione ed esecuzione di esercitazioni d’emergenza;   g. test su sistemi o componenti rilevanti per la sicurezza.   2 Egli notifica all’IFSN le seguenti attività:   a. modifiche dell’impianto, che non sono soggette ad autorizzazione o nullao- sta;   b. modifiche sostanziali alla documentazione secondo gli articoli 27 e 41.   3 Egli notifica all’IFSN i seguenti eventi e riscontri:    a. eventi che compromettono o possono compromettere la sicurezza;    b. altri eventi di interesse pubblico;    c. riscontri che possono compromettere la sicurezza e non hanno provocato un  evento.   4 Per ogni evento o riscontro presenta all’IFSN i necessari rapporti allestiti secondo  l’allegato 6.   5 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive la procedura da seguire per  le notifiche secondo i capoversi 1 e 2 e per la classificazione di eventi e riscontri  secondo il capoverso 3.   Art. 3946 Obblighi di notifica nel settore della sicurezza esterna   1 Il titolare di una licenza d’esercizio notifica all’IFSN prima della loro esecuzione  in particolare le seguenti attività:   a. modifiche o nuove installazioni edilizie e tecniche d’impianto per le quali è  richiesto il nullaosta dell’IFSN;   b. esercitazioni importanti per la sicurezza esterna in collaborazione con organi  militari, cantonali o comunali;    c. attività straordinarie attinenti alla sicurezza esterna.   2 Egli notifica senza indugio all’IFSN i seguenti eventi e riscontri:   a. atti di violenza contro il personale;    b. sabotaggio e tentativo di sabotaggio;   c. minaccia di attentato con bomba;   d. ricatto e presa d’ostaggi;       46 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare   20   732.11   e. disfunzioni, danni o guasti a dispositivi e sistemi di sicurezza esterna che  perdurano oltre 24 ore;    f. eventi negli impianti nucleari o nei loro dintorni, che sono da ricondurre a  interventi non autorizzati o che ne fanno supporre l’esistenza;   g. altri eventi e riscontri che pregiudicano o possono pregiudicare la sicurezza  esterna.   3 Per ogni evento o riscontro presenta senza indugio all’IFSN un rapporto entro  30 giorni. Il rapporto deve essere classificato.   Art. 40 Modifiche soggette a nullaosta   1 Sono considerate di regola modifiche non essenziali in deroga alla licenza e sog- gette a nullaosta secondo l’articolo 65 capoverso 3 LENu in particolare:   a. le modifiche a costruzioni, parti d’impianto, sistemi ed equipaggiamenti  classificati per la sicurezza interna o esterna, nonché a dispositivi importanti  per la sicurezza interna o esterna, nella misura in cui le attuali funzioni di si- curezza interna ed esterna vengono mantenute intatte o migliorate;   b. le seguenti modifiche al nocciolo del reattore:   1. modifiche al caricamento del nocciolo del reattore con elementi di  combustibile nel quadro della sostituzione del combustibile;   2. modifiche e lavori di manutenzione a elementi di combustibile e barre  di controllo;   3. aumento del tasso di combustione ammissibile;   4. modifiche di metodi di prova;   5. modifiche di criteri di sicurezza;   6. aumento nel nocciolo del reattore della parte di elementi di combusti- bile di ossidi misti di uranio e plutonio fino a un massimo del 50 per  cento;   c. modifiche sostanziali ai seguenti documenti:   1. regolamento della centrale e d’esercizio;   2. regolamento in caso d’emergenza;   3. regolamento sulla radioprotezione;   4. specifiche tecniche;   5. prescrizioni e direttive nel settore della sicurezza esterna.   2 Per ottenere il nullaosta alle modifiche di cui al capoverso 1 lettere a e b il richie- dente deve fornire la documentazione necessaria ai fini della valutazione della  domanda di cui all’allegato 4.   3 Per ottenere il nullaosta alle modifiche di cui al capoverso 1 lettera c egli deve  fornire la documentazione necessaria ai fini della valutazione della domanda, unita- mente a una motivazione delle modifiche.     Energia nucleare. O   21   732.11   4 Per modifiche relative a specifiche tecniche deve inoltre illustrare i metodi e i  criteri tecnici in base ai quali egli valuta le ripercussioni delle modifiche sulla sicu- rezza dell’impianto.   5 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la  forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.47   Art. 41 Documentazione   1 Il titolare della licenza aggiorna i documenti organizzativi e tecnici di cui all’alle- gato 3 per tutta la durata d’esercizio dell’impianto nucleare sino alla conclusione  della disattivazione rispettivamente sino alla chiusura e li adegua allo stato attuale  dell’impianto nucleare.   2 Deve documentare chiaramente in ogni momento l’esercizio sulla base delle relati- ve registrazioni previste nell’allegato 3 e delle pezze giustificative inerenti a test di  funzionalità e a operazioni di manutenzione.   3 Deve conservare in modo sicuro la documentazione sino alla conclusione della  disattivazione rispettivamente sino alla chiusura o sino alla scadenza del termine di  sorveglianza.   4 A conclusione della disattivazione deve consegnare la documentazione all’IFSN,  dopo la chiusura o dopo la scadenza del termine di sorveglianza al dipartimento.48   5 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati concer- nenti la documentazione e la sua conservazione.49   Art. 42 Aggiornamento del piano o del progetto per la disattivazione e la  chiusura   1 Ogni dieci anni, il titolare di una licenza d’esercizio verifica e aggiorna il piano per  la disattivazione dell’impianto nucleare oppure, se si tratta di un deposito in strati  geologici profondi, il progetto per la fase di osservazione e il piano per la chiusura.   2 Un aggiornamento è inoltre necessario se:   a. sono state apportate modifiche essenziali all’impianto;   b. sono stati modificati requisiti essenziali per la disattivazione o per la fase di  osservazione e la chiusura;   c. importanti sviluppi della tecnica lo impongono.       47 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   48 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   49 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare   22   732.11   Art. 43 Arresto di centrali nucleari   1 Il titolare di una licenza d’esercizio per una centrale nucleare arresta l’impianto se  è adempiuto un criterio di arresto previsto nelle specifiche tecniche o nel regolamen- to della centrale.   2 Può riprendere l’esercizio con una potenza del reattore superiore al 5 per cento solo  una volta adottate le misure necessarie.   Art. 4450 Criteri per la messa fuori servizio temporaneo e il riequipaggiamento  di centrali nucleari   1 Il titolare di una licenza d’esercizio deve mettere senza indugio fuori servizio  temporaneo la centrale nucleare e riequipaggiarla se è adempiuto uno o più dei  seguenti criteri:   a. le analisi degli incidenti mostrano che il raffreddamento del nocciolo, nel  caso di un incidente di cui all’articolo 8 capoversi 2 e 3, non è più garantito e  di conseguenza si supera una dose di 100 mSv;   b. l’integrità del circuito primario non è più garantita;   c. l’integrità del contenitore non è più garantita.   2 Nell’analisi di cui al capoverso 1 lettera a si devono considerare gli incidenti non  cagionati da cause naturali con una frequenza annua superiore a 10-6 e gli eventi  naturali con una frequenza annua di 10-4.   3 Il Dipartimento fissa in un’ordinanza la metodica e le condizioni marginali per la  verifica dei criteri.   Sezione 5: Disattivazione   Art. 45 Documentazione relativa al progetto   Chi è soggetto all’obbligo di disattivazione presenta i seguenti documenti riguardan- ti il progetto di disattivazione:   a. il rapporto comparativo tra diverse varianti per le fasi, per il calendario dei  lavori di disattivazione e del prevedibile stato finale, come pure la motiva- zione per la variante scelta;   b. la descrizione delle singole fasi operative e dei mezzi impiegati a questo  scopo, segnatamente l’accertamento dello stato radiologico dell’impianto, lo  smontaggio, la scomposizione e la decontaminazione degli equipaggiamenti,  la decontaminazione e lo smantellamento degli edifici;   c. la procedura di separazione delle scorie radioattive da quelle non radioattive  e lo smaltimento delle scorie radioattive;       50 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019  183).     Energia nucleare. O   23   732.11   d. i provvedimenti per la radioprotezione dei lavoratori e per impedire il rila- scio di materiale radioattivo nei dintorni dell’impianto;   e. i provvedimenti di sicurezza esterna;   f. le analisi incidentali, segnatamente l’individuazione di eventuali incidenti  durante la disattivazione, la valutazione della frequenza degli incidenti e del- le loro conseguenze radiologiche, nonché le contromisure ed le eventuali mi- sure in caso di emergenza;   g. la prova della disponibilità di sufficiente personale idoneo e specializzato,  necessario per l’esecuzione e la sorveglianza dei lavori di disattivazione,  nonché di un’adeguata struttura organizzativa con una chiara attribuzione  delle responsabilità;   h. il programma di gestione della qualità;   i. il rapporto d’impatto ambientale;   j. l’elenco di tutti i costi derivanti dalla disattivazione, inclusi quelli per lo  smaltimento delle scorie radioattive e non radioattive e la garanzia del finan- ziamento.   Art. 46 Decisione di disattivazione   La decisione di disattivazione stabilisce in particolare:   a. la portata dei lavori di disattivazione;   b. le singole fasi di disattivazione, segnatamente la durata di un’eventuale con- finamento di sicurezza dell’impianto nucleare;   c. i limiti per il rilascio di sostanze radioattive nell’ambiente;   d. la sorveglianza delle immissioni di sostanze radioattive e dell’irraggiamento  diretto;   e. l’organizzazione.   Art. 47 Nullaosta   La decisione di disattivazione disciplina l’obbligo del nullaosta segnatamente per le  seguenti attività:   a.51 la procedura di declassamento dei materiali prodotti;   b. il condizionamento delle scorie radioattive prodotte;   c.52 lo smantellamento di edifici dopo la loro decontaminazione e declassamento;   d. il riutilizzo non nucleare di parti dell’impianto prima della conclusione della  disattivazione;       51 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019  183).   52 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019  183).     Energia nucleare   24   732.11   e. la revoca di provvedimenti di sicurezza esterna;   f. in caso di disattivazione di centrali nucleari, anche lo smontaggio del reci- piente in pressione del reattore e delle parti dell’edificio circostanti.   Art. 4853 Rapporto sulla disattivazione   Chi è soggetto all’obbligo di disattivazione deve presentare all’IFSN un rapporto  annuo sullo stato dei lavori e un rapporto finale.   Art. 49 Obblighi di notifica   Per gli obblighi di notifica in caso di disattivazione si applicano per analogia gli  articoli 38 e 39.   Capitolo 5: Scorie radioattive   Sezione 1: In generale   Art. 50 Minimizzazione delle scorie radioattive   Gli impianti nucleari devono essere progettati, costruiti e gestiti in modo da ridurre  al minimo, quanto ad attività e volume, le scorie radioattive risultanti dall’esercizio e  dalla disattivazione. A questo scopo è necessario segnatamente:   a. per la costruzione degli impianti nucleari, scegliere materiali in cui la forma- zione dei prodotti di attivazione è esigua;   b. nell’esercizio degli impianti nucleari, limitare allo stretto necessario i mate- riali di consumo nella zona controllata;   c. decontaminare per quanto possibile e appropriato i materiali contaminati con  sostanze radioattive.   Art. 51 Categorie di scorie radioattive   Le scorie radioattive devono venir suddivise in vista del loro smaltimento nelle  seguenti categorie:   a. scorie altamente radioattive:   1. elementi di combustibile esausti che non vengono più riutilizzati;   2. prodotti di fissione vetrificati risultanti dal ritrattamento di elementi di  combustibile esausti;   b. scorie alfatossiche: scorie con un contenuto di emettitori alfa superiore al  valore di 20 000 Becquerel/g di scorie condizionate;   c. scorie debolmente e mediamente radioattive: tutte le altre scorie radioattive.       53 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare. O   25   732.11   Art. 51a54 Eccezioni all’obbligo di smaltimento   Non rientrano nell’obbligo di smaltimento di cui all’articolo 31 LENu:   a. le scorie radioattive a bassa attività che sono immesse nell’ambiente con- formemente agli articoli 111–116 ORaP55;   b. le scorie radioattive che sono destinate allo stoccaggio per il decadimento  radioattivo conformemente all’articolo 117 ORaP.   Art. 52 Programma di smaltimento delle scorie   1 Chi è soggetto all’obbligo di smaltimento delle scorie indica nel relativo program- ma quanto segue:   a. la provenienza, il genere e la quantità delle scorie radioattive;   b. i necessari depositi in strati geologici profondi, compreso il concetto per la  loro progettazione;   c. l’attribuzione delle scorie ai depositi in strati geologici profondi;   d. il piano operativo per la realizzazione dei depositi in strati geologici pro- fondi;   e. la durata e la capacità richiesta del deposito intermedio centralizzato e di  quello decentralizzato;   f. il piano di finanziamento per i lavori di smaltimento delle scorie sino alla  messa fuori servizio dell’impianto nucleare, con informazioni circa:   1. i lavori da effettuare;   2. l’ammontare dei costi;   3. il modo di finanziamento;   g. la concezione in materia d’informazione.   2 Chi è soggetto all’obbligo di smaltimento deve adeguare il programma ogni cinque  anni.   3 L’IFSN e l’Ufficio federale sono competenti per la verifica e la sorveglianza del  rispetto del programma.56           54 Introdotto dal n. I dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 183).  55 RS 814.501  56 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della   sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare   26   732.11   Sezione 2: Declassamento e condizionamento   Art. 53 Declassamento di materiali   1 Chi intende asportare materiali da zone controllate di un impianto nucleare deve  eseguire e documentare un declassamento qualitativamente garantito.57   2 Quantitativi di materiale superiori a 1000 kg o a 1 m3 devono essere notificati  all’IFSN almeno dieci giorni prima della prevista evacuazione dall’impianto nuclea- re. I documenti probatori devono essere allegati alla notifica.58   3 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati per il  declassamento e per l’obbligo di notifica.59   Art. 54 Condizionamento   1 Le scorie radioattive devono essere condizionate quanto più rapidamente possibile.  È consentito l’accumulo di scorie non condizionate in vista di campagne periodiche  di condizionamento.   2 I fusti di scorie condizionate devono prestarsi al trasporto, all’immagazzinamento  in depositi intermedi e allo stoccaggio definitivo.   3 Ogni fusto dev’essere contrassegnato e accompagnato da una documentazione che  ne indichi la fabbricazione, la composizione e le caratteristiche. La documentazione  dev’essere conservata e consegnata all’impresa incaricata di attuare le successive  operazioni di smaltimento.   4 Per la produzione di un fusto di scorie condizionate occorre presentare all’IFSN  una domanda d’approvazione singola o d’approvazione per tipo.60   5 La domanda dev’essere corredata della documentazione necessaria alla valutazione  e contenere in particolare informazioni circa:   a. il procedimento di condizionamento;   b. il fusto per le scorie e le sue componenti;   c. la garanzia di qualità;   d. la documentazione.   6 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati per il  condizionamento e per la documentazione della domanda.61       57 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019  183).   58 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   59 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   60 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   61 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare. O   27   732.11   Sezione 3: Manipolazione di scorie radioattive   Art. 55 Competenza   1 L’Ufficio federale è competente per il rilascio:   a. di licenze per la manipolazione di scorie radioattive;   b. del consenso alla convenzione per la ripresa di scorie radioattive conforme- mente all’articolo 34 capoverso 3 lettera d e capoverso 4 LENu.   2 La competenza speciale di cui all’articolo 11 capoverso 2 lettera f ORaP62 è fatta  salva.63   Art. 56 Domanda e relativa documentazione   1 La domanda di licenza per il trasporto, per l’importazione, l’esportazione o il  transito di scorie radioattive dev’essere presentata congiuntamente dallo speditore,  dal destinatario, dal trasportatore e dall’organizzatore del trasporto.   2 La documentazione deve contenere tutti i dati necessari alla valutazione della  domanda, in particolare:   a. la composizione e le proprietà delle scorie radioattive;   b. le persone soggette all’obbligo di smaltimento, lo speditore e il destinatario;   c. la provenienza e il luogo di destinazione;   d. il trasporto, in particolare la prova che i requisiti in materia di trasporto di  merci pericolose sono rispettati.   Art. 57 Accertamenti preliminari, durata di validità, conservazione della  documentazione e obbligo di notifica   Per la manipolazione di scorie radioattive si applicano per analogia gli articoli 16,  18, 20 e 21.   Sezione 4: Indagini geologiche   Art. 58 Documentazione relativa alla domanda   Il richiedente di una licenza per indagini geologiche deve presentare la seguente  documentazione:   a. un programma d’indagine;   b. un rapporto geologico;       62 RS 814.501  63 Introdotto dal n. I dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 183).     Energia nucleare   28   732.11   c. un rapporto sulle possibili ripercussioni delle indagini sulla geologia e  sull’ambiente;   d. cartine e piani d’insieme;   e. indicazioni concernenti la durata auspicata della licenza.   Art. 59 Programma d’indagine   Il programma d’indagine deve contenere informazioni circa:   a. gli scopi delle indagini;   b. l’estensione prevista delle indagini;   c. l’inizio e la durata prevista delle indagini.   Art. 60 Rapporto geologico   Il rapporto geologico contiene in particolare le informazioni seguenti:   a. una descrizione geologica della regione considerata;   b. una ricapitolazione delle indagini geologiche già eseguite nella regione con- siderata alle quali il richiedente ha accesso, come pure un sommario dei ri- sultati acquisiti;   c. una descrizione dei fattori geologici e idrogeologici che sono stati determi- nanti nella scelta della regione considerata.   Art. 61 Eccezione all’obbligo della licenza   1 Le seguenti indagini geologiche non sono soggette a licenza:   a. rilevamenti sismici e altri rilevamenti geofisici quali misurazioni gravimetri- che, geoelettriche ed elettromagnetiche;   b. rilevamenti geologici in superficie e in costruzioni sotterranee già esistenti,  compreso il prelievo di campioni di roccia;   c. prelievo di campioni di suolo e di acqua sorgiva, misurazioni di sorgenti, ri- levamenti piezometrici non profondi e prove di demarcazione;   d. misurazioni dei gas al suolo.   2 Sono fatte salve eventuali licenze necessarie per l’esecuzione di queste attività  secondo il diritto cantonale o federale.   Sezione 5: Disposizioni speciali per depositi in strati geologici profondi   Art. 62 Domanda di un’autorizzazione di massima   Il richiedente di un’autorizzazione di massima per un deposito in strati geologici  profondi deve presentare, oltre alla documentazione relativa alla domanda di cui  all’articolo 23, un rapporto con le seguenti informazioni:     Energia nucleare. O   29   732.11   a. un confronto tra le opzioni disponibili in riferimento alla sicurezza del depo- sito pianificato;   b. una valutazione delle caratteristiche determinanti per la scelta del sito;   c. l’ammontare dei costi.   Art. 63 Criteri d’idoneità   I criteri da definire nell’autorizzazione di massima ai sensi dell’articolo 14 capo- verso 1 lettera f numero 1 LENu riguardano:   a. l’estensione di zone di rocce ospitanti adeguate;   b. la situazione idrogeologica del sito;   c. la durata di permanenza delle acque sotterranee profonde.   Art. 64 Elementi di un deposito in strati geologici profondi   Un deposito in strati geologici profondi si compone del deposito principale destinato  ad accogliere le scorie radioattive, di un deposito pilota e di zone per esperimenti.   Art. 65 Zone per esperimenti   1 Nelle zone per esperimenti devono essere accuratamente accertate, in maniera  specifica per il sito, le caratteristiche della roccia ospitante sotto il profilo della  sicurezza, al fine di confermarne la sicurezza.   2 Prima della messa in esercizio del deposito in strati geologici profondi è necessario  sperimentare le tecniche importanti per la sicurezza e accertarne il corretto funzio- namento. Questo riguarda in particolare:   a. l’apporto del materiale di riempimento;   b. la rimozione del materiale di riempimento ai fini di un eventuale recupero di  fusti di scorie;   c. la tecnica per il recupero di fusti di scorie.   3 Durante l’esercizio del deposito in strati geologici profondi è necessario sperimen- tare la sigillatura di caverne e gallerie e provarne il funzionamento.   Art. 66 Deposito pilota   1 Nel deposito pilota si sorvegliano il comportamento delle scorie, del riempimento e  della roccia ospitante fino alla scadenza della fase di osservazione. Durante la sorve- glianza vanno rilevati, in vista della chiusura, dati atti a confermarne la sicurezza.   2 I risultati della sorveglianza devono poter essere trasferiti ai processi nel deposito  principale. Essi costituiscono la base per la decisione riguardante la chiusura del  deposito in strati geologici profondi.   3 Nella progettazione del deposito pilota sono da osservare i seguenti principi:     Energia nucleare   30   732.11   a. le condizioni geologiche e idrogeologiche devono essere paragonabili a  quelle del deposito principale;   b. il deposito pilota dev’essere separato sotto il profilo spaziale e idraulico dal  deposito principale;   c. le modalità di costruzione del deposito pilota e il modo d’immagazzina- mento delle scorie e del riempimento devono essere conformi a quelle del  deposito principale;   d. il deposito pilota deve contenere una piccola quantità rappresentativa di sco- rie.   Art. 67 Riempimento   1 Dopo l’immagazzinamento dei fusti di scorie, il proprietario di un deposito in strati  geologici profondi deve riempire caverne e gallerie del deposito.   2 Egli effettua il riempimento in modo che sia garantita la sicurezza a lungo termine  e le scorie possano essere recuperate senza grandi oneri.   Art. 68 Fase di osservazione   1 Nel piano aggiornato per la fase di osservazione, il proprietario di un deposito in  strati geologici profondi deve descrivere le misure previste al termine dell’imma- gazzinamento per la sorveglianza del deposito. Propone anche la durata della fase di  osservazione.   2 Il Dipartimento predispone la sorveglianza e fissa la durata della fase di osserva- zione. Può all’occorrenza prolungarla.   Art. 69 Chiusura   1 Al momento della chiusura il proprietario di un deposito in strati geologici profon- di deve riempire tutte le parti ancora aperte del deposito e sigillare le parti determi- nanti per la sicurezza interna a lungo termine e la sicurezza esterna.   2 Nel piano per la chiusura deve descrivere in particolare:   a. il riempimento e la sigillatura degli accessi ai locali di deposito;   b. la trasformazione del deposito pilota necessaria a garantirne la sicurezza a  lungo termine;   c. il riempimento e la sigillatura degli accessi al deposito in strati geologici  profondi;   d. la garanzia della sicurezza a lungo termine.   3 Con la chiusura deve garantire in particolare che:   a. attraverso gli accessi riempiti non avvenga un rilascio inammissibile di ra- dionuclidi;   b. la separazione delle falde acquifere esistente prima della costituzione del de- posito in strati geologici profondi sia ripristinata a lungo termine;     Energia nucleare. O   31   732.11   c. la demarcazione del deposito in strati geologici profondi sia duratura.   Art. 70 Area di protezione   1 L’area di protezione di un deposito in strati geologici profondi deve essere stabilita  sulla base del rapporto per la sicurezza a lungo termine presentato per l’approva- zione del piano. Tale area comprende:   a. tutte le parti del deposito, accessi compresi;   b. le zone rocciose che determinano il contenimento idraulico del deposito;   c. le zone rocciose che contribuiscono in modo essenziale alla ritenzione dei  radionuclidi che nel corso del tempo potrebbero liberarsi dal deposito.   2 Dopo il rilascio dell’autorizzazione di massima, l’Ufficio federale notifica  all’ufficio del registro fondiario la menzione «area di protezione provvisoria del  deposito in strati geologici profondi» per i fondi compresi nel perimetro. Dopo il  rilascio della licenza d’esercizio notifica la menzione «area di protezione definitiva  del deposito in strati geologici profondi».   3 Il Dipartimento decide circa l’abrogazione dell’area di protezione provvisoria o  definitiva. L’Ufficio federale invita l’ufficio del registro fondiario a cancellare la  menzione.   4 Il Dipartimento rilascia licenze per l’esecuzione di progetti che riguardano l’area di  protezione. Condizione per il rilascio di una simile licenza è che non venga pregiu- dicata la sicurezza a lungo termine del deposito in strati geologici profondi.   Art. 71 Documentazione   1 Il proprietario di un deposito in strati geologici profondi deve allestire una docu- mentazione che sia adatta a garantire la salvaguardia a lungo termine delle cono- scenze sul deposito medesimo.   2 La documentazione deve contenere:   a. situazione ed estensione delle costruzioni sotterranee;   b. inventario delle scorie radioattive immagazzinate, ripartite per genere e  quantità in ciascun locale di deposito;   c. progettazione delle barriere tecniche di sicurezza, compresa la sigillatura de- gli accessi;   d. basi e risultati dell’analisi definitiva della sicurezza a lungo termine.   3 Dopo la chiusura del deposito o dopo la scadenza del termine di sorveglianza, il  proprietario consegna la documentazione al Dipartimento.   Art. 72 Utilizzazione dei dati geologici   1 I dati geologici scaturiti dalle indagini geologiche o acquisiti durante la costruzione  di un deposito in strati geologici profondi devono essere trasmessi al Centro  d’informazioni geologiche della Confederazione.     Energia nucleare   32   732.11   2 Il Centro d’informazioni geologiche della Confederazione e chi è tenuto a fornire  dati geologici secondo il capoverso 1 regolano contrattualmente l’accesso a questi  dati e la loro utilizzazione.   Capitolo 6: Procedura, informazione e promozione   Art. 7364 Parere dell’IFSN   L’IFSN esprime il suo parere in merito alle domande di licenze e d’approvazione di  progetti secondo gli articoli 49–63 LENu.   Art. 74 Termini di trattazione   Per la trattazione di domande per il rilascio di licenze e per l’approvazione di proget- ti secondo gli articoli 49–63 LENu si applicano di regola i seguenti termini:   a. un mese a partire dal ricevimento della domanda completa fino alla trasmis- sione ai Cantoni e ai servizi federali interessati o fino alla pubblicazione e  all’esposizione pubblica della domanda;   b. sei mesi dalla conclusione della procedura di istruzione fino alla decisione.   Art. 75 Procedura in caso di nullaosta e approvazione individuale o  approvazione del tipo   1 Non sono pubblicate né esposte pubblicamente:   a. la domanda di nullaosta secondo gli articoli 26, 29, 40 e 47 della presente  ordinanza nonché secondo l’articolo 36 capoverso 1 lettera b LENu;   b. la domanda di approvazione singola o approvazione del tipo secondo l’arti- colo 54 capoverso 4.   2 L’IFSN sottopone, per parere, la domanda di nullaosta o approvazione ai servizi  specializzati della Confederazione. Esse fissano a questo proposito un adeguato  termine.65   3 Il nullaosta è rilasciato se le condizioni dell’autorizzazione o della decisione su cui  si fonda il nullaosta sono come sempre rispettate e gli oneri previsti dall’autoriz- zazione o dalla decisione sono considerati.   4 …66       64 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   65 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   66 Abrogato dall’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della   sicurezza nucleare, con effetto dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare. O   33   732.11   Art. 7667 Obbligo di informazione in caso di eventi e riscontri particolari  relativi alla sicurezza nucleare   1 L’IFSN informa senza indugio l’opinione pubblica in caso di eventi e riscontri par- ticolari nell’impianto nucleare che:   a. costituiscono un pericolo per l’impianto o il personale oppure hanno conse- guenze radiologiche rilevanti sui dintorni dell’impianto (eventi o riscontri  del livello 3 o più elevati della scala INES secondo l’allegato 6);   b. sono importanti dal punto di vista della sicurezza, ma hanno conseguenze  radiologiche minime o nulle sui dintorni dell’impianto (eventi o riscontri del  livello 2 della scala INES secondo l’allegato 6).   2 In caso di particolari eventi e riscontri di interesse pubblico che non soggiacciono  al capoverso 1, l’IFSN provvede a informare l’opinione pubblica.   Art. 77 Promozione della ricerca, dell’insegnamento e della formazione   1 Le autorità di vigilanza sostengono, nel quadro dei crediti approvati, progetti di  ricerca applicata, l’insegnamento e la formazione di specialisti nei settori della  sicurezza interna ed esterna degli impianti nucleari nonché dello smaltimento di  scorie nucleari.   2 Il sostegno avviene in forma di aiuti finanziari o attraverso la partecipazione di  collaboratori dell’Ufficio federale o dell’IFSN.68   Capitolo 7: Disposizioni penali e finali   Art. 78 Disposizioni penali   Secondo l’articolo 93 LENu è punito chiunque viola, intenzionalmente o per negli- genza, l’obbligo di custodia di cui agli articoli 20, 27 capoverso 2 e 41 capoverso 3.   Art. 79 Modifica degli allegati 2 e 6   Il Dipartimento può modificare gli allegati 2 e 6 in funzione delle decisioni dei  regimi di controllo dell’esportazione sostenuti dalla Svizzera e delle raccomandazio- ni dell’Agenzia internazionale dell’energia nucleare.              67 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).   68 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare   34   732.11   Art. 80 Abrogazione del diritto previgente   Le seguenti ordinanze sono abrogate:   1. ordinanza dell’11 luglio 197969 sulla procedura per l’autorizzazione di mas- sima agli impianti nucleari con licenza di sito;   2. ordinanza del 27 novembre 198970 sui provvedimenti preparativi;   3. ordinanza del 18 gennaio 198471 sull’energia nucleare;   4. ordinanza del 14 marzo 198372 concernente la sorveglianza degli impianti  nucleari.   Art. 81 Modifica del diritto vigente   La modifica del diritto vigente è disciplinata nell’allegato 7.   Art. 82 Disposizione transitoria   Nel definire la portata del riequipaggiamento di impianti nucleari che sono stati  messi in servizio prima dell’entrata in vigore della LENu, occorre adempiere i  requisiti e principi previsti negli articoli 7–12 tenuto conto dell’articolo 22 capo- verso 2 lettera g LENu.   Art. 82a73 Disposizione transitoria relativa alla modifica del 26 aprile 2017   Su richiesta, l’IFSN può prorogare al massimo fino alla fine del 2019 il termine di  inoltro della VPS corredata di una prova della sicurezza per l’esercizio a lungo  termine ai sensi dell’articolo 34 capoverso 4 in combinato disposto con l’articolo 34  capoverso 3.   Art. 83 Entrata in vigore   La presente ordinanza entra in vigore il 1° febbraio 2005.       69 [RU 1979 972]  70 [RU 1989 2476]  71 [RU 1984 209, 1987 546 1484, 1991 1450, 1993 901 all. n. 10, 1994 140, 1995 4959,   1996 208 art. 2 lett. g 2243 n. I 65, 1997 2128, 2002 349 n. I art. 29]  72 [RU 1983 283]  73 Introdotto dal n. I dell’O del 26 apr. 2017, in vigore dal 1° giu. 2017 (RU 2017 2829).     Energia nucleare. O   35   732.11   Allegato 174  (art. 4)   Definizioni   Nella presente ordinanza, s’intende per:   a. riscontro: l’accertamento in parti dell’impianto di uno stato che può pregiu- dicare la sicurezza e che non ha tuttavia portato a un evento;   b. evento: svolgimento erroneo nell’esercizio di un impianto o in occasione di  un trasporto che può pregiudicare la sicurezza;   c. declassamento: prova dell’esenzione dall’obbligo di licenza e dalla vigilanza  secondo l’articolo 106 ORaP75;   d. manutenzione: tutti i provvedimenti per il mantenimento e il ripristino dello  stato previsto e per l’accertamento e la valutazione dello stato attuale di  equipaggiamenti e sistemi;   e. raffreddamento del nocciolo: il trasferimento dell’energia termica del noc- ciolo del reattore ai sistemi di raffreddamento al fine di evitare di superare la  temperatura di riferimento in tutte le parti del nocciolo;   f. frequenza di danneggiamento del nocciolo: la frequenza annua di danneg- giamento del nocciolo del reattore in seguito a incidente, così come calcolata  mediante l’analisi probabilistica di sicurezza (APS);   g. regime di esercizio normale: lo stato dell’impianto entro i limiti di esercizio  specificati e conformemente alle prescrizioni vigenti;   h. classificazione ai fini della sicurezza interna: la suddivisione delle costru- zioni, dei sistemi e degli equipaggiamenti di un impianto nucleare in classi  di costruzione, di sicurezza e di terremoto sulla base della loro importanza  per la sicurezza nucleare interna;   i. incidente: ogni stato dell’impianto che si discosta dal regime di esercizio  normale e che richiede l’intervento di un sistema di sicurezza;   j. sistema: la combinazione di equipaggiamenti meccanici o elettrici necessari  ad assolvere una determinata funzione;   k. tecnologia: le conoscenze specifiche, in generale non accessibili al pubblico  o che non servono alla ricerca scientifica fondamentale, sotto forma di dati  tecnici o di assistenza tecnica, necessarie allo sviluppo, alla fabbricazione o  all’utilizzazione;   l. Stato partner: Stato che partecipa a misure di controllo internazionali non  vincolanti dal profilo del diritto internazionale e sostenute dalla Svizzera.       74 Aggiornato dall’all. 8 n. 1 dell’O del 3 giu. 2016 sul controllo dei beni a duplice impiego  (RU 2016 2195) e dell’all. 11 n. 4 dell’O del 26 apr. 2017 sulla radioprotezione, in vigore  dal 1° gen. 2018 (RU 2017 4261).   75 RS 814.501     Energia nucleare   36   732.11   Allegato 276  (art. 9 cpv. 2)   Principi per la sicurezza esterna di impianti nucleari, materiali  nucleari e scorie radioattive   1. Sicurezza esterna di impianti nucleari   La disposizione delle zone o aree e delle barriere rilevanti per la sicurezza esterna  deve avvenire in maniera scaglionata secondo il seguente schema:           Barriera D   Barriera C   Barriera B   Sicherungs -  zone   B   Sicherungszone D   Sicherungszone C   Sicherungsareal   Durchfahrschutzareal   Zona  di sicurezza    esterna  B   -   Zona di sicurezza esterna  D   Zona di sicurezza esterna  C   Area di sicurezza esterna   Area di protezione antiveicoli   Protezione antiveicoli   Barriera perimetrale      Le diverse barriere di sicurezza esterna assolvono le seguenti funzioni:   – la protezione antiveicoli protegge dagli attacchi portati da veicoli e ostacola  il trasporto di mezzi d’attacco nel perimetro di protezione antiveicoli fino al- la barriera perimetrale.   – La barriera perimetrale delimita l’area di sicurezza esterna. Serve a indivi- duare aggressori, a localizzare il luogo dell’attacco e a fare scattare  l’allarme.           76 Aggiornato dall’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della   sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare. O   37   732.11   – Le barriere di sicurezza esterna D, C e B offrono una resistenza spaziale  sempre maggiore dall’esterno verso l’interno. Esse proteggono e delimitano  le aree dove sono ubicati i sistemi e gli equipaggiamenti rilevanti per la sicu- rezza interna.   Per i depositi intermedi e per i depositi in strati geologici profondi, l’IFSN decide se  si può rinunciare a singole barriere di sicurezza esterna.   I sistemi di sicurezza esterna (ad es. centrali di sicurezza esterna, cabine per custodi  ecc.), che consentono l’accesso a piedi o con veicoli alle zone di sicurezza esterna,  devono trovarsi dietro una barriera di sicurezza esterna che offra la stessa resistenza  della barriera a protezione della relativa zona.   Il valore di resistenza di una barriera di sicurezza esterna deve sostanzialmente  rimanere invariato. I passaggi che l’attraversano necessitano perciò di una serranda.  Se, in casi eccezionali, si deve derogare al principio della serranda o viene abolita la  funzione della serranda, il passaggio deve essere assicurato dalla guardia d’esercizio.   2. Sicurezza esterna dei materiali nucleari e delle scorie radioattive   Suddivisione delle categorie di materiali nucleari e di scorie radioattive    Materiale Forma Categoria       I II III   1. Plutonioa Non irradiatob 2 kg o più meno di 2 kg, ma  oltre 500 g   500 g o meno, ma  oltre 15 g   2. Uranio-235 Non irradiatob       – uranio arricchi- to con tenore in  235U del 20 %  o più    5 kg o più meno di 5 kg, ma  oltre 1 kg   1 kg o meno, ma  oltre 15 g    – uranio arricchi- to con tenore in  235U tra il  10 % e il 20 %    – 10 kg o più meno di 10 kg, ma  oltre 1 kg    – uranio arricchi- to con tenore in  235U superiore  al tenore natu- rale, ma infe- riore al 10 %     – – 10 kg o più   3. Uranio-233 Non irradiatob 2 kg o più meno di 2 kg, ma  oltre 500 g   500 g o meno, ma  oltre 15 g   4. Combustibile  irradiato     Uranio naturale o  impoverito, torio o  combustibile  debolmente  arricchito (tenore  di prodotto fissile        Energia nucleare   38   732.11   Materiale Forma Categoria       I II III   inferiore al 10 %)   5. Scorie radioat- tive   Vetrificate  Altamente radioat- tive      a Plutonio, ad eccezione del plutonio con un tenore in 238Pu di oltre l’80 %.  b Materiale che non è stato irradiato in un reattore o materiale che è stato irradiato in un   reattore e che, senza schermatura, presenta a un metro di distanza un rateo di dose di 1 Gy  all’ora.    Categoria I   I materiali che rientrano in questa categoria devono essere protetti con sistemi alta- mente affidabili contro qualsiasi utilizzazione non autorizzata come segue:   Utilizzazione e immagazzinamento in una zona altamente protetta, ossia una zona  protetta così come definita per la categoria II, il cui accesso è inoltre limitato a  persone di accertata affidabilità e collocato sotto l’osservazione di guardie che sono  in stretto contatto con le forze d’intervento in caso d’emergenza. I provvedimenti  specifici adottati in quest’ambito devono avere come finalità l’intercettazione e la  prevenzione di qualsiasi attacco, accesso non autorizzato o prelievo non autorizzato  di materiale.   Trasporto nel rispetto di speciali precauzioni così come sono definite per il trasporto  di materiali delle categorie II e III e inoltre sotto l’osservazione costante di personale  di scorta in condizioni che garantiscono uno stretto contatto con le forze di inter- vento.   Categoria II   Utilizzazione e immagazzinamento all’interno di una zona protetta il cui accesso è  sorvegliato ossia di una zona collocata sotto l’osservazione costante di guardie o  dispositivi elettronici e circondata da una delimitazione fisica con un numero limita- to di entrate sufficientemente controllate, oppure di una zona con un livello di prote- zione fisica equivalente.   Trasporto nel rispetto di speciali precauzioni comprendenti accordi prestabiliti tra  mittente, destinatario e trasportatore, nonché, nel caso di un trasporto internazionale,  un accordo prestabilito tra soggetti di diritto che sottostanno alla sovranità e alla  competenza normativa degli Stati mittenti e destinatari specificante l’ora, il luogo, la  procedura di trasferimento della responsabilità del trasporto.        Energia nucleare. O   39   732.11   Categoria III   Utilizzazione e immagazzinamento all’interno di una zona il cui accesso è con- trollato.   Trasporto nel rispetto di speciali precauzioni comprendenti accordi prestabiliti tra il  mittente, il destinatario e il trasportatore, nonché, nel caso di un trasporto internazio- nale, un accordo prestabilito tra soggetti di diritto che sottostanno alla sovranità e  alla competenza normativa degli Stati mittenti e destinatari specificante l’ora, il  luogo e la procedura di trasferimento della responsabilità del trasporto.        Energia nucleare   40   732.11   Allegato 377  (art. 28 e 41)   Documentazione relativa all’esercizio   La documentazione relativa all’esercizio di un impianto nucleare si compone di  documenti organizzativi e tecnici, come pure di dati operativi.   1. Documenti organizzativi   Regolamento della  centrale/ Regolamen- to d’esercizio   Il regolamento della centrale e il regolamento d’esercizio documentano  le condizioni in materia di organizzazione e di personale per un esercizio  sicuro, compresi i criteri organizzativi per l’arresto dell’impianto.   Regolamento per  situazioni  d’emergenza   Il regolamento in caso d’emergenza documenta l’organizzazione e le  responsabilità in caso di emergenza. Le istruzioni per il comportamento  dello stato maggiore d’emergenza (istruzioni in caso d’emergenza) sono  parte integrante del regolamento.   Regolamento di  radioprotezione   Il regolamento di radioprotezione disciplina i compiti del titolare del- la licenza d’esercizio in materia di radioprotezione, in particolare la  misurazione dei rilasci radioattivi nei dintorni dell’impianto e la radio- protezione delle persone impiegate nella zona controllata dell’impianto  nucleare.   Manuale di gestione  della qualità   Il manuale di gestione della qualità descrive un sistema di gestione della  qualità completo e sistematico per l’esercizio dell’impianto nucleare.   Prescrizioni e istru- zioni nel settore della  sicurezza esterna   Le prescrizioni e le istruzioni nel settore della sicurezza esterna conten- gono le istruzioni generali sulla sicurezza esterna degli impianti nucleari  e le prescrizioni di servizio per il corpo di guardia d’esercizio.   Direttive in materia  di cultura della  sicurezza   Le direttive in materia di cultura della sicurezza definiscono come la  direzione dell’impianto nucleare interpreta e promuove la cultura della  sicurezza e in base a quali caratteristiche e criteri ne viene misurata  l’efficacia.    2. Documenti tecnici   Rapporto sulla sicu- rezza interna   Il rapporto sulla sicurezza interna descrive gli aspetti tecnici e organizza- tivi dell’impianto nucleare. Esso costituisce la base per la valutazione  continua della sicurezza. Per un deposito in strati geologici profondi, il  documento include in particolare la prova della sicurezza a lungo termi- ne dopo la chiusura del deposito.   Rapporto sulla sicu- rezza esterna   Il rapporto sulla sicurezza interna concernente gli impianti nucleari  descrive lo stato attuale delle misure sulla sicurezza interna secondo le  direttive dell’IFSN. Il rapporto sulla sicurezza interna deve essere  archiviato.       77 Aggiornato dall’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della   sicurezza nucleare (RU 2008 5747) e dell’all. 11 n. 4 dell’O del 26 apr. 2017 sulla radio- protezione, in vigore dal 1° gen. 2018 (RU 2017 4261).     Energia nucleare. O   41   732.11   Specifiche tecniche Le specifiche tecniche contengono prescrizioni per l’esercizio  dell’impianto nucleare e dei suoi sistemi di sicurezza, compresi i criteri  tecnici per l’arresto dell’impianto.   Programma di con- trolli periodici   Il programma descrive i controlli periodici delle componenti sotto  pressione e dei sistemi delle classi di sicurezza 1–4.   Programma di sorve- glianza  dell’invecchiamento   Il programma di sorveglianza dell’invecchiamento descrive lo stato e la  sorveglianza delle componenti meccaniche ed elettriche nonché degli  edifici dell’impianto nucleare.   Prescrizioni  d’esercizio e in caso  di incidenti   Le prescrizioni d’esercizio e in caso di incidenti disciplinano il sicuro  esercizio dell’impianto, in particolare durante l’esercizio normale e in  caso di incidenti secondo l’articolo 8.   Supporti decisionali  per la gestione degli  incidenti   I supporti decisionali per la gestione degli incidenti forniscono un aiuto  nella lotta agli incidenti in cui possono essere liberate sostanze radioatti- ve in misura inammissibile.   APS aggiornata  specifica all’impianto   Per una centrale nucleare l’APS aggiornata e specifica all’impianto  include per tutte le condizioni d’esercizio determinanti in particolare:  a. un’analisi probabilistica degli incidenti secondo l’articolo 8 provocati   da eventi interni o esterni e in occasione dei quali possono essere li- berate sostanze radioattive;   b. una valutazione quantitativa dei provvedimenti contro simili inciden- ti;   c. una valutazione quantitativa del rischio di una liberazione di sostanze  radioattive in misura pericolosa (rischio di rilascio).   Descrizioni tecniche Le descrizioni tecniche contengono in particolare schemi, disegni,  documentazione dell’impianto con base di progettazione, piani di  costruzione, programmi per la manutenzione, liste delle componenti,  piani di zona nonché altre descrizioni tecniche che illustrano l’attuale  stato dell’impianto.    3. Dati operativi   Dati operativi I dati operativi forniscono informazioni sull’andamento dell’esercizio.   Comprendono in particolare dati d’esercizio, misurazioni d’esercizio,  parametri d’esercizio dell’impianto, controlli dell’intensità di dose  ambientale e della contaminazione nonché la sorveglianza dei dintorni  dell’impianto e le analisi dei materiali d’esercizio e delle scorie solidi,  liquidi o gassosi.   Libro di servizio a  turni    Nel libro di servizio ai turni vengono riportati i nomi e la ripartizione dei  compiti dei collaboratori del servizio a turni nonché importanti eventi  relativi all’esercizio e importanti operazioni di comando, come pure le  divergenze constatate nei dati d’esercizio e nelle misurazioni importanti  per la sicurezza.   Diario di guardia Nel diario di guardia vengono riportati i nomi e le ripartizioni dei compi- ti dei collaboratori del gruppo di guardia nonché i controlli di routine,  l’attività di pattugliamento, le osservazioni e gli eventi straordinari,  nonché i contatti con i servizi esterni.     Energia nucleare   42   732.11   Allegato 4  (art. 24, 26, 28, 29, 40)   Documenti per licenze e nullaosta nonché classificazione ai fini  della sicurezza interna   Le domande relative al rilascio di licenze e nullaosta per impianti nucleari devono  essere corredate dei documenti di cui ai numeri 1 e 2, poiché importanti per valutare  la domanda specifica.   I documenti principali sono indicati al numero 2.   Legenda per la tavola al numero 1:   G impianto nella sua globalità   R tecnica dei reattori   B tecnica delle costruzioni   S tecnica dei sistemi   M ingegneria meccanica   E elettrotecnica e strumentazione di controllo   U radioprotezione, scorie e protezione in caso d’emergenza   D sicurezza esterna   P organizzazione d’esercizio e personale   SA sistemi delle classi di sicurezza 1, 2, 3 e 1E   SB sistemi della classe di sicurezza 4 e sistemi 0E relativi alla sicurezza   MA equipaggiamenti meccanici che hanno determinanti per il primo nullaosta di  costruzione, ad es. recipiente in pressione del reattore, contenitore di sicu- rezza in acciaio, condutture del circuito primario, generatori di vapore, pres- surizzatore, pompe di ricircolo del circuito primario   MB altri equipaggiamenti meccanici delle classi di sicurezza 1–4.           Energia nucleare. O   43   732.11   1.  Documenti secondo tipo di domanda e settori specialistici     Settore specia-   listico   Domanda   per   G R B S M E U D P   Licenza di  costruzione  rispettivamente  nullaosta relati- vo al concetto  (in caso di  modifiche)   G1 R1/R2 B1 S1 M1 E1 U1 D1 P1   Primo nullaosta  di costruzione  rispettivamente  nullaosta delle  specifiche di  progettazione   G2  B2 e B3  per la 1a  parte  dell’edi- ficio   S2 per SA M2 per  MA   E2 U2  P2   Altri nullaosta  di costruzione  (edifici o parti  di edifici)     B2/B3 S2 per SB (se  rilevante dal  profilo edile  per la parte  dell’edificio)      D2    Nullaosta di  fabbricazione       M2 per  MB M3     D3    Nullaosta di  montaggio      S2 per SB S3  per SA    E3 U3     Licenza di  esercizio   G3 R3       P3   Nullaosta di  messa in eserci- zio e per  l’esercizio in  potenza o per  l’esercizio  continuativo   G4 R4 B4 S4 M4 E4 U4 D4 P4              Energia nucleare   44   732.11   2.  Documenti secondo i settori specialistici    G Impianto nella sua globalità   G1 G2 G3 G4   Concetti d’impianto/ Basi di  progettazione   Progettazione e disposizione  dell’impianto   Documentazione per la  licenza d’esercizio   Documentazione per la  messa in esercizio e  l’esercizio continuativo   Rapporto sulla sicurez- za per la licenza di  costruzione  APS per la licenza di  costruzione  Concetti per  l’impianto nella sua  globalità  Specifiche di rischio  Piani di disposizione  per l’impianto  Insieme dei regola- menti applicabili  Concetto per la manu- tenzione e la sorve- glianza  dell’invecchiamento   Piani di costruzione e  di disposizione degli  edifici e degli equipag- giamenti principali  Specifica delle  condizioni nei dintor- ni  Programmi di gestio- ne della qualità dei  fornitori principali   Programmi di messa  in esercizio   Rapporto sulla garanzia  della qualità per la  costruzione e valuta- zione dei risultati  Risultati dei test pre- esercizio e dei test  nucleari di messa in  esercizio     R Tecnica dei reattori   R1 R2 R3 R4   Basi di progettazione Analisi di sicurezza provvi- soria   Analisi di sicurezza definiti- va   Valutazione della messa in  esercizio nucleare   Progettazione degli  elementi di combustibi- le  Progettazione provvi- soria del nocciolo  Definizione degli  incidenti e dei limiti  di sicurezza   Definizione delle  condizioni quadro  importanti  Analisi delle condi- zioni d’esercizio e  degli incidenti  determinanti per la  progettazione e delle  loro ripercussioni  sull’impianto e sui  dintorni    Ipotesi, modelli di  calcolo riguardo al  comportamento delle  sostanze radioattive  Analisi degli inciden- ti e delle loro riper- cussioni  Analisi degli inciden- ti e specificazioni  tecniche  Programmi di messa  in esercizio  Progettazione definiti- va del nocciolo    Valutazione dei test di  messa in esercizio e dei  loro risultati            Energia nucleare. O   45   732.11   B Tecnica delle costruzioni   B1 B2 B3 B4   Basi di progettazione Progettazione dell’edificio Progettazione ed esecuzione  di parti di edificio   Documentazione edilizia   Classificazione degli  edifici  Conversione delle  specifiche di rischio  in parametri ingegne- ristici  Caratteristiche del  terreno  Concetto per la  protezione delle  acque sotterranee  Basi di progettazione  Requisiti per le pareti  di schermatura   Specifiche di progetta- zione/Criteri di misura- zione  Ipotesi di carico  Modellazione dei  sostegni/prestatica  Dimensioni principali  Spettri di comporta- mento dei piani  Requisiti in materia  di ermeticità, prote- zione delle acque  sotterranee, drenag- gio, protezione contro  i fulmini e protezione  contro gli incendi  Concezione di fortifi- cazione   Misurazioni della  statica di dettaglio e  prova della tensione  ovvero prova di solidità  e di utilizzabilità  Sviluppo costruttivo  Piani di cassaforma e  di armatura  Verifica delle proce- dure  Speciali requisiti in  materia di fabbrica- zione  Piani di controllo  della qualità   Documentazione  dell’esecuzione dei  lavori (atti delle costru- zioni)  Relazione sulla  garanzia della qualità  Rapporto di controllo  edilizio degli esperti  Programmi di manu- tenzione     S Tecnica dei sistemi   S1 S2 S3 S4   Concetti per i sistemi Progettazione dei sistemi Esecuzione dei sistemi Messa in esercizio dei  sistemi   Classificazione dei  sistemi/ Concetti per i  sistemi  Specifiche provviso- rie dei sistemi  Piani di connessione  dei sistemi  Schemi di funziona- mento  Liste dei componenti,  meccanici ed elettrici  Valutazione della  sicurezza in caso di  modifiche  dell’impianto   Specifiche definitive  dei sistemi inclusi dati  tecnici  Piani di disposizione  Piani di connessione  dei sistemi  Schemi di funziona- mento  Lista dei componenti,  meccanici   Descrizioni dei sistemi  inclusa analisi delle  interazioni dei sistemi  Schemi logici  Lista dei componenti,  elettrici    Prescrizioni per i test  pre-esercizio  Risultati dei test sui  sistemi  Prescrizioni per i test  periodici di funzio- namento dei sistemi e  dei componenti  Piani definitivi di  connessione dei  sistemi e schemi di  funzionamento         Energia nucleare   46   732.11   M Ingegneria meccanica   M1 M2 M3 M4   Basi di progettazione Progettazione Esecuzione Messa in esercizio e  documentazione   Regolamenti e prescri- zioni edili applicabili  Formazione costrutti- va  Scelta dei materiali  per i componenti  principali   Specifiche di progetta- zione  Disegni d’insieme di  componenti rilevanti  per la sicurezza  Programmi per prove  o qualifiche speciali   Documenti su esami  preliminari per la  costruzione e la fabbri- cazione come eseguiti  dal fabbricante dei  componenti rilevanti  per la sicurezza  Programma di base  per i test   Risultati di particolari  test di omologazione e  qualificazione  Documentazione  finale su fabbricazio- ne delle componenti,  test di base, controllo  del montaggio finale  e garanzia della  qualità  Analisi della tensione  Programma dei test  periodici  Rapporto di controllo  edilizio  Programmi di manu- tenzione     E Elettrotecnica e strumentazione di controllo   E1 E2 E3 E4   Basi degli equipaggiamenti  elettrici   Progettazione Prove dell’esecuzione Messa in esercizio e  documentazione   Tecnica da applicare ai  componenti principali e  alla strumentazione di  controllo  Suddivisione dei  componenti in treni  Basi di progettazione  delle componenti 1E  Regolamenti applica- bili  Procedura di qualifica  per pezzi singoli e di  serie   Specifiche e schede  dati  Prescrizioni per le  qualifiche   Risultati delle qualifi- che  Programmi di test per  la messa in esercizio  di componenti  speciali   Risultati dei test  Documentazione  tecnica  Rapporto sulla  garanzia della qualità  Programmi di manu- tenzione             Energia nucleare. O   47   732.11   U Radioprotezione, gestione delle scorie, protezione in caso d’emergenza   U1 U2 U3 U4   Criteri di progettazione e  concetti   Progettazione di equipag- giamenti radiologici   Prova dell’esecuzione Messa in esercizio e  documentazione   Concetti per zone  radiologiche, scherma- tura, sorveglianza dei  dintorni, sorveglianza  dei locali, dei sistemi  e delle emissioni,  protezione in caso  d’emergenza, acque  di scarico  Procedura di condi- zionamento delle  scorie  Immagazzinamento  intermedio delle scorie   Specifiche di progetta- zione  Stima della dose  collettiva dovuta  all’esercizio,  all’esecuzione dei test  periodici e alle fasi  d’arresto del reattore   Verbali di test e di  collaudo  Risultati di test  particolari  Formazione e perfe- zionamento del  personale di sorve- glianza   Programmi d’esercizio,  di test e di manutenzio- ne      D Sicurezza esterna   D1 D2 D3 D4   Basi di progettazione  (Concetto per la sicurezza  esterna)   Specifiche di progettazione  (per costruzioni, sistemi e  componenti)   Documentazione  d’esecuzione (per equipag- giamenti della sicurezza  esterna)   Documentazione d’esercizio  (per la messa in esercizio)   Analisi delle minacce  Documentazione del  progetto (piano di  situazione, piani di  costruzione, program- ma edilizio ecc.) Basi  per zone di sicurezza,  andamento delle  barriere di sicurezza  esterna, accessi e vie di  fuga, sicurezza durante  la costruzione e  l’esercizio  Organizzazione della  sicurezza esterna  (direzione e comunica- zione, equipaggiamenti  e armamenti) Forma- zione e perfezionamen- to   Specifiche (piani di  costruzione e disposi- zione, penetrazioni,  condotte, ventilazione,  mezzi di comunicazio- ne, schemi di funzio- namento e di svolgi- mento,  approvvigionamento  energetico, certificati  dei controlli)  Regolamento per la  sicurezza esterna  Elenchi degli obbli- ghi del personale  addetto alla sicurezza  esterna   Piani di esecuzione  Prescrizioni per la  messa in esercizio   Test di funzionamento  e collaudo degli equi- paggiamenti della  sicurezza esterna  Verbali di test e di  collaudo  Formazione della  guardia d’esercizio  Integrazione nel  rapporto sulla sicu- rezza esterna         Energia nucleare   48   732.11   P Organizzazione d’esercizio a livello di personale   P1 P2 P3 P4   Concetti organizzativi e per  l’impiego del personale   Struttura dell’organizzazione Prova della competenza  professionale    Determinazioni per  l’esercizio continuativo   Struttura organizzativa  Effettivo del persona- le  Formazione e impie- go del personale  durante la fase di  costruzione  Concezione di forma- zione e per- fezionamento   Principi organizzativi  Elenchi degli obblighi  Programma di forma- zione per la messa in  esercizio  Documenti provvisori  sull’esercizio, regola- menti, processi di  lavoro   Idoneità e competenza  professionale del  personale, con compi- ti dirigenziali e obbli- go di licenza, addetto  alla protezione contro  le radiazioni e del  personale rimanente    Effettivo del personale  Programma di forma- zione e perfeziona- mento per l’esercizio  permanente     3. Classificazione della tecnica della sicurezza   3.1. Classi di sicurezza (SK)   Gli equipaggiamenti meccanici vengono suddivisi in quattro classi di sicurezza in  funzione della loro importanza per la sicurezza nucleare e per la radioprotezione:   a. SK 1: equipaggiamenti sotto pressione del circuito di raffreddamento prima- rio fino alla seconda valvola di chiusura inclusa, il cui guasto può portare a  una perdita non tamponabile del liquido di raffreddamento primario;   b. SK 2: equipaggiamenti di sistemi con funzione di sicurezza o importanti per  la sicurezza che non sono assegnati alla classe di sicurezza 1;   c. SK 3: equipaggiamenti di sistemi di supporto (sistemi ausiliari) per le fun- zioni di sicurezza o di importanza per la sicurezza;   d. SK 4: equipaggiamenti che contengono o possono contenere attività e che  servono al contenimento, alla preparazione o all’immagazzinamento di so- stanze radioattive liquide o solide e che non sono assegnati alle classi di si- curezza 1–3;   e. equipaggiamenti non classificati: equipaggiamenti non assegnati alle classi  di sicurezza 1–4.   Gli equipaggiamenti elettrici vengono suddivisi in due classi di sicurezza in funzione  della loro importanza per la sicurezza nucleare:   a. equipaggiamenti classificati 1E: equipaggiamenti elettrici relativi ai compo- nenti e ai sistemi meccanici assegnati alle classi di sicurezza 1–3 nonché si- stemi di sicurezza elettrici e strumentali;   b. equipaggiamenti classificati 0E: altri equipaggiamenti e sistemi elettrici che  possono anche svolgere funzioni importanti per la sicurezza.      Energia nucleare. O   49   732.11   3.2. Classi di terremoti (EK)   Gli equipaggiamenti elettrici e meccanici vengono suddivisi in 2 classi di terremoti  (EK) a secondo della loro funzione di sicurezza,:   a. EK I: equipaggiamenti meccanici delle classi di sicurezza 1 - 3 ed equipag- giamenti elettrici classificati 1E. Le funzioni di sicurezza o l’integrità degli  equipaggiamenti devono essere garantite durante e dopo un terremoto di si- curezza (SSE);   b. EK II: equipaggiamenti meccanici della classe di sicurezza 4. L’integrità de- gli equipaggiamenti deve essere garantita durante un terremoto d’esercizio  (OBE);   c. Equipaggiamenti e costruzioni non assegnati alle classi di terremoto I o II  sono considerati come non classificati per i terremoti.    3.3. Classi di fabbricati nucleari (BK)   Le costruzioni vengono suddivise in due classi di fabbricati nucleari (BK) in funzio- ne della loro importanza per la sicurezza nucleare e per la radioprotezione:   a. BK I: fabbricati in cui sono integrati equipaggiamenti elettrici e meccanici  della CT I;   b. BK II: fabbricati in cui sono integrati equipaggiamenti elettrici e meccanici  della CT II o non classificati per i terremoti.     Energia nucleare   50   732.11   Allegato 578  (art. 37)   Rendiconto periodici   Rapporto Contenuto/termine d’inoltro Periodicità   Rapporto annuo  sulla sicurezza  interna   Rapporto degli impianti nucleari con una sintesi e una  valutazione riguardanti in particolare l’esercizio e la  sicurezza interna, lo stato dell’impianto, le modifiche  specifiche al sito, l’organizzazione e il personale, la  radioprotezione, le scorie radioattive, la situazione radio- logica e le conoscenze derivanti dall’evoluzione della  scienza e della tecnica. Il rapporto comprende altresì i  risultati delle valutazioni sistematiche della sicurezza  interna e informa sulle questioni pendenti presso l’IFSN,  su eventi e riscontri, su modifiche come pure su lavori di  manutenzione.   Da inoltrare al più tardi entro il 1° marzo dell’anno  successivo.   Anno civile   Rapporto annuo  sulla sicurezza  esterna   Rapporto degli impianti nucleari con le indicazioni  essenziali relative all’organizzazione della sicurezza  esterna e una sintesi di tutti gli eventi registrati nell’anno  trascorso nell’ambito della sicurezza esterna. Il rapporto  informa in particolare su personale e organizzazione della  sicurezza esterna, interventi speciali della guardia  d’esercizio, ricorso a ditte terze per compiti di sorveglian- za, esperienze nel settore della sicurezza esterna durante  le fasi di arresto del reattore per lavori di revisione,  frequenza e risultati di verifiche e di test di funzionamen- to dei dispositivi di sicurezza esterna, mancato funziona- mento di importanti componenti di sicurezza esterna,  modifiche edilizie, eventi e riscontri particolari, statistica  sui movimenti nelle zone di sicurezza. Il rapporto deve  essere classificato.   Da inoltrare al più tardi entro il 1° marzo dell’anno  successivo.   Anno civile   Rapporto trimestra- le   Rapporto del deposito centrale intermedio, del deposito  in strati geologici profondi e dell’Istituto Paul Scherrer  in particolare su dosi individuali, dosimetria degli impian- ti e dell’area di ubicazione, rilascio di sostanze radioattive  attraverso l’aria e le acque di scarico, sorveglianza dei  dintorni, scorie radioattive, campagne di condizionamen- to, eventi e riscontri, modifiche e lavori di manutenzione.   Da inoltrare al più tardi entro la fine del mese successivo  al trimestre.   Trimestrale       78 Nuovo testo giusta l’all. n. 12 dell’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).     Energia nucleare. O   51   732.11   Rapporto Contenuto/termine d’inoltro Periodicità   Rapporto mensile Rapporto delle centrali nucleari sull’esercizio  dell’impianto con analisi comparative rispetto ai mesi  precedenti (trend), in particolare su esercizio, sicurezza  interna, chimica, radioprotezione con dati sulla dosimetria  individuale, rilascio di sostanze radioattive, scorie radioat- tive, eventi e riscontri, organizzazione, personale e  formazione, così come su progetti, analisi, osservazioni  dedotte dalle esperienze d’esercizio, eventi registrati in  impianti analoghi, attività e risultati dei lavori di manu- tenzione.   Da inoltrare al più tardi entro la fine del mese successivo.   Mensile   Rapporto  di revisione –  Tecnica   Rapporto delle centrali nucleari con descrizione e valuta- zione di tutte le misure importanti per la sicurezza interna,  dei risultati e delle conoscenze derivanti dalle attività  svolte durante la revisione dell’impianto.   Da inoltrare:  a. prima versione: 4 giorni lavorativi prima della data   prevista per la ripresa dell’esercizio dell’impianto;  b. rapporto completo: al più tardi entro 3 mesi dalla   ripresa dell’esercizio dell’impianto.   Ad ogni revisio- ne dell’impianto   Rapporto di revi- sione – Radiopro- tezione   Rapporto delle centrali nucleari sulla revisione, con  indicazioni dettagliate sulle misurazioni di radio- protezione effettuate e le conclusioni che da queste se ne  possono trarre, così come una loro valutazione da parte  del gestore della centrale con proposte per ulteriori misure  di riduzione delle dosi.   Da inoltrare al più tardi entro 3 mesi dalla ripresa  dell’esercizio dell’impianto.   Ad ogni revisio- ne dell’impianto   Rapporto di revi- sione – Fisica   Rapporto delle centrali nucleari con i risultati e la valuta- zione delle misurazioni fisiche sul reattore a vari livelli di  potenza eseguite in occasione della sua ripartenza dopo la  revisione.   Da inoltrare:  a. risultati delle misurazioni a potenza zero e alla ripar-  tenza prima della risalita oltre il 5 % di potenza nomi- nale;   b. rapporto completo: al più tardi entro 3 mesi dalla  ripresa dell’esercizio dell’impianto.   Ad ogni revisio- ne dell’impianto   Rapporto sulla  dosimetria   Rapporto degli impianti nucleari con dati sulle dosi  collettive, la ripartizione delle dosi, le dosi individuali e  le dosi collettive specifiche per ogni genere di attività  lavorativa.   Da inoltrare al più tardi entro il 1° marzo dell’anno  successivo.   Anno civile     Energia nucleare   52   732.11   Rapporto Contenuto/termine d’inoltro Periodicità   Rapporto sulla  sorveglianza dei  dintorni   Rapporto delle centrali nucleari, del deposito centrale  intermedio, del deposito in strati geologici profondi e  dell’Istituto Paul Scherrer, con dati sul rilascio di sostanze  radioattive e sulla sorveglianza della radioattività e della  radiazione diretta nei dintorni dell’impianto. Può essere  integrato nel rapporto mensile o trimestrale.   Da inoltrare al più tardi entro la fine del mese successivo  al trimestre.   Trimestrale   Rapporto sulle  sorgenti radioatti- ve    Rapporto degli impianti nucleari con un elenco di tutte  le sorgenti radioattive presenti nell’impianto.   Da inoltrare al più tardi entro il 1° marzo dell’anno  successivo.   Anno civile   Rapporto  sull’esame appro- fondito della  sicurezza   Rapporto delle centrali nucleari sull’esame periodico  della sicurezza con i relativi risultati e una loro valutazio- ne.   Da inoltrare conformemente alle istruzioni dell’IFSN.   Ogni 10 anni   Dati relativi  all’indisponibilità  di sistemi e com- ponenti   Rapporto delle centrali nucleari sulle indisponibilità dei  componenti importanti per il rischio considerati dal  modello APS, contenente per evento data e durata  dell’indisponibilità, denominazione dei componenti  coinvolti e breve descrizione delle cause  dell’indisponibilità.   Da inoltrare al più tardi entro il 1° marzo dell’anno  successivo.   Anno civile   Elenco delle  modifiche  dell’impianto  rilevanti per l’APS   Rapporto delle centrali nucleari con un elenco delle  modifiche dell’impianto che potrebbero essere rilevanti  per l’APS, ma non ancora considerate dal modello APS.   Da inoltrare al più tardi entro il 1° marzo dell’anno  successivo.   Anno civile        Energia nucleare. O   53   732.11   Allegato 679  (art. 21 e 38)   Rapporto su eventi e riscontri nell’ambito della sicurezza interna   A. Rapporto su eventi e rapporto sulle misure successive    Rapporto Contenuto Periodicità   Rapporto  d’evento     Rapporto su eventi e riscontri prodottisi nell’impianto  e contenente:  a. classificazione in base ai criteri sottostanti, descri-  zione sintetica dell’evento o del riscontro e conclu- sioni al momento note;   b. stato dell’impianto prima dell’evento o al momento  del riscontro;   c. svolgimento dell’evento e risposta dell’impianto o  genere di riscontro;   d. causa dell’evento o del riscontro;  e. misure immediate;  f. allegati.   Ad ogni evento o  riscontro che  soggiace  all’obbligo di  notifica   Rapporto sul- le misure successi- ve   Rapporto su eventi e riscontri prodottisi nell’impianto  e contenente:  a. misure successive;  b. valutazione dell’importanza per la sicurezza;  c. allegati.   Ad ogni evento o  riscontro che  soggiace  all’obbligo di  notifica    B. Categorizzazione di eventi e riscontri   1. Classificazione:   Eventi e riscontri di cui agli articoli 21 capoverso 1 e 38 capoverso 3 lettere a e c  vanno classificati come segue.    Classe Criteri   Emergenza generale   (General Emergency)   Evento che costituisce un serio rischio radiologico attuale o previsto  per i dintorni e che rende assolutamente necessaria la preparazione o  l’attuazione di misure di protezione in prossimità degli impianti  nucleari.   Emergenza nell’area  del sito   (Site Area Emergency)   evento che potrebbe trasformarsi in un’emergenza generale o che  rappresenta un serio rischio radiologico nell’area del sito. È possibile  un rischio radiologico futuro (previsto) per i dintorni che rende neces- sario l’intervento dello stato maggiore d’emergenza dell’impianto  nucleare e di organizzazioni d’emergenza esterne.       79 Nuovo testo giusta l’all. 11 n. 4 dell’O del 26 apr. 2017 sulla radioprotezione, in vigore  dal 1° gen. 2018 (RU 2017 4261). La correzione del 16 ott. 2018 concerne soltanto il testo  francese (RU 2018 3441).     Energia nucleare   54   732.11   Classe Criteri   Allerta   (Alert)   Evento che conduce a un abbassamento notevole del grado di prote- zione per il personale addetto all’esercizio o che potrebbe trasformarsi  in un’emergenza nell’area del sito o in un’emergenza generale e, a  seconda dell’evento, potrebbe richiedere anche l’intervento dello stato  maggiore d’emergenza o di stati maggiori ristretti dell’impianto  nucleare.   Evento che soggiace  all’obbligo di notifica   Evento o riscontro significativo per la sicurezza nucleare, ma che non  rappresenta un’emergenza.    2. Classificazione in base alla scala internazionale degli eventi INES  dell’AIEA   Gli eventi e i riscontri di cui all’articolo 21 capoverso 1 e all’articolo 38 capoverso 3  lettere a e c devono inoltre essere classificati in base alla scala internazionale degli  eventi INES dell’AIEA (cfr. INES User’s Manual edizione 2008, AIEA, Vienna  2009).    Livello Denominazione Criteri   7 Incidente grave – Rilascio nei dintorni dell’impianto di gran parte  dell’inventario del nocciolo, sotto forma di una  miscela di sostanze radioattive a breve e lunga  vita media (in quantità radiologicamente equiva- lenti a più di 50 000 TBq di iodio 131).   6 Incidente serio – Rilascio nei dintorni dell’impianto di sostanze  radioattive (in quantità radiologicamente equiva- lenti a iodio 131 fra i 5000 e i 50 000 TBq).   5 Incidente con pericolo per i  dintorni dell’impianto   – Rilascio nei dintorni dell’impianto di sostanze  radioattive (in quantità radiologicamente equiva- lenti a iodio 131 fra i 500 e i 5000 TBq).   – Grave danneggiamento del nocciolo e rilascio di  una grande quantità di radioattività all’interno  dell’impianto.   4 Incidente senza pericolo significa- tivo per i dintorni dell’impianto   – Rilascio nei dintorni dell’impianto di sostanze  radioattive in quantità superiore ai limiti consen- titi che comporta per le persone più esposte alle  radiazioni una dose dell’ordine di alcuni milli- sievert.   – Danneggiamento parziale del nocciolo del  reattore dovuto a cause meccaniche o a fusione.   – Irradiazione del personale risultante in un’alta  probabilità di decesso a breve termine.     Energia nucleare. O   55   732.11   Livello Denominazione Criteri   3 Avaria seria – Rilascio nei dintorni dell’impianto di sostanze  radioattive in quantità superiore ai limiti consen- titi che comporta per le persone più esposte alle  radiazioni una dose dell’ordine di alcuni decimi  di millisievert.   – Irradiazione del personale tale da rendere vero- simili patologie acute da radiazioni. Grave con- taminazione nell’impianto.   – Avarie che, in concomitanza con l’ulteriore  fallimento di sistemi di sicurezza, potrebbero  portare ad incidenti; oppure una situazione in cui  i sistemi di sicurezza non sarebbero in grado di  evitare un incidente, nel caso in cui si verificas- sero certi eventi iniziatori.   2 Avaria – Evento o riscontro caratterizzato da importanti  disfunzioni dei sistemi di sicurezza ma con un  sufficiente margine di sicurezza da ovviare anche  ad ulteriori fallimenti. Eventi e riscontri del livel- lo 1, ma che fanno intravedere in aggiunta signi- ficative lacune organizzative o relative alla cultu- ra della sicurezza.   – Evento con un’irradiazione del personale mag- giore della dose limite annua. Diffusione signifi- cativa di radioattività all’interno dell’impianto  non prevedibile in base alla progettazione.   1 Anomalia – Anomalia non prevista dalle condizioni di  esercizio prescritte. Piò essere riconducibile al  mancato funzionamento di equipaggiamenti, a  errori umani o a lacune procedurali. Evento o  riscontro senza conseguenze dirette sulla sicu- rezza, ma caratterizzato da notevoli lacune orga- nizzative o relative alla cultura della sicurezza.   0 Eventi e riscontri non significati- vi per la sicurezza   – Eventi e riscontri che non comportano il supera- mento di limiti e condizioni d’esercizio e che  possono essere gestiti con le procedure appro- priate.   Esempi: singoli errori all’interno di un sistema  ridondante constatati in occasione di test periodici,  arresto automatico del reattore con risposta normale  dell’impianto, perdite entro i limiti d’esercizio  previsti.   Tutti gli esempi sono da considerarsi senza grandi  implicazioni per la cultura della sicurezza.         Energia nucleare   56   732.11   3. Valutazione dell’interesse pubblico   Per gli eventi e i riscontri di cui all’articolo 21 capoverso 1 e all’articolo 38 capo- verso 3 lettere a e c e per altri eventi deve essere valutato se esiste un interesse  pubblico.   Scadenze per la notifica e il rapporto:     Sicurezza nucleare                S   Emergenza  generale   A   Emergenza  nell’area del sito   B   Allerta   M   Evento che  soggia- ce all’obbligo di  notifica   Ö   Evento d’interesse  pubblico   Notifica telefoni- ca (prima informa- zione)   immediata- mente   immediata- mente   immediata- mente   24 ore1 immediata- mente2   Conferma scritta  della notifica   secondo i  dettami  dell’orga- nizzazione di  emergenza  dell’IFSN   secondo i  dettami  dell’orga- nizzazione di  emergenza  dell’IFSN   secondo i  dettami  dell’orga- nizzazione di  emergenza  dell’IFSN   24 ore1 entro 2 ore  dopo la prima  informazione   Rapporto d’evento 36 ore 36 ore 10 giorni 30 giorni Rapporto  mensile3   Rapporto sulle  misure successive   Secondo le  esigenze   Secondo le  esigenze   30 giorni 30 giorni Rapporto  mensile3   1 Entro 24 ore, fra le 08:00 e le 17:00.  2 Se sussiste un obbligo di notifica sia a causa dell’importanza per la sicurezza nucleare,   sia a causa dell’interesse pubblico, vige la scadenza più breve.  3 Nel rapporto trimestrale o annuo, se non è necessario un rapporto mensile        Energia nucleare. O   57   732.11   Allegato 7  (art. 81)   Modifica del diritto vigente   Le seguenti ordinanze sono modificate come segue:   …80       80 Le mod. possono essere consultate alla RU 2005 601.     Energia nucleare   58   732.11       	Capitolo 1: Disposizioni generali 	Art. 1  Campo d’applicazione per materiali nucleari 	Art. 2 Campo d’applicazione per impianti nucleari 	Art. 3 Campo d’applicazione per l’intermediazione 	Art. 4 Definizioni 	Art. 5 Piano settoriale di depositi in strati geologici profondi 	Art. 6  Autorità di vigilanza  	Capitolo 2: Principi relativi alla sicurezza nucleare interna ed esterna 	Art. 7 Requisiti in materia di sicurezza nucleare interna 	Art. 8 Requisiti in materia di protezione contro gli incidenti 	Art. 9 Requisiti in materia di sicurezza esterna 	Art. 10 Principi relativi alla progettazione di centrali nucleari 	Art. 11 Principi relativi alla progettazione di depositi in strati geologici profondi 	Art. 12 Principi relativi alla progettazione di altri impianti nucleari  	Capitolo 3: Beni nucleari 	Art. 13 Competenza 	Art. 14  Procedura di licenza per l’esportazione e l’intermediazione di materiali nucleari e di tecnologia concernente materiali nucleari 	Art. 15 Domanda e relativa documentazione 	Art. 16 Accertamenti preliminari 	Art. 17  Rappresentanze diplomatiche o consolari, organizzazioni internazionali, depositi doganali, depositi franchi doganali ed enclavi doganali svizzere 	Art. 18 Durata di validità 	Art. 19 	Art. 20 Conservazione della documentazione 	Art. 21 Obbligo di notifica  	Capitolo 4: Impianti nucleari 	Sezione 1: Autorizzazione di massima 	Art. 22 Impianti nucleari con esiguo potenziale di pericolo 	Art. 23 Documentazione relativa alla domanda  	Sezione 2: Licenza di costruzione ed esecuzione 	Art. 24 Domanda 	Art. 25 Programma di gestione della qualità 	Art. 26 Nullaosta 	Art. 27 Documentazione relativa alla costruzione  	Sezione 3: Licenza d’esercizio 	Art. 28 Documentazione relativa alla domanda 	Art. 29 Nullaosta 	Art. 30 Requisiti in materia di organizzazione 	Art. 31 Sistema di gestione della qualità per l’esercizio  	Sezione 4: Esercizio 	Art. 32 Manutenzione 	Art. 33 Valutazioni sistematiche della sicurezza interna ed esterna 	Art. 34  Verifica approfondita della sicurezza nelle centrali nucleari 	Art. 34a  Prova della sicurezza per l’esercizio a lungo termine 	Art. 35 Sorveglianza dell’invecchiamento 	Art. 36 Stato attuale della scienza e della tecnica e esperienze d’esercizio in impianti paragonabili 	Art. 37 Rapporti periodici 	Art. 38  Obblighi di notifica nel settore della sicurezza interna 	Art. 39  Obblighi di notifica nel settore della sicurezza esterna 	Art. 40 Modifiche soggette a nullaosta 	Art. 41 Documentazione 	Art. 42 Aggiornamento del piano o del progetto per la disattivazione e la chiusura 	Art. 43 Arresto di centrali nucleari 	Art. 44  Criteri per la messa fuori servizio temporaneo e il riequipaggiamento di centrali nucleari  	Sezione 5: Disattivazione 	Art. 45 Documentazione relativa al progetto 	Art. 46 Decisione di disattivazione 	Art. 47 Nullaosta 	Art. 48  Rapporto sulla disattivazione 	Art. 49 Obblighi di notifica   	Capitolo 5: Scorie radioattive 	Sezione 1: In generale 	Art. 50 Minimizzazione delle scorie radioattive 	Art. 51 Categorie di scorie radioattive 	Art. 51a  Eccezioni all’obbligo di smaltimento 	Art. 52 Programma di smaltimento delle scorie  	Sezione 2: Declassamento e condizionamento 	Art. 53 Declassamento di materiali 	Art. 54 Condizionamento  	Sezione 3: Manipolazione di scorie radioattive 	Art. 55 Competenza 	Art. 56 Domanda e relativa documentazione 	Art. 57 Accertamenti preliminari, durata di validità, conservazione della documentazione e obbligo di notifica  	Sezione 4: Indagini geologiche 	Art. 58 Documentazione relativa alla domanda 	Art. 59 Programma d’indagine 	Art. 60 Rapporto geologico 	Art. 61 Eccezione all’obbligo della licenza  	Sezione 5: Disposizioni speciali per depositi in strati geologici profondi 	Art. 62 Domanda di un’autorizzazione di massima 	Art. 63 Criteri d’idoneità 	Art. 64 Elementi di un deposito in strati geologici profondi 	Art. 65 Zone per esperimenti 	Art. 66 Deposito pilota 	Art. 67 Riempimento 	Art. 68 Fase di osservazione 	Art. 69 Chiusura 	Art. 70 Area di protezione 	Art. 71 Documentazione 	Art. 72 Utilizzazione dei dati geologici   	Capitolo 6: Procedura, informazione e promozione 	Art. 73  Parere dell’IFSN 	Art. 74 Termini di trattazione 	Art. 75 Procedura in caso di nullaosta e approvazione individuale o approvazione del tipo 	Art. 76  Obbligo di informazione in caso di eventi e riscontri particolari relativi alla sicurezza nucleare 	Art. 77 Promozione della ricerca, dell’insegnamento e della formazione  	Capitolo 7: Disposizioni penali e finali 	Art. 78 Disposizioni penali 	Art. 79 Modifica degli allegati 2 e 6 	Art. 80 Abrogazione del diritto previgente 	Art. 81 Modifica del diritto vigente 	Art. 82 Disposizione transitoria 	Art. 82a  Disposizione transitoria relativa alla modifica del 26 aprile 2017 	Art. 83 Entrata in vigore  	Allegato 1 	Definizioni  	Allegato 2 	Principi per la sicurezza esterna di impianti nucleari, materiali nucleari e scorie radioattive 	1. Sicurezza esterna di impianti nucleari 	2. Sicurezza esterna dei materiali nucleari e delle scorie radioattive 	Suddivisione delle categorie di materiali nucleari e di scorie radioattive 	Categoria I 	Categoria II 	Categoria III    	Allegato 3 	Documentazione relativa all’esercizio 	1. Documenti organizzativi 	2. Documenti tecnici 	3. Dati operativi   	Allegato 4 	Documenti per licenze e nullaosta nonché classificazione ai fini della sicurezza interna 	Legenda per la tavola al numero 1: 	1.  Documenti secondo tipo di domanda e settori specialistici 	2.  Documenti secondo i settori specialistici 	3. Classificazione della tecnica della sicurezza 	3.1. Classi di sicurezza (SK) 	3.2. Classi di terremoti (EK) 	3.3. Classi di fabbricati nucleari (BK)    	Allegato 5 	Rendiconto periodici  	Allegato 6 	Rapporto su eventi e riscontri nell’ambito della sicurezza interna 	A. Rapporto su eventi e rapporto sulle misure successive 	B. Categorizzazione di eventi e riscontri 	1. Classificazione: 	2. Classificazione in base alla scala internazionale degli eventi INES dell’AIEA 	3. Valutazione dell’interesse pubblico    	Allegato 7 	Modifica del diritto vigente