Microsoft Word - 732.114.5.it.doc   1   Ordinanza del DATEC   sulla metodica e le condizioni marginali per la   verifica dei criteri per la messa fuori servizio temporanea   di centrali nucleari   del 16 aprile 2008 (Stato 1° febbraio 2019)     Il Dipartimento federale dell’ambiente, dei trasporti, dell’energia e   delle comunicazioni,  visto l’articolo 44 capoverso 2 dell’ordinanza del 10 dicembre 20041 sull’energia  nucleare (OENu),   ordina:   Sezione 1:2 Oggetto   Art. 1  La presente ordinanza disciplina la metodica e le condizioni marginali per la valuta- zione dei criteri di cui all’articolo 44 capoverso 1 OENu.   Sezione 2: Raffreddamento del nocciolo3   Art. 2 Verifica del raffreddamento del nocciolo4  1 Il titolare della licenza d’esercizio (titolare della licenza) deve verificare senza  indugio il raffreddamento del nocciolo, se:5   a.6 deve supporre che il criterio di cui all’articolo 44 capoverso 1 lettera a  OENu è soddisfatto;   b. nella sua centrale nucleare si sono verificati eventi o riscontri che secondo la  scala di valutazione internazionale degli incidenti AIEA-INES, secondo  l’allegato 6 numero 2 OENu, sono classificati al livello 1 o ad un livello più  alto;        RU 2007 1817  1 RS 732.11  2 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019   (RU 2019 187).  3 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019   (RU 2019 187).  4 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019   (RU 2019 187).  5 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019   (RU 2019 187).  6 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019   (RU 2019 187).   732.114.5    Energia nucleare   2   732.114.5   c. in un’altra centrale nucleare in Svizzera o all’estero si sono verificati eventi  o riscontri che secondo la scala di valutazione internazionale AIEA-INES  degli incidenti, secondo l’allegato 6 numero 2 OENu, sono classificati al  livello 2 o ad un livello più alto;   d. lo ordina l’autorità di vigilanza secondo l’articolo 6 OENu.  2 Il titolare della licenza comunica senza indugio all’autorità di vigilanza il risultato  della verifica.  3 L’autorità di vigilanza è incaricata di definire in direttive i requisiti relativi alla  verifica del raffreddamento del nocciolo.7   Art. 38   Sezione 3: Integrità del circuito primario9   Art. 4 Infragilimento del contenitore in pressione del reattore  1 Il titolare della licenza deve stabilire periodicamente la temperatura di riferimento  per la rottura fragile attuale registrata e l’energia di impatto in campo duttile attuale  del materiale del contenitore in pressione del reattore, con prove di resilienza o  prove di resistenza meccanica.  2 Quali regole tecniche riconosciute per stabilire la temperatura di riferimento per la  rottura fragile attuale registrata e l’energia di impatto in campo duttile attuale dalle  prove di resilienza o prove di resistenza meccanica sono considerate le norme  dell’USNRC10.  3 Il titolare della licenza deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la  centrale nucleare se:   a. la temperatura di riferimento per la rottura fragile attuale registrata dalla  parete interna a una profondità di un quarto dello spessore della parete rag- giunge il valore di 93 ºC; o   b. l’energia di impatto in campo duttile da prove di resilienza scende sotto i  68 Joule.   Art. 5 Fessure nel circuito primario  1 Il titolare della licenza deve controllare periodicamente gli equipaggiamenti mec- canici sotto pressione della classe di sicurezza 1 alla ricerca di fessure o cali di       7 Introdotto dal n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019   (RU 2019 187).   8 Abrogato dal n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, con effetto dal 1° feb. 2019   (RU 2019 187).   9 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019  (RU 2019 187).   10 United States Nuclear Regulatory Commission: Regulatory Guide 1.99 Rev. 2     Metodica e condizioni marginali per la verifica dei criteri  per la messa fuori servizio temporanea di centrali nucleari. O del DATEC   3   732.114.5   pressione, secondo l’allegato 4 numero 3.1 lettera a OENu, con eccezione delle  condotte con diametro nominale minore o uguale a 25 mm.  2 Il titolare della licenza deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la  centrale nucleare se vengono trovate fessure penetranti le pareti.   Art. 6 Spessore della parete del circuito primario  1 Il titolare della licenza deve controllare periodicamente gli equipaggiamenti mec- canici sotto pressione della classe di sicurezza 1, secondo l’allegato 4 numero 3.1  lettera a OENu, ad eccezione delle condotte con diametro nominale minore o uguale  a 25 mm, alla ricerca di diminuzioni dello spessore della parete.  2 Quali regole tecniche riconosciute per determinare lo spessore minimo della parete  sono considerate le norme dell’ASME-Codes11.  3 Il titolare della licenza deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la  centrale nucleare se riscontra valori inferiori allo spessore minimo della parete per la  pressione di riferimento (senza supplementi, fattore di sicurezza uguale a 1.0).   Art. 6a12 Verifica senza indugio del circuito primario  La disposizione di cui all’articolo 4 e i controlli di cui agli articoli 5 e 6 devono  essere eseguiti senza indugio se si verificano eventi o riscontri o se l’autorità di  vigilanza lo ordina.   Sezione 4: Integrità del contenitore13   Art. 7 Spessore della parete dell’involucro a pressione in acciaio  1 Il titolare della licenza deve controllare periodicamente l’involucro a pressione in  acciaio alla ricerca di diminuzioni dello spessore delle pareti.  2 Quali regole tecniche riconosciute per determinare lo spessore minimo della parete  dell’involucro a pressione in acciaio sono considerate le norme dell’ASME-Codes14.  3 Il titolare della licenza deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la  centrale nucleare se riscontra valori inferiori allo spessore minimo della parete per la  pressione di riferimento (senza supplementi, fattore di sicurezza uguale a 1.0).       11 American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, ASME III,  Subsection NB, NB-3640, edizione 2004   12 Introdotto dal n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019   (RU 2019 187).   13 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019  (RU 2019 187).   14 American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, ASME III,  Subsection NB, NB-3640, edizione 2004     Energia nucleare   4   732.114.5   Art. 8 Crepe e scrostamenti nell’involucro di calcestruzzo  1 Il titolare della licenza deve controllare periodicamente lo stato dell’involucro di  calcestruzzo del contenitore.  2 Deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la centrale nucleare se, con  crepe di larghezza maggiore di 0,5 mm e scrostamenti:   a. è danneggiata più del 20 per cento della superficie di calcestruzzo;   b. nell’ambito di componenti di calcestruzzo rinforzati, è danneggiata più del  10 per cento della superficie di calcestruzzo.   Art. 8a15 Verifica senza indugio del contenitore  I controlli di cui agli articoli 7 e 8 devono essere eseguiti senza indugio se si verifi- cano eventi o riscontri o se l’autorità di vigilanza lo ordina.   Sezione 5: Entrata in vigore16   Art. 9   La presente ordinanza entra in vigore il 1° maggio 2008.       15 Introdotto dal n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019   (RU 2019 187).   16 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019  (RU 2019 187).