Section 2 Refroidissement du cœur du réacteur

¹Le détenteur d’une autorisation d’exploitation (détenteur de l’autorisation) est tenu de vérifier sans délai le refroidissement du cœur du réacteur:⁶

a.⁷

lorsqu’il doit supposer que le critère visé à l’art. 44, al. 1, let. a, OENu est rempli;

b.

lorsque des événements survenus ou des constats effectués dans sa centrale nucléaire sont classés au niveau 1 ou à un niveau supérieur sur l’échelle internationale des événements nucléaires INES conformément à l’annexe 6, ch. 2 OENu;

c.

lorsque des événements survenus ou des constats effectués dans une autre centrale nucléaire suisse ou étrangère sont classés au niveau 2 ou à un niveau supérieur sur l’échelle internationale des événements nucléaires INES au sens de l’annexe 6, ch. 2 OENu;

d.

lorsque l’autorité de surveillance l’ordonne en vertu de l’art. 6 OENu.

²Il communique dans les meilleurs délais le résultat de l’examen à l’autorité de surveillance.

³L’autorité de surveillance est chargée de régler dans des directives les exigences à respecter pour la vérification du refroidissement du cœur du réacteur.⁸

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.

¹Le détenteur de l’autorisation est tenu de vérifier périodiquement si les équipements mécaniques sous pression de la classe de sécurité 1 selon l’annexe 4, ch. 3.1, let. a OENu, à l’exception des tuyauteries d’un diamètre nominal inférieur ou égal à 25 mm, présentent des fissures et de contrôler en permanence s’ils présentent des fuites.

²Il doit procéder, sans délai, à la mise hors service provisoire de la centrale nucléaire si des fissures traversant la paroi sont constatées.

¹Le détenteur de l’autorisation est tenu de vérifier périodiquement si l’épaisseur de la paroi des équipements mécaniques sous pression de la classe de sécurité 1 selon l’annexe 4, ch. 3.1, let. a OENu, à l’exception des tuyauteries d’un diamètre nominal inférieur ou égal à 25 mm, diminue.

²Les normes du code ASME¹² sont les règles techniques reconnues pour déterminer l’épaisseur minimale de la paroi.

³Le détenteur de l’autorisation doit procéder, sans délai, à la mise hors service provisoire de la centrale nucléaire lorsque l’épaisseur de la paroi est inférieure à l’épaisseur minimale calculée pour la pression de la conception (sans suppléments, avec un coefficient de sécurité égal à 1.0).

En cas d’événements ou de constats ou si l’autorité de surveillance l’ordonne, le détenteur doit procéder immédiatement à la détermination des valeurs prévue à l’art. 4 et aux vérifications visées aux art. 5 et 6.

¹Le détenteur de l’autorisation est tenu de vérifier périodiquement si l’épaisseur de la paroi de l’enceinte à pression en acier diminue.

²Les normes du code ASME¹⁵ sont les règles techniques reconnues pour déterminer l’épaisseur minimale de la paroi de l’enceinte à pression en acier.

³Le détenteur de l’autorisation doit procéder, sans délai, à la mise hors service provisoire de la centrale nucléaire lorsque l’épaisseur de la paroi est inférieure à l’épaisseur minimale calculée pour la pression de la conception (sans suppléments, avec un coefficient de sécurité égal à 1.0).

¹ Le détenteur de l’autorisation doit vérifier périodiquement l’état de l’enveloppe en béton du confinement.

² Il doit procéder, sans délai, à la mise hors service provisoire de la centrale nucléaire lorsque des fissures de plus de 0,5 mm de largeur et des effritements:

a.

endommagent plus de 20 % de la surface en béton, ou

b.

endommagent plus de 10 % de la surface en béton dans le secteur des éléments de construction précontraints.

En cas d’événements ou de constats ou si l’autorité de surveillance l’ordonne, le détenteur doit procéder immédiatement aux vérifications visées aux art. 7 et 8.