Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke - Kerntechnisches ...
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<strong>Sicherheits<strong>an</strong>forderungen</strong> <strong>an</strong> <strong>Kernkraftwerke</strong><br />
(Fassung vom 13.09.2011)<br />
0. Grundsätze<br />
1. Org<strong>an</strong>isatorische Anforderungen<br />
2. Technisches Sicherheitskonzept<br />
2.1 Konzept der gestaffelten Sicherheitsebenen<br />
2.2 Konzept des gestaffelten Einschlusses der radioaktiven Inventare (Barrierenkonzept)<br />
2.3 Schutzzielkonzept<br />
2.4 Radiologische Sicherheitsziele<br />
3. Technische Anforderungen<br />
3.1 Übergeordnete Anforderungen<br />
3.2 Anforderungen <strong>an</strong> die Auslegung des Reaktorkerns und der Abschalteinrichtungen<br />
3.3 Anforderungen <strong>an</strong> die Einrichtungen zur Kühlung der Brennelemente im Reaktorkern<br />
3.4 Anforderungen <strong>an</strong> die Druckführende Umschließung und die drucktragende W<strong>an</strong>dung<br />
von Komponenten der Äußeren Systeme<br />
3.5 Anforderungen <strong>an</strong> bauliche Anlagenteile<br />
3.6 Anforderungen <strong>an</strong> den Sicherheitseinschluss<br />
3.7 Anforderungen <strong>an</strong> die Leittechnik<br />
3.8 Anforderungen <strong>an</strong> Warten<br />
3.9 Anforderungen <strong>an</strong> die elektrische Energieversorgung<br />
3.10 Anforderungen <strong>an</strong> die H<strong>an</strong>dhabung und Lagerung der Brennelemente<br />
3.11 Anforderungen <strong>an</strong> den Schutz gegen Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu<br />
unterstellende naturbedingte Einwirkungen von außen sowie Notst<strong>an</strong>dsfälle<br />
3.12 Anforderungen <strong>an</strong> den Strahlenschutz<br />
4. Zu berücksichtigende Betriebszustände und Ereignisse<br />
4.1 Betriebszustände, Störungen und Störfälle<br />
4.2 Einwirkungen von innen und von außen, einschließlich Notst<strong>an</strong>dsfälle<br />
4.3 Ereignisse mit Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen<br />
4.4 Unfälle mit schweren Brennelementschäden<br />
5 Anforderungen <strong>an</strong> die Nachweisführung<br />
6 Anforderungen <strong>an</strong> die Dokumentation und das Betriebsreglement<br />
Anh<strong>an</strong>g 1: Zu berücksichtigende Ereignisse und Einwirkungen von innen und außen<br />
Anh<strong>an</strong>g 2: Anforderungen <strong>an</strong> die Nachweisführung und Dokumentation<br />
Anh<strong>an</strong>g 3: Liste der Interpretationen zu den „<strong>Sicherheits<strong>an</strong>forderungen</strong> <strong>an</strong> <strong>Kernkraftwerke</strong>“<br />
Anh<strong>an</strong>g 4: Begriffsbestimmungen<br />
1
Anwendungsbereich<br />
Die „<strong>Sicherheits<strong>an</strong>forderungen</strong> <strong>an</strong> <strong>Kernkraftwerke</strong>“ gelten für Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen<br />
zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität (<strong>Kernkraftwerke</strong>). Sie stellen den<br />
Prüfmaßstab für die im Rahmen der §§ 7, 17, 19 AtG durchzuführenden Bewertungen dar.<br />
Der Prüfmaßstab wird in den Anlagen 1 und 2 dieser <strong>Sicherheits<strong>an</strong>forderungen</strong> weiter untersetzt.<br />
Eine Liste konkretisierender Interpretationen zu den „<strong>Sicherheits<strong>an</strong>forderungen</strong> <strong>an</strong> <strong>Kernkraftwerke</strong>“<br />
ist in Anh<strong>an</strong>g 3 zusammengestellt.<br />
Es gelten die Begriffsbestimmungen in Anh<strong>an</strong>g 4.<br />
0 Grundsätze<br />
Das grundlegende Sicherheitsziel ist der Schutz von Mensch und Umwelt vor den schädlichen<br />
Auswirkungen ionisierender Strahlung. Dieses Ziel gilt für alle Aktivitäten von der Pl<strong>an</strong>ung<br />
über Errichtung und Betrieb bis zum Rückbau eines Kernkraftwerks.<br />
Die Ver<strong>an</strong>twortung für die Gewährleistung der Sicherheit trägt der Genehmigungsinhaber. Er<br />
muss der Einhaltung des Sicherheitsziels Vorr<strong>an</strong>g vor der Einhaltung <strong>an</strong>derer betrieblicher<br />
Ziele geben.<br />
Die Grundlage für einen sicheren Betrieb von <strong>Kernkraftwerke</strong>n ist das sicherheitsgerichtete<br />
Zusammenwirken personeller, technischer und org<strong>an</strong>isatorischer Faktoren (Mensch-Technik-<br />
Org<strong>an</strong>isation). Die Vernetzung dieser Faktoren mit dem Ziel eines sicherheitsgerichteten<br />
H<strong>an</strong>delns ist auch Grundlage für eine hohe Sicherheitskultur. Es ist Aufgabe des Genehmigungsinhabers,<br />
eine hohe Sicherheitskultur aufrecht zu erhalten und zu verbessern.<br />
1 Org<strong>an</strong>isatorische Anforderungen<br />
1 (1) Ver<strong>an</strong>twortung der Unternehmensleitung<br />
Die Unternehmensleitung hat die Ver<strong>an</strong>twortung, den sicheren Betrieb ihrer Anlage zu gewährleisten.<br />
Sie ist ver<strong>an</strong>twortlich für<br />
− die Entwicklung, Einführung und kontinuierliche Verbesserung eines integrierten, prozessorientierten<br />
M<strong>an</strong>agementsystems (IMS).<br />
− die Festlegung und Umsetzung der Unternehmenspolitik und –ziele, in der sich das Unternehmen<br />
zu hoher Sicherheit und zur Stärkung der Sicherheitskultur verpflichtet. Dabei<br />
hat sie Vorbildfunktion.<br />
− die Sicherstellung, dass die Unternehmenspolitik und die Unternehmensziele kommuniziert<br />
und von der Anlagenleitung umgesetzt werden.<br />
− die Erstellung von Grundsätzen zu Aufbau- und Ablauforg<strong>an</strong>isation.<br />
− die Bereitstellung der erforderlichen Ressourcen für das Unternehmen und die Anlage.<br />
− die Benennung des Leiters der Anlage, der die Ver<strong>an</strong>twortung für den sicheren Betrieb<br />
der Anlage trägt, und der behördlich geforderten Beauftragten.<br />
Diese Ver<strong>an</strong>twortung ist nicht delegierbar. Die Unternehmensleitung hat sicherheitsgerichtetes<br />
H<strong>an</strong>deln vorzuleben und aktiv zu unterstützen.<br />
Die Unternehmensleitung hat sicherzustellen, dass der interne und externe Erfahrungsrückfluss,<br />
Änderungen des St<strong>an</strong>des von Wissenschaft und Technik und der international bewährten<br />
Sicherheitspraxis einschließlich der hierzu behördlich ver<strong>an</strong>lassten Informationen auf<br />
systematische Weise in einem Prozess des M<strong>an</strong>agementsystems erfasst, ausgewertet und<br />
dokumentiert werden.<br />
1 (2) Ver<strong>an</strong>twortung der Anlagenleitung<br />
Die Anlagenleitung ist ver<strong>an</strong>twortlich für<br />
− das Erstellen der Anlagenpolitik und –ziele in Übereinstimmung mit der Unternehmenspolitik<br />
und den Unternehmenszielen.<br />
− den sicheren Betrieb der Anlage und die Einhaltung der sicherheitstechnischen, gesetzlichen<br />
und behördlichen Anforderungen.<br />
2
− die Entwicklung und Einführung des IMS in der Anlage.<br />
− die Umsetzung und kontinuierliche Verbesserung des IMS einschließlich seines Einflusses<br />
auf die Sicherheit.<br />
− die Festlegung und Umsetzung der Aufbau- und Ablauforg<strong>an</strong>isation in der Anlage.<br />
− die Erfassung, Auswertung, Kommunikation und Nutzung interner und externer Erfahrungen.<br />
Die Anlagenleitung hat sicherheitsgerichtetes H<strong>an</strong>deln vorzuleben und aktiv zu unterstützen.<br />
1 (3) Integriertes M<strong>an</strong>agementsystem (IMS)<br />
Die vorr<strong>an</strong>gigen Zielsetzungen des IMS sind<br />
− die Gewährleistung der Sicherheit,<br />
− die stetige Verbesserung der Sicherheit sowie<br />
− die Förderung der Sicherheitskultur.<br />
Ein IMS muss sämtliche Ziele und Anforderungen, wie zum Beispiel zur Sicherheit, Qualität,<br />
Arbeitssicherheit, Umwelt und Wirtschaftlichkeit, berücksichtigen. Alle Ziele und Anforderungen<br />
sind in nachvollziehbarer und tr<strong>an</strong>sparenter Weise unter Beachtung der Priorität der Sicherheit<br />
abzugleichen, zu gewichten und eindeutig festzulegen.<br />
In einem IMS sind die Anforderungen zu integrieren, die <strong>an</strong> ein Kernkraftwerk gestellt werden<br />
und die sich aus Gesetzen, Verordnungen, Regeln und Richtlinien z. B. zur Sicherheit, zum<br />
Umweltschutz, zum Arbeitsschutz, zur Qualität oder zu Fin<strong>an</strong>zen ergeben.<br />
Die Abgrenzungen und die Schnittstellen sowie das Zusammenwirken und die Wechselwirkungen<br />
im IMS sind so festzulegen und zu regeln, dass das Sicherheitsziel nicht durch <strong>an</strong>dere<br />
Unternehmensziele beeinträchtigt wird.<br />
Alle für den Betrieb der Anlage relev<strong>an</strong>ten Tätigkeiten im Unternehmen und in der Anlage<br />
sind zu identifizieren und systematisch in Prozessen zu org<strong>an</strong>isieren. Dies gilt auch für die<br />
Tätigkeiten externen Personals. Personalkapazität, –kompetenz und –qualifikation sind dabei<br />
zu berücksichtigen. In entsprechender Weise ist das Verhältnis zu externen Org<strong>an</strong>isationen<br />
zu regeln.<br />
Im Sinne der stetigen Verbesserung ist der PDCA-Zyklus (Pl<strong>an</strong>-Do-Check-Act-Zyklus) bei<br />
allen relev<strong>an</strong>ten betrieblichen Tätigkeiten, Teilprozessen, Prozessen und auf das M<strong>an</strong>agementsystem<br />
als G<strong>an</strong>zes <strong>an</strong>zuwenden.<br />
Werden Prozesse durch Informationsverarbeitungssysteme, wie beispielsweise bei der Störungs-<br />
und Mängelbeseitigung, Inst<strong>an</strong>dhaltung oder Systemfreischaltung, unterstützt (Betriebsführungssysteme),<br />
sind diese qualitätsgesichert einzuführen. Entsprechend ihrer jeweiligen<br />
sicherheitstechnischen Bedeutung sind sie regelmäßig und systematisch zu überprüfen<br />
und ggf. <strong>an</strong>zupassen.<br />
Das M<strong>an</strong>agementsystem ist systematisch zu dokumentieren.<br />
Es sind geeignete Vorkehrungen zu treffen, um die kompetente ingenieurtechnische und<br />
technische Unterstützung, die durch externe Auftragnehmer bereitgestellt wird, in allen sicherheitsrelev<strong>an</strong>ten<br />
Bereichen für die gesamte Betriebsdauer der Anlage zu erhalten.<br />
Das M<strong>an</strong>agementsystem muss geeignet sein, frühzeitig Hinweise auf eine mögliche Beeinträchtigung<br />
der Sicherheit zu geben.<br />
2 Technisches Sicherheitskonzept<br />
2 (1) Zur Einhaltung der radiologischen Sicherheitsziele (siehe Abschnitt 2.4) sind die im Kernkraftwerk<br />
vorh<strong>an</strong>denen radioaktiven Stoffe durch technische Barrieren bzw. Rückhaltefunktionen<br />
(siehe Abschnitt 2.2) mehrfach einzuschließen und deren Strahlung ausreichend abzuschirmen.<br />
Die Wirksamkeit der Barrieren und Rückhaltefunktionen ist durch die Erfüllung von<br />
Schutzzielen (siehe Abschnitt 2.3) abzusichern. Es ist ein gestaffeltes Sicherheitskonzept zu<br />
realisieren, das die Erfüllung der Schutzziele und die Erhaltung der Barrieren und Rückhaltefunktionen<br />
auf mehreren gestaffelten Sicherheitsebenen gewährleistet (siehe Abschnitt 2.1).<br />
2.1 Konzept der gestaffelten Sicherheitsebenen<br />
2.1 (1) Der Einschluss der im Kernkraftwerk befindlichen radioaktiven Stoffe ist sicherzustellen.<br />
3
Zur Erreichung dieses Ziels ist ein Sicherheitskonzept umzusetzen, bei dem Maßnahmen und<br />
Einrichtungen gestaffelten Sicherheitsebenen zugeordnet sind. Die Sicherheitsebenen 1 bis<br />
4a sind durch die folgenden Anlagenzustände charakterisiert:<br />
− Sicherheitsebene 1:<br />
− Sicherheitsebene 2:<br />
− Sicherheitsebene 3:<br />
Normalbetrieb (Bestimmungsgemäßer Betrieb, ungestört)<br />
<strong>an</strong>omaler Betrieb (Bestimmungsgemäßer Betrieb, Störung)<br />
Störfälle<br />
− Sicherheitsebene 4a: sehr seltene Ereignisse<br />
Darüber hinaus sind im gestaffelten Sicherheitskonzept weitere Sicherheitsebenen mit Maßnahmen<br />
und Einrichtungen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes vorzusehen. Die Sicherheitsebenen<br />
4b und 4c sind durch die folgenden Anlagenzustände charakterisiert:<br />
− Sicherheitsebene 4b: Ereignisse mit Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen<br />
− Sicherheitsebene 4c: Unfälle mit schweren Brennelementschäden.<br />
2.1 (2) Für Unfälle mit schweren Brennelementschäden, bei denen sich erhebliche Freisetzungen<br />
radioaktiver Stoffe in die Umgebung mit den Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes<br />
nicht vermeiden lassen, sind Maßnahmen zur Unterstützung des <strong>an</strong>lagenexternen Notfallschutzes<br />
zu pl<strong>an</strong>en, um die Folgen von Unfällen mit potenziellen oder tatsächlich eingetretenen<br />
Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Umgebung festzustellen und ihre Auswirkungen<br />
auf Mensch und Umwelt soweit wie möglich zu vermindern:<br />
2.1<br />
(3a)<br />
2.1<br />
(3b)<br />
− Sicherheitsebene 5: Unfälle mit erheblichen Freisetzungen radioaktiver Stoffe.<br />
Das Sicherheitskonzept auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4b ist präventiv ausgerichtet. Es<br />
sind Maßnahmen und Einrichtungen vorzusehen, die<br />
− auf der Sicherheitsebene 1 das Eintreten<br />
a) von Störungen und Störfällen vermeiden,<br />
b) von Ereignissen mit Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen verhindern,<br />
− auf der Sicherheitsebene 2<br />
a) eintretende Störungen beherrschen,<br />
b) das Eintreten von Störfällen vermeiden,<br />
c) das Eintreten von Ereignissen mit Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen<br />
verhindern,<br />
− auf der Sicherheitsebene 3<br />
a) Störfälle beherrschen,<br />
b) das Eintreten von Ereignissen mit Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen<br />
verhindern,<br />
− auf der Sicherheitsebene 4a<br />
- Auswirkungen von sehr seltenen Ereignissen beherrschen,<br />
− auf der Sicherheitsebene 4b<br />
- bei Ereignissen mit Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen schwere Brennelementschäden<br />
vermeiden (präventive Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes).<br />
Auf der Sicherheitsebene 4c sind mitigative Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes<br />
vorzusehen, mit denen bei Unfällen mit schweren Brennelementschäden die Integrität<br />
des Sicherheitsbehälters so l<strong>an</strong>ge wie möglich erhalten wird, Freisetzungen radioaktiver Stoffe<br />
in die Umgebung so weit wie möglich vermieden werden und ein l<strong>an</strong>gfristig kontrollierbarer<br />
Anlagenzust<strong>an</strong>d erreicht werden k<strong>an</strong>n.<br />
Im Falle der Lagerung bestrahlter Brennelemente im Brennelementlagerbecken außerhalb<br />
des Sicherheitsbehälters sind mitigative Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes<br />
vorzusehen, mit denen die Integrität der umgebenden baulichen Hülle so l<strong>an</strong>ge wie möglich<br />
erhalten und Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Umgebung so weit wie möglich vermie-<br />
4
den werden.<br />
2.1 (4) Das gestaffelte Sicherheitskonzept ist für alle Betriebsphasen unter Berücksichtigung der<br />
jeweiligen Besonderheiten der verschiedenen Betriebsphasen umzusetzen.<br />
2.1 (5) Die Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebene 3 sind so auszulegen, dass sie bei<br />
Einwirkungen von innen und bei st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen<br />
von außen zuverlässig wirksam sind.<br />
Einwirkungen von innen dürfen maximal Auswirkungen auf eine Redund<strong>an</strong>z von Sicherheitseinrichtungen<br />
haben.<br />
Naturbedingte Einwirkungen dürfen grundsätzlich nicht zu Ausfällen von Sicherheitseinrichtungen<br />
führen.<br />
Notst<strong>an</strong>dsfälle sind durch hierfür ausgelegte Notst<strong>an</strong>dseinrichtungen zu beherrschen.<br />
Insbesondere muss eine durch die zu unterstellenden Einwirkungen bedingte Gleichzeitigkeit<br />
eines Ereignisses der Sicherheitsebene 3 mit einem Mehrfachversagen der zur Beherrschung<br />
dieses Ereignisses erforderlichen Sicherheitseinrichtungen praktisch ausgeschlossen<br />
sein. 1<br />
2.1 (6) Auf den Sicherheitsebenen 2 und 3 sind Maßnahmen und Einrichtungen derart vorzusehen,<br />
dass beim Versagen von Maßnahmen oder Einrichtungen auf den Ebenen 1 oder 2 die Maßnahmen<br />
und Einrichtungen auf der nachfolgenden Sicherheitsebene unabhängig von den<br />
Maßnahmen und Einrichtungen <strong>an</strong>derer Sicherheitsebenen den sicherheitstechnisch geforderten<br />
Zust<strong>an</strong>d der Anlage herstellen.<br />
Maßnahmen und Einrichtungen, die auf allen oder mehreren dieser Sicherheitsebenen wirksam<br />
sein müssen, sind gegen die aus diesen Ebenen zugeordneten Einwirkungen gemäß<br />
den für die jeweilige Ebene geltenden Anforderungen auszulegen.<br />
2.1 (7) Es ist sicherzustellen, dass ein einzelnes technisches Versagen oder menschliches Fehlverhalten<br />
auf einer der Sicherheitsebenen 1 bis 3 die Wirksamkeit der Maßnahmen und Einrichtungen<br />
der nächsten Ebenen nicht gefährdet.<br />
2.1 (8) Bei In<strong>an</strong>spruchnahme von Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebene 2 oder 3 für<br />
den Nachweis der Erfüllung von Anforderungen vorgelagerter Sicherheitsebenen ist zu zeigen,<br />
dass<br />
− <strong>an</strong>dere technische Lösungen nicht sinnvoll sind und<br />
− nachteilige Auswirkungen auf die Zuverlässigkeit und Wirksamkeit der in Anspruch genommenen<br />
Maßnahmen und Einrichtungen für die Ereignisbeherrschung ausgeschlossen<br />
sind.<br />
2.1 (9) Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes sind so zu pl<strong>an</strong>en, dass sie für ein breites<br />
Spektrum von nicht beherrschten Ereignissen der Sicherheitsebene 3 und Phänomenen bei<br />
Unfällen mit schweren Brennelementschäden wirksam sind.<br />
2.1<br />
(10)<br />
2.1<br />
(11)<br />
2.1<br />
(12)<br />
2.1<br />
(13)<br />
Auf der Sicherheitsebene 4 können neben den eigens auf dieser Ebene vorgesehenen Maßnahmen<br />
und Einrichtungen auch jeweils geeignete Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebenen<br />
1 bis 3 genutzt werden.<br />
Die auf den Sicherheitsebenen 4b und 4c eigens für den <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutz vorgesehenen<br />
Maßnahmen und Einrichtungen dürfen auf den <strong>an</strong>deren Sicherheitsebenen auslegungsgemäß<br />
nicht her<strong>an</strong>gezogen werden.<br />
Die Maßnahmen und Einrichtungen aller vier Sicherheitsebenen müssen in den unterschiedlichen<br />
Betriebsphasen gemäß den darin spezifizierten Anforderungen grundsätzlich verfügbar<br />
sein. Unverfügbarkeiten sind in Abhängigkeit von ihren sicherheitstechnischen Auswirkungen<br />
zeitlich zu begrenzen. Die dabei einzuhaltenden Bedingungen sind zu spezifizieren.<br />
Die Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebenen 1 bis 4a müssen hohe Anforderungen<br />
<strong>an</strong> die Qualität und Zuverlässigkeit der Pl<strong>an</strong>ung, Implementierung und Durchführung<br />
der Maßnahmen sowie der Auslegung, Fertigung, Errichtung und des Betriebs der Einrichtungen<br />
erfüllen.<br />
1 Das Eintreten eines Ereignisses oder Ereignisablaufs wird als praktisch ausgeschlossen <strong>an</strong>gesehen, wenn<br />
das Eintreten physikalisch unmöglich ist oder wenn mit einem hohen Maß <strong>an</strong> Aussagesicherheit das Eintreten<br />
als extrem unwahrscheinlich <strong>an</strong>gesehen werden k<strong>an</strong>n.<br />
5
Für die eigens vorgesehenen Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebenen 4b und<br />
4c gelten abgestufte Anforderungen.<br />
2.2 Konzept des gestaffelten Einschlusses der radioaktiven Inventare (Barrierenkonzept)<br />
2.2 (1) Der Einschluss der im Kernkraftwerk befindlichen radioaktiven Stoffe ist durch gestaffelte<br />
Barrieren sowie durch Rückhaltefunktionen sicherzustellen.<br />
Die Barrieren sind derart auszulegen, dass sie grundsätzlich so vonein<strong>an</strong>der unabhängig<br />
sind, dass bei Störfällen eine Barriere nicht als Folge des Ausfalls einer <strong>an</strong>deren Barriere<br />
versagt.<br />
Die Barrieren und Rückhaltefunktionen sind insgesamt so auszulegen und während der gesamten<br />
Betriebsdauer in einem solchen Zust<strong>an</strong>d zu halten, dass bei allen Ereignissen oder<br />
Anlagenzuständen auf den verschiedenen Sicherheitsebenen im Zusammenwirken mit den<br />
Maßnahmen und Einrichtungen der jeweiligen Sicherheitsebenen und den dabei auftretenden<br />
mech<strong>an</strong>ischen, thermischen, chemischen und durch Strahlung hervorgerufenen Einwirkungen<br />
die jeweiligen sicherheitstechnischen Nachweisziele und Nachweiskriterien (siehe in<br />
Anh<strong>an</strong>g 1) sowie die unter dem Abschnitt 2.4 <strong>an</strong>gegebenen radiologischen Sicherheitsziele<br />
eingehalten werden.<br />
Die Barrieren und Rückhaltefunktionen müssen auch bei allen Ereignissen, die aus Einwirkungen<br />
von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen oder<br />
Notst<strong>an</strong>dsfällen resultieren, zuverlässig wirksam sein.<br />
2.2 (2) Wenn auf Grund gepl<strong>an</strong>ter betrieblicher Vorgänge Barrieren nicht wirksam sind, müssen zur<br />
Einhaltung der radiologischen Sicherheitsziele (siehe in der Nummer 2.4 (1)) <strong>an</strong>dere Maßnahmen<br />
und Einrichtungen verfügbar sein, die eine den jeweiligen Bedingungen entsprechende<br />
wirksame und zuverlässige Rückhaltefunktion sicherstellen.<br />
2.2 (3) Auf den Sicherheitsebenen 1 und 2 sind neben den Rückhaltefunktionen zur Erfüllung der<br />
radiologischen Sicherheitsziele folgende Barrieren wirksam zu halten:<br />
a) für den Einschluss der radioaktiven Stoffe im Reaktorkern:<br />
1. die Brennstabhüllrohre, abgesehen von zulässigen, betrieblich bedingten Hüllrohrschäden,<br />
2. die druckführende Umschließung des Reaktorkühlmittels, sofern der Reaktorkühlkreislauf<br />
nicht pl<strong>an</strong>gemäß geöffnet ist und<br />
3. der Sicherheitsbehälter, sofern dieser nicht pl<strong>an</strong>gemäß geöffnet ist. Das pl<strong>an</strong>gemäße<br />
Öffnen des Sicherheitsbehälters darf nicht vor Erreichen spezifizierter Druck- und<br />
Temperaturbedingungen im Reaktorkühlkreislauf erfolgen. Das Fehlen dieser Barriere<br />
ist durch Rückhaltefunktionen zu kompensieren. Es ist sicherzustellen, dass die Barriere<br />
im Anforderungsfall kurzfristig wieder hergestellt werden k<strong>an</strong>n.<br />
b) für den Einschluss der radioaktiven Stoffe in bestrahlten Brennelementen, die in der Anlage<br />
geh<strong>an</strong>dhabt oder gelagert werden:<br />
1. während der Betriebsphasen A bis F (Definitionen hierzu siehe in Anh<strong>an</strong>g 1) die<br />
Brennstabhüllrohre, abgesehen von zulässigen, betrieblich bedingten Hüllrohrschäden<br />
sowie<br />
2. der Sicherheitsbehälter, sofern dieser nicht pl<strong>an</strong>gemäß geöffnet ist. Werden bestrahlte<br />
Brennelemente außerhalb des Sicherheitsbehälters geh<strong>an</strong>dhabt oder gelagert oder ist<br />
der Sicherheitsbehälter pl<strong>an</strong>gemäß geöffnet, so ist das Fehlen dieser Barriere durch<br />
Rückhaltefunktionen zu kompensieren.<br />
Der sichere kontrollierte Einschluss der radioaktiven Stoffe <strong>an</strong> <strong>an</strong>deren Stellen der Anlage ist<br />
in allen Betriebsphasen durch Rückhaltefunktionen sicherzustellen.<br />
2.2 (4) Auf der Sicherheitsebene 3 sind neben den Rückhaltefunktionen zur Erfüllung der radiologischen<br />
Sicherheitsziele folgende Barrieren wirksam zu halten:<br />
a) für den Einschluss der radioaktiven Stoffe im Reaktorkern:<br />
1. die Brennstabhüllrohre, außer deren Versagen wird als einleitendes Ereignis postuliert<br />
und außer bei einem Kühlmittelverluststörfall mit großem Leck,<br />
2. die Druckführende Umschließung des Reaktorkühlmittels, sofern der Reaktorkühlkreislauf<br />
nicht pl<strong>an</strong>gemäß geöffnet ist oder deren Versagen als einleitendes Ereignis postu-<br />
6
liert wird,<br />
3. der Sicherheitsbehälter, sofern dieser nicht pl<strong>an</strong>gemäß geöffnet ist. Ist der Sicherheitsbehälter<br />
pl<strong>an</strong>gemäß geöffnet, so ist sicherzustellen, dass die Barrierenfunktion des Sicherheitsbehälters<br />
bei Ereignissen mit Freisetzungen von radioaktiven Stoffen innerhalb<br />
des Sicherheitsbehälters rechtzeitig im erforderlichen Umf<strong>an</strong>g wiederhergestellt<br />
werden k<strong>an</strong>n.<br />
b) bei der H<strong>an</strong>dhabung und Lagerung von Brennelementen:<br />
1. die Brennstabhüllrohre (abgesehen von ereignisspezifisch postulierten Hüllrohrschäden)<br />
sowie<br />
2. der Sicherheitsbehälter, sofern dieser nicht pl<strong>an</strong>gemäß geöffnet ist. Ist der Sicherheitsbehälter<br />
pl<strong>an</strong>gemäß geöffnet, so ist sicherzustellen, dass die Barrierenfunktion des Sicherheitsbehälters<br />
bei Ereignissen mit Freisetzungen von radioaktiven Stoffen innerhalb<br />
des Sicherheitsbehälters rechtzeitig im erforderlichen Umf<strong>an</strong>g wieder hergestellt<br />
werden k<strong>an</strong>n.<br />
Werden bestrahlte Brennelemente außerhalb des Sicherheitsbehälters geh<strong>an</strong>dhabt<br />
oder gelagert, so ist das Fehlen dieser Barriere durch Rückhaltefunktionen zu kompensieren.<br />
Die Erfüllung der radiologischen Sicherheitsziele im Hinblick auf radioaktive Stoffe <strong>an</strong> <strong>an</strong>deren<br />
Stellen der Anlage ist in allen Betriebsphasen durch Rückhaltefunktionen sicherzustellen.<br />
2.2 (5) Auf der Sicherheitsebene 4a sind im Hinblick auf den Reaktorkern folgende Barrieren wirksam<br />
zu halten:<br />
1. die Brennstabhüllrohre in dem für die Einhaltung der hier geltenden Nachweisziele erforderlichen<br />
Umf<strong>an</strong>g,<br />
2. die Druckführende Umschließung,<br />
3. der Sicherheitsbehälter.<br />
2.2 (6) Auf der Sicherheitsebene 4b ist durch die gepl<strong>an</strong>ten Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes<br />
neben den Rückhaltefunktionen für das Aktivitätsinventar des Reaktorkerns<br />
− bei Ereignisabläufen mit Umgehung des Sicherheitsbehälters die Integrität der Brennstabhüllrohre<br />
und<br />
− <strong>an</strong>sonsten die Funktion des Sicherheitsbehälters<br />
aufrecht zu erhalten.<br />
Für den Einschluss der radioaktiven Stoffe in bestrahlten, gelagerten Brennelementen ist auf<br />
der Sicherheitsebene 4b die Integrität mindestens einer Barriere zu gewährleisten. Werden<br />
bestrahlte Brennelemente außerhalb des Sicherheitsbehälters geh<strong>an</strong>dhabt oder gelagert, so<br />
ist das Fehlen dieser Barriere durch Rückhaltefunktionen zu kompensieren (siehe Nummer<br />
2.2 (4)).<br />
2.2 (7) Auf der Sicherheitsebene 4c sind mitigative Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes<br />
vorzusehen, mit denen bei Unfällen mit schweren Brennelementschäden die Integrität<br />
des Sicherheitsbehälters so l<strong>an</strong>ge wie möglich erhalten wird, die Freisetzungen radioaktiver<br />
Stoffe in die Umgebung so weit wie möglich vermieden werden und ein l<strong>an</strong>gfristig kontrollierbarer<br />
Anlagenzust<strong>an</strong>d erreicht werden k<strong>an</strong>n.<br />
Im Falle der Lagerung bestrahlter Brennelemente im Brennelementlagerbecken außerhalb<br />
des Sicherheitsbehälters sind mitigative Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes<br />
vorzusehen, mit denen die Integrität der umgebenden baulichen Hülle so l<strong>an</strong>ge wie möglich<br />
erhalten und Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Umgebung so weit wie möglich vermieden<br />
werden.<br />
2.3 Schutzzielkonzept<br />
2.3 (1) Mit den gemäß der Nummer 2.1 (3a) vorgesehenen Maßnahmen und Einrichtungen sind für<br />
die auf den jeweiligen Sicherheitsebenen geltenden Anforderungen die folgenden Schutzziele<br />
zu erfüllen:<br />
a) Kontrolle der Reaktivität,<br />
b) Kühlung der Brennelemente und<br />
7
c) Einschluss der radioaktiven Stoffe.<br />
2.3 (2) Auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a sind folgende Anforderungen einzuhalten:<br />
Zur Kontrolle der Reaktivität:<br />
− Reaktivitätsänderungen sind auf zulässige Werte zu beschränken,<br />
− der Reaktorkern muss sicher abgeschaltet und l<strong>an</strong>gfristig unterkritisch gehalten werden<br />
können,<br />
− bei der H<strong>an</strong>dhabung von Brennelementen sowie im Lager für unbestrahlte Brennelemente<br />
und im Brennelementlagerbecken ist Unterkritikalität sicherzustellen.<br />
Zur Kühlung der Brennelemente:<br />
− Kühlmittel und Wärmesenken sind stets in ausreichendem Umf<strong>an</strong>g vorzusehen,<br />
− der Wärmetr<strong>an</strong>sport vom Brennstoff bis zur Wärmesenke ist sicherzustellen,<br />
− die Wärmeabfuhr aus dem Brennelementlagerbecken ist sicherzustellen.<br />
Zum Einschluss der radioaktiven Stoffe:<br />
− Die sich auf den verschiedenen Sicherheitsebenen ergebenden mech<strong>an</strong>ischen, thermischen,<br />
chemischen und durch Strahlung hervorgerufenen Einwirkungen sind so zu begrenzen,<br />
dass die unter Abschnitt 2.4 <strong>an</strong>gegebenen radiologischen Sicherheitsziele eingehalten<br />
werden.<br />
2.3 (3) Auf der Sicherheitsebene 4b ist durch Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes die<br />
l<strong>an</strong>gfristige Wiederherstellung der unter Nummer 2.3 (2) gen<strong>an</strong>nten Schutzziele zu erreichen.<br />
2.3 (4) Auf der Sicherheitsebene 4c sind mitigative Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes<br />
vorzusehen, mit denen bei Unfällen mit schweren Brennelementschäden die Integrität<br />
des Sicherheitsbehälters so l<strong>an</strong>ge wie möglich erhalten wird, die Freisetzungen radioaktiver<br />
Stoffe in die Umgebung so weit wie möglich vermieden werden und ein l<strong>an</strong>gfristig kontrollierbarer<br />
Anlagenzust<strong>an</strong>d erreicht werden k<strong>an</strong>n.<br />
Im Falle der Lagerung bestrahlter Brennelemente im Brennelementlagerbecken außerhalb<br />
des Sicherheitsbehälters sind mitigative Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes<br />
vorzusehen, mit denen die Integrität der umgebenden baulichen Hülle so l<strong>an</strong>ge wie möglich<br />
erhalten und Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Umgebung so weit wie möglich vermieden<br />
werden.<br />
2.4 Radiologische Sicherheitsziele<br />
2.4 (1) Auf den Sicherheitsebenen 1 und 2<br />
− ist die Strahlenexposition des Personals bei allen Tätigkeiten unter Berücksichtigung aller<br />
Umstände des Einzelfalls auch unterhalb der Grenzwerte der Strahlenschutzverordnung<br />
so gering wie möglich zu halten,<br />
− hat jede Ableitung radioaktiver Stoffe mit Luft oder Wasser kontrolliert auf den dafür vorgesehenen<br />
Ableitungspfaden zu erfolgen; die Ableitungen sind zu überwachen und nach<br />
Art und Aktivität zu dokumentieren und zu spezifizieren, und es<br />
− ist jede Strahlenexposition oder Kontamination von Mensch und Umwelt durch Direktstrahlung<br />
aus der Anlage sowie durch die Ableitung radioaktiver Stoffe unter Berücksichtigung<br />
aller Umstände des Einzelfalls auch unterhalb der Grenzwerte der Strahlenschutzverordnung<br />
so gering wie möglich zu halten.<br />
Auf der Sicherheitsebene 3<br />
− sind bei der Pl<strong>an</strong>ung von Tätigkeiten zur Beherrschung von Ereignissen, zur Minderung<br />
ihrer Auswirkungen oder zur Beseitigung ihrer Folgen für die Strahlenexposition des Personals<br />
höchstens die einschlägigen Grenzwerte der Strahlenschutzverordnung zu Grunde<br />
zu legen,<br />
− sind für die Auslegung der Anlage zum Schutz der Bevölkerung vor freisetzungsbedingten<br />
Strahlenexpositionen höchstens die einschlägigen Störfallpl<strong>an</strong>ungswerte der Strahlenschutzverordnung<br />
zu Grunde zu legen,<br />
− hat eine etwaige Freisetzung auf <strong>an</strong>alysierten Freisetzungspfaden zu erfolgen; die Frei-<br />
8
setzung ist zu überwachen und nach Art und Aktivität zu dokumentieren und zu spezifizieren,<br />
und es<br />
− sind die radiologischen Auswirkungen innerhalb und außerhalb der Anlage unter Berücksichtigung<br />
aller Umstände des Einzelfalls so gering wie möglich zu halten.<br />
Auf der Sicherheitsebene 4<br />
− sind bei der Pl<strong>an</strong>ung von Tätigkeiten zur Beherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebene<br />
4a sowie bei der Pl<strong>an</strong>ung von Tätigkeiten im Rahmen von Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen<br />
Notfallschutzes für die voraussichtliche Strahlenexposition des Personals die<br />
einschlägigen Vorgaben der Strahlenschutzverordnung zu Grunde zu legen,<br />
− ist die Überwachung von Freisetzungen radioaktiver Stoffe aus der Anlage nach Art und<br />
Aktivität sicherzustellen und es<br />
− sind radiologische Auswirkungen innerhalb und außerhalb der Anlage unter Berücksichtigung<br />
aller Umstände des Einzelfalls so gering wie möglich zu halten.<br />
Auf den Sicherheitsebenen 4b und 4c sind unter Einbeziehung der Maßnahmen und Einrichtungen<br />
des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes<br />
− Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Umgebung der Anlage aufgrund eines frühzeitigen<br />
Versagens oder einer Umgehung des Sicherheitsbehälters, die Maßnahmen des<br />
<strong>an</strong>lagenexternen Notfallschutzes erfordern, für deren Umsetzung nicht ausreichend<br />
Zeit zur Verfügung steht (frühe Freisetzung) oder<br />
− Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Umgebung der Anlage, die räumlich umf<strong>an</strong>greiche<br />
und zeitlich l<strong>an</strong>g<strong>an</strong>dauernde Maßnahmen des <strong>an</strong>lagenexternen Notfallschutzes<br />
erfordern (große Freisetzung)<br />
praktisch auszuschließen 2 .<br />
Für alle Ereignisabläufe, die nicht praktisch ausgeschlossen werden können, sollen mit<br />
Maßnahmen und Einrichtungen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes die radiologischen<br />
Auswirkungen soweit begrenzt werden, dass Maßnahmen des <strong>an</strong>lagenexternen Notfallschutzes<br />
nur in räumlich und zeitlich begrenztem Umf<strong>an</strong>g erforderlich werden.<br />
2.4 (2) Alle sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen eines Kernkraftwerks müssen so ausgelegt,<br />
in einem solchen Zust<strong>an</strong>d gehalten und so gegen Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch<br />
zu unterstellende naturbedingte Einwirkungen und Notst<strong>an</strong>dsfälle geschützt werden, dass sie<br />
ihre sicherheitstechnischen Aufgaben zur Einhaltung der Anforderungen gemäß der Nummer<br />
2.4 (1) erfüllen.<br />
Alle Einrichtungen eines Kernkraftwerks, die radioaktive Stoffe enthalten oder enthalten können,<br />
müssen so beschaffen, <strong>an</strong>geordnet und abgeschirmt sein, dass bezüglich der Strahlenexposition<br />
von Personen bei allen auf den Sicherheitsebenen 1 und 2 erforderlichen Tätigkeiten<br />
sowie bei der Pl<strong>an</strong>ung von Tätigkeiten zur Beherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebenen<br />
3 und 4a sowie im Rahmen von Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes<br />
die einschlägigen Anforderungen gemäß der Nummer 2.4 (1) erfüllt werden.<br />
3 Technische Anforderungen<br />
3.1 Übergeordnete Anforderungen<br />
3.1 (1) Bei Auslegung, Fertigung, Errichtung und Prüfung sowie Betrieb und Inst<strong>an</strong>dhaltung der sicherheitstechnisch<br />
wichtigen Anlagenteile sind Grundsätze und Verfahren <strong>an</strong>zuwenden, die<br />
den besonderen sicherheitstechnischen Erfordernissen der Kerntechnik entsprechen. Bei<br />
Anwendung von <strong>an</strong>erk<strong>an</strong>nten Regeln der Technik sind diese im Einzelfall daraufhin zu überprüfen,<br />
ob sie in Bezug auf den Anwendungsfall dem St<strong>an</strong>d von Wissenschaft und Technik<br />
entsprechen.<br />
3.1 (2) Auf Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebenen 1 bis 4a sind bezüglich aller Betriebsphasen<br />
sicherheitsfördernde Auslegungs-, Fertigungs- und Betriebsgrundsätze <strong>an</strong>zuwenden.<br />
Insbesondere sind zu verwirklichen:<br />
a) sicherheitstechnisch begründete Sicherheitszuschläge bei der Auslegung der Komponenten;<br />
hierbei können in Bezug auf den Anwendungsfall <strong>an</strong>erk<strong>an</strong>nte Regeln und St<strong>an</strong>dards<br />
<strong>an</strong>gewendet werden;<br />
2 Siehe Fußnote unter Nummer 2.1 (5).<br />
9
) Bevorzugung von Prinzipien der inhärent sicheren Auslegung;<br />
c) Verwendung qualifizierter Werkstoffe, Fertigungs- und Prüfverfahren sowie betriebsbewährter<br />
oder ausreichend geprüfter Einrichtungen;<br />
d) inst<strong>an</strong>dhaltungs- und prüffreundliche Gestaltung von Einrichtungen unter besonderer Berücksichtigung<br />
der Strahlenexposition des Personals;<br />
e) ergonomische Gestaltung der Arbeitsplätze;<br />
f) Sicherstellung und Erhalt der Qualitätsmerkmale bei Fertigung, Errichtung und Betrieb;<br />
g) Durchführung von wiederkehrenden Prüfungen in dem sicherheitstechnisch notwendigen<br />
Umf<strong>an</strong>g;<br />
h) zuverlässige Überwachung der in den jeweiligen Betriebsphasen relev<strong>an</strong>ten Betriebszustände;<br />
i) Aufstellung eines Überwachungskonzepts mit Überwachungseinrichtungen zur Erkennung<br />
und Beherrschung betriebs- und alterungsbedingter Schäden;<br />
j) Aufzeichnung, Auswertung und sicherheitsbezogene Verwertung von Betriebserfahrungen.<br />
3.1 (3) Auf Einrichtungen der Sicherheitsebene 3 (Sicherheitseinrichtungen) sind zur Sicherstellung<br />
einer ausreichenden Zuverlässigkeit zusätzlich zu der Nummer 3.1 (2) folgende Auslegungsgrundsätze<br />
<strong>an</strong>zuwenden:<br />
a) Redund<strong>an</strong>z;<br />
b) Diversität;<br />
c) Entmaschung von redund<strong>an</strong>ten Teilsystemen, soweit dieser sicherheitstechnische Vorteile<br />
nicht entgegenstehen;<br />
d) räumliche Trennung redund<strong>an</strong>ter Teilsysteme;<br />
e) sicherheitsgerichtetes Systemverhalten bei Fehlfunktion von Teilsystemen oder Anlagenteilen;<br />
f) Bevorzugung passiver gegenüber aktiven Sicherheitseinrichtungen;<br />
g) die Hilfs- und Versorgungssysteme der Sicherheitseinrichtungen sind so zuverlässig auszulegen<br />
und gegen Einwirkungen zu schützen, dass sie die erforderliche hohe Verfügbarkeit<br />
der zu versorgenden Einrichtungen absichern;<br />
h) Automatisierung (in der Störfall<strong>an</strong>alyse sind von H<strong>an</strong>d auszulösende Schutzaktionen<br />
grundsätzlich nicht vor Ablauf von 30 Minuten zu kreditieren).<br />
3.1 (4) Qualität und Zuverlässigkeit aller Einrichtungen des Kernkraftwerks müssen ihrer sicherheitstechnischen<br />
Bedeutung entsprechen.<br />
Alle sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen sind hinsichtlich ihrer sicherheitstechnischen<br />
Bedeutung zu klassifizieren. Die in den spezifizierten Klassen geltenden Kriterien für<br />
Qualität und Zuverlässigkeit sind zu definieren und müssen insbesondere Angaben über die<br />
einzuhaltenden Vorgaben im Hinblick auf Auslegung, Fertigung, Umgebungs- und Wirksamkeitsbedingungen,<br />
Notstromversorgung und die dauerhafte Aufrechterhaltung der Qualität<br />
enthalten.<br />
− Von höchster sicherheitstechnischer Bedeutung und entsprechend zu klassifizieren sind:<br />
a) Einrichtungen, deren Versagen zu nicht beherrschbaren Ereignisabläufen führt und<br />
b) Einrichtungen, die zur Störfallbeherrschung erforderlich sind, einschließlich der hierfür<br />
notwendigen Hilfs- und Versorgungssysteme.<br />
− Von abgestufter sicherheitstechnischer Bedeutung und entsprechend zu klassifizieren<br />
sind:<br />
a) Einrichtungen, die zur Störfallvermeidung erforderlich sind, einschließlich der hierfür<br />
notwendigen Hilfs- und Versorgungssysteme.<br />
b) Einrichtungen zur Einhaltung und Überwachung festgelegter radiologischer Werte, insbesondere<br />
durch Aufrechterhaltung der erforderlichen Wirksamkeit von Barrieren und<br />
10
Rückhaltefunktionen.<br />
c) Sonstige Einrichtungen zur Durchführung von Aufgaben mit sicherheitstechnischer Bedeutung,<br />
einschließlich der Einrichtungen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes.<br />
3.1 (5) Redund<strong>an</strong>te Sicherheitseinrichtungen, bei denen Möglichkeiten für Ausfälle infolge gemeinsamer<br />
Ursache identifiziert sind, sind soweit möglich und technisch sinnvoll diversitär auszuführen.<br />
3.1 (6) Die Zuverlässigkeit und Wirksamkeit der Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebene<br />
3, einschließlich der Hilfs- und Versorgungssysteme, ist bei Anforderung auch sicherzustellen<br />
− für alle bei den Ereignisabläufen zu unterstellenden Bedingungen,<br />
− bei störfallbedingten Folgeausfällen,<br />
− bei gleichzeitigem oder zeitlich versetztem Ausfall der Eigenbedarfsversorgung sowie<br />
- bei Ausfällen gemäß dem Einzelfehlerkonzept nach der Nummer 3.1 (7g).<br />
3.1 (7) Einzelfehlerkonzept<br />
3.1<br />
(7a)<br />
3.1<br />
(7b)<br />
3.1<br />
(7c)<br />
3.1<br />
(7d)<br />
3.1<br />
(7e)<br />
Der erforderliche Redund<strong>an</strong>zgrad von Einrichtungen zur Sicherstellung der Wirksamkeit und<br />
Zuverlässigkeit von Sicherheitsfunktionen ist abhängig von deren sicherheitstechnischen<br />
Bedeutung im gestaffelten Sicherheitskonzept zu realisieren.<br />
Einzelfehler, die gemäß den folgenden Kriterien in den Ereignis<strong>an</strong>alysen <strong>an</strong>zusetzen sind,<br />
sind bei aktiven Einrichtungen immer und bei passiven Einrichtungen grundsätzlich zu unterstellen.<br />
Abweichungen davon sind zu begründen.<br />
H i n w e i s: In passiven Einrichtungen muss ein Einzelfehler d<strong>an</strong>n nicht unterstellt werden,<br />
wenn nachgewiesen ist, dass einschlägige Vorgaben hinsichtlich Auslegung, Konstruktion,<br />
Werkstoffwahl, Herstellung, Prüfbarkeit und Betriebsbedingungen erfüllt werden.<br />
Die Auswahl des im Hinblick auf die Einhaltung des jeweiligen Nachweiskriteriums ungünstigsten<br />
Einzelfehlers ist zu begründen.<br />
Ist gemäß den sicherheitstechnischen Redund<strong>an</strong>zgradkriterien ein gleichzeitiger Inst<strong>an</strong>dhaltungsfall<br />
zu unterstellen, ist die insgesamt ungünstigste Kombination eines Einzelfehlers mit<br />
dem Inst<strong>an</strong>dhaltungsfall zu betrachten.<br />
Müssen zur Beherrschung eines zu unterstellenden Anforderungsfalls mehrere Einrichtungen<br />
gleichzeitig oder zeitlich nachein<strong>an</strong>der ihre Funktion erfüllen, so ist das Auftreten eines Einzelfehlers<br />
für die Summe der Einrichtungen zu unterstellen, nicht aber in mehreren der benötigten<br />
Einrichtungen gleichzeitig.<br />
Für Einrichtungen der Sicherheitsebene 1 besteht keine Anforderung <strong>an</strong> redund<strong>an</strong>te Auslegung<br />
(Redund<strong>an</strong>zgrad n+0).<br />
3.1 (7f) Für Einrichtungen zur Beherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebene 2 sind für den<br />
Anforderungsfall weder ein Einzelfehler noch die Unverfügbarkeit einer Redund<strong>an</strong>te infolge<br />
von Inst<strong>an</strong>dhaltungsmaßnahmen (Inst<strong>an</strong>dhaltungsfall) zu unterstellen (Redund<strong>an</strong>zgrad n+0).<br />
3.1<br />
(7g)<br />
3.1<br />
(7h)<br />
Die zur Beherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebene 3 notwendigen Sicherheitseinrichtungen<br />
sind so redund<strong>an</strong>t vorzusehen und entmascht auszuführen, dass die zur Ereignisbeherrschung<br />
notwendigen Sicherheitsfunktionen auch d<strong>an</strong>n im erforderlichen Umf<strong>an</strong>g wirksam<br />
sind, wenn im Anforderungsfall postuliert wird, dass<br />
− der ungünstigst wirkende Einzelfehler in einer Sicherheitseinrichtung infolge eines zufälligen<br />
Ausfalls auftritt und<br />
− grundsätzlich gleichzeitig eine in Kombination mit dem Einzelfehler ungünstigst wirkende<br />
Unverfügbarkeit in einer Sicherheitseinrichtung infolge von Inst<strong>an</strong>dhaltungsmaßnahmen<br />
(Inst<strong>an</strong>dhaltungsfall) vorliegt<br />
(Redund<strong>an</strong>zgrad n+2).<br />
Für die Zeiträume pl<strong>an</strong>mäßig durchgeführter Inst<strong>an</strong>dhaltungsmaßnahmen in den Betriebsphasen<br />
C bis F <strong>an</strong> für diese Betriebsphasen notwendigen Einrichtungen der Sicherheitsebene<br />
3 ist ein Einzelfehler, jedoch kein weiterer Inst<strong>an</strong>dhaltungsfall zu unterstellen (Redund<strong>an</strong>zgrad<br />
n+1).<br />
11
3.1 (7i) Ein Redund<strong>an</strong>zgrad n+0 ist in den Betriebsphasen E und F d<strong>an</strong>n zulässig, wenn bei Ausfall<br />
der Sicherheitseinrichtung die Zeit bis zur Nichteinhaltung von Nachweiskriterien mehr als 10<br />
Stunden beträgt und die ausgefallenen oder in Inst<strong>an</strong>dhaltung befindlichen aktiven sicherheitsrelev<strong>an</strong>ten<br />
Einrichtungen zuverlässig innerhalb dieses Zeitraums verfügbar gemacht<br />
werden können.<br />
3.1 (7j) Für Einrichtungen, die zur Beherrschung der Ereignisse der Sicherheitsebene 4a erforderlich<br />
sind, ist im Anforderungsfall weder ein Einzelfehler noch ein Inst<strong>an</strong>dhaltungsfall zu unterstellen<br />
(Redund<strong>an</strong>zgrad n+0).<br />
3.1<br />
(7k)<br />
Zur Beherrschung der Einwirkungen aus den Notst<strong>an</strong>dsfällen Flugzeugabsturz sowie Explosionsdruckwelle<br />
ist für die Funktion von Einrichtungen, die innerhalb der ersten10 Stunden<br />
erforderlich sind, ein Einzelfehler in aktiven Systemteilen dieser Einrichtungen zu unterstellen<br />
(Redund<strong>an</strong>zgrad n+1). Für Einrichtungen die innerhalb der ersten 10 Stunden nicht benötigt<br />
werden, muss weder ein Einzelfehler noch ein Inst<strong>an</strong>dhaltungsfall unterstellt werden (Redund<strong>an</strong>zgrad<br />
n+0).<br />
3.1 (7l) Für Einrichtungen der Sicherheitsebenen 4b und 4c muss weder ein Einzelfehler noch ein<br />
Inst<strong>an</strong>dhaltungsfall unterstellt werden (Redund<strong>an</strong>zgrad n+0).<br />
3.1 (8) Bei der Analyse von Ereignissen der Sicherheitsebene 3 ist die Nichtberücksichtigung der<br />
ersten Anregung des Reaktorschutzsystems oder der ersten Anregung der Reaktorschnellabschaltung<br />
zu unterstellen, sofern aus physikalisch-technischen Gründen nicht nur ein Anregekriterium<br />
verfügbar ist.<br />
Bei unterstellter Nichtberücksichtigung der ersten Anregung ist das gleichzeitige Auftreten<br />
eines Einzelfehlers gemäß der Nummer 3.1 (7g) <strong>an</strong> aktiven Einrichtungen zu unterstellen,<br />
jedoch nicht eine gleichzeitige Inst<strong>an</strong>dhaltung.<br />
3.1 (9) In Betriebsphasen, in denen Teile von Sicherheitseinrichtungen pl<strong>an</strong>gemäß nicht verfügbar<br />
sind, ist die zuverlässige und wirksame Beherrschung für die in diesen Phasen zu unterstellenden<br />
Ereignisse auch unter diesen Bedingungen zu gewährleisten.<br />
3.1<br />
(10)<br />
3.1<br />
(11)<br />
3.1<br />
(12)<br />
3.1<br />
(13)<br />
Notst<strong>an</strong>dsfälle<br />
Bei Notst<strong>an</strong>dsfällen ist sicherzustellen, dass im Ereignisfall eine Redund<strong>an</strong>te bei den zur<br />
Ereignisbeherrschung erforderlichen Einrichtungen erhalten bleibt. Dabei sind jeweils auch<br />
Folgewirkungen zu berücksichtigen.<br />
Bei Notst<strong>an</strong>dsfällen ist die verfahrenstechnische Autarkie der Notst<strong>an</strong>dseinrichtungen im<br />
Hinblick auf alle Kühl- und Betriebsmittel sicherzustellen, die notwendig sind, um die Anlage<br />
in einen kontrollierten Zust<strong>an</strong>d zu bringen und darin für mindestens 10 Stunden zu halten.<br />
Notst<strong>an</strong>dseinrichtungen dürfen keine sicherheitstechnisch nachteiligen Auswirkungen auf<br />
Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebenen 1 bis 3 haben.<br />
Anlageninterner Notfallschutz<br />
Der <strong>an</strong>lageninterne Notfallschutz soll präventive und mitigative Notfallmaßnahmen sowie<br />
H<strong>an</strong>dlungsempfehlungen für den Krisenstab umfassen.<br />
Die für <strong>an</strong>lageninterne Notfallmaßnahmen vorgesehenen Einrichtungen dürfen weder den<br />
bestimmungsgemäßen Betrieb noch den auslegungsgemäßen Einsatz von Sicherheits- und<br />
Notst<strong>an</strong>dseinrichtungen beeinträchtigen. Die Verträglichkeit mit dem Sicherheitskonzept ist<br />
zu gewährleisten.<br />
Die Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes orientieren sich <strong>an</strong> den vom Anlagenkonzept<br />
gegebenen Möglichkeiten. Sie stützen sich auf eigens dafür vorgesehene Maßnahmen<br />
und Einrichtungen sowie auf die flexible Nutzung verfügbarer Sicherheitseinrichtungen,<br />
Betriebssysteme und Notst<strong>an</strong>dseinrichtungen ab.<br />
Die Funktionsfähigkeit der für <strong>an</strong>lageninterne Notfallmaßnahmen vorgesehenen Einrichtungen<br />
ist durch Wartung und wiederkehrende Prüfungen sicherzustellen.<br />
Die Maßnahmen und Einrichtungen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes sollen auch im Falle<br />
von Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellender naturbedingter Einwirkungen<br />
von außen und bei Notst<strong>an</strong>dsfällen wirksam bleiben.<br />
Prüfung und Wartung<br />
Alle sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen müssen so beschaffen und <strong>an</strong>geordnet<br />
12
3.1<br />
(13a)<br />
3.1<br />
(13b)<br />
3.1<br />
(13c)<br />
sein, dass sie entsprechend ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung und Aufgabe vor ihrer<br />
Inbetriebnahme und d<strong>an</strong>ach in regelmäßigen Zeitabständen in hinreichendem Umf<strong>an</strong>g geprüft<br />
und gewartet werden können, um den spezifikationsgerechten Zust<strong>an</strong>d feststellen und<br />
sich <strong>an</strong>bahnende Abweichungen von prüfbaren Qualitätsmerkmalen erkennen zu können.<br />
Die Funktion von sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen ist unter Bedingungen, die<br />
möglichst dem Anforderungsfall entsprechen, im erforderlichen Umf<strong>an</strong>g zu prüfen.<br />
Wenn <strong>an</strong> Einrichtungen regelmäßig wiederkehrende Prüfungen nach dem St<strong>an</strong>d der Technik<br />
nicht in dem für die Erkennung etwaiger Mängel erforderlichen Umf<strong>an</strong>g durchgeführt werden<br />
können, ist sicherzustellen, dass<br />
− für die nicht oder nur eingeschränkt prüfbaren Bereiche Vorkehrungen gegen ein Versagen<br />
durch mögliche Schädigungsmech<strong>an</strong>ismen, wie Ermüdung, Korrosion und <strong>an</strong>dere Alterungsmech<strong>an</strong>ismen,<br />
getroffen sind, und dass<br />
− eine Herstellungsdokumentation vorliegt und daraus keine Auffälligkeiten oder Abweichungen<br />
von den einzuhaltenden Vorgaben abzuleiten sind, und dass<br />
− aus dem Betrieb und nach dem St<strong>an</strong>d von Wissenschaft und Technik für die jeweils einschlägigen<br />
Parameter keine Erkenntnisse vorliegen, aufgrund derer für diesen Bereich eine<br />
sicherheitstechnisch relev<strong>an</strong>te Schädigung zu besorgen wäre.<br />
Im Falle einer solchen eingeschränkten Prüfbarkeit sind für die Beherrschung möglicher Folgen<br />
aus diesem M<strong>an</strong>gel Maßnahmen und Einrichtungen derart vorzusehen, dass bei den<br />
unter diesen Umständen in Betracht zu ziehenden Ereignissen die Einhaltung der jeweiligen<br />
sicherheitstechnischen Nachweisziele und Nachweiskriterien sichergestellt ist.<br />
Kombinationen von störfallauslösenden Ereignissen auf Grund eingeschränkter Prüfbarkeit<br />
mit sonstigen störfallauslösenden Ereignissen oder gemeinsame Ausfälle von gleichartigen<br />
und gleichartig belasteten Einrichtungen mit eingeschränkter Prüfbarkeit sind zu unterstellen,<br />
sofern nicht bestätigt ist,<br />
− dass durch in der Nummer 3.1 (13b) gen<strong>an</strong>nten Maßnahmen oder Einrichtungen sicherheitstechnisch<br />
bedeutsame Zust<strong>an</strong>ds- und Funktionsbeeinträchtigungen ausgeschlossen<br />
sind oder<br />
− dass ihr gleichzeitiges Eintreten auf Grund von Wahrscheinlichkeitsbetrachtungen oder<br />
nach dem St<strong>an</strong>d von Wissenschaft und Technik nicht unterstellt werden muss.<br />
3.2 Anforderungen <strong>an</strong> die Auslegung des Reaktorkerns und der Abschalteinrichtungen<br />
3.2 (1) Die Kontrolle der Reaktivität im Reaktorkern ist auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a sowie bei<br />
Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen<br />
von außen und Notst<strong>an</strong>dsfällen in allen Betriebsphasen sicherzustellen.<br />
3.2 (2) Der Reaktorkern, die zugehörigen Kühlsysteme und die hierfür relev<strong>an</strong>ten Teile der Überwachungs-,<br />
Regel- und Begrenzungseinrichtungen sowie das Reaktorschutzsystem und die<br />
Einrichtungen zur Abschaltung des Reaktors sind so auszulegen und herzustellen und sie<br />
sind in einem solchen Zust<strong>an</strong>d zu halten, dass<br />
− auf der Sicherheitsebene 1 die Auslegungsgrenzen sowie<br />
− auf den Sicherheitsebenen 2 bis 4a die jeweils geltenden sicherheitstechnischen Nachweisziele<br />
und Nachweiskriterien<br />
eingehalten werden.<br />
3.2 (3) Der Reaktorkern ist so auszulegen, dass auf Grund inhärenter reaktorphysikalischer Rückkopplungseigenschaften<br />
die in Betracht zu ziehenden schnellen Reaktivitäts<strong>an</strong>stiege so weit<br />
abgef<strong>an</strong>gen werden, dass im Zusammenwirken mit den übrigen inhärenten Eigenschaften<br />
der Anlage und den Abschalteinrichtungen die jeweils auf den Sicherheitsebenen geltenden<br />
sicherheitstechnischen Nachweisziele und Nachweiskriterien eingehalten werden.<br />
3.2 (4) Der Reaktorkern ist so auszulegen, dass auf Grund inhärenter reaktorphysikalischer Rückkopplungseigenschaften<br />
die zu berücksichtigenden Tr<strong>an</strong>sienten der Sicherheitsebene 4a mit<br />
unterstelltem Ausfall der schnell wirkenden Abschalteinrichtung (Schnellabschaltsystem) so<br />
weit abgef<strong>an</strong>gen werden, dass im Zusammenwirken mit <strong>an</strong>sonsten bestimmungsgemäß<br />
wirksamen Maßnahmen und Einrichtungen der Anlage die für diese Ereignisse geltenden<br />
sicherheitstechnischen Nachweisziele und Nachweiskriterien eingehalten werden.<br />
13
3.2 (5) Der Reaktor ist<br />
− mit mindestens einer Einrichtung zur schnellen Abschaltung (Schnellabschaltsystem) mittels<br />
Steuerelementen sowie<br />
− mit mindestens einer weiteren, davon unabhängigen und diversitären Abschalteinrichtung<br />
zur Herbeiführung und dauerhaften Aufrechterhaltung der Unterkritikalität mittels der Einbringung<br />
löslicher Neutronenabsorber in das Kühlmittel<br />
auszustatten.<br />
Die Regelungs- oder Begrenzungseinrichtungen der Reaktorleistung können g<strong>an</strong>z oder teilweise<br />
identisch mit den Abschalteinrichtungen sein, sofern die Wirksamkeit der Abschalteinrichtungen<br />
jederzeit im geforderten Maße gegeben bleibt.<br />
3.2 (6) Das Schnellabschaltsystem muss alleine in der Lage sein, den Reaktor<br />
− aus jedem Zust<strong>an</strong>d der Sicherheitsebenen 1 bis 3 heraus, auch bei unterstellter Unwirksamkeit<br />
des reaktivitätswirksamsten Steuerelements sowie<br />
− bei Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen<br />
von außen und Notst<strong>an</strong>dsfällen<br />
so schnell unterkritisch zu machen und hinreichend l<strong>an</strong>ge zu halten, dass die jeweils geltenden<br />
sicherheitstechnischen Nachweisziele und Nachweiskriterien eingehalten werden.<br />
Bei Ereignissen der Sicherheitsebene 3 k<strong>an</strong>n im Hinblick auf die einzuhaltende Unterkritikalität<br />
die unterstellte Unwirksamkeit des reaktivitätswirksamsten Steuerelements als Einzelfehler<br />
gemäß der Nummer 3.1 (7g) beh<strong>an</strong>delt werden.<br />
3.2 (7) Der Reaktor muss auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a sowie bei Einwirkungen von innen,<br />
st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen von außen und Notst<strong>an</strong>dsfällen<br />
bei den für die Reaktivitätsbil<strong>an</strong>z ungünstigsten Bedingungen hinsichtlich Temperatur,<br />
Xenonkonzentration und Zykluszeitpunkt, die unter den in Betracht zu ziehenden<br />
Zuständen und Ereignissen möglich sind, unterkritisch gemacht und dauerhaft unterkritisch<br />
gehalten werden können.<br />
Beim DWR müssen die Einrichtungen zur Einbringung löslicher Neutronenabsorber in das<br />
Kühlmittel bei den Zuständen oder Ereignissen der Sicherheitsebenen 1 bis 4a sowie bei<br />
Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen<br />
von außen und Notst<strong>an</strong>dsfällen alleine in der Lage sein, den geforderten Betrag der Unterkritikalität<br />
zu erbringen.<br />
Beim SWR müssen folgende Einrichtungen in der Lage sein, jeweils alleine den geforderten<br />
Betrag der Unterkritikalität zu erbringen:<br />
− bei den Zuständen oder Ereignissen der Sicherheitsebenen 1 bis 4a sowie bei Einwirkungen<br />
von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen von<br />
außen und Notst<strong>an</strong>dsfällen das elektromotorische Einfahren der Steuerelemente sowie<br />
− bei den Zuständen oder Ereignissen der Sicherheitsebenen 1 und 2 die Einrichtungen zur<br />
Einbringung löslicher Neutronenabsorber in das Kühlmittel.<br />
H i n w e i s: Sofern die dauerhafte Aufrechterhaltung der Unterkritikalität auf den Sicherheitsebenen<br />
1 bis 3 allein durch Steuerelemente sichergestellt wird, ist die Unwirksamkeit<br />
des wirksamsten Steuerelements zu unterstellen. Auf der Sicherheitsebene 3 k<strong>an</strong>n dies als<br />
Einzelfehler gemäß der Nummer 3.1 (7g) beh<strong>an</strong>delt werden.<br />
3.3 Anforderungen <strong>an</strong> die Einrichtungen zur Kühlung der Brennelemente im Reaktorkern<br />
3.3 (1) Die Kühlung der Brennelemente (Wärmeabfuhr aus dem Reaktorkern) ist auf den Sicherheitsebenen<br />
1 bis 4a sowie bei Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden<br />
naturbedingten Einwirkungen von außen und Notst<strong>an</strong>dsfällen in allen Betriebsphasen<br />
sicherzustellen.<br />
Dazu muss die im Brennelement erzeugte Wärme derart abgeführt werden, dass die auf den<br />
Sicherheitsebenen geltenden sicherheitstechnischen Nachweisziele und Nachweiskriterien<br />
für die Brennelemente und die übrigen sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen während<br />
ihrer gesamten Einsatzzeit eingehalten werden.<br />
3.3 (2) Es müssen Einrichtungen vorh<strong>an</strong>den sein, mittels derer im bestimmungsgemäßen Betrieb<br />
14
a) der Reaktor zuverlässig und <strong>an</strong>forderungsgerecht ab- und <strong>an</strong>gefahren und<br />
b) die Nachwärme zuverlässig und <strong>an</strong>forderungsgerecht abgeführt werden k<strong>an</strong>n, auch unter<br />
Berücksichtigung aller Betriebsbedingungen des Brennelementwechsels, ggf. der gleichzeitigen<br />
Erfordernis der Kühlung der Brennelemente im Brennelementlagerbecken sowie<br />
während Inst<strong>an</strong>dhaltungsmaßnahmen.<br />
3.3 (3) Es muss ein zuverlässiges und redund<strong>an</strong>t aufgebautes System für die Notkühlung (Notkühlsystem)<br />
des Reaktorkerns bei Kühlmittelverluststörfällen vorh<strong>an</strong>den sein, welches gewährleistet,<br />
dass für die in Betracht kommenden Bruchgrößen, Bruchlagen, Betriebszustände und<br />
störfallbedingten Tr<strong>an</strong>sienten im Reaktorkühlsystem<br />
a) die sicherheitstechnischen Aufgaben auch unter Beachtung der Kriterien der Nummer 3.1<br />
(7g) erfüllt werden,<br />
b) die jeweils geltenden sicherheitstechnischen Nachweisziele und Nachweiskriterien für die<br />
Brennelemente, die Kerneinbauten und für den Sicherheitsbehälter eingehalten werden.<br />
3.3 (4) Es muss ein zuverlässiges, redund<strong>an</strong>t aufgebautes System zum Abfahren des Reaktors und<br />
zur Nachwärmeabfuhr bei Störfällen ohne Kühlmittelverlust vorh<strong>an</strong>den sein, welches gewährleistet,<br />
dass auch nach Unterbrechung oder Störung der Wärmeabfuhr vom Reaktor zur<br />
Hauptwärmesenke die sicherheitstechnischen Nachweisziele und Nachweiskriterien auch<br />
unter Beachtung der Kriterien der Nummer 3.1 (7g) erfüllt werden.<br />
3.3 (5) Es müssen zwei vonein<strong>an</strong>der unabhängige Wärmesenken vorh<strong>an</strong>den sein, wobei über jede<br />
allein die gesamte Nachwärme l<strong>an</strong>gfristig abgeführt werden können muss. Die hierfür erforderlichen<br />
aktiven Einrichtungen müssen jeweils redund<strong>an</strong>t vorh<strong>an</strong>den sein.<br />
3.4 Anforderungen <strong>an</strong> die Druckführende Umschließung und die drucktragende W<strong>an</strong>dung<br />
von Komponenten der Äußeren Systeme<br />
3.4 (1) Die Druckführende Umschließung muss so beschaffen und <strong>an</strong>geordnet sein sowie so betrieben<br />
werden, dass das Auftreten von Lecks, die auslegungsgemäß nicht beherrscht werden,<br />
von rasch fortschreitenden Rissen und von spröden Brüchen praktisch ausgeschlossen werden<br />
k<strong>an</strong>n.<br />
3.4 (2) Zu diesem Zweck ist bei der Auslegung entsprechend den Anforderungen der Nummer 3.1<br />
(2) ein sicherheitstechnisch begründeter Zuschlag auf die ermittelten Werte der Einwirkungen<br />
vorzusehen, um zu gewährleisten, dass die Auslegungsbedingungen der Druckführenden<br />
Umschließung nicht überschritten werden. Außerdem sind Maßnahmen und Einrichtungen<br />
zur Überwachung der Ursachen und Folgen von Schädigungsmech<strong>an</strong>ismen, insbesondere<br />
von Leckagen während des Betriebes, festzulegen und zu installieren.<br />
3.4 (3) Die Komponenten der Druckführenden Umschließung und der Äußeren Systeme sind so<br />
<strong>an</strong>zuordnen und zu ver<strong>an</strong>kern, dass bei <strong>an</strong> ihnen auftretenden Ereignissen der Sicherheitsebene<br />
3 und 4a sowie bei Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden<br />
naturbedingten Einwirkungen von außen und Notst<strong>an</strong>dsfällen keine Folgeschäden <strong>an</strong> <strong>an</strong>deren<br />
sicherheitstechnisch wichtigen Anlagenteilen verursacht werden können, die die Erfüllung<br />
der Sicherheitsfunktion dieser Anlagenteile gefährden.<br />
3.4 (4) Für die Druckführende Umschließung und die drucktragenden W<strong>an</strong>dungen von Komponenten<br />
der Äußeren Systeme muss die Basissicherheit durch die Einhaltung nachfolgender Anforderungen<br />
unter Berücksichtigung des Betriebsmediums sichergestellt werden:<br />
− Einsatz hochwertiger Werkstoffe, insbesondere hinsichtlich Zähigkeit und Korrosionsbeständigkeit,<br />
− konservative Begrenzung der Sp<strong>an</strong>nungen,<br />
− Vermeidung von Sp<strong>an</strong>nungsspitzen durch optimierte Konstruktion und<br />
− Gewährleistung der Anwendung optimierter Herstellungs- und Prüftechnologien.<br />
Dazu gehören die Kenntnis und Beurteilung ggf. vorliegender Fehlerzustände.<br />
H i n w e i s: Bei Realisierung dieser Basissicherheit k<strong>an</strong>n ein katastrophales, aufgrund herstellungsbedingter<br />
Mängel eintretendes Versagen dieser Anlagenteile als praktisch ausgeschlossen<br />
<strong>an</strong>gesehen werden.<br />
3.4 (5) Für die Druckführende Umschließung und die drucktragenden W<strong>an</strong>dungen von Komponenten<br />
der Äußeren Systeme sind im Rahmen des Auslegungskonzeptes auf der Sicherheits-<br />
15
ebene 3 Leck- und Bruchpostulate zu definieren. Für solche Rohrleitungssysteme und Komponenten<br />
dieser Systeme, für die im Rahmen des Auslegungskonzeptes während des Betriebs<br />
der Anlage ein katastrophales Versagen praktisch ausgeschlossen werden k<strong>an</strong>n und<br />
für die eingeschränkte Leck- und Bruch<strong>an</strong>nahmen in Anspruch genommen werden, ist eine<br />
hohe Aussagesicherheit bezüglich der Einwirkungen auf diese Einrichtungen auf den Sicherheitsebenen<br />
1 bis 4a sowie bei Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden<br />
naturbedingten Einwirkungen von außen und Notst<strong>an</strong>dsfällen zu gewährleisten.<br />
Für diese ausgewählten Rohrleitungssysteme und Komponenten ist zusätzlich nachzuweisen,<br />
dass <strong>an</strong>zunehmende Fehler in der drucktragenden W<strong>an</strong>dung nicht zu einem Leck oder<br />
Bruch der Rohrleitung oder Komponente führen können, die die in Anspruch genommenen<br />
eingeschränkten Leck- und Bruch<strong>an</strong>nahmen in Frage stellen. Die Einhaltung der dabei zugrunde<br />
gelegten R<strong>an</strong>dbedingungen während des Betriebs ist zu verifizieren.<br />
3.4<br />
(6a)<br />
3.4<br />
(6b)<br />
Zur Vermeidung der Überschreitung des zulässigen Druckes in der Druckführenden Umschließung<br />
(bei DWR Anlagen einschließlich der Sekundärseite des Dampferzeugers) sind<br />
wirksame und zuverlässige Einrichtungen zur Druckbegrenzung und zur Überdruckabsicherung<br />
vorzusehen.<br />
Es müssen Einrichtungen zur Druckentlastung des Reaktorkühlkreislaufs vorh<strong>an</strong>den sein, mit<br />
denen <strong>an</strong>lageninterne Notfallmaßnahmen zur Druckentlastung mit hoher Zuverlässigkeit<br />
durchgeführt werden können.<br />
3.4 (7) Das Kernkraftwerk ist so zu betreiben, dass die jeweils zulässigen Werte für Einwirkungen<br />
auf die Druckführende Umschließung des Reaktorkühlmittels auf den Sicherheitsebenen 1<br />
bis 4a sowie bei Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten<br />
Einwirkungen von außen und Notst<strong>an</strong>dsfällen nicht überschritten werden. Dabei sind die<br />
entsprechend den Anforderungen der Nummer 3.1 (2) <strong>an</strong>gesetzten Zuschläge zu berücksichtigen.<br />
3.5 Anforderungen <strong>an</strong> bauliche Anlagenteile<br />
3.5 (1) Die baulichen Anlagenteile sind so auszulegen und in einem solchen Zust<strong>an</strong>d zu halten, dass<br />
sie<br />
− zur Sicherstellung des Lastabtrags der Systeme und Komponenten im Betrieb und bei<br />
Einwirkungen von außen und von innen,<br />
− zur Gewährleistung des Schutzes gegen diese Einwirkungen,<br />
− zur Abschirmung der ionisierenden Strahlung und zur Rückhaltung radioaktiver Stoffe<br />
sowie<br />
− zum Br<strong>an</strong>d- und Blitzschutz der Anlage<br />
im jeweils erforderlichen Umf<strong>an</strong>g beitragen.<br />
3.6 Anforderungen <strong>an</strong> den Sicherheitseinschluss<br />
3.6 (1) Das Kernkraftwerk muss einen Sicherheitseinschluss besitzen, bestehend aus dem Sicherheitsbehälter<br />
und umgebendem Gebäude sowie den Hilfssystemen zur Rückhaltung und<br />
Filterung etwaiger Leckagen aus dem Sicherheitsbehälter.<br />
Der Sicherheitseinschluss muss seine Rückhaltefunktion so erfüllen, dass der Austrag radioaktiver<br />
Stoffe in die Umgebung so gering wie möglich gehalten wird und für die Sicherheitsebenen<br />
1 bis 3 vorgegebene Werte nicht überschritten werden.<br />
Der Sicherheitsbehälter muss seine sicherheitstechnischen Aufgaben in den Betriebszuständen,<br />
in denen dieser pl<strong>an</strong>gemäß geschlossen ist, auf den Sicherheitsebenen 1 bis 3 sowie<br />
bei Tr<strong>an</strong>sienten mit Ausfall der Reaktorschnellabschaltung (Sicherheitsebene 4a) und bei den<br />
Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen<br />
von außen und Notst<strong>an</strong>dsfällen erfüllen.<br />
In den Betriebsphasen, in denen der Sicherheitsbehälter pl<strong>an</strong>gemäß geöffnet sein k<strong>an</strong>n, ist<br />
sicherzustellen, dass unter den Bedingungen der Sicherheitsebene 1 sowie bei den zu unterstellenden<br />
Ereignissen der Sicherheitsebenen 2 und 3 und bei den Einwirkungen von innen,<br />
st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen von außen und<br />
Notst<strong>an</strong>dsfällen wirksame und zuverlässige Rückhaltefunktionen vorh<strong>an</strong>den sind und eine<br />
unzulässige Freisetzung radioaktiver Stoffe aus dem Sicherheitsbehälter verhindert oder<br />
rechtzeitig unterbunden wird.<br />
16
Einrichtungen, die radioaktive Stoffe enthalten, müssen innerhalb des Sicherheitseinschlusses<br />
untergebracht sein, soweit eine unzulässige Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Umgebung<br />
nicht auf <strong>an</strong>dere Weise ausreichend zuverlässig verhindert werden k<strong>an</strong>n.<br />
3.6 (2) Im Sicherheitsbehälter sind grundsätzlich die unter hohem Druck stehenden, Reaktorkühlmittel<br />
führenden Komponenten der Anlage unterzubringen. Hiervon ausgenommen werden können<br />
Abschnitte der Frischdampfleitungen und Speisewasserleitungen sowie sonstiger Leitungen,<br />
soweit dies technisch notwendig ist und sofern gewährleistet ist, dass der Bruch solcher<br />
Leitungen nicht zu unzulässiger Strahlenexposition in der Umgebung führt.<br />
Ein zuverlässiger, ausreichend schneller und hinreichend l<strong>an</strong>gzeitiger Abschluss der Durchdringungen<br />
durch den Sicherheitsbehälter ist zu gewährleisten.<br />
Die notwendigen Dichtheits<strong>an</strong>forderungen <strong>an</strong> den Sicherheitsbehälter sind für die Betriebsphasen,<br />
in denen der Sicherheitsbehälter geschlossen ist, durch eine maximal zulässige<br />
Leckrate zu qu<strong>an</strong>tifizieren.<br />
3.6 (3) Der Sicherheitsbehälter muss von einem Gebäude eingeschlossen sein. Das Gebäude ist so<br />
zu gestalten, dass der Zwischenraum zwischen Sicherheitsbehälter und Gebäude bei Betriebsphasen<br />
mit geschlossenen Schleusen l<strong>an</strong>gfristig auf ausreichendem Unterdruck gehalten<br />
werden k<strong>an</strong>n, auch wenn im Sicherheitsbehälter die Bedingungen von Ereignissen der<br />
Sicherheitsebene 3 herrschen. Hierfür sind für das umgebende Gebäude bautechnische Einrichtungen<br />
vorzusehen, die die lüftungstechnische Dichtheit sicherstellen. Der Zwischenraum<br />
muss über Kamin und erforderlichenfalls über Filter entlüftet werden können. Inspektionen <strong>an</strong><br />
sicherheitstechnisch relev<strong>an</strong>ten Anlagenteilen müssen möglich sein.<br />
3.6 (4) Der Sicherheitsbehälter ist durch bauliche Entkopplung derart zu schützen, dass direkte<br />
Lastübertragungen bei den Notst<strong>an</strong>dsfällen vermieden werden. Ebenso muss bei allen<br />
Ereignissen der Sicherheitsebene 3 und bei Einwirkungen von innen sowie naturbedingten<br />
Einwirkungen von außen einschließlich der Wirkung aus Druckdifferenzen die<br />
St<strong>an</strong>dsicherheit oder Integrität von Einbauten und Räumen, soweit erforderlich, erhalten<br />
bleiben.<br />
3.6 (5) Das umgebende Gebäude muss Direktstrahlung nach außen in genügendem Maße abschirmen<br />
und den Sicherheitsbehälter sowie die darin befindlichen Einrichtungen gegen unzulässige<br />
Folgen bei den für die Anlage berücksichtigten Einwirkungen von außen schützen.<br />
3.6 (6) Bei Störfällen und Abläufen der Sicherheitsebene 4b muss ein l<strong>an</strong>gfristiger Temperatur- oder<br />
Druck<strong>an</strong>stieg im Sicherheitsbehälter verhindert werden.<br />
3.6 (7) Bei Unfällen mit schweren Brennelementschäden (Sicherheitsebene 4c) gilt:<br />
- Durch die Notfallmaßnahme der gefilterten Druckentlastung des Sicherheitsbehälters<br />
ist sicherzustellen, dass ein Überdruckversagen des Sicherheitsbehälters durch einen<br />
stetigen Druck<strong>an</strong>stieg vermieden wird und eine wirksame Druckentlastung möglich<br />
ist. Ein Unterdruckversagen des Sicherheitsbehälters infolge der Druckentlastung<br />
ist zu verhindern.<br />
- Verbrennungsvorgänge von Gasen (H 2 , CO), die die Integrität des Sicherheitsbehälters<br />
gefährden, sind durch Notfallmaßnahmen zu vermeiden.<br />
- Im Falle der Lagerung bestrahlter Brennelemente im Brennelementlagerbecken außerhalb<br />
des Sicherheitsbehälters sind Notfallmaßnahmen vorzusehen, mit denen Verbrennungsvorgänge<br />
von Gasen (H 2 , CO), die die Integrität der umgebenden baulichen Hülle gefährden,<br />
vermieden werden.<br />
3.7 Anforderungen <strong>an</strong> die Leittechnik<br />
3.7 (1) Das Kernkraftwerk ist mit betrieblichen Steuer- und Regeleinrichtungen mit Leittechnik-<br />
Funktionen auf der Sicherheitsebene 1 auszurüsten, die so auszulegen und zu betreiben<br />
sind, dass auch ohne In<strong>an</strong>spruchnahme von leittechnischen Einrichtungen der Sicherheitsebene<br />
2 ein möglichst störungsfreier Betrieb der Anlage gewährleistet ist.<br />
3.7 (2) Das Kernkraftwerk ist mit leittechnischen Einrichtungen mit Leittechnik-Funktionen auf der<br />
Sicherheitsebene 2 auszurüsten, die geeignet sind, bei Ereignissen der Sicherheitsebene 2<br />
eine Anforderung <strong>an</strong> die Schutzaktionen der Sicherheitsebene 3 zu vermeiden.<br />
3.7 (3) Das Kernkraftwerk ist mit zuverlässigen leittechnischen Einrichtungen mit Leittechnik-<br />
Funktionen auf der Sicherheitsebene 3 auszurüsten (Reaktorschutzsystem), deren Leittechnikfunktionen<br />
bei Erreichen festgelegter Ansprechwerte Schutzaktionen auslösen.<br />
17
Diese Einrichtungen sind nach folgenden Grundsätzen auszulegen:<br />
− redund<strong>an</strong>te Auslegung von Komponenten, Baugruppen und Teilsystemen,<br />
− räumlich getrennte Installation entsprechend dem Wirkungsbereich möglicher versagensauslösender<br />
Ereignisse,<br />
− selbsttätige Überwachung auf einen Ausfall hin,<br />
− Anpassung der Komponenten <strong>an</strong> die möglichen Umgebungsbedingungen,<br />
− einfache Struktur der Software,<br />
− Begrenzung des Funktionsumf<strong>an</strong>gs auf das sicherheitstechnisch notwendige Maß sowie<br />
− Einsatz fehlervermeidender, fehlerentdeckender und fehlerbeherrschender Maßnahmen<br />
und Einrichtungen.<br />
3.7 (4) Bei der Auslegung der leittechnischen Einrichtungen gemäß Nummer 3.7 (3) sind die Auswirkungen<br />
von systematischen Ausfällen der leittechnischen Einrichtungen auf die Ereignisabläufe<br />
der Sicherheitsebene 3 unter Berücksichtigung der verfahrenstechnischen Vorgaben zu<br />
<strong>an</strong>alysieren.<br />
Bei der Auslegung von festverdrahteten, nicht programmierbaren leittechnischen Einrichtungen<br />
gemäß Nummer 3.7 (3) sind Vorkehrungen gegen systematische Ausfälle zur Minderung<br />
der Eintrittswahrscheinlichkeit für solche Ausfälle derart zu treffen, dass sie nicht mehr unterstellt<br />
werden müssen.<br />
Bei der Auslegung von rechnerbasierten und programmierbaren leittechnischen Einrichtungen<br />
gemäß Nummer 3.7 (3) sind Vorkehrungen gegen systematische Ausfälle derart zu treffen,<br />
dass die rechnerbasierten und programmierbaren leittechnischen Einrichtungen eines<br />
Teilsystems hinsichtlich Hardware, Software, Entwicklungswerkzeuge, Entwicklungsteams,<br />
Test und Inst<strong>an</strong>dhaltung hinreichend unähnlich oder ungleichartig zu <strong>an</strong>deren Teilsystemen<br />
sein müssen (Dissimilaritätsprinzip). Dieses Auslegungsprinzip muss in den zur Fehlerbeherrschung<br />
wichtigen Eigenschaften aufgezeigt werden.<br />
Festverdrahtete nicht programmierbare leittechnische Einrichtungen können als hinreichend<br />
unähnlich oder ungleichartig zu rechnerbasierten und programmierbaren leittechnischen Einrichtungen<br />
<strong>an</strong>gesehen werden.<br />
Die leittechnischen Einrichtungen, die der m<strong>an</strong>uellen Auslösung der Sicherheitsfunktionen<br />
dienen, sind unabhängig zu den rechnerbasierten und programmierbaren automatischen<br />
leittechnischen Einrichtungen aufzubauen.<br />
3.7 (5) In den Betriebsphasen, in denen die Verfügbarkeit der Reaktorschnellabschaltung erforderlich<br />
ist, muss jederzeit eine Reaktorschnellabschaltung von H<strong>an</strong>d möglich sein, auch beim<br />
unterstellten systematischen Ausfall rechner-basierter und programmierbarer leittechnischer<br />
Einrichtungen einschließlich systematischen Softwareversagens.<br />
3.7 (6) Die leittechnischen Einrichtungen gemäß Nummer 3.7 (3) sind so auszulegen, dass auch<br />
beim Eintreten des zu unterstellenden Einzelfehlers in diesen Einrichtungen keine Aktionen<br />
ausgelöst werden, die zu einem Störfall führen können.<br />
3.7 (7) Das Kernkraftwerk muss mit Überwachungs- und Meldeeinrichtungen ausgerüstet sein, die<br />
auf den Sicherheitsebenen 1 und 2 jederzeit einen ausreichenden Überblick über den sicherheitsrelev<strong>an</strong>ten<br />
Zust<strong>an</strong>d der Anlage und die ablaufenden relev<strong>an</strong>ten Prozesse ermöglichen<br />
und alle sicherheitstechnisch wichtigen Betriebsparameter registrieren können.<br />
Es müssen Gefahrenmeldeeinrichtungen vorh<strong>an</strong>den sein, die Veränderungen des Betriebszust<strong>an</strong>des,<br />
aus denen sich eine Verminderung der Sicherheit ergeben könnte, so frühzeitig<br />
<strong>an</strong>zeigen, dass die Einhaltung der jeweiligen sicherheitstechnischen Nachweisziele gewährleistet<br />
werden k<strong>an</strong>n.<br />
3.7 (8) Das Kernkraftwerk muss mit einer Störfallinstrumentierung ausgerüstet sein, die bei Ereignisabläufen<br />
und Anlagenzuständen der Sicherheitsebenen 3 und 4 sowie bei Einwirkungen<br />
von innen oder außen<br />
a) ausreichende Informationen über den Zust<strong>an</strong>d der Anlage liefert, um die erforderlichen<br />
Schutzmaßnahmen für Personal und Anlage sowie die gepl<strong>an</strong>ten Notfallmaßnahmen ergreifen<br />
und ihre Wirksamkeit feststellen zu können,<br />
18
) die Verfolgung des Ereignisablaufes und die Dokumentation der Ereignisse ermöglicht,<br />
c) eine Abschätzung der Auswirkungen auf die Umgebung gestattet,<br />
d) für mindestens 10 Stunden (auch bei Ausfall der nicht durch Batterien gepufferten elektrischen<br />
Energieversorgung) zuverlässig stromversorgt wird,<br />
e) die redund<strong>an</strong>te Signalverarbeitung einschließlich Messwerterfassung vornimmt und<br />
f) deren Messeinrichtungen diversitär und störfallfest aufgebaut sind.<br />
3.7 (9) Auf den Sicherheitsebenen 4b und 4c dürfen Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes<br />
Vorr<strong>an</strong>g vor konkurrierenden Aktionen der vorgelagerten Sicherheitsebenen haben. Eingriffe<br />
in Einrichtungen, die auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a Leittechnikfunktionen ausführen,<br />
sind erlaubt, wenn Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes dies erfordern.<br />
3.7<br />
(10)<br />
3.7<br />
(11)<br />
Die von leittechnischen Einrichtungen auszuführenden Funktionen sind entsprechend ihrer<br />
sicherheitstechnischen Bedeutung gemäß der Nummer 3.1 (4) zu klassifizieren. Die Anforderungen<br />
<strong>an</strong> Entwurf, Implementierung, Qualifizierung, Inbetriebsetzung, Betrieb und Modifizierung<br />
der Software oder <strong>an</strong> Auslegung, Fertigung, Errichtung und Betrieb der Hardware<br />
(Komponenten, Baugruppen und Teilsysteme) für leittechnische Einrichtungen sind entsprechend<br />
der sicherheitstechnischen Klassifizierung festzulegen.<br />
Für leittechnische Einrichtungen, die nicht kategorisierte Leittechnik-Funktionen ausführen,<br />
werden in den „<strong>Sicherheits<strong>an</strong>forderungen</strong> <strong>an</strong> <strong>Kernkraftwerke</strong>“ keine Anforderungen aufgestellt.<br />
Der unberechtigte Zugriff auf Informations- und Leittechniksysteme der Anlage ist zu verhindern.<br />
Die Wirksamkeit und Zuverlässigkeit der hierfür vorgesehenen Maßnahmen müssen<br />
der sicherheitstechnischen Bedeutung der Informations- und Leittechniksysteme entsprechen.<br />
3.8 Anforderungen <strong>an</strong> Warten<br />
3.8 (1) Es muss eine Warte vorh<strong>an</strong>den sein, von der aus das Kernkraftwerk sicher betrieben werden<br />
k<strong>an</strong>n und von der aus bei Störfällen Maßnahmen ergriffen werden können, um das Kernkraftwerk<br />
in einem kontrollierten und sicheren Anlagenzust<strong>an</strong>d zu halten oder in einen solchen<br />
zu überführen.<br />
3.8 (2) Außerhalb der Warte ist eine Notsteuerstelle vorzusehen, mit deren Hilfe bei Ausfall der Warte,<br />
einschließlich der in Betracht zu ziehenden Wartennebenräume, wie z. B. R<strong>an</strong>gierverteiler<br />
und Elektronikraum, der Reaktor abgeschaltet und unterkritisch gehalten, die Nachwärme<br />
abgeführt und die hierfür wesentlichen Betriebsparameter überwacht werden können.<br />
3.8 (3) Die Warte und die Notsteuerstelle sind so vonein<strong>an</strong>der räumlich zu trennen, vonein<strong>an</strong>der<br />
unabhängig mit Energie zu versorgen und sind derart gegen Einwirkungen von außen zu<br />
schützen, dass Warte und Notsteuerstelle nicht gleichzeitig außer Funktion gesetzt werden<br />
können.<br />
3.8 (4) Die ergonomische Auslegung der Warte und der Notsteuerstelle muss ein sicherheitsgerichtetes<br />
Verhalten des Personals unterstützen.<br />
3.8 (5) Es müssen geeignete Alarmierungseinrichtungen und Kommunikationsmittel vorh<strong>an</strong>den,<br />
durch die allen in der Anlage <strong>an</strong>wesenden Personen von mindestens einer zentralen Stelle<br />
aus Verhaltens<strong>an</strong>weisungen bei Ereignissen auf allen Sicherheitsebenen gegeben werden<br />
können.<br />
3.8 (6) Die für den Krisenstab vorgesehenen Räume müssen geeignet ausgestattet und unter den<br />
bei Ereignissen der Sicherheitsebenen 4b und 4c zu erwartenden Bedingungen zugänglich<br />
und nutzbar sein.<br />
3.9 Anforderungen <strong>an</strong> die elektrische Energieversorgung<br />
3.9 (1) Die elektrische Energieversorgung des Kernkraftwerks muss so ausgelegt sein, dass die<br />
elektrische Versorgung der Verbraucher, die Funktionen auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a,<br />
bei Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen<br />
von außen oder Notst<strong>an</strong>dsfällen ausführen, unter Einhaltung ihrer elektrischen Versorgungsbedingungen<br />
sichergestellt ist. Die elektrische Energieversorgung muss so zuverlässig<br />
ausgelegt sein, dass sie die Nichtverfügbarkeit der zu versorgenden Systeme, deren Ausfall<br />
zu sicherheitstechnisch nachteiligen Folgen führen k<strong>an</strong>n, nicht bestimmt.<br />
19
3.9 (2) Hierzu müssen mindestens zwei, weitgehend unabhängige Netz<strong>an</strong>schlüsse für die elektrische<br />
Energieversorgung des Kernkraftwerks vorh<strong>an</strong>den sein. Zusätzlich zur elektrischen<br />
Energieversorgung aus den Netz<strong>an</strong>schlüssen und dem Blockgenerator müssen für die sicherheitstechnisch<br />
wichtigen Einrichtungen zuverlässige Notstrom<strong>an</strong>lagen vorh<strong>an</strong>den sein,<br />
die die elektrische Energieversorgung dieser Einrichtungen bei Ausfall der Netzeinspeisung<br />
und des Blockgenerators gewährleisten. Zusätzlich dazu ist eine Möglichkeit der elektrischen<br />
Energieversorgung vorzusehen, die unabhängig von diesen Versorgungsmöglichkeiten die<br />
elektrische Leistung für die Abführung der Nachwärme und für die Verhinderung einer unzulässigen<br />
Freisetzung radioaktiver Stoffe sicherstellt.<br />
3.9 (3) Bei der Auslegung von Komponenten, die elektrische, elektromech<strong>an</strong>ische oder elektromagnetische<br />
Bauteile sowie <strong>an</strong>alog-elektronische Baugruppen mit einfachem Aufbau enthalten,<br />
sind Vorkehrungen zur Minderung der Eintrittswahrscheinlichkeit systematischer Ausfälle<br />
oder deren Auswirkungen zu treffen.<br />
Bei der Auslegung von Komponenten, die komplexe elektronische oder softwarebasierte<br />
Baugruppen enthalten, sind fehlervermeidende und fehlerbeherrschende Vorkehrungen auf<br />
Komponentenebene sowie ggf. fehlerbeherrschende Vorkehrungen auf Systemebene zu<br />
ergreifen, so dass redund<strong>an</strong>zübergreifende systematische Ausfälle praktisch auszuschließen<br />
sind.<br />
3.9 (4) Die notwendige elektrische Energieversorgung für die Durchführung der gepl<strong>an</strong>ten Maßnahmen<br />
des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes ist sicherzustellen.<br />
3.9 (5) Durch Maßnahmen und Einrichtungen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes ist die Wiederherstellung<br />
der elektrischen Energieversorgung nach einem Ausfall der nicht durch Batterien<br />
gepufferten elektrischen Energieversorgung sicherzustellen.<br />
Zur l<strong>an</strong>gfristigen Gewährleistung der elektrischen Energieversorgung bei längerer Nichtverfügbarkeit<br />
der o. g. Netz<strong>an</strong>schlüsse oder aller externen Netze sind Ersatzmaßnahmen vorzusehen.<br />
Die dafür benötigten Einrichtungen auf dem Kraftwerksgelände und im Nahbereich<br />
der Anlage sind gegen Einwirkungen von außen zu schützen.<br />
Die bereitzustellende elektrische Leistung muss ausreichen, um die Nachwärme abzuführen<br />
und eine unzulässige Freisetzung radioaktiver Stoffe zu verhindern.<br />
3.10 Anforderungen <strong>an</strong> die H<strong>an</strong>dhabung und Lagerung der Brennelemente<br />
3.10<br />
(1)<br />
3.10<br />
(2)<br />
3.10<br />
(3)<br />
3.10<br />
(4)<br />
Die Kontrolle der Reaktivität bei der Brennelementh<strong>an</strong>dhabung und -lagerung ist auf den<br />
Sicherheitsebenen 1 bis 4a sowie bei Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden<br />
naturbedingten Einwirkungen von außen und Notst<strong>an</strong>dsfällen in allen Betriebsphasen<br />
sicherzustellen.<br />
Es sind Maßnahmen und Einrichtungen zur H<strong>an</strong>dhabung und Lagerung der unbestrahlten<br />
und bestrahlten Brennelemente derart vorzusehen, dass ein Kritikalitätsereignis in den Lagereinrichtungen<br />
auch unter Störfallbedingungen, bei Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch<br />
zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen von außen oder Notst<strong>an</strong>dsfällen nicht<br />
zu unterstellen ist.<br />
Die Kühlung der Brennelemente ist auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a sowie bei Einwirkungen<br />
von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen von außen<br />
und Notst<strong>an</strong>dsfällen in allen Betriebsphasen sicherzustellen.<br />
Es müssen zwei vonein<strong>an</strong>der unabhängige Wärmesenken vorh<strong>an</strong>den sein, wobei über jede<br />
allein die gesamte Nachwärme der im Brennelementlagerbecken gelagerten bestrahlten<br />
Brennelemente l<strong>an</strong>gfristig abgeführt werden können muss. Die hierfür erforderlichen aktiven<br />
Einrichtungen müssen jeweils redund<strong>an</strong>t vorh<strong>an</strong>den sein.<br />
3.11 Anforderungen <strong>an</strong> den Schutz gegen Einwirkungen von innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu<br />
unterstellende naturbedingte Einwirkungen von außen sowie Notst<strong>an</strong>dsfälle<br />
3.11<br />
(1)<br />
Alle Einrichtungen, die erforderlich sind, den Kernreaktor sicher abzuschalten und in abgeschaltetem<br />
Zust<strong>an</strong>d zu halten, die Nachwärme abzuführen oder eine Freisetzung radioaktiver<br />
Stoffe zu verhindern, sind so auszulegen und müssen sich dauerhaft in einem solchen Zust<strong>an</strong>d<br />
befinden, dass sie ihre sicherheitstechnischen Aufgaben auch bei Einwirkungen von<br />
innen, st<strong>an</strong>dortspezifisch zu unterstellenden naturbedingten Einwirkungen von außen sowie<br />
Notst<strong>an</strong>dsfällen erfüllen.<br />
H i n w e i s: Anforderungen <strong>an</strong> diese Einrichtungen, die im Hinblick auf Störmaßnahmen<br />
20
oder sonstige Einwirkungen Dritter zu beachten sind, sind nicht Gegenst<strong>an</strong>d der "<strong>Sicherheits<strong>an</strong>forderungen</strong><br />
<strong>an</strong> <strong>Kernkraftwerke</strong>".<br />
3.11<br />
(2)<br />
Es müssen Maßnahmen und Einrichtungen vorh<strong>an</strong>den sein, die sicherheitstechnisch wichtige<br />
Gebäude und Anlagenteile vor Hochwasserereignissen oder Sturmfluten, die nach wissenschaftlichen<br />
Erkenntnissen <strong>an</strong>zunehmen sind, schützen.<br />
Bei der Bestimmung des höchsten Wasserst<strong>an</strong>des, der sich im Bereich der zu schützenden<br />
Gebäude und Anlagenteile einstellen k<strong>an</strong>n, sind alle st<strong>an</strong>dortspezifischen Einflussgrößen zu<br />
berücksichtigen.<br />
3.11<br />
(3)<br />
Sicherheitstechnisch wichtige Gebäude und Anlagenteile sind vor einem Funktionsverlust<br />
infolge Erdbebeneinwirkungen zu schützen.<br />
Für das Bemessungserdbeben ist das größte Erdbeben zu unterstellen, das nach wissenschaftlichen<br />
Erkenntnissen st<strong>an</strong>dortspezifisch <strong>an</strong>zunehmen ist.<br />
Es sind auch die Gebäude und Anlagenteile zu berücksichtigen, die keine sicherheitstechnisch<br />
wichtigen Aufgaben wahrnehmen, deren Versagen aber sicherheitstechnisch wichtige<br />
Anlagenteile unzulässig beeinträchtigen k<strong>an</strong>n.<br />
Bei den Auswirkungen eines Erdbebens sind interne und externe Folgen wie Überflutung<br />
oder Br<strong>an</strong>d zu berücksichtigen.<br />
3.11<br />
(4a)<br />
3.11<br />
(4b)<br />
3.11<br />
(4c)<br />
3.11<br />
(5a)<br />
3.11<br />
(5b)<br />
3.11<br />
(6)<br />
3.11<br />
(7)<br />
3.11<br />
(8)<br />
Brände und Explosionen in der Anlage sind zu verhüten.<br />
Es sind Br<strong>an</strong>dschutzmaßnahmen zum Schutz vor Bränden und deren Folgewirkungen sowohl<br />
innerhalb als auch außerhalb von Gebäuden vorzusehen.<br />
Die Br<strong>an</strong>dschutzmaßnahmen sind so zu pl<strong>an</strong>en und auszuführen, dass eine gestaffelte Abwehr<br />
realisiert wird:<br />
− Es sind Maßnahmen und Einrichtungen vorzusehen, die die Entstehung von Bränden<br />
verhindern.<br />
− Dennoch entst<strong>an</strong>dene Brände müssen rasch erk<strong>an</strong>nt und bekämpft werden können.<br />
− Die Ausbreitung eines nicht gelöschten oder nicht selbst verlöschenden Br<strong>an</strong>des ist zu<br />
begrenzen.<br />
Maßnahmen und Einrichtungen des Explosionsschutzes müssen die Funktion sicherheitstechnisch<br />
wichtiger Anlagenteile sichern.<br />
Die Explosionsschutzmaßnahmen sind so zu pl<strong>an</strong>en und auszuführen, dass eine gestaffelte<br />
Abwehr realisiert ist. Dazu sind Maßnahmen zu treffen und Einrichtungen vorzusehen, die<br />
− die Entstehung einer explosiven Atmosphäre verhindern oder einschränken,<br />
− die Zündung einer dennoch entst<strong>an</strong>denen explosiven Atmosphäre verhindern und<br />
− die Auswirkungen einer Explosion soweit begrenzen, dass unzulässige sicherheitstechnische<br />
Auswirkungen nicht auftreten.<br />
Im bestimmungsgemäßen Betrieb (Sicherheitsebenen 1 und 2) sowie bei Ereignissen der<br />
Sicherheitsebene 3 darf zur Verhinderung einer Wasserstoffexplosion oder eines Wasserstoffbr<strong>an</strong>des<br />
im Sicherheitsbehälter zu keiner Zeit weder integral noch lokal die Zündgrenze<br />
des Wasserstoffs überschritten werden. Alle Quellen der Wasserstofferzeugung sind zu berücksichtigen.<br />
Es sind Maßnahmen und Einrichtungen vorzusehen, die unzulässige Folgen einer <strong>an</strong>lageninternen<br />
Überflutung praktisch ausschließen.<br />
Die zuein<strong>an</strong>der redund<strong>an</strong>ten Teilsysteme von Sicherheitseinrichtungen sind räumlich getrennt<br />
aufzustellen oder so zu schützen, dass bei naturbedingten Einwirkungen oder Einwirkungen<br />
von innen (wie Br<strong>an</strong>d oder Überflutung) ein redund<strong>an</strong>zübergreifender Funktionsausfall<br />
praktisch auszuschließen ist.<br />
3.12 Anforderungen <strong>an</strong> den Strahlenschutz<br />
3.12<br />
(1)<br />
Im Kernkraftwerk müssen die personellen, org<strong>an</strong>isatorischen, räumlichen und apparativen<br />
Voraussetzungen gegeben sein, um eine hinreichend genaue und zuverlässige Strahlenschutzüberwachung<br />
in der Anlage auf allen Sicherheitsebenen im erforderlichen Umf<strong>an</strong>g<br />
gewährleisten zu können.<br />
3.12 Im Kernkraftwerk müssen die personellen, org<strong>an</strong>isatorischen und apparativen Voraussetzungen<br />
gegeben sein, um im jeweils erforderlichen Umf<strong>an</strong>g Art, Menge und Konzentration der<br />
21
(2) mit der Fortluft und dem Abwasser abzuleitenden radioaktiven Stoffe hinreichend genau und<br />
zuverlässig zu überwachen, zu registrieren sowie die Ableitung erforderlichenfalls zu begrenzen.<br />
3.12<br />
(3)<br />
3.12<br />
(4)<br />
3.12<br />
(5)<br />
3.12<br />
(6)<br />
Es müssen die personellen, org<strong>an</strong>isatorischen und apparativen Voraussetzungen gegeben<br />
sein, um eine Strahlenschutzüberwachung der Umgebung auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4<br />
und bei Einwirkungen von innen oder außen im erforderlichen Umf<strong>an</strong>g hinreichend schnell,<br />
genau und zuverlässig durchführen zu können.<br />
Im Kernkraftwerk müssen Maßnahmen und Einrichtungen vorgesehen sein, die eine sichere<br />
H<strong>an</strong>dhabung, Einschließung und Lagerung der unbestrahlten und bestrahlten Brennelemente<br />
und sonstiger radioaktiver Stoffe ermöglichen. Diese Maßnahmen müssen so konzipiert und<br />
diese Einrichtungen so beschaffen, <strong>an</strong>geordnet und abgeschirmt sein, dass eine unzulässige<br />
Strahlenexposition des Eigen- und Fremdpersonals und in der Umgebung sowie die Freisetzung<br />
radioaktiver Stoffe in die Umgebung nicht zu unterstellen sind.<br />
Dabei ist<br />
- die Anzahl und Dauer von Tätigkeiten des Personals in Strahlungsfeldern und die Möglichkeiten<br />
der Personenkontamination und Inkorporation sowie<br />
- die Menge und Konzentration radioaktiver Abfälle und schadlos zu verwertender radioaktiver<br />
Stoffe, die in der Anlage <strong>an</strong>fallen,<br />
unter Berücksichtigung aller Umstände des Einzelfalls so gering wie möglich zu halten.<br />
Bei der Pl<strong>an</strong>ung von Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes sind Maßnahmen zur<br />
Reduzierung der voraussichtlichen radiologischen Auswirkungen unter Berücksichtigung aller<br />
Umstände des Einzelfalls einzubeziehen, sofern Freisetzungen in die Umgebung zu besorgen<br />
sind.<br />
<strong>Kernkraftwerke</strong> müssen so beschaffen sein, dass sie unter Einhaltung der Strahlenschutzbestimmungen<br />
stillgelegt werden können. Es muss ein Konzept für eine Beseitigung nach der<br />
endgültigen Stilllegung unter Einhaltung der Strahlenschutzbestimmungen vorh<strong>an</strong>den sein.<br />
4 Zu berücksichtigende Betriebszustände und Ereignisse<br />
4.1 Betriebszustände, Störungen und Störfälle<br />
4.1 (1) Der Auslegung der gemäß der Nummer 2.1 (3a) auf den Sicherheitsebenen 1 bis 3 zu verwirklichenden<br />
Maßnahmen und Einrichtungen sind jeweils zu Grunde zu legen:<br />
− in der Sicherheitsebene 1 zu erwartende Betriebszustände, einschließlich von Prüfzuständen,<br />
− in der Sicherheitsebene 2 Ereignisse, deren Eintreten während der Betriebsdauer der<br />
Anlage zu erwarten ist sowie<br />
− in der Sicherheitsebene 3 ein abdeckendes Spektrum <strong>an</strong> Ereignissen, deren Eintreten<br />
während der Betriebsdauer der Anlage auf Grund der Zuverlässigkeit und Wirksamkeit der<br />
vorh<strong>an</strong>denen Maßnahmen und Einrichtungen nicht zu erwarten, jedoch dennoch zu unterstellen<br />
ist.<br />
4.1 (2) Die Auslegung der jeweiligen Maßnahmen und Einrichtungen muss derart erfolgen, dass für<br />
die zu berücksichtigenden Betriebszustände und Ereignisse unter Berücksichtigung festgelegter<br />
R<strong>an</strong>dbedingungen nachgewiesen wird, dass die jeweilig geltenden sicherheitstechnischen<br />
Nachweisziele und Nachweiskriterien erfüllt werden.<br />
4.1 (3) Die Vollständigkeit und der abdeckende Charakter der zu betrachtenden Ereignisse sind<br />
<strong>an</strong>lagenspezifisch zu gewährleisten.<br />
4.1 (4) Für definierte Ereignisse können optional Nachweise dahingehend geführt werden, dass<br />
durch spezielle Vorsorgemaßnahmen der Eintritt dieser Ereignisse als praktisch ausgeschlossen<br />
bewertet werden k<strong>an</strong>n. Diese Ereignisse sind in den Ereignislisten im Anh<strong>an</strong>g 1<br />
gesondert gekennzeichnet.<br />
Die Qualität der zu treffenden Vorsorgemaßnahmen hat sich <strong>an</strong> den potenziellen Auswirkungen<br />
zu orientieren.<br />
Bei Ereignissen, deren Eintreten bei Vorh<strong>an</strong>densein spezieller Vorsorgemaßnahmen praktisch<br />
ausgeschlossen ist, ist die Nachweisführung auf die Einhaltung der Anforderungen <strong>an</strong><br />
die Wirksamkeit und Zuverlässigkeit der hierzu realisierten Vorsorgemaßnahmen zu bezie-<br />
22
hen.<br />
H i n w e i s: Siehe hierzu auch in Anh<strong>an</strong>g 1.<br />
4.2 Einwirkungen von innen und von außen, einschließlich Notst<strong>an</strong>dsfälle<br />
4.2 (1) Der Auslegung der Einrichtungen gemäß Nummer 3.11 (1) sind zu Grunde zu legen:<br />
a) die jeweils folgenschwersten Einwirkungen von innen, naturbedingten Einwirkungen von<br />
außen sowie Notst<strong>an</strong>dsfällen, die <strong>an</strong> dem betreffenden St<strong>an</strong>dort berücksichtigt werden<br />
müssen;<br />
b) die Besonderheiten l<strong>an</strong>ge <strong>an</strong>dauernder Einwirkungen von außen;<br />
c) Kombinationen mehrerer naturbedingter oder sonstiger Einwirkungen von außen (z. B.<br />
Erdbeben, Hochwasser, Sturm, Blitz, Brände) unterein<strong>an</strong>der oder Kombinationen dieser<br />
Einwirkungen mit internen Ereignissen (z. B. Rohrleitungsbruch, Brände in der Anlage,<br />
Rauchentwicklung, Notstromfall). Diese Kombinationen müssen d<strong>an</strong>n unterstellt werden,<br />
wenn die zu kombinierenden Ereignisse in einem kausalen Zusammenh<strong>an</strong>g stehen können<br />
oder wenn ihr gleichzeitiges Eintreten nach dem St<strong>an</strong>d von Wissenschaft und Technik<br />
unterstellt werden muss.<br />
4.2 (2) Für die folgenschwersten Einwirkungen von außen sind diejenigen Einwirkungen zu unterstellen,<br />
die nach wissenschaftlichen Erkenntnissen st<strong>an</strong>dortspezifisch <strong>an</strong>zunehmen sind. Die<br />
erkennbare zukünftige Entwicklung der Eigenschaften des St<strong>an</strong>dortes im Hinblick auf die zu<br />
betrachtenden Einwirkungen von außen ist zu berücksichtigen.<br />
4.2 (3) Bei der Auslegung der Anlage gegen Einwirkungen von außen sind auch zivilisatorisch bedingte<br />
Einwirkungen (Notst<strong>an</strong>dsfälle) zu berücksichtigen.<br />
4.3 Ereignisse mit Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen<br />
4.3 (1) Zur Ermittlung der repräsentativen Ereignisabläufe für die Pl<strong>an</strong>ung von präventiven Maßnahmen<br />
des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes sind im Rahmen einer Gesamtbetrachtung die<br />
Ergebnisse aus deterministischen und probabilistischen Sicherheits<strong>an</strong>alysen, Betriebserfahrungen<br />
sowie Ergebnisse der Reaktorsicherheitsforschung und internationale Empfehlungen<br />
her<strong>an</strong>zuziehen. Dabei sind die Ereignisabläufe, die nach den Ergebnissen probabilistischer<br />
Sicherheits<strong>an</strong>alysen einen dominierenden Beitrag zur Kernschmelzhäufigkeit liefern und insbesondere<br />
diejenigen, die zur Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Umgebung führen, zu<br />
berücksichtigen.<br />
4.3 (2) Das der Pl<strong>an</strong>ung von präventiven Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes zugrunde<br />
zu legende <strong>an</strong>lagentypspezifische Spektrum von Ereignisabläufen muss mindestens Ereignisse<br />
aus den folgenden Ereignisgruppen umfassen:<br />
− Tr<strong>an</strong>sienten,<br />
− Kühlmittelverluststörfälle innerhalb des Sicherheitsbehälters infolge der maximal zu unterstellenden<br />
Lecks am Reaktorkühlkreislauf,<br />
− Kühlmittelverluststörfälle mit Umgehung des Sicherheitsbehälters.<br />
Unter Annahme eines Mehrfachversagens von Sicherheitseinrichtungen sind die für die Pl<strong>an</strong>ung<br />
her<strong>an</strong>zuziehenden repräsentativen Ereignisabläufe zu bestimmen.<br />
4.3 (3) Für die Pl<strong>an</strong>ung von präventiven Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes zur Wiederherstellung<br />
und dem Erhalt der Kühlung der Brennelemente im Brennelementlagerbecken<br />
sind insbesondere Ereignisabläufe mit:<br />
− vollständigem Ausfall der Brennelementlagerbeckenkühlung sowie<br />
− Kühlmittelverlust aus dem Brennelementlagerbecken mit Unterschreitung des zur Kühlung<br />
erforderlichen Mindestfüllst<strong>an</strong>ds<br />
zu unterstellen.<br />
4.3 (4) Des Weiteren ist zur Pl<strong>an</strong>ung von präventiven Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes<br />
der vollständige Ausfall jeweils einer der zur Beherrschung der Ereignisse erforderlichen<br />
Sicherheitsfunktionen sowie zum <strong>an</strong>deren der Ausfall jeweils einer der erforderlichen<br />
Versorgungsfunktionen getrennt zu <strong>an</strong>alysieren.<br />
4.4 Unfälle mit schweren Brennelementschäden<br />
4.4 (1) Für die Pl<strong>an</strong>ung von mitigativen Maßnahmen des <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutzes der Si-<br />
23
cherheitsebene 4c ist ein Ereignisspektrum zu Grunde zu legen, das alle relev<strong>an</strong>ten Phänomene<br />
bei Unfällen mit schweren Brennelementschäden berücksichtigt.<br />
Dabei sind insbesondere Phänomene zu berücksichtigen, die die Integrität des Sicherheitsbehälters<br />
sowie im Falle der Lagerung bestrahlter Brennelemente im Brennelementlagerbecken<br />
außerhalb des Sicherheitsbehälters die bauliche Hülle gefährden.<br />
Darüber hinaus sind Phänomene zu berücksichtigen, die Auswirkungen auf die Freisetzung<br />
radioaktiver Stoffe und mögliche Freisetzungspfade in die Umgebung haben.<br />
4.4 (2) Für den Fall, dass für Ereignisabläufe oder Anlagenzustände keine Notfallmaßnahmen vorgepl<strong>an</strong>t<br />
wurden oder die implementierten Notfallmaßnahmen nicht wirksam sind, sind H<strong>an</strong>dlungsempfehlungen<br />
vorzuhalten. Die prinzipielle Eignung der H<strong>an</strong>dlungsempfehlungen zur<br />
Erreichung der Schutzziele ist zu zeigen.<br />
5 Anforderungen <strong>an</strong> die Nachweisführung<br />
5 (1) Der Genehmigungsinhaber muss in der Lage sein die Sicherheit der Anlage durch Unterlagen<br />
nachvollziehbar nachzuweisen.<br />
Die Nachweisführungen müssen prüffähig in geschlossener und nachvollziehbarer Form in<br />
Nachweisunterlagen dokumentiert werden.<br />
H i n w e i s: Konkretisierungen hierzu sind in Anh<strong>an</strong>g 2 dargestellt.<br />
5 (2) Zur Nachweisführung der Erfüllung der technischen <strong>Sicherheits<strong>an</strong>forderungen</strong> sind deterministische<br />
sowie probabilistische Methoden her<strong>an</strong>zuziehen:<br />
Die Methoden umfassen<br />
a) die rechnerische Analyse von Ereignissen oder Zuständen,<br />
b) die Messung oder das Experiment,<br />
c) die ingenieurmäßige Bewertung,<br />
d) die probabilistische Analyse.<br />
5 (3) Als Grundlage für Nachweisführungen müssen vorliegen:<br />
a) eine aktuelle Zusammenstellung der sicherheitstechnisch wichtigen Informationen über<br />
den bestehenden Zust<strong>an</strong>d der betroffenen Maßnahmen und Einrichtungen sowie<br />
b) ein dokumentierter Vergleich des bestehenden Zust<strong>an</strong>ds der betroffenen sicherheitstechnisch<br />
wichtigen Maßnahmen und Einrichtungen mit dem genehmigten oder in den Genehmigungsunterlagen<br />
beschriebenen Zust<strong>an</strong>d.<br />
5 (4) Bei der Analyse von Ereignisabläufen oder Zuständen müssen<br />
a) für den jeweiligen Anwendungsbereich validierte Berechnungsverfahren verwendet sowie<br />
b) mit der Berechnung verbundene Unsicherheiten qu<strong>an</strong>tifiziert oder durch geeignete Verfahren<br />
abgedeckt werden.<br />
5 (5) Bei Vorliegen von Erkenntnissen, die die Gültigkeit eines Nachweises nach Nummer 5 (1) in<br />
Frage stellen können, muss eine Überprüfung erfolgen.<br />
5 (6a) Ergänzend zu deterministischen Sicherheits<strong>an</strong>alysen muss durch probabilistische Sicherheits<strong>an</strong>alysen<br />
die Ausgewogenheit der sicherheitstechnischen Auslegung überprüft werden,<br />
um eventuell vorh<strong>an</strong>dene Schwachstellen zu identifizieren.<br />
5 (6b) In Ergänzung der deterministischen Nachweisführungen müssen probabilistische Sicherheits<strong>an</strong>alysen<br />
(PSA) <strong>an</strong>gewendet werden, um die sicherheitstechnische Relev<strong>an</strong>z<br />
− von Änderungen <strong>an</strong> Maßnahmen, Einrichtungen oder der Betriebsweise der Anlage sowie<br />
− von neuen Erkenntnissen,<br />
bei denen ein nennenswerter Einfluss auf die Ergebnisse der PSA nicht offensichtlich auszuschließen<br />
ist, zu bewerten.<br />
5 (7) Eine Messung oder ein Experiment k<strong>an</strong>n als Nachweis her<strong>an</strong>gezogen werden, wenn<br />
a) die Übertragbarkeit der experimentellen Bedingungen auf die Anlagenzustände des jeweiligen<br />
Anwendungszusammenh<strong>an</strong>gs qualifiziert ist und<br />
24
a) die mit der Messung verbundenen Unsicherheiten qu<strong>an</strong>tifiziert sind.<br />
5 (8) Ingenieurmäßige Bewertungen können bei Nachweisführungen her<strong>an</strong>gezogen werden, wenn<br />
hierzu ein Bewertungsmaßstab vorliegt, der auf technisch-wissenschaftlich nachvollziehbaren<br />
Grundlagen beruht.<br />
6 Anforderungen <strong>an</strong> die Dokumentation und das Betriebsreglement<br />
6 (1) Der Genehmigungsinhaber muss eine systematische, vollständige, qualifizierte und aktuelle<br />
Dokumentation des Zust<strong>an</strong>des des Kernkraftwerks verfügbar halten.<br />
H i n w e i s: Konkretisierungen hierzu sind in Anh<strong>an</strong>g 2 dargestellt.<br />
6 (2) Für den sicheren Betrieb einer Anlage sind schriftliche Anweisungen zu erstellen, in denen<br />
festgelegt sind:<br />
a) Ein hinreichend vollständiger Satz <strong>an</strong> Vorgaben, bei deren Einhaltung gewährleistet ist,<br />
dass der Betrieb der Anlage den <strong>Sicherheits<strong>an</strong>forderungen</strong> und Bedingungen der Genehmigung<br />
entspricht. Die Vorgaben müssen insbesondere verfahrenstechnische Grenzwerte<br />
oder einzuhaltende Anlagenzustände, Wirksamkeits-, Verfügbarkeits- und relev<strong>an</strong>te<br />
R<strong>an</strong>dbedingungen sicherheitstechnisch wichtiger Anlagenteile umfassen (Grenzwerte und<br />
Bedingungen des sicheren Betriebs).<br />
Die Festlegung der Grenzwerte und Bedingungen des sicheren Betriebs muss nachvollziehbar<br />
auf der Basis der Anlagenauslegung, der Sicherheits<strong>an</strong>alysen, der Genehmigungsbedingungen<br />
und der Erfahrungen aus Inbetriebnahme und Betrieb begründet sein.<br />
Die Festlegung der Grenzwerte und Bedingungen des sicheren Betriebs muss alle Betriebsphasen<br />
umfassen.<br />
b) H<strong>an</strong>dlungs<strong>an</strong>weisungen für den Fall von Abweichungen von Grenzwerten und Bedingungen<br />
des sicheren Betriebs.<br />
c) Die Vorgaben, die einzuhalten, durchzuführen und zu befolgen sind, um Ereignisse der<br />
Sicherheitsebenen 2 bis 4a sowie Einwirkungen von innen und außen zu vermeiden oder<br />
zu beherrschen. Die Vorgaben müssen alle Maßnahmen beinhalten, die zum Erreichen<br />
eines sicheren Anlagenzust<strong>an</strong>ds erforderlich sind.<br />
d) Die implementierten Notfallmaßnahmen und H<strong>an</strong>dlungsempfehlungen des <strong>an</strong>lageninternen<br />
Notfallschutzes. Die Einstiegskriterien für deren Anwendung sind festzulegen. Es<br />
müssen Kriterien festgelegt sein, <strong>an</strong>h<strong>an</strong>d derer festgestellt werden k<strong>an</strong>n, ob die l<strong>an</strong>gfristige<br />
Einhaltung der Schutzziele gewährleistet oder ein l<strong>an</strong>gfristig kontrollierbarer Anlagenzust<strong>an</strong>d<br />
erreicht ist.<br />
e) Die erforderlichen wiederkehrenden Prüfungen <strong>an</strong> sicherheitstechnisch wichtigen Maßnahmen<br />
und Einrichtungen.<br />
f) Die für die Gewährleistung eines sicheren Anlagenbetriebs relev<strong>an</strong>ten org<strong>an</strong>isatorischen<br />
Regelungen (Aufbau- und Ablauforg<strong>an</strong>isation).<br />
g) Die Mindest<strong>an</strong>forderungen <strong>an</strong> die Anzahl und die Qualifikation des Personals sowie die<br />
personellen Mindestverfügbarkeiten in der Anlage zur Sicherstellung eines sicheren Anlagenbetriebs<br />
und der Beherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebenen 2 bis 4. Dabei<br />
sind auch auslösende Ereignisse oder Folgeereignisse infolge von Einwirkungen von innen<br />
oder außen u n d / o d e r Personenunfälle zu berücksichtigen.<br />
h) Die org<strong>an</strong>isatorischen Voraussetzungen für den <strong>an</strong>lageninternen Notfallschutz.<br />
6 (3) Die Unterlagen gemäß der Nummer 6 (2) müssen für das Personal auf der Warte und Notsteuerstelle<br />
in leicht zugänglicher und in übersichtlicher Form bereitgestellt sein.<br />
Alle für die Arbeit des Krisenstabs erforderlichen Unterlagen sind in den Räumen des Krisenstabes<br />
verfügbar zu halten.<br />
6 (4) Die Unterlagen gemäß der Nummer 6 (2) sind aktuell zu halten. Für die Aktualisierung oder<br />
Änderung der Unterlagen ist ein geregeltes Verfahren vorzusehen, das den Erfahrungsrückfluss<br />
und Fortentwicklungen des St<strong>an</strong>des von Wissenschaft und Technik berücksichtigt.<br />
6 (5) Entsprechend ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung müssen für alle sicherheitstechnisch<br />
wichtigen Einrichtungen Betriebsvorschriften wie Auslegungsvorschriften, Werkstoffvorschriften,<br />
Bauvorschriften und Prüfvorschriften sowie Inst<strong>an</strong>dhaltungsvorschriften vorh<strong>an</strong>den sein.<br />
In den Prüfvorschriften sind Vorprüfungen, Werkstoffprüfungen, Bauprüfungen, Druckprüfun-<br />
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gen, Abnahmeprüfungen und Funktionsprüfungen sowie regelmäßig wiederkehrende Prüfungen<br />
im Einzelnen festzulegen.<br />
Die Einhaltung dieser Vorschriften ist im Rahmen eines Qualitätsgewährleistungsprogramms<br />
zu überwachen. Das Ergebnis der Qualitätsüberwachung mit den Ergebnissen der Prüfungen<br />
ist zu dokumentieren. Die zur Beurteilung der Qualität notwendigen Unterlagen über Auslegung,<br />
Fertigung, Errichtung und Prüfungen sowie Betrieb und Inst<strong>an</strong>dhaltung der sicherheitstechnisch<br />
wichtigen Einrichtungen sind während der gesamten Betriebsdauer der Anlage<br />
verfügbar zu halten.<br />
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