de_artHtml:
Art. 7672 Pflicht zur Information Ã¼ber besondere Ereignisse und Befunde
in Bezug auf die nukleare Sicherheit

1 Das ENSI informiert die Ãffentlichkeit unverzÃ¼glich Ã¼ber besondere Ereignisse und Befunde in Kernanlagen, die:

a.

eine Gefahr fÃ¼r die Anlage oder das Personal darstellen oder grÃ¶ssere radiologische Auswirkungen auf die Umgebung haben (Ereignisse oder Befunde der Stufe 3 oder grÃ¶sser der INES-Skala nach Anhang 6);

b.

von sicherheitstechnischer Bedeutung sind, aber keine oder nur geringe radiologische Auswirkung auf die Umgebung haben (Ereignisse oder Befunde der Stufe 2 der INES-Skala nach Anhang 6).

2 Bei besonderen Ereignissen und Befunden von Ã¶ffentlichem Interesse, die nicht unter Absatz 1 fallen, veranlasst das ENSI die Information der Ãffentlichkeit.

72 Fassung gemÃ¤ss Anhang Ziff. 12 der V vom 12. Nov. 2008 Ã¼ber das EidgenÃ¶ssische Nuklearsicherheitsinspektorat, in Kraft seit 1. Jan. 2009 (AS 2008 5747).

de_artText: Das ENSI informiert die Ãffentlichkeit unverzÃ1⁄4glich Ã1⁄4ber besondere Ereignisse und Befunde in Kernanlagen, die: a. eine Gefahr fÃ1⁄4r die Anlage oder das Personal darstellen oder grÃ¶ssere radiologische Auswirkungen auf die Umgebung haben (Ereignisse oder Befunde der Stufe 3 oder grÃ¶sser der INES-Skala nach Anhang 6);b. von sicherheitstechnischer Bedeutung sind, aber keine oder nur geringe radiologische Auswirkung auf die Umgebung haben (Ereignisse oder Befunde der Stufe 2 der INES-Skala nach Anhang 6). Bei besonderen Ereignissen und Befunden von Ã¶ffentlichem Interesse, die nicht unter Absatz 1 fallen, veranlasst das ENSI die Information der Ãffentlichkeit. Fassung gemÃ¤ss Anhang Ziff. 12 der V vom 12. Nov. 2008 Ã1⁄4ber das EidgenÃ¶ssische Nuklearsicherheitsinspektorat, in Kraft seit 1. Jan. 2009 (AS 2008 5747).

de_artTitle: Art. 76 Pflicht zur Information Ã1⁄4ber besondere Ereignisse und Befunde in Bezug auf die nukleare Sicherheit

fr_artHtml:
Art. 7672 Devoir dâinformation sur les Ã©vÃ©nements et les constats particuliers concernant la sÃ©curitÃ© nuclÃ©aire

1 LâIFSN informe le public sans dÃ©lai sur les Ã©vÃ©nements survenus et les constats particuliers opÃ©rÃ©s dans les installations nuclÃ©aires si ceux-ci:

a.

reprÃ©sentent un danger pour lâinstallation ou le personnel ou sâils ont des consÃ©quences radiologiques dâune certaine importance aux alentours de lâinstallation (Ã©vÃ©nements et constats dâÃ©chelon 3 ou plus de lâÃ©chelle INES au sens de lâannexe 6);

b.

comptent pour la sÃ©curitÃ© mais ont des consÃ©quences radiologiques faibles voire nulles aux alentours (Ã©vÃ©nements et constats dâÃ©chelon 2 de lâÃ©chelle INES au sens de lâannexe 6);

2 En cas dâÃ©vÃ©nement ou de constat particulier dâintÃ©rÃªt public mais ne tombant pas sous le coup de lâal. 1, lâIFSN fait en sorte que le public soit informÃ©.

72 Nouvelle teneur selon lâannexe ch. 12 de lâO du 12 nov. 2008 sur lâIFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

fr_artText: LâIFSN informe le public sans dÃ©lai sur les Ã©vÃ©nements survenus et les constats particuliers opÃ©rÃ©s dans les installations nuclÃ©aires si ceux-ci:a. reprÃ©sentent un danger pour lâinstallation ou le personnel ou sâils ont des consÃ©quences radiologiques dâune certaine importance aux alentours de lâinstallation (Ã©vÃ©nements et constats dâÃ©chelon 3 ou plus de lâÃ©chelle INES au sens de lâannexe 6);b. comptent pour la sÃ©curitÃ© mais ont des consÃ©quences radiologiques faibles voire nulles aux alentours (Ã©vÃ©nements et constats dâÃ©chelon 2 de lâÃ©chelle INES au sens de lâannexe 6); En cas dâÃ©vÃ©nement ou de constat particulier dâintÃ©rÃat public mais ne tombant pas sous le coup de lâal. 1, lâIFSN fait en sorte que le public soit informÃ©. Nouvelle teneur selon lâannexe ch. 12 de lâO du 12 nov. 2008 sur lâIFSN, en vigueur depuis le 1 janv. 2009 (RO 2008 5747).

fr_artTitle: Art. 76 Devoir dâinformation sur les Ã©vÃ©nements et les constats particuliers concernant la sÃ©curitÃ© nuclÃ©aire

it_artHtml:
Art. 7672 Obbligo di informazione in caso di eventi e riscontri particolari relativi alla sicurezza nucleare

1 LâIFSN informa senza indugio lâopinione pubblica in caso di eventi e riscontri particolari nellâimpianto nucleare che:

a.

costituiscono un pericolo per lâimpianto o il personale oppure hanno conseguenze radiologiche rilevanti sui dintorni dellâimpianto (eventi o riscontri del livello 3 o piÃ¹ elevati della scala INES secondo lâallegato 6);

b.

sono importanti dal punto di vista della sicurezza, ma hanno conseguenze radiologiche minime o nulle sui dintorni dellâimpianto (eventi o riscontri del livello 2 della scala INES secondo lâallegato 6).

2 In caso di particolari eventi e riscontri di interesse pubblico che non soggiacciono al capoverso 1, lâIFSN provvede a informare lâopinione pubblica.

72 Nuovo testo giusta lâall. n. 12 dellâO del 12 nov. 2008 sullâIspettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1Â° gen. 2009 (RU 2008 5747).

it_artText: LâIFSN informa senza indugio lâopinione pubblica in caso di eventi e riscontri particolari nellâimpianto nucleare che:a. costituiscono un pericolo per lâimpianto o il personale oppure hanno conseguenze radiologiche rilevanti sui dintorni dellâimpianto (eventi o riscontri del livello 3 o piÃ1 elevati della scala INES secondo lâallegato 6);b. sono importanti dal punto di vista della sicurezza, ma hanno conseguenze radiologiche minime o nulle sui dintorni dellâimpianto (eventi o riscontri del livello 2 della scala INES secondo lâallegato 6). In caso di particolari eventi e riscontri di interesse pubblico che non soggiacciono al capoverso 1, lâIFSN provvede a informare lâopinione pubblica. Nuovo testo giusta lâall. n. 12 dellâO del 12 nov. 2008 sullâIspettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1Â° gen. 2009 (RU 2008 5747).

it_artTitle: Art. 76 Obbligo di informazione in caso di eventi e riscontri particolari relativi alla sicurezza nucleare

en_artHtml:
Art. 7672 Obligation to provide information about special events and findings relating to nuclear safety

1 ENSI shall notify the general public without delay of any special events and findings in nuclear installations that:

a.

represent a hazard to the installation or its personnel, or have significant radiological impacts on the environment (events and findings of category 3 or greater of the INES scale, according to Annex 6);

b.

are of significance in terms of safety, but have no or only a negligible radiological impact on the environment (events and findings of category 2 or greater of the INES scale, according to Annex 6).

2 In the case of special events and findings of public interest that are not covered by paragraph 1 above, ENSI shall arrange for the provision of information to the public.

72 Amended by Annex No 12 of the O of 12 Nov. 2008 on the Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate, in force since 1 Jan. 2009 (AS 2008 5747).

en_artText: ENSI shall notify the general public without delay of any special events and findings in nuclear installations that:a. represent a hazard to the installation or its personnel, or have significant radiological impacts on the environment (events and findings of category 3 or greater of the INES scale, according to Annex 6);b. are of significance in terms of safety, but have no or only a negligible radiological impact on the environment (events and findings of category 2 or greater of the INES scale, according to Annex 6). In the case of special events and findings of public interest that are not covered by paragraph 1 above, ENSI shall arrange for the provision of information to the public. Amended by Annex No 12 of the O of 12 Nov. 2008 on the Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate, in force since 1 Jan. 2009 (AS 2008 5747).

en_artTitle: Art. 76 Obligation to provide information about special events and findings relating to nuclear safety


de_abbreviation: KEV

de_artHtml:
Art. 77 FÃ¶rderung der Forschung, Lehre und Ausbildung

1 Die AufsichtsbehÃ¶rden unterstÃ¼tzen im Rahmen der bewilligten Kredite Projekte der angewandten Forschung, Lehre und Ausbildung von Fachleuten in den Bereichen der Sicherheit und der Sicherung der Kernanlagen sowie der nuklearen Entsorgung.

2 Die UnterstÃ¼tzung erfolgt in Form von Finanzhilfen oder der Mitwirkung von Mitarbeitenden des Bundesamtes oder des ENSI.73

73 Fassung gemÃ¤ss Anhang Ziff. 12 der V vom 12. Nov. 2008 Ã¼ber das EidgenÃ¶ssische Nuklearsicherheitsinspektorat, in Kraft seit 1. Jan. 2009 (AS 2008 5747).

de_artText: Die AufsichtsbehÃ¶rden unterstÃ1⁄4tzen im Rahmen der bewilligten Kredite Projekte der angewandten Forschung, Lehre und Ausbildung von Fachleuten in den Bereichen der Sicherheit und der Sicherung der Kernanlagen sowie der nuklearen Entsorgung. Die UnterstÃ1⁄4tzung erfolgt in Form von Finanzhilfen oder der Mitwirkung von Mitarbeitenden des Bundesamtes oder des ENSI. Fassung gemÃ¤ss Anhang Ziff. 12 der V vom 12. Nov. 2008 Ã1⁄4ber das EidgenÃ¶ssische Nuklearsicherheitsinspektorat, in Kraft seit 1. Jan. 2009 (AS 2008 5747).

de_lawTitle: Kernenergieverordnung vom 10. Dezember 2004 (KEV)

fr_abbreviation: OENu

fr_artHtml:
Art. 77 Encouragement de la recherche, de lâenseignement et de la formation

1 Les autoritÃ©s de surveillance soutiennent dans les limites des crÃ©dits accordÃ©s, les projets de recherche appliquÃ©e, dâenseignement et de formation spÃ©cialisÃ©e dans les domaines de la sÃ©curitÃ© et de la sÃ»retÃ© des installations nuclÃ©aires et de lâÃ©vacuation des dÃ©chets radioactifs.

2 Elles les soutiennent par des aides financiÃ¨res ou en leur assurant le concours des collaborateurs de lâoffice ou de LâIFSN.73

73 Nouvelle teneur selon lâannexe ch. 12 de lâO du 12 nov. 2008 sur lâIFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

fr_artText: Les autoritÃ©s de surveillance soutiennent dans les limites des crÃ©dits accordÃ©s, les projets de recherche appliquÃ©e, dâenseignement et de formation spÃ©cialisÃ©e dans les domaines de la sÃ©curitÃ© et de la sÃ»retÃ© des installations nuclÃ©aires et de lâÃ©vacuation des dÃ©chets radioactifs. Elles les soutiennent par des aides financiÃ ̈res ou en leur assurant le concours des collaborateurs de lâoffice ou de LâIFSN. Nouvelle teneur selon lâannexe ch. 12 de lâO du 12 nov. 2008 sur lâIFSN, en vigueur depuis le 1 janv. 2009 (RO 2008 5747).

fr_lawTitle: Ordonnance du 10 décembre 2004 sur l'énergie nucléaire (OENu)

it_abbreviation: OENu

it_artHtml:
Art. 77 Promozione della ricerca, dellâinsegnamento e della formazione

1 Le autoritÃ  di vigilanza sostengono, nel quadro dei crediti approvati, progetti di ricerca applicata, lâinsegnamento e la formazione di specialisti nei settori della sicurezza interna ed esterna degli impianti nucleari nonchÃ© dello smaltimento di scorie nucleari.

2 Il sostegno avviene in forma di aiuti finanziari o attraverso la partecipazione di collaboratori dellâUfficio federale o dellâIFSN.73

73 Nuovo testo giusta lâall. n. 12 dellâO del 12 nov. 2008 sullâIspettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1Â° gen. 2009 (RU 2008 5747).

it_artText: Le autoritÃ  di vigilanza sostengono, nel quadro dei crediti approvati, progetti di ricerca applicata, lâinsegnamento e la formazione di specialisti nei settori della sicurezza interna ed esterna degli impianti nucleari nonchÃ© dello smaltimento di scorie nucleari. Il sostegno avviene in forma di aiuti finanziari o attraverso la partecipazione di collaboratori dellâUfficio federale o dellâIFSN. Nuovo testo giusta lâall. n. 12 dellâO del 12 nov. 2008 sullâIspettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1Â° gen. 2009 (RU 2008 5747).

it_lawTitle: Ordinanza del 10 dicembre 2004 sull'energia nucleare (OENu)

en_abbreviation: NEO

en_artHtml:
Art. 77 Promotion of research, education and training

1 Within the scope of approved credits, the supervisory authorities shall support projects in the area of applied research, educational activities and the training of personnel in the areas of safety and security of nuclear installations and nuclear waste management.

2 Their support shall take the form of financial aid or the assistance provided by personnel from the Federal Office or ENSI.73

73 Amended by Annex No 12 of the O of 12 Nov. 2008 on the Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate, in force since 1 Jan. 2009 (AS 2008 5747).

en_artText: Within the scope of approved credits, the supervisory authorities shall support projects in the area of applied research, educational activities and the training of personnel in the areas of safety and security of nuclear installations and nuclear waste management. Their support shall take the form of financial aid or the assistance provided by personnel from the Federal Office or ENSI. Amended by Annex No 12 of the O of 12 Nov. 2008 on the Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate, in force since 1 Jan. 2009 (AS 2008 5747).

en_lawTitle: Nuclear Energy Ordinance of 10 December 2004 (NEO)


de_artHtml:
Art. 78 Strafbestimmung

Nach Artikel 93 KEG wird bestraft, wer vorsÃ¤tzlich oder fahrlÃ¤ssig gegen die Aufbewahrungspflicht nach den Artikeln 20, 27 Absatz 2 und 41 Absatz 3 verstÃ¶sst.

de_artTitle: Art. 78 Strafbestimmung

fr_artHtml:
Art. 78 Disposition pÃ©nale

En vertu de lâart. 93 LENu, sera puni celui qui, intentionnellement ou par nÃ©gligence, contrevient Ã  lâobligation de conserver des documents au sens des art. 20, 27, al. 2, et 41, al. 3.

fr_artTitle: Art. 78 Disposition pÃ©nale

it_artHtml:
Art. 78 Disposizioni penali

Secondo lâarticolo 93 LENu Ã¨ punito chiunque viola, intenzionalmente o per negligenza, lâobbligo di custodia di cui agli articoli 20, 27 capoverso 2 e 41 capoverso 3.

it_artText: Secondo lâarticolo 93 LENu Ã ̈ punito chiunque viola, intenzionalmente o per negligenza, lâobbligo di custodia di cui agli articoli 20, 27 capoverso 2 e 41 capoverso 3.

it_artTitle: Art. 78 Disposizioni penali

en_artHtml:
Art. 78 Criminal provision

Any person who wilfully or negligently fails to comply with the obligation to keep records in accordance with Articles 20, 27 paragraph 2 and 41 paragraph 3 shall be liable to the penalties in accordance with Article 93 of the Nuclear Energy Act.

en_artTitle: Art. 78 Criminal provision


de_artHtml:
Art. 79 Ãnderung der AnhÃ¤nge 2 und 6

Das Departement kann die AnhÃ¤nge 2 und 6 nach Massgabe von BeschlÃ¼ssen der von der Schweiz unterstÃ¼tzten Exportkontrollregimes und von Empfehlungen der Internationalen Atomenergie-Organisation Ã¤ndern.

de_artText: Das Departement kann die AnhÃ¤nge 2 und 6 nach Massgabe von BeschlÃ1⁄4ssen der von der Schweiz unterstÃ1⁄4tzten Exportkontrollregimes und von Empfehlungen der Internationalen Atomenergie-Organisation Ã¤ndern.

de_artTitle: Art. 79 Ãnderung der AnhÃ¤nge 2 und 6

fr_artHtml:
Art. 79 Modification des annexes 2 et 6

Le dÃ©partement peut modifier les annexes 2 et 6 pour tenir compte des dÃ©cisions des rÃ©gimes de contrÃ´le Ã  lâexportation auxquels la Suisse participe et des recommandations de lâAgence internationale de lâÃ©nergie atomique.

fr_artText: Le dÃ©partement peut modifier les annexes 2 et 6 pour tenir compte des dÃ©cisions des rÃ©gimes de contrÃ ́le Ã  lâexportation auxquels la Suisse participe et des recommandations de lâAgence internationale de lâÃ©nergie atomique.

fr_artTitle: Art. 79 Modification des annexes 2 et 6

it_artHtml:
Art. 79 Modifica degli allegati 2 e 6

Il Dipartimento puÃ² modificare gli allegati 2 e 6 in funzione delle decisioni dei regimi di controllo dellâesportazione sostenuti dalla Svizzera e delle raccomandazioni dellâAgenzia internazionale dellâenergia nucleare.

it_artText: Il Dipartimento puÃ2 modificare gli allegati 2 e 6 in funzione delle decisioni dei regimi di controllo dellâesportazione sostenuti dalla Svizzera e delle raccomandazioni dellâAgenzia internazionale dellâenergia nucleare.

it_artTitle: Art. 79 Modifica degli allegati 2 e 6

en_artHtml:
Art. 79 Amendments to Annexes 2 and 6

The Department may amend Annexes 2 and 6 on the basis of decisions taken by export control authorities supported by Switzerland and recommendations of the International Atomic Energy Agency.

en_artTitle: Art. 79 Amendments to Annexes 2 and 6


de_artHtml:
Art. 8 Anforderungen an den Schutz gegen StÃ¶rfÃ¤lle

1 Bei Kernanlagen sind gegen StÃ¶rfÃ¤lle mit Ursprung innerhalb oder ausserhalb der Anlage Schutzmassnahmen zu treffen.

2 Als StÃ¶rfÃ¤lle mit Ursprung innerhalb der Anlage gelten insbesondere ReaktivitÃ¤tsstÃ¶rung, KÃ¼hlmittelverlust, Verlust der WÃ¤rmesenke, Brand, Ãberflutung, mechanische Einwirkungen infolge Komponentenversagen, BeschÃ¤digung von HÃ¼llrohren bei der Handhabung von Brennelementen, Versagen von Betriebssystemen, unerwÃ¼nschtes Ansprechen oder fehlerhaftes Funktionieren von Sicherheitssystemen und Fehler des Personals.

3 Als StÃ¶rfÃ¤lle mit Ursprung ausserhalb der Anlage gelten insbesondere StÃ¶rfÃ¤lle, die ausgelÃ¶st werden kÃ¶nnen durch Erdbeben, Ãberflutung, unfallbedingten Absturz von zivilen und militÃ¤rischen Flugzeugen auf die Anlage, SturmbÃ¶e, Blitzschlag, Druckwelle, Brand, Verlust der externen Stromversorgung und BeeintrÃ¤chtigung oder Unterbruch der externen KÃ¼hlwasserzufuhr.

4 FÃ¼r die Auslegung einer Kernanlage nach Artikel 7 Buchstabe c sind die StÃ¶rfÃ¤lle nach Absatz 2 und die nicht durch Naturereignisse ausgelÃ¶sten StÃ¶rfÃ¤lle nach Absatz 3 nach den in Artikel 123 Absatz 2 StSV6 bestimmten HÃ¤ufigkeiten einzuteilen. Dabei ist zusÃ¤tzlich zum auslÃ¶senden Ereignis ein unabhÃ¤ngiger Einzelfehler anzunehmen. Es ist nachzuweisen, dass die Dosen nach Artikel 123 Absatz 2 StSV eingehalten werden kÃ¶nnen.7

4bis FÃ¼r die Auslegung einer Kernanlage nach Artikel 7 Buchstabe c ist bei den durch Naturereignisse ausgelÃ¶sten StÃ¶rfÃ¤llen nach Absatz 3 jeweils von einem Naturereignis mit einer HÃ¤ufigkeit von 10â3 pro Jahr sowie einem Naturereignis mit einer HÃ¤ufigkeit von 10â4 pro Jahr auszugehen. ZusÃ¤tzlich zum auslÃ¶senden Naturereignis ist ein unabhÃ¤ngiger Einzelfehler anzunehmen. Es ist nachzuweisen, dass die aus einem einzelnen solchen StÃ¶rfall resultierende Dosis fÃ¼r Personen aus der BevÃ¶lkerung:

a.

bei einer EreignishÃ¤ufigkeit von 10-3 pro Jahr hÃ¶chstens 1 mSv betrÃ¤gt;

b.

bei einer EreignishÃ¤ufigkeit von 10-4 pro Jahr hÃ¶chstens 100 mSv betrÃ¤gt.8

5 Mittels probabilistischer Nachweise ist zu zeigen, dass auch ein ausreichender Schutz gegen auslegungsÃ¼berschreitende StÃ¶rfÃ¤lle besteht. Die vorbeugenden und lindernden Vorkehren nach Artikel 7 Buchstabe d kÃ¶nnen dabei berÃ¼cksichtigt werden.9

6 Das EidgenÃ¶ssische Departement fÃ¼r Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation (Departement) legt die spezifischen GefÃ¤hrdungsannahmen und die Bewertungskriterien in einer Verordnung fest.

6 SR 814.501

7 Fassung gemÃ¤ss Ziff. I der V vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019  (AS 2019 183).

8 EingefÃ¼gt durch Ziff. I der V vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019  (AS 2019 183).

9 Fassung gemÃ¤ss Ziff. I der V vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019  (AS 2019 183).

de_artText: Bei Kernanlagen sind gegen StÃ¶rfÃ¤lle mit Ursprung innerhalb oder ausserhalb der Anlage Schutzmassnahmen zu treffen. Als StÃ¶rfÃ¤lle mit Ursprung innerhalb der Anlage gelten insbesondere ReaktivitÃ¤tsstÃ¶rung, KÃ1⁄4hlmittelverlust, Verlust der WÃ¤rmesenke, Brand, Ãberflutung, mechanische Einwirkungen infolge Komponentenversagen, BeschÃ¤digung von HÃ1⁄4llrohren bei der Handhabung von Brennelementen, Versagen von Betriebssystemen, unerwÃ1⁄4nschtes Ansprechen oder fehlerhaftes Funktionieren von Sicherheitssystemen und Fehler des Personals. Als StÃ¶rfÃ¤lle mit Ursprung ausserhalb der Anlage gelten insbesondere StÃ¶rfÃ¤lle, die ausgelÃ¶st werden kÃ¶nnen durch Erdbeben, Ãberflutung, unfallbedingten Absturz von zivilen und militÃ¤rischen Flugzeugen auf die Anlage, SturmbÃ¶e, Blitzschlag, Druckwelle, Brand, Verlust der externen Stromversorgung und BeeintrÃ¤chtigung oder Unterbruch der externen KÃ1⁄4hlwasserzufuhr. FÃ1⁄4r die Auslegung einer Kernanlage nach Artikel 7 Buchstabe c sind die StÃ¶rfÃ¤lle nach Absatz 2 und die nicht durch Naturereignisse ausgelÃ¶sten StÃ¶rfÃ¤lle nach Absatz 3 nach den in Artikel 123 Absatz 2 StSV bestimmten HÃ¤ufigkeiten einzuteilen. Dabei ist zusÃ¤tzlich zum auslÃ¶senden Ereignis ein unabhÃ¤ngiger Einzelfehler anzunehmen. Es ist nachzuweisen, dass die Dosen nach Artikel 123 Absatz 2 StSV eingehalten werden kÃ¶nnen. FÃ1⁄4r die Auslegung einer Kernanlage nach Artikel 7 Buchstabe c ist bei den durch Naturereignisse ausgelÃ¶sten StÃ¶rfÃ¤llen nach Absatz 3 jeweils von einem Naturereignis mit einer HÃ¤ufigkeit von 10 pro Jahr sowie einem Naturereignis mit einer HÃ¤ufigkeit von 10 pro Jahr auszugehen. ZusÃ¤tzlich zum auslÃ¶senden Naturereignis ist ein unabhÃ¤ngiger Einzelfehler anzunehmen. Es ist nachzuweisen, dass die aus einem einzelnen solchen StÃ¶rfall resultierende Dosis fÃ1⁄4r Personen aus der BevÃ¶lkerung: a. bei einer EreignishÃ¤ufigkeit von 10 pro Jahr hÃ¶chstens 1 mSv betrÃ¤gt;b. bei einer EreignishÃ¤ufigkeit von 10 pro Jahr hÃ¶chstens 100 mSv betrÃ¤gt. Mittels probabilistischer Nachweise ist zu zeigen, dass auch ein ausreichender Schutz gegen auslegungsÃ1⁄4berschreitende StÃ¶rfÃ¤lle besteht. Die vorbeugenden und lindernden Vorkehren nach Artikel 7 Buchstabe d kÃ¶nnen dabei berÃ1⁄4cksichtigt werden. Das EidgenÃ¶ssische Departement fÃ1⁄4r Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation (Departement) legt die spezifischen GefÃ¤hrdungsannahmen und die Bewertungskriterien in einer Verordnung fest. SR 814.501 Fassung gemÃ¤ss Ziff. I der V vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019  (AS 2019 183). EingefÃ1⁄4gt durch Ziff. I der V vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019  (AS 2019 183). Fassung gemÃ¤ss Ziff. I der V vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019  (AS 2019 183).

fr_artHtml:
Art. 8 Exigences pour la protection contre les dÃ©faillances

1 Dans les installations nuclÃ©aires on devra prendre des mesures de protection contre les dÃ©faillances ayant leur origine tant Ã  lâintÃ©rieur quâÃ  lâextÃ©rieur.

2 Sont rÃ©putÃ©es dÃ©faillances ayant leur origine Ã  lâintÃ©rieur de lâinstallation en particulier la dÃ©faillance de rÃ©activitÃ©, la perte de liquide de refroidissement, la perte du puits de chaleur, lâincendie, lâinondation, les effets mÃ©caniques de la dÃ©faillance dâun composant, la dÃ©tÃ©rioration dâune gaine lors de la manipulation dâun Ã©lÃ©ment combustible, la panne dâun systÃ¨me dâexploitation, la rÃ©action inopportune dâun systÃ¨me de sÃ©curitÃ© ou son fonctionnement incorrect ainsi que les erreurs commises par le personnel.

3 Sont rÃ©putÃ©es dÃ©faillances ayant leur origine Ã  lâextÃ©rieur de lâinstallation en particulier les dÃ©faillances causÃ©es par un tremblement de terre, par une inondation, par la chute accidentelle dâun aÃ©ronef civil ou militaire sur lâinstallation, par une rafale de vent, par la foudre, par une onde de choc, par lâincendie, par la perte de lâalimentation externe en Ã©lectricitÃ© et par lâentrave ou une coupure de lâalimentation externe en eau de refroidissement.

4 En concevant une installation nuclÃ©aire conformÃ©ment Ã  lâart. 7, let. c, on devra classer les dÃ©faillances visÃ©es Ã  lâal. 2 et celles visÃ©es Ã  lâal. 3 qui ne sont pas causÃ©es par des Ã©vÃ©nements naturels selon la frÃ©quence indiquÃ©e Ã  lâart. 123, al. 2, ORaP6. Ã cet Ã©gard, les hypothÃ¨ses devront prÃ©voir une erreur isolÃ©e qui viendra sâajouter Ã  lâÃ©vÃ©nement dÃ©clencheur. On devra dÃ©montrer que les limites de dose visÃ©es Ã  lâart. 123, al. 2, ORaP peuvent Ãªtre respectÃ©es.7

4bis En concevant une installation nuclÃ©aire conformÃ©ment Ã  lâart. 7, let. c, on partira de lâhypothÃ¨se, pour ce qui concerne les dÃ©faillances causÃ©es par des Ã©vÃ©nements naturels qui sont visÃ©es Ã  lâal. 3, dâun Ã©vÃ©nement naturel dâune frÃ©quence de 10â3 par annÃ©e et dâun Ã©vÃ©nement naturel dâune frÃ©quence de 10â4 par annÃ©e. Les hypothÃ¨ses devront prÃ©voir une erreur isolÃ©e qui viendra sâajouter Ã  lâÃ©vÃ©nement dÃ©clencheur. On devra dÃ©montrer que la dose rÃ©sultant pour les membres du public par une dÃ©faillance isolÃ©e de ce type:

a.

ne dÃ©passe pas 1 mSv pour un Ã©vÃ©nement dâune frÃ©quence de 10-3 par annÃ©e;

b.

ne dÃ©passe pas 100 mSv pour un Ã©vÃ©nement dâune frÃ©quence de 10-4 par annÃ©e.8

5 Une analyse probabiliste doit dÃ©montrer quâil existe aussi une protection suffisante contre les dÃ©faillances hors dimensionnement. Ã cet Ã©gard, les mesures prÃ©ventives ou destinÃ©es Ã  attÃ©nuer les effets nÃ©fastes visÃ©s Ã  lâart. 7, let. d, peuvent Ãªtre prises en compte.9

6 Le DÃ©partement fÃ©dÃ©ral de lâenvironnement, des transports, de lâÃ©nergie et de la communication (dÃ©partement) fixe dans une ordonnance les hypothÃ¨ses spÃ©cifiques de risque et les critÃ¨res dâÃ©valuation.

6 RS 814.501

7 Nouvelle teneur selon le ch. I de lâO du 7 dÃ©c. 2018, en vigueur depuis le 1er fÃ©v. 2019 (RO 2019 183).

8 Introduit par le ch. I de lâO du 7 dÃ©c. 2018, en vigueur depuis le 1er fÃ©v. 2019 (RO 2019 183).

9 Nouvelle teneur selon le ch. I de lâO du 7 dÃ©c. 2018, en vigueur depuis le 1er fÃ©v. 2019 (RO 2019 183).

fr_artText: Dans les installations nuclÃ©aires on devra prendre des mesures de protection contre les dÃ©faillances ayant leur origine tant Ã  lâintÃ©rieur quâÃ  lâextÃ©rieur. Sont rÃ©putÃ©es dÃ©faillances ayant leur origine Ã  lâintÃ©rieur de lâinstallation en particulier la dÃ©faillance de rÃ©activitÃ©, la perte de liquide de refroidissement, la perte du puits de chaleur, lâincendie, lâinondation, les effets mÃ©caniques de la dÃ©faillance dâun composant, la dÃ©tÃ©rioration dâune gaine lors de la manipulation dâun Ã©lÃ©ment combustible, la panne dâun systÃ ̈me dâexploitation, la rÃ©action inopportune dâun systÃ ̈me de sÃ©curitÃ© ou son fonctionnement incorrect ainsi que les erreurs commises par le personnel. Sont rÃ©putÃ©es dÃ©faillances ayant leur origine Ã  lâextÃ©rieur de lâinstallation en particulier les dÃ©faillances causÃ©es par un tremblement de terre, par une inondation, par la chute accidentelle dâun aÃ©ronef civil ou militaire sur lâinstallation, par une rafale de vent, par la foudre, par une onde de choc, par lâincendie, par la perte de lâalimentation externe en Ã©lectricitÃ© et par lâentrave ou une coupure de lâalimentation externe en eau de refroidissement. En concevant une installation nuclÃ©aire conformÃ©ment Ã  lâart. 7, let. c, on devra classer les dÃ©faillances visÃ©es Ã  lâal. 2 et celles visÃ©es Ã  lâal. 3 qui ne sont pas causÃ©es par des Ã©vÃ©nements naturels selon la frÃ©quence indiquÃ©e Ã  lâart. 123, al. 2, ORaP. Ã cet Ã©gard, les hypothÃ ̈ses devront prÃ©voir une erreur isolÃ©e qui viendra sâajouter Ã  lâÃ©vÃ©nement dÃ©clencheur. On devra dÃ©montrer que les limites de dose visÃ©es Ã  lâart. 123, al. 2, ORaP peuvent Ãatre respectÃ©es. En concevant une installation nuclÃ©aire conformÃ©ment Ã  lâart. 7, let. c, on partira de lâhypothÃ ̈se, pour ce qui concerne les dÃ©faillances causÃ©es par des Ã©vÃ©nements naturels qui sont visÃ©es Ã  lâal. 3, dâun Ã©vÃ©nement naturel dâune frÃ©quence de 10 par annÃ©e et dâun Ã©vÃ©nement naturel dâune frÃ©quence de 10 par annÃ©e. Les hypothÃ ̈ses devront prÃ©voir une erreur isolÃ©e qui viendra sâajouter Ã  lâÃ©vÃ©nement dÃ©clencheur. On devra dÃ©montrer que la dose rÃ©sultant pour les membres du public par une dÃ©faillance isolÃ©e de ce type:a. ne dÃ©passe pas 1 mSv pour un Ã©vÃ©nement dâune frÃ©quence de 10 par annÃ©e;b. ne dÃ©passe pas 100 mSv pour un Ã©vÃ©nement dâune frÃ©quence de 10 par annÃ©e. Une analyse probabiliste doit dÃ©montrer quâil existe aussi une protection suffisante contre les dÃ©faillances hors dimensionnement. Ã cet Ã©gard, les mesures prÃ©ventives ou destinÃ©es Ã  attÃ©nuer les effets nÃ©fastes visÃ©s Ã  lâart. 7, let. d, peuvent Ãatre prises en compte. Le DÃ©partement fÃ©dÃ©ral de lâenvironnement, des transports, de lâÃ©nergie et de la communication (dÃ©partement) fixe dans une ordonnance les hypothÃ ̈ses spÃ©cifiques de risque et les critÃ ̈res dâÃ©valuation. RS 814.501 Nouvelle teneur selon le ch. I de lâO du 7 dÃ©c. 2018, en vigueur depuis le 1 fÃ©v. 2019 (RO 2019 183). Introduit par le ch. I de lâO du 7 dÃ©c. 2018, en vigueur depuis le 1 fÃ©v. 2019 (RO 2019 183). Nouvelle teneur selon le ch. I de lâO du 7 dÃ©c. 2018, en vigueur depuis le 1 fÃ©v. 2019 (RO 2019 183).

it_artHtml:
Art. 8 Requisiti in materia di protezione contro gli incidenti

1 Negli impianti nucleari, vanno adottati provvedimenti di protezione contro gli incidenti originati allâinterno o allâesterno dellâimpianto.

2 Per incidenti originati allâinterno dellâimpianto sâintendono in particolare perturbazioni a livello di reattivitÃ , fuoriuscite del liquido di raffreddamento, perdite dei pozzi di calore, incendi, inondazioni, influssi meccanici in seguito al mancato funzionamento delle componenti, danneggiamento delle guaine nella manipolazione di elementi di combustibile, mancato funzionamento dei sistemi dâesercizio, azionamento indesiderato o funzionamento difettoso di sistemi di sicurezza ed errore umano.

3 Per incidenti originati allâesterno dellâimpianto sâintendono in particolare gli incidenti che possono essere scatenati da terremoti, inondazioni, caduta incidentale di aerei civili e militari sullâimpianto, raffiche di vento, fulmini, onde di pressione, incendi, perdite dellâapprovvigionamento esterno di energia, danni o interruzioni dellâafflusso esterno di acqua di raffreddamento.

4 Nella progettazione di un impianto nucleare ai sensi dellâarticolo 7 lettera c, gli incidenti di cui al capoverso 2 e gli incidenti non cagionati da cause naturali secondo il capoverso 3 vanno suddivisi in funzione della frequenza come stabilito nellâarticolo 123 capoverso 2 ORaP6.<inl> </inl>In tale contesto, oltre allâevento iniziatore va ipotizzato un fallimento singolo indipendente. Occorre comprovare che le dosi di cui allâarticolo 123 capoverso 2 ORaP possono essere rispettate.7

4bis Nella progettazione di un impianto nucleare ai sensi dellâarticolo 7 lettera c, in caso di incidenti cagionati da cause naturali secondo il capoverso 3 occorre di volta in volta ipotizzare una causa naturale con una frequenza annua di 10â3 e una causa naturale con una frequenza annua di 10â4. Oltre allâevento naturale iniziatore va ipotizzato un fallimento singolo indipendente. Occorre comprovare che la dose risultante da un singolo incidente di questo tipo per gli individui della popolazione ammonta:

a.

al massimo a 1 mSv per eventi con una frequenza annua di 10-3;

b.

al massimo a 100 mSv per eventi con una frequenza annua di 10-4.8

5 Mediante analisi probabilistiche occorre dimostrare che vi Ã¨ una protezione sufficiente contro incidenti che superano la base di progetto. A questo riguardo possono essere considerate le misure preventive e lenitive di cui allâarticolo 7 lettera d.9

6 Il Dipartimento federale dellâambiente, dei trasporti, dellâenergia e delle comunicazioni (Dipartimento) fissa in unâordinanza le ipotesi specifiche di pericolo e i criteri di valutazione.

6 RS 814.501

7 Nuovo testo giusta il n. I dellâO del 7 dic. 2018, in vigore dal 1Â° feb. 2019 (RU 2019 183).

8 Introdotto dal n. I dellâO del 7 dic. 2018, in vigore dal 1Â° feb. 2019 (RU 2019 183).

9 Nuovo testo giusta il n. I dellâO del 7 dic. 2018, in vigore dal 1Â° feb. 2019 (RU 2019 183).

it_artText: Negli impianti nucleari, vanno adottati provvedimenti di protezione contro gli incidenti originati allâinterno o allâesterno dellâimpianto. Per incidenti originati allâinterno dellâimpianto sâintendono in particolare perturbazioni a livello di reattivitÃ , fuoriuscite del liquido di raffreddamento, perdite dei pozzi di calore, incendi, inondazioni, influssi meccanici in seguito al mancato funzionamento delle componenti, danneggiamento delle guaine nella manipolazione di elementi di combustibile, mancato funzionamento dei sistemi dâesercizio, azionamento indesiderato o funzionamento difettoso di sistemi di sicurezza ed errore umano. Per incidenti originati allâesterno dellâimpianto sâintendono in particolare gli incidenti che possono essere scatenati da terremoti, inondazioni, caduta incidentale di aerei civili e militari sullâimpianto, raffiche di vento, fulmini, onde di pressione, incendi, perdite dellâapprovvigionamento esterno di energia, danni o interruzioni dellâafflusso esterno di acqua di raffreddamento. Nella progettazione di un impianto nucleare ai sensi dellâarticolo 7 lettera c, gli incidenti di cui al capoverso 2 e gli incidenti non cagionati da cause naturali secondo il capoverso 3 vanno suddivisi in funzione della frequenza come stabilito nellâarticolo 123 capoverso 2 ORaP. In tale contesto, oltre allâevento iniziatore va ipotizzato un fallimento singolo indipendente. Occorre comprovare che le dosi di cui allâarticolo 123 capoverso 2 ORaP possono essere rispettate. Nella progettazione di un impianto nucleare ai sensi dellâarticolo 7 lettera c, in caso di incidenti cagionati da cause naturali secondo il capoverso 3 occorre di volta in volta ipotizzare una causa naturale con una frequenza annua di 10 e una causa naturale con una frequenza annua di 10. Oltre allâevento naturale iniziatore va ipotizzato un fallimento singolo indipendente. Occorre comprovare che la dose risultante da un singolo incidente di questo tipo per gli individui della popolazione ammonta:a. al massimo a 1 mSv per eventi con una frequenza annua di 10;b. al massimo a 100 mSv per eventi con una frequenza annua di 10. Mediante analisi probabilistiche occorre dimostrare che vi Ã ̈ una protezione sufficiente contro incidenti che superano la base di progetto. A questo riguardo possono essere considerate le misure preventive e lenitive di cui allâarticolo 7 lettera d. Il Dipartimento federale dellâambiente, dei trasporti, dellâenergia e delle comunicazioni (Dipartimento) fissa in unâordinanza le ipotesi specifiche di pericolo e i criteri di valutazione. RS 814.501 Nuovo testo giusta il n. I dellâO del 7 dic. 2018, in vigore dal 1Â° feb. 2019 (RU 2019 183). Introdotto dal n. I dellâO del 7 dic. 2018, in vigore dal 1Â° feb. 2019 (RU 2019 183). Nuovo testo giusta il n. I dellâO del 7 dic. 2018, in vigore dal 1Â° feb. 2019 (RU 2019 183).

en_artHtml:
Art. 8 Requirements concerning measures to prevent accidents

1 Preventive and protective measures must be taken to avoid accidents in nuclear installations that may originate either within (internal) or outside (external) the installation.

2 Internal initiating events include reactivity disturbance, loss of coolant, loss of heat sink, fire, flooding, mechanical damage due to component failure, damage to cladding when handling fuel elements, failure of operating systems, unintentional activation or faulty functioning of safety systems, and mistakes made by personnel.

3 External initiating events include earthquake, flooding, accidental crash of civil or military aircraft, squall, lightning strike, shock wave, fire, loss of off-site power, impairment or loss of external cooling water supply.

4 For the design of a nuclear installation in accordance with Article 7 letter c, accidents within the meaning of paragraph 2 and accidents not triggered by natural events within the meaning of paragraph 3 must be classified by the frequency specified in Article 123 paragraph 2 RPO6. In addition to the initiating event, an unrelated single failure must also be assumed. Proof must be provided that the requirements relating to maximum radiation doses in accordance with Article 123 paragraph 2 RPO are met.7

4bis For the design of a nuclear installation in accordance with Article 7 letter c, in the case of accidents triggered by natural events in accordance with paragraph 3, the assumption shall be made of a natural event with a frequency of 10â3 per year and a natural event with a frequency of 10â4 per year. In addition to a natural event triggering the accident, a separate individual error shall be assumed. It must be demonstrated that the dose resulting from a single such event for members of the public:

a.

is no greater than 1 mSv in the case of a frequency of 10-3 per year;

b.

is no greater than 100 mSv in the case of a frequency of 10-4 per year.8

5 Proof must be provided by probabilistic analysis that there is adequate protection against beyond-design-basis accidents. For this purpose, the preventive and mitigating measures in accordance with Article 7 letter d may be taken into account.9

6 The Federal Department of the Environment, Transport, Energy and Communications (the Department) shall define the hazard assumptions and associated evaluation criteria in an ordinance.

6 SR 814.501

7 Amended by No I of the O of 7 Dec. 2018, in force since 1 Feb. 2019 (AS 2019 183).

8 Inserted by No I of the O of 7 Dec. 2018, in force since 1 Feb. 2019 (AS 2019 183).

9 Amended by No I of the O of 7 Dec. 2018, in force since 1 Feb. 2019 (AS 2019 183).

en_artText: Preventive and protective measures must be taken to avoid accidents in nuclear installations that may originate either within (internal) or outside (external) the installation. Internal initiating events include reactivity disturbance, loss of coolant, loss of heat sink, fire, flooding, mechanical damage due to component failure, damage to cladding when handling fuel elements, failure of operating systems, unintentional activation or faulty functioning of safety systems, and mistakes made by personnel. External initiating events include earthquake, flooding, accidental crash of civil or military aircraft, squall, lightning strike, shock wave, fire, loss of off-site power, impairment or loss of external cooling water supply. For the design of a nuclear installation in accordance with Article 7 letter c, accidents within the meaning of paragraph 2 and accidents not triggered by natural events within the meaning of paragraph 3 must be classified by the frequency specified in Article 123 paragraph 2 RPO. In addition to the initiating event, an unrelated single failure must also be assumed. Proof must be provided that the requirements relating to maximum radiation doses in accordance with Article 123 paragraph 2 RPO are met. For the design of a nuclear installation in accordance with Article 7 letter c, in the case of accidents triggered by natural events in accordance with paragraph 3, the assumption shall be made of a natural event with a frequency of 10 per year and a natural event with a frequency of 10 per year. In addition to a natural event triggering the accident, a separate individual error shall be assumed. It must be demonstrated that the dose resulting from a single such event for members of the public: a. is no greater than 1 mSv in the case of a frequency of 10 per year;b. is no greater than 100 mSv in the case of a frequency of 10 per year. Proof must be provided by probabilistic analysis that there is adequate protection against beyond-design-basis accidents. For this purpose, the preventive and mitigating measures in accordance with Article 7 letter d may be taken into account.The Federal Department of the Environment, Transport, Energy and Communications (the Department) shall define the hazard assumptions and associated evaluation criteria in an ordinance. SR 814.501 Amended by No I of the O of 7 Dec. 2018, in force since 1 Feb. 2019 (AS 2019 183). Inserted by No I of the O of 7 Dec. 2018, in force since 1 Feb. 2019 (AS 2019 183). Amended by No I of the O of 7 Dec. 2018, in force since 1 Feb. 2019 (AS 2019 183).


de_artHtml:
Art. 80 Aufhebung bisherigen Rechts

Folgende Verordnungen werden aufgehoben:

1.

Verordnung vom 11. Juli 197974 Ã¼ber das Rahmenbewilligungsverfahren fÃ¼r Atomanlagen mit Standortbewilligung;

2.

Verordnung vom 27. November 198975 Ã¼ber vorbereitende Handlungen;

3.

Atomverordnung vom 18. Januar 198476;

4.

Verordnung vom 14. MÃ¤rz 198377 betreffend die Aufsicht Ã¼ber Kernanlagen.

74 [AS 1979 972]

75 [AS 1989 2476]

76 [AS 1984 209; 1987 546, 1484; 1991 1450; 1993 901 Anhang Ziff. 10; 1994 140;  1995 4959; 1996 2243 Ziff. I 65; 1997 2128; 2002 349 Art. 29]

77 [AS 1983 283]

de_artText: Folgende Verordnungen werden aufgehoben:1. Verordnung vom 11. Juli 1979 Ã1⁄4ber das Rahmenbewilligungsverfahren fÃ1⁄4r Atomanlagen mit Standortbewilligung;2. Verordnung vom 27. November 1989 Ã1⁄4ber vorbereitende Handlungen;3. Atomverordnung vom 18. Januar 1984;4. Verordnung vom 14. MÃ¤rz 1983 betreffend die Aufsicht Ã1⁄4ber Kernanlagen. [AS 1979 972] [AS 1989 2476] [AS 1984 209; 1987 546, 1484; 1991 1450; 1993 901 Anhang Ziff. 10; 1994 140;  1995 4959; 1996 2243 Ziff. I 65; 1997 2128; 2002 349 Art. 29] [AS 1983 283]

de_artTitle: Art. 80 Aufhebung bisherigen Rechts

fr_artHtml:
Art. 80 Abrogation du droit en vigueur

Sont abrogÃ©es:

1.

lâordonnance du 11 juillet 1979 rÃ©glant la procÃ©dure sâappliquant Ã  lâautorisation gÃ©nÃ©rale dâinstallations atomiques au bÃ©nÃ©fice dâune autorisation de site74;

2.

lâordonnance du 27 novembre 1989 sur les mesures prÃ©paratoires<tmp:inl id="d7e14451" md="S" name="w:position" xmlns:tmp="urn:com:c-moria:legi4ch:xslt:temp"></tmp:inl>75<tmp:inl id="d7e14451" md="E" xmlns:tmp="urn:com:c-moria:legi4ch:xslt:temp"></tmp:inl>;

3.

lâordonnance atomique du 18 janvier 198476;

4.

lâordonnance du 14 mars 1983 sur la surveillance des installations nuclÃ©aires77.

74 [RO 1979 972]

75 [RO 1989 2476]

76 [RO 1984 209, 1987 546 1484, 1991 1450, 1993 901 annexe ch. 10, 1994 140, 1995 4959, 1996 2243 ch. I 65, 1997 2128, 2002 349 art. 29]

77 [RO 1983 283]

fr_artText: Sont abrogÃ©es:1. lâordonnance du 11 juillet 1979 rÃ©glant la procÃ©dure sâappliquant Ã  lâautorisation gÃ©nÃ©rale dâinstallations atomiques au bÃ©nÃ©fice dâune autorisation de site;2. lâordonnance du 27 novembre 1989 sur les mesures prÃ©paratoires;3. lâordonnance atomique du 18 janvier 1984;4. lâordonnance du 14 mars 1983 sur la surveillance des installations nuclÃ©aires. [RO 1979 972] [RO 1989 2476] [RO 1984 209, 1987 546 1484, 1991 1450, 1993 901 annexe ch. 10, 1994 140, 1995 4959, 1996 2243 ch. I 65, 1997 2128, 2002 349 art. 29] [RO 1983 283]

fr_artTitle: Art. 80 Abrogation du droit en vigueur

it_artHtml:
Art. 80 Abrogazione del diritto previgente

Le seguenti ordinanze sono abrogate:

1.

ordinanza dellâ11 luglio 197974 sulla procedura per lâautorizzazione di massima agli impianti nucleari con licenza di sito;

2.

ordinanza del 27 novembre 198975 sui provvedimenti preparativi;

3.

ordinanza del 18 gennaio 198476 sullâenergia nucleare;

4.

ordinanza del 14 marzo 198377 concernente la sorveglianza degli impianti nucleari.

74 [RU 1979 972]

75 [RU 1989 2476]

76 [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]

77 [RU 1983 283]

it_artText: Le seguenti ordinanze sono abrogate:1. ordinanza dellâ11 luglio 1979 sulla procedura per lâautorizzazione di massima agli impianti nucleari con licenza di sito;2. ordinanza del 27 novembre 1989sui provvedimenti preparativi;3. ordinanza del 18 gennaio 1984 sullâenergia nucleare;4. ordinanza del 14 marzo 1983concernente la sorveglianza degli impianti nucleari. [RU 1979 972] [RU 1989 2476] [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] [RU 1983 283]

en_artHtml:
Art. 80 Repeal of current legislation

The following Ordinances are repealed:

1.

Ordinance of 11 July 197974 on the General Licensing Procedure for Nuclear Installations with Site Licence;

2.

Ordinance of 27 November 198975 on Preparatory Measures;

3.

Atomic Energy Ordinance of 18 January 198476;

4.

Ordinance of 14 March 198377 on the Supervision of Nuclear Installations.

74 [AS 1979 972]

75 [AS 1989 2476]

76 [AS 1984 209; 1987 546, 1484; 1991 1450; 1993 901 Annex No 10; 1994 140;  1995 4959; 1996 2243 No I 65; 1997 2128; 2002 349 Art. 29]

77 [AS 1983 283]

en_artText: The following Ordinances are repealed:1. Ordinance of 11 July 1979on the General Licensing Procedure for Nuclear Installations with Site Licence;2. Ordinance of 27 November 1989on Preparatory Measures;3. Atomic Energy Ordinance of 18 January 1984;4. Ordinance of 14 March 1983on the Supervision of Nuclear Installations. [AS 1979 972] [AS 1989 2476] [AS 1984 209; 1987 546, 1484; 1991 1450; 1993 901 Annex No 10; 1994 140;  1995 4959; 1996 2243 No I 65; 1997 2128; 2002 349 Art. 29] [AS 1983 283]

en_artTitle: Art. 80 Repeal of current legislation


de_artHtml:
Art. 81 Ãnderung bisherigen Rechts

Die Ãnderung bisherigen Rechts ist im Anhang 7 geregelt.

de_artTitle: Art. 81 Ãnderung bisherigen Rechts

fr_artHtml:
Art. 81 Modification du droit en vigueur

La modification du droit en vigueur est rÃ©glÃ©e Ã  lâannexe 7.

it_artHtml:
Art. 81 Modifica del diritto vigente

La modifica del diritto vigente Ã¨ disciplinata nellâallegato 7.

it_artText: La modifica del diritto vigente Ã ̈ disciplinata nellâallegato 7.

it_artTitle: Art. 81 Modifica del diritto vigente

en_artHtml:
Art. 81 Amendments to current legislation

Amendments to current legislation are dealt with in Annex 7.


de_artHtml:
Art. 82 Ãbergangsbestimmung

Bei der Festlegung des Umfangs von NachrÃ¼stungen in Kernanlagen, die vor Inkrafttreten des KEG in Betrieb genommen wurden, sind die Anforderungen und GrundsÃ¤tze nach den Artikeln 7â12 nach Massgabe von Artikel 22 Absatz 2 Buchstabe g KEG zu erfÃ¼llen.

de_artText: Bei der Festlegung des Umfangs von NachrÃ1⁄4stungen in Kernanlagen, die vor Inkrafttreten des KEG in Betrieb genommen wurden, sind die Anforderungen und GrundsÃ¤tze nach den Artikeln 7â12 nach Massgabe von Artikel 22 Absatz 2 Buchstabe g KEG zu erfÃ1⁄4llen.

de_artTitle: Art. 82 Ãbergangsbestimmung

fr_artHtml:
Art. 82 Disposition transitoire

En fixant lâampleur du rÃ©Ã©quipement dâune centrale nuclÃ©aire mise en service avant lâentrÃ©e en vigueur de la LENu, on respectera les exigences et principes formulÃ©s aux art. 7 Ã  12 en se basant sur lâart. 22, al. 2, let. g LENu.

fr_artTitle: Art. 82 Disposition transitoire

it_artHtml:
Art. 82 Disposizione transitoria

Nel definire la portata del riequipaggiamento di impianti nucleari che sono stati messi in servizio prima dellâentrata in vigore della LENu, occorre adempiere i requisiti e principi previsti negli articoli 7â12 tenuto conto dellâarticolo 22 capoverso 2 lettera g LENu.

it_artTitle: Art. 82 Disposizione transitoria

en_artHtml:
Art. 82 Transitional provision

For the specification of the scope of backfitting activities in nuclear installations that were commissioned prior to the enactment of the Nuclear Energy Act, the requirements and principles laid down in Articles 7 to 12 must be met in accordance with Article 22 paragraph 2 letter g of the Nuclear Energy Act.

en_artTitle: Art. 82 Transitional provision


de_artHtml:
Art. 82a78 Ãbergangsbestimmung zur Ãnderung vom 26. April 2017

Das ENSI kann die Frist zur Eingabe der PSÃ mit Sicherheitsnachweis fÃ¼r den Langzeitbetrieb im Sinne von Artikel 34 Absatz 4 in Verbindung mit Artikel 34 Absatz 3 auf Gesuch hin bis maximal Ende 2019 erstrecken.

78 EingefÃ¼gt durch Ziff. I der V vom 26. April 2017, in Kraft seit 1. Juni 2017  (AS 2017 2829).

de_artText: Das ENSI kann die Frist zur Eingabe der PSÃ mit Sicherheitsnachweis fÃ1⁄4r den Langzeitbetrieb im Sinne von Artikel 34 Absatz 4 in Verbindung mit Artikel 34 Absatz 3 auf Gesuch hin bis maximal Ende 2019 erstrecken. EingefÃ1⁄4gt durch Ziff. I der V vom 26. April 2017, in Kraft seit 1. Juni 2017  (AS 2017 2829).

de_artTitle: Art. 82a Ãbergangsbestimmung zur Ãnderung vom 26. April 2017

fr_artHtml:
Art. 82a78 Disposition transitoire relative Ã  la modification du 26 avril 2017

LâIFSN peut prolonger sur demande jusquâÃ  fin 2019 au maximum le dÃ©lai de remise des documents relatifs au RPS et du justificatif de sÃ©curitÃ© pour lâexploitation Ã  long terme au sens de lâart. 34, al. 4, en relation avec lâart. 34, al. 3.

78 Introduit par le ch. I de lâO du 26 avr. 2017, en vigueur depuis le 1er juin 2017  (RO 2017 2829).

fr_artText: LâIFSN peut prolonger sur demande jusquâÃ  fin 2019 au maximum le dÃ©lai de remise des documents relatifs au RPS et du justificatif de sÃ©curitÃ© pour lâexploitation Ã  long terme au sens de lâart. 34, al. 4, en relation avec lâart. 34, al. 3. Introduit par le ch. I de lâO du 26 avr. 2017, en vigueur depuis le 1 juin 2017  (RO 2017 2829).

fr_artTitle: Art. 82a Disposition transitoire relative Ã  la modification du 26 avril 2017

it_artHtml:
Art. 82a78 Disposizione transitoria relativa alla modifica del 26 aprile 2017

Su richiesta, lâIFSN puÃ² prorogare al massimo fino alla fine del 2019 il termine di inoltro della VPS corredata di una prova della sicurezza per lâesercizio a lungo termine ai sensi dellâarticolo 34 capoverso 4 in combinato disposto con lâarticolo 34 capoverso 3.

78 Introdotto dal n. I dellâO del 26 apr. 2017, in vigore dal 1Â° giu. 2017 (RU 2017 2829).

it_artText: Su richiesta, lâIFSN puÃ2 prorogare al massimo fino alla fine del 2019 il termine di inoltro della VPS corredata di una prova della sicurezza per lâesercizio a lungo termine ai sensi dellâarticolo 34 capoverso 4 in combinato disposto con lâarticolo 34 capoverso 3. Introdotto dal n. I dellâO del 26 apr. 2017, in vigore dal 1Â° giu. 2017 (RU 2017 2829).

it_artTitle: Art. 82a Disposizione transitoria relativa alla modifica del 26 aprile 2017

en_artHtml:
Art. 82a78 Transitional provision to the Amendment of 26 April 2017

ENSI may on request extend the deadline for submission of the PSR with proof of safety for long-term operations in accordance with Article 34 paragraph 4 in conjunction with Article 34 paragraph 3 until the end of 2019 at the latest.

78 Inserted by No I of the O of 26 April 2017, in force since 1 June 2017 (AS 2017 2829).

en_artText: ENSI may on request extend the deadline for submission of the PSR with proof of safety for long-term operations in accordance with Article 34 paragraph 4 in conjunction with Article 34 paragraph 3 until the end of 2019 at the latest. Inserted by No I of the O of 26 April 2017, in force since 1 June 2017 (AS 2017 2829).

en_artTitle: Art. 82a Transitional provision to the Amendment of 26 April 2017


de_artHtml:
Art. 83 Inkrafttreten

Diese Verordnung tritt am 1. Februar 2005 in Kraft.

de_artTitle: Art. 83 Inkrafttreten

fr_artHtml:
Art. 83 EntrÃ©e en vigueur

La prÃ©sente ordonnance entre en vigueur le 1er fÃ©vrier 2005.

fr_artText: La prÃ©sente ordonnance entre en vigueur le 1 fÃ©vrier 2005.

fr_artTitle: Art. 83 EntrÃ©e en vigueur

it_artHtml:
Art. 83 Entrata in vigore

La presente ordinanza entra in vigore il 1Â° febbraio 2005.

it_artTitle: Art. 83 Entrata in vigore

en_artHtml:
Art. 83 Commencement

This Ordinance comes into force on 1 February 2005.

en_artTitle: Art. 83 Commencement


de_artHtml:
Art. 9 Anforderungen an die Sicherung

1 Der Schutz von Kernanlagen und Kernmaterialien vor Sabotage, gewaltsamen Einwirkungen oder Entwendung muss auf einer in die Tiefe gestaffelten Abwehr beruhen, welche bauliche, technische, organisatorische, personelle und administrative Massnahmen beinhaltet.

2 Die GrundsÃ¤tze fÃ¼r die Sicherungszonen und -schranken sowie fÃ¼r den Schutz der Kernanlagen, Kernmaterialien und radioaktiven AbfÃ¤lle sind im Anhang 2 festgelegt.

3 Das Departement legt die GrundsÃ¤tze fÃ¼r die GefÃ¤hrdungsannahmen und fÃ¼r die baulichen, technischen, organisatorischen und administrativen Anforderungen an Sicherungsmassnahmen in einer Verordnung fest.

de_artText: Der Schutz von Kernanlagen und Kernmaterialien vor Sabotage, gewaltsamen Einwirkungen oder Entwendung muss auf einer in die Tiefe gestaffelten Abwehr beruhen, welche bauliche, technische, organisatorische, personelle und administrative Massnahmen beinhaltet. Die GrundsÃ¤tze fÃ1⁄4r die Sicherungszonen und -schranken sowie fÃ1⁄4r den Schutz der Kernanlagen, Kernmaterialien und radioaktiven AbfÃ¤lle sind im Anhang 2 festgelegt. Das Departement legt die GrundsÃ¤tze fÃ1⁄4r die GefÃ¤hrdungsannahmen und fÃ1⁄4r die baulichen, technischen, organisatorischen und administrativen Anforderungen an Sicherungsmassnahmen in einer Verordnung fest.

de_artTitle: Art. 9 Anforderungen an die Sicherung

fr_artHtml:
Art. 9 Exigences pour la sÃ»retÃ©

1 La protection des installations et des matiÃ¨res nuclÃ©aires contre les actes de sabotage, les actes de violence ou le vol doit reposer sur un systÃ¨me de dÃ©fense Ã©chelonnÃ© en profondeur comprenant des mesures de nature architecturale, technique, organisationnelle, personnelle et administrative.

2 Les principes sâappliquant aux zones et aux barriÃ¨res de sÃ»retÃ© ainsi quâÃ  la protection des centrales nuclÃ©aires, des matiÃ¨res nuclÃ©aires et des dÃ©chets radioactifs sont Ã©noncÃ©s Ã  lâannexe 2.

3 Le dÃ©partement fixe dans une ordonnance les principes sâappliquant aux hypothÃ¨ses de risques et aux mesures de sÃ»retÃ© de nature architecturale, technique, organisationnelle et administrative.

fr_artText: La protection des installations et des matiÃ ̈res nuclÃ©aires contre les actes de sabotage, les actes de violence ou le vol doit reposer sur un systÃ ̈me de dÃ©fense Ã©chelonnÃ© en profondeur comprenant des mesures de nature architecturale, technique, organisationnelle, personnelle et administrative. Les principes sâappliquant aux zones et aux barriÃ ̈res de sÃ»retÃ© ainsi quâÃ  la protection des centrales nuclÃ©aires, des matiÃ ̈res nuclÃ©aires et des dÃ©chets radioactifs sont Ã©noncÃ©s Ã  lâannexe 2. Le dÃ©partement fixe dans une ordonnance les principes sâappliquant aux hypothÃ ̈ses de risques et aux mesures de sÃ»retÃ© de nature architecturale, technique, organisationnelle et administrative.

fr_artTitle: Art. 9 Exigences pour la sÃ»retÃ©

it_artHtml:
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 devâessere basata su un sistema graduale di difesa in profonditÃ , che preveda misure edilizie, tecniche, organizzative, amministrative e di personale.

2 I principi per le zone e le barriere di sicurezza esterna, nonchÃ© per la protezione dei materiali nucleari e delle scorie radioattive sono fissati nellâallegato 2.

3 Il Dipartimento fissa in unâordinanza i principi per le ipotesi di pericolo e per i requisiti edilizi, tecnici, organizzativi e amministrativi cui devono adempiere le misure di sicurezza esterna.

it_artText: La protezione degli impianti nucleari e dei materiali nucleari dal sabotaggio, da interventi violenti o da sottrazioni devâessere basata su un sistema graduale di difesa in profonditÃ , che preveda misure edilizie, tecniche, organizzative, amministrative e di personale. I principi per le zone e le barriere di sicurezza esterna, nonchÃ© per la protezione dei materiali nucleari e delle scorie radioattive sono fissati nellâallegato 2. Il Dipartimento fissa in unâordinanza i principi per le ipotesi di pericolo e per i requisiti edilizi, tecnici, organizzativi e amministrativi cui devono adempiere le misure di sicurezza esterna.

en_artHtml:
Art. 9 Requirements concerning security

1 The protection of nuclear installations and nuclear material against sabotage, malicious acts and unauthorised removal must be based on the principle of defence in depth, which encompasses structural, technical, organisational, personnel and administrative measures.

2 The principles for security zones and barriers and for the protection of nuclear installations, nuclear materials and radioactive waste are defined in Annex 2.

3 The Department shall define the principles for hazard assumptions and for structural, technical, organisational and administrative security measures in an ordinance.

en_artText: The protection of nuclear installations and nuclear material against sabotage, malicious acts and unauthorised removal must be based on the principle of defence in depth, which encompasses structural, technical, organisational, personnel and administrative measures. The principles for security zones and barriers and for the protection of nuclear installations, nuclear materials and radioactive waste are defined in Annex 2. The Department shall define the principles for hazard assumptions and for structural, technical, organisational and administrative security measures in an ordinance.

en_artTitle: Art. 9 Requirements concerning security


de_artHtml:
Art. 1 Begriffe

In dieser Verordnung bedeuten:

a.2

AuslegungsstÃ¶rfall: StÃ¶rfall, bei dem durch auslegungsgemÃ¤sses Verhalten der Sicherheitssysteme keine unzulÃ¤ssige Freisetzung radioaktiver Stoffe und keine unzulÃ¤ssige Bestrahlung von Personen auftreten. Die Gesamtheit der AuslegungsstÃ¶rfÃ¤lle kann in folgende Kategorien eingeteilt werden:

1.

StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 1: nicht durch Naturereignisse ausgelÃ¶ste StÃ¶rfÃ¤lle mit einer HÃ¤ufigkeit kleiner gleich 10-1 und grÃ¶sser als 10-2 pro Jahr,

2.

StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 2: nicht durch Naturereignisse ausgelÃ¶ste StÃ¶rfÃ¤lle mit einer HÃ¤ufigkeit kleiner gleich 10-2 und grÃ¶sser als 10-4 pro Jahr sowie durch Naturereignisse mit einer HÃ¤ufigkeit von 10-3 pro Jahr ausgelÃ¶ste StÃ¶rfÃ¤lle,

3.

StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 3: nicht durch Naturereignisse ausgelÃ¶ste StÃ¶rfÃ¤lle mit einer HÃ¤ufigkeit kleiner gleich 10-4 und grÃ¶sser als 10-6 pro Jahr sowie durch Naturereignisse mit einer HÃ¤ufigkeit von 10-4 pro Jahr ausgelÃ¶ste StÃ¶rfÃ¤lle;

b.

AuslegungsÃ¼berschreitender StÃ¶rfall: StÃ¶rfall, welcher in Bezug auf das auslÃ¶sende Ereignis oder die Art und Anzahl zusÃ¤tzlicher Fehler den Rahmen der Auslegung durchbricht; dabei kann nicht ausgeschlossen werden, dass radioaktive Stoffe in gefÃ¤hrdendem Umfang freigesetzt werden.

c.

Konzept der gestaffelten Sicherheitsvorsorge: Sicherheitskonzept, das auf mehreren Ebenen aufeinander folgende und voneinander unabhÃ¤ngige Schutzmassnahmen umfasst, die bei Abweichungen vom Normalbetrieb unzulÃ¤ssige radiologische Auswirkungen in der Umgebung verhindern und Freisetzungen in gefÃ¤hrdendem Umfang lindern.

d.

Grundlegende Schutzziele: Die grundlegenden Schutzziele zur GewÃ¤hrleistung der nuklearen Sicherheit sind:

1.

die Kontrolle der ReaktivitÃ¤t,

2.

die KÃ¼hlung der Kernmaterialien und der radioaktiven AbfÃ¤lle,

3.

der Einschluss der radioaktiven Stoffe,

4.

die Begrenzung der Strahlenexposition.

e.

StÃ¶rfallanalyse: Untersuchung des Verhaltens der Kernanlage bei StÃ¶rfÃ¤llen mit Hilfe analytischer Methoden. Die StÃ¶rfallanalyse umfasst eine deterministische und eine probabilistische Untersuchung von StÃ¶rfallablÃ¤ufen. Anhand der deterministischen StÃ¶rfallanalyse ist nachzuweisen, dass ein abdeckendes Spektrum von StÃ¶rfÃ¤llen durch die getroffenen Schutzmassnahmen wirksam beherrscht wird und damit die grundlegenden Schutzziele eingehalten werden. ErgÃ¤nzend hierzu ist anhand der probabilistischen Sicherheitsanalyse nachzuweisen, dass die gegen StÃ¶rfÃ¤lle getroffenen Schutzmassnahmen ausreichend zuverlÃ¤ssig und ausgewogen sind.

f.

Ãbergreifende Einwirkungen: Einwirkungen mit Ursprung innerhalb oder ausserhalb der Anlage, die aufgrund eines grossen rÃ¤umlichen Einwirkungsbereichs SchÃ¤den an mehreren Bauwerken oder Anlageteilen verursachen kÃ¶nnen.

2 Fassung gemÃ¤ss Ziff. II der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019  (AS 2019 187).

de_artText: In dieser Verordnung bedeuten:a. AuslegungsstÃ¶rfall: StÃ¶rfall, bei dem durch auslegungsgemÃ¤sses Verhalten der Sicherheitssysteme keine unzulÃ¤ssige Freisetzung radioaktiver Stoffe und keine unzulÃ¤ssige Bestrahlung von Personen auftreten. Die Gesamtheit der AuslegungsstÃ¶rfÃ¤lle kann in folgende Kategorien eingeteilt werden:1. StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 1: nicht durch Naturereignisse ausgelÃ¶ste StÃ¶rfÃ¤lle mit einer HÃ¤ufigkeit kleiner gleich 10 und grÃ¶sser als 10 pro Jahr,2. StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 2: nicht durch Naturereignisse ausgelÃ¶ste StÃ¶rfÃ¤lle mit einer HÃ¤ufigkeit kleiner gleich 10 und grÃ¶sser als 10 pro Jahr sowie durch Naturereignisse mit einer HÃ¤ufigkeit von 10 pro Jahr ausgelÃ¶ste StÃ¶rfÃ¤lle,3. StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 3: nicht durch Naturereignisse ausgelÃ¶ste StÃ¶rfÃ¤lle mit einer HÃ¤ufigkeit kleiner gleich 10 und grÃ¶sser als 10 pro Jahr sowie durch Naturereignisse mit einer HÃ¤ufigkeit von 10 pro Jahr ausgelÃ¶ste StÃ¶rfÃ¤lle;b. AuslegungsÃ1⁄4berschreitender StÃ¶rfall: StÃ¶rfall, welcher in Bezug auf das auslÃ¶sende Ereignis oder die Art und Anzahl zusÃ¤tzlicher Fehler den Rahmen der Auslegung durchbricht; dabei kann nicht ausgeschlossen werden, dass radioaktive Stoffe in gefÃ¤hrdendem Umfang freigesetzt werden.c. Konzept der gestaffelten Sicherheitsvorsorge: Sicherheitskonzept, das auf mehreren Ebenen aufeinander folgende und voneinander unabhÃ¤ngige Schutzmassnahmen umfasst, die bei Abweichungen vom Normalbetrieb unzulÃ¤ssige radiologische Auswirkungen in der Umgebung verhindern und Freisetzungen in gefÃ¤hrdendem Umfang lindern.d. Grundlegende Schutzziele: Die grundlegenden Schutzziele zur GewÃ¤hrleistung der nuklearen Sicherheit sind:1. die Kontrolle der ReaktivitÃ¤t,2. die KÃ1⁄4hlung der Kernmaterialien und der radioaktiven AbfÃ¤lle,3. der Einschluss der radioaktiven Stoffe,4. die Begrenzung der Strahlenexposition.e. StÃ¶rfallanalyse: Untersuchung des Verhaltens der Kernanlage bei StÃ¶rfÃ¤llen mit Hilfe analytischer Methoden. Die StÃ¶rfallanalyse umfasst eine deterministische und eine probabilistische Untersuchung von StÃ¶rfallablÃ¤ufen. Anhand der deterministischen StÃ¶rfallanalyse ist nachzuweisen, dass ein abdeckendes Spektrum von StÃ¶rfÃ¤llen durch die getroffenen Schutzmassnahmen wirksam beherrscht wird und damit die grundlegenden Schutzziele eingehalten werden. ErgÃ¤nzend hierzu ist anhand der probabilistischen Sicherheitsanalyse nachzuweisen, dass die gegen StÃ¶rfÃ¤lle getroffenen Schutzmassnahmen ausreichend zuverlÃ¤ssig und ausgewogen sind.f. Ãbergreifende Einwirkungen: Einwirkungen mit Ursprung innerhalb oder ausserhalb der Anlage, die aufgrund eines grossen rÃ¤umlichen Einwirkungsbereichs SchÃ¤den an mehreren Bauwerken oder Anlageteilen verursachen kÃ¶nnen. Fassung gemÃ¤ss Ziff. II der V des UVEK vom 7. Dez. 2018, in Kraft seit 1. Febr. 2019  (AS 2019 187).

de_artTitle: Art. 1 Begriffe

de_lawTitle: Verordnung des UVEK vom 17. Juni 2009 über die Gefährdungsannahmen und die Bewertung des Schutzes gegen Störfälle in Kernanlagen

fr_artHtml:
Art. 1 DÃ©finitions

Au sens de la prÃ©sente ordonnance, on entend par:

a.2

dÃ©faillance dans le cadre des rÃ¨gles de dimensionnement: incident au cours duquel le comportement conforme Ã  la conception des systÃ¨mes de sÃ©curitÃ© empÃªche toute dispersion inadmissible de substances radioactives et toute irradiation inadmissible des personnes; ce type de dÃ©faillance peut Ãªtre rÃ©parti dans les catÃ©gories suivantes:

1.

dÃ©faillances de catÃ©gorie 1: dÃ©faillances qui ne sont pas dues Ã  des Ã©vÃ©nements naturels et dont la frÃ©quence est infÃ©rieure ou Ã©gale Ã  10-1 et supÃ©rieure Ã  10-2 par an,

2.

dÃ©faillances de catÃ©gorie 2: dÃ©faillances qui ne sont pas dues Ã  des Ã©vÃ©nements naturels et dont la frÃ©quence est infÃ©rieure ou Ã©gale Ã  10-2 et supÃ©rieure Ã  10-4 par an et dÃ©faillances dues Ã  des Ã©vÃ©nements naturels dont la frÃ©quence est de 10-3 par an,

3.

dÃ©faillances de catÃ©gorie 3: dÃ©faillances qui ne sont pas dues Ã  des Ã©vÃ©nements naturels et dont la frÃ©quence est infÃ©rieure ou Ã©gale Ã  10-4 et supÃ©rieure Ã  10-6 par an et dÃ©faillances dues Ã  des Ã©vÃ©nements naturels dont la frÃ©quence est de 10-4 par an;

b.

dÃ©faillance hors dimensionnement: dÃ©veloppement dâun incident qui, au vu de lâÃ©vÃ©nement initiateur ou du type et du nombre de dysfonctionnements supplÃ©mentaires, dÃ©passe le cadre de la conception; on ne peut pas exclure que des substances radioactives soient libÃ©rÃ©es dans des quantitÃ©s prÃ©sentant un danger;

c.

concept de dÃ©fense en profondeur: concept de sÃ©curitÃ© comprenant des mesures de protection successives, Ã©chelonnÃ©es sur plusieurs niveaux et indÃ©pendantes les unes des autres qui, en cas dâÃ©cart par rapport aux conditions normales dâexploitation, empÃªchent toute consÃ©quence radiologique inadmissible pour lâenvironnement et attÃ©nuent la dispersion de substances radioactives dans des quantitÃ©s prÃ©sentant un danger;

d.

objectifs fondamentaux de protection: les objectifs fondamentaux de protection visant Ã  assurer la sÃ©curitÃ© nuclÃ©aire sont:

1.

la maÃ®trise de la rÃ©activitÃ©,

2.

le refroidissement des matiÃ¨res nuclÃ©aires et des dÃ©chets radioactifs,

3.

le confinement des substances radioactives,

4.

la limitation de lâexposition aux radiations;

e.

analyse des dÃ©faillances: Ã©tude du comportement de lâinstallation nuclÃ©aire en cas de dÃ©faillance par des mÃ©thodes analytiques lâanalyse des dÃ©faillances comprend un examen dÃ©terministe et probabiliste du dÃ©veloppement des incidents lâanalyse dÃ©terministe des dÃ©faillances doit servir Ã  prouver que les mesures de protection prises permettent de maÃ®triser efficacement un Ã©ventail enveloppant de dÃ©faillances et Ã  garantir ainsi que les objectifs fondamentaux de protection sont respectÃ©s en tant que complÃ©ment de lâanalyse dÃ©terministe, lâanalyse probabiliste de sÃ©curitÃ© sert quant Ã  elle Ã  prouver que les mesures prises en matiÃ¨re de protection contre les dÃ©faillances sont suffisamment fiables et Ã©quilibrÃ©es;

f.

effets Ã©tendus: effets qui ont leur origine Ã  lâintÃ©rieur ou Ã  lâextÃ©rieur de lâinstallation et qui, en raison de leur extension spatiale, peuvent endommager plusieurs ouvrages ou Ã©quipements.

2 Nouvelle teneur selon le ch. II de lâO du DETEC du 7 dÃ©c. 2018, en vigueur depuis le 1er fÃ©v. 2019 (RO 2019 187).

fr_artText: Au sens de la prÃ©sente ordonnance, on entend par:a. dÃ©faillance dans le cadre des rÃ ̈gles de dimensionnement: incident au cours duquel le comportement conforme Ã  la conception des systÃ ̈mes de sÃ©curitÃ© empÃache toute dispersion inadmissible de substances radioactives et toute irradiation inadmissible des personnes; ce type de dÃ©faillance peut Ãatre rÃ©parti dans les catÃ©gories suivantes:1. dÃ©faillances de catÃ©gorie 1: dÃ©faillances qui ne sont pas dues Ã  des Ã©vÃ©nements naturels et dont la frÃ©quence est infÃ©rieure ou Ã©gale Ã  10 et supÃ©rieure Ã  10 par an,2. dÃ©faillances de catÃ©gorie 2: dÃ©faillances qui ne sont pas dues Ã  des Ã©vÃ©nements naturels et dont la frÃ©quence est infÃ©rieure ou Ã©gale Ã  10 et supÃ©rieure Ã  10 par an et dÃ©faillances dues Ã  des Ã©vÃ©nements naturels dont la frÃ©quence est de 10 par an,3. dÃ©faillances de catÃ©gorie 3: dÃ©faillances qui ne sont pas dues Ã  des Ã©vÃ©nements naturels et dont la frÃ©quence est infÃ©rieure ou Ã©gale Ã  10 et supÃ©rieure Ã  10 par an et dÃ©faillances dues Ã  des Ã©vÃ©nements naturels dont la frÃ©quence est de 10 par an;b. dÃ©faillance hors dimensionnement: dÃ©veloppement dâun incident qui, au vu de lâÃ©vÃ©nement initiateur ou du type et du nombre de dysfonctionnements supplÃ©mentaires, dÃ©passe le cadre de la conception; on ne peut pas exclure que des substances radioactives soient libÃ©rÃ©es dans des quantitÃ©s prÃ©sentant un danger;c. concept de dÃ©fense en profondeur: concept de sÃ©curitÃ© comprenant des mesures de protection successives, Ã©chelonnÃ©es sur plusieurs niveaux et indÃ©pendantes les unes des autres qui, en cas dâÃ©cart par rapport aux conditions normales dâexploitation, empÃachent toute consÃ©quence radiologique inadmissible pour lâenvironnement et attÃ©nuent la dispersion de substances radioactives dans des quantitÃ©s prÃ©sentant un danger;d. objectifs fondamentaux de protection: les objectifs fondamentaux de protection visant Ã  assurer la sÃ©curitÃ© nuclÃ©aire sont:1. la maÃ®trise de la rÃ©activitÃ©,2. le refroidissement des matiÃ ̈res nuclÃ©aires et des dÃ©chets radioactifs,3. le confinement des substances radioactives,4. la limitation de lâexposition aux radiations;e. analyse des dÃ©faillances: Ã©tude du comportement de lâinstallation nuclÃ©aire en cas de dÃ©faillance par des mÃ©thodes analytiques lâanalyse des dÃ©faillances comprend un examen dÃ©terministe et probabiliste du dÃ©veloppement des incidents lâanalyse dÃ©terministe des dÃ©faillances doit servir Ã  prouver que les mesures de protection prises permettent de maÃ®triser efficacement un Ã©ventail enveloppant de dÃ©faillances et Ã  garantir ainsi que les objectifs fondamentaux de protection sont respectÃ©s en tant que complÃ©ment de lâanalyse dÃ©terministe, lâanalyse probabiliste de sÃ©curitÃ© sert quant Ã  elle Ã  prouver que les mesures prises en matiÃ ̈re de protection contre les dÃ©faillances sont suffisamment fiables et Ã©quilibrÃ©es;f. effets Ã©tendus: effets qui ont leur origine Ã  lâintÃ©rieur ou Ã  lâextÃ©rieur de lâinstallation et qui, en raison de leur extension spatiale, peuvent endommager plusieurs ouvrages ou Ã©quipements. Nouvelle teneur selon le ch. II de lâO du DETEC du 7 dÃ©c. 2018, en vigueur depuis le 1 fÃ©v. 2019 (RO 2019 187).

fr_artTitle: Art. 1 DÃ©finitions

fr_lawTitle: Ordonnance du DETEC du 17 juin 2009 sur les hypothèses de risque et sur l'évaluation de la protection contre les défaillances dans les installations nucléaires

it_artHtml:
Art. 1 Definizioni

Nella presente ordinanza sâintendono per:

a.2

incidente base di progetto: incidente nel quale, grazie a un comportamento secondo progettazione dei sistemi di sicurezza, non si verifica nessun rilascio inammissibile di sostanze radioattive e nessuna irradiazione inammissibile di persone. Lâinsieme degli incidenti base di progetto puÃ² essere suddiviso nelle seguenti categorie:

1.

incidenti di categoria 1: incidenti non causati da eventi naturali con una frequenza minore o uguale a 10-1 e maggiore di 10-2 allâanno,

2.

incidenti di categoria 2: incidenti non causati da eventi naturali con una frequenza minore o uguale a 10-2 e maggiore di 10-4 allâanno, nonchÃ© incidenti causati da eventi naturali con una frequenza di 10-3 allâanno,

3.

incidenti di categoria 3: incidenti non causati da eventi naturali con una frequenza minore o uguale a 10-4 e maggiore di 10-6 allâanno, nonchÃ© incidenti causati da eventi naturali con una frequenza di 10-4 allâanno;

b.

incidente che supera la base di progetto: incidente che, in relazione allâevento iniziatore o al tipo e numero di ulteriori fallimenti, supera la base di progetto, cosÃ¬ che non puÃ² essere escluso che sostanze radioattive vengano rilasciate in dosi pericolose;

c.

concetto di difesa in profonditÃ : concetto di sicurezza che ingloba misure di protezione distribuite su vari livelli successivi e indipendenti tra loro, le quali, nel caso di deviazioni da condizioni dâesercizio normali, impediscono conseguenze radiologiche inammissibili nellâambiente e attenuano i rilasci in quantitÃ  pericolose;

d.

funzioni di sicurezza fondamentali: le funzioni di sicurezza fondamentali per garantire la sicurezza nucleare sono:

1.

il controllo della reattivitÃ ,

2.

il raffreddamento dei materiali nucleari e delle scorie radioattive,

3.

il contenimento delle sostanze radioattive,

4.

la limitazione dellâesposizione alle radiazioni.

e.

analisi dâincidente: esame del comportamento dellâimpianto nucleare nel caso dâincidente con lâausilio di metodi analitici. Lâanalisi dâincidente comprende unâanalisi deterministica e unâanalisi probabilistica dei decorsi dâincidente. Tramite lâanalisi deterministica dâincidente si deve dimostrare che le misure di protezione adottate consentono di coprire in modo efficiente un ampio spettro di incidenti e che, di conseguenza, sono soddisfatte le funzioni di sicurezza fondamentali. A titolo complementare, con lâanalisi probabilistica di sicurezza si deve dimostrare che le misure di protezione adottate contro gli incidenti sono sufficientemente affidabili ed equilibrate.

f.

effetti estesi: effetti originati allâinterno o allâesterno dellâimpianto che, a causa della loro grande estensione spaziale, possono danneggiare diverse strutture o installazioni.

2 Nuovo testo giusta il n. II dellâO del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1Â° feb. 2019 (RU 2019 187).

it_artText: Nella presente ordinanza sâintendono per:a. incidente base di progetto: incidente nel quale, grazie a un comportamento secondo progettazione dei sistemi di sicurezza, non si verifica nessun rilascio inammissibile di sostanze radioattive e nessuna irradiazione inammissibile di persone. Lâinsieme degli incidenti base di progetto puÃ2 essere suddiviso nelle seguenti categorie:1. incidenti di categoria 1: incidenti non causati da eventi naturali con una frequenza minore o uguale a 10 e maggiore di 10 allâanno,2. incidenti di categoria 2: incidenti non causati da eventi naturali con una frequenza minore o uguale a 10 e maggiore di 10 allâanno, nonchÃ© incidenti causati da eventi naturali con una frequenza di 10 allâanno,3. incidenti di categoria 3: incidenti non causati da eventi naturali con una frequenza minore o uguale a 10 e maggiore di 10 allâanno, nonchÃ© incidenti causati da eventi naturali con una frequenza di 10 allâanno;b. incidente che supera la base di progetto: incidente che, in relazione allâevento iniziatore o al tipo e numero di ulteriori fallimenti, supera la base di progetto, cosÃ¬ che non puÃ2 essere escluso che sostanze radioattive vengano rilasciate in dosi pericolose;c. concetto di difesa in profonditÃ : concetto di sicurezza che ingloba misure di protezione distribuite su vari livelli successivi e indipendenti tra loro, le quali, nel caso di deviazioni da condizioni dâesercizio normali, impediscono conseguenze radiologiche inammissibili nellâambiente e attenuano i rilasci in quantitÃ  pericolose;d. funzioni di sicurezza fondamentali: le funzioni di sicurezza fondamentali per garantire la sicurezza nucleare sono:1. il controllo della reattivitÃ ,2. il raffreddamento dei materiali nucleari e delle scorie radioattive,3. il contenimento delle sostanze radioattive,4. la limitazione dellâesposizione alle radiazioni.e. analisi dâincidente: esame del comportamento dellâimpianto nucleare nel caso dâincidente con lâausilio di metodi analitici. Lâanalisi dâincidente comprende unâanalisi deterministica e unâanalisi probabilistica dei decorsi dâincidente. Tramite lâanalisi deterministica dâincidente si deve dimostrare che le misure di protezione adottate consentono di coprire in modo efficiente un ampio spettro di incidenti e che, di conseguenza, sono soddisfatte le funzioni di sicurezza fondamentali. A titolo complementare, con lâanalisi probabilistica di sicurezza si deve dimostrare che le misure di protezione adottate contro gli incidenti sono sufficientemente affidabili ed equilibrate.f. effetti estesi: effetti originati allâinterno o allâesterno dellâimpianto che, a causa della loro grande estensione spaziale, possono danneggiare diverse strutture o installazioni. Nuovo testo giusta il n. II dellâO del DATEC del 7 dic. 2018, in vigore dal 1Â° feb. 2019 (RU 2019 187).

it_artTitle: Art. 1 Definizioni

it_lawTitle: Ordinanza del DATEC del 17 giugno 2009 sulle ipotesi di pericolo e la valutazione della protezione contro gli incidenti negli impianti nucleari


de_artHtml:
Art. 10 StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 2

Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat fÃ¼r StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 2 nachzuweisen, dass jederzeit:

a.

die UnterkritikalitÃ¤t gewÃ¤hrleistet ist;

b.

ein ausreichender WÃ¤rmeÃ¼bergang von den Brennstab-HÃ¼llrohren zum KÃ¼hlmittel gewÃ¤hrleistet ist;

c.

die IntegritÃ¤t folgender Barrieren durch derartige StÃ¶rfÃ¤lle nicht beeintrÃ¤chtigt wird:

1.

Brennstab-HÃ¼llrohre,

2.

PrimÃ¤r-Containment.

de_artText: Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat fÃ1⁄4r StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 2 nachzuweisen, dass jederzeit:a. die UnterkritikalitÃ¤t gewÃ¤hrleistet ist;b. ein ausreichender WÃ¤rmeÃ1⁄4bergang von den Brennstab-HÃ1⁄4llrohren zum KÃ1⁄4hlmittel gewÃ¤hrleistet ist;c. die IntegritÃ¤t folgender Barrieren durch derartige StÃ¶rfÃ¤lle nicht beeintrÃ¤chtigt wird:1. Brennstab-HÃ1⁄4llrohre,2. PrimÃ¤r-Containment.

de_artTitle: Art. 10 StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 2

fr_artHtml:
Art. 10 DÃ©faillances de catÃ©gorie 2

Le requÃ©rant ou le dÃ©tenteur dâautorisation doit dÃ©montrer pour les dÃ©faillances de catÃ©gorie 2 quâÃ  tout moment:

a.

la sous-criticitÃ© est assurÃ©e;

b.

un transfert thermique suffisant est assurÃ© des gaines des barres de combustible au rÃ©frigÃ©rant;

c.

de telles dÃ©faillances ne peuvent pas porter atteinte Ã  lâintÃ©gritÃ© des barriÃ¨res suivantes:

1.

les gaines des barres de combustible,

2.

lâenceinte de confinement primaire.

fr_artText: Le requÃ©rant ou le dÃ©tenteur dâautorisation doit dÃ©montrer pour les dÃ©faillances de catÃ©gorie 2 quâÃ  tout moment:a. la sous-criticitÃ© est assurÃ©e;b. un transfert thermique suffisant est assurÃ© des gaines des barres de combustible au rÃ©frigÃ©rant;c. de telles dÃ©faillances ne peuvent pas porter atteinte Ã  lâintÃ©gritÃ© des barriÃ ̈res suivantes:1. les gaines des barres de combustible,2. lâenceinte de confinement primaire.

fr_artTitle: Art. 10 DÃ©faillances de catÃ©gorie 2

it_artHtml:
Art. 10 Incidenti di categoria 2

Il richiedente o il titolare della licenza deve dimostrare per gli incidenti di categoria 2 che in ogni momento:

a.

Ã¨ garantita la sottocriticitÃ ;

b.

Ã¨ garantito un trasferimento di calore sufficiente dalla guaina della barra di combustibile al fluido refrigerante;

c.

Ã¨ garantita lâintegritÃ  delle barriere seguenti:

1.

guaina della barra di combustibile,

2.

contenitore primario.

it_artText: Il richiedente o il titolare della licenza deve dimostrare per gli incidenti di categoria 2 che in ogni momento:a. Ã ̈ garantita la sottocriticitÃ ;b. Ã ̈ garantito un trasferimento di calore sufficiente dalla guaina della barra di combustibile al fluido refrigerante;c. Ã ̈ garantita lâintegritÃ  delle barriere seguenti:1. guaina della barra di combustibile,2. contenitore primario.

it_artTitle: Art. 10 Incidenti di categoria 2


de_artHtml:
Art. 11 StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 3

Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat fÃ¼r StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 3 nachzuweisen, dass:

a.

die UnterkritikalitÃ¤t hÃ¶chstens kurzfristig nicht gewÃ¤hrleistet ist;

b.

der WÃ¤rmeÃ¼bergang von den Brennstab-HÃ¼llrohren zum KÃ¼hlmittel hÃ¶chstens lokal und kurzzeitig beeintrÃ¤chtigt ist;

c.

die IntegritÃ¤t mindestens einer der unter Artikel 9 Buchstabe c genannten Barrieren bei derartigen StÃ¶rfÃ¤llen jederzeit gewÃ¤hrleistet ist.

de_artText: Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat fÃ1⁄4r StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 3 nachzuweisen, dass:a. die UnterkritikalitÃ¤t hÃ¶chstens kurzfristig nicht gewÃ¤hrleistet ist;b. der WÃ¤rmeÃ1⁄4bergang von den Brennstab-HÃ1⁄4llrohren zum KÃ1⁄4hlmittel hÃ¶chstens lokal und kurzzeitig beeintrÃ¤chtigt ist;c. die IntegritÃ¤t mindestens einer der unter Artikel 9 Buchstabe c genannten Barrieren bei derartigen StÃ¶rfÃ¤llen jederzeit gewÃ¤hrleistet ist.

de_artTitle: Art. 11 StÃ¶rfÃ¤lle der Kategorie 3

fr_artHtml:
Art. 11 DÃ©faillances de catÃ©gorie 3

Le requÃ©rant ou le dÃ©tenteur dâautorisation doit dÃ©montrer pour les dÃ©faillances de catÃ©gorie 3 que:

a.

la sous-criticitÃ© peut ne pas Ãªtre assurÃ©e tout au plus pendant une courte pÃ©riode;

b.

le transfert thermique des gaines des barres de combustible au rÃ©frigÃ©rant nâest entravÃ© que tout au plus localement et pendant une courte pÃ©riode;

c.

lâintÃ©gritÃ© dâau moins une des barriÃ¨res visÃ©es Ã  lâart. 9, let. c, est assurÃ©e Ã  tout moment.

fr_artText: Le requÃ©rant ou le dÃ©tenteur dâautorisation doit dÃ©montrer pour les dÃ©faillances de catÃ©gorie 3 que:a. la sous-criticitÃ© peut ne pas Ãatre assurÃ©e tout au plus pendant une courte pÃ©riode;b. le transfert thermique des gaines des barres de combustible au rÃ©frigÃ©rant nâest entravÃ© que tout au plus localement et pendant une courte pÃ©riode;c. lâintÃ©gritÃ© dâau moins une des barriÃ ̈res visÃ©es Ã  lâart. 9, let. c, est assurÃ©e Ã  tout moment.

fr_artTitle: Art. 11 DÃ©faillances de catÃ©gorie 3

it_artHtml:
Art. 11 Incidenti di categoria 3

Il richiedente o il titolare della licenza deve dimostrare per gli incidenti di categoria 3 che:

a.

la sottocriticitÃ  non Ã¨ garantita al massimo per un breve periodo;

b.

il trasferimento di calore dalla guaina della barra di combustibile al fluido refrigerante Ã¨ compromesso al massimo localmente e per un breve periodo;

c.

Ã¨ sempre garantita lâintegritÃ  di almeno una delle barriere di cui allâarticolo 9 lettera c.

it_artText: Il richiedente o il titolare della licenza deve dimostrare per gli incidenti di categoria 3 che:a. la sottocriticitÃ  non Ã ̈ garantita al massimo per un breve periodo;b. il trasferimento di calore dalla guaina della barra di combustibile al fluido refrigerante Ã ̈ compromesso al massimo localmente e per un breve periodo;c. Ã ̈ sempre garantita lâintegritÃ  di almeno una delle barriere di cui allâarticolo 9 lettera c.

it_artTitle: Art. 11 Incidenti di categoria 3


de_artHtml:
Art. 12

1 Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat nachzuweisen, dass:

a.

die HÃ¤ufigkeit eines Kernschadens fÃ¼r bestehende Kernkraftwerke kleiner als 10-4/a ist;

b.

bei einer HÃ¤ufigkeit eines Kernschadens zwischen 10-4/a und 10-5/a fÃ¼r bestehende Kernkraftwerke alle angemessenen Vorkehren getroffen wurden;

c.

die RisikobeitrÃ¤ge auslegungsÃ¼berschreitender StÃ¶rfÃ¤lle ausgewogen sind;

d.

die HÃ¤ufigkeit von Freisetzungen radioaktiver Stoffe in gefÃ¤hrdendem Umfang deutlich geringer ist als die HÃ¤ufigkeit eines Kernschadens.

2 Er hat den Nachweis mit Hilfe einer probabilistischen Sicherheitsanalyse zu erbringen.

3 Die AufsichtsbehÃ¶rde wird beauftragt, die Anforderungen an die probabilistische Sicherheitsanalyse in Richtlinien zu regeln.

de_artText: Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat nachzuweisen, dass:a. die HÃ¤ufigkeit eines Kernschadens fÃ1⁄4r bestehende Kernkraftwerke kleiner als 10/a ist;b. bei einer HÃ¤ufigkeit eines Kernschadens zwischen 10/a und 10/a fÃ1⁄4r bestehende Kernkraftwerke alle angemessenen Vorkehren getroffen wurden;c. die RisikobeitrÃ¤ge auslegungsÃ1⁄4berschreitender StÃ¶rfÃ¤lle ausgewogen sind;d. die HÃ¤ufigkeit von Freisetzungen radioaktiver Stoffe in gefÃ¤hrdendem Umfang deutlich geringer ist als die HÃ¤ufigkeit eines Kernschadens. Er hat den Nachweis mit Hilfe einer probabilistischen Sicherheitsanalyse zu erbringen. Die AufsichtsbehÃ¶rde wird beauftragt, die Anforderungen an die probabilistische Sicherheitsanalyse in Richtlinien zu regeln.

de_artTitle: Art. 12

fr_artHtml:
Art. 12

1 Le requÃ©rant ou le dÃ©tenteur dâautorisation doit dÃ©montrer que:

a.

pour les centrales nuclÃ©aires existantes, la frÃ©quence dâoccurrence de dommages au cÅur est infÃ©rieure Ã  10-4 par an;

b.

si la frÃ©quence dâoccurrence de dommages au cÅur est comprise entre 10-4 et 10-5 par an pour les centrales nuclÃ©aires existantes, toutes les mesures appropriÃ©es ont Ã©tÃ© prises;

c.

les contributions au risque des dÃ©faillances hors dimensionnement sont Ã©quilibrÃ©es;

d.

la frÃ©quence dâoccurrence de libÃ©ration de substances radioactives dans des quantitÃ©s prÃ©sentant un danger est nettement infÃ©rieure Ã  la frÃ©quence dâoccurrence de dommages au cÅur.

2 Pour ce faire, il doit sâappuyer sur une analyse probabiliste de la sÃ©curitÃ©.

3 LâautoritÃ© de surveillance est chargÃ©e de dÃ©finir dans des directives les exigences que doit remplir lâanalyse probabiliste de sÃ©curitÃ©.

fr_artText: Le requÃ©rant ou le dÃ©tenteur dâautorisation doit dÃ©montrer que:a. pour les centrales nuclÃ©aires existantes, la frÃ©quence dâoccurrence de dommages au cÅur est infÃ©rieure Ã  10 par an;b. si la frÃ©quence dâoccurrence de dommages au cÅur est comprise entre 10 et 10 par an pour les centrales nuclÃ©aires existantes, toutes les mesures appropriÃ©es ont Ã©tÃ© prises;c. les contributions au risque des dÃ©faillances hors dimensionnement sont Ã©quilibrÃ©es;d. la frÃ©quence dâoccurrence de libÃ©ration de substances radioactives dans des quantitÃ©s prÃ©sentant un danger est nettement infÃ©rieure Ã  la frÃ©quence dâoccurrence de dommages au cÅur. Pour ce faire, il doit sâappuyer sur une analyse probabiliste de la sÃ©curitÃ©. LâautoritÃ© de surveillance est chargÃ©e de dÃ©finir dans des directives les exigences que doit remplir lâanalyse probabiliste de sÃ©curitÃ©.

fr_artTitle: Art. 12

it_artHtml:
Art. 12

1 Il richiedente o il titolare della licenza deve dimostrare che:

a.

per le centrali nucleari esistenti la frequenza di danneggiamento del nocciolo Ã¨ inferiore a 10-4 allâanno;

b.

se la frequenza di danneggiamento del nocciolo Ã¨ compresa tra 10-4 e 10-5 allâanno per le centrali nucleari esistenti, sono state adottate tutte le misure adeguate;

c.

i contributi al rischio complessivo indotti da incidenti che superano la base di progetto sono distribuiti equamente;

d.

la frequenza di rilascio di sostanze radioattive in quantitÃ  pericolose Ã¨ nettamente inferiore alla frequenza di danneggiamento del nocciolo.

2 Egli deve fornire la dimostrazione mediante unâanalisi probabilistica di sicurezza.

3 LâautoritÃ  di vigilanza Ã¨ incaricata di definire in direttive specifiche i requisiti relativi allâanalisi probabilistica di sicurezza.

it_artText: Il richiedente o il titolare della licenza deve dimostrare che:a. per le centrali nucleari esistenti la frequenza di danneggiamento del nocciolo Ã ̈ inferiore a 10 allâanno;b. se la frequenza di danneggiamento del nocciolo Ã ̈ compresa tra 10 e 10allâanno per le centrali nucleari esistenti, sono state adottate tutte le misure adeguate;c. i contributi al rischio complessivo indotti da incidenti che superano la base di progetto sono distribuiti equamente;d. la frequenza di rilascio di sostanze radioattive in quantitÃ  pericolose Ã ̈ nettamente inferiore alla frequenza di danneggiamento del nocciolo. Egli deve fornire la dimostrazione mediante unâanalisi probabilistica di sicurezza. LâautoritÃ  di vigilanza Ã ̈ incaricata di definire in direttive specifiche i requisiti relativi allâanalisi probabilistica di sicurezza.

it_artTitle: Art. 12


de_artHtml:
Art. 13

Der Bewilligungsinhaber hat bei neuen GefÃ¤hrdungsannahmen oder bei Ãnderung der in der Baubewilligung zugrunde gelegten GefÃ¤hrdungsannahmen die deterministische StÃ¶rfallanalyse und die probabilistische Sicherheitsanalyse mit den neuen Annahmen durchzufÃ¼hren und die Auswirkungen auf die Sicherheit der Anlage und insbesondere auf das Risiko zu bewerten.

de_artText: Der Bewilligungsinhaber hat bei neuen GefÃ¤hrdungsannahmen oder bei Ãnderung der in der Baubewilligung zugrunde gelegten GefÃ¤hrdungsannahmen die deterministische StÃ¶rfallanalyse und die probabilistische Sicherheitsanalyse mit den neuen Annahmen durchzufÃ1⁄4hren und die Auswirkungen auf die Sicherheit der Anlage und insbesondere auf das Risiko zu bewerten.

de_artTitle: Art. 13

fr_artHtml:
Art. 13

En cas dâadmission de nouvelles hypothÃ¨ses de risque ou en cas de modification des hypothÃ¨ses de risque sur lesquelles repose lâautorisation de construire, le dÃ©tenteur dâautorisation doit procÃ©der Ã  une analyse dÃ©terministe des dÃ©faillances et Ã  une analyse probabiliste de sÃ©curitÃ© en se fondant sur les nouvelles hypothÃ¨ses, et Ã©valuer leurs consÃ©quences sur la sÃ©curitÃ© de lâinstallation et en particulier sur les risques liÃ©s Ã  son exploitation.

fr_artText: En cas dâadmission de nouvelles hypothÃ ̈ses de risque ou en cas de modification des hypothÃ ̈ses de risque sur lesquelles repose lâautorisation de construire, le dÃ©tenteur dâautorisation doit procÃ©der Ã  une analyse dÃ©terministe des dÃ©faillances et Ã  une analyse probabiliste de sÃ©curitÃ© en se fondant sur les nouvelles hypothÃ ̈ses, et Ã©valuer leurs consÃ©quences sur la sÃ©curitÃ© de lâinstallation et en particulier sur les risques liÃ©s Ã  son exploitation.

fr_artTitle: Art. 13

it_artHtml:
Art. 13

Nel caso di nuove ipotesi di pericolo o di modifica delle ipotesi di pericolo su cui poggia la licenza di costruzione, il titolare della licenza deve procedere a unâanalisi deterministica dâincidente e a unâanalisi probabilistica di sicurezza basate sulle nuove ipotesi, nonchÃ© valutare le relative conseguenze sulla sicurezza dellâimpianto e, in particolare, sul rischio complessivo.

it_artTitle: Art. 13


de_artHtml:
Art. 14

Diese Verordnung tritt am 1. August 2009 in Kraft.

de_artTitle: Art. 14

fr_artHtml:
Art. 14

La prÃ©sente ordonnance entre en vigueur le 1er aoÃ»t 2009.

fr_artText: La prÃ©sente ordonnance entre en vigueur le 1 aoÃ»t 2009.

fr_artTitle: Art. 14

it_artHtml:
Art. 14

La presente ordinanza entra in vigore il 1Â° agosto 2009.

it_artTitle: Art. 14


de_artHtml:
Art. 2 Einhaltung der grundlegenden Schutzziele

1 Der Gesuchsteller fÃ¼r eine Bau- oder Betriebsbewilligung (Gesuchsteller) oder der Inhaber einer Betriebsbewilligung fÃ¼r eine Kernanlage (Bewilligungsinhaber) hat die Einhaltung der grundlegenden Schutzziele durch eine deterministische StÃ¶rfallanalyse nachzuweisen.

2 Beim Nachweis des ausreichenden Schutzes gegen StÃ¶rfÃ¤lle sind mindestens die in den Artikeln 3â6 aufgefÃ¼hrten GefÃ¤hrdungsannahmen zu berÃ¼cksichtigen.

3 Die grundlegenden Schutzziele sind in jedem Fall eingehalten, falls die in den Artikeln 7 und 8 aufgefÃ¼hrten Kriterien erfÃ¼llt sind, fÃ¼r Kernkraftwerke zusÃ¤tzlich die in den Artikeln 9â11 aufgefÃ¼hrten technischen Kriterien.

4 Die AufsichtsbehÃ¶rde wird beauftragt, die Anforderungen an die deterministische StÃ¶rfallanalyse in Richtlinien zu regeln.

de_artText: Der Gesuchsteller fÃ1⁄4r eine Bau- oder Betriebsbewilligung (Gesuchsteller) oder der Inhaber einer Betriebsbewilligung fÃ1⁄4r eine Kernanlage (Bewilligungsinhaber) hat die Einhaltung der grundlegenden Schutzziele durch eine deterministische StÃ¶rfallanalyse nachzuweisen. Beim Nachweisdes ausreichenden Schutzes gegen StÃ¶rfÃ¤lle sind mindestens die in den Artikeln 3â6 aufgefÃ1⁄4hrten GefÃ¤hrdungsannahmen zu berÃ1⁄4cksichtigen. Die grundlegenden Schutzziele sind in jedem Fall eingehalten, falls die in den Artikeln 7 und 8 aufgefÃ1⁄4hrten Kriterien erfÃ1⁄4llt sind, fÃ1⁄4r Kernkraftwerke zusÃ¤tzlich die in den Artikeln 9â11 aufgefÃ1⁄4hrten technischen Kriterien. Die AufsichtsbehÃ¶rde wird beauftragt, die Anforderungen an die deterministische StÃ¶rfallanalyse in Richtlinien zu regeln.

fr_artHtml:
Art. 2 Respect des objectifs fondamentaux de protection

1 Le requÃ©rant dâune autorisation de construire ou dâune autorisation dâexploiter (requÃ©rant) ou le dÃ©tenteur dâune autorisation dâexploiter une installation nuclÃ©aire (dÃ©tenteur dâautorisation) doit dÃ©montrer au moyen dâune analyse dÃ©terministe des dÃ©faillances que les objectifs fondamentaux de protection sont respectÃ©s.

2 Pour dÃ©montrer que la protection contre les dÃ©faillances est suffisante, il convient de prendre en compte au moins les hypothÃ¨ses de risque Ã©numÃ©rÃ©es aux art. 3 Ã  6.

3 Les objectifs fondamentaux de protection sont considÃ©rÃ©s comme respectÃ©s si les critÃ¨res Ã©noncÃ©s aux art. 7 et 8 sont remplis, sauf pour les centrales nuclÃ©aires, qui doivent en outre satisfaire aux critÃ¨res techniques Ã©numÃ©rÃ©s aux art. 9 Ã  11.

4 LâautoritÃ© de surveillance est chargÃ©e de dÃ©finir les exigences relatives Ã  lâanalyse dÃ©terministe des dÃ©faillances dans des directives.

fr_artText: Le requÃ©rant dâune autorisation de construire ou dâune autorisation dâexploiter (requÃ©rant) ou le dÃ©tenteur dâune autorisation dâexploiter une installation nuclÃ©aire (dÃ©tenteur dâautorisation) doit dÃ©montrer au moyen dâune analyse dÃ©terministe des dÃ©faillances que les objectifs fondamentaux de protection sont respectÃ©s. Pour dÃ©montrer que la protection contre les dÃ©faillances est suffisante, il convient de prendre en compte au moins les hypothÃ ̈ses de risque Ã©numÃ©rÃ©es aux art. 3 Ã  6. Les objectifs fondamentaux de protection sont considÃ©rÃ©s comme respectÃ©s si les critÃ ̈res Ã©noncÃ©s aux art. 7 et 8 sont remplis, sauf pour les centrales nuclÃ©aires, qui doivent en outre satisfaire aux critÃ ̈res techniques Ã©numÃ©rÃ©s aux art. 9 Ã  11. LâautoritÃ© de surveillance est chargÃ©e de dÃ©finir les exigences relatives Ã  lâanalyse dÃ©terministe des dÃ©faillances dans des directives.

it_artHtml:
Art. 2 Adempimento delle funzioni di sicurezza fondamentali

1 Il richiedente di una licenza di costruzione o dâesercizio (richiedente) o il titolare di una licenza dâesercizio per un impianto nucleare (titolare della licenza) deve dimostrare lâadempimento delle funzioni di sicurezza fondamentali attraverso unâanalisi deterministica dâincidente.

2 Per dimostrare che la protezione da incidenti Ã¨ sufficiente, devono essere considerate almeno le ipotesi di pericolo di cui agli articoli 3â6.

3 Le funzioni di sicurezza fondamentali sono considerate soddisfatte se sono rispettati i criteri elencati negli articoli 7 e 8, e in aggiunta per le centrali nucleari i criteri tecnici di cui agli articoli 9â11.

4 LâautoritÃ  di vigilanza Ã¨ incaricata di definire in direttive specifiche i requisiti relativi allâanalisi deterministica dâincidente.

it_artText: Il richiedente di una licenza di costruzione o dâesercizio (richiedente) o il titolare di una licenza dâesercizio per un impianto nucleare (titolare della licenza) deve dimostrare lâadempimento delle funzioni di sicurezza fondamentali attraverso unâanalisi deterministica dâincidente. Per dimostrare che la protezione da incidenti Ã ̈ sufficiente, devono essere considerate almeno le ipotesi di pericolo di cui agli articoli 3â6. Le funzioni di sicurezza fondamentali sono considerate soddisfatte se sono rispettati i criteri elencati negli articoli 7 e 8, e in aggiunta per le centrali nucleari i criteri tecnici di cui agli articoli 9â11. LâautoritÃ  di vigilanza Ã ̈ incaricata di definire in direttive specifiche i requisiti relativi allâanalisi deterministica dâincidente.


de_artHtml:
Art. 3 Allgemeine GefÃ¤hrdungsannahmen

1 Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat Annahmen zu treffen und zu begrÃ¼nden Ã¼ber:

a.

den Umfang der StÃ¶rfÃ¤lle, gegen die Schutzmassnahmen zu treffen sind;

b.

die Art und HÃ¶he der bei StÃ¶rfÃ¤llen entstehenden Belastungen auf die Anlage;

c.

die HÃ¤ufigkeiten der StÃ¶rfÃ¤lle.

2 Er hat dabei die Art und den Standort der Kernanlage zu berÃ¼cksichtigen.

de_artText: Der Gesuchsteller oder der Bewilligungsinhaber hat Annahmen zu treffen und zu begrÃ1⁄4nden Ã1⁄4ber:a. den Umfang der StÃ¶rfÃ¤lle, gegen die Schutzmassnahmen zu treffen sind;b. die Art und HÃ¶he der bei StÃ¶rfÃ¤llen entstehenden Belastungen auf die Anlage;c. die HÃ¤ufigkeiten der StÃ¶rfÃ¤lle. Er hat dabei die Art und den Standort der Kernanlage zu berÃ1⁄4cksichtigen.

de_artTitle: Art. 3 Allgemeine GefÃ¤hrdungsannahmen

fr_artHtml:
Art. 3 HypothÃ¨ses gÃ©nÃ©rales de risque

1 Le requÃ©rant ou le dÃ©tenteur dâautorisation doit faire des hypothÃ¨ses motivÃ©es sur:

a.

le champ des dÃ©faillances contre lesquelles des mesures de protection doivent Ãªtre prises;

b.

la nature et lâampleur des contraintes que les dÃ©faillances imposent Ã  lâinstallation;

c.

la frÃ©quence dâoccurrence des dÃ©faillances.

2 Pour ce faire, il doit tenir compte du type dâinstallation nuclÃ©aire et du site.

fr_artText: Le requÃ©rant ou le dÃ©tenteur dâautorisation doit faire des hypothÃ ̈ses motivÃ©es sur:a. le champ des dÃ©faillances contre lesquelles des mesures de protection doivent Ãatre prises;b. la nature et lâampleur des contraintes que les dÃ©faillances imposent Ã  lâinstallation;c. la frÃ©quence dâoccurrence des dÃ©faillances. Pour ce faire, il doit tenir compte du type dâinstallation nuclÃ©aire et du site.

fr_artTitle: Art. 3 HypothÃ ̈ses gÃ©nÃ©rales de risque

it_artHtml:
Art. 3 Ipotesi di pericolo generali

1 Il richiedente o il titolare della licenza deve esplicitare e giustificare delle ipotesi riguardo a:

a.

lâinsieme degli incidenti contro i quali vanno approntate misure di protezione;

b.

il tipo e il valore delle sollecitazioni sullâimpianto risultanti dagli incidenti;

c.

le frequenze degli incidenti.

2 Egli deve inoltre considerare il tipo dâimpianto nucleare e lâubicazione dello stesso.

it_artText: Il richiedente o il titolare della licenza deve esplicitare e giustificare delle ipotesi riguardo a:a. lâinsieme degli incidenti contro i quali vanno approntate misure di protezione;b. il tipo e il valore delle sollecitazioni sullâimpianto risultanti dagli incidenti;c. le frequenze degli incidenti. Egli deve inoltre considerare il tipo dâimpianto nucleare e lâubicazione dello stesso.

it_artTitle: Art. 3 Ipotesi di pericolo generali