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732.112.2 Ordinanza del DATEC del 17 giugno 2009 sulle ipotesi di pericolo e la valutazione della protezione contro gli incidenti negli impianti nucleari

732.112.2 Ordonnance du DETEC du 17 juin 2009 sur les hypothèses de risque et sur l'évaluation de la protection contre les défaillances dans les installations nucléaires

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Art. 6

1 Per gli incidenti seguenti, originati all’interno dell’impianto, il richiedente o il titolare della licenza per centrali nucleari con reattori ad acqua leggera deve come minimo considerare e analizzare le ripercussioni elencate:

a.
perdite o rotture nel circuito di raffreddamento (perdita di fluido refrigerante): raffreddamento insufficiente degli elementi di combustibile, aumento di pressione, temperatura e umidità, forze d’urto e di reazione, inondazione, rilascio di sostanze radioattive e formazione di gas combustibili;
b.
perdite o rotture nell’impianto del vapore e/o dell’acqua di alimentazione all’interno e all’esterno dell’edificio del reattore: aumento di pressione, temperatura e umidità, forze d’urto e di reazione, inondazione e rilascio di sostanze radioattive;
c.
perdite o rotture nelle condotte collegate alla piscina del combustibile: raffreddamento insufficiente degli elementi di combustibile, inondazione, rilascio di sostanze radioattive e formazione di gas combustibili;
d.
errore di manipolazione di elementi di combustibile: danneggiamento di barre di combustibile, copertura d’acqua insufficiente di un elemento di combustibile.

2 Egli deve giustificare le ipotesi relative alla dimensione e all’ubicazione della perdita tenendo conto delle misure adottate in materia di dimensionamento, di fabbricazione e di manutenzione.

Art. 6

1 Pour les centrales nucléaires avec réacteur à eau légère, le requérant ou le détenteur d’autorisation doit au moins prendre en compte et évaluer les conséquences suivantes pour les défaillances ci-après ayant leur origine à l’intérieur de la centrale nucléaire:

a.
fuites ou brèches dans le circuit de refroidissement du réacteur (perte du réfrigérant): refroidissement insuffisant des assemblages combustibles, montée de pression, de température et d’humidité, forces de jet et de réaction, inondation, libération de substances radioactives et formation de gaz inflammables;
b.
fuites ou brèches dans le système de vapeur vive ou d’eau alimentaire à l’intérieur et à l’extérieur du bâtiment du réacteur: montée de pression, de température et d’humidité, forces de jet et de réaction, inondation, libération de substances radioactives;
c.
fuites ou brèches dans les conduites reliées à la piscine de stockage d’assemblages combustibles: refroidissement insuffisant des assemblages combustibles, inondation, libération de substances radioactives et formation de gaz inflammables;
d.
erreurs de manipulation d’assemblages combustibles: endommagement de barres de combustibles, faible couverture d’eau d’un assemblage combustible.

2 Il doit justifier les hypothèses relatives à la grandeur et à la situation de la brèche en se fondant sur les mesures prises en matière de dimensionnement, de construction et de maintenance.

 

Il presente documento non è una pubblicazione ufficiale. Fa unicamente fede la pubblicazione della Cancelleria federale. Ordinanza sulle pubblicazioni ufficiali, OPubl.
Ceci n’est pas une publication officielle. Seule la publication opérée par la Chancellerie fédérale fait foi. Ordonnance sur les publications officielles, OPubl.