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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 />

13

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