Rapporto esplicativo

Capoverso 2: Non è opportuno fissare a livello di ordinanza un termine per la valutazione e la redazione di un rapporto sui risultati. Lo stesso deve però essere redatto prontamente, non appena le informazioni di base sono a disposizione. L’autorità di vigilanza può in singoli casi indicare la portata, il carattere e i termini per la valutazione.

Art. 3 Messa fuori servizio

La messa fuori servizio deve avvenire quando a causa di un errore di riferimento le dosi limite per la popolazione (vedi art. 94 cpv. 3-5 ORaP) o per il personale (vedi art. 96 cpv. 5 ORaP) non possono più essere rispettate.

Le ipotesi specifiche di pericolo, i criteri di valutazione e le disposizioni di calcolo sono fissate in un’ordinanza separata (vedi progetto di ordinanza sulle ipotesi specifiche di pericolo e la valutazione della protezione contro gli incidenti negli impianti nucleari) e nelle rispettive direttive della Divisione principale della sicurezza degli impianti nucleari (DSN).

Capitolo 3: Messa fuori servizio a causa di danni dovuti all’invecchiamento

Nella costruzione di un impianto vengono impiegati componenti che devono rispettare i requisiti di riferimento. Un componente che originariamente è conforme ai requisiti di riferimento può a causa dell’invecchiamento modificarsi nelle qualità del materiale o nella sua geometria in modo tale da non potere più rispettare le proprie norme di riferimento.

Di regola i componenti rovinati possono essere riparati o cambiati. Un danno dovuto all’invecchiamento di un componente simile non rappresenta un motivo per una messa fuori servizio. Questo vale in particolare per i componenti del sistema di sicurezza necessari per il raffreddamento del nocciolo.

Non si può invece, o si può solo difficilmente, cambiare o riequipaggiare il circuito primario e il contenitore. Il loro stato è il fattore limitante per la durata di vita di una centrale nucleare. Per questo i danni dovuti all’invecchiamento rappresentano in questo settore un criterio MFS.

Il mantello del nocciolo di un reattore ad acqua bollente rappresenta un caso limite. Può presentare danni dovuti all’invecchiamento da tensocorrosione e può essere sostituito solo difficilmente (vedi centrale nucleare di Mühleberg). D’altra parte in diversi impianti interessati sono state prese misure di stabilizzazione (ad es. dispositivo a smorza). Quando, grazie ad una dimostrazione di sicurezza, può essere mostrato che ipotizzando gravi presupposti di incidente e assumendo una completa lacerazione di tutte le linee di saldatura orizzontali, gli obiettivi di protezione "possibilità di disinserimento del reattore" e "possibilità di raffreddamento del nocciolo del reattore" sono garantiti, non esiste nessun motivo per una messa fuori servizio.