Microsoft Word - 732.112.2.it.doc   1   Ordinanza del DATEC   sulle ipotesi di pericolo e la valutazione della protezione   contro gli incidenti negli impianti nucleari   del 17 giugno 2009 (Stato 1° febbraio 2019)     Il Dipartimento federale dell’ambiente, dei trasporti, dell’energia   e delle comunicazioni (DATEC),   visto l’articolo 8 capoverso 6 dell’ordinanza del 10 dicembre 20041   sull’energia nucleare,   ordina:   Capitolo 1: Disposizioni generali   Art. 1 Definizioni   Nella presente ordinanza s’intendono per:   a.2 incidente base di progetto: incidente nel quale, grazie a un comportamento  secondo progettazione dei sistemi di sicurezza, non si verifica nessun rila- scio inammissibile di sostanze radioattive e nessuna irradiazione inammissi- bile di persone. L’insieme degli incidenti base di progetto può essere suddi- viso nelle seguenti categorie:  1. incidenti di categoria 1: incidenti non causati da eventi naturali con una   frequenza minore o uguale a 10-1 e maggiore di 10-2 all’anno,  2. incidenti di categoria 2: incidenti non causati da eventi naturali con una   frequenza minore o uguale a 10-2 e maggiore di 10-4 all’anno, nonché  incidenti causati da eventi naturali con una frequenza di 10-3 all’anno,   3. incidenti di categoria 3: incidenti non causati da eventi naturali con una  frequenza minore o uguale a 10-4 e maggiore di 10-6 all’anno, nonché  incidenti causati da eventi naturali con una frequenza di 10-4 all’anno;   b. incidente che supera la base di progetto: incidente che, in relazione  all’evento iniziatore o al tipo e numero di ulteriori fallimenti, supera la base  di progetto, così che non può essere escluso che sostanze radioattive ven- gano rilasciate in dosi pericolose;   c. concetto di difesa in profondità: concetto di sicurezza che ingloba misure di  protezione distribuite su vari livelli successivi e indipendenti tra loro, le  quali, nel caso di deviazioni da condizioni d’esercizio normali, impediscono  conseguenze radiologiche inammissibili nell’ambiente e attenuano i rilasci  in quantità pericolose;        RU 2009 3551  1 RS 732.11  2 Nuovo testo giusta il n. II dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019   (RU 2019 187).   732.112.2    Energia nucleare   2   732.112.2   d. funzioni di sicurezza fondamentali: le funzioni di sicurezza fondamentali per  garantire la sicurezza nucleare sono:  1. il controllo della reattività,  2. il raffreddamento dei materiali nucleari e delle scorie radioattive,  3. il contenimento delle sostanze radioattive,  4. la limitazione dell’esposizione alle radiazioni.   e. analisi d’incidente: esame del comportamento dell’impianto nucleare nel  caso d’incidente con l’ausilio di metodi analitici. L’analisi d’incidente com- prende un’analisi deterministica e un’analisi probabilistica dei decorsi  d’incidente. Tramite l’analisi deterministica d’incidente si deve dimostrare  che le misure di protezione adottate consentono di coprire in modo efficiente  un ampio spettro di incidenti e che, di conseguenza, sono soddisfatte le  funzioni di sicurezza fondamentali. A titolo complementare, con l’analisi  probabilistica di sicurezza si deve dimostrare che le misure di protezione  adottate contro gli incidenti sono sufficientemente affidabili ed equilibrate.   f. effetti estesi: effetti originati all’interno o all’esterno dell’impianto che, a  causa della loro grande estensione spaziale, possono danneggiare diverse  strutture o installazioni.   Art. 2 Adempimento delle funzioni di sicurezza fondamentali  1 Il richiedente di una licenza di costruzione o d’esercizio (richiedente) o il titolare di  una licenza d’esercizio per un impianto nucleare (titolare della licenza) deve dimo- strare l’adempimento delle funzioni di sicurezza fondamentali attraverso un’analisi  deterministica d’incidente.  2 Per dimostrare che la protezione da incidenti è sufficiente, devono essere conside- rate almeno le ipotesi di pericolo di cui agli articoli 3–6.  3 Le funzioni di sicurezza fondamentali sono considerate soddisfatte se sono rispet- tati i criteri elencati negli articoli 7 e 8, e in aggiunta per le centrali nucleari i criteri  tecnici di cui agli articoli 9–11.  4 L’autorità di vigilanza è incaricata di definire in direttive specifiche i requisiti  relativi all’analisi deterministica d’incidente.   Capitolo 2: Ipotesi di pericolo   Sezione 1: Ipotesi di pericolo per impianti nucleari   Art. 3 Ipotesi di pericolo generali  1 Il richiedente o il titolare della licenza deve esplicitare e giustificare delle ipotesi  riguardo a:   a. l’insieme degli incidenti contro i quali vanno approntate misure di prote- zione;     Ipotesi di pericolo e valutazione della protezione contro gli incidenti  negli impianti nucleari. O del DATEC   3   732.112.2   b. il tipo e il valore delle sollecitazioni sull’impianto risultanti dagli incidenti;   c. le frequenze degli incidenti.  2 Egli deve inoltre considerare il tipo d’impianto nucleare e l’ubicazione dello  stesso.   Art. 4 Ipotesi di pericolo per incidenti originati all’interno dell’impianto  1 Per gli incidenti seguenti, originati all’interno dell’impianto, il richiedente o il  titolare della licenza deve come minimo considerare e analizzare le ripercussioni  elencate:   a. perturbazioni della reattività: escursioni di potenza, irradiazione;   b. incendio: gas roventi, fumo e radiazione termica;   c. inondazione: pressione idrodinamica su edifici e cortocircuiti negli impianti  elettrici;   d. guasto di componenti: effetti meccanici sulle installazioni e sulle strutture;   e. manipolazioni errate del personale: rilascio diretto di sostanze radioattive,  scatenamento di incidenti e aumento della difficoltà nella gestione  dell’incidente;   f. errori di manipolazione di materiale radioattivo: contaminazione;   g. guasto o cattivo funzionamento dei sistemi d’esercizio: scatenamento di  incidenti;   h. guasto o cattivo funzionamento dei sistemi di sicurezza: scatenamento di  incidenti e danneggiamento dell’integrità delle barriere;   i. esplosioni: onde di pressione, radiazione termica e incendio;   j. caduta di carichi pesanti: danneggiamento di strutture o componenti.  2 Egli deve esaminare e valutare, quanto alle possibili conseguenze, i pericoli pro- dotti da effetti estesi, in particolare in caso di incendi, esplosioni, esalazioni di  vapori e inondazioni.  3 Egli deve ipotizzare che i materiali combustibili si incendino, a meno che non  siano protetti in maniera particolare. Nei settori dell’impianto resi inerti non deve  essere ipotizzato alcun incendio.  4 Nel quadro della determinazione del pericolo prodotto da inondazioni, egli deve  tenere conto non solo dell’inventario dei sistemi di apporto dell’acqua direttamente  interessati, ma anche delle possibilità di riiniezione automatica.     Energia nucleare   4   732.112.2   Art. 5 Ipotesi di pericolo per incidenti originati all’esterno dell’impianto  1 Per gli incidenti seguenti, originati all’esterno dell’impianto, il richiedente o il  titolare della licenza deve come minimo considerare e analizzare le ripercussioni  elencate:   a. terremoto: sommovimenti del terreno, assestamenti del terreno, frane,  distruzione di impianti che si trovano nelle vicinanze e che possono mettere  in pericolo la sicurezza dell’impianto nucleare, così come perdita dei sistemi  di supporto e di approvvigionamento non specificamente progettati per resi- stere al terremoto, incendio e inondazione;   b. inondazione: effetto della piena sugli edifici, penetrazione d’acqua negli edi- fici e dilavamento;   c. caduta d’aereo: vibrazione di parti dell’impianto indotta dall’impatto,  incendio del carburante (incluso sviluppo di fumo), esplosioni e effetti  dell’impatto dei rottami;   d. condizioni meteorologiche estreme: perdita dei sistemi di supporto e di  approvvigionamento non specificamente progettati per far fronte a queste  condizioni, come pure carichi meccanici e termici sugli edifici;   e. fulmine: aumento di tensione nelle istallazioni elettriche;   f. esplosioni: onde di pressione e calore;   g. incendio: gas roventi, fumi e radiazione termica.  2 Egli deve esaminare e valutare, quanto alle possibili conseguenze, i pericoli pro- dotti da effetti estesi.  3 Egli deve determinare il pericolo derivante da incidenti cagionati da cause naturali  quali terremoti, inondazioni, condizioni meteorologiche estreme, attraverso un’ana- lisi di pericolo probabilistica. A tale riguardo, devono essere presi in considerazione  e valutati i dati storici alla luce delle conoscenze scientifiche attuali e i cambiamenti  prevedibili dei principali parametri d’influenza.  4 ...3  5 Per dimostrare che la protezione contro la caduta d’aereo è sufficiente, egli deve  considerare il tipo d’aereo civile o militare in servizio al momento dell’inoltro della  domanda di licenza di costruzione che, secondo ipotesi realistiche, eserciterebbe il  carico maggiore sugli edifici in caso di incidente.       3 Abrogato dal n. II dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, con effetto dal 1° feb. 2019   (RU 2019 187).     Ipotesi di pericolo e valutazione della protezione contro gli incidenti  negli impianti nucleari. O del DATEC   5   732.112.2   Sezione 2:  Ulteriori ipotesi di pericolo per centrali nucleari con reattori ad acqua  leggera   Art. 6  1 Per gli incidenti seguenti, originati all’interno dell’impianto, il richiedente o il  titolare della licenza per centrali nucleari con reattori ad acqua leggera deve come  minimo considerare e analizzare le ripercussioni elencate:   a. perdite o rotture nel circuito di raffreddamento (perdita di fluido refrige- rante): raffreddamento insufficiente degli elementi di combustibile, aumento  di pressione, temperatura e umidità, forze d’urto e di reazione, inondazione,  rilascio di sostanze radioattive e formazione di gas combustibili;   b. perdite o rotture nell’impianto del vapore e/o dell’acqua di alimentazione  all’interno e all’esterno dell’edificio del reattore: aumento di pressione,  temperatura e umidità, forze d’urto e di reazione, inondazione e rilascio di  sostanze radioattive;   c. perdite o rotture nelle condotte collegate alla piscina del combustibile: raf- freddamento insufficiente degli elementi di combustibile, inondazione, rila- scio di sostanze radioattive e formazione di gas combustibili;   d. errore di manipolazione di elementi di combustibile: danneggiamento di bar- re di combustibile, copertura d’acqua insufficiente di un elemento di combu- stibile.   2 Egli deve giustificare le ipotesi relative alla dimensione e all’ubicazione della  perdita tenendo conto delle misure adottate in materia di dimensionamento, di fab- bricazione e di manutenzione.   Capitolo 3:   Criteri per la valutazione della protezione da incidenti base di progetto   Sezione 1: Criteri per impianti nucleari   Art. 74 Criteri radiologici   Il richiedente o il titolare della licenza deve dimostrare per tutti gli incidenti ipotiz- zati che:   a. i valori di dose espressi nell’articolo 8 capoversi 4 e 4bis dell’ordinanza del  10 dicembre 20045 sull’energia nucleare e nell’articolo 125 capoverso 5  dell’ordinanza del 26 aprile 20176 sulla radioprotezione vengono rispettati;       4 Nuovo testo giusta il n. II dell’O del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019  (RU 2019 187).   5 RS 732.11  6 RS 814.501     Energia nucleare   6   732.112.2   b. l’esposizione alle radiazioni in caso di incidenti è limitata con misure secon- do l’articolo 9 della legge del 22 marzo 19917 sulla radioprotezione.   Art. 8 Criteri tecnici  1 Il richiedente o il titolare della licenza deve dimostrare per ogni incidente ipotiz- zato che le misure tecniche e organizzative di protezione adottate per concretizzare il  concetto di difesa in profondità sono efficaci.  2 Egli deve dimostrare in particolare che le strutture e le installazioni necessarie sono  in grado di sopportare il carico loro destinato nel caso di incidente.   Sezione 2:  Ulteriori criteri tecnici per centrali nucleari con reattori ad acqua  leggera   Art. 9 Incidenti di categoria 1   Il richiedente o il titolare della licenza per centrali nucleari con reattori ad acqua  leggera deve dimostrare per gli incidenti di categoria 1 che in ogni momento:   a. è garantita la sottocriticità;   b. è garantito un trasferimento di calore sufficiente dalla guaina della barra di  combustibile al fluido refrigerante;   c. è garantita l’integrità delle barriere seguenti:  1. guaina della barra di combustibile,  2. circuito di raffreddamento del reattore (nessuna attivazione dell’equi-  paggiamento per la protezione dalla sovrappressione),  3. contenitore primario.   Art. 10 Incidenti di categoria 2   Il richiedente o il titolare della licenza deve dimostrare per gli incidenti di catego- ria 2 che in ogni momento:   a. è garantita la sottocriticità;   b. è garantito un trasferimento di calore sufficiente dalla guaina della barra di  combustibile al fluido refrigerante;   c. è garantita l’integrità delle barriere seguenti:  1. guaina della barra di combustibile,  2. contenitore primario.       7 RS 814.50     Ipotesi di pericolo e valutazione della protezione contro gli incidenti  negli impianti nucleari. O del DATEC   7   732.112.2   Art. 11 Incidenti di categoria 3   Il richiedente o il titolare della licenza deve dimostrare per gli incidenti di catego- ria 3 che:   a. la sottocriticità non è garantita al massimo per un breve periodo;   b. il trasferimento di calore dalla guaina della barra di combustibile al fluido  refrigerante è compromesso al massimo localmente e per un breve periodo;   c. è sempre garantita l’integrità di almeno una delle barriere di cui all’arti- colo 9 lettera c.   Capitolo 4:  Criteri per la valutazione della protezione da incidenti che superano la  base di progetto   Art. 12  1 Il richiedente o il titolare della licenza deve dimostrare che:   a. per le centrali nucleari esistenti la frequenza di danneggiamento del nocciolo  è inferiore a 10-4 all’anno;   b. se la frequenza di danneggiamento del nocciolo è compresa tra 10-4 e 10-5  all’anno per le centrali nucleari esistenti, sono state adottate tutte le misure  adeguate;   c. i contributi al rischio complessivo indotti da incidenti che superano la base  di progetto sono distribuiti equamente;   d. la frequenza di rilascio di sostanze radioattive in quantità pericolose è netta- mente inferiore alla frequenza di danneggiamento del nocciolo.   2 Egli deve fornire la dimostrazione mediante un’analisi probabilistica di sicurezza.  3 L’autorità di vigilanza è incaricata di definire in direttive specifiche i requisiti  relativi all’analisi probabilistica di sicurezza.   Capitolo 5: Impianti nucleari in esercizio   Art. 13   Nel caso di nuove ipotesi di pericolo o di modifica delle ipotesi di pericolo su cui  poggia la licenza di costruzione, il titolare della licenza deve procedere a un’analisi  deterministica d’incidente e a un’analisi probabilistica di sicurezza basate sulle  nuove ipotesi, nonché valutare le relative conseguenze sulla sicurezza dell’impianto  e, in particolare, sul rischio complessivo.     Energia nucleare   8   732.112.2   Capitolo 6: Entrata in vigore   Art. 14   La presente ordinanza entra in vigore il 1° agosto 2009.