Art. 4 RS 732.114.5Fragilisation de la cuve du réacteur

¹Le détenteur de l’autorisation est tenu de déterminer périodiquement la température de référence ajustée de transition ductile-fragile de la résilience ainsi que la valeur effective du palier ductile de la résilience des matériaux composant la cuve du réacteur au moyen d’essais de résilience ou de mécanique de rupture.

²Les normes de l’USNRC¹¹ sont les règles techniques reconnues pour déterminer la température de référence ajustée de transition ductile-fragile de la résilience et la valeur effective du palier ductile de la résilience au moyen d’essais de résilience ou de mécanique de rupture.

³Le détenteur de l’autorisation doit procéder, sans délai, à la mise hors service provisoire de la centrale nucléaire:

a.

lorsque la température de référence ajustée de transition ductile-fragile de la résilience atteint 93 °C à un quart de l’épaisseur de la paroi à partir de la face intérieure, ou

b.

lorsque la valeur effective du palier ductile de la résilience déterminée au moyen d’essais de résilience devient inférieure à 68 Joules.