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

732.114.5Departmental Ordinance1 mag 2008

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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 20041sull’energia nucleare (OENu),

ordina:

Sezione 1: Oggetto

Art. 1

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

Sezione 2: Raffreddamento del nocciolo

Art. 2 Verifica del raffreddamento del nocciolo
  1. Il titolare della licenza d’esercizio (titolare della licenza) deve verificare senza indugio il raffreddamento del nocciolo, se:2
    1. 3 deve supporre che il criterio di cui all’articolo 44 capoverso 1 lettera a OENu è soddisfatto;
    2. 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;
    3. 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;
    4. 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.4
Art. 3

Sezione 3: Integrità del circuito primario

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’USNRC5.
  3. Il titolare della licenza deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la centrale nucleare se:
    1. la temperatura di riferimento per la rottura fragile attuale registrata dalla parete interna a una profondità di un quarto dello spessore della parete raggiunge il valore di 93 °C; o
    2. 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 meccanici sotto pressione della classe di sicurezza 1 alla ricerca di fessure o cali di pressione, secondo l’allegato 4 numero 3.1 lettera a OENu, con eccezione delle condotte con diametro nominale minore o uguale a 25 mm.
  2. Il titolare della licenza deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la centrale nucleare se vengono trovate fessure penetranti le pareti.
Art. 6 Spessore della parete del circuito primario
  1. Il titolare della licenza deve controllare periodicamente gli equipaggiamenti meccanici sotto pressione della classe di sicurezza 1, secondo l’allegato 4 numero 3.1 lettera a OENu, ad eccezione delle condotte con diametro nominale minore o uguale a 25 mm, alla ricerca di diminuzioni dello spessore della parete.
  2. Quali regole tecniche riconosciute per determinare lo spessore minimo della parete sono considerate le norme dell’ASME-Codes6.
  3. Il titolare della licenza deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la centrale nucleare se riscontra valori inferiori allo spessore minimo della parete per la pressione di riferimento (senza supplementi, fattore di sicurezza uguale a 1.0).
Art. 6a Verifica senza indugio del circuito primario

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

Sezione 4: Integrità del contenitore

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-Codes7.
  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. 8 Crepe e scrostamenti nell’involucro di calcestruzzo
  1. Il titolare della licenza deve controllare periodicamente lo stato dell’involucro di calcestruzzo delcontenitore.
  2. Deve mettere senza indugio fuori servizio temporaneo la centrale nucleare se, con crepe di larghezza maggiore di 0,5 mm e scrostamenti:
    1. è danneggiata più del 20 per cento della superficie di calcestruzzo;
    2. nell’ambito di componenti di calcestruzzo rinforzati, è danneggiata più del 10 per cento della superficie di calcestruzzo.
Art. 8a Verifica senza indugio del contenitore

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

Sezione 5: Entrata in vigore

Art. 9

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

Footnotes

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

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

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

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