Ordonnance sur l’énergie nucléaire (OENu)

Art. 12 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 esistente in natura, 2. uranio impoverito, ossia uranio con un tenore di uranio 235 inferiore a quello dell’uranio naturale, 3. torio, 4. tutte le sostanze di cui ai n. 1–3, sotto forma di metalli, leghe, composti chimici o concentrati, nonché altri materiali che contengono una o più delle sostanze sopra indicate in una concentrazione pari o superiore a quella fissata dall’Agenzia internazionale per l’energia atomica; b. i materiali fissili speciali: 1. plutonio 239, 2. uranio 233, 3. uranio 235, 4. uranio arricchito, ossia uranio con un tenore di uranio 233, di uranio 235 o di entrambi gli isotopi superiore a quello dell’uranio naturale, 5. tutte le sostanze di cui ai n. 1–4, sotto forma di metalli, leghe, composti chimici o concentrati, nonché altri materiali che contengono una o più delle sostanze sopra indicate in una concentrazione pari o superiore a quella fissata dall’Agenzia internazionale per l’energia atomica. RU 2005 601 1 RS 732.1 2 Nuovo testo giusta il n. II 2 dell’all. 6 all’O del 21 mar. 2012 sull’applicazione delle salvaguardie, in vigore dal 1° mag. 2012 (RU 2012 1703). 1 732.11 Energia nucleare 2 Non sono considerati materiali nucleari: a. i minerali di uranio e di torio; b. i materiali grezzi e i prodotti ricavati dai materiali grezzi che non vengono utilizzati per la produzione di energia mediante processi di fissione nucleare, segnatamente schermi di protezione, sonde per strumenti di misura, compo- sti ceramici e leghe; c. i materiali fissili speciali fino a un quantitativo di 15 g nonché i prodotti ri- cavati dai materiali fissili speciali che non vengono utilizzati per la produ- zione di energia mediante processi di fissione nucleare, segnatamente sonde per strumenti di misura e altri prodotti finiti dai quali i materiali fissili spe- ciali possono essere recuperati unicamente con un dispendio di mezzi tecnici o economici sproporzionato.

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. 2 Energia nucleare. O 732.11

Art. 63 Autorità di vigilanza Le autorità di vigilanza sono: a. per quanto concerne la sicurezza nucleare e la sicurezza esterna, l’Ispettorato federale della sicurezza nucleare (IFSN); b. per i rimanenti settori nell’esecuzione della LENu, l’Ufficio federale. 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 im- pianti nucleari vanno utilizzati procedimenti, materiali di lavorazione, tecni- che, 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 au- toregolante 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 at- tivi; d. per evitare incidenti che possono liberare sostanze radioattive in quantità pe- ricolose, occorre inoltre adottare misure preventive e lenitive in ambito tec- nico, 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. 3 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 3 732.11 Energia nucleare 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. 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 19944 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 4 RS 814.501 4 Energia nucleare. O 732.11 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; 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 si- stemi 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 op- pure per segmenti il più possibile estesi sia mediante azionamento manuale sia mediante impulso automatico simulato, anche in condizioni di alimenta- zione elettrica d’emergenza; f. le funzioni di sicurezza devono essere automatizzate in modo tale che, in ca- so 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 perso- nale; 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 ma- nutenzione dell’impianto devono essere organizzati in modo da tener conto delle capacità umane e dei loro limiti; k. in caso di pari guadagno in termini di sicurezza, vanno preferite misure di prevenzione degli incidenti di cui all’articolo 7 lettera d rispetto a misure at- te a lenire le conseguenze degli stessi. 2 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i principi specifici per la progettazione di reattori ad acqua leggera.5 5 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 5 732.11 Energia nucleare

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; 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 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i principi specifici per la progettazione dei siti per i depositi in strati geologici profondi.6

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 L’IFSN è incaricato di disciplinare, all’occorrenza, mediante direttive i principi specifici per la progettazione di altri tipi di impianti nucleari.7 6 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 7 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 6 Energia nucleare. O 732.11 Capitolo 3: Beni nucleari

Art. 13 Competenza L’Ufficio federale è competente per il rilascio: a. di licenze per la manipolazione di materiali nucleari; a.bis 8 di licenze per l’esportazione e l’intermediazione di tecnologia concernente materiali nucleari; b. dell’approvazione di convenzioni sul ritiro di scorie radioattive o elementi combustibili esausti conformemente all’articolo 9 lettera d LENu.

Art. 149 Procedura di licenza per l’esportazione e l’intermediazione di materiali nucleari e di tecnologia concernente materiali nucleari 1 L’Ufficio federale approva le domande di licenza per l’esportazione e l’intermediazione di materiali nucleari e di tecnologia concernente materiali nucleari se non vi sono indizi di un mancato adempimento delle condizioni per il rilascio della licenza di cui all’articolo 7 LENu. 2 Esso rifiuta le domande se una delle condizioni necessarie per il rilascio della licenza di cui all’articolo 7 LENu non è adempiuta. 3 Negli altri casi decide d’intesa con gli organi competenti del Dipartimento federale degli affari esteri, del Dipartimento federale dell’economia, della formazione e della ricerca e del Dipartimento federale della difesa, della protezione della popolazione e dello sport e dopo aver consultato il Servizio delle attività informative della Confe- derazione. Se non è raggiunta un’intesa decide il Consiglio federale su proposta del Dipartimento.

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. 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; 8 Introdotta dal n. 1 dell’all. 8 all’O del 3 giu. 2016 sul controllo dei beni a duplice impie- go, in vigore dal 1° lug. 2016 (RU 2016 2195). 9 Nuovo testo giusta il n. 1 dell’all. 8 all’O del 3 giu. 2016 sul controllo dei beni a duplice impiego, in vigore dal 1° lug. 2016 (RU 2016 2195). 7 732.11 Energia nucleare f. le condizioni d’acquisto o di vendita; g. il trasporto, in particolare la prova che i requisiti in materia di trasporto di merci pericolose sono rispettati. 3 La documentazione relativa alla domanda di licenza per l’intermediazione di materiali nucleari o l’esportazione o l’intermediazione di tecnologia concernente materiali nucleari deve contenere: a. per quanto attiene ai materiali nucleari, in particolare dati circa: 1. la composizione del materiale; 2. la quantità; 3. il luogo di origine e di destinazione o, qualora questo sia sconosciuto al momento della presentazione della domanda, il luogo d’adempimento; b. per quanto attiene alla tecnologia, per analogia i dati di cui al capoverso 2 lettere c–f, nonché dati su forma e contenuto della tecnologia. 4 Su richiesta, il titolare di una licenza per l’intermediazione di materiali nucleari deve presentare periodicamente all’Ufficio federale un rapporto contenente i dati seguenti: a. la composizione del materiale; b. le quantità; c. il luogo di origine e di destinazione o, qualora questo sia sconosciuto al momento della presentazione della domanda, il luogo d’adempimento; d. il genere e la data d’adempimento dell’affare principale; e. le parti contraenti. 5 L’Ufficio federale può, all’occorrenza, richiedere della documentazione 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. 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. 8 Energia nucleare. O 732.11

Art. 1710 Rappresentanze diplomatiche o consolari, organizzazioni internazionali, depositi doganali, depositi franchi doganali ed enclavi doganali svizzere Sono equiparate a importazioni ed esportazioni le forniture: a. in provenienza o a destinazione di rappresentanze diplomatiche o consolari; b. in provenienza o a destinazione di organizzazioni internazionali; c. in provenienza o a destinazione di depositi doganali aperti, depositi di merci di gran consumo, depositi franchi doganali o enclavi doganali.

Art. 18 Durata di validità Le licenze sono rilasciate per un periodo di dodici mesi al massimo e possono essere prorogate di sei mesi al massimo.

Art. 1911

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 all’IFSN in particolare i seguenti eventi e riscontri attinenti al settore della sicurezza interna:12 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. 2 Egli deve notificare senza indugio all’IFSN i seguenti eventi e riscontri attinenti al settore della sicurezza esterna:13 a. sabotaggio e tentativo di sabotaggio; 10 Nuovo testo giusta il n. 31 dell’all. 4 all’O del 1° nov. 2006 sulle dogane, in vigore dal 1° mag. 2007 (RU 2007 1469). 11 Abrogato dal n. 1 dell’all. 8 all’O del 3 giu. 2016 sul controllo dei beni a duplice impiego, con effetto dal 1° lug. 2016 (RU 2016 2195). 12 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 13 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 9 732.11 Energia nucleare 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 all’IFSN un rapporto. Il rapporto sugli eventi e riscontri attinenti al settore della sicurezza dev’essere allestito secondo l’allegato 6. Il rapporto relativo al settore della sicurezza dev’essere presentato e classificato entro 30 giorni.14 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 am- monta 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 ORaP15. 2 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive la metodica e le condizioni marginali per l’analisi degli incidenti richiesta dal capoverso 1.16

Art. 23 Documentazione relativa alla domanda Il richiedente di un’autorizzazione di massima deve presentare la documentazione seguente: a. il rapporto relativo alla sicurezza interna ed esterna, da cui risultano: 1. le caratteristiche del sito; 2. lo scopo e gli elementi principali del progetto; 3. la prevista esposizione a radiazioni nei dintorni dell’impianto; 4. i dati organizzativi e di personale importanti; 5. inoltre per depositi in strati geologici profondi, la sicurezza a lungo termine; b. il rapporto d’impatto ambientale; 14 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 15 RS 814.501 16 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 10 Energia nucleare. O 732.11 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 co- struzione; 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 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.17

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. 17 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 11 732.11 Energia nucleare 3 Il richiedente è tenuto a fare verificare periodicamente il programma da organi esterni in base agli attuali standard industriali e, all’occorrenza, ad aggiornarlo. 4 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati cui deve adempiere il programma di gestione della qualità.18

Art. 26 Nullaosta 1 Per quanto concerne gli edifici e le parti dell’impianto che necessitano del nul- laosta conformemente alla licenza di costruzione, l’IFSN rilascia il nullaosta per:19 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 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.20

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 all’IFSN, dopo la chiusura dell’impianto o la scadenza del termine di sorveglianza al Dipartimento.21 18 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 19 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 20 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 21 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 12 Energia nucleare. O 732.11 5 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati concer- nenti la documentazione e la sua conservazione.22 Sezione 3: Licenza d’esercizio

Art. 28 Documentazione relativa alla domanda 1 Il richiedente di una licenza d’esercizio deve presentare la documentazione seguen- te: 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 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.23

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 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.24 22 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 23 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 24 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 13 732.11 Energia nucleare

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; 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. L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati in materia di organizzazione.25

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 in- terno sia esterno; 25 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 14 Energia nucleare. O 732.11 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: 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 ri- levanti 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. 15 732.11 Energia nucleare 3 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati relativi alle valutazioni sistematiche della sicurezza interna ed esterna.26

Art. 3427 Verifica approfondita della sicurezza nelle centrali nucleari 1 Il titolare di una licenza d’esercizio per una centrale nucleare deve procedere ogni dieci anni a una verifica completa della sicurezza (verifica periodica della sicurezza, VPS). 2 A tale scopo deve: a. illustrare e valutare il concetto di sicurezza interna, nonché la gestione d’esercizio e il relativo andamento; b. effettuare un’analisi deterministica di sicurezza e un’APS; c. illustrare e valutare globalmente il livello di sicurezza; d. illustrare e valutare se l’organizzazione e il personale soddisfano i requisiti di sicurezza. 3 La documentazione relativa alla VPS deve essere presentata all’IFSN al più tardi due anni prima della conclusione di un decennio d’esercizio. 4 Per il periodo successivo al quarto decennio d’esercizio deve essere inoltre presen- tata, quale parte integrante della VPS, una prova della sicurezza per l’esercizio a lungo termine ai sensi dell’articolo 34a. 5 L’IFSN disciplina mediante direttive i requisiti dettagliati concernenti la VPS. Può prevedere agevolazioni per le centrali nucleari per il periodo successivo alla messa fuori servizio definitiva oppure esonerarle integralmente dall’obbligo di presentare una VPS.

Art. 34a28 Prova della sicurezza per l’esercizio a lungo termine 1 La prova della sicurezza per l’esercizio a lungo termine contiene segnatamente le seguenti indicazioni: a. la durata d’esercizio sulla quale si basa; b. la prova che i limiti di progettazione delle parti dell’impianto rilevanti per la sicurezza interna non saranno raggiunti nell’ambito della durata d’esercizio programmata; c. le misure di riequipaggiamento e di miglioramento tecnico o organizzativo previste per la durata d’esercizio programmata; d. le misure previste, nell’ambito della durata d’esercizio programmata, per assicurare un organico sufficiente e le necessarie conoscenze specialistiche; 26 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 27 Nuovo testo giusta il n. I dell’O del 26 apr. 2017, in vigore dal 1° giu. 2017 (RU 2017 2829). 28 Introdotto dal n. I dell’O del 26 apr. 2017, in vigore dal 1° giu. 2017 (RU 2017 2829). 16 Energia nucleare. O 732.11 2 L’IFSN disciplina mediante direttive i requisiti dettagliati concernenti la prova della sicurezza per l’esercizio a lungo termine.

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 L’IFSN è incaricata di disciplinare mediante direttive i metodi e la portata della sorveglianza dell’invecchiamento.29

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 im- portanti impianti tecnici. 3 Deve seguire le esperienze d’esercizio di impianti paragonabili e valutarne l’importanza per il suo impianto. 29 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 17 732.11 Energia nucleare

Art. 37 Rapporti periodici 1 Il titolare della licenza presenta all’IFSN i rapporti di valutazione dello stato e dell’esercizio dell’impianto secondo l’allegato 5.30 2 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti per il genere, il contenuto, la forma e il numero di esemplari dei suddetti rapporti.31

Art. 3832 Obblighi di notifica nel settore della sicurezza interna 1 Il titolare di una licenza d’esercizio notifica all’IFSN 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 all’IFSN le seguenti attività: a. modifiche dell’impianto, che non sono soggette ad autorizzazione o nullao- sta; b. modifiche sostanziali alla documentazione secondo gli articoli 27 e 41. 3 Egli notifica all’IFSN 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 all’IFSN i necessari rapporti allestiti secondo l’allegato 6. 5 L’IFSN è incaricato 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. 30 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 31 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 32 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 18 Energia nucleare. O 732.11

Art. 3933 Obblighi di notifica nel settore della sicurezza esterna 1 Il titolare di una licenza d’esercizio notifica all’IFSN 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 dell’IFSN; b. esercitazioni importanti per la sicurezza esterna in collaborazione con organi militari, cantonali o comunali; c. attività straordinarie attinenti alla sicurezza esterna. 2 Egli notifica senza indugio all’IFSN 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 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’IFSN 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 si- curezza interna ed esterna vengono mantenute intatte o migliorate; b. le seguenti modifiche al nocciolo del reattore: 1. modifiche al caricamento del nocciolo del reattore con elementi di combustibile nel quadro della sostituzione del combustibile; 2. modifiche e lavori di manutenzione a elementi di combustibile e barre di controllo; 3. aumento del tasso di combustione ammissibile; 4. modifiche di metodi di prova; 5. modifiche di criteri di sicurezza; 33 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 19 732.11 Energia nucleare 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: 1. regolamento della centrale e d’esercizio; 2. regolamento in caso d’emergenza; 3. regolamento sulla radioprotezione; 4. specifiche tecniche; 5. prescrizioni e direttive nel settore della sicurezza esterna. 2 Per ottenere il nullaosta alle modifiche di cui al capoverso 1 lettere a e b il 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 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive il genere, il contenuto, la forma e il numero di esemplari della necessaria documentazione.34

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 all’IFSN, dopo la chiusura o dopo la scadenza del termine di sorveglianza al dipartimento.35 5 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati concer- nenti la documentazione e la sua conservazione.36 34 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 35 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 36 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 20 Energia nucleare. O 732.11

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.

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 in- cidenti di cui all’articolo 8 non è più garantito; b. eventi o riscontri mostrano che l’integrità del circuito primario non è più ga- rantita; 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; 21 732.11 Energia nucleare 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; 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; 22 Energia nucleare. O 732.11 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. 4837 Rapporto sulla disattivazione Chi è soggetto all’obbligo di disattivazione deve presentare all’IFSN 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. 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: 1. elementi di combustibile esausti che non vengono più riutilizzati; 2. prodotti di fissione vetrificati risultanti dal ritrattamento di elementi di combustibile esausti; b. scorie alfatossiche: scorie con un contenuto di emettitori alfa superiore al valore di 20 000 Becquerel/g di scorie condizionate; 37 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 23 732.11 Energia nucleare 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; f. il piano di finanziamento per i lavori di smaltimento delle scorie sino alla messa fuori servizio dell’impianto nucleare, con informazioni circa: 1. i lavori da effettuare; 2. l’ammontare dei costi; 3. il modo di finanziamento; g. la concezione in materia d’informazione. 2 Chi è soggetto all’obbligo di smaltimento deve adeguare il programma ogni cinque anni. 3 L’IFSN e l’Ufficio federale sono competenti per la verifica e la sorveglianza del rispetto del programma.38 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 all’IFSN almeno dieci giorni prima della prevista evacuazione dall’impianto nuclea- re. I documenti probatori devono essere allegati alla notifica.39 38 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 39 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 24 Energia nucleare. O 732.11 3 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati per il declassamento e per l’obbligo di notifica.40

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 all’IFSN una domanda d’approvazione singola o d’approvazione per tipo.41 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; c. la garanzia di qualità; d. la documentazione. 6 L’IFSN è incaricato di disciplinare mediante direttive i requisiti dettagliati per il condizionamento e per la documentazione della domanda.42 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. 40 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 41 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 42 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 25 732.11 Energia nucleare

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; c. un rapporto sulle possibili ripercussioni delle indagini sulla geologia e sull’ambiente; d. cartine e piani d’insieme; e. indicazioni concernenti la durata auspicata della licenza.

Art. 59 Programma d’indagine Il programma d’indagine deve contenere informazioni circa: a. gli scopi delle indagini; b. l’estensione prevista delle indagini; c. l’inizio e la durata prevista delle indagini.

Art. 60 Rapporto geologico Il rapporto geologico contiene in particolare le informazioni seguenti: 26 Energia nucleare. O 732.11 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, ri- levamenti 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: 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. 27 732.11 Energia nucleare

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. 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 sco- rie.

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. 28 Energia nucleare. O 732.11 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 ra- dionuclidi; b. la separazione delle falde acquifere esistente prima della costituzione del de- posito 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 29 732.11 Energia nucleare 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 de- gli 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.

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. 7343 Parere dell’IFSN L’IFSN esprime il suo parere in merito alle domande di licenze e d’approvazione di progetti secondo gli articoli 49–63 LENu. 43 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 30 Energia nucleare. O 732.11

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 L’IFSN sottopone, per parere, la domanda di nullaosta o approvazione ai servizi specializzati della Confederazione. Esse fissano a questo proposito un adeguato termine.44 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 …45

Art. 7646 Obbligo di informazione in caso di eventi e riscontri particolari relativi alla sicurezza nucleare 1 L’IFSN informa senza indugio l’opinione pubblica in caso di eventi e riscontri par- ticolari 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 del livello 3 o più elevati della scala INES 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 del livello 2 della scala INES secondo l’allegato 6). 2 In caso di particolari eventi e riscontri di interesse pubblico che non soggiacciono al capoverso 1, l’IFSN provvede a informare l’opinione pubblica. 44 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 45 Abrogato dal n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, con effetto dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 46 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 31 732.11 Energia nucleare

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 dell’IFSN.47 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 197948 sulla procedura per l’autorizzazione di mas- sima agli impianti nucleari con licenza di sito; 2. ordinanza del 27 novembre 198949 sui provvedimenti preparativi; 3. ordinanza del 18 gennaio 198450 sull’energia nucleare; 4. ordinanza del 14 marzo 198351 concernente la sorveglianza degli impianti nucleari.

Art. 81 Modifica del diritto vigente La modifica del diritto vigente è disciplinata nell’allegato 7. 47 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 48 [RU 1979 972] 49 [RU 1989 2476] 50 [RU 1984 209, 1987 546 1484, 1991 1450, 1993 901 all. n. 10, 1994 140, 1995 4959, 1996 208 art. 2 lett. g 2243 n. I 65, 1997 2128, 2002 349 n. I art. 29] 51 [RU 1983 283] 32 Energia nucleare. O 732.11

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 capo- verso 2 lettera g LENu.

Art. 82a52 Disposizione transitoria relativa alla modifica del 26 aprile 2017 Su richiesta, l’IFSN può prorogare al massimo fino alla fine del 2019 il termine di inoltro della VPS corredata di una prova della sicurezza per l’esercizio a lungo termine ai sensi dell’articolo 34 capoverso 4 in combinato disposto con l’articolo 34 capoverso 3.

Art. 83 Entrata in vigore La presente ordinanza entra in vigore il 1° febbraio 2005. 52 Introdotto dal n. I dell’O del 26 apr. 2017, in vigore dal 1° giu. 2017 (RU 2017 2829). 33 732.11 Energia nucleare Allegato 153 (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’ORaP54; 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 costruzio- ni, 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 conoscenze specifiche, in generale non accessibili al pubblico o che non servono alla ricerca scientifica fondamentale, sotto forma di dati tecnici o di assistenza tecnica, necessarie allo sviluppo, alla fabbricazione o all’utilizzazione; l. Stato partner: Stato che partecipa a misure di controllo internazionali non vincolanti dal profilo del diritto internazionale e sostenute dalla Svizzera. 53 Aggiornato dal n. 1 dell’all. 8 all’O del 3 giu. 2016 sul controllo dei beni a duplice impie- go, in vigore dal 1° lug. 2016 (RU 2016 2195). 54 RS 814.501 34 Energia nucleare. O 732.11 Allegato 255 (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. 55 Aggiornato dal n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 35 732.11 Energia nucleare – 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. Per i depositi intermedi e per i depositi in strati geologici profondi, l’IFSN 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. Plutonioa Non irradiatob 2 kg o più meno di 2 kg, ma 500 g o meno, ma oltre 500 g oltre 15 g 2. Uranio-235 Non irradiatob – uranio arricchi- 5 kg o più meno di 5 kg, ma 1 kg o meno, ma to con tenore in oltre 1 kg oltre 15 g 235U del 20 % o più – uranio arricchi- – 10 kg o più meno di 10 kg, ma to con tenore in 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 inferi- ore al 10 % 3. Uranio-233 Non irradiatob 2 kg o più meno di 2 kg, ma 500 g o meno, ma oltre 500 g oltre 15 g 4. Combustibile Uranio naturale o irradiato impoverito, torio o combustibile debolmente arricchito (tenore di prodotto fissile 36 Energia nucleare. O 732.11 Materiale Forma Categoria I II III inferiore al 10 %) 5. Scorie Vetrificate Altamente radioattive radioattive a Plutonio, ad eccezione del plutonio con un tenore in 238Pu di oltre l’80 %. b 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. 37 732.11 Energia nucleare 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. 38 Energia nucleare. O 732.11 Allegato 356 (art. 28 e 41) Documentazione relativa all’esercizio La documentazione relativa all’esercizio di un impianto nucleare si compone di documenti organizzativi e tecnici, come pure di dati operativi. 1. Documenti organizzativi Regolamento della Il regolamento della centrale e il regolamento d’esercizio documentano 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 misurazione dei rilasci radioattivi nei dintorni dell’impianto e la radioprotezione delle persone impiegate nella zona controllata dell’impianto nucleare. Manuale di gestione Il manuale di gestione della qualità descrive un sistema di gestione della della qualità qualità completo e sistematico per l’esercizio dell’impianto nucleare. Prescrizioni e Le prescrizioni e le istruzioni nel settore della sicurezza esterna istruzioni nel settore contengono le istruzioni generali sulla sicurezza esterna degli impianti della sicurezza esternanucleari e le prescrizioni di servizio per il corpo di guardia d’esercizio. 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 sicurezza interna organizzativi dell’impianto nucleare. Esso costituisce la base per la valutazione continua della sicurezza. Per un deposito in strati geologici profondi, il documento include in particolare la prova della sicurezza a lungo termine dopo la chiusura del deposito. Rapporto sulla Il rapporto sulla sicurezza interna concernente gli impianti nucleari sicurezza esterna descrive lo stato attuale delle misure sulla sicurezza interna secondo le direttive dell’IFSN. Il rapporto sulla sicurezza interna deve essere archiviato. 56 Aggiornato dal n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 39 732.11 Energia nucleare Specifiche tecniche Le specifiche tecniche contengono prescrizioni per l’esercizio dell’impianto nucleare e dei suoi sistemi di sicurezza, compresi i criteri tecnici per l’arresto dell’impianto. Programma di Il programma descrive i controlli periodici delle componenti sotto controlli periodici pressione e dei sistemi delle classi di sicurezza 1–4. Programma di Il programma di sorveglianza dell’invecchiamento descrive lo stato e la sorveglianza sorveglianza delle componenti meccaniche ed elettriche nonché degli dell’invecchiamento edifici dell’impianto nucleare. Prescrizioni Le prescrizioni d’esercizio e in caso di incidenti disciplinano il sicuro d’esercizio e in caso esercizio dell’impianto, in particolare durante l’esercizio normale e in di incidenti caso di incidenti secondo l’articolo 8. Supporti decisionali I supporti decisionali per la gestione degli incidenti forniscono un aiuto per la gestione degli nella lotta agli incidenti in cui possono essere liberate sostanze incidenti radioattive in misura inammissibile. APS aggiornata Per una centrale nucleare l’APS aggiornata e specifica all’impianto specifica all’impianto include per tutte le condizioni d’esercizio determinanti in particolare: a. un’analisi probabilistica degli incidenti secondo l’articolo 8 provocati da eventi interni o esterni e in occasione dei quali possono essere liberate sostanze radioattive; b. una valutazione quantitativa dei provvedimenti contro simili incidenti; c. una valutazione quantitativa del rischio di una liberazione di sostanze radioattive in misura pericolosa (rischio di rilascio). Descrizioni tecniche Le descrizioni tecniche contengono in particolare schemi, disegni, documentazione dell’impianto con base di progettazione, piani di costruzione, programmi per la manutenzione, liste delle componenti, piani di zona nonché altre descrizioni tecniche che illustrano l’attuale stato dell’impianto. 3. Dati operativi Dati operativi I dati operativi forniscono informazioni sull’andamento dell’esercizio. Comprendono in particolare dati d’esercizio, misurazioni d’esercizio, parametri d’esercizio dell’impianto, controlli dell’intensità di dose ambientale e della contaminazione nonché la sorveglianza dei dintorni dell’impianto e le analisi dei materiali d’esercizio e delle scorie solidi, liquidi o gassosi. Libro di servizio a 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 compiti dei collaboratori del gruppo di guardia nonché i controlli di routine, l’attività di pattugliamento, le osservazioni e gli eventi straordinari, nonché i contatti con i servizi esterni. 40 Energia nucleare. O 732.11 Allegato 4 (art. 24, 26, 28, 29, 40) Documenti per licenze e nullaosta nonché classificazione ai fini della sicurezza interna Le domande relative al rilascio di licenze e nullaosta per impianti nucleari devono essere corredate dei documenti di cui ai numeri 1 e 2, poiché importanti per valutare la domanda specifica. I documenti principali sono indicati al numero 2. Legenda per la tavola al numero 1: G impianto nella sua globalità R tecnica dei reattori B tecnica delle costruzioni S tecnica dei sistemi M ingegneria meccanica E elettrotecnica e strumentazione di controllo U radioprotezione, scorie e protezione in caso d’emergenza D sicurezza esterna P organizzazione d’esercizio e personale SA sistemi delle classi di sicurezza 1, 2, 3 e 1E SB sistemi della classe di sicurezza 4 e sistemi 0E relativi alla sicurezza MA equipaggiamenti meccanici che hanno determinanti per il primo nullaosta di costruzione, ad es. recipiente in pressione del reattore, contenitore di sicu- rezza in acciaio, condutture del circuito primario, generatori di vapore, pres- surizzatore, pompe di ricircolo del circuito primario MB altri equipaggiamenti meccanici delle classi di sicurezza 1–4. 41 732.11 Energia nucleare 1. Documenti secondo tipo di domanda e settori specialistici Settore specia- G R B S M E U D P listico Domanda per Licenza di G1 R1/R2 B1 S1 M1 E1 U1 D1 P1 costruzione rispettivamente nullaosta relativo al concetto (in caso di modifiche) Primo nullaosta G2 B2 e B3 S2 per SA M2 per E2 U2 P2 di costruzione per la 1a MA rispettivamente parte nullaosta delle dell’edi- specifiche di ficio progettazione Altri nullaosta B2/B3 S2 per SB (se D2 di costruzione rilevante dal (edifici o parti profilo edile di edifici) per la parte dell’edificio) Nullaosta di M2 per D3 fabbricazione MB M3 Nullaosta di S2 per SB S3 E3 U3 montaggio 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 42 Energia nucleare. O 732.11 2. Documenti secondo i settori specialistici G Impianto nella sua globalità G1 G2 G3 G4 Concetti d’impianto/ Basi di Progettazione e disposizione Documentazione per la Documentazione per la progettazione dell’impianto licenza d’esercizio messa in esercizio e l’esercizio continuativo Rapporto sulla Piani di costruzione e Programmi di messa Rapporto sulla garanzia sicurezza per la di disposizione degli in esercizio della qualità per la licenza di costruzione edifici e degli costruzione e APS per la licenza di equipaggiamenti valutazione dei risultati costruzione principali Risultati dei test pre- Concetti per Specifica delle esercizio e dei test l’impianto nella sua condizioni nei nucleari di messa in globalità dintorni esercizio Specifiche di rischio Programmi di Piani di disposizione gestione della qualità per l’impianto dei fornitori Insieme dei principali regolamenti applicabili Concetto per la manutenzione e la sorveglianza dell’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 di elementi di combustibi- condizioni quadro calcolo riguardo al messa in esercizio e dei le importanti comportamento delle 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 definiti- va del nocciolo 43 732.11 Energia nucleare 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 Misurazioni della Documentazione edifici progettazione/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 solidità costruzioni) in parametri Modellazione dei e di utilizzabilità Relazione sulla ingegneristici sostegni/prestatica Sviluppo costruttivo garanzia della qualità Caratteristiche del Dimensioni principali Piani di cassaforma e Rapporto di controllo terreno Spettri di di armatura edilizio degli esperti Concetto per la comportamento dei Verifica delle Programmi di protezione delle piani procedure manutenzione acque sotterranee Requisiti in materia Speciali requisiti in Basi di progettazione di ermeticità, materia di Requisiti per le pareti protezione delle fabbricazione di schermatura acque sotterranee, Piani di controllo drenaggio, protezione della qualità contro i fulmini e protezione contro gli incendi 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 sistemi Prescrizioni per i test sistemi/ Concetti per i dei sistemi inclusi dati inclusa analisi delle pre-esercizio sistemi tecnici interazioni dei sistemi Risultati dei test sui Specifiche provviso- Piani di disposizione Schemi logici sistemi rie dei sistemi Piani di connessione Lista dei componenti, Prescrizioni per i test Piani di connessione dei sistemi elettrici periodici di funzio- dei sistemi Schemi di funziona- 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’impianto 44 Energia nucleare. O 732.11 M Ingegneria meccanica M1 M2 M3 M4 Basi di progettazione Progettazione Esecuzione Messa in esercizio e documentazione Regolamenti e Specifiche di Documenti su esami Risultati di particolari prescrizioni edili progettazione preliminari per la test di omologazione e applicabili Disegni d’insieme di costruzione e la qualificazione Formazione componenti rilevanti fabbricazione come Documentazione costruttiva per la sicurezza eseguiti dal finale su Scelta dei materiali Programmi per prove fabbricante dei fabbricazione delle per i componenti o qualifiche speciali componenti rilevanti componenti, test di principali per la sicurezza base, controllo del Programma di base montaggio finale e per i test garanzia della qualità Analisi della tensione Programma dei test periodici Rapporto di controllo edilizio Programmi di manutenzione E Elettrotecnica e strumentazione di controllo E1 E2 E3 E4 Basi degli equipaggiamenti Progettazione Prove dell’esecuzione Messa in esercizio e elettrici documentazione Tecnica da applicare ai Specifiche e schede Risultati delle qualifi- Risultati dei test componenti principali e dati che Documentazione alla strumentazione di Prescrizioni per le Programmi di test per tecnica controllo qualifiche la messa in esercizio Rapporto sulla Suddivisione 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 45 732.11 Energia nucleare U Radioprotezione, gestione delle scorie, protezione in caso d’emergenza U1 U2 U3 U4 Criteri di progettazione e Progettazione di equipag- Prova dell’esecuzione Messa in esercizio e concetti giamenti radiologici documentazione Concetti per zone Specifiche di Verbali di test e di Programmi d’esercizio, radiologiche, progettazione collaudo di test e di schermatura, Stima della dose Risultati di test manutenzione sorveglianza dei collettiva dovuta particolari dintorni, sorveglianza all’esercizio, Formazione e dei locali, dei sistemi all’esecuzione dei test perfezionamento del e delle emissioni, periodici e alle fasi personale di protezione in caso d’arresto del reattore sorveglianza d’emergenza, acque di scarico Procedura di condizionamento 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 funzionamento Documentazione del costruzione e Prescrizioni per la e collaudo degli progetto (piano di disposizione, messa in esercizio equipaggiamenti della situazione, piani di penetrazioni, condotte, sicurezza esterna costruzione, ventilazione, mezzi di Verbali di test e di programma edilizio comunicazione, schemi collaudo ecc.) Basi per zone di di funzionamento e di Formazione della sicurezza, andamento svolgimento, guardia d’esercizio delle barriere di approvvigionamento Integrazione nel sicurezza esterna, energetico, certificati rapporto sulla accessi e vie di fuga, dei controlli) sicurezza esterna sicurezza durante la Regolamento per la costruzione e sicurezza esterna l’esercizio Elenchi degli Organizzazione della obblighi del sicurezza esterna personale addetto alla (direzione e sicurezza esterna comunicazione, equipaggiamenti e armamenti) Formazione e perfezionamento 46 Energia nucleare. O 732.11 P Organizzazione d’esercizio a livello di personale P1 P2 P3 P4 Concetti organizzativi e per Struttura dell’organizzazione Prova della competenza Determinazioni per l’impiego del personale professionale l’esercizio continuativo Struttura organizzativa Principi organizzativi Idoneità e competenza Effettivo del personale Effettivo del Elenchi degli obblighi professionale del Programma di personale Programma di personale, con formazione e Formazione e formazione per la compiti dirigenziali e perfezionamento per impiego del personale messa in esercizio obbligo di licenza, l’esercizio durante la fase di Documenti provvisori addetto alla permanente costruzione sull’esercizio, protezione contro le Concezione di regolamenti, processi radiazioni e del formazione e per- di lavoro personale rimanente fezionamento 3. Classificazione della tecnica della sicurezza 3.1. Classi di sicurezza (SK) Gli equipaggiamenti meccanici vengono suddivisi in quattro classi di sicurezza in funzione della loro importanza per la sicurezza nucleare e per la radioprotezione: a. SK 1: equipaggiamenti sotto pressione del circuito di raffreddamento 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 funzione 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. 47 732.11 Energia nucleare 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. 48 Energia nucleare. O 732.11 Allegato 557 (art. 37) Rendiconto 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 l’IFSN, su eventi e riscontri, su modifiche come pure su lavori di manutenzione. Da inoltrare al più tardi entro il 1° marzo dell’anno successivo. 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 sorveglian- za, esperienze nel settore della sicurezza esterna durante le fasi di arresto del reattore per lavori di revisione, frequenza e risultati di verifiche e di test di funzionamen- to dei dispositivi di sicurezza esterna, mancato funziona- mento di importanti componenti di sicurezza esterna, modifiche edilizie, eventi e riscontri particolari, statistica sui movimenti nelle zone di sicurezza. Il rapporto deve essere classificato. Da inoltrare al più tardi entro il 1° marzo dell’anno successivo. 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. 57 Nuovo testo giusta il n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747). 49 732.11 Energia nucleare 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 formazione, così come su progetti, analisi, osservazioni dedotte dalle esperienze d’esercizio, eventi registrati in impianti analoghi, attività e risultati dei lavori di manu- tenzione. Da inoltrare al più tardi entro la fine del mese successivo. Rapporto Rapporto delle centrali nucleari con descrizione e Ad ogni di revisione – valutazione di tutte le misure importanti per la sicurezza revisione Tecnica interna, dei risultati e delle conoscenze derivanti dalle dell’impianto 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 3 mesi dalla ripresa dell’esercizio dell’impianto. Rapporto di Rapporto delle centrali nucleari sulla revisione, con Ad ogni revisione – indicazioni dettagliate sulle misurazioni di radio- revisione Radioprotezione protezione effettuate e le conclusioni che da queste se ne dell’impianto 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 3 mesi dalla ripresa dell’esercizio dell’impianto. Rapporto di Rapporto delle centrali nucleari con i risultati e la Ad ogni revisione – Fisica valutazione delle misurazioni fisiche sul reattore a vari revisione livelli di potenza eseguite in occasione della sua dell’impianto ripartenza dopo la revisione. Da inoltrare: a. risultati delle misurazioni a potenza zero e alla ripartenza prima della risalita oltre il 5 % di potenza nominale; b. rapporto completo: al più tardi entro 3 mesi dalla ripresa dell’esercizio dell’impianto. 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 1° marzo dell’anno successivo. 50 Energia nucleare. O 732.11 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 le sorgenti radioattive presenti nell’impianto. radioattive Da inoltrare al più tardi entro il 1° marzo dell’anno successivo. Rapporto Rapporto delle centrali nucleari sull’esame periodico Ogni 10 anni sull’esame della sicurezza con i relativi risultati e una loro approfondito della valutazione. sicurezza Da inoltrare conformemente alle istruzioni dell’IFSN. 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 1° 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 l’APS Da inoltrare al più tardi entro il 1° marzo dell’anno successivo. 51 732.11 Energia nucleare Allegato 658 (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 loro conseguenze per la sicurezza nucleare secondo la scala di valutazione internazionale (INES) dell’AIEA. Questa scala conta 7 livelli con importanza decrescente da 7 a 1. Il livello 0 viene attribuito a eventi e riscontri non significativi per la sicurezza (ma che sono tuttavia degni di nota). La scala di valutazione non considera gli eventi e i riscontri non significativi per la sicurezza nucleare (cfr. INES User’s Manual edizione 2008, AIEA, Vienna 2009). Oltre ad essere classificati conformemente alla scala INES dal punto di vista della sicurezza nucleare, gli eventi e i riscontri di interesse pubblico constatabili al di fuori dell’impianto vengono classificati anche quali eventi o riscontri Ö. 1. … 58 Aggiornato dal n. 12 dell’all. all’O del 12 nov. 2008 sull’Ispettorato federale della sicurezza nucleare (RU 2008 5747) e dall’art. 20 n. 3 dell’O del 20 ott. 2010 sulla protezione d’emergenza, in vigore dal 1° gen. 2011 (RU 2010 5191). 52 Energia nucleare. O 732.11 2. Scala di valutazione internazionale AIEA-INES Livello Denominazione Criteri 7 Incidente grave – Rilascio nei dintorni dell’impianto di gran parte dell’inventario del nocciolo, sotto forma di una miscela di sostanze radioattive a breve e lunga vita media (in quantità radiologicamente equivalenti a più di 10 000 TBq di iodio131). 6 Incidente serio – Rilascio nei dintorni dell’impianto di sostanze radioattive (in quantità radiologicamente equiva- lenti 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 equivalenti a iodio 131 fra i 100 e i 1000 TBq). – Grave danneggiamento del nocciolo e rilascio di una grande quantità di radioattività all’interno dell’impianto. 4 Incidente senza pericolo – 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 espo- ste alle radiazioni una dose dell’ordine di alcuni millisievert. – Danneggiamento parziale del nocciolo del reattore dovuto a cause meccaniche o a fusione. – Irradiazione del personale risultante in un’alta probabilità di decesso a breve termine. 3 Avaria seria – Rilascio nei dintorni dell’impianto di sostanze radioattive in quantità superiore ai valori limite consentiti che comporta per le persone più espo- ste alle radiazioni una dose dell’ordine di alcuni decimi di millisievert. – Irradiazione del personale tale da rendere vero- simili patologie acute da radiazioni. Grave con- taminazione 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 verificas- sero 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 anche ad ulteriori fallimenti. Eventi e riscontri del livello 1, ma che fanno intravedere in aggiunta significative lacune organizzative o relative alla cultura della sicurezza. – Evento con un’irradiazione del personale mag- giore della dose limite annua. Diffusione signifi- cativa di radioattività all’interno dell’impianto non prevedibile in base alla progettazione. 53 732.11 Energia nucleare Livello Denominazione Criteri 1 Anomalia – Anomalia non prevista dalle condizioni di esercizio prescritte. Può essere riconducibile al mancato funzionamento di equipaggiamenti, a errori umani o a lacune procedurali. Evento o riscontro senza conseguenze dirette sulla sicurezza, ma caratterizzato da notevoli lacune organizzative o relative alla cultura della sicurezza . 0 Eventi e riscontri non significativi – Eventi e riscontri che non comportano il supera- per la sicurezza mento di valori limite e condizioni d’esercizio e che possono essere gestiti con le procedure ap- propriate. Esempi: singoli errori all’interno di un sistema ridondante constatati in occasione di test periodici, arresto automatico del reattore con risposta normale dell’impianto, perdite entro i limiti d’esercizio previsti. Tutti gli esempi sono da considerarsi senza grosse implicazioni per la cultura della sicurezza. 54 Energia nucleare. O 732.11 Scadenze per la notifica di eventi e riscontri nell’ambito della sicurezza interna Eventi o Eventi o Eventi o Eventi o Eventi o riscontri riscontri riscontri riscontri riscontri INES >=3 INES 2 INES 1 INES 0 Ö Notifica immediata- immediata- 24 orea 24 orea immediata- telefonica mente mente mente (prima infor- mazione) Conferma secondo i entro 6 ore entro 6 ore entro 2 ore scritta della dettami dopo la prima dopo la prima dopo la prima notifica dell’organiz- informazione informazione informazione zazione di emergenza dell’IFSN 30 giorni Rapporto 36 ore 10 giorni 10 giorni d’evento rapporto Rapporto sulle secondo le 30 giorni 30 giorni mensileb misure esigenze successive a Entro 24 ore, fra le 08.00 e le 17.00 b Nel rapporto trimestrale o annuo, se non è necessario un rapporto mensile 55 732.11 Energia nucleare Allegato 7 (art. 81) Modifica del diritto vigente Le seguenti ordinanze sono modificate come segue: ...59 59 Le mod. possono essere consultate alla RU 2005 601. 56