732.114.5
Verordnung des UVEK über die Methodik und die Randbedingungen zur Überprüfung der Kriterien für die vorläufige Ausserbetriebnahme von Kernkraftwerken
vom 16. April 2008 (Stand am 1. Mai 2008)
Das Eidgenössische Departement für Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation, gestützt auf Artikel 44 Absatz 2 der Kernenergieverordnung vom 10. Dezember 20041 (KEV), verordnet:
1. Kapitel Gegenstand
Art. 1
Diese Verordnung regelt die Methodik und die Randbedingungen zur Überprüfung der Kriterien für die vorläufige Ausserbetriebnahme von Kernkraftwerken aufgrund von Auslegungsfehlern und aufgrund von alterungsbedingten Abweichungen von der Auslegung.
2. Kapitel Ausserbetriebnahme wegen Auslegungsfehlern
Art. 2 Überprüfung der Auslegung
Der Inhaber der Betriebsbewilligung (Bewilligungsinhaber) hat die Auslegung des Kernkraftwerks unverzüglich zu überprüfen, wenn:
er annehmen muss, dass aufgrund eines Auslegungsfehlers die Kernkühlbarkeit bei Störfällen, die Integrität des Primärkreislaufs oder die Integrität des Containments nicht mehr gewährleistet sind;
in seinem Kernkraftwerk Ereignisse oder Befunde eingetreten sind, die nach der internationalen Störfall-Bewertungsskala INES nach Anhang 6 Ziffer 2 der KEV der Stufe1 oder höher zugeordnet werden;
AS 2008 1817
in einem anderen in- oder ausländischen Kernkraftwerk Ereignisse oder Befunde eingetreten sind, die nach der internationalen Störfall-Bewertungsskala INES nach Anhang 6 Ziffer 2 der KEV der Stufe2 oder höher zugeordnet werden;
die Aufsichtsbehörde nach Artikel 6 KEV dies anordnet.
Er teilt das Ergebnis der Überprüfung unverzüglich der Aufsichtsbehörde mit.
Art. 3 Ausserbetriebnahme
Der Bewilligungsinhaber hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser Betrieb zu nehmen, wenn die Überprüfung nach Artikel 2 zeigt, dass die Dosisgrenzwerte nach Artikel 94 Absätze 3–5 und 96 Absatz 5 der Strahlenschutzverordnung vom 22. Juni 19942 nicht eingehalten werden.
3. Kapitel Ausserbetriebnahme wegen Alterungsschäden
1. Abschnitt Integrität des Primärkreislaufs
Art. 4 Versprödung des Reaktordruckbehälters
Der Bewilligungsinhaber hat die aktuelle justierte Sprödbruch-Referenztemperatur und die aktuelle Hochlagenenergie des Reaktordruckbehältermaterials aus Kerbschlagbiegeversuchen oder bruchmechanischen Versuchen periodisch zu bestimmen.
Als anerkannte Regeln der Technik zur Bestimmung der aktuellen justierten Sprödbruch-Referenztemperatur und der aktuellen Hochlagenenergie aus Kerbschlagbiegeversuchen oder bruchmechanischen Versuchen gelten die Normen der USNRC3. Betrieb zu nehmen, wenn:
die aktuelle justierte Sprödbruch-Referenztemperatur von der Innenwand in einer Tiefe von einem Viertel der Wanddicke den Wert von 93 ºC erreicht; oder
die aktuelle Hochlagenenergie aus Kerbschlagbiegeversuchen unter 68 Joule absinkt.
Art. 5 Risse im Primärkreislauf
Der Bewilligungsinhaber hat die druckführenden mechanischen Ausrüstungen der Sicherheitsklasse1 nach Anhang 4 Ziffer 3.1 Buchstabe a KEV mit Ausnahme der Rohrleitungen mit Nennweiten kleiner oder gleich 25 mm periodisch auf Risse und laufend auf Leckagen zu prüfen.
United States Nuclear Regulatory Commission: Regulatory Guide1.99 Rev.2 vorläufige Ausserbetriebnahme von Kernkraftwerken
Er hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser Betrieb zu nehmen, wenn Wand durchdringende Risse festgestellt werden.
Art. 6 Wandstärken des Primärkreislaufs
Der Bewilligungsinhaber hat die druckführenden mechanischen Ausrüstungen der Sicherheitsklasse1 nach Anhang 4 Ziffer 3.1 Buchstabe a KEV mit Ausnahme der Rohrleitungen mit Nennweiten kleiner oder gleich 25 mm periodisch auf Wandstärkenabnahme zu prüfen.
Als anerkannte Regeln der Technik zur Bestimmung der Mindestwandstärke gelten die Normen des ASME-Codes4. Betrieb zu nehmen, wenn die rechnerische Mindestwandstärke für den Auslegungsdruck unterschritten wird (ohne Zuschläge, Sicherheitsfaktor gleich1.0).
2. Abschnitt Integrität des Containments
Art. 7 Wandstärke der Stahldruckschale
Der Bewilligungsinhaber hat die Stahldruckschale periodisch auf Wandstärkenabnahme hin zu prüfen.
Als anerkannte Regeln der Technik zur Bestimmung der Mindestwandstärke der Stahldruckschale gelten die Normen des ASME-Codes5. Betrieb zu nehmen, wenn die rechnerische Mindestwandstärke für den Auslegungsdruck unterschritten wird (ohne Zuschläge, Sicherheitsfaktor gleich1.0).
Art. 8 Risse und Abplatzungen der Betonhülle
Der Bewilligungsinhaber hat den Zustand der Betonhülle des Containments periodisch zu prüfen.
Er hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser Betrieb zu nehmen, wenn durch Risse von mehr als 0,5 mm Breite und durch Abplatzungen:
mehr als 20 % der Betonoberfläche beschädigt sind; oder
im Bereich von vorgespannten Bauteilen mehr als 10 % der Betonoberfläche beschädigt sind.
American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, ASME III, Subsection NB, NB-3640, Ausgabe 2004
American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, ASME III, Subsection NE, NE-3320, Ausgabe 2004
4. Kapitel Inkrafttreten
Art. 9
Diese Verordnung tritt am1. Mai 2008 in Kraft.