Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke - Kerntechnisches ...
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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 />
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