Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke - Kerntechnisches ...
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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 />
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