Ordinanza sull'energia nucleare

Ordinanza sull’energia nucleare (OENu)

del 10 dicembre 2004

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;

4. sostanze contenenti i materiali citati in qualsiasi forma.

b. i materiali fissili speciali:

235 o di entrambi gli isotopi superiore a quello dell’uranio 235

nell’uranio naturale;

5. sostanze contenenti i materiali citati in qualsiasi forma.

RS 732.11 1 RS 732.1; RU 2004 4719 5391

2004-2217 601

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2 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, prodot- ti, impiegati, trattati o depositati i seguenti materiali nucleari: a. sostanze il cui tenore di uranio naturale, uranio impoverito o torio non supe- ra complessivamente 1000 kg; b. materiali grezzi, se può essere comprovato che, a causa del loro stato chimi- co-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’Ufficiofederale 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’arti- colo 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 parti- colare 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 provve- dimenti 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 sorve- glianza, 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 perturba- zioni a livello di reattività, fuoriuscite del liquido di raffreddamento, perdite dei pozzi di calore, incendi, inondazioni, influssi meccanici in seguito al mancato fun- zionamento delle componenti, danneggiamento delle guaine nella manipolazione di elementi di combustibile, mancato funzionamento dei sistemi d’esercizio, aziona- mento 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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4 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 consi- derate le misure preventive e lenitive di cui all’articolo 7 lettera d. 6 Il Dipartimento federale dell’ambiente, dei trasporti, dell’energia e delle comuni- cazioni (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 lad- dove il componente perda la capacità di adempiere la prevista funzione di si- curezza; 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’applica- zione di principi fisici o tecnici di natura diversa;

2 RS 814.501

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c. i treni di dispositivi ridondanti impiegati per adempiere una funzione di sicu- rezza 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’approvvigiona- mento di energia, il raffreddamento e la ventilazione; d. i treni di dispositivi ridondanti impiegati per adempiere una funzione di sicu- rezza devono essere, per quanto possibile, ubicati in ambienti separati; e. i treni di dispositivi ridondanti impiegati per adempiere una funzione di sicu- rezza devono poter essere, per quanto possibile, verificati integralmente oppure per segmenti il più possibile estesi sia mediante azionamento manua- le sia mediante impulso automatico simulato, anche in condizioni di alimen- tazione 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 suffi- cienti margini di sicurezza; h. se possibile, in caso di disfunzioni degli equipaggiamenti, dev’essere garan- tito 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 con- to 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 deposi- ti 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 preve- dibile. 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:

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 supple- mentare.

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 Rappresentanze diplomatiche o consolari, organizzazioni internazionali, depositi doganali ed enclavi doganali svizzere Le forniture provenienti o destinate a rappresentanze diplomatiche o consolari, da e per organizzazioni internazionali, in depositi doganali o enclavi doganali svizzere come pure da depositi doganali o enclavi doganali svizzere sono equiparate a impor- tazioni ed esportazioni.

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 Dipartimen- to federale degli affari esteri, del Dipartimento federale dell’economia, del Diparti- mento 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 con- servata per cinque anni dal rilascio della licenza e presentata, su richiesta, alle auto- rità 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; b. difetti tecnici dei contenitori destinati al trasporto soggetti all’obbligo d’omologazione; c. altri eventi e riscontri che compromettono o possono compromettere la sicu- rezza interna.

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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 fre- quenza di tutti gli incidenti di cui all’articolo 8 capoversi 2 e 3 con una dose risultan- te 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 ORaP3. 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:

5. inoltre per depositi in strati geologici profondi, la sicurezza a lungo ter-

mine; b. il rapporto d’impatto ambientale;

3 RS 814.501

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c. il rapporto sulla conformità con la pianificazione del territorio; d. una concezione per la disattivazione o per la fase di osservazione e la chiu- sura 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’arti- colo 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’organizza- zione e i processi relativi alle fasi di progettazione e costruzione, compresi i mecca- nismi di collaborazione tra richiedente e ditte incaricate, come pure tra richiedente e autorità preposte al rilascio della licenza e autorità di vigilanza. 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.

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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 nullao- sta conformemente alla licenza di costruzione, le autorità di vigilanza rilasciano il nullaosta per: a. la realizzazione di parti della costruzione, compresi elementi di rinforzo in- cementati e la posa dell’armatura o il montaggio di elementi della costruzio- ne in acciaio, come pure per la metodica in caso di interventi nella costru- zione grezza e per rinforzi posati successivamente; b. la fabbricazione dei componenti meccanici principali; c. il montaggio di sistemi meccanici ed elettrici, compresa la relativa strumen- tazione 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 termi- ne 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 sca- denza 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 Ilrichiedente 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 respon- sabilità, almeno per i seguenti settori di attività e aree specifiche, possa essere assun- ta 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 emer- genza; 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 responsabi- le. 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’organizza- zione 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, con- trollate, documentate, verificate e adeguate periodicamente sul piano sia interno sia esterno; c. esso deve corrispondere allo stato attuale della tecnica in materia di sicurez- za nucleare interna ed esterna.

Sezione 4: Esercizio

Art. 32 Manutenzione 1 Il titolare della licenza è tenuto ad allestire programmi sistematici per la manuten- zione 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, equi-

paggiamenti 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 documen-

tare l’avvenuta verifica dell’impianto relativamente agli effetti dell’invecchia- mento 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’organizza- zione 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 venti- lazione; 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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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

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 sog- gette 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;

6. aumento nel nocciolo del reattore della parte di elementi di combusti-

bile di ossidi misti di uranio e plutonio fino a un massimo del 50 per cento; c. modifiche sostanziali ai seguenti documenti:

3. regolamento sulla radioprotezione;

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

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 richie- dente 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, unita- mente 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 sicu- rezza 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’alle- gato 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 relati- ve 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 regolamen- to 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 riguardan- ti 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 motiva- zione 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 rila- scio 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 del- le loro conseguenze radiologiche, nonché le contromisure ed le eventuali mi- sure 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 finan- ziamento.

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 con- finamento 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 reci- piente 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 forma- zione dei prodotti di attivazione è esigua; b. nell’esercizio degli impianti nucleari, limitare allo stretto necessario i mate- riali 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:

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 program- ma 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 pro- fondi; 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:

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 conforme- mente 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 sul- l’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 con- siderata alle quali il richiedente ha accesso, come pure un sommario dei ri- sultati acquisiti; c. una descrizione dei fattori geologici e idrogeologici che sono stati determi- nanti 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 gravimetri- che, 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 depo- sito 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 capo- verso 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 funzio- namento. 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 sperimen- tare 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 sorve- glianza 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’immagazzina- mento 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’imma- gazzinamento 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 osserva- zione. Può all’occorrenza prolungarla.

Art. 69 Chiusura 1 Al momento della chiusura il proprietario di un deposito in strati geologici profon- di deve riempire tutte le parti ancora aperte del deposito e sigillare le parti determi- nanti 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’approva- zione 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 pregiu- dicata 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 docu- mentazione che sia adatta a garantire la salvaguardia a lungo termine delle cono- scenze 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 proget- ti 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 trasmis- sione 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’arti- colo 54 capoverso 4. 2 Le autorità di vigilanza sottopongono, per parere, la domanda di nullaosta o appro- vazione 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’autoriz- zazione 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 conse- guenze 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 negli- genza, 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 raccomandazio- ni dell’Agenzia internazionale dell’energia nucleare.

Art. 80 Abrogazione del diritto previgente Le seguenti ordinanze sono abrogate:

1. ordinanza dell’11 luglio 19794 sulla procedura per l’autorizzazione di mas-

sima agli impianti nucleari con licenza di sito;

2. ordinanza del 27 novembre 19895 sui provvedimenti preparativi;

4 RU 1979 972 5 RU 1989 2476

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

4. ordinanza del 14 marzo 19837 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 capover- so 2 lettera g LENu.

Art. 83 Entrata in vigore La presente ordinanza entra in vigore il 1° febbraio 2005.

10 dicembre 2004 In nome del Consiglio federale svizzero:

Il presidente della Confederazione, Joseph Deiss La cancelliera della Confederazione, Annemarie Huber-Hotz

6 RU 1984 209, 1987 546 1484, 1991 1450, 1993 901, 1994 140, 1995 4959, 1996 208 2234, 1997 2128, 2002 349 7 RU 1983 283

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

Allegato 1 (art. 4)

Definizioni

Nella presente ordinanza, s’intende per: a. riscontro: l’accertamento in parti dell’impianto di uno stato che può pregiu- dicare 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’ORaP8; 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 noc- ciolo 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 danneg- giamento 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 costru- zioni, 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 pubbli- co o che non servono alla ricerca scientifica fondamentale, sotto forma di dati tecnici o di assistenza tecnica, necessarie allo sviluppo, alla fabbrica- zione o all’utilizzazione.

8 RS 814.501

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

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:

Protezione antiveicoli

Barriera perimetrale

Barriera D

Barriera C

Barriera B Zona Sicherungs - di sicurezza zone esterna B B

Zona di sicurezza esterna Sicherungszone C C

Zona di sicurezza Sicherungszone sterna D D

Area di sicurezza esterna Sicherungsareal

Area di protezione antiveicoli Durchfahrschutzareal

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 al- la barriera perimetrale. – La barriera perimetrale delimita l’area di sicurezza esterna. Serve a indivi- duare 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 sicu- rezza interna.

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

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 500 g o meno,

oltre 500 g ma oltre 15 g

2. Uranio-235 Non irradiato2

– uranio arricchi- 5 kg o più meno di 5 kg, ma 1 kg o meno, to con tenore in oltre 1 kg ma oltre 15 g 235U del 20 % o più – uranio arricchi- – 10 kg o più meno di 10 kg, to con tenore in ma oltre 1 kg 235U tra il 10 % e il 20 % – uranio arricchi- – – 10 kg o più to con tenore in 235U superiore al tenore natu- rale, ma inferio- re al 10 %

3. Uranio-233 Non irradiato2 2 kg o più meno di 2 kg, ma 500 g o meno,

oltre 500 g ma oltre 15 g

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

Materiale Forma Categoria

I II III

4. Combustibile Uranio naturale o

irradiato impoverito, torio o combustibile debolmente arricchito (tenore di prodotto fissile inferiore al 10 %)

5. Scorie radio- Vetrificate Altamente

attive 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 alta- mente 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 inter- vento. 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 limita- to di entrate sufficientemente controllate, oppure di una zona con un livello di prote- zione 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.

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

Categoria III Utilizzazione e immagazzinamento all’interno di una zona il cui accesso è con- trollato. Trasporto nel rispetto di speciali precauzioni comprendenti accordi prestabiliti tra il mittente, il destinatario e il trasportatore, nonché, nel caso di un trasporto internazio- nale, 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.

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

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 Il regolamento della centrale e il regolamento d’esercizio documentano della centrale/ le condizioni in materia di organizzazione e di personale per un esercizio Regolamento sicuro, compresi i criteri organizzativi per l’arresto dell’impianto. d’esercizio

Regolamento per Il regolamento in caso d’emergenza documenta l’organizzazione e le situazioni responsabilità in caso di emergenza. Le istruzioni per il comportamento d’emergenza dello stato maggiore d’emergenza (istruzioni in caso d’emergenza) sono parte integrante del regolamento.

Regolamento di Il regolamento di radioprotezione disciplina i compiti del titolare della radioprotezione licenza d’esercizio in materia di radioprotezione, in particolare la misu- razione dei rilasci radioattivi nei dintorni dell’impianto e la radioprote- zione delle persone impiegate nella zona controllata dell’impianto nucleare.

Manuale di gestio- Il manuale di gestione della qualità descrive un sistema di gestione della ne della qualità qualità completo e sistematico per l’esercizio dell’impianto nucleare.

Prescrizioni Le prescrizioni e le istruzioni nel settore della sicurezza esterna conten- e istruzioni nel gono le istruzioni generali sulla sicurezza esterna degli impianti nucleari settore della sicu- e le prescrizioni di servizio per il corpo di guardia d’esercizio. rezza esterna

Direttive in materia Le direttive in materia di cultura della sicurezza definiscono come la di cultura della direzione dell’impianto nucleare interpreta e promuove la cultura della sicurezza sicurezza e in base a quali caratteristiche e criteri ne viene misurata l’efficacia.

2. Documenti tecnici

Rapporto sulla Il rapporto sulla sicurezza interna descrive gli aspetti tecnici e organizza- sicurezza interna tivi 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 termi- ne dopo la chiusura del deposito.

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

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

Specifiche Le specifiche tecniche contengono prescrizioni per l’esercizio dell’im- tecniche pianto nucleare e dei suoi sistemi di sicurezza, compresi i criteri tecnici per l’arresto dell’impianto.

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

Programma di sorve- Il programma di sorveglianza dell’invecchiamento descrive lo stato e la glianza dell’in- sorveglianza delle componenti meccaniche ed elettriche nonché degli vecchiamento edifici dell’impianto nucleare.

Prescrizioni d’eser- Le prescrizioni d’esercizio e in caso di incidenti disciplinano il sicuro cizio e in caso esercizio dell’impianto, in particolare durante l’esercizio normale e in di incidenti caso di incidenti secondo l’articolo 8.

Supporti decisio- I supporti decisionali per la gestione degli incidenti forniscono un aiuto nali per la gestione nella lotta agli incidenti in cui possono essere liberate sostanze radioatti- degli incidenti ve in misura inammissibile.

APS aggiornata Per una centrale nucleare l’APS aggiornata e specifica all’impianto specifica include per tutte le condizioni d’esercizio determinanti in particolare: all’impianto a. un’analisi probabilistica degli incidenti secondo l’articolo 8 provocati da eventi interni o esterni e in occasione dei quali possono essere libe- rate sostanze radioattive; b. una valutazione quantitativa dei provvedimenti contro simili inci- denti; 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 Nel libro di servizio ai turni vengono riportati i nomi e la ripartizione dei turni 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 compi- ti 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.

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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 sicu- rezza 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.

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1. Documenti secondo tipo di domanda e settori specialistici

Settore G R B S M E U D P speciali- stico Domanda per

Licenza di G1 R1/R2 B1 S1 M1 E1 U1 D1 P1 costruzione rispettivamente nullaosta relati- vo al concetto (in caso di modifiche)

Primo nullaosta G2 B2 e B3 S2 per SA M2 per E2 U2 P2 di costruzione per la MA rispettivamente 1a parte nullaosta delle dell’edi- specifiche di ficio progettazione

Altri nullaosta B2/B3 S2 per SB D2 di costruzione (se rilevante (edifici o parti dal profilo di edifici) edile per la parte dell’edificio)

Nullaosta di M2 D3 fabbricazione per MB M3

Nullaosta di S2 per SB E3 U3 montaggio S3 per SA

Licenza di G3 R3 P3 esercizio

Nullaosta di G4 R4 B4 S4 M4 E4 U4 D4 P4 messa in eserci- zio e per l’esercizio in potenza o per l’esercizio continuativo

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2. Documenti secondo i settori specialistici

G Impianto nella sua globalità G1 G2 G3 G4 Concetti d’impianto/ Progettazione e disposizione Documentazione per la Documentazione per la Basi di progettazione dell’impianto licenza d’esercizio messa in esercizio e l’esercizio continuativo

Rapporto sulla Piani di costruzione e Programmi di messa Rapporto sulla sicurezza per la di disposizione degli in esercizio garanzia della qualità licenza di costruzione edifici e degli equi- per la costruzione e APS per la licenza di paggiamenti princi- valutazione dei costruzione pali risultati Concetti per Specifica delle Risultati dei test pre- l’impianto nella sua condizioni nei dintor- esercizio e dei test globalità ni nucleari di messa in Specifiche di rischio Programmi di gestio- esercizio Piani di disposizione ne della qualità dei per l’impianto fornitori principali Insieme dei regola- menti applicabili Concetto per la manutenzione e la sorveglianza del- l’invecchiamento

R Tecnica dei reattori R1 R2 R3 R4 Basi di progettazione Analisi di sicurezza provvi- Analisi di sicurezza definiti- Valutazione della messa in soria va esercizio nucleare

Progettazione degli Definizione delle Ipotesi, modelli di Valutazione dei test elementi di combu- condizioni quadro calcolo riguardo al di messa in esercizio stibile importanti comportamento delle e dei loro risultati Progettazione provvi- Analisi delle condi- sostanze radioattive soria del nocciolo zioni d’esercizio e Analisi degli inciden- Definizione degli degli incidenti ti e delle loro riper- incidenti e dei limiti determinanti per la cussioni di sicurezza progettazione e delle Analisi degli inciden- loro ripercussioni ti e specificazioni sull’impianto e sui tecniche dintorni Programmi di messa in esercizio Progettazione defini- tiva del nocciolo

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B Tecnica delle costruzioni B1 B2 B3 B4 Basi di progettazione Progettazione dell’edificio Progettazione ed esecuzione Documentazione edilizia di parti di edificio

Classificazione degli Specifiche di proget- Misurazioni della Documentazione edifici tazione/Criteri di statica di dettaglio e dell’esecuzione dei Conversione delle misurazione prova della tensione lavori (atti delle specifiche di rischio Ipotesi di carico ovvero prova di costruzioni) in parametri ingegne- Modellazione dei solidità e di utilizza- Relazione sulla ristici sostegni/prestatica bilità garanzia della qualità Caratteristiche del Dimensioni principali Sviluppo costruttivo Rapporto di controllo terreno Spettri di comporta- Piani di cassaforma e edilizio degli esperti Concetto per la mento dei piani di armatura Programmi di manu- protezione delle Requisiti in materia Verifica delle proce- tenzione acque sotterranee di ermeticità, prote- dure Basi di progettazione zione delle acque Speciali requisiti in Requisiti per le pareti sotterranee, drenag- materia di fabbrica- di schermatura gio, protezione contro zione i fulmini e protezione Piani di controllo contro gli incendi della qualità Concezione di fortificazione

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 Specifiche definitive Descrizioni dei Prescrizioni per i test sistemi/ Concetti per i dei sistemi inclusi sistemi inclusa analisi pre-esercizio sistemi dati tecnici delle interazioni dei Risultati dei test sui Specifiche provviso- Piani di disposizione sistemi sistemi rie dei sistemi Piani di connessione Schemi logici Prescrizioni per i test Piani di connessione dei sistemi Lista dei componenti, periodici di funzio- dei sistemi Schemi di funziona- elettrici namento dei sistemi e Schemi di funziona- mento dei componenti mento Lista dei componenti, Piani definitivi di Liste dei componenti, meccanici connessione dei meccanici ed elettrici sistemi e schemi di Valutazione della funzionamento sicurezza in caso di modifiche dell’im- pianto

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M Ingegneria meccanica M1 M2 M3 M4 Basi di progettazione Progettazione Esecuzione Messa in esercizio e documentazione

Regolamenti e Specifiche di proget- Documenti su esami Risultati di particolari prescrizioni edili tazione preliminari per la test di omologazione applicabili Disegni d’insieme di costruzione e la e qualificazione Formazione componenti rilevanti fabbricazione come Documentazione costruttiva per la sicurezza eseguiti dal fabbri- finale su fabbricazio- Scelta dei materiali Programmi per prove cante dei componenti ne delle componenti, per i componenti o qualifiche speciali rilevanti per la test di base, controllo principali sicurezza del montaggio finale Programma di base e garanzia della per i test qualità Analisi della tensione Programma dei test periodici Rapporto di controllo edilizio Programmi di manu- tenzione

E Elettrotecnica e strumentazione di controllo E1 E2 E3 E4 Basi degli equipaggiamenti Progettazione Prove dell’esecuzione Messa in esercizio e elettrici documentazione

Tecnica da applicare Specifiche e schede Risultati delle quali- Risultati dei test ai componenti princi- dati fiche Documentazione pali e alla strumenta- Prescrizioni per le Programmi di test per tecnica zione di controllo qualifiche la messa in esercizio Rapporto sulla Suddivsione dei di componenti garanzia della qualità componenti in treni speciali Programmi di manu- Basi di progettazione tenzione delle componenti 1E Regolamenti applica- bili Procedura di qualifica per pezzi singoli e di serie

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U Radioprotezione, gestione delle scorie, protezione in caso d’emergenza U1 U2 U3 U4 Criteri di progettazione e Progettazione di equipaggi- Prova dell’esecuzione Messa in esercizio e concetti amenti radiologici documentazione

Concetti per zone Specifiche di proget- Verbali di test e di Programmi radiologiche, scher- tazione collaudo d’esercizio, di test e matura, sorveglianza Stima della dose Risultati di test di manutenzione dei dintorni, sorve- collettiva dovuta particolari glianza dei locali, dei all’esercizio, Formazione e perfe- sistemi e delle emis- all’esecuzione dei test zionamento del sioni, protezione in periodici e alle fasi personale di sorve- caso d’emergenza, d’arresto del reattore glianza acque di scarico Procedura di condi- zionamento delle scorie Immagazzinamento intermedio delle scorie

D Sicurezza esterna D1 D2 D3 D4 Basi di progettazione Specifiche di progettazione Documentazione Documentazione d’esercizio (Concetto per la sicurezza (per costruzioni, sistemi e d’esecuzione (per equipag- (per la messa in esercizio) esterna) componenti) giamenti della sicurezza esterna)

Analisi delle minacce Specifiche (piani di Piani di esecuzione Test di funzionamen- Documentazione del costruzione e disposi- Prescrizioni per la to e collaudo degli progetto (piano di zione, penetrazioni, messa in esercizio equipaggiamenti situazione, piani di condotte, ventilazio- della sicurezza costruzione, pro- ne, mezzi di comuni- esterna gramma edilizio ecc.) cazione, schemi di Verbali di test e di Basi per zone di funzionamento e di collaudo sicurezza, andamento svolgimento, approv- Formazione della delle barriere di vigionamento energe- guardia d’esercizio sicurezza esterna, tico, certificati dei Integrazione nel accessi e vie di fuga, controlli) rapporto sulla sicu- sicurezza durante la Regolamento per la rezza esterna costruzione e sicurezza esterna l’esercizio Elenchi degli obbli- Organizzazione della ghi del personale sicurezza esterna addetto alla sicurezza (direzione e comuni- esterna cazione, equipaggia- menti e armamenti) Formazione e perfe- zionamento

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P Organizzazione d’esercizio a livello di personale P1 P2 P3 P4 Concetti organizzativi e per Struttura dell’organizza- Prova della competenza Determinazioni per l’impiego del personale zione professionale l’esercizio continuativo

Struttura organiz- Principi organizzativi Idoneità e competen- Effettivo del perso- zativa Elenchi degli obbli- za professionale del nale Effettivo del perso- ghi personale, con Programma di forma- nale Programma di forma- compiti dirigenziali zione e perfeziona- Formazione e impie- zione per la messa in e obbligo di licenza, mento per l’esercizio go del personale esercizio addetto alla protezio- permanente durante la fase di Documenti provvisori ne contro le radiazio- costruzione sull’esercizio, rego- ni e del personale Concezione di lamenti, processi di rimanente formazione e perfe- lavoro zionamento

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 prima- rio 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 fun- zioni 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 so- stanze radioattive liquide o solide e che non sono assegnati alle classi di si- curezza 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 funzio- ne della loro importanza per la sicurezza nucleare: a. equipaggiamenti classificati 1E: equipaggiamenti elettrici relativi ai compo- nenti e ai sistemi meccanici assegnati alle classi di sicurezza 1–3 nonché si- stemi di sicurezza elettrici e strumentali; b. equipaggiamenti classificati 0E: altri equipaggiamenti e sistemi elettrici che possono anche svolgere funzioni importanti per la sicurezza.

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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 equipag- giamenti elettrici classificati 1E. Le funzioni di sicurezza o l’integrità degli equipaggiamenti devono essere garantite durante e dopo un terremoto di si- curezza (SSE); b. EK II: equipaggiamenti meccanici della classe di sicurezza 4. L’integrità de- gli 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 funzio- ne 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.

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Allegato 5 (art. 37)

Rendiconti periodici

Rapporto Contenuto / termine d’inoltro Periodicità

Rapporto annuo Rapporto degli impianti nucleari con una sintesi e una Anno civile sulla sicurezza valutazione riguardanti in particolare l’esercizio e la interna sicurezza interna, lo stato dell’impianto, le modifiche specifiche al sito, l’organizzazione e il personale, la radioprotezione, le scorie radioattive, la situazione radio- logica 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 autori- tà 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 suc- cessivo.

Rapporto annuo Rapporto degli impianti nucleari con le indicazioni Anno civile sulla sicurezza essenziali relative all’organizzazione della sicurezza esterna 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 sorve- glianza, esperienze nel settore della sicurezza esterna durante le fasi di arresto del reattore per lavori di revisio- ne, frequenza e risultati di verifiche e di test di funziona- mento dei dispositivi di sicurezza esterna, mancato fun- zionamento 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 suc- cessivo.

Rapporto Rapporto del deposito centrale intermedio, del deposito Trimestrale trimestrale 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

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Rapporto Contenuto / termine d’inoltro Periodicità

Rapporto mensile Rapporto delle centrali nucleari sull’esercizio Mensile 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 radioat- tive, eventi e riscontri, organizzazione, personale e forma- zione, 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.

Rapporto di revi- Rapporto delle centrali nucleari con descrizione e Ad ogni revisio- sione - Tecnica valutazione di tutte le misure importanti per la sicurezza ne dell’impianto 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.

Rapporto di revi- Rapporto delle centrali nucleari sulla revisione, con Ad ogni revisio- sione – Radiopro- indicazioni dettagliate sulle misurazioni di radioprote- ne dell’impianto tezione zione effettuate 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.

Rapporto di revi- Rapporto delle centrali nucleari con i risultati e la Ad ogni revisio- sione – Fisica valutazione delle misurazioni fisiche sul reattore a vari ne dell’impianto livelli di potenza eseguite in occasione della sua ripar- tenza dopo la revisione. Da inoltrare: a. risultati delle misurazioni a potenza zero e alla ripar- tenza prima della risalita oltre il 5 % di potenza nomi- nale; b. rapporto completo: al più tardi entro 3 mesi dalla ripresa dell’esercizio dell’impianto.

Rapporto sulla Rapporto degli impianti nucleari con dati sulle dosi Anno civile dosimetria 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.

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

Rapporto Contenuto / termine d’inoltro Periodicità

Rapporto sulla Rapporto delle centrali nucleari, del deposito centrale Trimestrale sorveglianza dei intermedio, del deposito in strati geologici profondi e dintorni 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.

Rapporto sulle Rapporto degli impianti nucleari con un elenco di tutte Anno civile sorgenti radio- le sorgenti radioattive presenti nell’impianto. attive Da inoltrare al più tardi entro il 1o marzo dell’anno successivo.

Rapporto Rapporto delle centrali nucleari sull’esame periodico Ogni 10 anni sull’esame appro- della sicurezza con i relativi risultati e una loro valuta- fondito della zione. sicurezza Da inoltrare conformemente alle istruzioni dell’autorità di vigilanza.

Dati relativi Rapporto delle centrali nucleari sulle indisponibilità dei Anno civile all’indisponibilità componenti importanti per il rischio considerati dal di sistemi e com- modello APS, contenente per evento data e durata ponenti 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.

Elenco delle Rapporto delle centrali nucleari con un elenco delle Anno civile modifiche modifiche dell’impianto che potrebbero essere rilevanti dell’ impianto per l’APS, ma non ancora considerate dal modello APS. rilevanti per Da inoltrare al più tardi entro il 1o marzo dell’anno l’APS successivo.

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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 Ad ogni evento contenente: o riscontro che a. classificazione in base ai criteri sottostanti, descrizione soggiace sintetica dell’evento o del riscontro e conclusioni al all’obbligo di momento note; notifica 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.

Rapporto sulle Rapporto su eventi e riscontri, prodottisi nell’impianto Ad ogni evento misure successive contenente: e riscontro che a. misure successive; soggiace b. valutazione dell’importanza per la sicurezza; all’obbligo di c. allegati. 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.

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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’im- pianto 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, Vien- na 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 equi- valenti a più di 10 000 TBq di iodio131).

6 Incidente serio – Rilascio nei dintorni dell’impianto di sostanze

radioattive (in quantità radiologicamente equi- valenti a iodio 131 fra i 1000 e i 10 000 TBq).

5 Incidente con pericolo per i – Rilascio nei dintorni dell’impianto di sostanze dintorni dell’impianto radioattive (in quantità radiologicamente equi- valenti 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 – Rilascio nei dintorni dell’impianto di sostanze

significativo per i dintorni radioattive in quantità superiore ai valori limite dell’impianto consentiti che comporta per le persone più e- sposte 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.

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

Livello Denominazione Criteri

3 Avaria seria – Rilascio nei dintorni dell’impianto di sostanze

radioattive in quantità superiore ai valori limite consentiti che comporta per le persone più e- sposte 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 verifi- cassero certi eventi iniziatori.

2 Avaria – Evento o riscontro caratterizzato da importanti

disfunzioni dei sistemi di sicurezza ma con un sufficiente margine di sicurezza da ovviare an- che 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 pro- gettazione.

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 sicu- rezza, ma caratterizzato da notevoli lacune organizzative o relative alla cultura della sicurezza .

0 Eventi e riscontri non significa- – Eventi e riscontri che non comportano il supe- tivi per la sicurezza ramento 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 norma- le dell’impianto, perdite entro i limiti d’esercizio previsti. Tutti gli esempi sono da considerarsi senza grosse implicazioni per la cultura della sicurezza.

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

Scadenze per la notifica di eventi e riscontri nell’ambito della sicurezza interna

Evento o Evento o Evento o Evento o Evento o riscontro S riscontro A riscontro B riscontro U riscontro Ö

Notifica immediata- immediata- 24 ore1 24 ore1 immediata- telefonica mente mente mente (prima infor- mazione)

Conferma secondo i entro 6 ore entro 6 ore entro 2 ore scritta della dettami dell’- dopo la prima dopo la prima dopo la prima notifica organizzazio- informazione informazione informazione ne di emergen- za della DSN

30 giorni

Rapporto 36 ore 10 giorni 10 giorni d’evento rapporto Rapporto secondo le 30 giorni 30 giorni mensile2 sulle misure esigenze successive

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

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

Allegato 7 (art. 81)

Modifica del diritto vigente

Le seguenti ordinanze sono modificate come segue:

1. Ordinanza del 14 marzo 19839 concernente la Commissione federale

per la sicurezza degli impianti nucleari

Ingresso visti gli articoli 71 capoverso 1 e 101 capoverso 1 della legge federale del 21 marzo

200310 sull’energia nucleare,

Art. 1 cpv. 1

1 La Commissione federale per la sicurezza degli impianti nucleari (detta qui di

seguito «la commissione») è una commissione amministrativa permanente ai sensi degli articoli 4 e 5 dell’ordinanza del 3 giugno 199611 sulle commissioni.

Art. 2 Pareri

1 La commissione esprime il proprio parere in merito alle domande e alle perizie

concernenti: a. le autorizzazioni di massima; b. le licenze di costruzione; c. le licenze d’esercizio. 2 Su richiesta dell’Ufficio federale, essa può esprimere il proprio parere in merito ad altre domande e perizie. 3 Essa constata in particolare se i provvedimenti previsti per la protezione dell’uomo e dell’ambiente sono sufficienti. 4 Si pronuncia in particolare su questioni di principio e può limitarsi a considerare aspetti del progetto che divergono da concetti già collaudati.

Art. 3 Controllo dell’esercizio degli impianti nucleari La commissione vigila sull’esercizio degli impianti nucleari nel Paese o all’estero in quanto concerne gli aspetti fondamentali della sicurezza nucleare. Propone misure atte a ridurre ulteriormente il rischio.

9 RS 732.21 10 RS 732.1; RU 2004 4719 5391 11 RS 172.31

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

Art. 6 Altri compiti Il Dipartimento federale dell’ambiente, dei trasporti, dell’energia e delle comunica- zioni (Dipartimento) e l’Ufficio federale possono sottoporre all’esame della com- missione altri problemi concernenti la sicurezza nucleare.

Art. 6a Informazioni L’autorità di sorveglianza fornisce alla commissione le informazioni necessarie all’adempimento dei suoi compiti. In casi eccezionali, la commissione può richiede- re ulteriori informazioni direttamente ai gestori di impianti nucleari.

Art. 8 cpv. 3 Abrogato

Art. 9 cpv. 1

1 La commissione può istituire tra i suoi membri sottocommissioni permanenti per

trattare singole materie. I collaboratori dell’autorità di sorveglianza partecipano di regola alle relative sedute.

Art. 11 cpv. 1

1 La commissione dispone di un segretariato specializzato, amministrativamente

subordinato all’Ufficio federale.

Art. 12 cpv. 2 2 I collaboratori della DSN partecipano di regola alle sedute della commissione. Se necessario, il presidente può invitare alle sedute collaboratori dell’Ufficio e di altri servizi federali.

Art. 15 Rapporti

1 Ogni anno, entro il 15 dicembre, la commissione presenta al Dipartimento la

pianificazione delle attività per l’anno successivo.

3 Redige rapporti su problematiche fondamentali della sicurezza nucleare.

4 I rapporti di cui ai capoversi 2 e 3 vengono pubblicati d’intesa con il Dipartimento.

Art. 16 cpv. 3 Abrogato

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

Art. 17 Obbligo di serbare il segreto

1 Le deliberazioni della commissione, delle sue sottocommissioni e dei gruppi di

specialisti non sono pubbliche. Le loro deliberazioni e i loro documenti sono confi- denziali, qualora interessi pubblici alla tutela del segreto siano preponderanti. 2 I membri e le altre persone che partecipano alle sedute sottostanno alle prescrizioni sull’obbligo di serbare il segreto e di testimoniare, valide per gli impiegati della Confederazione. 3 Il Dipartimento è l’autorità competente ai sensi dell’articolo 320 numero 2 del Codice penale12. 4 L’obbligo di serbare il segreto vige anche per i membri che non fanno più parte della commissione.

Art. 18 Abrogato

Art. 19 Indennità L’indennità dei membri della commissione è fissata secondo l’ordinanza del 12 dicembre 199613 sulle diarie e indennità dei membri delle commissioni extrapar- lamentari.

12 RS 311.0 13 RS 172.311

655

Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

2. Ordinanza del 19 ottobre 198814 concernente l’esame dell’impatto

sull’ambiente

Allegato

Impianti sottoposti all’esame e procedura decisiva

21 Produzione d’energia

Numero 21.1

N. Tipo d’impianto Procedura

21.1 Impianti per l’impiego dell’energia Esame plurifase

nucleare, per l’estrazione, la pro- 1a fase: duzione, l’utilizzazione, il tratta- procedura per il rilascio mento e il deposito di materiali dell’autorizzazione di massima radioattivi (art. 12 segg. legge federale del

21 marzo 200315 sull’energia

nucleare) 2a fase: Procedura per il rilascio della licen- za di costruzione (art. 15 segg. legge federale del 21 marzo 2003 sull’energia nucleare)

14 RS 814.011 15 RS 732.1; RU 2004 4719 5391

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

4 Smaltimento dei rifiuti

Numeri 40.1 e 40.2

N. Tipo d’impianto Procedura

40.1 Depositi di scorie radioattive in Esame plurifase

strati geologici profondi 1a fase:

40.2 Impianti nucleari per procedura per il rilascio

l’immagazzinamento intermedio di dell’autorizzazione di massima elementi di combustibile esausti e (art. 12 segg. legge federale del per il condizionamento o 21 marzo 200316 sull’energia l’immagazzinamento intermedio di nucleare) scorie radioattive 2a fase: Procedura per il rilascio della licen- za di costruzione (art. 15 segg. legge federale del 21 marzo 2003 sull’energia nucleare)

3. Ordinanza del 22 giugno 199417 sulla radioprotezione

Art. 2 cpv. 3

3 Gli articoli 125–127, 133 e 134 non si applicano alle attività che esigono una

licenza secondo la legge federale del 21 marzo 200318 sull’energia nucleare.

Art. 6 cpv. 1 lett. c

1 Per attività giustificate la radioprotezione è ritenuta ottimale qualora:

c. si sia tenuto conto del rischio di incidente e dello smaltimento delle sorgenti radioattive.

Art. 85 cpv. 2–4 2 Le scorie, che al più tardi entro 30 anni dalla loro generazione non rientrano più nel campo di applicazione dell’articolo 1 a causa del decadimento radioattivo, devo- no venire separate dalle scorie radioattive sempre che non esista in generale un’alternativa più favorevole per l’uomo e l’ambiente. In caso di separazione le scorie devono essere: a. imballate e conservate in modo tale da evitare fughe incontrollate di sostanze radioattive e ridurre il pericolo d’incendio;

16 RS 732.1; RU 2004 4719 5391 17 RS 814.501 18 RS 732.1; RU 2004 4719 5391

657

Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

b. contrassegnate e accompagnate da una documentazione relativa al tipo e al tenore di radioattività.

4 Attuale cpv. 3

Art. 87 Scorie radioattive da consegnare 1 Le scorie radioattive che non provengono dallo sfruttamento dell’energia nucleare, devono essere consegnate, eventualmente dopo essere state tratttate, al centro di raccolta della Confederazione. 2 Il centro di raccolta della Confederazione è l’IPS.

3 Non soggiacciono all’obbligo di consegna all’IPS:

a. le scorie radioattive che possono essere rilasciate nell’ambiente; b. le scorie radioattive con tempo di dimezzamento breve secondo l’arti- colo 85; 4 Il DFI determina i dettagli tecnici relativi al trattamento delle scorie radioattive che devono essere consegnate fino al momento in cui vengono ritirate dal centro di raccolta della Confederazione.

Art. 87a Compiti dell’IPS L’IPS prende in consegna le scorie radioattive che vanno consegnate, provvede al loro immagazzinamento, trattamento e collocamento in un deposito intermedio.

Sezione 4 (art. 88–92) e sezione 5 (art. 93) Abrogate

Art. 94 cpv. 4–8 4 Per gli incidenti la cui frequenza annua è compresa fra 10-2 e 10-4 , l’esercizio deve essere concepito in modo che, per le persone non professionalmente esposte a radia- zioni la dose derivante da un singolo incidente non superi 1 mSv. 5 Per gli incidenti la cui frequenza annua è compresa fra 10-4 e 10-6 , l’esercizio deve essere concepito in modo che, per le persone non professionalmente esposte a radia- zioni, la dose derivante da un singolo incidente non superi 100 mSv. In singoli casi l’autorità che rilascia la licenza può anche stabilire una dose inferiore. 6 L’esercizio deve essere concepito in modo che gli incidenti di cui ai capoversi 4 e 5 possano verificarsi soltanto raramente. 7 Per gli incidenti di cui ai capoversi 4 e 5 e per quelli la cui frequenza di accadimen- to è inferiore a 10-6 per anno, ma le cui conseguenze possono essere gravi, l’autorità di sorveglianza esige le misure preventive necessarie.

8 Attuale cpv. 6

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

Art. 96 cpv. 5bis 5bis L’autorità di sorveglianza può chiedere alle aziende in cui possono verificarsi gli incidenti menzionati nell’articolo 94 capoverso 5 di: a. rilevare i parametri d’impianto necessari per seguire l’evoluzione dell’inci- dente, per elaborare diagnosi o previsioni e per individuare provvedimenti protettivi a favore della popolazione; b. trasmettere costantemente alle autorità di sorveglianza questi parametri d’impianto mediante canali di trasmissione sicuri anche in caso d’incidente.

Art. 101 cpv. 3 3 La messa in guardia e l’allarme, la preparazione e l’esecuzione dei provvedimenti protettivi in caso di aumento della radioattività nei dintorni degli impianti nucleari sono disciplinati dall’ordinanza del 28 novembre 198319 sulla protezione d’emergen- za in prossimità degli impianti nucleari e dall’ordinanza del 5 dicembre 200320 sull’allarme.

Art. 125 cpv. 3 lett. c e d

3 Non soggiacciono all’obbligo della licenza:

c. il commercio, l’utilizzazione, il deposito, il trasporto, lo smaltimento, l’importazione, l’esportazione e il transito di strumenti di cronometria finiti provvisti di sostanze radioattive, se corrispondenti alle norme ISO 3157 e 416821, nonché di un massimo di 1000 componenti di strumenti di cronome- tria contenenti pittura luminescente radioattiva; d. il trasporto di sostanze radioattive sotto forma di colli esonerati (numeri UN 2908, 2909, 2910 e 2911 conformemente all’allegato A, sezione 3.2.1, tabel- la A ADR22/SDR23, RID/RSD24, LTrR25, ordinanza del 10 gennaio 197326 concernente il trasporto marittimo di merci pericolose, ADNR27).

19 RS 732.33 20 RS 520.12

21 Disponibili presso l’Associazione svizzera di normalizzazione, 8008 Zurigo

22 RS 0.741.621 23 RS 741.621 24 RS 742.401.6 25 RS 748.411 26 RS 747.354.3 27 RS 747.224.141.1

659

Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

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

1 All’Ufficio federale dell’energia (UFE) compete il rilascio delle licenze per:

b. abrogata d. gli esperimenti con sostanze radioattive nel quadro di indagini geologiche secondo l’articolo 35 della legge federale del 21 marzo 200328 sull’energia nucleare.

Art. 128 cpv. 1 lett. b 1 Gli impianti e le sorgenti radioattive possono essere ammessi dall’UFSP a condi- zione che: b. sia garantita la loro consegna al centro di raccolta della Confederazione quali scorie radioattive, consegna che potrebbe rendersi eventualmente necessaria al termine del loro periodo d’impiego;

Art. 130 cpv. 2 lett. b

2 Mediante l’ammissione, l’UFSP stabilisce:

b. il modo in cui, al termine del periodo d’impiego, le sorgenti radioattive de- vono eventualmente essere consegnate al centro di raccolta della Confedera- zione quali scorie radioattive;

Art. 136 cpv. 4 lett. b e d

4 La DSN sorveglia:

b. le indagini geologiche secondo l’articolo 35 della legge federale del 21 mar- zo 200329 sull’energia nucleare d. abrogata

Art. 138 cpv. 1 e 4

1 La Direzione generale delle dogane, di comune accordo con l’UFSP e l’UFE,

emana direttive relative al controllo delle importazioni, delle esportazioni e del transito di sorgenti radioattive. 4 L’UFSP decide circa l’approvazione della convenzione sulla ripresa delle scorie radioattive secondo l’articolo 25 capoverso 3 lettera d LRaP30.

28 RS 732.1; RU 2004 4719 5391 29 RS 732.1; RU 2004 4719 5391 30 RS 814.50; RU 2004 4758

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Ordinanza sull’energia nucleare RU 2005

Appendice 1

Definizioni …

Trattamento di scorie radioattive Attività di preparazione delle scorie radioattive in vista della consegna al centro di raccolta della Confederazione …

Condizionamento Abrogato …

Incidente Evento durante il quale un impianto si discosta dalle normali condizioni d’esercizio e che: … …

Deposito intermedio Abrogato

4. Ordinanza del 25 giugno 199731 sul controllo dei beni

a duplice impiego

Art. 11 cpv. 1 lett. b n. 2

1 Il PGO e il PGS sono rifiutati se:

b. la persona fisica o giuridica o i suoi organi sono stati condannati con senten- za passata in giudicato, nei due anni precedenti la presentazione della do- manda, per infrazioni:

2. alle disposizioni relative all’esportazione, all’importazione e al transito

della legge federale del 13 dicembre 199632 sul materiale bellico, della legge federale del 25 giugno 198233 sulle misure economiche esterne o della legge federale del 21 marzo 200334 sull’energia nucleare; o

31 RS 946.202.1 32 RS 514.51 33 RS 946.201 34 RS 732.1; RU 2004 4719 5391

661

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662