1. Abschnitt:² Gegenstand

² Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

Art. 1

Diese Verordnung regelt die Methodik und die Randbedingungen zur Überprüfung der Kriterien gemäss Art. 44 Abs. 1 KEV³.

³ SR 732.11

2. Abschnitt: Kernkühlung⁴

⁴ Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

Art. 2 Überprüfung der Kernkühlung⁵

¹ Der Inhaber der Betriebsbewilligung (Bewilligungsinhaber) hat die Kernkühlung unverzüglich zu überprüfen, wenn:⁶

a.⁷: er annehmen muss, dass das Kriterium nach Art. 44 Abs. 1 Bst. a KEV⁸ erfüllt ist;
b.: in seinem Kernkraftwerk Ereignisse oder Befunde eingetreten sind, die nach der internationalen Störfall-Bewertungsskala INES nach Anhang 6 Ziffer 2 der KEV der Stufe 1 oder höher zugeordnet werden;
c.: in einem anderen in- oder ausländischen Kernkraftwerk Ereignisse oder Befunde eingetreten sind, die nach der internationalen Störfall-Bewertungsskala INES nach Anhang 6 Ziffer 2 der KEV der Stufe 2 oder höher zugeordnet werden;
d.: die Aufsichtsbehörde nach Artikel 6 KEV dies anordnet.

² Er teilt das Ergebnis der Überprüfung unverzüglich der Aufsichtsbehörde mit.

³ Die Aufsichtsbehörde wird beauftragt, die Anforderungen an die Überprüfung der Kernkühlung in Richtlinien zu regeln.⁹

⁵ Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

⁶ Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

⁷ Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

⁸ SR 732.11

⁹ Eingefügt durch Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

Art. 3¹⁰

¹⁰ Aufgehoben durch Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, mit Wirkung seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

3. Abschnitt: Integrität des Primärkreislaufs¹¹

¹¹ Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

Art. 4 Versprödung des Reaktordruckbehälters

¹ Der Bewilligungsinhaber hat die aktuelle justierte Sprödbruch-Referenztemperatur und die aktuelle Hochlagenenergie des Reaktordruckbehältermaterials aus Kerbschlagbiegeversuchen oder bruchmechanischen Versuchen periodisch zu bestimmen.

² Als anerkannte Regeln der Technik zur Bestimmung der aktuellen justierten Sprödbruch-Referenztemperatur und der aktuellen Hochlagenenergie aus Kerbschlagbiegeversuchen oder bruchmechanischen Versuchen gelten die Normen der USNRC¹².

³ Der Bewilligungsinhaber hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser Betrieb zu nehmen, wenn:

a.: die aktuelle justierte Sprödbruch-Referenztemperatur von der Innenwand in einer Tiefe von einem Viertel der Wanddicke den Wert von 93 ºC erreicht; oder
b.: die aktuelle Hochlagenenergie aus Kerbschlagbiegeversuchen unter 68 Joule absinkt.

¹² United States Nuclear Regulatory Commission: Regulatory Guide 1.99 Rev. 2

Art. 5 Risse im Primärkreislauf

¹ Der Bewilligungsinhaber hat die druckführenden mechanischen Ausrüstungen der Sicherheitsklasse 1 nach Anhang 4 Ziffer 3.1 Buchstabe a KEV mit Ausnahme der Rohrleitungen mit Nennweiten kleiner oder gleich 25 mm periodisch auf Risse und laufend auf Leckagen zu prüfen.

² Er hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser Betrieb zu nehmen, wenn wanddurchdringende Risse festgestellt werden.¹³

¹³ Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

Art. 6 Wandstärken des Primärkreislaufs

² Als anerkannte Regeln der Technik zur Bestimmung der Mindestwandstärke gelten die Normen des ASME-Codes¹⁴.

³ Der Bewilligungsinhaber hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser Betrieb zu nehmen, wenn die rechnerische Mindestwandstärke für den Auslegungsdruck unterschritten wird (ohne Zuschläge, Sicherheitsfaktor gleich 1.0).

¹⁴ American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, ASME III, Subsection NB, NB‑3640, Ausgabe 2004

Art. 6a¹⁵ Unverzügliche Überprüfung des Primärkreislaufs

Die Bestimmung nach Artikel 4 und die Prüfungen nach den Artikeln 5 und 6 sind unverzüglich durchzuführen, wenn Ereignisse oder Befunde vorliegen oder auf Anordnung der Aufsichtsbehörde.

¹⁵ Eingefügt durch Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

4. Abschnitt: Integrität des Containments¹⁶

¹⁶ Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

Art. 7 Wandstärke der Stahldruckschale

¹ Der Bewilligungsinhaber hat die Stahldruckschale periodisch auf Wandstärkenabnahme hin zu prüfen.

² Als anerkannte Regeln der Technik zur Bestimmung der Mindestwandstärke der Stahldruckschale gelten die Normen des ASME-Codes¹⁷.

¹⁷ American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, ASME III, Subsection NE, NE‑3320, Ausgabe 2004

Art. 8 Risse und Abplatzungen der Betonhülle

¹ Der Bewilligungsinhaber hat den Zustand der Betonhülle des Containments periodisch zu prüfen.

² Er hat das Kernkraftwerk unverzüglich vorläufig ausser Betrieb zu nehmen, wenn durch Risse von mehr als 0,5 mm Breite und durch Abplatzungen:

a.: mehr als 20 % der Betonoberfläche beschädigt sind; oder
b.: im Bereich von vorgespannten Bauteilen mehr als 10 % der Betonoberfläche beschädigt sind.

Art. 8a¹⁸ Unverzügliche Überprüfung des Containments

Die Prüfungen nach den Artikeln 7 und 8 sind unverzüglich durchzuführen, wenn Ereignisse oder Befunde vorliegen oder auf Anordnung der Aufsichtsbehörde.

¹⁸ Eingefügt durch Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

5. Abschnitt: Inkrafttreten¹⁹

¹⁹ Fassung gemäss Ziff. I der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019 (AS 2019 187).

Art. 9

Diese Verordnung tritt am 1. Mai 2008 in Kraft.

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Verordnung des UVEK über die Methodik und die Randbedingungen zur Überprüfung der Kriterien für die vorläufige Ausserbetriebnahme von Kernkraftwerken