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Ordinanza

sull'energia nucleare (OENu) del 10 dicembre 2004 (Stato 1° maggio 2007) 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. 1

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 accertata in natura;

2. uranio impoverito, ossia uranio con un tenore di uranio 235 inferiore a quello dell'uranio naturale; 3. torio; 4. sostanze contenenti i materiali citati in qualsiasi forma.

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 235 nell'uranio naturale; 5. sostanze contenenti i materiali citati in qualsiasi forma.

RU 2005 601

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Non sono considerati materiali nucleari: a. i minerali di uranio e di torio; b. i materiali grezzi che non servono alla produzione di energia mediante processi di fissione nucleare, segnatamente quelli impiegati per analisi e misurazioni, per gli schermi di protezione o per la fabbricazione di prodotti industriali, nonché questi stessi prodotti; c. i materiali fissili speciali fino a un quantitativo di 15 g.

Art. 2

Campo d'applicazione per impianti nucleari 1

Non sono considerati impianti nucleari gli impianti in cui vengono ottenuti, prodotti, impiegati, trattati o depositati i seguenti materiali nucleari:

a. sostanze il cui tenore di uranio naturale, uranio impoverito o torio non supera complessivamente 1000 kg;

b. materiali grezzi, se può essere comprovato che, a causa del loro stato chimico-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.

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'articolo 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.

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. 6

Autorità di vigilanza 1

Nell'esecuzione della LENu, l'autorità di vigilanza in materia di sicurezza nucleare è la Divisione principale della sicurezza degli impianti nucleari (DSN).

2

Nell'esecuzione della LENu, l'autorità di vigilanza per i rimanenti settori, in particolare per la sicurezza esterna, è l'Ufficio federale.

3

La DSN coordina le attività delle autorità di vigilanza.

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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 provvedimenti di protezione: a. per la progettazione, la costruzione, la messa in esercizio e l'esercizio di impianti nucleari vanno utilizzati procedimenti, materiali di lavorazione, tecniche, 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 sorveglianza, 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 autoregolante 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 attivi; d. per evitare incidenti che possono liberare sostanze radioattive in quantità pericolose, occorre inoltre adottare misure preventive e lenitive in ambito tecnico, organizzativo e amministrativo.

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 perturbazioni a livello di reattività, fuoriuscite del liquido di raffreddamento, perdite dei pozzi di calore, incendi, inondazioni, influssi meccanici in seguito al mancato funzionamento delle componenti, danneggiamento delle guaine nella manipolazione di elementi di combustibile, mancato funzionamento dei sistemi d'esercizio, azionamento 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.

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Nella progettazione di un impianto nucleare ai sensi dell'articolo 7 lettera c, gli incidenti di cui ai capoversi 2 e 3 vanno suddivisi in funzione della probabilità come stabilito nell'articolo 94 dell'ordinanza del 22 giugno 19942 sulla radioprotezione (ORaP). Oltre all'evento iniziatore va ipotizzato un fallimento singolo indipendente.

Occorre comprovare che le dosi di cui all'articolo 94 capoversi 2-5 ORaP possono essere rispettate.

5

Mediante analisi probabilistiche occorre dimostrare che il criterio dell'articolo 24 capoverso 1 lettera b può essere rispettato. A questo riguardo possono essere considerate le misure preventive e lenitive di cui all'articolo 7 lettera d.

6

Il Dipartimento federale dell'ambiente, dei trasporti, dell'energia e delle comunicazioni (Dipartimento) fissa in un'ordinanza le ipotesi specifiche di pericolo e i criteri di valutazione.

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 laddove il componente perda la capacità di adempiere la prevista funzione di sicurezza; 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'applicazione di principi fisici o tecnici di natura diversa; 2 RS

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c. i treni di dispositivi ridondanti impiegati per adempiere una funzione di sicurezza 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 sistemi di supporto quali la strumentazione di controllo e l'approvvigionamento di energia, il raffreddamento e la ventilazione;

d. i treni di dispositivi ridondanti impiegati per adempiere una funzione di sicurezza devono essere, per quanto possibile, ubicati in ambienti separati;

e. i treni di dispositivi ridondanti impiegati per adempiere una funzione di sicurezza devono poter essere, per quanto possibile, verificati integralmente oppure per segmenti il più possibile estesi sia mediante azionamento manuale sia mediante impulso automatico simulato, anche in condizioni di alimentazione elettrica d'emergenza;

f. le funzioni di sicurezza devono essere automatizzate in modo tale che, in caso 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 personale; g. nella progettazione dei sistemi e dei componenti si devono prevedere sufficienti margini di sicurezza;

h. se possibile, in caso di disfunzioni degli equipaggiamenti, dev'essere garantito 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 manutenzione 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 atte a lenire le conseguenze degli stessi.

2

La DSN è incaricata di disciplinare mediante direttive i principi specifici per la progettazione di reattori ad acqua leggera.

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;

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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

La DSN è incaricata di disciplinare mediante direttive i principi specifici per la progettazione di depositi in strati geologici profondi.

Art. 12

Principi relativi alla progettazione di altri impianti nucleari 1

Per la progettazione di impianti nucleari diversi dalle centrali nucleari e dai depositi in strati geologici profondi si applica per analogia l'articolo 10 capoverso 1.

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 prevedibile.

3

La DSN è incaricata di disciplinare, all'occorrenza, mediante direttive i principi specifici per la progettazione di altri tipi di impianti nucleari.

Capitolo 3: Beni nucleari

Art. 13

Competenza

L'Ufficio federale è competente per il rilascio: a. di licenze per la manipolazione di materiali nucleari; b. dell'approvazione di convenzioni sul ritiro di scorie radioattive o elementi combustibili esausti conformemente all'articolo 9 lettera d LENu.

Art. 14

Licenza per l'esportazione e l'intermediazione di tecnologia 1

L'esportazione e l'intermediazione di tecnologia concernente materiali nucleari necessita di una licenza.

2

L'Ufficio federale è l'autorità preposta al rilascio della licenza.

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.

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2

La documentazione deve contenere tutti i dati necessari alla valutazione della domanda, in particolare: 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.

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: 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 supplementare.

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.

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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. 17


3

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 12 mesi al massimo e possono essere prorogate di 6 mesi al massimo.

Art. 19

Domande d'esportazione di portata fondamentale 1

Sulle domande d'esportazione di portata fondamentale, in particolare portata politica, decide l'Ufficio federale d'intesa con gli organi competenti del Dipartimento federale degli affari esteri, del Dipartimento federale dell'economia, del Dipartimento federale della difesa, della protezione della popolazione e dello sport e previa consultazione del Dipartimento federale di giustizia e polizia.

2

Se non è possibile giungere a un'intesa, su proposta del Dipartimento decide il Consiglio federale.

Art. 20

Conservazione della documentazione Tutta la documentazione essenziale per l'ottenimento della licenza dev'essere conservata per cinque anni dal rilascio della licenza e presentata, su richiesta, alle autorità competenti.

Art. 21

Obbligo di notifica

1

Nel trasporto di materiali nucleari, il titolare della licenza è tenuto a notificare alla DSN in particolare i seguenti eventi e riscontri attinenti al settore della sicurezza interna: a. superamento dei valori limite relativi all'intensità di dose, all'attività o alla contaminazione;

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Nuovo testo giusta il n. 31 dell'all. 4 all'O del 1° nov. 2006 sulle dogane, in vigore dal 1° mag. 2007 (RS 631.01).

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b. difetti tecnici dei contenitori destinati al trasporto soggetti all'obbligo d'omologazione;

c. altri eventi e riscontri che compromettono o possono compromettere la sicurezza interna.

2

Egli deve notificare senza indugio all'Ufficio federale i seguenti eventi e riscontri attinenti al settore della sicurezza esterna: 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 alla DSN o all'Ufficio federale un rapporto. Il rapporto alla DSN dev'essere allestito secondo l'allegato 6. Il rapporto all'Ufficio federale dev'essere presentato e classificato entro 30 giorni.

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 frequenza di tutti gli incidenti di cui all'articolo 8 capoversi 2 e 3 con una dose risultante superiore a 1 mSv per persone non professionalmente esposte a radiazioni 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 1013 LE conformemente all'appendice 3 colonna 9 ORaP4.

2

La DSN è incaricata di disciplinare mediante direttive la metodica e le condizioni marginali per l'analisi degli incidenti richiesta dal capoverso 1.

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 RS

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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 chiusura 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; b. in aggiunta, per la costruzione di una nuova centrale nucleare, la frequenza media di danneggiamento del nocciolo in seguito a incidenti di cui all'articolo 8 non supera 10-5 all'anno; 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 costruzione;

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

Le autorità di vigilanza sono incaricate di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.

Art. 25

Programma di gestione della qualità 1

Nel programma di gestione della qualità, il richiedente deve illustrare l'organizzazione e i processi relativi alle fasi di progettazione e costruzione, compresi i meccanismi di collaborazione tra richiedente e ditte incaricate, come pure tra richiedente e autorità preposte al rilascio della licenza e autorità di vigilanza.

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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

Le autorità di vigilanza sono incaricate di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati cui deve adempiere il programma di gestione della qualità.

Art. 26

Nullaosta

1

Per quanto concerne gli edifici e le parti dell'impianto che necessitano del nullaosta conformemente alla licenza di costruzione, le autorità di vigilanza rilasciano il nullaosta per:

a. la realizzazione di parti della costruzione, compresi elementi di rinforzo incementati e la posa dell'armatura o il montaggio di elementi della costruzione in acciaio, come pure per la metodica in caso di interventi nella costruzione grezza e per rinforzi posati successivamente; b. la fabbricazione dei componenti meccanici principali; c. il montaggio di sistemi meccanici ed elettrici, compresa la relativa strumentazione 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

Le autorità di vigilanza sono incaricate di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.

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 termine 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 alle autorità di vigilanza, dopo la chiusura dell'impianto o la scadenza del termine di sorveglianza al Dipartimento.

5

Le autorità di vigilanza sono incaricate di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati concernenti la documentazione e la sua conservazione.

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Sezione 3: Licenza d'esercizio

Art. 28

Documentazione relativa alla domanda 1

Il richiedente di una licenza d'esercizio deve presentare la documentazione seguente:

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; d. il rapporto sulla conformità dell'impianto all'autorizzazione di massima e alla licenza di costruzione.

2

Le autorità di vigilanza sono incaricate di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.

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

Le autorità di vigilanza sono incaricate di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.

Art. 30

Requisiti in materia di organizzazione 1

L'esercizio dell'impianto nucleare dev'essere organizzato in modo che la responsabilità, almeno per i seguenti settori di attività e aree specifiche, possa essere assunta 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;

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e. chimica dell'acqua e impiego di sostanze chimiche ausiliarie; f. pianificazione in caso di emergenza e preparazione alle situazioni di emergenza;

g. sorveglianza e valutazione della sicurezza nucleare; h. sicurezza esterna;

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 responsabile. 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.

5

Le autorità di vigilanza sono incaricate di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati in materia di organizzazione.

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'organizzazione 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, controllate, documentate, verificate e adeguate periodicamente sul piano sia interno sia esterno; c. esso deve corrispondere allo stato attuale della tecnica in materia di sicurezza nucleare interna ed esterna.

Sezione 4: Esercizio

Art. 32

Manutenzione

1

Il titolare della licenza è tenuto ad allestire programmi sistematici per la manutenzione degli equipaggiamenti rilevanti dal profilo della sicurezza interna ed esterna, nonché ad attuare le misure migliorative previste, segnatamente per:

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a. la

manutenzione;

b. gli esami non distruttivi periodici; c. i test di funzionamento periodici.

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, equipaggiamenti 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 rilevanti 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

Le autorità di vigilanza sono incaricate di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati relativi alle valutazioni sistematiche della sicurezza interna ed esterna.

Art. 34

Verifica approfondita della sicurezza nelle centrali nucleari 1

Il titolare di una licenza d'esercizio per una centrale nucleare deve procedere ogni 10 anni a una verifica completa della sicurezza (verifica periodica della sicurezza, VPS).

2

A tale scopo deve illustrare e valutare i seguenti aspetti: a. concetto di sicurezza interna; b. gestione d'esercizio e relativo andamento;

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c. analisi deterministica di sicurezza; d. analisi probabilistica di sicurezza; e. valutazione globale del livello di sicurezza; f. organizzazione e

personale.

3

La DSN disciplina mediante direttive i requisiti dettagliati concernenti la VPS.

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 documentare l'avvenuta verifica dell'impianto relativamente agli effetti dell'invecchiamento e aggiornare periodicamente il programma conformemente allo stato attuale dell'impianto.

4

Le autorità di vigilanza sono incaricate di disciplinare mediante direttive i metodi e la portata della sorveglianza dell'invecchiamento.

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'organizzazione 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 importanti impianti tecnici.

3

Deve seguire le esperienze d'esercizio di impianti paragonabili e valutarne l'importanza per il suo impianto.

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Art. 37

Rapporti periodici

1

Il titolare della licenza presenta alle autorità di vigilanza i rapporti di valutazione dello stato e dell'esercizio dell'impianto secondo l'allegato 5.

2

Le autorità di vigilanza sono incaricate di disciplinare mediante direttive i requisiti per il genere, il contenuto, la forma e il numero di esemplari dei suddetti rapporti.

Art. 38

Obblighi di notifica nel settore della sicurezza interna 1

Il titolare di una licenza d'esercizio notifica alla DSN 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; 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 ventilazione;

f.

pianificazione ed esecuzione di esercitazioni d'emergenza; g. test su sistemi o componenti rilevanti per la sicurezza.

2

Egli notifica alle autorità di vigilanza le seguenti attività: a. modifiche dell'impianto, che non sono soggette ad autorizzazione o nullaosta;

b. modifiche sostanziali alla documentazione secondo gli articoli 27 e 41.

3

Notifica alla DSN 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 alla DSN i necessari rapporti allestiti secondo l'allegato 6.

5

La DSN è incaricata 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. 39

Obblighi di notifica nel settore della sicurezza esterna 1

Il titolare di una licenza d'esercizio notifica all'Ufficio federale 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 della DSN;

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b. esercitazioni importanti per la sicurezza esterna in collaborazione con organi militari, cantonali o comunali; c. attività straordinarie attinenti alla sicurezza esterna.

2

Notifica senza indugio all'Ufficio federale 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; e. disfunzioni, danni o guasti a dispositivi e sistemi di sicurezza esterna che perdurano oltre le 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'Ufficio federale 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 soggette 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 sicurezza 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 combustibile 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;

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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 richiedente 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, unitamente a una motivazione delle modifiche.

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 sicurezza dell'impianto.

5

Le autorità di vigilanza sono incaricate di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.

Art. 41

Documentazione 1 Il titolare della licenza aggiorna i documenti organizzativi e tecnici di cui all'allegato 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 relative 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 alle autorità di vigilanza, dopo la chiusura o dopo la scadenza del termine di sorveglianza al dipartimento.

5

Le autorità di vigilanza sono incaricate di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati concernenti la documentazione e la sua conservazione.

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.

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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 regolamento 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. 44

Criteri per la messa fuori servizio temporanea e il riequipaggiamento di reattori nucleari 1

Il titolare di una licenza d'esercizio deve mettere fuori servizio il reattore nucleare e riequipaggia l'impianto se è adempiuto uno o più dei seguenti criteri tecnici: a. eventi o riscontri mostrano che il raffreddamento del nocciolo in caso di incidenti di cui all'articolo 8 non è più garantito; b. eventi o riscontri mostrano che l'integrità del circuito primario non è più garantita;

c. eventi o riscontri mostrano che l'integrità del contenitore non è più garantita; 2

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 riguardanti 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 motivazione 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; d. i provvedimenti per la radioprotezione dei lavoratori e per impedire il rilascio 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 delle loro conseguenze radiologiche, nonché le contromisure ed le eventuali misure in caso di emergenza;

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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 finanziamento.

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 confinamento 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. la procedura di declassamento a materiale inattivo dei materiali prodotti; b. il condizionamento delle scorie radioattive prodotte; c. lo smantellamento di edifici dopo la loro decontaminazione e declassamento; d. il riutilizzo non nucleare di parti dell'impianto prima della conclusione della disattivazione;

e. la revoca di provvedimenti di sicurezza esterna; f. in caso di disattivazione di centrali nucleari, anche lo smontaggio del recipiente in pressione del reattore e delle parti dell'edificio circostanti.

Art. 48

Rapporto sulla disattivazione Chi è soggetto all'obbligo di disattivazione deve presentare alle autorità di vigilanza 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.

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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 formazione dei prodotti di attivazione è esigua;

b. nell'esercizio degli impianti nucleari, limitare allo stretto necessario i materiali 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.

Art. 52

Programma di smaltimento delle scorie 1

Chi è soggetto all'obbligo di smaltimento delle scorie indica nel relativo programma 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 profondi;

e. la durata e la capacità richiesta del deposito intermedio centralizzato e di quello decentralizzato;

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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

La DSN e l'Ufficio federale sono competenti per la verifica e la sorveglianza del rispetto del programma.

Sezione 2: Declassamento e condizionamento

Art. 53

Declassamento di

materiali

1

Chi intende declassare materiali da zone controllate di un impianto nucleare in materiali inattivi deve eseguire e documentare un declassamento qualitativamente garantito.

2

Quantitativi di materiale superiori a 1000 kg o a 1 m3 devono essere notificati alla DSN almeno 10 giorni prima della prevista evacuazione dall'impianto nucleare, allegando i documenti probatori.

3

La DSN è incaricata di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati per il declassamento e per l'obbligo di notifica.

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 alla DSN una domanda d'approvazione singola o d'approvazione per tipo. La DSN rilascia l'approvazione.

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;

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c. la garanzia di qualità; d. la documentazione.

6

La DSN è incaricata di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati per il condizionamento e per la documentazione della domanda.

Sezione 3: Manipolazione di scorie radioattive

Art. 55

Competenza 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 conformemente all'articolo 34 capoverso 3 lettera d e capoverso 4 LENu.

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;

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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 considerata alle quali il richiedente ha accesso, come pure un sommario dei risultati acquisiti;

c. una descrizione dei fattori geologici e idrogeologici che sono stati determinanti 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 gravimetriche, 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, rilevamenti 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:

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a. un confronto tra le opzioni disponibili in riferimento alla sicurezza del deposito 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 capoverso 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 funzionamento. 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 sperimentare 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 sorveglianza 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.

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3

Nella progettazione del deposito pilota sono da osservare i seguenti principi: 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'immagazzinamento delle scorie e del riempimento devono essere conformi a quelle del deposito principale;

d. il deposito pilota deve contenere una piccola quantità rappresentativa di scorie.

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'immagazzinamento 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 osservazione. Può all'occorrenza prolungarla.

Art. 69

Chiusura 1 Al momento della chiusura il proprietario di un deposito in strati geologici profondi deve riempire tutte le parti ancora aperte del deposito e sigillare le parti determinanti 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 radionuclidi;

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b. la separazione delle falde acquifere esistente prima della costituzione del deposito in strati geologici profondi sia ripristinata a lungo termine; 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'approvazione 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 pregiudicata 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 documentazione che sia adatta a garantire la salvaguardia a lungo termine delle conoscenze 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 degli 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.

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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.

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. 73

Pareri delle autorità di vigilanza Le autorità di vigilanza esprimono il loro 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 progetti 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 trasmissione 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'articolo 54 capoverso 4.

2

Le autorità di vigilanza sottopongono, per parere, la domanda di nullaosta o approvazione ai servizi specializzati della Confederazione. Esse fissano a questo proposito un adeguato termine.

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'autorizzazione o dalla decisione sono considerati.

4

Se un'autorità di vigilanza rilascia un nullaosta che tocca in tal modo il settore di vigilanza dell'altra autorità, occorre chiedere il consenso di quest'ultima.

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Art. 76

Obbligo di informazione in caso di eventi e riscontri particolari relativi alla sicurezza nucleare 1

La DSN informa senza indugio l'opinione pubblica in caso di eventi e riscontri particolari nell'impianto nucleare che: a. costituiscono un pericolo per l'impianto o il personale oppure hanno conseguenze radiologiche rilevanti sui dintorni dell'impianto (eventi o riscontri S 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 A secondo l'allegato 6).

2

In caso di particolari eventi e riscontri di interesse pubblico che non soggiacciono al capoverso 1, la DSN 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 della DSN.

Capitolo 7: Disposizioni penali e finali

Art. 78

Disposizioni penali

Secondo l'articolo 93 LENu è punito chiunque viola, intenzionalmente o per negligenza, 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 raccomandazioni dell'Agenzia internazionale dell'energia nucleare.

Art. 80

Abrogazione del diritto previgente Le seguenti ordinanze sono abrogate: 1. ordinanza dell'11 luglio 19795 sulla procedura per l'autorizzazione di massima agli impianti nucleari con licenza di sito;

2. ordinanza del 27 novembre 19896 sui provvedimenti preparativi; 5 [RU

1979 972]

6 [RU

1989 2476]

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3. ordinanza del 18 gennaio 19847 sull'energia nucleare; 4. ordinanza del 14 marzo 19838 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 capoverso 2 lettera g LENu.

Art. 83

Entrata in

vigore

La presente ordinanza entra in vigore il 1° febbraio 2005.

7 [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] 8 [RU

1983 283]

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732.11

Allegato 1

(art. 4)

Definizioni

Nella presente ordinanza, s'intende per: a. riscontro: l'accertamento in parti dell'impianto di uno stato che può pregiudicare 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: la prova effettuata tramite misurazioni, atta ad accertare che materiali non rientrano più nel campo d'applicazione dell'ORaP9; 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 nocciolo 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 danneggiamento 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 costruzioni, 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 informazioni 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.

9 RS

814.501

Energia

32

732.11

Allegato 2

(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 alla barriera perimetrale.

La barriera perimetrale delimita l'area di sicurezza esterna. Serve a individuare aggressori, a localizzare il luogo dell'attacco e a fare scattare l'allarme.

- 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 sicurezza interna.

O sull'energia nucleare 33

732.11

Per i depositi intermedi e per i depositi in strati geologici profondi, l'Ufficio federale 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. Plutonio1 Non

irradiato2

2 kg o più

meno di 2 kg, ma

oltre 500 g

500 g o meno,

ma oltre 15 g

2. Uranio-235

Non irradiato2

- uranio arricchito 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 arricchito con tenore in

235U tra il 10 %

e il 20 %

10 kg o più

meno di 10 kg,

ma oltre 1 kg

- uranio arricchito con tenore in

235U superiore

al tenore naturale, ma inferio-

re al 10 %

-

10 kg o più

3. Uranio-233

Non irradiato2

2 kg o più

meno di 2 kg, ma

oltre 500 g

500 g o meno,

ma oltre 15 g

Energia

34

732.11

Materiale Forma

Categoria

I II

III

4. Combustibile

irradiato

Uranio

naturale

o

impoverito, torio o combustibile

debolmente

arricchito (tenore

di prodotto fissile inferiore al 10 %)

5. Scorie radioattive

Vetrificate

Altamente

radioattive

1

Plutonio, ad eccezione del plutonio con un tenore in 238Pu di oltre l'80 %.

2

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 altamente 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 intervento.

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 limitato di entrate sufficientemente controllate, oppure di una zona con un livello di protezione 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.

O sull'energia nucleare 35

732.11

Categoria III
Utilizzazione e immagazzinamento all'interno di una zona il cui accesso è controllato.

Trasporto nel rispetto di speciali precauzioni comprendenti accordi prestabiliti tra il mittente, il destinatario e il 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 e la procedura di trasferimento della responsabilità del trasporto.

Energia

36

732.11

Allegato 3

(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/

Regolamento

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 della licenza d'esercizio in materia di radioprotezione, in particolare la misurazione dei rilasci radioattivi nei dintorni dell'impianto e la radioprotezione 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 istruzioni nel

settore della sicurezza esterna

Le prescrizioni e le istruzioni nel settore della sicurezza esterna contengono 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

sicurezza interna

Il rapporto sulla sicurezza interna descrive gli aspetti tecnici e organizzativi 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 termine dopo la chiusura del deposito.

Rapporto sulla

sicurezza esterna

Il rapporto sulla sicurezza esterna degli impianti nucleari rappresenta lo stato attuale delle misure di sicurezza esterna conformemente alle disposizioni delle autorità di vigilanza. Il rapporto sulla sicurezza esterna va classificato.

O sull'energia nucleare 37

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

controlli periodici Il programma descrive i controlli periodici delle componenti sotto pressione e dei sistemi delle classi di sicurezza 1-4.

Programma di sorveglianza dell'in-

vecchiamento

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 radioattive 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 liberate sostanze radioattive; b. una valutazione quantitativa dei provvedimenti contro simili incidenti;

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 compiti 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

38

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 sicurezza in acciaio, condutture del circuito primario, generatori di vapore, pressurizzatore, pompe di ricircolo del circuito primario MB

altri equipaggiamenti meccanici delle classi di sicurezza 1-4.

O sull'energia nucleare 39

732.11

1. Documenti secondo tipo di domanda e settori specialistici Settore

specialistico

Domanda

per

G R

B

S

M

E U D P

Licenza di

costruzione

rispettivamente

nullaosta relativo 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'edificio

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 esercizio e per

l'esercizio in

potenza o per

l'esercizio

continuativo

G4 R4

B4

S4

M4

E4 U4 D4 P4

Energia

40

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

sicurezza 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 regolamenti applicabili

Concetto per la

manutenzione e la

sorveglianza dell'invecchiamento

Piani di costruzione e di disposizione degli edifici e degli equipaggiamenti princi-

pali

Specifica delle

condizioni nei dintorni

Programmi di gestione della qualità dei

fornitori principali Programmi di messa

in esercizio

Rapporto sulla

garanzia della qualità per la costruzione e

valutazione dei

risultati

Risultati dei test preesercizio e dei test

nucleari di messa in esercizio

R

Tecnica dei reattori R1 R2 R3 R4

Basi di progettazione Analisi di sicurezza provvisoria

Analisi di sicurezza definitiva

Valutazione della messa in esercizio nucleare

Progettazione degli elementi di combustibile

Progettazione provvisoria del nocciolo

Definizione degli

incidenti e dei limiti di sicurezza

Definizione delle

condizioni quadro

importanti

Analisi delle condizioni 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 incidenti e delle loro riper-

cussioni

Analisi degli incidenti e specificazioni

tecniche

Programmi di messa

in esercizio

Progettazione definitiva del nocciolo

Valutazione dei test di messa in esercizio e dei loro risultati

O sull'energia nucleare 41

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 ingegneristici

Caratteristiche del terreno

Concetto per la

protezione delle

acque sotterranee

Basi di progettazione Requisiti per le pareti di schermatura

Specifiche di progettazione/Criteri di

misurazione

Ipotesi di carico

Modellazione dei

sostegni/prestatica Dimensioni principali Spettri di comportamento dei piani

Requisiti in materia di ermeticità, protezione delle acque

sotterranee, drenaggio, protezione contro

i fulmini e protezione contro gli incendi

Concezione di

fortificazione

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 procedure

Speciali requisiti in materia di fabbricazione

Piani di controllo

della qualità

Documentazione

dell'esecuzione dei lavori (atti delle

costruzioni)

Relazione sulla

garanzia della qualità Rapporto di controllo edilizio degli esperti Programmi di manutenzione

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 provvisorie dei sistemi

Piani di connessione dei sistemi

Schemi di funzionamento

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 funzionamento

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 funzionamento dei sistemi e

dei componenti

Piani definitivi di connessione dei

sistemi e schemi di funzionamento

Energia

42

732.11

M Ingegneria

meccanica

M1 M2 M3 M4

Basi di progettazione Progettazione

Esecuzione

Messa in esercizio e documentazione

Regolamenti e

prescrizioni edili

applicabili

Formazione

costruttiva

Scelta dei materiali per i componenti

principali

Specifiche di progettazione

Disegni d'insieme di componenti rilevanti

per la sicurezza

Programmi per prove o qualifiche speciali Documenti su esami

preliminari per la

costruzione e la

fabbricazione 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 fabbricazione 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 manutenzione

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 strumenta-

zione di controllo

Suddivisione dei

componenti in treni Basi di progettazione delle componenti 1E

Regolamenti applicabili

Procedura di qualifica per pezzi singoli e di serie

Specifiche e schede dati

Prescrizioni per le qualifiche

Risultati delle qualifiche

Programmi di test per la messa in esercizio di componenti

speciali

Risultati dei test

Documentazione

tecnica

Rapporto sulla

garanzia della qualità Programmi di manutenzione

O sull'energia nucleare 43

732.11

U

Radioprotezione, gestione delle scorie, protezione in caso d'emergenza U1 U2 U3 U4

Criteri di progettazione e concetti

Progettazione di equipaggiamenti radiologici

Prova dell'esecuzione Messa in esercizio e

documentazione

Concetti per zone

radiologiche, schermatura, sorveglianza

dei dintorni, sorveglianza dei locali, dei

sistemi e delle emissioni, protezione in

caso d'emergenza,

acque di scarico

Procedura di condizionamento delle

scorie

Immagazzinamento

intermedio delle

scorie

Specifiche di progettazione

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 perfezionamento del

personale di sorveglianza

Programmi

d'esercizio, di test e di manutenzione

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 equipaggiamenti della sicurezza

esterna)

Documentazione d'esercizio (per la messa in esercizio) Analisi delle minacce Documentazione del

progetto (piano di

situazione, piani di costruzione, programma 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 comunicazione, equipaggia-

menti e armamenti)

Formazione e perfezionamento

Specifiche (piani di costruzione e disposizione, penetrazioni,

condotte, ventilazione, mezzi di comuni-

cazione, schemi di

funzionamento e di

svolgimento, approvvigionamento energe-

tico, certificati dei controlli)

Regolamento per la

sicurezza esterna

Elenchi degli obblighi del personale

addetto alla sicurezza esterna

Piani di esecuzione Prescrizioni per la

messa in esercizio

Test di funzionamento e collaudo degli

equipaggiamenti

della sicurezza

esterna

Verbali di test e di collaudo

Formazione della

guardia d'esercizio Integrazione nel

rapporto sulla sicurezza esterna

Energia

44

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 personale

Formazione e impiego del personale

durante la fase di

costruzione

Concezione di

formazione e perfezionamento

Principi organizzativi Elenchi degli obblighi

Programma di formazione per la messa in

esercizio

Documenti provvisori sull'esercizio, regolamenti, processi di

lavoro

Idoneità e competenza professionale del

personale, con

compiti dirigenziali e obbligo di licenza, addetto alla protezione contro le radiazio-

ni e del personale

rimanente

Effettivo del personale

Programma di formazione 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 primario 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 funzioni 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 sostanze radioattive liquide o solide e che non sono assegnati alle classi di sicurezza 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 componenti e ai sistemi meccanici assegnati alle classi di sicurezza 1-3 nonché sistemi di sicurezza elettrici e strumentali;

b. equipaggiamenti classificati 0E: altri equipaggiamenti e sistemi elettrici che possono anche svolgere funzioni importanti per la sicurezza.

O sull'energia nucleare 45

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 equipaggiamenti elettrici classificati 1E. Le funzioni di sicurezza o l'integrità degli equipaggiamenti devono essere garantite durante e dopo un terremoto di sicurezza (SSE);

b. EK II: equipaggiamenti meccanici della classe di sicurezza 4. L'integrità degli 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 funzione 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

46

732.11

Allegato 5

(art. 37)

Rendiconti 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 radiologica 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 le autorità di vigilanza, 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 sorveglianza, 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 funzionamento dei dispositivi di sicurezza esterna, mancato funzionamento 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

trimestrale

Rapporto del deposito centrale intermedio, del deposito in strati geologici profondi e dell'Istituto Paul Scherrer in particolare su dosi individuali, dosimetria degli impianti e dell'area di ubicazione, rilascio di sostanze radioattive attraverso l'aria e le acque di scarico, sorveglianza dei dintorni, scorie radioattive, campagne di condizionamento, eventi e riscontri, modifiche e lavori di manutenzione.

Da inoltrare al più tardi entro la fine del mese successivo al trimestre

Trimestrale

O sull'energia nucleare 47

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 radioattive, 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 manutenzione.

Da inoltrare al più tardi entro la fine del mese successivo.

Mensile

Rapporto di

revisioneTecnica

Rapporto delle centrali nucleari con descrizione e valutazione 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 tre mesi dalla ripresa dell'esercizio dell'impianto.

Ad ogni revisione dell'impianto

Rapporto di

revisione - Radioprotezione

Rapporto delle centrali nucleari sulla revisione, con indicazioni dettagliate sulle misurazioni di radioprotezioneeffettuate 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 tre mesi dalla ripresa dell'esercizio dell'impianto.

Ad ogni revisione dell'impianto

Rapporto di

revisione - Fisica

Rapporto delle centrali nucleari con i risultati e la valutazione 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 ripartenza prima della risalita oltre il 5 % di potenza nominale;

b. rapporto completo: al più tardi entro 3 mesi dalla ripresa dell'esercizio dell'impianto.

Ad ogni revisione 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 1o marzo dell'anno successivo.

Anno civile

Energia

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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

radioattive

Rapporto degli impianti nucleari con un elenco di tutte le sorgenti radioattive presenti nell'impianto.

Da inoltrare al più tardi entro il 1o marzo dell'anno successivo.

Anno civile

Rapporto

sull'esame

approfondito

della sicurezza

Rapporto delle centrali nucleari sull'esame periodico della sicurezza con i relativi risultati e una loro valutazione.

Da inoltrare conformemente alle istruzioni dell'autorità di vigilanza.

Ogni 10 anni

Dati relativi

all'indisponibilità di sistemi e

componenti

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 1o 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 1o marzo dell'anno successivo.

Anno civile

O sull'energia nucleare 49

732.11

Allegato 6

(art. 21 e 38)

Rapporto su eventi e riscontri nell'ambito della sicurezza interna Rapporto Contenuto

Periodicità

Rapporto d'evento Rapporto su eventi e riscontri prodottisi nell'impianto contenente:

a. classificazione in base ai criteri sottostanti, descrizione sintetica dell'evento o del riscontro e conclusioni 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 sulle

misure successive

Rapporto su eventi e riscontri, prodottisi nell'impianto contenente:

a. misure successive; b. valutazione dell'importanza per la sicurezza; c. allegati.

Ad ogni evento

e riscontro che

soggiace

all'obbligo di

notifica

Classificazione di eventi e riscontri Eventi e riscontri vanno classificati secondo le seguenti due scale di valutazione in base alle loro conseguenze dal punto di vista della sicurezza: 1. Scala di valutazione nazionale Eventi e riscontri S Eventi e riscontri che comportano pericoli per l'impianto o il personale oppure
importanti conseguenze radiologiche sui dintorni dell'impianto.

Eventi e riscontri A Eventi e riscontri significativi per la sicurezza ma con conseguenze radiologiche
nulle o minime sui dintorni dell'impianto.

Eventi e riscontri B Eventi e riscontri poco significativi per la sicurezza. Vengono registrati e analizzati
dal gestore e dalla DSN allo scopo di individuare precocemente eventuali punti deboli dell'impianto.

Eventi e riscontri U Eventi e riscontri importanti per la sorveglianza esercitata dalle autorità, ma che non
soddisfano nessuno dei criteri per gli eventi e i riscontri S, A o B. Vengono registrati e analizzati dal gestore e dalla DSN.

Energia

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Eventi e riscontri Ö Oltre ad essere classificati in base alle loro conseguenze sulla sicurezza come S, A,
B o U, gli eventi e i riscontri di interesse pubblico constatabili al di fuori dell'impianto vengono classificati anche quali eventi o riscontri Ö.

2. Scala di valutazione internazionale AIEA-INES Questa scala conta 7 livelli con importanza decrescente da 7 a 1. Il livello 0 viene
attribuito ad incidenti non significativi per la sicurezza (ma che sono tuttavia degni di nota). La scala di valutazione non considera gli incidenti non significativi dal punto di vista radiologico o nucleare (cfr. INES User's Manual, AIEA, Vienna 2001).

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 equivalenti a più di 10 000 TBq di iodio131).

6

Incidente serio

- Rilascio nei dintorni dell'impianto di sostanze radioattive (in quantità radiologicamente equivalenti a iodio 131 fra i 1000 e i 10 000 TBq).

5

Incidente

con

pericolo per i

dintorni dell'impianto - Rilascio nei dintorni dell'impianto di sostanze radioattive (in quantità radiologicamente equivalenti a iodio 131 fra i 100 e i 1000 TBq).

- Grave danneggiamento del nocciolo e rilascio di una grande quantità di radioattività all'interno dell'impianto.

4

Incidente senza pericolo significativo per i dintorni dell'impianto

- Rilascio nei dintorni dell'impianto di sostanze radioattive in quantità superiore ai valori limite consentiti che comporta per le persone più esposte alle radiazioni una dose dell'ordine di alcuni millisievert.

- 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.

3

Avaria seria

- Rilascio nei dintorni dell'impianto di sostanze radioattive in quantità superiore ai valori limite consentiti che comporta per le persone più esposte alle radiazioni una dose dell'ordine di alcuni decimi di millisievert.

- Irradiazione del personale tale da rendere verosimili patologie acute da radiazioni. Grave contaminazione nell'impianto.

- Avarie che, in concomitanza coll'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 verificassero certi eventi iniziatori.

O sull'energia nucleare 51

732.11

Livello Denominazione Criteri

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 livello 1, ma che fanno intravedere in aggiunta significative lacune organizzative o relative alla cultura della sicurezza.

- Evento con un'irradiazione del personale maggiore della dose limite annua. Diffusione significativa di radioattività all'interno dell'impianto non prevedibile in base alla progettazione.

1

Anomalia

- Anomalia non prevista dalle condizioni di esercizio prescritte. Può essere riconducibile al mancato funzionamento di equipaggiamenti, a errori umani o a lacune procedurali. Evento o riscontro senza conseguenze dirette sulla sicurezza, ma caratterizzato da notevoli lacune organizzative o relative alla cultura della sicurezza .

0

Eventi e riscontri non significativi per la sicurezza - Eventi e riscontri che non comportano il superamento di valori limite e condizioni d'esercizio

e che possono essere gestiti con le procedure appropriate.

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 grosse implicazioni per la cultura della sicurezza.

Energia

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732.11

Scadenze per la notifica di eventi e riscontri nell'ambito della sicurezza interna Evento o

riscontro S

Evento o

riscontro A

Evento o

riscontro B

Evento o

riscontro U

Evento o

riscontro Ö

Notifica

telefonica

(prima informazione)

immediatamente

immediatamente

24 ore1 24

ore1 immediatamente

Conferma

scritta della

notifica

secondo i

dettami dell'organizzazio-

ne di emergenza

della DSN

entro 6 ore

dopo la prima

informazione

entro 6 ore

dopo la prima

informazione

entro 2 ore

dopo la prima

informazione

Rapporto

d'evento

36 ore

10 giorni

10 giorni

Rapporto

sulle misure

successive

secondo le

esigenze

30 giorni

30 giorni

30 giorni

rapporto

mensile2

1

Entro 24 ore, fra le 08.00 e le 17.00.

2

Nel rapporto trimestrale o annuo, se non è necessario un rapporto mensile.

O sull'energia nucleare 53

732.11

Allegato 7

(art. 81)

Modifica del diritto vigente Le seguenti ordinanze sono modificate come segue: 1. Ordinanza del 14 marzo 198310 concernente la Commissione federale per la sicurezza degli impianti nucleari Ingresso ...

Art. 6a

...

10 RS

732.21. Le modifiche qui appresso sono inserite nell'O menzionata.

Energia

54

732.11

2. Ordinanza del 19 ottobre 198811 concernente l'esame dell'impatto sull'ambiente

Allegato n. 21.1
...

11 RS

814.011. Le modifiche qui appresso sono inserite nell'O menzionata.

O sull'energia nucleare 55

732.11

Art. 85
cpv. 2-4 ...

Art. 87

...

Art. 87a

...

Sezione 4 (art. 88-92) e sezione 5 (art. 93) Abrogate Art. 94
cpv. 4-8 ...

Art. 96
cpv. 5bis ...

Art. 101
cpv. 3 ...

Art. 125
cpv. 3 lett. c e d ...

Art. 127
cpv. 1 frase introduttiva, lett. b e d ...

b. Abrogato d. ...

12 RS

814.501. Le modifiche qui appresso sono inserite nell'O menzionata.

Energia

56

732.11

Art. 128
cpv. 1 lett. b ...

Art. 130
cpv. 2 lett. b ...

Art. 136
cpv. 4 lett. b e d b. ...

d. Abrogata

Art. 138
cpv. 1 e 4 ...

Appendice 1 Definizioni ...

13 RS

946.202.1. La modifica qui appresso é inserita nell'O menzionata.