Dokumentation über den Verbleib der - Kerntechnisches Regelwerk

RSK Leitlinien für DruckwasserreaktorenNr. Text ModulNummer1 Begriffsbestimmung(1) SicherheitssystemDas Sicherheitssystem ist die Gesamtheit allerEinrichtungen einer Reaktoranlage, die die Aufgabehaben, die Anlage vor unzulässigen Beanspruchungenzu schützen und bei auftretendenStörfällen deren Auswirkungen auf das Betriebspersonal,die Anlage und die Umgebung in vorgegebenenGrenzen zu halten.2 Standort - -BBSicherheitskriterien für Kernkraftwerke:M1: Modul 1Grundlegende SicherheitskriterienM2: Modul 2Kriterien für die Auslegung und den Betrieb des ReaktorkernsM3: Modul 3Bei Druck- und Siedewasserreaktoren zu berücksichtigende EreignisseM4: Modul 4Kriterien für die Ausführung der Druckführenden Umschließung, der drucktragendenWandung der Äußeren Systeme sowie des SicherheitseinschlussesM5: Modul 5Kriterien für die Leittechnik und Störfallinstrumentierung)M6: Modul 6Kriterien für die Nachweisführung und DokumentationM7: Modul 7Kriterien für den anlageninternen NotfallschutzM9: Modul 9Kriterien für den StrahlenschutzM10: Modul 10Kriterien für die Auslegung und den sicheren Betrieb von baulichen Anlagenteilen,Systeme und KomponentenM11: Modul 11Kriterien für die Handhabung und Lagerung der BrennelementeM12: Modul 12Kriterien für die Elektrische EnergieversorgungBB: BegriffsbestimmungenTextDas Sicherheitssystem ist die Gesamtheit allerEinrichtungen einer Reaktoranlage, die die Aufgabehaben, die Anlage vor unzulässigenBeanspruchEinwirkungen zu schützen und beiauftretenden Störfällen deren Auswirkungen aufdas Betriebspersonal, die Anlage und die Umgebungin vorgegebenen Grenzen zu halten.Erläuterungen- 1 -

2.1 StandortbeurteilungFolgende BMI-Richtlinie liegt hierzu vor:Zusammenstellung der im atomrechtlichen Genehmigungsverfahrenfür Kernkraftwerke zurPrüfung erforderlichen Informationen (ZPI) A.Standort, Stand: 7.10.1981Ergänzend gilt:In dem Gutachten über die Strahlenexpositionder Bevölkerung in der Umgebung des Standortessollen folgende Punkte behandelt werden:1. Strahlenexposition durch die beantragteAbgabe radioaktiver Stoffe aus dem zu errichtendenKernkraftwerk im bestimmungsgemäßenBetrieb,2. Berechnung der Strahlenexposition in derUmgebung des beantragten Standortesdurch die Abgabe radioaktiver Stoffe ausanderen kerntechnischen Anlagen und demUmgang mit radioaktiven Stoffen.Die Berechnungen sollen nach Maßgabe dervom Bundesminister des Innern zur Durchführungdes § 45 StrlSchV veröffentlichten Berechnungsgrundlagenin ihrer jeweils gültigen Fassungerfolgen. Trotzdem sollen die Grundlagender Berechnung der Strahlenexposition der Bevölkerungin der Umgebung des Standortes zusammenfassenddargestellt werden. Insbesonderesollen die betrachteten Belastungspfade unddie verwendeten Berechnungsmodelle, einschließlichder Eingabedaten, vollständig aufgelistetwerden, so dass Inhalt und Umfang derBerechnungen eindeutig dokumentiert sind.2.2 Annahmen zur Ermittlung der Strahlenbelastungder Umgebung nach Störfällen(1) Durch geeignete Auslegungsmaßnahmenmüssen die radiologischen Auswirkungen vonM9:1.2 (1)M9:AnhangA 1, 1(2) 1M9:1.2 (1)Folgende BMI-Richtlinie liegt hierzu vor:Zusammenstellung der im atomrechtlichen Genehmigungsverfahrenfür Kernkraftwerke zurPrüfung erforderlichen Informationen (ZPI) A.Standort, Stand: 7.10.1981Auf den Sicherheitsebenen 1 und 2 wird dieStrahlenexposition der Bevölkerung in der Umgebungdes Standortes durch die Direktstrahlungund die Ableitung radioaktiver Stoffe aus derAnlage unterhalb der nach Vorgabe der Strahlenschutzverordnungzulässigen Grenzen unterBerücksichtigung aller Umstände des Einzelfallsso gering wie möglich gehalten. Ableitungen beiEreignissen auf der Sicherheitsebene 2 werdenauf die betrieblichen Ableitungen angerechnet.Die Grenzwerte der Strahlenschutzverordnungfür die Bevölkerung werden unter Berücksichtigungder Vorbelastung durch die genehmigteAbleitung radioaktiver Stoffe aus anderen kerntechnischenAnlagen, infolge des genehmigtenUmgangs mit radioaktiven Stoffen sowie ausfrüheren Tätigkeiten im Geltungsbereich derStrahlenschutzverordnung und aufgrund derEntlassaktivitäten von Iod-Therapie-Patienteneingehalten.Für Planungszwecke gelten für die Berechnungder Strahlenexposition auf Grund der Ableitungradioaktiver Stoffe beim Betrieb der Anlage aufden Sicherheitsebenen 1 und 2 die nach denVorgaben der Strahlenschutzverordnung erlassenenallgemeinen Verwaltungsvorschriften.-Auf den Sicherheitsebenen 1 und 2 wird dieStrahlenexposition der Bevölkerung in der Um-Verweise auf Richtlinien erfolgen grundsätzlichim „Wegweiser“ zum Regelwerk und nichtin den Modulen.Überführung der Anforderungen aus der RSKLL in die genannten Kriterien in Modul 9.In Kapitel 2.1 und 2.2 der RSK-LL sind Anforderungenan die Begrenzung der Strahlenexpositionmit Anforderungen an die Nachweisführunggemischt. Letztere sind in Modul 9inhaltlich im Anhang 1, Kriterium A1 1 (2)abgedeckt. Die Dokumentation der Nachweisführungist in Modul 6 geregelt.Bezüglich der zu berücksichtigenden Vorbelastungwurden die in 2.1 enthaltenen Anforderungenunter dem Gesichtspunkt der Expositionsbegrenzungfür die SE 1 und 2 umformuliert.Hierfür wurde der letzte Satz von Kapitel2.2 (1) der RSK-LL aufgenommen. Formulierungenwurden an die neue StrlSchVangepasst.Überführung der Anforderungen aus der RSKLL in die genannten Kriterien in Modul 9.- 2 -

Störfällen innerhalb der durch § 28 Abs. 3 Satz 1StrlSchV zulässigen Grenzen so gering wie möglichgehalten werden. Dabei ist zu berücksichtigen,dass diese Störfälle eine ausreichend geringeEintrittswahrscheinlichkeit besitzen müssen.Freisetzungen bei anomalen Betriebsfällen (z.B.kurz dauernder Ausfall der Eigenbedarfsversorgung)sind auf die betrieblichen Abgaben gemäß45 StrlSchV anzurechnen.(2) In Analysen sind die relevanten Störfälle zuermitteln, die zu einer Freisetzung radioaktiverStoffe in die Umgebung des Kernkraftwerks führenkönnen.(3) Für die gemäß (2) ermittelten Störfälle ist dieStrahlenbelastung der Umgebung unter Verwendungrealistischer, hinreichend gesicherter An-M9:1.2 (2)M1:4.1 (3)M3:2 (4)M9:A 1.2(4)gebung des Standortes durch die Direktstrahlungund die Ableitung radioaktiver Stoffe aus derAnlage unterhalb der nach Vorgabe der Strahlenschutzverordnungzulässigen Grenzen unterBerücksichtigung aller Umstände des Einzelfallsso gering wie möglich gehalten. Ableitungen beiEreignissen auf der Sicherheitsebene 2 werdenauf die betrieblichen Ableitungen angerechnet.Die Grenzwerte der Strahlenschutzverordnungfür die Bevölkerung werden unter Berücksichtigungder Vorbelastung durch die genehmigteAbleitung radioaktiver Stoffe aus anderen kerntechnischenAnlagen, infolge des genehmigtenUmgangs mit radioaktiven Stoffen sowie ausfrüheren Tätigkeiten im Geltungsbereich derStrahlenschutzverordnung und aufgrund derEntlassaktivitäten von Iod-Therapie-Patienteneingehalten.Durch geeignete Auslegung werden die radiologischenAuswirkungen von Ereignissen auf derSicherheitsebene 3 unter Berücksichtigung allerUmstände des Einzelfalls so gering wie möglichgehalten.Der Auslegung zum Schutz der Bevölkerung vorfreisetzungsbedingten Strahlenexpositionen werdenhöchstens die Störfallplanungswerte derStrahlenschutzverordnung zugrunde gelegt.Die Vollständigkeit und der abdeckende Charakterder zu betrachtenden Ereignisabläufe sindanlagenspezifisch gewährleistet.Bei der anlagenspezifischen Anwendung derEreignislisten ist für die Sicherheitsebenen 2 bis4a die Vollständigkeit und der repräsentativeCharakter der in den Ereignislisten genanntenEreignisse für alle relevanten Betriebszuständeüberprüft.Dazu werden belegte Annahmen über die Anfangszuständeund Eigenschaften der Anlage(z.B. bezüglich Aktivitätsinhalt, Leckraten, Wir-Es wurden die Anforderungen aus 2.2 (1) derRSK-LL an die Begrenzung und Reduzierungder Strahlenexposition übernommen und konsistentmit der StrlSchV formuliert.Welche Störfälle zu berücksichtigen sind, wirdin Modul 3 geregelt. Der 2. Satz aus 2.2 (1)wurde daher nicht in Modul 9 übernommen.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Kriterien.Eine festgelegte Ereignisliste kann ggf. fürAnlagen unvollständig sein, insbesondere beiEinbeziehung der Phase des Nichtleistungsbetriebs,wie sich durch Betriebserfahrungengezeigt hat. Daher wird der Verfahrensablaufzur Überprüfung der Vollständigkeit der anlagenspezifischenEreignisliste präzisiert (sieheauch Störfall LL Ziffer 2.1).Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Kriterien.Die Anforderung wird im Anhang 1, A 1.2 (4)- 3 -

nahmen über die Spaltproduktfreisetzung in dieeinschließenden Systeme, über die Ablagerungsfaktorenan den Einbauten sowie über den zeitlichenVerlauf von Leck- bzw. Ausströmraten fürdie einschließenden Systeme zu berechnen.kungsgrad von Reinigungs- oder Rückhalteeinrichtungen),über die Aktivitätsfreisetzung in dieeinschließenden Systeme, über die Ablagerungsprozessean den Einbauten und über denzeitlichen Verlauf von Leck- oder Ausströmratenfür die einschließenden Systeme, sowie realistischeAnnahmen, Rechenmodelle und Parameterzu Ereignisablauf, Freisetzung und Ausbreitungradioaktiver Stoffe zugrunde gelegt und hierbei -soweit möglich - beobachtete Häufigkeitsverteilungenherangezogen.Bei Anwendung vereinfachter Berechnungsverfahrenwerden die Annahmen, Rechenmodelleund Parameter so festgelegt, dass gemäß derNummer A1 2 (3) ein konservatives Gesamtergebnisermittelt wird.Alternativ ist bei Verwendung realistischer Annahmen,Rechenmodelle und Parameter derNachweis eines Abdeckungsgrades von mindestens95% des Streubereichs der zu erwartendenStrahlenexposition unter Quantifizierung der Unsicherheitenzulässig. Der Nachweis eines Abdeckungsgradesvon mindestens 95% des Streubereichsist auch für Zwischenergebnisse von Teilschrittender Analyse (z.B. für die Berechnungder Aktivitätsfreisetzung und/oder die Berechnungder Ausbreitung radioaktiver Stoffe) ausreichend,wenn belegt wird, dass durch die gewählteKombination aus realistischen und konservativenTeilschritten der Analyse für die zu erwartendeStrahlenexposition ein konservatives Gesamtergebnisermittelt wird.geregelt. Die Bestimmungen der RSK-LL,Ziffer 2.2 (3) wurden aufgenommen, sofernnicht bereits in den Störfall-LL, Ziffer 4.3(Textbasis für A1 2 (4)) enthalten.(4) Insbesondere sind der Berechnung der Strahlenbelastungnach dem unterstellten Bruch einerHinweis:Für eine Nachweisführung unter Quantifizierung derErgebnisunsicherheiten gelten die Kriterien gemäß denSicherheitskriterien für Kernkraftwerke: Kriterien für dieNachweisführung und Dokumentation“ (Modul 6),Abschnitt 3.3, für eine abdeckende Nachweisführungdie dortigen Kriterien in dem Abschnitt Ziffer 3.4.(4) Insbesondere sind der Berechnung der Strahlenbelastungnach dem unterstellten Bruch einerDie Anforderungen entsprechen dem Detaillierungsgradder Störfall-- 4 -

Hauptkühlmittelleitung folgende hypothetischeAnnahmen zugrunde zu legen:1. KerninventarBei der Berechnung des Aktivitätsinventarsbei einem Störfall ist von einem GleichgewichtskernEnde eines Betriebszyklus auszugehen.Dabei ist für das Kerndrittel mit demhöchsten Abbrand ein Volllastbetrieb von 2,5Jahren anzunehmen.2. Umfang der Freisetzung radioaktiver Stoffeaus den Brennstäben Es ist zu unterstellen,dass 10 % aller Brennstäbe versagen, sofernnicht durch eine Schadensumfangsanalyseein niedrigerer Wert nachgewiesen ist. Bezogenauf das Inventar eines Brennstabs sindfolgende Anteile als spontan freigesetzt anzunehmen:10 % Edelgase3 % Halogene2 % flüchtige Feststoffe (Cs, Te)0,1 % sonstige Feststoffe3. Luftgetragene Stoffe im SicherheitsbehälterDer im Sicherheitsbehälter luftgetragen vorliegendeAnteil der spontan freigesetzten radioaktivenStoffe ist unter Berücksichtigungvon Ablagerung, Auswaschung und ähnlichenEffekten auf dem Transportweg in denSicherheitsbehälter und in diesem selbst mit100 % Edelgase25 % der Halogene2,5 % der Feststoffeanzusetzen.Die luftgetragenen radioaktiven Stoffe sind alsin der Sicherheitsbehälteratmosphäre gleichverteiltanzunehmen, während der ausgelaugteund abgeschiedene Anteil der Spalt- undAktivierungsprodukte im Sumpfwasser befindlichzu unterstellen ist.4. Chemische Form der luftgetragenen HalogeneEs ist anzunehmen, dass nach Ablauf der un-Hauptkühlmittelleitung folgende hypothetischeAnnahmen zugrunde zu legen:8. KerninventarBei der Berechnung des Aktivitätsinventarsbei einem Störfall ist von einem GleichgewichtskernEnde eines Betriebszyklus auszugehen.Dabei ist für das Kerndrittel mit demhöchsten Abbrand ein Volllastbetrieb von 2,5Jahren anzunehmen.9. Umfang der Freisetzung radioaktiver Stoffeaus den Brennstäben Es ist zu unterstellen,dass 10 % aller Brennstäbe versagen, sofernnicht durch eine Schadensumfangsanalyseein niedrigerer Wert nachgewiesen ist. Bezogenauf das Inventar eines Brennstabs sindfolgende Anteile als spontan freigesetzt anzunehmen:10 % Edelgase3 % Halogene2 % flüchtige Feststoffe (Cs, Te)0,1 % sonstige Feststoffe10. Luftgetragene Stoffe im SicherheitsbehälterDer im Sicherheitsbehälter luftgetragen vorliegendeAnteil der spontan freigesetzten radioaktivenStoffe ist unter Berücksichtigungvon Ablagerung, Auswaschung und ähnlichenEffekten auf dem Transportweg in denSicherheitsbehälter und in diesem selbst mit100 % Edelgase25 % der Halogene2,5 % der Feststoffeanzusetzen.Die luftgetragenen radioaktiven Stoffe sind alsin der Sicherheitsbehälteratmosphäre gleichverteiltanzunehmen, während der ausgelaugteund abgeschiedene Anteil der Spalt- undAktivierungsprodukte im Sumpfwasser befindlichzu unterstellen ist.11. Chemische Form der luftgetragenen HalogeneEs ist anzunehmen, dass nach Ablauf der un-Berechnungsgrundlagen und sind dort entsprechendgeregelt (SBG, 1994). Die Anforderungender RSK-LL und stellen eine teilweiseinkonsistente Doppelregelung zumGehalt der SBG dar. Die Anforderungen wurdendaher nicht in Modul 9 übernommen.- 5 -

Auslegung der Reaktorkerne von Druck- undSiedewasserreaktoren Teil 1: Grundsätze derthermohydraulischen Auslegung (KTA 3101.1)Fassung 2/803.1.1 Nukleare und thermohydraulische Auslegung -(1) Die der wärmetechnischen Auslegung desReaktorkerns zugrunde gelegten WärmestromdichtenM2:4.1 (2)dürfen bei bestimmungsgemäßem Be-trieb mit Sicherheit nicht überschritten werden.Ihre Einhaltung muss durch Messung ausreichendüberwacht werden können.(2) Der Reaktor muss so ausgelegt sein, dass beibestimmungsgemäßem Betrieb Filmsieden mitausreichendem Sicherheitsabstand vermiedenwird. Für die Bestimmung des Abstandes vomFilmsieden sind durch Messungen ausreichendabgesicherte Beziehungen zu verwenden.(3) Durch Schwankungen der Betriebsvariablenbei bestimmungsgemäßem Betrieb (Leistung,Durchsatz, Temperatur, Druck) dürfen die alszulässig spezifizierten Grenzwerte für die Brennelementeund der für die Kernintegrität wichtigenAnlagenteile nicht überschritten werden.M2:4.2 (1)M2:3.1 (1)Siedewasserreaktoren Teil 1: Grundsätze derthermohydraulischen Auslegung (KTA 3101.1)Fassung 2/80Der Reaktorkern ist so ausgelegt und wird sobetrieben, dassa) alle Sicherheitsvariablen, die für die Kühlungder Brennelemente hinsichtlich der Einhaltungder sicherheitstechnischen Nachweisziele undNachweiskriterien auf einzelnen Sicherheitsebenenwesentlich sind, im erforderlichenUmfang zeitlich und räumlich zuverlässigüberwacht werden können;b) ein kritischer Siedezustand nicht auftritt;Bei den auf der Sicherheitsebene 2 betrachtetenEreignissen werdenim Zusammenwirken mit den Kühlsystemenund den Maßnahmen bzw. Einrichtungen zurBegrenzung oder Absenkung der Leistungoder Leistungsdichte die Kriterien für die Auslegungder Kernbauteile gemäß der Nummer5.2 (1) sowie die für die Sicherheitsebene 2geltenden sicherheitstechnischen Nachweiszieleund Nachweiskriterien eingehalten.Bei der nuklearen Kernauslegung sind alle Parameterberücksichtigt, die die Reaktivität bzw.Leistung des Kerns oder die Leistungsdichtebeeinflussen, soweit dies zur Einhaltung dersicherheitstechnischen Nachweisziele undNachweiskriterien auf den einzelnen Sicherheitsebenenerforderlich ist.Die Abhängigkeiten dieser Parameter vom Zyklusverlaufsowie die Bandbreiten der im bestimmungsgemäßenBetrieb zulässigen Änderungenund Schwankungen in den Betriebsparameternsind berücksichtigt.und nicht in den Modulen.Überführung der Anforderungen (2) und (3)aus der RSK LL in die genannten Kriterien inModul 2.Die in Ziffer (2) der RSK LL formulierte Anforderung„Für die Bestimmung des Abstandesvom Filmsieden sind durch Messungen ausreichendabgesicherte Beziehungen zu verwenden.“wird in Modul 2 nicht übernommen,da zum einen durch die übergeordneten Kriterienin Modul 6 zur experimentellen Nachweisführungabgedeckt und zum anderen u. E.eine Vorschrift, welche Nachweismethodeanzuwenden ist, im übergeordneten Regelwerk(Modul) nicht richtig platziert ist.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Kriterien in Modul 2 undModul 6 sowie siehe auch Modul 2 Nummern3.1 (4), 3.2 (1), 4.1 (1) und 4.1 (2) sowie 5.1(1).- 7 -

M6:3.2.2(1)In Bezug auf die jeweiligen Auslegungsgrenzenwird die gesamte, während der Betriebs- bzw.Zyklusdauer in Betracht kommende Bandbreiteder Betriebsparameter berücksichtigt, unter Einbeziehungder im Normalbetrieb möglichen Änderungenund Schwankungen sowie von MessundKalibrierfehlern in den sicherheitstechnischbedeutsamen Parametern.(4) Bei der Auslegung der Brennelemente undder Berechnung sind höchste Anforderungen andie Berechnungsgrundlagen und -methoden zustellen, wobei alle bedeutsamen Effekte zu berücksichtigensind, wie z.B. der Einfluss der Bestrahlungauf Werkstoffeigenschaften, chemischeVorgänge, statische und dynamische, mechanischeund thermische Belastungen, dynamisches(Struktur-) Verhalten des Brennstoff- und Hüllmaterialssowie Unsicherheiten in der Berechnung.M6:3.2.3(1)M2:3.1 (1)3.1.2 Abschaltsysteme -(1) Der Reaktor muss zwei voneinander unabhängigeund verschiedenartige AbschaltsystemeM1:3.2 (5)besitzen. Jedes dieser beiden Abschaltsystememuss den Reaktor aus jedem stationären Betriebszustandin den unterkritischen Zustandbringen können, ohne dass dabei die zulässigenBetriebsgrenzwerte des Reaktorkerns überschrittenwerden.In Bezug auf das jeweilige Nachweiskriteriumwerden für die jeweiligen Betriebsphasen ungünstige,innerhalb realistischer Betriebszuständeliegende Anfangszustände angesetzt.Bei der nuklearen Kernauslegung sind alle Parameterberücksichtigt, die die Reaktivität bzw.Leistung des Kerns oder die Leistungsdichtebeeinflussen, soweit dies zur Einhaltung dersicherheitstechnischen Nachweisziele undNachweiskriterien auf den einzelnen Sicherheitsebenenerforderlich ist.Die Abhängigkeiten dieser Parameter vom Zyklusverlaufsowie die Bandbreiten der im bestimmungsgemäßenBetrieb zulässigen Änderungenund Schwankungen in den Betriebsparameternsind berücksichtigt.Der Reaktor ist- mit mindestens einer Einrichtung zur schnellenAbschaltung (Schnellabschaltsystem) mittelsSteuerelementen (DWR) bzw. Steuerstäben(SWR) sowie- mit mindestens einer weiteren, davon unabhängigenund diversitären Abschalteinrichtung zurHerbeiführung und dauerhaften Aufrechterhaltungder Unterkritikalität mittels der Einbringunglöslicher Neutronenabsorber in das Kühlmittelausgestattet.Die Regelungs- bzw. Begrenzungseinrichtungen derReaktorleistung können ganz oder teilweise identischmit den Abschalteinrichtungen sein, sofern die Wirksamkeitder Abschalteinrichtungen jederzeit im gefor-Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannte Nummer in Modul 2 sowiesiehe auch Modul 2 Nummern 3.1 (4), 3.2 (1),4.1 (1) und 4.1 (2) sowie 5.1 (1). Kriterien fürdie Berechnungsmethoden sind in Modul 2nicht enthalten. Hierzu siehe die übergeordnetenKriterien des Modul 6.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Nummer in Modul 1 sowiesiehe auch Modul 2 Nummern 6.1 (6) und (7),6.2 (2), 6.3 (1) und 6.3 (2).- 8 -

(2) Wenigstens eines der beiden Abschaltsysteme(als Schnellabschaltsystem bezeichnet) mussin der Lage sein, den Reaktor - auch bei möglichenReaktivitätsstörungen - so schnell in denunterkritischen Zustand zu bringen, dass diejeweils zulässigen Grenzwerte nicht überschrittenwerden. Mindestens eines der beiden Abschaltsystememuss in der Lage sein, den Reaktorkernlangfristig allein unterkritisch zu halten.M1:3.2 (6)M1:3.2 (7)derten Maße gegeben bleibt.Die Schnellabschaltung ist allein in der Lage, denReaktor- aus jedem Zustand der Sicherheitsebenen 1bis 3 heraus, auch bei unterstellter Unwirksamkeitdes reaktivitätswirksamsten Steuerelementsbzw. Steuerstabs, sowie- bei den Notstandsfällen der Sicherheitsebene4aso schnell unterkritisch zu machen und hinreichendlange zu halten, dass die auf den Sicherheitsebenenjeweils geltenden sicherheitstechnischenNachweisziele und Nachweiskriterien eingehaltenwerden.Bei Ereignissen der Sicherheitsebene 3 kann imHinblick auf die einzuhaltende Unterkritikalität dieunterstellte Unwirksamkeit desreaktivitätswirksamsten Steuerelements bzw.Steuerstabs als Einzelfehler gemäß Ziffer 3.1 (4)behandelt werden.Der Reaktor kann auf den Sicherheitsebenen 1bis 4a bei den für die Reaktivitätsbilanz ungünstigstenBedingungen hinsichtlich Temperatur,Xenonkonzentration und Zykluszeitpunkt, dieunter den in Betracht zu ziehenden Zuständenund Ereignissen möglich sind, unterkritisch gemachtund dauerhaft unterkritisch gehalten werden.Beim DWR sind die Einrichtungen zur Einbringunglöslicher Neutronenabsorber in das Kühlmittelbei den Zuständen bzw. Ereignissen derSicherheitsebenen 1 bis 4a alleine in der Lage,den geforderten Betrag der Unterkritikalität zuerbringen.Beim SWR sind folgende Einrichtungen in derLage, jeweils alleine den geforderten Betrag derUnterkritikalität zu erbringen:- bei den Zuständen bzw. Ereignissen derSicherheitsebenen 1 bis 4a das elektromotorischeEinfahren der Steuerstäbe sowie- bei den Zuständen bzw. Ereignissen derÜberführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannte Nummer in Modul 1 sowiesiehe auch Modul 2 Nummern 6.1 (6) und (7),6.2 (2), 6.2 (4) und 6.3 (1) bis 6.3 (3).- 9 -

Sicherheitsebenen 1 und 2 die Einrichtungenzur Einbringung löslicher Neutronenabsorber indas Kühlmittel.(3) Mindestens ein Abschaltsystem muss in derLage sein, bei betriebsmäßig zu erwartendenTransienten die Überschreitung von jeweils spezifiziertenWerten und bei Störfällen, zusammenmit anderen Sicherheitseinrichtungen, die Beschädigungdes Reaktorkerns und der DruckführendenUmschließung zu verhindern. Diese Bedingungenmüssen auch erfüllt sein, wenn beieiner beliebigen Störung die zuerst anstehendeAnregung ausfällt.M2:6.2 (1)M2:6.2 (2)M2:6.3 (1)Hinweis: Zu den geforderten Beträgen der Unterkritikalitätsiehe in den „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke: Kriterienfür die Auslegung und den Betrieb des Reaktorkerns“ (Modul2), sowie in den „„Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke: BeiDruck- und Siedewasserreaktoren zu berücksichtigendeEreignisse“ (Modul 3).Es sind automatisch wirkende Einrichtungen zurBegrenzung oder Absenkung der Leistung undLeistungsdichte vorhanden, die, im Zusammenwirkenmit der nuklearen, thermohydraulischenund mechanischen Auslegung des Reaktorkerns,sicherstellen, dass- eine mögliche Reaktivitätszufuhr und eine dadurchbedingte Erhöhung der Reaktorleistungoder der Leistungsdichte sowie- eine Verschlechterung der Kühlung der Brennelementeinfolge von Ereignissen der Sicherheitsebene 2so beschränkt bleiben, dass die sicherheitstechnischenNachweisziele und Nachweiskriteriendieser Sicherheitsebene eingehalten werden.Bei Transienten, mit deren Eintreten während derReaktorlebensdauer zu rechnen ist und in derenAblauf so große Änderungen der Betriebsparametererzeugt werden, dass eine Reaktorschnellabschaltungerfolgt, stellt das Schnellabschaltsystemsicher, dass der geforderte Betragder Abschaltreaktivität so schnell unter Erfüllungder Kriterien der Nummer 3.2 (6) der „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke: GrundlegendeSicherheitskriterien“ (Modul 1) erreicht wird, dassdie auf der Sicherheitsebene 2 geltenden sicherheitstechnischenNachweisziele und Nachweiskriterieneingehalten werden.Bei den betroffenen Ereignissen der Sicherheitsebene3 stellt das Schnellabschaltsystem sicher,dass der geforderte Betrag derAbschaltreaktivität unter Erfüllung der Kriteriender Nummer 3.1 (8) und 3.2 (6) der „Sicherheits-Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Nummern in Modul 2 sowiesiehe auch Modul 2 Nummern 6.2 (3) und 6.3(2).Das Postulat des Ausfalls der zuerst anstehendenAnregung der Reaktorschnellabschaltungwird ausschließlich auf die Sicherheitsebene3 platziert.- 10 -

(4) Es ist ein Schnellabschaltsystem vorzusehen(vgl. (2)), dass von Anregungen ausgelöst wird,die grundsätzlich von verschiedenen Prozessvariablenabgeleitet und in sich redundant sind.Falls bei bestimmten Störfällen Anregungen nurvon einer Prozessvariablen ausgehen können, istdafür zu sorgen, dass die betreffende Signalerfassungund -übertragung im Verhältnis zur Signalerfassungund -übertragung der übrigen Größenentsprechend sicherheitstechnisch höherwertigausgeführt wird.(5) Die Antriebe der Steuerelemente, einschließlichaller dazugehörigen Hilfssysteme, dürfen nurinsoweit gemeinsame Komponenten haben, alssichergestellt ist, dass ein Einzelfehler die zuver-M2:6.1 (5)M5:5 (2)M2:6.1 (7)d)kriterien für Kernkraftwerke: GrundlegendeSicherheitskriterien“ (Modul 1) so schnell erreichtwird, dass im Zusammenwirken mit anderenSicherheitseinrichtungen die auf der Sicherheitsebene3 geltenden sicherheitstechnischenNachweisziele und Nachweiskriterien eingehaltenwerden.Das Schnellabschaltsystem gemäß der Nummer3.2 (5) bzw. 3.2 (6) der „Sicherheitskriterien fürKernkraftwerke: Grundlegende Sicherheitskriterien“(Modul 1),a) wird von Anregungen automatisch ausgelöst,die aus verschiedenen Prozessvariablen gemäßden Kriterien für Leittechnik- Funktionender Kategorie A (siehe „Sicherheitskriterien fürKernkraftwerke: Kriterien für die Leittechnikund Störfallinstrumentierung“ (Modul 5) in derNummer 5 (2)) gebildet werden;b) wird auch für den Fall dass es gemeinsameKomponenten mit den Regelungs- bzw. Begrenzungseinrichtungenhat, durch Funktionder Regelungs- bzw. Begrenzungseinrichtungenin seiner bestimmungsgemäßen Funktionnicht ungünstig beeinflusst (auch nicht infolgeeiner durch Fehler in diesen Einrichtungen erzeugtenFunktion);c) kann auch manuell ausgelöst werden.Für jedes von den leittechnischen Einrichtungen,die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A ausführen,zu beherrschende Ereignis der Sicherheitsebene3 werden grundsätzlich mindestenszwei unterschiedliche Anregekriterien herangezogen,die aus physikalisch unterschiedlichenProzessvariablen gebildet werden. Wenn diestechnisch nicht realisierbar ist, sind andere Maßnahmenund Einrichtungen zum Erreichen hoherZuverlässigkeit vorgesehen.Die Antriebe der Steuerelemente bzw.Steuerstäbe, einschließlich aller dazugehörigenHilfssysteme, haben nur insoweit gemeinsameKomponenten, als sichergestellt ist, dass einÜberführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Nummern in Modul 2 sowie5.- 11 -

lässige Abschaltung des Reaktors nicht beeinträchtigt.(6) Die Abschaltsysteme müssen derart ausgeführtsein, dass beim Eintreten mehrerer voneinandernicht unabhängiger Ereignisse (z.B.Brände, Wassereinbruch), die Abschaltung desReaktors sichergestellt ist.(7) Der Reaktivitätsgewinn bei maximaler Abkühlgeschwindigkeit(auch bei Störfällen, wie z.B.Frischdampfleitungsbruch oder Zulauf von kaltemWasser) muss durch Abschaltsysteme so schnellausgeglichen werden können, dass der Reaktorkernin den unterkritischen Zustand überführt undin diesem gehalten werden kann. Ein kurzesWiederkritischwerden ist hierbei zulässig, wennbestimmte spezifizierte Grenzwerte nicht überschrittenwerden.M2:6.1 (7)h)M2:6.3 (1)6.3 (2)Einzelfehler die zuverlässige und wirksame Abschaltungdes Reaktors nicht beeinträchtigt.Die Abschaltsysteme müssen derart ausgeführtsein, dass Auch beim Eintreten mehrerer voneinandernicht unabhängiger Ereignisse (z.B.Brand, Wassereinbruch) ist die Abschaltung desReaktors sichergestellt.Bei den betroffenen Ereignissen der Sicherheitsebene3 stellt das Schnellabschaltsystem sicher,dass der geforderte Betrag derAbschaltreaktivität unter Erfüllung der Kriteriender Ziffern 3.1 (8) und 3.2 (6) der „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke: Grundlegende Sicherheitskriterien“(Modul 1) so schnell erreicht wird,dass im Zusammenwirken mit anderen Sicherheitseinrichtungendie auf der Sicherheitsebene 3geltenden sicherheitstechnischen Nachweiszielenund Nachweiskriterien eingehalten werden.Durch die Schnellabschaltung wird der Reaktorbei den zu betrachtenden Ereignissen derSicherheitsebene 3 so lange unterkritisch gehalten,bis die dauerhafte Aufrechterhaltung derUnterkritikalität sichergestellt ist.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Nummern in Modul 2.(8) Arbeitet eines der beiden Abschaltsystememit einer Boreinspeisung, so ist eine Überwachungder Borkonzentration in den für die Sicherheitwichtigen Vorratsspeichern vorzusehen.6.3 (3)M2:6.1 (7)g)Beim DWR ist abweichend von der Nummer 6.3(2) bei Störfällen mit hoher Abkühlgeschwindigkeitdes Reaktorkerns (Unterkühlungstransienten,siehe „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke: BeiDruck- und Siedewasserreaktoren zu berücksichtigendeEreignisse“ (Modul 3)) ein kurzesWiederkritischwerden zulässig, sofern die Einhaltungder ansonsten geltenden Nachweiskriteriensichergestellt ist.Arbeitet eines der beiden Abschaltsysteme miteiner Boreinspeisung, so Für mit Boreinspeisungarbeitende Abschalteinrichtungen ist eineperiodische sowie anlassbezogene Überwachungder Borkonzentration und des Füllstandes in denfür die Sicherheit wichtigen Vorratsbehälternderart vorgesehen, dass eine anforderungsgerechteEinspeisung des Bors sichergestellt ist.- 12 -

(9) Das mit den Steuerelementen arbeitendeAbschaltsystem ist so auszulegen, dass die berechneteAbschaltreaktivität bei Nulllast im betriebswarmenZustand und bei gezogenem, wirksamstenSteuerelement den Wert von 1 % währendder Kernlebensdauer nicht unterschreitet.(10) Gegen das unkontrollierte Ausfahren vonSteuerelementen sind Maßnahmen vorzusehen.Es ist nachzuweisen, dass ein derartiger Störfalldennoch beherrscht werden kann.(11) Gegen den Auswurf eines Steuerelements,z.B. infolge eines Bruches des Gehäuserohresoder des Antriebs ist außer der sicheren Auslegungund der sorgfältigen Fertigungskontrolledes Gehäuserohres eine davon unabhängigezweite Sicherheitsmaßnahme zu treffen, z.B.eine Auffangvorrichtung, es sei denn, die Energiefreisetzunginfolge des Auswurfs des Steuerelementsmit dem größten Reaktivitätswert führtmit Sicherheit zu keiner Beschädigung des Reaktorkernsund des Reaktorsystems. In diesemFalle ist vom Antragsteller ein entsprechenderNachweis vorzulegen. Durch den Bruch einesSteuerelementgehäuserohres oder eines Steuerelementantriebsdürfen an benachbartenSteuerelementgehäuserohren oder Steuerelementantriebenkeine Folgeschäden auftreten, diedie Funktionssicherheit anderer Steuerelementebeeinträchtigen würden. Wenn ein Folgeschadennicht ausgeschlossen werden kann, ist nachzuweisen,dass auch bei diesem Störfall der Reaktorkernunbeschädigt bleibt.(12) Wenn das Schnellabschaltsystem (z.B.Steuerelemente) gemeinsame Komponenten mitdem Steuersystem hat, muss sichergestellt sein,dass keine Funktion des Steuersystems (auchnicht eine durch Fehler im Steuersystem erzeugteFunktion) das bestimmungsgemäße Funktionierendes Schnellabschaltsystems verhindertoder ungünstig beeinflusst.M2:6.1 (7)e)M2:6.3 (6)M2:6.1 (5)b)Gegen das unkontrollierte Ausfahren von Steuerelementenbzw. Steuerstäben sind Maßnahmenbzw. Einrichtungen vorzusehen vorhanden. Es istnachzuweisen, dass ein derartiger Störfall dennochbeherrscht werden kann.Gegen den vollständigen Auswurf eines Steuerelementsbzw. Steuerstabs sowie das vollständigeHerausfallen eines Steuerstabs (SWR) sindaußer der sicheren Auslegung und der sorgfältigenFertigungskontrolle sowie Verriegelungen(SWR) davon unabhängige Maßnahmen undEinrichtungen vorgesehen, es sei denn, es istnachgewiesen, dass beim Auswurf des Steuerelementsbzw. Steuerstabs bzw. Herausfallendes Steuerstabs mit dem größtenReaktivitätswert die sicherheitstechnischenNachweisziele und Nachweiskriterien eingehaltenwerden.Das Schnellabschaltsystem gemäß der Nummer3.2 (5) bzw. 3.2 (6) der „Sicherheitskriterien fürKernkraftwerke: Grundlegende Sicherheitskriterien“(Modul 1),a) (...)b) wird auch für den Fall dass es gemeinsameKomponenten mit den Regelungs- bzw. Begrenzungseinrichtungenhat, durch FunktionDiese Anforderungen sind in Modul 3, Tabelle3.1 Teil 1 „Kontrolle der Reaktivität“ enthalten.Erläuterung zur Streichung des letzten Satzes:der angesprochene Störfall ist in Modul 3enthalten.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannte Nummer in Modul 2.Überführung der RSK LL in die genannteNummer in Modul 2.- 13 -

(13) In regelmäßigen Zeitabständen sind alleSteuerelemente auf Leichtgängigkeit zu prüfenund die Stabfallzeiten zu registrieren.(14) Lässt sich ein Steuerelement nicht mehrverfahren, so ist der Reaktor unterkritisch zumachen und die weitere Betriebsfähigkeit zuüberprüfen.3.1.3 Betriebstransienten mit Anforderung desSchnellabschaltsystems(1) Der Verlauf von Transienten, mit deren Eintretenwährend der Reaktorlebensdauer zu rechnenist (Betriebstransienten) und in deren Ablauf sogroße Änderungen der Betriebsvariablen erzeugtwerden, dass eine Reaktorschnellabschaltungerfolgt, ist zu untersuchen.(2) Es ist zu zeigen, dass bei den beschriebenenTransienten1. die Wärmestromdichten einen hinreichendenAbstand zur kritischen Wärmestromdichte haben,2. der Druck in der Druckführenden Umschließunggrundsätzlich unterhalb des Ansprechdrucksder Sicherheitsventile bleibt,M2:6.1 (7)a)M2:6.1 (7)c)M2:6.2 (2)der Regelungs- bzw. Begrenzungseinrichtungenin seiner bestimmungsgemäßen Funktionnicht ungünstig beeinflusst (auch nicht infolgeeiner durch Fehler in diesen Einrichtungen erzeugtenFunktion);c) (...).In regelmäßigen Zeitabständen werden alleSteuerelemente bzw. Steuerstäbe aufordnungsgemäße Verfahrbarkeit überprüft.Leichtgängigkeit zu prüfen und die Stabfallzeitenzu registrieren.Lässt sich ein Steuerelement bzw. Steuerstabnicht mehr oder nur schwergängig verfahren oderwerden verzögerte Einfall- bzw. Einschusszeitenfestgestellt, wird der Sachverhalt unverzüglichsicherheitstechnisch bewertet (Sicherstellung dererforderlichen Begrenzungs- und Abschaltfunktionen,Erhalt der Abschaltreaktivität, Möglichkeiteines systematischen Fehlers). Ist ein sichererWeiterbetrieb nicht mehr zweifelsfrei sichergestellt,wird der Reaktor unterkritisch gemacht.Sind Schäden an Steuerelementen bzw. SteuerstäbenUrsache der Schwergängigkeit, so werdendiese Komponenten ausgetauscht oder ertüchtigt.-Bei Transienten, mit deren Eintreten während derReaktorlebensdauer zu rechnen ist und in derenAblauf so große Änderungen der Betriebsparametererzeugt werden, dass eine Reaktorschnellabschaltungerfolgt, stellt das Schnellabschaltsystemsicher, dass der geforderte Betragder Abschaltreaktivität so schnell unter Erfüllungder Kriterien der Ziffer 3.2 (6) der „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke: Grundlegende Sicher-Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannte Nummer in Modul 2.Die Anforderung nach Untersuchung dieserTransienten ist in Modul 3 enthalten.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannte Nummer in Modul 2. Die inder RSK LL genannten Kriterien 1 bis 3 sindin Modul 3, Tabelle 3.1 enthalten. Hinsichtlich„Überlast“ siehe übergeordnete Kriterien inModul 6 Nummer 3.2.3 (1), hinsichtlich „Ausfallder 1. Schnellabschaltanregung“ sieheModul 2 Nummer 6.3 (1). Die in den RSK LLauf der Sicherheitsebene 2 platzierte Anforde-- 14 -

3. die Energiefreisetzung in den Brennstäben sogering ist, dass Schmelzen vermieden wird.Bei den Analysen sind die für derartige Untersuchungentypischen Ausgangsbedingungen (z.B.Überlast oder Ausfall der ersten Schnellabschaltanregung)anzusetzen.3.1.4 Druckhalterabblaseventile / Vorabsperrung -(1) Die Anlage ist verfahrenstechnisch so auszulegen,dass nur bei seltenen Transienten mithohem Druckanstieg ein Ansprechen derM10:5.2.5.1(1)Druckhalterabblaseventile zu erwarten ist.(2) Die Abblaseventile sind mit einer Vorabsperrungzu versehen, die bei fehlerhaftem Offenbleibendes Ventils automatisch schließt.(3) Für die Anregung der Vorabsperrung(Detektierung des fehlerhaften Offenbleibens desAbblaseventils) sind direkte Informationen überdie Stellung der Abblaseventile zu verwenden.M10:5.2.5.2(1)heitskriterien“ (Modul 1) erreicht wird, dass dieauf der Sicherheitsebene 2 geltenden sicherheitstechnischenNachweisziele und Nachweiskriterieneingehalten werden.Die Einrichtungen zur Druckbegrenzung stellensicher, dass bei Ereignissen der Sicherheitsebenen2 bis 4a die für diese Sicherheitsebenenmaximal zulässigen Spannungen der abzusicherndenSysteme und Komponenten gemäßden „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke: BeiDruck- und Siedewasserreaktoren zu berücksichtigendeEreignisse“ (Modul 3) Anhang 1 nichtüberschritten werden.Die Abblaseventile sind mit einer Vorabsperrungversehen, die bei fehlerhaftem Offenbleiben desVentils automatisch schließt. Um eine fehlerhafteAbsperrung der Einrichtungen zur Druckbegrenzungauszuschließen, sind Einrichtungen vorhanden,die im Falle einer fehlerhaften Absperrungdie Druckbegrenzungsfunktion unabhängigvon den Abblaseventilen (und ihrer Ansteuerung)übernehmen.Für die Anregung der Vorabsperrung(Detektierung des fehlerhaften Offenbleibens desAbblaseventils) sind direkte Informationen überdie Stellung der Abblaseventile zu verwenden.3.2 Inhärente Sicherheit -(1) Neben dem negativenReaktivitätskoeffizienten der Brennstofftemperatursoll der Reaktivitätskoeffizient der Kühlmitteltemperaturbei Nennbetriebszustand negativsein. Ist der Reaktivitätskoeffizient der Kühlmitteltemperaturvorübergehend während der Inbetriebsetzungsphasenicht negativ, so ist im Hinblickauf Störfälle (Kühlmittelverlust) nachzuwei-M2:3.1 (2)Der Reaktorkern ist so ausgelegt, dass auf Grundinhärenter reaktorphysikalischer Rückkopplungseigenschaftenim Normalbetrieb und bei den aufden Sicherheitsebenen 2 bis 4a betrachtetenEreignissen(...)b) eine Erhöhung der Brennstofftemperatur imReaktorkern eine negativerung „Annahme Ausfall der 1. Schnellabschaltanregung“ist damit auf die Sicherheitsebene3 verlagert worden (siehe auch entsprechendenRSK Beschluss (386. Sitzung)).Durch Überführung der Anforderung aus derRSK LL in die genannte Nummer in Modul 10in Verbindung mit Modul 3 abgedeckt.Die zuverlässige Erfassung einer Armaturenstellungist eine grundlegende Anforderung fürsicherheitstechnisch wichtige Armaturen. AndereLösungen sind denkbar und realisiert.Moderne Anlagen erfassen als bessere Lösungbeispielsweise zuverlässig den Durchflussin der Abblaseleitung. Daher wird dieAnforderung nicht übernommen.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Nummern in Modul 2.- 15 -

sen, dass der zusätzliche Leistungsbeitrag unbedenklichist.(2) Für den Nennbetriebszustand ist nachzuweisen,dass jede bei Störfällen mit Druckentlastungmögliche lokale Dampfblasenbildung stets einenegative Rückwirkung auf die Reaktivität und dielokale Leistungsdichte hat.M2:3.1 (3a)M2:3.1 (2)Reaktivitätsrückwirkung hat;c) eine Zunahme des Dampfblasengehalts imReaktorkern eine negativeReaktivitätsrückwirkung hat;d) eine Erhöhung der Kühlmitteltemperatur und/oder eine Abnahme der Kühlmitteldichte imReaktorkern eine negativeReaktivitätsrückwirkung haben,- beim DWR spätestens bei Erreichen desNenn- bzw. Teillastbetriebs mit Xenon-Gleichgewicht zu Zyklusbeginn und- beim SWR spätestens bei Erreichen derBetriebstemperatur.Eine positive Reaktivitätsrückwirkung bei Erhöhungder Kühlmitteltemperatur bzw. Abnahmeder Kühlmitteldichte (ohne bzw. mit vernachlässigbarerDampfblasenbildung) vor Erreichen derin Nummer 3.1 (2) Buchstabe d genannten Zuständeist zulässig, wenn nachgewiesen ist, dass- im Normalbetrieb dabei eine stabile Regelungder Reaktorleistung möglich ist und- bei Berücksichtigung der daraus resultierendenpositiven Reaktivitätsrückwirkungen beiden auf den Sicherheitsebenen 2 bis 4a betrachtetenEreignissen die jeweiligen sicherheitstechnischenNachweisziele und Nachweiskriterieneingehalten werden. Bei derAnalyse von Transienten mit unterstelltemAusfall der Reaktorschnellabschaltung(Sicherheitsebene 4a) ist die Nummer 3.2.5(2) der „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke:Kriterien für die Nachweisführung und Dokumentation“(Modul 6) beachtet.Der Reaktorkern ist so ausgelegt, dass auf Grundinhärenter reaktorphysikalischer Rückkopplungseigenschaftenim Normalbetrieb und bei den aufden Sicherheitsebenen 2 bis 4a betrachtetenEreignissen(...)c) eine Zunahme des Dampfblasengehalts imReaktorkern eine negativeReaktivitätsrückwirkung hat;Hinsichtlich der Einbeziehung der Sicherheitsebene4a (hier somit den ATWS Ereignissen)siehe RSK Stellungnahme zum Abschaltender Hauptkühlmittelpumpen beiATWS-Ereignissen in Kernkraftwerken mitDruckwasserreaktor, 07.07.2005 (384. Sitzung).Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Nummern in Modul 2.- 16 -

(3) Ist für Zustände unterhalb der Nenntemperatureine vorübergehend positive Rückwirkung(Zyklusbeginn) nicht auszuschließen, so ist imHinblick auf Störfälle nachzuweisen, dass derzusätzliche Leistungsbeitrag unbedenklich ist.M2:3.1 (3b)M2:3.1 (3a)3.3 Einbauten im Reaktordruckbehälter -(1) Die Einbauten im Reaktordruckbehälter müssenden während des bestimmungsgemäßenM2:7.1 (2)Betriebs auftretenden Beanspruchungen standhalten.Die Einbauten im Reaktordruckbehältermüssen so ausgelegt sein, dass bei den in Kap.21.1 genannten Störfällen die Unterkritikalität desReaktors durch das Schnellabschaltsystem (Einfalleiner ausreichenden Anzahl von Steuerelementen),7.2 (1)die langfristige Abschaltung und dieKühlbarkeit des Reaktorkerns durch die dafürvorgesehenen Systeme gewährleistet sindDie sicherheitstechnische Bedeutung lokalerDampfblasenzunahmen oder lokaler Kühlmitteltemperaturerhöhungenbzw. –dichteabnahmenmit positiven Rückwirkungen auf die Reaktivitätist bewertet.Siehe oben.Die Einbauten im Reaktordruckbehälter haltenallen während des Normalbetriebs auftretendenBeanspruchungen während ihrer gesamten Einsatzdauerderart stand, dass die Einhaltung derNormalbetriebsbedingungen des Reaktorkernssichergestellt ist.Die Einbauten im Reaktordruckbehälter sind soausgelegt, dass bei den Ereignissen der Sicherheitsebene2 und den sich daraus ergebendenEinwirkungen auf die Einbauten die Einhaltungder sicherheitstechnischen Nachweisziele undNachweiskriterien dieser Sicherheitsebene sichergestelltist.Ergänzung zur regelwerkseitigen Verankerungder Analyse und Bewertung von lokalenBereichen mit positiverReaktivitätsrückwirkung.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannte Nummer in Modul 2.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Nummern in Modul 2.(2) Es müssen geeignete Maßnahmen getroffenwerden, um lose oder abgelöste Teile, die sich inder Druckführenden Umschließung befinden,feststellen zu können. Zusätzlich ist anzustreben,7.3 (1)M2:7.1 (3)Die Einbauten im Reaktordruckbehälter sind soausgelegt, dass bei den Ereignissen der Sicherheitsebene3 und den sich daraus ergebendenEinwirkungen auf die Einbauten die Einhaltungder sicherheitstechnischen Nachweisziele undNachweiskriterien dieser Sicherheitsebene sichergestelltist.Insbesondere ist sichergestellt, dass infolge vonEreignissen der Sicherheitsebene 3 die mechanischeAbschaltbarkeit (beim großen Leckstörfallbeim DWR die dauerhafte Abschaltbarkeit) unddie Kühlbarkeit des Kerns erhalten bleibt.Es sind geeignete Maßnahmen bzw. Einrichtungenvorgesehen, um zu verhindern, dass dieKontrolle der Reaktivität oder die Kühlung derBrennelemente durch Verunreinigungen oderÜberführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannte Nummer in Modul 2.- 17 -

dass durch geeignete Maßnahmen lose oderabgelöste Teile in der Druckführenden Umschließunggeortet werden können.(3) Das Schwingungsverhalten der Einbauten imReaktordruckbehälter ist durch geeignete Messungenschon während der Inbetriebnahme derAnlage zu untersuchen. Auch während der Betriebszeitder Anlage sollten Messungen wiederholtwerden können.M2:7.1 (4)4. Behälter und Rohrleitungssysteme -4.1 Druckführende Umschließung des Reaktorkühlmittels-Folgende KTA-Regeln liegen hierzu vor:Komponenten des Primärkreises von LeichtwasserreaktorenTeil: Werkstoffe (KTA 3201.1) Fassung2/79 Teil: Auslegung,Konstruktion und Berechnung (KTA 3201.2) Fassung10/80 Teil: Herstellung (KTA 3201.3) Fassung10/794.1.1 GeltungsbereichZur Druckführenden Umschließung des Reaktorkühlmittelsgehören der Reaktordruckbehälter,die Primärkühlmittel führenden Teile der Dampferzeuger,der Druckhalter, die Hauptkühlmittelpumpenund die verbindenden Rohr- und Anschlussleitungen,einschließlich der ersten Absperrarmatur.M4:2.1 (1)2.1 (2)lose Teile im Kühlmittel beeinträchtigt wird.Das Schwingungsverhalten der Einbauten imReaktordruckbehälter wird durch geeigneteMessungen schon während der Inbetriebnahmeder Anlage untersucht. Maßnahmen und Einrichtungenfür eine betriebliche Überwachung sind insicherheitstechnisch begründetem Umfang vorgesehen.Auch während der Betriebszeit derAnlage sollten Messungen wiederholt werdenkönnen.Folgende KTA-Regeln liegen hierzu vor:Komponenten des Primärkreises von LeichtwasserreaktorenTeil: Werkstoffe (KTA 3201.1) Fassung2/79 Teil: Auslegung,Konstruktion und Berechnung (KTA 3201.2) Fassung10/80 Teil: Herstellung (KTA 3201.3) Fassung10/79Die folgenden Kriterien werden angewendet aufdie Druckführende Umschließung des Reaktorkühlmittels(DFU) von Leichtwasserreaktoren ausmetallischen Werkstoffen.Zur Druckführenden Umschließung des Reaktorkühlmittelsgehören beim Druckwasserreaktor diefolgenden Komponenten. Deren Einbauten sindnur dann als Teil der DfU zu betrachten, wenn siedrucktragend sind und ihr Versagen zu einerBeeinträchtigung der Barrierenintegrität der DfUführen kann.a) Reaktordruckbehälter,b) Primärseite der Dampferzeuger, einschließlichder Dampferzeuger-Heizrohre,c) Druckhalter,d) Hauptkühlmittelpumpen,e) verbindende Rohrleitungen zwischen denvorgenannten Komponenten einschließlichder zum gleichen Druckraum gehörendenVerweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Überführung der Anforderungen aus der RSKLL in die genannten Nummern.Erweiterung im Zusammenhang mit WLN2006/02, „Schäden am Mantelrohr von stillgelegtenDruckhalter-Heizstäben“.- 18 -

Teile der Armaturen aller Art,f) von den vorgenannten Komponenten undden sie verbindenden Rohrleitungen abgehendeRohrleitungen einschließlich der zumgleichen Druckraum gehörenden Teile derArmaturen bis einschließlich der ersten Absperrarmatur,g) drucktragende Wandungen der Steuerelementantriebeund der Kerninstrumentierung,h) integrale Bereiche von Komponentenstützkonstruktionenund Anschweißteile.Der Sekundärmantel der Dampferzeuger ist hinsichtlichder Werkstoffwahl, der Auslegungsgrundsätze,der Qualitätssicherung, der Fertigungskontrolleund der wiederkehrenden Prüfungenebenso wie die Druckführende Umschließungzu behandeln.2.1 (3)Der Sekundärmantel der Dampferzeuger einschließlichder Speisewassereintritts- und Frischdampfaustrittsstutzenbis zu den Rohrleitungsanschlussnähten,jedoch ohne die kleineren Stutzenund Nippel, wird hinsichtlich der Werkstoffwahl,der Auslegungsgrundsätze, der Qualitätssicherung,der Fertigungskontrolle und der wiederkehrendenPrüfungen ebenso wie die DfU behandelt.Überführung der Anforderungen aus der RSKLL in die genannten Nummern.2.1 (4)Zur Druckführenden Umschließung des Reaktorkühlmittelsgehören beim Siedewasserreaktor diefolgenden Komponenten. Deren Einbauten sindnur dann als Teil der DfU zu betrachten, wenn siedrucktragend sind und ihr Versagen zu einerBeeinträchtigung der Barrierenintegrität der DfUführen kann.a) Reaktordruckbehälter,b) die zum gleichen Druckraum wie der Reaktordruckbehältergehörenden Rohrleitungeneinschließlich der in ihnen enthaltenen Teilevon Armaturen bis einschließlich der erstenAbsperrarmatur wenn diese Rohrleitungenden Sicherheitsbehälter durchdringen, biseinschließlich der ersten außerhalb desSicherheitsbehälters angeordneten Absperrarmatur,c) drucktragende Wandungen der Steuerstabantriebe,der Kerninstrumentierung und derZwangsumwälzpumpen,- 19 -

Für Rohrleitungen kleiner Nennweiten, z.B.Mess- und Steuerleitungen, gilt sinngemäßes,wenn bei deren Versagen sicherheitstechnischbedeutsame Folgen nicht auszuschließen sind.4.1.2 Auslegung, Gestaltung und Werkstoffwahl - -(1) Die nachfolgenden Anforderungen ergebeneine Basissicherheit der Druckführenden Umschließung,welche ein katastrophales, aufgrundherstellungsbedingter Mängel eintretendes Versageneines Anlagenteils ausschließt. Diese Basissicherheiteines Anlagenteils wird durch- hochwertige Werkstoffeigenschaften, insbesondereZähigkeit- konservative Begrenzung der Spannungen- Vermeidung von Spannungsspitzen durchoptimale Konstruktion- Gewährleistung der Anwendung optimierterHerstellungs- und Prüftechnologien- Kenntnis und Beurteilung ggf. vorliegenderFehlerzustände- Berücksichtigung des Betriebsmediumsbestimmt. Im einzelnen müssen folgende Anforderungenerfüllt werden:M4:2.2 (1)(2) Die Druckführende Umschließung muss soausgelegt werden, dass sie hinreichend oft denwährend des bestimmungsgemäßen Betriebsund bei Störfällen maximal auftretenden Belastungenausgesetzt werden kann.d) integrale Bereiche von Komponentenstützkonstruktionenund Anschweißteile.2.1 (5) Teile von Absperrarmaturen, die für die Abschließungdes Druckraumes erforderlich sind,werden als Teil der DfU betrachtet.2.1 (6) Die nachfolgenden Kriterien gelten nicht für Reaktorkühlmittelführende Rohrleitungen undKomponenten kleiner oder gleich DN 50. Fürsolche Rohrleitungen und Komponenten kleinerNennweiten, sind Kriterien in dem Abschnitt 5festgelegt.M4:2.3.1(2)Die Basissicherheit der Druckführenden Umschließung,welche ein katastrophales, aufgrundherstellungsbedingter Mängel eintretendes Versageneines Anlagenteils ausschließt, ist durchdie Einhaltung nachfolgender Kriterien unterBerücksichtigung des Betriebsmediums sichergestellt:- Einsatz hochwertiger Werkstoffe, insbesonderehinsichtlich Zähigkeit und Korrosionsbeständigkeit,- konservative Begrenzung der Spannungen- Vermeidung von Spannungsspitzen durchoptimierte Konstruktion und- Gewährleistung der Anwendung optimierterHerstellungs- und Prüftechnologien.Dazu gehören die Kenntnis und Beurteilung ggf.vorliegender Fehlerzustände.H i n w e i s: Siehe "Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke: GrundlegendeSicherheitskriterien" (Modul 1, Nummer 3.4 (5)).Die Integritätsnachweise als Bestandteil der Auslegungsind so geführt, dass für alle Einwirkungendes Bestimmungsgemäßen Betriebs sowieaus Ereignissen der Sicherheitsebenen 3 und 4aüber die gesamte vorgesehene Betriebsdauer dieerforderlichen Sicherheitsabstände ausgewiesenwerden. Mögliche alterungsbedingte Schädigungsmechanismenund Veränderungen derWerkstoffeigenschaften durch Einwirkungen wiez.B. Temperatur und Bestrahlung, die währenddes Betriebs auftreten können, sind mit einbezo-Überführung der Anforderungen aus der RSKLL in die genannte Nummer.Überführung der Anforderungen aus der RSKLL in die genannten Nummern.Überführung in Nummer 2.3.1 (2). Die neueFormulierung ist umfassender als die RSK LLan dieser Stelle.- 20 -

(3) Alle Komponenten der Druckführenden Umschließungsind konstruktiv so zu gestalten, dassdie Prüfungen bei der Herstellung und am Aufstellungsortund die wiederkehrenden Prüfungenin ausreichendem Maße möglich sind. Dies giltinsbesondere für die Schweißnähte.(4) Die Werkstoffe für die Druckführende Umschließungeinschließlich Plattierung müssen sobeschaffen sein, dass alle Komponenten entsprechendden Festlegungen dieser Leitlinien inausreichendem Maße zerstörungsfrei prüfbarsind.(5) Nicht oder nur beschränkt wiederkehrendprüfbare Bereiche der Druckführenden Umschließungmüssen so klein gehalten werden,dass postulierte Fehler, die so groß sind wie dienicht prüfbaren Bereiche, zu keinem Versagendes Bauteils führen können, dessen Folgen nichtbeherrschbar wären.(6) Durch Werkstoffauswahl und sachgerechteFormgebung, Schweißung und Wärmebehandlungmuss an allen Stellen der DruckführendenUmschließung bei allen betriebs- und störfallmäßigdurchfahrbaren Anlagenzuständen ein ausreichendzäher Werkstoffzustand während derLebensdauer der Anlage erhalten bleiben.Dieses ist u. a. durch eine Begrenzung der maximalenNeutronenfluenz im kernnahen BereichM4: 2.2(2)M1:3.1(12b)M4:2.3.2(1)M4:4.2 (2)gen. Wesentliche alterungsbedingte Schädigungsmechanismensind Ermüdung, Relaxation,Verschleiß und verschiedene Arten der Korrosion.Außerdem sind Synergismen verschiedenerMechanismen berücksichtigt.Weiterhin sind alle Komponenten konstruktiv sogestaltet, dass die Kriterien für eine beanspruchungsgünstige,werkstoff-, fertigungs- und funktionsgerechtesowie wartungsfreundliche Ausführungerfüllt sind und die zerstörungsfreien Prüfungenbei der Herstellung und am Aufstellungsortsowie die zerstörungsfreien wiederkehrendenPrüfungen im erforderlichen Umfang durchführbarsind. Dies gilt insbesondere für Schweißnähteund den Trägerwerkstoff plattierter Werkstoffbereiche.Im Falle einer solchen eingeschränkten Prüfbarkeitwerden für die Beherrschung möglicher Folgenaus diesem Mangel Maßnahmen und Einrichtungenderart vorgesehen, dass bei den unterdiesen Umständen in Betracht zu ziehendenEreignissen die Einhaltung der jeweiligen sicherheitstechnischenNachweisziele und Nachweiskriteriensichergestellt ist.Durch die Werkstoffauswahl und sachgerechteFormgebung, Schweißung und Wärmebehandlungwird für die Druckführende Umschließungsichergestellt, dass während der vorgesehenenBetriebsdauer der Anlage ein ausreichend festerund zäher Werkstoffzustand derart erhaltenbleibt, dass die im bestimmungsgemäßen Betriebund bei Ereignissen der Sicherheitsebenen 3 und4a auftretenden Belastungen sicher abgetragenwerden können.Für die der Neutronenstrahlung ausgesetztenBereiche der Druckbehälterwand sind durch kon-Überführung in Nummer 2.2 (2). Die neueFormulierung ist umfassender als die RSK LLan dieser Stelle und fasst RSK LL 4.1 (3) und(4) zusammen.Überführung in M1, Nummer 3.1 (12b).Überführung in die genannten Nummern. Inder RSK LL sind allgemeine Anforderungenan Werkstoffe und spezifische Anforderungenan den RDB vermengt.Die spezifischen Kriterien an den kernnahenBereich des RDB wurden in M4, 4.2 überführtund dort präzisiert.Die zahlenmäßige Begrenzung derNeutronenfluenz wie in der RSK-LL ist welt-- 21 -

der Wand des Reaktordruckbehälters auf 1. 1019cm-2 (Energie 1 MeV) sicherzustellen. Für dieder Neutronenstrahlung ausgesetzten Bereicheder Druckbehälterwand sind im Grundwerkstoffund im Schweißgut alle Anforderungen an diechemische Zusammensetzung einzuhalten, diezu einer Verminderung der Strahlenversprödungführen.(3)(4)struktive Vorgaben die Fluenzen begrenzt sowieim Grundwerkstoff und im Schweißgut Kriterienfür die chemische Zusammensetzung eingehalten,so dass die Veränderung der FestigkeitsundZähigkeitseigenschaften infolge der Bestrahlunginnerhalb zulässiger Grenzen bleibt.Zur Charakterisierung der durch Bestrahlungveränderten Werkstoffeigenschaften wird in Abhängigkeitvon der akkumuliertenNeutronenfluenz ein abgestuftes Überwachungsprogrammmit voreilend bestrahlten Einhängeproben(Grundwerkstoffe, Schweißverbindungen)durchgeführt.Für postulierte Oberflächenfehler und ggf. für imVolumen festgestellte herstellungsbedingte Fehlergrößenist für alle Beanspruchungen aus denrelevanten Belastungen nachgewiesen, dass beiVerwendung bruchmechanischer Nachweismethoden- bei Betriebszuständen der Sicherheitsebenen1 und 2 keine Rissinitiierung und- bei Ereignissen der Sicherheitsebenen 3 und4a kein instabiles Risswachstum in Wanddickenrichtungstattfindet.Bei Ereignissen der Sicherheitsebenen 3 und 4aist ein begrenztes, in Bezug auf die Wanddickenicht signifikantes, stabiles Risswachstum nur inder Hochlage der Zähigkeit zulässig.Darüber hinaus ist rechnerisch nachgewiesen,dass aus Wechselbelastungen auf die betrachtetenFehlergrößen kein in Bezug auf die Wanddickesignifikantes Risswachstum auftritt.weit nicht üblich, war aber eine einfach zuhandhabende Größe für die Auslegung undwurde durch einen ausreichend breiten Wasserspaltumgesetzt. Das Ziel der Begrenzungder Fluenz durch konstruktive Vorgaben bleibterhalten. Die Begrenzung der Fluenz zieltjedoch nur auf die Ursache, aber nicht diesicherheitstechnisch wichtige Wirkung (Verminderungder Zähigkeit) und wurde dahernicht übernommen. Mit dem heutigen Verständniszur Strahlenversprödung und denMöglichkeiten der Optimierung der Werkstoffe(die explizit auch gefordert ist) ist die Nennungdieses Zahlenwertes nicht mehr erforderlich.Die RSK hat in ihrer Zustimmung zumReaktordruckbehälter Mülheim-Kärlich dieZahl relativiert (siehe Stn. 140. und 152. Sitzung).Die Grundforderung der RSK-LL nach demausreichend zähen Werkstoffzustand währendder Lebensdauer der Anlage wurde fürden RDB durch die quantitativ nachvollziehbareForderung nach dem Nachweis des Ausschlussesvon Brüchen (siehe M4, 4.2 (4))ersetzt.Gegenüber dem Stand von KTA 3201.2 stelltdie hier eingeführte Absicherung gegen Rissinitiierungeine weitergehende Anforderungdar. Eine Inanspruchnahme des Rissarrest-Konzeptes, wie es die jetzige KTA 3201.2beinhaltet, ist jedoch hinsichtlich der Validierungder Methodik zu hinterfragen. Die Versuche,die experimentellen Ergebnisse hinsichtlichder zeitlichen Abfolge und Abmessungenvon Risserweiterungen (Versuche MPA-Stuttgart, ORLN, NESC) zu beschreiben, sindbisher nicht zufrieden stellend.(7) Die Anforderungen an Auslegung, Gestaltung, Die Anforderungen an Auslegung, Gestaltung, Es werden keine Anforderungen formuliert.- 22 -

Werkstoff und Herstellungsverfahren sind grundsätzlichvom Reaktoranlagenlieferer und Komponentenherstellergemeinsam mit den Gutachternin allen Einzelheiten abzustimmen. Die Auslegung,Werkstoffwahl und Verarbeitungsschrittesind unter Beachtung des Standes von Wissenschaftund Technik durch den Gutachter zu überprüfen.(8) Für alle Komponenten der DruckführendenUmschließung sind nur solche Werkstoffe zuverwenden, für die eine auf den Hersteller, dieErzeugnisform und das Herstellungsverfahrenbezogene Begutachtung stattgefunden hat. DieseBegutachtung muss spätestens bis zur Inbetriebnahmeabgeschlossen oder durch eine entsprechende,auf die Komponente ausgerichtete Einzelbegutachtungabgedeckt sein.1. Sie umfasst für ferritische Werkstoffe (ausgenommenSchraubenstähle) u.a. eine Überprüfungdes Seigerungsverhaltens und Untersuchungender Schweißeignung und derSchweißsicherheit, zu denen u. a. Schweißsimulationsversuche,Rondeneinschweißversuchebei dickwandigen Erzeugnisformen undTangentialschliffprüfungen gehören. Ziel derUntersuchungen an schweißsimulierten Probenist es, die Veränderungen des Zähigkeitsverhaltensvon Gefügen der Wärmeeinflusszonennach thermo-mechanischen Belastungenim Temperaturbereich des Spannungsarmglühensfestzustellen. Der Mindestwertder Kerbschlagarbeit von 68 J - ermitteltan praxisnah simulierten Proben - darf beiTemperaturen der Betriebszustände nicht unterschrittenwerden.2. Das Bauteilzähigkeitsverhalten ist mittelsGroßproben und bauteilähnlicher Versucheunter Berücksichtigung geschädigter und fehlerhafterWerkstoffbereiche zu untersuchen.3. Darüber hinaus sind die Langzeiteinflüsseschwingender Beanspruchungen und bei statischenund zyklischen Beanspruchungen dieM4:2.4.1(1)(2)(4)Werkstoff und Herstellungsverfahren sind grundsätzlichvom Reaktoranlagenlieferer und Komponentenherstellergemeinsam mit den Gutachternin allen Einzelheiten abzustimmen. Die Auslegung,Werkstoffwahl und Verarbeitungsschrittesind unter Beachtung des Standes von Wissenschaftund Technik durch den Gutachter zu überprüfen.Die zur Sicherstellung der Integrität einzuhaltendenQualitätsmerkmale sind festgelegt und beider Planung des Fertigungsablaufs berücksichtigt.Für die Herstellung sind qualifizierte Verfahrenund Hersteller eingesetzt.Für die Schweißzusätze und -hilfsstoffe sind Zulassungsprüfungenoder Eignungsprüfungendurchgeführt. Der Hersteller weist über entsprechendeVerfahrensprüfungen nach, dass er dievorgesehenen Schweißverfahren sicher beherrscht.Verfahrensfragen wurden nicht übernommen.Überführung der Anforderungen in die genanntenNummern. Allgemeine Anforderungan Qualifizierung von Werkstoffen, Verfahrenund Herstellern wurden überführt in M4, 2.4.1.Verfahrensfragen wurden nicht übernommen.Kriterien an die Zähigkeit in M4, 2.2 (3) (sieheunten unter (9)).Die detaillierten Anforderungen an die durchzuführendenPrüfungen an und Qualifizierungvon Werkstoffen wurden in KTA 3201.1 überführt.Dort sind eine Reihe von qualifiziertenWerkstoffen mit ihren Eigenschaften und Anwendungsbereichenaufgeführt.Die unter 1. bis 4. genannten Untersuchungenbetreffen Sachverhalte, die im Rahmen vonForschungsvorhaben vertieft untersucht wurden.Die Forderung nach Tangentialschliffuntersuchungenist in KTA 3201.1 inzwischenfallen gelassen worden.Die in KTA 3201.1 genannten Werkstoffeentsprechen den unter 5. genannten.Anforderungen an die Qualifizierung derSchweißverfahren wurden in KTA 3201.3überführt.- 23 -

Korrosionseinwirkungen, einschließlich derBedingungen zu untersuchen, bei denenSpannungsrisskorrosion auftritt.4. Alle Untersuchungen sind auf einer hinreichendbreiten Parameterbasis durchzuführen.5. Für Werkstoffe, von denen aufgrund sonstigerUntersuchungen, umfangreicher Fertigungserfahrungund langjähriger betrieblicher Bewährungbekannt ist, dass sie auch hinsichtlichder vorgenannten Gesichtspunkte für Komponentender Druckführenden Umschließunggeeignet sind, gilt die Bedingung der Begutachtungdann als erfüllt, wenn der Gutachterdies ausdrücklich mit Begründung bestätigt. 1)1)Hinweis: Bis auf weiteres sollten diese Bestätigungenmit der RSK abgestimmt werden.(9) Zähigkeitsanforderungen1. Die ferritischen Werkstoffe müssen so beschaffensein, dass für Grundwerkstoffe,Schweißgut und Wärmeeinflusszone die Referenz-NDT-Temperaturum mindestens 33 Ksowohl unter der niedrigsten betrieblichenBeanspruchungstemperatur als auch unterder Druckprüfungstemperatur liegt. Hierbei istdie Referenz-NDT-Temperatur durch die folgendenMaßnahmen definiert:- Festlegung einer Temperatur TNDT, welchegleich oder höher liegt als die Sprödbruchübergangstemperatur,festgestellt mitHilfe von Fallgewichtsversuchen.- Bei einer Temperatur nicht größer alsTNDT + 33 K soll jede Probe aus demKerbschlagbiegeversuch (ISO-V- Querproben)mindestens 0,9 mm laterale Breitungund nicht weniger als 68 J Kerbschlagarbeitaufweisen. Sind diese Anforderungen erfüllt,ist die TNDT die RTNDT. Die Kerbschlagarbeitmuss in der Hochlage (ISO-V-Querproben) am Probenentnahmeort in einerTiefe von einem Viertel der Vergütungswanddickeeinen Wert von mindestens100 J ergeben (Einzelwert).M4:2.3.2(1)… Zum Nachweis der spezifizierten Festigkeitund Zähigkeit ist für alle Werkstoffe die spezifikationsgemäßeFertigung durch Zeugnisse belegt.Für ferritische Stähle ist ein ausreichend hohesNiveau der Zähigkeit im Bereich der Hochlagegegeben. Bei Belastungen aus stationären Betriebszuständender Sicherheitsebenen 1 und 2liegt die niedrigste Beanspruchungstemperatursoweit oberhalb der Sprödbruch-Übergangstemperatur, dass eine definierte Mindest-Zähigkeitsichergestellt ist. Dies gilt fürGrundwerkstoff, Schweißgut und Wärmeeinflusszone.Überführung in Nummer 2.3.2 (1).Die grundlegende Forderung nach ausreichenderZähigkeit, ergänzt durch die ebenfallswesentliche Eigenschaft der Festigkeit, wurdeüberführt in M4, 2.3.2 (1).Die detaillierten Anforderungen zur Vorgehensweisebei der Bestimmung von der ReferenztemperaturRTNDT und deren Mindestabstandzur betrieblichen Beanspruchungstemperaturals auch der Druckprüfungstemperaturwurde in KTA 3201.1 überführtund deshalb nicht übernommen.- 24 -

- Für den Fall, dass die oben genanntenForderungen nicht erfüllt sind, sind zusätzlichKerbschlagbiegeprüfungen (ISO-V-Querproben) durchzuführen, in Sätzen vonjeweils drei Proben, um die TemperaturTAV zu bestimmen, bei welcher oben genannteAnforderungen erfüllt sind. In diesemFall ist die Referenz-TemperaturRTNDT = TAV - 33 K Somit ist die Referenz-TemperaturRTNDT die höhere Temperaturvon TNDT und TAV - 33 K- Falls der Kerbschlagbiegeversuch nicht beiTNDT + 33 K durchgeführt wurde oderwenn er nicht bei TNDT +33 K die Minimalwertevon 68 J und 0,9 mm lateraleBreitung aufweist, soll die Temperatur, beider das Minimum der Kerbschlagarbeit von68 J und der lateralen Breitung von 0,9 mmvorhanden ist, aus der vollständigen Kerbschlagarbeit-Temperatur-Kurve (av-T-Kurve) ermittelt werden, die aus den unterenWerten aller Proben gebildet wird.2. Für die Kerbschlagbiegeversuche ist bei derursprünglichen Temperatur eine Wiederholungsprüfungunter folgenden Bedingungengestattet:- Der Mittelwert der Prüfergebnisse darf denspezifizierten Einzelwert nicht unterschreiten.- Nicht mehr als eine Probe darf unter demspezifizierten Einzelwert liegen.- Das Ergebnis der ausgefallenen Probe, dieden spezifizierten Einzelwert nicht erreichte,darf nicht niedriger sein als 13,6 J oder0,13 mm unter dem spezifizierten Wert.3. Eine Wiederholungsprüfung besteht aus zweizusätzlichen Proben für die jeweils ausgefalleneProbe, welche so nahe wie möglich amUrsprungsprobenentnahmeort entnommenwerden müssen. Zur Erfüllung der Wiederholungsprüfungmüssen beide Proben den spezifiziertenEinzelwert erreichen.- 25 -

4. Falls der Nachweis der NDT-Temperatur wegender Bauteilgeometrie (dünnwandigeErzeugnisform) nicht möglich ist, muss, soweitvon den Bauteilabmessungen her eine Kerbschlagprobenentnahmemöglich ist, nachgewiesensein, dass die Kerbschlagarbeit mindestens68 j und die laterale Breitung mindestens0,9 mm betragen. Diese Werte sind inder Regel von ISO-V-Querproben zu erbringen.Bei geringer Wanddicke können ISO-VähnlicheProben zur Beurteilung herangezogenwerden.5. Bei nicht ferritischen Werkstoffen(martensitisch, austenitisch) sind die Zähigkeitsanforderungenim Rahmen der Pläne fürdie Fertigung und Prüfung mit dem Gutachterzu regeln.(10) In Ergänzung zur Werkstoffbegutachtung istdas Zähigkeitsverhalten nach Langzeitbeanspruchung(Temperatur, Lastwechsel, Neutronenbestrahlungund Korrosion) an Kleinproben zurBeurteilung des Langzeitverhaltens zu ermitteln.M4:2.3.1(2)2.3.2(2)Die Integritätsnachweise als Bestandteil der Auslegungsind so geführt, dass für alle Einwirkungendes Bestimmungsgemäßen Betriebs sowieaus Ereignissen der Sicherheitsebenen 3 und 4aüber die gesamte vorgesehene Betriebsdauer dieerforderlichen Sicherheitsabstände ausgewiesenwerden. Mögliche alterungsbedingte Schädigungsmechanismenund Veränderungen derWerkstoffeigenschaften durch Einwirkungen wiez. B. Temperatur und Bestrahlung, die währenddes Betriebs auftreten können, sind mit einbezogen.Wesentliche alterungsbeschädigte Schädigungsmechanismensind Ermüdung, Relaxation,Verschleiß und verschiedene Arten der Korrosion.Außerdem sind Synergismen verschiedenerMechanismen berücksichtigt.Die eingesetzten Werkstoffe besitzen in Verbindungmit der gewählten Konstruktion und denzum Einsatz kommenden Verarbeitungstechnikenunter den Betriebsbedingungen eine ausreichendeBeständigkeit gegen Korrosion und andereAlterungseffekte. Die für die Korrosionsbeständigkeiterforderlichen Wasserqualitäten imbestimmungsgemäßen Betrieb (Sicherheitsebe-Überführung in die genannten Nummern: Dasgrundlegende Kriterium nach Berücksichtigungdes Langzeitverhaltens wurde in M4,2.3.1 und 2.3.2 (2) aufgestellt; bezüglich Festigkeitund Zähigkeit auch in M4, 2.3.2 (1),siehe oben unter (6).Die Art der Ermittlung wurde nicht übernommen.Für die nach KTA 3201.1 zugelassenenWerkstoffe war diese Teil der bereits durchgeführtenQualifizierung (siehe oben Erläuterungzu (8)) oder Teil von F & E - Projekten.Speziell für bestrahlte Bereiche des RDB findensich die Kriterien nach einem Bestrahlungsüberwachungsprogrammin 4.2 (3) (sieheoben unter (6)).Generelle Anforderung (siehe auch Criteria ofthe ASME …). Hier ausführlicher als in ASME.Korrosionsbeständigkeit und entsprechendeWasserqualität bisher in RSK LL nicht ausreichendangesprochen. Der größte Teil derSchäden an Komponenten wird durch Korrosionverursacht.- 26 -

(11) Für die geraden Stränge der Rohrleitungender Druckführenden Umschließung sind in derRegel nahtlose Rohre zu verwenden. Die Verwendungnahtloser Krümmer ist anzustreben.4.1.3 Fertigung - -4.1.3.1 Grundsätze - -(1) Die Fertigung und ihre Überwachung müssenvon Beginn der Fertigung an in einen formalenGenehmigungsprozess einbezogen werden. VorBeginn der Fertigung sind vom KomponentenherstellerPläne über Fertigung und Prüfung aufzustellen.Diese sind mit Anlagenlieferer undGutachter abzustimmen. Der Komponentenhersteller,Reaktoranlagenlieferer und Gutachter hatdafür zu sorgen, dass der gesamte Fertigungsablaufvollständig überwacht und dokumentiert wird.Einzelne Festlegungen über die zerstörende undzerstörungsfreie Prüfung sind in den folgendenKapiteln enthalten.M4:2.4.1(1)(2)(3)(2) Jedes Ausarbeiten und Ausbessern einesFehlers bedarf der vorherigen Abstimmung mitdem Gutachter oder seinem Beauftragten. Dabeiist abzuwägen, inwieweit die vorgesehene Reparaturgegenüber einem Belassen des Fehlerssicherheitstechnische Vor- oder Nachteile bringt.Arbeitsvorgänge und charakteristische Fehlerdatensind zu dokumentieren.(3) Für Schweißgut, Schweißzusatzwerkstoffeund Schweißhilfsstoffe sind geeignete Zulassungsprüfungenbzw. Eignungsprüfungen vorzunehmen.(4) Auftragsschweißplattierungen müssen zerstörungsfreiprüfbar sein und so beschaffen sein,M4:2.4.1(4)M4:2.4.1nen 1 und 2) sind spezifiziert. Die Wasserqualitätwird überwacht und Abweichungen von den spezifiziertenKenngrößen werden rechtzeitig erkannt,so dass und nachteilige Auswirkungen aufdie Komponenten vermieden werden.Für die geraden Stränge der Rohrleitungen derDruckführenden Umschließung sind in der Regelnahtlose Rohre zu verwenden. Die Verwendungnahtloser Krümmer ist anzustreben.Die zur Sicherstellung der Integrität einzuhaltendenQualitätsmerkmale sind festgelegt und beider Planung des Fertigungsablaufs berücksichtigt.Für die Herstellung sind qualifizierte Verfahrenund Hersteller eingesetzt.Der Fertigungsablauf wird so überwacht unddokumentiert, dass Abweichungen von den vorgegebenenQualitätsmerkmalen erkannt werdenund eine Rückverfolgbarkeit der Abweichungenhinsichtlich deren Ursache möglich ist. Zusätzlichvorgenommene Maßnahmen zur Erreichung derQualitätsmerkmale sind dokumentiert.Jedes Ausarbeiten und Ausbessern einesFehlers bedarf der vorherigen Abstimmung mitdem Gutachter oder seinem Beauftragten. Dabeiist abzuwägen, inwieweit die vorgesehene Reparaturgegenüber einem Belassen des Fehlerssicherheitstechnische Vor- oder Nachteile bringt.Arbeitsvorgänge und charakteristische Fehlerdatensind zu dokumentieren.Für die Schweißzusätze und -hilfsstoffe sind Zulassungsprüfungenoder Eignungsprüfungendurchgeführt. Der Hersteller weist über entsprechendeVerfahrensprüfungen nach, dass er dievorgesehenen Schweißverfahren sicher beherrscht.Schweißplattierungen an ferritischen Bauteilensind so ausgeführt, dass der Trägerwerkstoff vonÜberführt nach KTA 3201.1. Danach sind fürRohrleitungen und Krümmer des Primärkreisesnur nahtlose Teile vorgesehen.Überführt in M4, Nummer 2.4.1; Verfahrensfragenwurden nicht übernommen.Hier erfolgt nur eine sehr allgemeine Formulierung,da die Art der Qualifizierung für verschiedeneProdukte stark variiert und Prozedurenhier nicht beschrieben werden sollen.Das Vorgehen zur Qualifizierung ist in KTAgeregelt.Anforderungen an Prozeduren können entfallen.Die Abwägung von Vor- und Nachteileneiner Reparatur wurden nicht übernommen,da an übergeordneter Stelle nicht erforderlich.Die Anforderung nach Dokumentation wurdein M4, 2.4.1 (3) (siehe oben unter (1)) überführt.Gegenüber RSK-LL wird das Ziel derDokumentation hier klarer definiert.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Die Eigenschaften von Schweißgutsind bereits unter Werkstoffeigenschaften mitbehandelt (siehe M4, 2.4.1 (1), (2) oben unter(1)). Hier geht es nur um die Zusätze undHilfsstoffe.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. „Auftragsschweißplattierungen“ sind- 27 -

dass der Trägerwerkstoff von innen und außeneinwandfrei mit Ultraschall geprüft werden kann.(5) zumindest zwei Oberflächen aus mit Ultraschallverfahrengeprüft werden kann.(5) Bei Stahlgussgehäusen sind die für die QualitätBei Stahlgussgehäusen sind die für die Qualitätund die Fehlerfreiheit maßgebenden gieß-und die Fehlerfreiheit maßgebenden gießtechni-technischen Einzelheiten in den Plan über dieschen Einzelheiten in den Plan über die FertigungFertigung aufzunehmen. Fertigungsschweißungenaufzunehmen. Fertigungsschweißungensind bei ferritischen Stählen je nach Werkstoffsind bei ferritischen Stählen je nach Werkstoffentweder zu normalisieren oder zu vergütenentweder zu normalisieren oder zu vergüten oderoder spannungsarm zu glühen. Sie sind zu dokumentierentieren.spannungsarm zu glühen. Sie sind zu dokumen-4.1.3.2 Begleitende zerstörende Prüfungen - -(1) Durch geeignete Prüfungen ist nachzuweisen, M4: Durch Prüfungen an Erzeugnisformen ist nachgewiesen,dass über die gesamte Wanddicke ausreichende 2.4.2dass die über die Wanddicke spezifi-Zähigkeits- und Festigkeitseigenschaften vorliegenmensetzung,(1) zierten Eigenschaften der chemischen Zusam-der Zähigkeit, Festigkeit, desGefü-(2) Falls bei Bauteilen mit großer WanddickeUnterschreitungen der in den Werkstoffblätterngenannten Mindestwerte für Streckgrenze undZugfestigkeit im Wandinnern auftreten, sind sienur dann zulässig, wenn sie z.B. im zylindrischenBereich nicht über 10 % und in Rohrböden undFlanschringen nicht über 20 % liegen und wenngezeigt wird, dass die Kerbschlagarbeit bei einerPrüftemperatur von 80 °C auch in der Wandmitteeinen Wert von mindestens 68 J erreicht.(3) Dass diese Anforderungen erfüllt werden, istnicht nur durch die Untersuchungen im Rahmender Begutachtung zu zeigen, sondern auch dannim Zuge der begleitenden Prüfungen in repräsentativemUmfang nachzuweisen, wenn dies amHalbzeug durch Entnahme von Bohrkernen, z.B.im Bereich von Stutzenausschnitten und dgl.möglich ist.M4:2.4.2(2)ges und der Korrosionsbeständigkeit vorliegen.Falls bei Bauteilen mit großer Wanddicke Unterschreitungender in den Werkstoffblättern genanntenMindestwerte für Streckgrenze und Zugfestigkeitim Wandinnern auftreten, sind sie nurdann zulässig, wenn sie z.B. im zylindrischenBereich nicht über 10 % und in Rohrböden undFlanschringen nicht über 20 % liegen und wenngezeigt wird, dass die Kerbschlagarbeit bei einerPrüftemperatur von 80 °C auch in der Wandmitteeinen Wert von mindestens 68 J erreicht.Es sind die mechanisch- technologischen Eigenschaftenfür jede Erzeugnisform (Stück- oderLosprüfung) nachgewiesen. Erfasst sind dabei:a) repräsentativ die verschiedenen Verformungsrichtungenan mehrerenProbenahmestellen,b) alle während des Fertigungsprozesses stattfindendenUmform- und Wärmebehandlungen.in den hier gemeinten Fällen stets „Schweißplattierungenan ferritischen Bauteilen.Die hier genannten Anforderungen an Werkstoffeentsprechen nicht dem Detaillierungsgradeiner Leitlinie und sind in KTA 3201.1beschrieben. Die allgemeine Anforderung anPlanung und Qualitätssicherung sind durchM4, Nummer 2.4.1 abgedeckt (siehe obenunter (1)).Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Die Kriterien wurden präzisiert underweitert.Der Umgang mit Abweichungen soll generellnicht geregelt werden. Er wird allgemein inM4, Abschnitt 8 beschrieben.Überführung in Nummer 2.4.2 (2).Art und Umfang der durchzuführenden Prüfungensind in KTA 3201.1 festgelegt.(4) Im Rahmen der Verfahrens- und Arbeitsprüfungensind im repräsentativen Umfang erweitertePrüfungen metallographischer Art (QuerschliffundMehrstufen-Tangentialschliffe über die ganzeWanddicke) durchzuführen. Diese PrüfungenM4:2.4.2(3)Zum Nachweis der Güteeigenschaften von Bauteilschweißungensind Arbeitsprüfungen durchgeführt.Es ist zulässig, die Durchführung von Arbeitsprüfungenmit Verfahrensprüfungen zu kombinieren.Überführung in Nummer 2.4.2 (3). DetaillierteAnforderungen zu Arbeits- und Verfahrensprüfungensind in KTA 3201.2 festgelegt.Die Werkstoffbegutachtung erfolgt im Allge-- 28 -

sind auch für Reparaturschweißungen vorzunehmen.Ebenso sind in repräsentativem UmfangSchweißsimulationsversuche der eingesetztenSchmelzen durchzuführen. Auf diese erweitertenPrüfungen kann innerhalb bestimmter Analysengrenzenverzichtet werden, wenn im Zuge derWerkstoffbegutachtung nach 4.1.2 (8) für dieseAnalysen nachgewiesen wurde, dass keineRelaxationsversprödungen und keine Relaxationsrisseauftreten. Wenn jedoch im Gegensatzzu den Ergebnissen dieser Untersuchungen beider Fertigung Rissbildung auftritt oder Hinweiseauf Versprödung oder Rissbildung vorhandensind, sind Tangentialschliffuntersuchungen undSchweißsimulationsversuche wieder erforderlich.Für den Werkstoff der Schale des Reaktordruckbehälters(ausgenommen Stutzen undAnschweißteile) sind bei der Herstellungschmelzenweise schweißsimulierte Proben herzustellenund entsprechend Absatz 4.1.2 (8) zuprüfen.4.1.3.3 Begleitende zerstörungsfreie Prüfungen - -(1) Alle für die Druckführende Umschließungvorgesehenen Erzeugnisformen sind mit ausreichenderFehlererkennbarkeit zerstörungsfrei zuprüfen. Hierzu gehören die Ultraschallprüfungeines jeden Volumenelements und eine lückenloseOberflächenrissprüfung. Bei größeren Rohrlängenmit Nennweiten unter 500 mm ist dieOberflächenrissprüfung an den Innenoberflächensoweit durchzuführen, wie diese von den Endenaus zugänglich sind.M4:2.4.3(1)Abs.1(2) Die Auswahl der Prüftechniken undEinschallrichtungen ist so zu treffen, dass allesicherheitstechnisch bedeutsamen Fehler mitbeliebiger Orientierung gefunden werden. Dabeisind Fehler mit Orientierungen senkrecht zu denHauptspannungsrichtungen (Betriebsbeanspruchung)durch die Wahl von hierfür besondersgeeigneten Prüftechniken undEinschallrichtungen zu berücksichtigen. Z. B.muss die Prüfung bei Schmiedestücken, Ble-(4) Bei schweißplattierten Erzeugnisformen ist derNachweis der Freiheit von Unterplattierungsrissenerbracht. In begründeten Fällen kann diesauch zerstörungsfrei am Bauteil erfolgen.M4:2.4.3(1) Abs.3 & 4Bei allen für die Druckführende Umschließungvorgesehenen Erzeugnisformen und Schweißverbindungeneinschließlich Pufferungen sinddas Volumen und die Oberflächen mit ausreichenderFehlererkennbarkeit zerstörungsfreigeprüft.Die Prüftechniken und Prüfparameter für dieVolumenprüfung sind so ausgewählt, dass allesicherheitstechnisch bedeutsamen Fehler gefundenwerden. Dies erfordert, dass die Prüfungenmit Prüfempfindlichkeiten durchgeführt werden,die eine Erkennung von Anzeigen mit Größenausdehnungendeutlich unterhalb der Größe vonsicherheitstechnisch bedeutsamen Fehlern erlauben.Dabei sind Fehler mit Orientierungensenkrecht zu den Hauptspannungsrichtungenmeinen vorlaufend und ist für die in KTA3201.1 aufgeführten Werkstoffe bereits abgeschlossen.Die genannten Analysen und Untersuchungenwaren Gegenstand von F & E –Vorhaben.Die Verfahrensprüfung ist Teil der Qualifizierungdes Schweißverfahrens und wurde damitin allgemeiner Form in M4, Nummer 2.4.1angesprochen (siehe unter 4.1.3.1 (1)).Übergeordnete Anforderung entsprechendKTA 3201.3, Ziffer 10.4, wo die Details derPrüfungen geregelt sind.Überführung des 1. Teils in Nummer 2.4.3 (1),Absatz 1 mit einigen Präzisierungen. DiePrüfmethode soll hier aber nicht festgelegtwerden.Der 2. Teil aus (1) der RSK LL beschreibt, wieweit in einem speziellen Fall die Prüfung eingeschränktwerden darf. Dies bedarf jedocheiner Abwägung, abhängig von sicherheitstechnischerBedeutung und technischen Möglichkeitenund wurde nicht übernommen.Überführung in Nummer 2.4.3 (1), 2. und 3.Absatz. Dabei werden die beispielhaften Anforderungender RSK LL verallgemeinert unddas Ziel genauer vorgegeben.- 29 -

chen, Gussstücken, Rohren mit Außendurchmessernvon 100 mm aufwärts und Rohren fürRegelstabdurchführungen sowohl mit Normal- alsauch mit Schrägeinschallung vorgenommen werden.Bei der Schrägeinschallung sind mindestenszwei verschiedene Prüfrichtungen anzuwenden,die sich um etwa 90° voneinander unterscheidensollen, wenn nur aus zwei Richtungen geprüftwird. An Schmiedestücken mit Wanddicken über100 mm ist bei der Ultraschallprüfung zusätzlichdie Tandemtechnik oder eine vergleichbare Prüftechnikanzuwenden. Rohre mit Außendurchmessernunter 100 mm sind mindestens aufLängsfehler zu prüfen. Die Oberflächenrissprüfungmuss alle Richtungen erfassen(3) Bei den dickwandigen Erzeugnisformen derWand des Reaktordruckbehälters, des Druckhalters,der Dampferzeuger (einschließlich der Sekundärmäntel)und der durchgesteckten Stutzenist darüber hinaus der Schalldurchgang zu beachten.Dies bedeutet, dass an allen Stellen, andenen aufgrund der Geometrie ein Rückechooder ein Formecho zu erwarten ist, auch ein solchesEcho auftritt. Stellen, an denen dieses Echoverschwindet oder erheblich geschwächt wird,müssen mittels verfeinerter Methoden auf dieUrsache dieser Beeinträchtigung des Schalldurchgangsuntersucht werden.(4) Bei Armaturengehäusen aus Stahlguss istanstelle der in (1) und (2) beschriebenen Ultraschallprüfungeine vollständige Durchstrahlungsprüfungvorzunehmen. Bei ferritischem Stahlgusssind Ultraschallprüfungen an Fertigungsschweißungen,Anschweißenden und solchen Stellendurchzuführen, bei denen die Durchstrahlungsprüfungennicht die erforderliche Aufnahmequalitäterreicht oder bei denen konstruktive odergießtechnische Besonderheiten dies erforderlichmachen. Bei austenitischem Stahlguss sind Ein-M4:2.4.3(1) Abs.3(Betriebsbeanspruchung) durch die Wahl vonqualifizierten Prüftechniken und Prüfparametern(wie z.B. Einschallrichtungen) berücksichtigt.Bei der Festlegung von Zulässigkeitsgrenzen fürAnzeigen im Volumen wird grundsätzlich so verfahren,dass technisch relevante Veränderungender Anzeigenausdehnung durch Einwirkungenaus dem Betrieb nicht zu erwarten sind.Die Oberflächenprüfung erfasst alle Fehlerorientierungenin der Prüfebene. Rissartige Anzeigenan den Oberflächen werden nicht belassen. Verfahrenzur Beseitigung von Oberflächenanzeigensind hinsichtlich der im Betrieb in Betracht zuziehenden Schädigungsmechanismen qualifiziert.Die spezifikationsgemäße Anwendung wirdüberwacht bzw. durch Prüfungen bestätigt.Bei den dickwandigen Erzeugnisformen derWand des Reaktordruckbehälters, des Druckhalters,der Dampferzeuger (einschließlich der Sekundärmäntel)und der durchgesteckten Stutzenist darüber hinaus der Schalldurchgang zu beachten.Dies bedeutet, dass an allen Stellen, andenen aufgrund der Geometrie ein Rückechooder ein Formecho zu erwarten ist, auch ein solchesEcho auftritt. Stellen, an denen dieses Echoverschwindet oder erheblich geschwächt wird,müssen mittels verfeinerter Methoden auf dieUrsache dieser Beeinträchtigung des Schalldurchgangsuntersucht werden.Die Prüftechniken und Prüfparameter für dieVolumenprüfung sind so ausgewählt, dass allesicherheitstechnisch bedeutsamen Fehler gefundenwerden. Dies erfordert, dass die Prüfungenmit Prüfempfindlichkeiten durchgeführt werden,die eine Erkennung von Anzeigen mit Größenausdehnungendeutlich unterhalb der Größe vonsicherheitstechnisch bedeutsamen Fehlern erlauben.Dabei sind Fehler mit Orientierungensenkrecht zu den Hauptspannungsrichtungen(Betriebsbeanspruchung) durch die Wahl vonHier werden keine übergeordneten Anforderungengestellt, sondern Hinweise auf möglicheSchwierigkeiten bei der Prüfung und anzuwendendeVerfahren gegeben. Diese unterliegenstark der technischen Entwicklung undwurden nicht übernommen.Abgedeckt durch M4, Nummer 2.4.3 (1), Absatz2.Die spezielle Anwendung auf Stahlguß gehtüber den Detaillierungsgrad einer Leitliniehinaus und wird in KTA 3201.1 behandelt.Der letzte Satz ist eine Anforderung an dieAuslegung und wird durch M4, Nummer 2.2(2) abgedeckt (siehe unter 4.1.2 (3)).- 30 -

schränkungen der Durchstrahlungsprüfung durchentsprechende konstruktive Maßnahmen zu vermeiden.(5) An den Schweißnahtflanken ist vor demSchweißen eine Oberflächenrissprüfung vorzunehmen,die bei ferromagnetischem Werkstoffmit Magnetpulver durchgeführt werden soll.(6) Alle Schweißnähte sind nach ihrer letztenWärmebehandlung mittels Ultraschall und einemVerfahren der Oberflächenrissprüfung mit ausreichenderFehlererkennbarkeit zu prüfen. BeiSchweißnähten an Komponenten mit Nennweitenunter 500 mm, bei denen die Empfindlichkeit derUltraschallprüfung durch die Werkstoffeigenschaftenso beeinträchtigt wird, dass auch beiAnwendung der nach dem Stand der Technikverfügbaren Verfahren der Impulsechomethodewie Einkopftechnik, fokussierende Prüfköpfe (mitgekrümmten Linsen), Sender-Empfänger-Technik, Breitbandprüfköpfe, Einsatz von Longitudinalwellen,keine aussagefähige Prüfungzustandekommt, kann die Ultraschallprüfungdurch die Durchstrahlungsprüfung ersetzt werden.(7) Bei Bauteilen mit 100 mm Außendurchmesserund mehr sind die Schweißnähte nach derDruckprüfung erneut zu prüfen. Einzelheiten sindmit dem Gutachter abzustimmen. Bei Rundnähtenan Rohrleitungen kann diese Prüfung dannentfallen, wenn hier senkrecht zur Schweißnahtkeine wesentlichen Beanspruchungen aufgetretensind.(8) Ergibt sich aus der Fertigungsfolge, dass diePrüfungen nach der letzten Wärmebehandlungnur mit einer geringeren Fehlererkennbarkeitdurchgeführt werden können als vorher, ist einezusätzliche Prüfung zu einem früheren Zeitpunktnotwendig, zu dem die Bedingungen für einebestmögliche Fehlererkennbarkeit noch gegebensind. Bei Stumpfnähten mit einer Wanddicke von40 mm und darunter ist zusätzlich eine Durchstrahlungsprüfungzu einem hierfür geeignetenM42.4.3(1) Abs.1(2)qualifizierten Prüftechniken und Prüfparametern(wie z.B. Einschallrichtungen) berücksichtigt.An den Schweißnahtflanken ist vor dem Schweißeneine Oberflächenrissprüfung vorzunehmen,die bei ferromagnetischem Werkstoff mit Magnetpulverdurchgeführt werden soll.Bei allen für die Druckführende Umschließungvorgesehenen Erzeugnisformen und Schweißverbindungeneinschließlich Pufferungen sinddas Volumen und die Oberflächen mit ausreichenderFehlererkennbarkeit zerstörungsfreigeprüft.Schweißplattierungen sind auf Haftung, Unterplattierungsrissesowie auf Fehlerfreiheit derOberfläche geprüft. Der Prüfumfang hinsichtlichUnterplattierungsrissen ist unter Berücksichtigungvon der Nummer 2.4.2 (4) festgelegt.Bei Bauteilen mit 100 mm Außendurchmesserund mehr sind die Schweißnähte nach derDruckprüfung erneut zu prüfen. Einzelheiten sindmit dem Gutachter abzustimmen. Bei Rundnähtenan Rohrleitungen kann diese Prüfung dannentfallen, wenn hier senkrecht zur Schweißnahtkeine wesentlichen Beanspruchungen aufgetretensind.Ergibt sich aus der Fertigungsfolge, dass diePrüfungen nach der letzten Wärmebehandlungnur mit einer geringeren Fehlererkennbarkeitdurchgeführt werden können als vorher, ist einezusätzliche Prüfung zu einem früheren Zeitpunktnotwendig, zu dem die Bedingungen für einebestmögliche Fehlererkennbarkeit noch gegebensind. Bei Stumpfnähten mit einer Wanddicke von40 mm und darunter ist zusätzlich eine Durchstrahlungsprüfungzu einem hierfür geeignetenSpezielle Anforderung, die nicht dem Detaillierungsgradeiner Leitlinie entspricht und in KTA3201.3, Ziffer 13 übernommen wurde. Wird inM4 durch Nummer 2.4.3 (1) abgedeckt.Der 1. Satz wird abgedeckt durch M4, Nummer2.4.3 (1), Absatz 1 und 2.4.3 (2).Der 2. Satz beschreibt mögliche Schwierigkeitenbei der Prüfung und gibt Hinweise aufanzuwendende alternative Verfahren. Dieseunterliegen stark der technischen Entwicklungund wurden nicht übernommen.Die spezielle Anwendung auf verschiedeneKomponenten geht über den Detaillierungsgradeiner Leitlinie hinaus. Die allgemeinenKriterien sind unter M4, Nummer 2.4.3 (1) und(2) (siehe oben unter (6)) beschrieben.Detaillierten Anforderungen an Prüfungennach der Erstdruckprüfung sind in KTA3201.3, Ziffer 13.11 festgelegt.Das Ziel der Prüfungen und der Regelfall derPrüfung nach der letzten Wärmebehandlungwerden in M4, Nummer 2.4.3 (1) beschrieben.Die hier angesprochenen Ausnahmefälle gehenüber den Detaillierungsgrad einer Leitliniehinaus. Diese Ausnahmefälle sind in KTA3201.3, Ziffer 13 angesprochen.- 31 -

Zeitpunkt der Fertigungsfolge vorzunehmen. BeiRundnähten mit Außendurchmessern unter 100mm und einem Verhältnis der Nennwanddickezum Außendurchmesser von weniger als 0,1kann bei einer nach der letzten Wärmebehandlungausgeführten Durchstrahlungsprüfung beibestmöglicher Bildgüte in Abstimmung mit demGutachter auf die Ultraschallprüfung verzichtetwerden.(9) Zur Ultraschallprüfung der Stumpf-, StutzenundAnschweißnähte sind bei Wanddicken von40 mm an aufwärts für jedes Volumenelementmindestens zwei verschiedene Einschallwinkelzu benutzen. Im Hinblick auf die Prüfrichtung(Projektion des Hauptstrahls auf die Tangentialebene)sind alle Fehlerorientierungen senkrechtzur Oberfläche zu erfassen. Die Fehlerrichtungenlängs und quer zur Schweißnaht, bei Großbadschweißungenauch 45° zur Nahtrichtung, sinddurch Hin- und Herbewegen des Prüfkopfes beiannähernd gleichbleibender Prüfrichtung zu berücksichtigen.Auf die dazwischen liegendenFehlerrichtungen ist durch Hin- und Herfahrendes Prüfkopfes unter fächerndem Schwenken zuprüfen. Bei Wanddicken von 100 mm an aufwärtsist zusätzlich zu dem üblichen Einkopfverfahrendie Tandemtechnik anzuwenden.(10) Falls einseitig geschweißte Nähte unvermeidbarsind, wie z.B. bei den Montagenähtender Rohrleitungen, ist die nach 4.1.2 gefordertePrüfbarkeit u. a. durch genaue Anpassung, Vermeidungvon störendem Nahtversatz, gleichmäßigeWurzelausbildung und ausreichend großeAnkopplungsflächen beiderseits der Naht für dieUltraschallprüfung uneingeschränkt sicherzustellen.(11) Auftragsschweißungen sind nach der letztenWärmebehandlung vollständig auf Oberflächenrissezu prüfen. Austenitische Auftragsschweißungensind mittels Senkrechteinschallung undM4:2.2 (2)M4:2.4.3(1)Zeitpunkt der Fertigungsfolge vorzunehmen. BeiRundnähten mit Außendurchmessern unter 100mm und einem Verhältnis der Nennwanddickezum Außendurchmesser von weniger als 0,1kann bei einer nach der letzten Wärmebehandlungausgeführten Durchstrahlungsprüfung beibestmöglicher Bildgüte in Abstimmung mit demGutachter auf die Ultraschallprüfung verzichtetwerden.Zur Ultraschallprüfung der Stumpf-, Stutzen- undAnschweißnähte sind bei Wanddicken von 40mm an aufwärts für jedes Volumenelement mindestenszwei verschiedene Einschallwinkel zubenutzen. Im Hinblick auf die Prüfrichtung (Projektiondes Hauptstrahls auf die Tangentialebene)sind alle Fehlerorientierungen senkrecht zurOberfläche zu erfassen. Die Fehlerrichtungenlängs und quer zur Schweißnaht, bei Großbadschweißungenauch 45° zur Nahtrichtung, sinddurch Hin- und Herbewegen des Prüfkopfes beiannähernd gleichbleibender Prüfrichtung zu berücksichtigen.Auf die dazwischen liegendenFehlerrichtungen ist durch Hin- und Herfahrendes Prüfkopfes unter fächerndem Schwenken zuprüfen. Bei Wanddicken von 100 mm an aufwärtsist zusätzlich zu dem üblichen Einkopfverfahrendie Tandemtechnik anzuwendenWeiterhin sind alle Komponenten konstruktiv sogestaltet, dass die Kriterien für eine beanspruchungsgünstige,werkstoff-, fertigungs- und funktionsgerechtesowie wartungsfreundliche Ausführungerfüllt sind und die zerstörungsfreien Prüfungenbei der Herstellung und am Aufstellungsortsowie die zerstörungsfreien wiederkehrendenPrüfungen im erforderlichen Umfang durchführbarsind. Dies gilt insbesondere für Schweißnähteund den Trägerwerkstoff plattierter Werkstoffbereiche.Bei allen für die Druckführende Umschließungvorgesehenen Erzeugnisformen und Schweißverbindungeneinschließlich Pufferungen sinddas Volumen und die Oberflächen mit ausrei-Die hier angesprochenen speziellen Fällegehen über den Detaillierungsgrad einer Leitliniehinaus, unterliegen stark der technischenEntwicklung und wurden daher nicht übernommen.Anforderungen an die verschiedenenSchweißnahtformen sind in KTA 3201.3,deren Prüfbarkeit in Ziffer 13 ausgeführt.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Dies ist eine Anforderung an dieAuslegung zur Gewährleistung der Prüfbarkeitund allgemein abgedeckt durch M4, Nummer2.2 (2). Die hier angesprochenen speziellenFälle gehen über den Detaillierungsgrad einerLeitlinie hinaus und wurden in KTA überführt(siehe KTA 3201.2, Ziffer 5.1.4 und KTA3201.3, Ziffer 13).Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Umfang und Ziel der Prüfungen istmit M4, Nummer 2.4.3 (1) und (2) abgedeckt.Die Beschreibung der Prüftechniken für ver-- 32 -

ferritische Auftragsschweißungen zusätzlich mittelsSchrägeinschallung nach der letzten Wärmebehandlungzu prüfen.(12) Hilfsschweißungen, d.h. solche Schweißungen,die zu Montagezwecken angebracht undwieder entfernt werden, sind so durchzuführen,dass der Einbrand in den tragenden Werkstoffauf die übliche Aufschmelzzone begrenzt bleibt.Es muss ein den Verbindungsschweißnähtenvergleichbarer zäher Werkstoffzustand imSchweißgut und in der Wärmeeinflusszone vorhandensein. Alle Hilfsschweißstellen sind - auchwenn die Hilfsnähte entfernt wurden - unter genauerAngabe ihrer Lage und Ausdehnung zudokumentieren. Sie sind nach der letzten Wärmebehandlungeiner Härteprüfung, Oberflächenrissprüfung,Ultraschallprüfung auf Fehler unterder Oberfläche zu unterziehen und in den Umfangder wiederkehrenden Prüfung mit einzubeziehen,sofern nicht durch Überprüfung mittelsAnätzen sichergestellt ist, dass der Überhitzungsbereichder Wärmeeinflusszone durch Abarbeitenvollständig beseitigt ist.(13) Die gesamte Oberfläche im zugänglichenBereich der Druckführenden Umschließung istnach der letzen Wärmebehandlung mit einemVerfahren der Oberflächenrissprüfung zu untersuchen.Bei örtlicher Glühung beschränkt sich diePrüfung auf den durch die Glühung beeinflusstenBereich.(14) Bei austenitischem Stahlguss ist durch geeignetePrüfungen (z.B. Bauteil-Metallographie)nachzuweisen, dass ein einwandfreierGefügezustand vorliegt. Dies hat bei jedem größerenBauteil stückweise und bei kleineren Bauteilenlosweise zu erfolgen.4.1.4 Betrieb - -4.1.4.1 Grundsätze - -chender Fehlererkennbarkeit zerstörungsfreigeprüft.Schweißplattierungen sind auf Haftung, Unterplattierungsrissesowie auf Fehlerfreiheit derOberfläche geprüft. Der Prüfumfang hinsichtlichUnterplattierungsrissen ist unter Berücksichtigungvon der Nummer 2.4.2 (4) festgelegt. (...)Hilfsschweißungen, d.h. solche Schweißungen,die zu Montagezwecken angebracht und wiederentfernt werden, sind so durchzuführen, dass derEinbrand in den tragenden Werkstoff auf die üblicheAufschmelzzone begrenzt bleibt. Es mussein den Verbindungsschweißnähten vergleichbarerzäher Werkstoffzustand im Schweißgut und inder Wärmeeinflusszone vorhanden sein. AlleHilfsschweißstellen sind - auch wenn die Hilfsnähteentfernt wurden - unter genauer Angabeihrer Lage und Ausdehnung zu dokumentieren.Sie sind nach der letzten Wärmebehandlungeiner Härteprüfung, Oberflächenrissprüfung, Ultraschallprüfungauf Fehler unter der Oberflächezu unterziehen und in den Umfang der wiederkehrendenPrüfung mit einzubeziehen, sofernnicht durch Überprüfung mittels Anätzen sichergestelltist, dass der Überhitzungsbereich derWärmeeinflusszone durch Abarbeiten vollständigbeseitigt ist.Die gesamte Oberfläche im zugänglichen Bereichder Druckführenden Umschließung ist nach derletzen Wärmebehandlung mit einem Verfahrender Oberflächenrissprüfung zu untersuchen. Beiörtlicher Glühung beschränkt sich die Prüfung aufden durch die Glühung beeinflussten Bereich.Bei austenitischem Stahlguss ist durch geeignetePrüfungen (z.B. Bauteil-Metallographie) nachzuweisen,dass ein einwandfreier Gefügezustandvorliegt. Dies hat bei jedem größeren Bauteilstückweise und bei kleineren Bauteilen losweisezu erfolgen.schiedene Auftragschweißungen geht überden Detaillierungsgrad einer Leitlinie hinausund wurde in KTA 3201.3, Ziffer 13 überführt.Geht über den Detaillierungsgrad einer Leitliniehinaus; überführt in KTA 3201.3, Ziffer 6.5.1. Satz abgedeckt durch M4, Nummer 2.4.3(1) und (2) (siehe oben unter (11)). SpezielleAnforderungen bei örtlicher Glühung wurdenüberführt in KTA 3201.3, Ziffer 13.10.Spezielle Anforderungen an die Prüfung vonaustenitischem Stahlguß gehen über denDetaillierungsgrad einer Leitlinie hinaus undsind in KTA 3201.1, Ziffer 27 beschrieben.- 33 -

(1) Für alle Teile der Druckführenden Umschließungsind ausreichende Inspektions- und wiederkehrendePrüfmöglichkeiten vorzusehen. Fürdie Konzeptberatung ist deshalb ein Plan für diewiederkehrenden Prüfungen vorzulegen.(2) Ein zum selben Zeitpunkt vorzulegender Plansoll Art und Anzahl von Werkstoffproben desReaktordruckbehälters ausweisen, welche zurFeststellung von Änderungen der Materialeigenschaftendurch Betriebseinflüsse, als Folge vonNeutronenbestrahlung, nach bestimmten Betriebszeitendienen. Durch Einhängeproben istsicherzustellen, dass die Festigkeits- und Zähigkeitseigenschaftenvon Grundwerkstoff undSchweißverbindung nach bestimmter Neutronenbestrahlungermittelt werden können.(3) Die in (1) und (2) geforderten Pläne sind mitdem Gutachter abzustimmen.(4) Die Druckführende Umschließung ist laufendauf Leckagen zu überwachen. Die Lokalisierungvon Leckagen soll möglich sein.(5) In Bereichen erhöhten Strahlenpegels sind anden zu inspizierenden Teilen Isolierungen soauszuführen, dass sie erforderlichenfalls schnellabgenommen und wieder montiert werden können.Eine Mechanisierung der Ultraschallprüfungsoll mit Rücksicht auf die Strahlenbelastung desPersonals möglich sein.(6) Die Aussagefähigkeit der zerstörungsfreienPrüfungen ist vor der ersten Inbetriebnahme undbei wiederkehrenden Prüfungen vom Gutachterzu bestätigen.(7) An Systemen der Druckführenden Umschließungund stützenden Gebäudeteilen müssenM4:2.3.3(2)M4:4.2(3)M4:2.5.1(2)M42.3.3(2)M4:2.5.1Für alle Teile der Druckführenden Umschließungsind ausreichende Möglichkeiten fürInspektionens- und wiederkehrendePrüfungmöglichkeiten vorgesehenvorhanden. Fürdie Konzeptberatung ist deshalb ein Plan für diewiederkehrenden Prüfungen vorzulegen. (…)Zur Charakterisierung der durch Bestrahlungveränderten Werkstoffeigenschaften wird in Abhängigkeitvon der akkumuliertenNeutronenfluenz ein abgestuftes Überwachungsprogrammmit voreilend bestrahlten Einhängeproben(Grundwerkstoffe, Schweißverbindungen)durchgeführt.Die in (1) und (2) geforderten Pläne sind mit demGutachter abzustimmen.(…) Darüber hinaus ist eine Überwachung aufLeckagen vorhanden, die die Erkennung undhinreichend genaue Lokalisierung von Leckagensicherstellt.(…) In Bereichen erhöhten Strahlenpegels sindan den zu inspizierenden TeilenWärmeisolierungen so ausgeführt, dass sie erforderlichenfallsschnell abgenommen und wiedermontiert werden können. Zur besseren Reproduzierbarkeitder Prüfparameter und der Randbedingungender Prüfung und zur besseren Vergleichbarkeitder Prüfergebnisse sowie zur Begrenzungder Strahlenexposition des Personalswird eine Mechanisierung derUltraschallPrüfungen ermöglichtsoll mit Rücksichtauf die Strahlenbelastung des Personals möglichsein.Die Aussagefähigkeit der zerstörungsfreien Prüfungenist vor der ersten Inbetriebnahme und beiwiederkehrenden Prüfungen vom Gutachter zubestätigen.Der 2. Satz stellt eine Forderung an die Prozedurund wurde daher nicht übernommen.Überführt in M4, Nummer 4.2 (3). Anforderungenan Prozeduren wurden nicht übernommen.Anforderungen an Prozeduren wurden nichtübernommen.Überführt in M4, Nummer 2.5.1 (2)Präzisierung und Erweiterung auf alle Prüfmethodenentsprechend der Weiterentwicklungder Technik.Anforderungen an Prozeduren wurden nichtübernommen.Die Kriterien an die DFU sind in M4, Nummer2.5.1 (1) und (2) abgedeckt (siehe unten unter- 34 -

Setzungsdifferenzen feststellbar sein.(8) Das Schwingverhalten der Komponenten undSysteme der Druckführenden Umschließungmuss im Bereich zwischen Mindest- und Volllastder Anlage unter Berücksichtigung repräsentativerBetriebszustände während der Inbetriebnahmeüberprüft und in Messprotokollen dokumentiertwerden. Diese Messungen müssen auch alswiederkehrende Prüfungen durchführbar seinund während des Betriebs durch registrierbareMessungen ergänzt werden können.(1) &(2)M4:2.5.1(1)(2)(4)Für die Erhaltung der Barrierenfunktion ist einÜberwachungs- und Prüfkonzept aufgestellt mitdem− die Einhaltung der Auslegungsrandbedingungenund -voraussetzungen überprüft und− die Rückführung der Erkenntnisse aus derBetriebserfahrung und deren Nutzung im Alterungsmanagementsichergestelltwird. Die bei der Auslegung der Komponentenzugrunde gelegten Randbedingungen hinsichtlichder räumlichen Anordnung, Verankerung, Funktionvon Unterstützungen, Armaturen, Pumpenund Einbauten sind dokumentiert (z. B. freieWeglängen, Verschiebungen, Auslenkungen,Spiele). Bei der Inbetriebnahme und soweit erforderlichnach Eingriffen (z.B. Instandhaltungsmaßnahmen)wird die Einhaltung dieser Randbedingungenüberprüft. Unzulässige Abweichungenvon diesen Randbedingungen werden vermiedenbzw. so rechtzeitig erkannt, dass keineAuswirkungen auf die Integrität der drucktragendenWandungen erfolgen.Betriebsparameter, die für die Integrität der Komponentenvon Bedeutung sind, werden überwacht(z.B. mechanische und thermische Einwirkungen,Wasserqualität) und auf Plausibilitätunter Berücksichtigung des unterstellten zugehörigenSystemzustandes bewertet (…)Komponenten oder Bereiche von Komponenten,für die aus Analysen oder aus der Betriebserfahrunghinsichtlich alterungsbedingter Schädigungsmechanismenrelevante Beanspruchungenerwartet werden können, sind in ein Überwachungs-und Prüfkonzept einbezogen.(8)).Überführung der Anforderung in die genanntenNummern. Spezielle Anforderung in Bezugauf das Schwingverhalten wird in allgemeinerForm durch die Kriterien an die Überwachungund Prüfung in M4, 2.5.1 und 2.5.3abgedeckt.Hier wird die Zielsetzung des in KTA 3201.4,Ziffer 3 beschriebenen „geschlossenen Konzept“definiert (siehe dort auch Bild 3-1): Bestätigung,dass angesetzte Lasten abdeckendsind; pro-aktive Bewertung der Bedeutungeinzelner Schädigungsmechanismen undÜberwachung; ggf. ständige Verifizierung derGültigkeit des Bruchausschlusses.2.5.3(1)Die zerstörungsfreien wiederkehrenden Prüfungenwerden hinsichtlich möglicher Schädigungsmechanismenin repräsentativer Art und WeiseAllgemeine Anforderung an Prüfung der DFU.Diese war in RSK LL nicht beschrieben, son-- 35 -

4.1.4.2 Begleitende zerstörende Prüfungen (Einhängeproben)Für das nach 4.1.4.1 (2) geforderte Bestrahlungsprogrammsind die Auswahl der Werkstoffeund die Festlegung der sonstigen Bedingungenmit dem Gutachter zu treffen. Hierbei sind dieBedingungen nach ASTM E 185-73 mit zu berücksichtigen.M4: 4.2(3)4.1.4.3 Wiederkehrende Druckprüfung - -(1) Die wiederkehrende Druckprüfung ist sodurchzuführen, dass mindestens eine vergleichbaresicherheitstechnische Aussage wie bei derErstdruckprüfung erzielt wird. Dazu müssen diewiederkehrenden Druckprüfungen an der gesamtenDruckführenden Umschließung mit demDruck der am Reaktordruckbehälter durchgeführtenErstdruckprüfung möglich sein. Die Prüftemperatursoll nicht mehr als 55 °C über der für denPrüfzeitpunkt berechneten NDT-Temperatur liegen,sie braucht jedoch nicht unter 50 °C zu liegenM4:2.5.2(2)(2) Die Prüfintervalle werden im Regelfall auf 8Jahre festgelegt.(3) Im Anschluss an die wiederkehrende Druckprüfungist eine zerstörungsfreie wiederkehrendePrüfung, z.B. mit Ultraschall, am Reaktordruckbehälterund an den im Hinblick auf die Beanspruchungrepräsentativen Stellen der anderenKomponenten der Druckführenden Umschließungdurchzuführen.M4:2.5.2(3)mit qualifizierten Verfahren durchgeführt, wobeialle Arten von Schweißverbindungen undGrundwerkstoff-Bereiche mit einbezogen werden.Die Auswahl und Eignung der Prüfverfahren und-techniken wird unter Berücksichtigung des technischenFortschritts begründet.Die Prüfintervalle sind festgelegt. Sie orientierensich an der allgemeinen technischen Erfahrungund berücksichtigen die Betriebserfahrung derbetreffenden und vergleichbaren Anlagen.Zur Charakterisierung der durch Bestrahlungveränderten Werkstoffeigenschaften wird in Abhängigkeitvon der akkumuliertenNeutronenfluenz ein abgestuftes Überwachungsprogrammmit voreilend bestrahlten Einhängeproben(Grundwerkstoffe, Schweißverbindungen)durchgeführt.Wiederkehrende Druckprüfungen ermöglicheneine vergleichbare sicherheitstechnische Aussagewie bei der Druckprüfung der Errichtung.Druckprüfungen des Reaktordruckbehälters werdenohne Reaktorkern durchgeführt.Die Prüfintervalle werden im Regelfall auf 8 Jahrefestgelegt.Im Anschluss an die wiederkehrende Druckprüfungist eine zerstörungsfreie Prüfung, z.B. mitUltraschall, an repräsentativen Stellen des Reaktordruckbehältersund anderer Komponenten derDruckführenden Umschließung durchgeführt.dern nur spezielle Anforderungen an Prüftechnikfür Prüfungen am RDB, die nichtübernommen wurden. Der Hinweis auf dentechnischen Fortschritt soll verhindern, dassveraltete Technik (z.B. die der Basisprüfung)beibehalten wird.Überführt in M4, Nummer 4.2 (3). Anforderungenan Prozeduren wurden nicht übernommen.Der Verweis auf ASTM E 185 kann entfallen,da diese Sachverhalte inzwischen inKTA 3203 geregelt sind.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Es wurde die Zielsetzung und allgemeineForderung übernommen. Die detailliertenForderungen zu Prüfdruck und –temperatur sind in KTA 3201.4 geregelt.Überführt in KTA 3201.4.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Präzisierung, dahingehend dass„repräsentative Stellen“ sowohl am RDB alsauch anderen Komponenten zu prüfen sind.„Repräsentative Stellen“ sind nach Definitionin KTA 3201.4 auch im Hinblick auf die Beanspruchungauszuwählen.4.1.4.4 Zerstörungsfreie wiederkehrende Prüfungen am - - M4 stellt allgemeine Anforderung an Prüfung- 36 -

Reaktordruckbehälter4.1.4.4.1 Prüftechnik - -(1) Beim gegenwärtigen Stand der Prüftechniksind die Verfahrensweisen der Ultraschallprüfunganzuwenden.M4:2.5.3(1)Die zerstörungsfreien wiederkehrenden Prüfungenwerden hinsichtlich möglicher Schädigungsmechanismenin repräsentativer Art und Weisemit qualifizierten Verfahren durchgeführt, wobeialle Arten von Schweißverbindungen undGrundwerkstoff-Bereiche mit einbezogen werden.Die Auswahl und Eignung der Prüfverfahren und-techniken wird unter Berücksichtigung des technischenFortschritts begründet.Die Prüfintervalle sind festgelegt. Sie orientierensich an der allgemeinen technischen Erfahrungund berücksichtigen die Betriebserfahrung derbetreffenden und vergleichbaren Anlagen.(2) Der Einsatz anderer Prüfverfahren (z.B. mittelsWirbelstrom, magnetischem Streufluss, Potentialsonde,Eindringflüssigkeiten) kann als zusätzlicheMaßnahme an einzelnen Stellen notwendigwerden, wenn aufgrund weiterer Erfahrungenhier mit dem Auftreten von sicherheitstechnischbedeutsamen Oberflächenrissen zurechnen ist. Andere Prüfverfahren sind anzuwenden,wenn sich herausstellt, dass die Ultraschallprüfungdie zu suchenden Fehler nicht sichergenug zu finden vermag.(3) Die Prüftechniken und Einschallrichtungenmüssen so gewählt sein, dass Risse und sonstigeTrennungen mit den möglichen Orientierungenangezeigt werden können. Als solche Fehlerorientierungengelten:M4:2.5.3(2)Prüfverfahren und -techniken werden dabei soausgewählt, dass betriebsbedingte Fehler (z. B.infolge Ermüdung, Korrosion) mit ihren möglichenOrientierungen erfasst und dokumentiert werdenkönnen. Aus der Herstellung dokumentierte undder DFU. Diese war in den RSK LL nicht beschrieben,sondern nur spezielle Anforderungenan Prüftechnik für Prüfungen am RDB.Letztere wurden nicht übernommen wurden,da sie nicht dem Detaillierungsgrad von Leitlinienentsprechen. M4 behandelt den RDB alsTeil der DfU, da hier grundsätzlich dieselbenKriterien gelten.Überführt in M4, Nummer 2.5.3 (1). M4 stelltAnforderung an die Verfahren und fordert dieBerücksichtigung des technischen Fortschrittsbei der Wahl der Prüfverfahren. SpezielleAnforderungen an konkrete Prüftechnikengehen über den Detaillierungsgrad einer Leitliniehinaus und werden in KTA 3201.4 angesprochen.Allgemeine Anforderung an Prüfung der DFU.Diese war in RSK LL nicht beschrieben, sondernnur spezielle Anforderungen an Prüftechnikfür Prüfungen am RDB (Ziffer 4.1.4.4),die nicht übernommen wurden. Der Hinweisauf den technischen Fortschritt soll verhindern,dass veraltete Technik (z.B. die derBasisprüfung) beibehalten wird.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. „Mögliche Orientierungen“ ist injedem Fall abdeckend für die genannten Fehlerorientierungen,die nur als Beispiele zuverstehen sind. Ansonsten wurde der Text bis- 37 -

1. die senkrecht zu den Hauptspannungsrichtungenverlaufenden Flächen2. die Schmelzflächen an Schweißnähten3. die zur Richtung von Schweißnähten senkrechtenEbenen (Querfehlerprüfungen).Zur Prüfung auf nicht oberflächennahe Fehler inder Behälterwand sind in der Regel Tandem- undEinzelkopftechnik zu kombinieren.(4) Die Empfindlichkeitseinstellung der Ultraschallprüfungist abhängig von der jeweils angewandtenPrüftechnik. Für einige wichtige Technikengelten die folgenden Festlegungen:1. Bei einer Technik, die darauf beruht, dass derSchallstrahl senkrecht auf die Rissfläche inder erwarteten Orientierung trifft, oder bei einerauf dieser Orientierung ausgerichtetenTandemtechnik muss die Registriergrenzehöchstens gleich der Echohöhe eines Kreisscheibenreflektorsvon 10 mm Durchmessermit den in (3) Ziffer 1, 2, 3 angegebenen Orientierungensein. Diese Bedingung muss anjeder Stelle des angewendeten Schallbündelquerschnitteserfüllt sein. Durch Versuche istnachzuweisen, dass die üblicherweise auftretendenOrientierungsschwankungen von Fehlerflächendurch diese Bedingung erfasstwerden.2. Wenn bei einer Einkopftechnik mit einem Einzelschwingernur diffuse Streustrahlung vonRissflächen zur Anzeige ausgenutzt wird, d.h.die im Glanzwinkel zur Rissorientierung abgestrahlteSchallintensität gelangt nicht zumPrüfkopf, muss ein Kreisscheibenreflektor von3 mm Durchmesser mit einer Orientierungsenkrecht zum Schallstrahl als Registriergrenzeangesetzt werden. Auch diese Bedingungmuss an jeder Stelle des angewendetenbelassene Anzeigen werden erfasst und, soweiterforderlich, verfolgt.Die Empfindlichkeitseinstellung der Ultraschallprüfungist abhängig von der jeweils angewandtenPrüftechnik. Für einige wichtige Technikengelten die folgenden Festlegungen:1.Bei einer Technik, die darauf beruht, dass derSchallstrahl senkrecht auf die Rissfläche inder erwarteten Orientierung trifft, oder bei einerauf dieser Orientierung ausgerichtetenTandemtechnik muss die Registriergrenzehöchstens gleich der Echohöhe eines Kreisscheibenreflektorsvon 10 mm Durchmessermit den in (3) Ziffer 1, 2, 3 angegebenen Orientierungensein. Diese Bedingung muss anjeder Stelle des angewendeten Schallbündelquerschnitteserfüllt sein. Durch Versucheist nachzuweisen, dass die üblicherweise auftretendenOrientierungsschwankungen vonFehlerflächen durch diese Bedingung erfasstwerden.2. Wenn bei einer Einkopftechnik mit einem Einzelschwingernur diffuse Streustrahlung vonRissflächen zur Anzeige ausgenutzt wird, d.h.die im Glanzwinkel zur Rissorientierung abgestrahlteSchallintensität gelangt nicht zumPrüfkopf, muss ein Kreisscheibenreflektor von3 mm Durchmesser mit einer Orientierungsenkrecht zum Schallstrahl als Registriergrenzeangesetzt werden. Auch diese Bedingungmuss an jeder Stelle des angewendeteneinschließlich 3. in KTA 3201.4, Ziffer 4.1.1 (1)übernommen.Der letzte Satz ist ein Hinweis auf geeignetePrüftechniken und damit abhängig vom Standder Technik. Er ist durch die verallgemeinerteFormulierung in M4, Nummer 2.5.3 (1) abgedeckt(siehe oben unter (2)).Hier wird Ziel der Prüfung für die ganze DFUformuliert. In RSK LL ist dies nicht beschrieben,sondern nur detaillierte Anforderungenan die Prüftechnik, -umfang und -intervalle beider Prüfung des RDB. Diese sind in KTA3201.4 geregelt.Hier handelt es sich nicht um sicherheitstechnischeKriterien, sondern um Festlegungenvon Prüfparametern, die nicht übernommenwurden. Diese sind Teil der Qualifizierung desVerfahrens. Das übergeordnete Kriteriumnach „qualifizierten Verfahren“ ist in M4,Nummer 2.5.3 (1) enthalten (siehe oben unter(1)).Die Anforderungen an die Prüfverfahren werdenheute in KTA 3201.4, Ziffer 4 beschrieben.- 38 -

Schallbündelquerschnittes erfüllt sein.(5) Für andere Ultraschalltechniken, z.B. Streuanzeigeverfahren,Einkopftechnik mit getrenntemSender- und Empfängerschwinger (SE Kopf),sind die erforderlichen Empfindlichkeiten durchVersuche zu bestimmen.(6) Die durch Ankopplung, Schwächung undStreuung bedingten Schwankungen der Schallintensitätensind grundsätzlich mittels Durchschallungin den zur Prüfung angewendeten Richtungenzu kontrollieren. Ist diese Kontrolle nichtdurchführbar, ist durch andere Verfahren, z.B.Messung der Rückstreuung und Erfassung vonformbedingten Rückechos, zumindest eine Ankopplungskontrollevorzunehmen.(7) Die Ergebnisse der in (6) geforderten Kontrollensind aufzuzeichnen und bei der Empfindlichkeitskalibrierungund Auswertung zu berücksichtigen.4.1.4.4.2 Anforderungen an den Prüfumfang - -(1) Grundsätzlich ist für die gesamte innere undäußere Oberfläche der Reaktordruckbehälterwanddie Möglichkeit zu einer Besichtigung zuschaffen. Optische Hilfsmittel, z.B. Fernsehkamera,können hierbei eingesetzt werden.(2) Für solche Stellen der Reaktordruckbehälterwand,an denen eine Besichtigung der Oberflächewegen unvermeidbarer, konstruktionsbedingterBehinderungen nicht durchführbar ist, mussdargelegt werden, in welcher Weise etwaigeMängel, wie z.B. klaffende Risse, Abzehrungen,Ablösungen von Anschweißbauteilen, durch anderePrüfverfahren sicher erkannt werden können.(3) Für die Außeninspektion ist ein ausreichenderSpalt zwischen Reaktordruckbehälter und biologischerAbschirmung mit den notwendigen Vorrichtungenerforderlich.Schallbündelquerschnittes erfüllt sein.Für andere Ultraschalltechniken, z.B. Streuanzeigeverfahren,Einkopftechnik mit getrenntemSender- und Empfängerschwinger (SE Kopf),sind die erforderlichen Empfindlichkeiten durchVersuche zu bestimmen.Die durch Ankopplung, Schwächung und Streuungbedingten Schwankungen der Schallintensitätensind grundsätzlich mittels Durchschallung inden zur Prüfung angewendeten Richtungen zukontrollieren. Ist diese Kontrolle nicht durchführbar,ist durch andere Verfahren, z.B. Messungder Rückstreuung und Erfassung von formbedingtenRückechos, zumindest eine Ankopplungskontrollevorzunehmen.Die Ergebnisse der in (6) geforderten Kontrollensind aufzuzeichnen und bei der Empfindlichkeitskalibrierungund Auswertung zu berücksichtigen.Grundsätzlich ist für die gesamte innere und äußereOberfläche der Reaktordruckbehälterwanddie Möglichkeit zu einer Besichtigung zu schaffen.Optische Hilfsmittel, z.B. Fernsehkamera,können hierbei eingesetzt werden.Für solche Stellen der Reaktordruckbehälterwand,an denen eine Besichtigung der Oberflächewegen unvermeidbarer, konstruktionsbedingterBehinderungen nicht durchführbar ist, mussdargelegt werden, in welcher Weise etwaigeMängel, wie z.B. klaffende Risse, Abzehrungen,Ablösungen von Anschweißbauteilen, durch anderePrüfverfahren sicher erkannt werden können.Für die Außeninspektion ist ein ausreichenderSpalt zwischen Reaktordruckbehälter und biologischerAbschirmung mit den notwendigen Vorrichtungenerforderlich.Gehört zur Qualifizierung der Verfahren. Dieübergeordnete Forderung nach „qualifiziertenVerfahren“ ist in M4, Nummer 2.5.3 (1) enthalten(siehe oben unter (1)). Die Anforderungenan die Prüfverfahren werden heute in KTA3201.4, Ziffer 4 beschrieben.Überführt in KTA 3201.4, Ziffer 4.1.4.Überführt in KTA 3201.4, Ziffer 4.1.4.M4, Nummer 2.5.3 (1) und (2) beschreibendas Ziel und den Umfang der Prüfungen fürdie gesamte DFU, siehe unter 4.1.4.5. Diesedecken auch die Prüfungen am RDB in allgemeinerForm mit ab. Im Detail ist der Prüfumfangfür den RDB in KTA 3201.4, speziell inZiffer 5.2.1.2 geregelt.Siehe oben unter 4.1.4.4.2Siehe oben unter 4.1.4.4.2(4) Am Reaktordruckbehälter, insbesondere an Am Reaktordruckbehälter, insbesondere an den Siehe oben unter 4.1.4.4.2- 39 -

den Schweißnähten, müssen nach der InbetriebnahmeUltraschallprüfungen über das gesamteVolumen der Wand mit ausreichender Fehlererkennbarkeitvon innen und ergänzend von außen(oder von außen und ergänzend von innen)durchführbar sein.(5) Die Konstruktion des Reaktordruckbehälters,seine Oberflächen, sein Werkstoffzustand, einschließlichdes Zustands der Schweißplattierungen,und die Prüfeinrichtungen müssen so beschaffensein, dass das gesamte Volumen derReaktordruckbehälterwand einwandfrei geprüftwerden kann, soweit sich dies nur ermöglichenlässt. Die Einschränkungen der Prüfmöglichkeitenmüssen auf die nachfolgend genannten Fälleunter den dort genanntenBedingungen begrenzt bleiben:1. In Volumenzonen der Flansche, die wedervon der Innenoberfläche noch von der Außenoberflächeaus wegen der Abschattungdurch Kühlmittelstutzenöffnungen oderSchraubenbolzenbohrungen mit einem Ultraschallstrahlin einer geeigneten Richtung erreichtwerden können, darf auf eine Prüfmöglichkeitnur dann verzichtet werden, wenn diefolgenden Bedingungen erfüllt sind:- Für alle oberflächennahen Zonen innen undaußen sind Prüfmöglichkeiten vorhanden.Die zu prüfende Schichtdicke beträgt mindestens35 mm. Eine Prüfung auf Oberflächenrisseist durchführbar.- Für die unprüfbaren Volumenzonen innerhalbder Wand ist nachzuweisen, dass dieBeanspruchungen klein sind. Sofern sichhier Schweißnähte befinden, ist zu zeigen,dass die unprüfbaren Bereiche klein sindgegenüber den kritischen Rissgrößen.2. Sind einzelne Stege in Bohrlochfeldern beiAnwendung aller in Frage kommenden Ultraschalltechnikennicht über ihren ganzen Volumenbereichprüfbar, ist darzulegen, dasspostulierte Risse in der Größe der nicht ge-Schweißnähten, müssen nach der InbetriebnahmeUltraschallprüfungen über das gesamte Volumender Wand mit ausreichender Fehlererkennbarkeitvon innen und ergänzend von außen(oder von außen und ergänzend von innen)durchführbar sein.Die Konstruktion des Reaktordruckbehälters,seine Oberflächen, sein Werkstoffzustand, einschließlichdes Zustands der Schweißplattierungen,und die Prüfeinrichtungen müssen so beschaffensein, dass das gesamte Volumen derReaktordruckbehälterwand einwandfrei geprüftwerden kann, soweit sich dies nur ermöglichenlässt. Die Einschränkungen der Prüfmöglichkeitenmüssen auf die nachfolgend genannten Fälleunter den dort genanntenBedingungen begrenzt bleiben:1. In Volumenzonen der Flansche, die wedervon der Innenoberfläche noch von der Außenoberflächeaus wegen der Abschattungdurch Kühlmittelstutzenöffnungen oderSchraubenbolzenbohrungen mit einem Ultraschallstrahlin einer geeigneten Richtung erreichtwerden können, darf auf eine Prüfmöglichkeitnur dann verzichtet werden, wenn diefolgenden Bedingungen erfüllt sind:- Für alle oberflächennahen Zonen innen undaußen sind Prüfmöglichkeiten vorhanden.Die zu prüfende Schichtdicke beträgt mindestens35 mm. Eine Prüfung auf Oberflächenrisseist durchführbar.- Für die unprüfbaren Volumenzonen innerhalbder Wand ist nachzuweisen, dass dieBeanspruchungen klein sind. Sofern sichhier Schweißnähte befinden, ist zu zeigen,dass die unprüfbaren Bereiche klein sindgegenüber den kritischen Rissgrößen.2. Sind einzelne Stege in Bohrlochfeldern beiAnwendung aller in Frage kommenden Ultraschalltechnikennicht über ihren ganzen Volumenbereichprüfbar, ist darzulegen, dasspostulierte Risse in der Größe der nicht ge-Siehe oben unter 4.1.4.4.2- 40 -

prüften Gebiete nicht zu- Leckstellen oderBrüchen führen können, welche im Falle ihresplötzlichen Auftretens nicht von der Notkühlungund den sonstigen Maßnahmen der Reaktorsicherheitssystemebeherrscht werden.Außerdem sind die genannten Beeinträchtigungendes Prüfumfangs an den Stegen beiFestlegung der Prüffristen zu berücksichtigen(vgl. Kap. 4.1.4.4.4).(6) Die verwendete Ultraschalleinrichtung kannso beschaffen sein, dass die Prüfköpfe für einzelneBereiche des Reaktordruckbehälters entwedernur an der Innenseite oder nur an der Außenseiteangebracht sind. Hierbei muss vorausgesetztwerden, dass der gesamte Wandquerschnittausreichend geprüft wird. Für den Fall,dass diese Prüfkonzeption aufgrund spätererErfahrungen revidiert werden muss, muss einezusätzliche Prüfung von der komplementärenSeite aus nachträglich ermöglicht werden können.(7) Wie in (4) und (5) dargelegt, ist die Prüfbarkeitder gesamten Reaktordruckbehälterwand gefordert.Soweit künftige Erfahrungen keine Ausweitungdes Prüfumfangs notwendig werden lassen,können die im Wiederholungsfall zu prüfendenBereiche auf die folgenden Reaktordruckbehälterteilebegrenzt bleiben:1. alle Stumpf-, Stutzen- und Anschweißnähte,einschließlich einer benachbarten Grundwerkstoffzone,deren Breite für Stumpf- undStutzennähte mindestens 50 mm beiUnterpulverund Lichtbogenhandschweißungund 100 mm bei Elektroschlackeschweißung,und deren Breite und Tiefe beiAnschweißnähten mindestens 25 mm beträgt.Die Prüfung erfolgt auf längs und quer zurNahtrichtung verlaufende Fehler.2. Stege zwischen den Bohrungen für die Durchführungder Steuerstabstutzen und Messstutzen.3. Innenkanten der Kühlmittelstutzen über ihrenprüften Gebiete nicht zu- Leckstellen oderBrüchen führen können, welche im Falle ihresplötzlichen Auftretens nicht von der Notkühlungund den sonstigen Maßnahmen der Reaktorsicherheitssystemebeherrscht werden.Außerdem sind die genannten Beeinträchtigungendes Prüfumfangs an den Stegen beiFestlegung der Prüffristen zu berücksichtigen(vgl. Kap. 4.1.4.4.4).Die verwendete Ultraschalleinrichtung kann sobeschaffen sein, dass die Prüfköpfe für einzelneBereiche des Reaktordruckbehälters entwedernur an der Innenseite oder nur an der Außenseiteangebracht sind. Hierbei muss vorausgesetztwerden, dass der gesamte Wandquerschnitt ausreichendgeprüft wird. Für den Fall, dass diesePrüfkonzeption aufgrund späterer Erfahrungenrevidiert werden muss, muss eine zusätzlichePrüfung von der komplementären Seite ausnachträglich ermöglicht werden können.Wie in (4) und (5) dargelegt, ist die Prüfbarkeitder gesamten Reaktordruckbehälterwand gefordert.Soweit künftige Erfahrungen keine Ausweitungdes Prüfumfangs notwendig werden lassen,können die im Wiederholungsfall zu prüfendenBereiche auf die folgenden Reaktordruckbehälterteilebegrenzt bleiben:1. alle Stumpf-, Stutzen- und Anschweißnähte,einschließlich einer benachbarten Grundwerkstoffzone,deren Breite für Stumpf- undStutzennähte mindestens 50 mm beiUnterpulverund Lichtbogenhandschweißungund 100 mm bei Elektroschlackeschweißung,und deren Breite und Tiefe beiAnschweißnähten mindestens 25 mm beträgt.Die Prüfung erfolgt auf längs und quer zurNahtrichtung verlaufende Fehler.2. Stege zwischen den Bohrungen für die Durchführungder Steuerstabstutzen und Messstutzen.3. Innenkanten der Kühlmittelstutzen über ihrenSiehe oben unter 4.1.4.4.2Siehe oben unter 4.1.4.4.2- 41 -

gesamten Umfang.4. Schraubenbolzen und Muttern der Flanschverbindungzwischen Deckel und Unterteil.(8) Vor der Inbetriebnahme sind von allen nach(5) als prüfbar anzusehenden Bereichen der ReaktordruckbehälterwandBasismessungen durchzuführenund in einem Messwertatlas (Nullatlas),der bei den wiederkehrenden Prüfungen zumVergleich heranzuziehen ist, so zu dokumentieren,dass bei den wiederkehrenden Prüfungenein Vergleich möglich ist.4.1.4.4.3 Zulässige Fehler(Festlegung wird noch erarbeitet)4.1.4.4.4 Prüfintervalle(1) Die zerstörungsfreien wiederkehrenden Prüfungensind in Prüfzyklen von vier Jahren durchzuführen.(2) Bei Prüftechniken mit verhältnismäßig geringerEmpfindlichkeit sind kürzere Fristen festzulegen.4.1.4.5 Zerstörungsfreie wiederkehrende Prüfungen ansonstigen Komponenten und Systemen derDruckführenden UmschließungAn den sonstigen Komponenten der DruckführendenUmschließung sind zerstörungsfreie wiederkehrendePrüfungen erforderlich. Prüfumfangund Art der Prüfungen an den Komponentensind, entsprechend der sicherheitstechnischenBedeutung, mit dem Gutachter festzulegen.gesamten Umfang.4. Schraubenbolzen und Muttern der Flanschverbindungzwischen Deckel und Unterteil.Vor der Inbetriebnahme sind von allen nach (5)als prüfbar anzusehenden Bereichen der ReaktordruckbehälterwandBasismessungen durchzuführenund in einem Messwertatlas (Nullatlas),der bei den wiederkehrenden Prüfungen zumVergleich heranzuziehen ist, so zu dokumentieren,dass bei den wiederkehrenden Prüfungenein Vergleich möglich ist.- -M4:2.5.3(1)Die zerstörungsfreien wiederkehrenden Prüfungensind in Prüfzyklen von vier Jahren durchzuführen.Bei Prüftechniken mit verhältnismäßig geringerEmpfindlichkeit sind kürzere Fristen festzulegen.Die zerstörungsfreien wiederkehrenden Prüfungenwerden hinsichtlich möglicher Schädigungsmechanismenin repräsentativer Art und Weisemit qualifizierten Verfahren durchgeführt, wobeialle Arten von Schweißverbindungen undGrundwerkstoff-Bereiche mit einbezogen werden.Die Auswahl und Eignung der Prüfverfahren und-techniken wird unter Berücksichtigung des technischenFortschritts begründet.Die Prüfintervalle sind festgelegt. Sie orientierensich an der allgemeinen technischen Erfahrungund berücksichtigen die Betriebserfahrung derbetreffenden und vergleichbaren Anlagen.Siehe oben unter 4.1.4.4.2Überführt in KTA 3201.4, Ziffer 5.3 undTabelle 5-1.Nach dem heutigen Stand der Technik stehenin den meisten Fällen ausreichend empfindlicheTechniken zur Verfügung. Die Forderungwurde fallen gelassen.Überführt in M4, Nummer 2.5.3 (1) und (2).Diese beschreiben das Ziel und den Umfangder Prüfungen. Anforderungen an Prozedurenwurden nicht übernommen.(2)Prüfverfahren und -techniken werden dabei soausgewählt, dass betriebsbedingte Fehler (z. B.infolge Ermüdung, Korrosion) mit ihren möglichenOrientierungen erfasst und dokumentiert werdenkönnen. Aus der Herstellung dokumentierte undbelassene Anzeigen werden erfasst und, soweiterforderlich, verfolgt.- 42 -

4.2 Äußere Systeme - -4.2.1 Geltungsbereich - -(1) In den Geltungsbereich fallen die druckführendenWandungen der Rohrleitungen, Formstücke,Armaturen, Druckbehälter und Pumpen mitM4:3.1 (1)sicherheitstechnischer Bedeutung 2) . Für die Zuordnungvon Systemen und Komponenten zuden Äußeren Systemen im Sinne dieser Leitlinienwerden die folgenden Kriterien genannt:1. Das Anlagenteil ist bei der Beherrschung vonStörfällen notwendig hinsichtlich Abschaltung,Aufrechterhaltung langfristiger Unterkritikalitätund Nachwärmeabfuhr.2. Bei Versagen des Anlagenteils werden großeEnergien freigesetzt und die Versagensfolgensind nicht durch bauliche Maßnahmen, räumlicheTrennung oder sonstige Sicherheitsmaßnahmenauf ein im Hinblick auf die nukleareSicherheit vertretbares Maß begrenzt.3. Das Versagen des Anlagenteils kann unmittelbaroder in einer Kette von anzunehmendenFolgeereignissen zu einem Störfall (gemäßBMI Leitlinien für die Auslegung vonKernkraftwerken gegen Störfälle 3) im Sinnedes § 28 Abs. 3 StrlSchV führen.2) Auflistung der in den Geltungsbereich der Äußeren Systemefallenden Systeme und Komponenten, RSK3)Leitlinien für die Auslegung von Kernkraftwerken gegenStörfälle (§ 28 Abs. 3 StrlSchV), BMIDie folgenden Kriterien werden angewendet aufdie drucktragenden Wandungen von nicht zurDruckführenden Umschließung des Reaktorkühlmittelsgehörenden druckführenden und aktivitätsführendenSystemen und Komponenten vonLeichtwasserreaktoren aus metallischen Werkstoffen,die eine sicherheitstechnische Bedeutungbesitzen. Diese ist gegeben, wenn eines dernachfolgenden Kriterien erfüllt ist:a) Das Anlagenteil ist bei der Beherrschungvon Ereignissen der Sicherheitsebenen 3und 4a notwendig hinsichtlich Abschaltung,Aufrechterhaltung langfristiger Unterkritikalitätund hinsichtlich unmittelbarer Nachwärmeabfuhr.Kriterien für Komponenten in Systemen,die nur mittelbar zur Nachwärmeabfuhrdienen - dies sind die nicht aktivitätsführendenZwischenkühlwassersysteme undNebenkühlwassersysteme - sind anlagenspezifischunter Berücksichtigung der grundsätzlichenKriterien im Hinblick auf Redundanzund Diversität festgelegt, siehe„Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke:Grundlegende Sicherheitskriterien“ (Modul 1,in der Nummer Ziffer 3.1 (2)).b) Bei Versagen des Anlagenteils werden großeEnergien freigesetzt und die Funktionenvon sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungensind nicht vor Einwirkungen eines unterstelltenVersagens dieser Anlagenteilegeschützt (siehe „Sicherheitskriterien fürKernkraftwerke: Kriterien für die Auslegungund den sicheren Betrieb von baulichen Anlagenteilen,Systemen und Komponenten“(Modul 10, Abschnitt 2.2.3).c) Das Versagen des Anlagenteils kann unmittelbaroder in einer Kette von anzunehmendenFolgeereignissen zu einem Ereignis derSicherheitsebene 3 oder darüber hinaus führen.Überführt in M4, Nummer 3.1 (1) und (2) inAnlehnung an KTA 3211.2, um den Geltungsbereichauch auf SWR anwenden zu können.Die Kriterien wurden weiter präzisiert und andie Beschreibung in Sicherheitsebenen angepasst.Text weitgehend wie in KTA 3211.2 (6/92).Die dort genannten Kriterien stammen jedochaus RSK LL 4.2.1 (1), sind nur weiter präzisiertworden.- 43 -

(2) Anlagenteile, die Hilfsfunktionen für dieseSysteme ausführen, insbesondere Systeme undKomponenten kleiner Nennweite fallen nicht inden Geltungsbereich der Äußeren Systeme. Fürdie Sekundärmäntel der Dampferzeuger geltendie Regelungen nach Kapitel 4.1.4.2.2 Anforderungen an Konstruktion, Auslegung,Werkstoffe, Herstellung, PrüfbarkeitDie geforderte inhärent hohe Sicherheit derKomponenten und Systeme der Äußeren Systemeist auf der Grundlage der Rahmenspezifikation"Basissicherheit von druckführenden Komponenten"4) sicherzustellen.Die Grundzüge der Anforderungen sind nachfolgendin (1) bis (5) und in Abschnitt 4.2.3 und4.2.4 festgelegt.4)Rahmenspezifikation "Basissicherheit von druckführendenKomponenten", RSK(1) Die Konstruktion der Komponenten der ÄußerenSysteme muss insgesamt optimiert sein hin-(2) Zum Geltungsbereich gehören folgende Komponenten:a) Druckbehälter,b) Rohrleitungen und Rohrleitungsteile (einschließlichDruckentlastungsrohre und Ausstrahldüsenfür SWR),c) Pumpen undd) Armaturen,einschließlich der integralen Bereiche der Komponentenstützkonstruktionen.M4:3.1 (3)M4: 3.2(1)Zum Geltungsbereich gehören nicht:a) Rohrleitungen und Armaturen kleiner odergleich DN 50. Für Rohrleitungen und Armaturendieses Abmessungsbereiches geltendie Kriterien nach dem Abschnitt 5.b) Einbauteile der Komponenten (die nicht Bestandteilder drucktragenden Wandung sind)und Zubehör,c) Anlagenteile, die Hilfsfunktionen für die hierbehandelten Systeme ausführen,d) Systemteile, deren Systemdruck allein durchdie geodätische Druckhöhe im Saugbereichbestimmt wird,e) Teile zur Kraft und Leistungsübertragung- in Pumpen und Armaturen sowie- für Prüfungen zum Funktionsfähigkeitsnachweis,f) Kleinteile.Die Basissicherheit der drucktragenden Wandungvon Komponenten, welche ein katastrophales,aufgrund herstellungsbedingter Mängel eintretendesVersagen eines Anlagenteils ausschließt,ist durch die Einhaltung nachfolgenderKriterien unter Berücksichtigung des Betriebsmediumssichergestellt:−Einsatz hochwertiger Werkstoffe, insbesonderehinsichtlich Zähigkeit und Korrosions-Überführt in M4, Nummer 3.1 (3) mit einigenPräzisierungen in Anlehnung an KTA 3211.2.Der Geltungsbereich entspricht dem der KTA3211 und wird nicht wie bei der DFU direkt umsicherheitsrelevante Kleinleitungen erweitert.Ähnlich wie bei DFU sollen jedoch für kleineRohrleitungen noch abgestufte Anforderungennach sicherheitstechnischen Kriterien aufgestelltwerden. Diese Ergänzung unter a) füllteine Lücke im bisherigen Regelwerk:Die Abgrenzung in RSK LL 4.2.1 (2) ist indieser Hinsicht weniger klar: Anlagenteile, dieHilfsfunktionen für diese Systeme ausführen,insbesondere Systeme und Komponentenkleiner Nennweite fallen nicht in den Geltungsbereichder Äußeren Systeme. …Überführt in M4, Nummer 3.2 (1), umformuliertund erweitert in Anlehnung an die „Grundsätze“der Rahmenspezifikation Basissicherheit,ergänzt um „Korrosionsbeständigkeit“.- 44 -

sichtlich- Funktion- Beanspruchung- Werkstoff- Herstellung (Prüfung und Fertigung)- Wartung- wiederkehrender Prüfungen.(2) Die Auslegung der Komponenten der ÄußerenSysteme muss alle während des bestimmungsgemäßenBetriebs und bei Störfällen maximalauftretenden Belastungen mit den zu erwartendenHäufigkeiten berücksichtigen. Auslegungsüberdruckund -temperatur sind so festzulegen,dass die maximalen Drücke und Temperaturenim jeweiligen Systemabschnitt (z.B. Ansprechender Sicherheitsventile) abgedeckt werden.(3) Die aus der Summe der gleichzeitig wirkendenprimären Membranspannungen nach derSchubspannungshypothese berechnete Vergleichsspannungist auf 1/3 Zugfestigkeit zu begrenzen.Durch Spannungs- und Ermüdungsanalysenist nachzuweisen, dass bei den auftretendenLastfällen die vorgegebenen zulässigenSpannungen für alle Spannungskategorien (Primär-und Sekundärspannungen) eingehaltenwerden.(4) Bei Bauteilen mit vorwiegend ruhender Betriebsbeanspruchungsowie mit geringer thermischinduzierter Wechselbeanspruchung kannalternativ die Spannungsanalyse auf den Nachweisder Primärspannungen begrenzt bleiben. Indiesem Fall darf die aus der Summe der gleichzeitigwirkenden primären Membranspannungennach der Schubspannungshypothese berechneteM4:3.3.1(2)beständigkeit,− konservative Begrenzung der Spannungen,− Vermeidung von Spannungsspitzen durchoptimierte Konstruktion und− Gewährleistung der Anwendung optimierterHerstellungs- und Prüftechnologien.Dazu gehören die Kenntnis und Beurteilung ggf.vorliegender Fehlerzustände.Die Integritätsnachweise als Bestandteil der Auslegungsind so geführt, dass für alle Einwirkungendes bestimmungsgemäßen Betriebs sowieaus Ereignissen der Sicherheitsebenen 3 und 4aüber die gesamte vorgesehene Betriebsdauer dieerforderlichen Sicherheitsabstände ausgewiesenwerden. Mögliche alterungsbedingte Schädigungsmechanismenund Veränderungen derWerkstoffeigenschaften durch Einwirkungen wiez. B. Temperatur und Bestrahlung, die währenddes Betriebs auftreten können, sind mit einbezogen.Wesentliche alterungsbedingte Schädigungsmechanismensind Ermüdung, Relaxation,Verschleiß und verschiedene Arten der Korrosion.Außerdem sind Synergismen verschiedenerMechanismen berücksichtigt.Die aus der Summe der gleichzeitig wirkendenprimären Membranspannungen nach der Schubspannungshypotheseberechnete Vergleichsspannungist auf 1/3 Zugfestigkeit zu begrenzen.Durch Spannungs- und Ermüdungsanalysen istnachzuweisen, dass bei den auftretenden Lastfällendie vorgegebenen zulässigen Spannungenfür alle Spannungskategorien (Primär- und Sekundärspannungen)eingehalten werden.Bei Bauteilen mit vorwiegend ruhender Betriebsbeanspruchungsowie mit geringer thermischinduzierter Wechselbeanspruchung kann alternativdie Spannungsanalyse auf den Nachweis derPrimärspannungen begrenzt bleiben. In diesemFall darf die aus der Summe der gleichzeitig wirkendenprimären Membranspannungen nach derSchubspannungshypothese berechnete Ver-Überführt in M4, Nummer 3.3.1 (2) mit Ergänzungenzu Schädigungsmechanismen undVeränderungen der Werkstoffeigenschaften.Diese Anforderungen gehen über den Detaillierungsgradder Leitlinie hinaus, die aufSicherheitsebenen aufbaut.Die zulässigen Spannungen sind in KTA3211.2 in Abhängigkeit von Werkstofftyp undPrüfgruppe angegeben, siehe dort insbesondereZiffern 6 und 7.Dieser Wickel stellt keine Anforderung dar,sondern beschreibt die Voraussetzungen füreinen vereinfachten Nachweis und wurdedeshalb nicht übernommen.- 45 -

Vergleichsspannung ¼ Zugfestigkeit nicht überschreiten.Hierbei wird auch vorausgesetzt, dassoptimale Konstruktionsmerkmale vorliegen(5) Für alle Komponenten der Äußeren Systemesind nur solche Werkstoffe zu verwenden, für dieeine auf den Hersteller, die Erzeugnisform unddas Herstellungsverfahren bezogene Begutachtungstattgefunden hat. Sinngemäßes gilt fürSchweißzusatzwerkstoffe und Schweißhilfsstoffe.(6) Es sind grundsätzlich solche Werkstoffe einschließlichSchweißzusatzwerkstoffe zu verwenden,die aufgrund ihrer chemischen Zusammensetzung,Homogenität, Zähigkeit, Verarbeitungssicherheitund Prüfbarkeit zusammen mit denAnforderungen an Konstruktion und Auslegungein spontanes, bzw. katastrophales Versagen derKomponenten der Äußeren Systeme ausschließenlassen. Hierzu ist u.a. grundsätzlich erforderlich,dass bei den drucktragenden Schalen derKomponenten der Äußeren Systeme aus ferritischenWerkstoffen die Kerbschlagarbeit bei derTemperatur TNDT + 33 K bzw. RTNDT + 33 Kbei mindestens 68 Joule liegt. Dabei wird davonausgegangen, dass durch dieses Zähigkeitskonzeptalle beanspruchungsmäßig relevanten Betriebszuständeabgedeckt sind. Die Kerbschlagarbeitist an ISO-V Querproben zu ermitteln.M4:3.4.1(2)(4)M4: 3.2(1)3.3.2(1)gleichsspannung ¼ Zugfestigkeit nicht überschreiten.Hierbei wird auch vorausgesetzt, dassoptimale Konstruktionsmerkmale vorliegenFür die Herstellung werden qualifizierte Verfahrenund Hersteller eingesetzt.Für die Schweißzusätze und -hilfsstoffe sind geeigneteZulassungsprüfungen oder Eignungsprüfungendurchgeführt. Der Hersteller weist überentsprechende Verfahrensprüfungen nach, dasser die vorgesehenen Schweißverfahren sicherbeherrscht.Die Basissicherheit der drucktragenden Wandungvon Komponenten, welche ein katastrophales,aufgrund herstellungsbedingter Mängel eintretendesVersagen eines Anlagenteils ausschließt,ist durch die Einhaltung nachfolgenderKriterien unter Berücksichtigung des Betriebsmediumssichergestellt:- Einsatz hochwertiger Werkstoffe, insbesonderehinsichtlich Zähigkeit und Korrosionsbeständigkeit,− konservative Begrenzung der Spannungen,Vermeidung von Spannungsspitzen durchoptimierte Konstruktion undGewährleistung der Anwendung optimierterHerstellungs- und Prüftechnologien.Dazu gehören die Kenntnis und Beurteilung ggf.vorliegender Fehlerzustände.Durch die Werkstoffauswahl und sachgerechteFormgebung, Schweißung und Wärmebehandlungwird für die drucktragende Wandung vonKomponenten sichergestellt, dass während dervorgesehenen Betriebsdauer der Anlage ein ausreichendfester und zäher Werkstoffzustand derarterhalten bleibt, dass die im bestimmungsgemäßenBetrieb und bei Ereignissen der Sicherheitsebenen3 und 4a auftretenden Belastungensicher abgetragen werden können.Zum Nachweis der spezifizierten Festigkeit undÜberführt in M4, Nummer 3.4.1 (2). Anforderungenan Prozeduren wurden nicht übernommen.Überführt in M4, Nummer 3.2 (1) und 3.3.2(1).Die zahlenmäßigen Angaben zur notwendigenZähigkeit wurden in KTA 3201.2 überführt.- 46 -

(7) Die Äußeren Systeme müssen mit ausreichenderFehlererkennbarkeit prüfbar sein.M4: 3.2(2)4.2.3 Herstellung - -(1) Für die Herstellung der Komponenten derÄußeren Systeme sind nur qualifizierte Herstellerzuzulassen, die herstellerseitig über eine zuverlässigeQualitätssicherung verfügen. Die Einhaltungder Anforderungen an die Qualitätssicherungdes Komponenten- bzw.Halbzeugherstellers ist zu gewährleisten.M4:3.4.1(2)(2) Vor Beginn der Fertigung sind vom KomponentenherstellerFertigungs- und Prüfunterlagenzu erstellen, die vom Reaktoranlagenlieferer zubestätigen und vom Gutachter im Rahmen ihrersicherheitstechnischen Bedeutung in ausreichendemUmfang überprüft sein müssen. Betreiber,Reaktoranlagenlieferer und Komponentenherstellerhaben in geeigneter Weise dafür Sorgezu tragen, dass die in den Fertigungs- und Prüfunterlagenenthaltenen Anforderungen erfülltM4:3.4.1(1)(3)Zähigkeit ist für alle Werkstoffe die spezifikationsgemäßeFertigung durch Zeugnisse belegt.Für ferritische Stähle ist ein ausreichend hohesNiveau der Zähigkeit im Bereich der Hochlagegegeben. Bei Belastungen aus stationären Betriebszuständender Sicherheitsebenen 1 und 2liegt die niedrigste Beanspruchungstemperaturoberhalb der Sprödbruch- Übergangstemperatur,wodurch auch eine definierte Mindest-Zähigkeitsichergestellt ist. Dies gilt für Grundwerkstoff,Schweißgut und Wärmeeinflusszone von Komponentenmit vergleichsweise hohen Spannungsgrenzen.Weiterhin sind alle Komponenten konstruktiv sogestaltet, dass die Kriterien für eine beanspruchungsgünstige,werkstoff-, fertigungs- und funktionsgerechtesowie wartungsfreundliche Ausführungerfüllt sind und die zerstörungsfreien Prüfungenbei der Herstellung und am Aufstellungsortsowie die zerstörungsfreien wiederkehrendenPrüfungen im erforderlichen Umfang durchführbarsind. Dies gilt insbesondere für Schweißnähteund den Trägerwerkstoff plattierter Werkstoffbereiche.Für die Herstellung werden qualifizierte Verfahrenund Hersteller eingesetztDie zur Sicherstellung der Integrität einzuhaltendenQualitätsmerkmale sind festgelegt und beider Planung des Fertigungsablaufs berücksichtigt.Der Fertigungsablauf wird so überwacht unddokumentiert, dass Abweichungen von den vorgegebenenQualitätsmerkmalen zuverlässig erkanntwerden und eine eindeutige Rückverfolgbarkeithinsichtlich ihrer Ursache möglich ist.Überführt in M4, Nummer 3.2 (2) mit einigenPräzisierungen.Überführt in M4, Nummer 3.4.1 (2). Anforderungenan Prozeduren wurden nicht übernommen.Überführt in M4, Nummer 3.4.1 (1) und (3).Anforderungen an Prozeduren wurden nichtübernommen.- 47 -

werden und deren Einhaltung dokumentiert wird.Der Gutachter soll sich von Beginn an in angemessenenZeitabständen vom geforderten Fertigungsstandardüberzeugen.(3) Die bei der Werkstoffbegutachtung festgelegtenmechanisch- technologischen Eigenschaftensind dem Gutachter im Rahmen der begleitendenKontrolle für Grundwerkstoff, Schweißgut undWärmeeinflusszone nachzuweisen.(4) Erweiterte zerstörende und zerstörungsfreiePrüfungen der Wärmeeinflusszone aufVersprödung und/oder Rissbildung sind danndurchzuführen, wenn dies aufgrund von Erkenntnissenüber die verwendeten Werkstoffe odersonstiger Prüfergebnisse begründet ist.(5) Nach Fertigstellung der Komponenten istgrundsätzlich eine Wasserdruckprüfung mit 1,3-fachem Auslegungsdruck vorzunehmen. Im Anschlussdaran sind zerstörungsfreie Prüfungenan solchen Schweißnähten durchzuführen, die imHinblick auf Beanspruchung, Fertigungsverfahrenund Werkstoff hinreichend repräsentativ sind.M4:3.4.2(1)M4:3.4.3(3)4.2.4 Betrieb - -(1) An den Druckbehältern der Äußeren Systemesind unter Hinzuziehung des Sachverständigenwiederkehrende innere Prüfungen, erforderlichenfallsergänzt durch zerstörungsfreie Prüfungen,im Zyklus von vier Jahren vorzunehmen.Alle acht Jahre sind an diesen DruckbehälternWasserdruckprüfungen vorzunehmen, es seidenn, dass im Einzelfall eine andere Regelunggetroffen wird.M4:3.5.3(1)Zusätzlich vorgenommene Maßnahmen zur Erreichungder Qualitätsmerkmale sind dokumentiert.Durch Prüfungen an Erzeugnisformen ist nachgewiesen,dass die über die Wanddicke spezifiziertenEigenschaften der chemischen Zusammensetzung,der Zähigkeit, Festigkeit, des Gefügesund der Korrosionsbeständigkeit vorliegen.Erweiterte zerstörende und zerstörungsfreie Prüfungender Wärmeeinflusszone auf Versprödungund/oder Rissbildung sind dann durchzuführen,wenn dies aufgrund von Erkenntnissen über dieverwendeten Werkstoffe oder sonstiger Prüfergebnissebegründet ist.Alle druckführenden Komponenten der ÄußerenSysteme werden zum Abschluss der Herstellungeiner Druckprüfung mit einem definierten Prüfdruckoberhalb des Auslegungsdrucks unterzogen(Erstdruckprüfung). Nach der Druckprüfungwerden zerstörungsfreie Prüfungen in repräsentativemUmfang durchgeführt.Zerstörungsfreie wiederkehrende Prüfungenwerden hinsichtlich möglicher Schädigungsmechanismenin repräsentativer Art und Weise mitqualifizierten Verfahren durchgeführt, wobei alleArten von Schweißverbindungen und Grundwerkstoff-Bereichemit einbezogen werden. DieAuswahl und Eignung der Prüfverfahren und -techniken ist unter Berücksichtigung des technischenFortschritts begründet.Überführt in M4, Nummer 3.4.2 (1). Anforderungenan Prozeduren wurden nicht übernommen.Besonderheiten und Ausnahmen wurden nichtübernommen. Dieser Fall ist durch die in M4,3.4.1 (1) bis (4) qualitätssichernden Grundsätzeund die Grundsätze für die Prüfungen inM4, 3.4.2 (1) und 3.4.3 (1) mit abgedeckt.Details sind in KTA 3211.3, Ziffern 8 und 11beschrieben.Überführt in M4, Nummer 3.4.3 (3). Der Prüfdruck,die weiteren Randbedingungen derPrüfung sowie die anschließenden zerstörungsfreienPrüfungen werden in KTA 3211.3,Ziffer 9.3 festgelegt.Überführt in M4, Nummer 3.5.3. (1). „InnerePrüfungen“ werden heute als „visuelle Prüfungen“(VT) ebenfalls unter „zerstörungsfreienPrüfungen“ subsummiert. Verfahrensfragenwurden nicht übernommen. Die Prüfzyklensind in KTA 3211.4 geregelt.Zur Druckprüfung siehe unten unter (4).Die Prüfintervalle sind festgelegt. Sie orientierensich an der allgemeinen technischen Erfahrungund berücksichtigen die Betriebserfahrung derbetreffenden und vergleichbaren Anlagen.(2) An den übrigen, nicht unter (1) genanntenKomponenten der Äußeren Systeme sind anhöher beanspruchten Stellen wiederkehrendeM4:3.5.3(2)Prüfverfahren und -techniken werden dabei soausgewählt, dass betriebsbedingte Fehler (z. B.infolge Ermüdung, Korrosion) mit ihren möglichenIn Anlehnung an KTA 3201.4:- 48 -

Prüfungen durchzuführen.(3) Der Plan für die wiederkehrenden zerstörungsfreienPrüfungen ist mit dem Gutachterabzustimmen.(4) Wiederkehrende Wasserdruckprüfungen sindmit dem Druck der Erstdruckprüfung vorzunehmen.(5) Wenn bei der wiederkehrenden zerstörungsfreienPrüfung andere Verfahrenstechniken angewendetwerden als bei der Fertigungsprüfung,ist vor der Inbetriebnahme eine Basisprüfung mitden für die wiederkehrende zerstörungsfreie Prüfungvorgesehenen Prüftechniken notwendig. DieAussagefähigkeit der vorgesehenen Prüfung istdem Gutachter nachzuweisen.(6) Im Anschluss an die wiederkehrende Wasserdruckprüfungsind zerstörungsfreie Prüfungenan solchen Schweißnähten durchzuführen, die imHinblick auf Beanspruchung, Fertigungsverfahrenund Werkstoff hinreichend repräsentativ sind. DieEinzelheiten sind im Prüfplan festzulegen.5. SicherheitsbehälterFolgende KTA-Regeln liegen hierzu vor:Reaktorsicherheitsbehälter aus StahlTeil: Werkstoffe (KTA 3401.1) Fassung 2/81Teil: Auslegung, Konstruktion und Berechnung(KTA 3401.2) Fassung 6/80Teil: Herstellung (KTA 3401.3) Fassung 10/79Teil: Wiederkehrende Prüfungen (KTA 3401.4)Fassung 3/81Grundsätzlich müssen alle unter Primärkühlmitteldruckstehenden Systeme der Reaktoranlagein einem Sicherheitsbehälter untergebracht werden.Hiervon ausgenommen sind Leitungen kleinerenQuerschnitts, wie z.B. Messleitungen, soweitdies technisch notwendig ist und sofern derenBruch nur zu geringfügigen Strahlenbelastungenführen würde.M4:3.5.2(2)M4:3.5.3(2)M4:3.5.2(3)M1:3.6 (1),Abs. 4Orientierungen erfasst und dokumentiert werdenkönnen. Aus der Herstellung dokumentierte undbelassene Anzeigen werden erfasst und, soweiterforderlich, verfolgt.Der Plan für die wiederkehrenden zerstörungsfreienPrüfungen ist mit dem Gutachter abzustimmen.Wiederkehrende Druckprüfungen ermöglicheneine mit der Druckprüfung derErrichtung vergleichbare sicherheitstechnischeAussage.Prüfverfahren und -techniken werden dabei soausgewählt, dass betriebsbedingte Fehler (z. B.infolge Ermüdung, Korrosion) mit ihren möglichenOrientierungen erfasst und dokumentiert werdenkönnen. Aus der Herstellung dokumentierte undbelassene Anzeigen werden erfasst und, soweiterforderlich, verfolgt.Im Anschluss an die wiederkehrende Druckprüfungwird eine zerstörungsfreie Prüfung, z. B. mitUltraschall, an repräsentativen Stellen der drucktragendenWandung der verschiedenen Komponentendurchgeführt,Folgende KTA-Regeln liegen hierzu vor:Reaktorsicherheitsbehälter aus StahlTeil: Werkstoffe (KTA 3401.1) Fassung 2/81Teil: Auslegung, Konstruktion und Berechnung(KTA 3401.2) Fassung 6/80Teil: Herstellung (KTA 3401.3) Fassung 10/79Teil: Wiederkehrende Prüfungen (KTA 3401.4)Fassung 3/81Im Sicherheitsbehälter sind grundsätzlich dieunter hohem Druck stehenden, Reaktorkühlmittelführenden Komponenten der Anlage untergebracht.Hiervon ausgenommen werden könnenAbschnitte der Frischdampfleitungen und Speisewasserleitungensowie sonstiger Leitungen,soweit dies technisch notwendig ist und soferngewährleistet ist, dass der Bruch solcher Leitun-Verfahrensfragen wurden nicht übernommen.Überführt in M4, Nummer 3.5.2 (2). In M4 wirddas Ziel der Prüfung beschrieben. Die konkretenPrüfbedingungen sind in KTA 3211.4 geregelt.Überführt in M4, Nummer 3.5.3 (2). Das Zielder Prüfung wird in M4 deutlicher beschrieben;dabei ist ein Beibehalten der Prüftechniknicht immer erwünscht, wenn besser geeigneteVerfahren zur Verfügung stehen (siehe M4,Nummer 3.5.3 (1), oben unter (1)).Überführung in die genannte Nummer. DiePrüfungen sollten nicht nur an den Schweißnähtenvorgenommen werden, wenn andereBereiche wegen der hohen Beanspruchungbei der Druckprüfung ebenfalls als „repräsentativ“einzustufen sind.Verweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Die Beschreibung der Systeme, die imSicherheitsbehälter untergebracht werdensollen, wurde in M1, Nummer 3.6 (1), Absatz4 überführt mit Erweiterungen für SWR.- 49 -

5.1 Auslegungsgrundlagen - -(1) Der Sicherheitsbehälter einschließlich allerDurchführungen und Kühleinrichtungen, soweitihre Funktion zur Beherrschung der Störfallfolgennotwendig ist, ist so zu gestalten und auszulegen,dass er unter Einhaltung der zugrunde gelegtenLeckrate den statischen, dynamischen undthermischen Belastungen (z.B. Kräften, innerenund äußeren Überdrücken und Temperaturen)standhält, die im Zusammenhang mit den gemäßKap. 21.1 behandelten Störfällen und ihren Folgensowie während des bestimmungsgemäßenBetriebes und bei betrieblichen Störungen auftretenkönnen.M4:7.3.1(1),Abs. 1(2) Bei der Ermittlung des maximalen Störfalldrucksfür das gesamte Leckspektrum ist davonauszugehen, dass der Störfall bei Nennbetriebszustandeintritt. Außerdem ist dabei zu unterstellen,dass während des Ausströmens des Primärkühlmittelsüber eine sekundärseitige Leckageauch der gesamte Energie- und Masseinhalteiner Sekundärseite eines Dampferzeugers einschließlichder Frischdampfleitung bis zur erstenAbsperrarmatur in den Sicherheitsbehälter freigesetztwird. Die Wärmeabgabe der Dampferzeugeran das ausströmende Kühlmittel bzw. andie Sicherheitsbehälteratmosphäre ist ebenfallsden Analysen zugrunde zu legen. Das in denStörfallrechnungen eingesetzte freie Volumendes Sicherheitsbehälters, der DruckführendenUmschließung und des Sekundärteiles des vorstehendangesprochenen Dampferzeugers biszur ersten Absperrarmatur ist im Rahmen derFunktions- und Abnahmeprüfungen experimentellnachzuweisen. Bei der Ermittlung des maximalenStörfalldrucks ist folgende Vorschrift zu beachten:1. Für die Freisetzung der oben definiertenEnergie- und Masseinhalte ist die ungünstigsteAusströmzeit und ein um 2 % (Bautoleranzen)größeres Volumen der DruckführendenM4:7.3.3(1)gen nicht zu unzulässiger Strahlenexposition inder Umgebung führt.Der Sicherheitsbehälter einschließlich allerDurchführungen und Schleusen sowie dasDruckabbausystem zur Druckbegrenzung beimSiedewasserreaktor sind so ausgelegt, dass sieunter Einhaltung der zugrunde gelegten Leckrateden statischen, dynamischen und thermischenEinwirkungen (z.B. Kräften, inneren und äußerenÜberdrücken und Temperaturen, Druckdifferenzen,Bruchstücken und Strahlkräften) aus Betriebszuständensowie Ereignissen der Sicherheitsebenen1 bis 3 sowie aus Transienten mitAusfall der Reaktorschnellabschaltung in derSicherheitsebene 4a standhaltenZur Sicherstellung der Integrität und der spezifiziertenDichtheit sind die maximal auftretendenDrücke und Temperaturen sowie einwirkendenLasten bei Ereignissen der Sicherheitsebene 3ermittelt. Dabei sind Zu- bzw. Abschläge füra) Unsicherheiten der Freisetzungsraten vonMasse und Energie, einschließlich chemischerEnergie aus Metallreaktionen,b) Toleranzen in der Gebäude- und Strukturabbildung,c) Unsicherheiten bezüglich der Nachwärmeleistungd) die Nicht-Berücksichtigung des thermodynamischenUngleichgewichts zwischen derDampf- und Wasserphase unde) die Auswahl einer entsprechenden Korrelationfür den Wärmeübergang berücksichtigt.Zu dem sich daraus ergebenden maximalenÜberdruck ist ein angemessener Sicherheitszuschlagfür- Modellunsicherheiten und- den ungünstigsten anfänglichen Betriebszustandbei der Bestimmung des Auslegungsdrucks berücksichtigt.Überführung in die genannte Nummer. Erweiterungenfür SWR, Bezug zu Sicherheitsebenen.Überführt in M4. Nummer 7.3.3 (1) und (2).Die Forderung eines experimentellen Nachweisesder Volumina und die sehr detailliertVorschriften zur Berechnung des maximalenStörfalldrucks einschließlich der anzusetzendenSicherheitszuschläge wurden hier nichtübernommen. Diese finden sich in KTA 3413.Es wurde allgemein ein Sicherheitszuschlaggefordert und die dabei zu berücksichtigendenUnsicherheiten benannt. Siehe auch Modul 6Anhang 2.- 50 -

Umschließung und des Sekundärkreises anzusetzen.2. Spalt- und Nachzerfallsleistung werden nach1,2-fachem ANS-Standard 5) unmittelbar demEnergieinhalt des ausströmenden Kühlmittelszugeschlagen.5) Proposed ANS-Standard. Decay Energy ReleaseRates Following Shutdown of Uranium-FueledThermal Reactors, ANS-5.1. Decay Heat Powerin LWR, Revised Standard 6.783. Die zeitliche Abgabe der Speicherwärme vonReaktorkern, Reaktordruckbehälter, dessenEinbauten und den übrigen Teilen der DruckführendenUmschließung werden dem Energieinhaltdes Sicherheitsbehälters zugeschlagen.4. Soweit notwendig, sind sekundärseitige Energienaus den übrigen Dampferzeugern sowieReaktionswärme von Metall- Wasser-Reaktionen zu berücksichtigen.5. Das Volumen des Sicherheitsbehälters ist um2 % niedriger anzusetzen. Die Ausgangsbedingungenfür die Sicherheitsbehälteratmosphäreund für die Strukturen sind konservativfestzulegen.6. Thermodynamisches Ungleichgewicht zwischenWasser- und Dampfphase im Sicherheitsbehälterist konservativ zu berechnenoder pauschal mit zusätzlich 0,3 bar für Auslegungsdrückebis ca. 7 bar zu berücksichtigen.7. Es dürfen nur Wärmeübergangskorrelationenverwendet werden, deren Anwendbarkeit intransienten Fluiddynamik- Rechenmodellenexperimentell nachgewiesen ist. Der Auslegungsdruckdes Sicherheitsbehälters mussmindestens 15 % über dem so berechnetenStörfalldruck liegen. Der Zuschlag von 15 %kompensiert nicht den für die Toleranzen derBauausführung des Sicherheitsbehälters undseiner Einbauten oder der DruckführendenUmschließung und des Sekundärkreises an-7.3.3(2)Der Sicherheitsbehälter eines DWR ist so ausgelegt,dass die Masse und der Energieinhalt derdruckführenden Umschließung des Reaktorkühlmittelsund der Sekundärseite eines Dampferzeugersbis zur sekundärseitigen Absperrungaufgenommen werden können. Zusätzlich ist dieWärmeabgabe der Dampferzeuger an das ausströmendeReaktorkühlmittel berücksichtigt.- 51 -

zusetzenden Zuschlag. Rechnungs- und Modellunsicherheitensind in dem Sicherheitszuschlagenthalten.(3) Für die Auslegungstemperatur der Stahlwanddes Sicherheitsbehälters wird die beim Störfallauftretende maximale Ausgleichstemperatur derSicherheitsbehälteratmosphäre zugrunde gelegt.Darüber hinaus sind bei der Auslegung die beimStörfall aufgrund von instationären Temperaturenörtlich auftretenden Wärmespannungen zu berücksichtigen.(4) Bei der Auslegung von Räumen und Einbauteninnerhalb des Sicherheitsbehälters ist zubeachten, dass Differenzdrücke, die sich im Verlaufder Druckausgleichsvorgänge während dergemäß Kap. 21.1 zu behandelnden Störfälle einstellen,nicht zu einer Beschädigung des Sicherheitsbehältersund seiner sicherheitstechnischwesentlichen Einbauten führen. Die Standsicherheitvon Zwischenwänden bzw. Einbauten mussbei den auftretenden Differenzdrücken gewährleistetsein. Bei der Ermittlung der Differenzdrücke,ausgehend vom Nennbetriebszustand, istfolgendermaßen zu verfahren:1. Beim Einsatz von Mehrfachpunktmodellenmuss eine hinreichend feine Nodalisation gewähltwerden.M4:7.3.1.(3)M6:A2 (1)3.Für die Auslegungstemperatur der Stahlwanddes Sicherheitsbehälters wird die beim Störfallauftretende maximale Ausgleichstemperatur derSicherheitsbehälteratmosphäre zugrunde gelegt.Darüber hinaus sind bei der Auslegung die beimStörfall aufgrund von instationären Temperaturenörtlich auftretenden Wärmespannungen zu berücksichtigen.Der Sicherheitsbehälter einschließlich seinerAbsperrarmaturen, Schleusen und Durchführungenund das Druckabbausystem zur Druckbegrenzungbeim Siedewasserreaktor, sowie die fürseine Funktion erforderlichen Einbauten, sindgegen Folgewirkungen aus Ereignissen derSicherheitsebenen 3 (Bruchstücke, Strahl- undReaktionskräfte) sowie aus Transienten mit Ausfallder Reaktorschnellabschaltung der Sicherheitsebene4a ausgelegt bzw. durch baulicheEinrichtungen (Trümmerschutz) geschützt, sodass deren Funktionsfähigkeit erhalten bleibt.Weiterhin ist der Sicherheitsbehälter durch baulicheEntkopplung derart geschützt, dass seineStandsicherheit auch bei den Notstandsfällen derSicherheitsebene 4a erhalten bleibt. Ebensobleibt bei allen Ereignissen der Sicherheitsebenen3 und 4a einschließlich der Wirkung ausDruckdifferenzen die Standsicherheit bzw. Integritätvon Einbauten und Räumen, soweit erforderlich,erhalten. Dies gilt sowohl für die Vermeidungvon Einwirkungen, die von den Einbauten aufden Sicherheitsbehälter ausgehen, als auch fürdie Aufrechterhaltung aller erforderlichen Funktionender Einbauten wie Tragfunktion für Komponenten,Strömungsführung und räumliche Trennung.Beim Einsatz von Mehrfachpunktmodellen wirdeine hinausreichend feine Nodalisierungationgewählt (mindestens eine Zone für jeden betrachtetenRaum).Abgedeckt durch M4, Nummer 7.3.1 (1) und7.3.3 (1) (siehe oben unter (1) und (2)). DieBerücksichtigung der Wärmespannung gehörtzu der üblichen Methodik und steht in KTA3401.2, Ziffer 3.3Überführt in M4, Nummer 7.3.1 (3) (sieheauch Modul 6 Nummer 3.2.4 (5). Die Anforderungenan die Methodik bei der Berechnungder Differenzdrücke wurden in Modul 6, Anhang2 aufgenommen, da sie sich in keineranderen technischen Regel finden.- 52 -

2. Für die Freisetzung der unter (2) definiertenEnergie- und Masseinhalte müssen die maximalmöglichen Freisetzungsraten zu Beginndes Ausströmvorganges angesetzt werden.3. Für jeden Raum muss die ungünstigsteBruchsituation erfasst werden.4. Wärmeabgabe an die Strukturen kann bei denDifferenzdruckberechnungen in konservativerund experimentell abgesicherter Weise berücksichtigtwerden.5. Die beim Überströmvorgang zwischen denRäumen auftretenden Strömungswiderständesind in realistischer Weise zu erfassen, jedochfür den Bruchraum konservativ anzusetzen.Die getroffenen Annahmen sind durch Experimenteabzusichern.6. Die verwendeten Rechenmodelle sollen Wassertransport-und Wasserabscheidevorgängeexplizit ermitteln. Werden Rechenmodelleverwendet, die nur eine Erfassung durch empirischeKonstanten erlauben, so sind dieseKonstanten konservativ für das Differenzdruckverhaltenfestzulegen.7. Annahmen, die nicht durch Experimente abgesichertsind, müssen konservativ getroffenwerden.Der Sicherheitszuschlag auf die so berechnetenmaximal auftretenden Differenzdrückemuss mindestens 15 % betragen. Er darf nichtkleiner sein als 0,1 bar.(5) Für die Ermittlung der Belastung aus dengemäß Kap. 21.1 zu betrachtenden Störfällen,M6:A2 (1)4.M6:A2 (1)5.M6:A2 (1)6.M6:A2 (1)7.M6:A2 (1)8.M6:A2 (1)9.M6:A2 (1)10.M4:7.3.1Für die Freisetzung der unter (2) gemäß den„Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke: Kriterienfür die Ausführung der Druckführenden Umschließung,der drucktragenden Wandung derÄußeren Systeme sowie des Sicherheitseinschlusses“(Modul 4) unter der Nummer 7.3.3 (1),(2), (3) definierten Energie- und Masseinhaltewerden die maximal möglichen Freisetzungsratenzu Beginn des Ausströmvorganges angesetzt.Für jeden Raum wird die ungünstigste Bruchsituationerfasst.Die Wärmeabgabe an die Strukturen wird konservativermittelt. Bei Verwendung experimentellabgesicherter Wärmeübergangsbeziehungenwerden die unteren Werte des vorhandenen Unsicherheitsbandesberücksichtigt.Die beim Überströmvorgang zwischen den Räumenauftretenden Strömungswiderstände werdenin realistischer Weise erfasst, jedoch für denBruchraum konservativ angesetzt. Die getroffenenAnnahmen sind experimentell abgesichert.Werden bei der Berechnung der Die verwendetenRechenmodelle sollen Wassertransport- undWasserabscheidevorgänge explizit ermitteln.Werden Rechenmodelle verwendet, die nur eineErfassung durch empirische Konstantenvornehmen, erlauben, so sind diese Konstantenkonservativ für das Differenzdruckverhalten festgelegt.Annahmen, die nicht durch Experimente abgesichertsind, werden konservativ getroffen.Der Sicherheitszuschlag auf die so berechnetenmaximal auftretenden Differenzdrücke beträgtmindestens 15 %. Für den Differenzdruck wirdein Wert von mindestens 10 4 Pa angenommen.Er darf nicht kleiner sein als 0,1 bar.Der Sicherheitsbehälter einschließlich seinerAbsperrarmaturen, Schleusen und Durchführun-Überführung in die angegebene Nummer inModul 6.Überführt in M4, Nummer 7.3.1 (3), sieheauch Modul 6 Nummer 3.2.4 (5). Die Anforde-- 53 -

auf die sicherheitstechnisch wesentlichen Einbautendurch Strahlkräfte und Sprengstücke,ausgehend vom Nennbetriebszustand, sind geeigneteRechenmodelle heranzuziehen, die Freistrahlausbreitungund Rückwirkung auf im Wegeliegende Strukturen erfassen. Für die Berechnungder Strahlkräfte auf die Strukturen (insbesonderedie Sicherheitsbehälterwände selbst) istdie ungünstigste Bruchlage zu wählen. Zur Berechnungder Reaktionskräfte der Rohre sindentsprechende Rechenmodelle bzw. experimentellabgesicherte Beziehungen anzuwenden. Fürdie Belastung der sicherheitstechnisch wesentlichenEinbauten durch Strahlkräfte und Sprengstückeist ein Sicherheitszuschlag von 15 % zugrundezu legen.(3) gen und das Druckabbausystem zur Druckbegrenzungbeim Siedewasserreaktor, sowie die fürseine Funktion erforderlichen Einbauten, sindgegen Folgewirkungen aus Ereignissen derSicherheitsebenen 3 (Bruchstücke, Strahl- undReaktionskräfte) sowie aus Transienten mit Ausfallder Reaktorschnellabschaltung der Sicherheitsebene4a ausgelegt bzw. durch baulicheEinrichtungen (Trümmerschutz) geschützt, sodass deren Funktionsfähigkeit erhalten bleibt.Weiterhin ist der Sicherheitsbehälter durch baulicheEntkopplung derart geschützt, dass seineStandsicherheit auch bei den Notstandsfällen derSicherheitsebene 4a erhalten bleibt. Ebensobleibt bei allen Ereignissen der Sicherheitsebenen3 und 4a einschließlich der Wirkung ausDruckdifferenzen die Standsicherheit bzw. Integritätvon Einbauten und Räumen, soweit erforderlich,erhalten. Dies gilt sowohl für die Vermeidungvon Einwirkungen, die von den Einbauten aufden Sicherheitsbehälter ausgehen, als auch fürdie Aufrechterhaltung aller erforderlichen Funktionender Einbauten wie Tragfunktion für Komponenten,Strömungsführung und räumliche Trennung.M6:A3 (1)Bei der Ermittlung von Einwirkungen durchStrahl- und Reaktionskräfte sowie Bruchstückean druckführenden Systemen innerhalb desSicherheitsbehälters gemäß den „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke: Kriterien für die Ausführungder Druckführenden Umschließung, derdrucktragenden Wandung der Äußeren Systemesowie des Sicherheitseinschlusses“ (Modul 4),dem Abschnitt 2 und 3 wird bei der Berechnungvon folgenden Vorgaben ausgegangen (sieheModul 4, in der Nummer 7.3.1 (3):1. Ausgangspunkt ist der Betriebszustand bei100 % der spezifizierten Leistung.2. Für die Auswahl und Größe von Lecks geltendie Annahmen gemäß den „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke: Bei Druck- und Siedewasserreaktorenzu berücksichtigende Ereig-rungen an die Methodik bei der Berechnungder Strahlkräfte gehen über den Detaillierungsgradeiner Leitlinie hinaus und wurden inModul 6, Anhang 3 aufgenommen, da sie sichin keiner anderen technischen Regel finden.- 54 -

5.2 Bauliche Gestaltung - -(1) Der Sicherheitsbehälter, seine Absperrarmaturenund Kühlsysteme sowie die für seine Funktionerforderlichen Einbauten und die zur Überwachungund Beherrschung von Störfällen notwendigenmess- und regeltechnischen Gerätemüssen gegen Sprengstücke und Strahlkräfte,die als Folge der in Kap. 21.1 genannten Störfälleauftreten, geschützt sein. Soweit die Standfestigkeitbzw. Integrität von Einbauten und Räumenerhalten bleiben muss, ist diese rechnerischnachzuweisen.M4:7.3.1(1)nisse" (Modul 3), Anhang A2 „UnterstellteLeckquerschnitte und Brüche in der DruckführendenUmschließung bzw. der drucktragendenWandung der äußeren Systeme“. Fürdiese Lecks wird statische Ausströmung fürverschiedene Bruchlagen unterstellt.3. Freistrahlausbreitung und Rückwirkung auf imWege liegende Strukturen werden erfasst.4. Es wird die jeweils ungünstigste Bruchlagegewählt.5. Zur Berechnung der Reaktionskräfte der Rohrewerden entsprechende Rechenmodellebzw. experimentell abgesicherte Beziehungenangewendet.6. Für die Belastung der sicherheitstechnischwesentlichen Anlagenteile durch Strahlkräfteund durch die von den Strahlkräften gelöstenund beschleunigten Strukturteile ist einSicherheitszuschlag von 15 % zu Grunde zulegen.Der Sicherheitsbehälter einschließlich allerDurchführungen und Schleusen sowie dasDruckabbausystem zur Druckbegrenzung beimSiedewasserreaktor sind so ausgelegt, dass sieunter Einhaltung der zugrunde gelegten Leckrateden statischen, dynamischen und thermischenEinwirkungen (z.B. Kräften, inneren und äußerenÜberdrücken und Temperaturen, Druckdifferenzen,Bruchstücken und Strahlkräften) aus Betriebszuständensowie Ereignissen der Sicherheitsebenen1 bis 3 sowie aus Transienten mitAusfall der Reaktorschnellabschaltung in derSicherheitsebene 4a standhalten.Ferner sind Einrichtungen vorgesehen, mit denenauch bei den unterstellten Ereignisabläufen undAnlagenzuständen der Sicherheitsebenen 4b und4c ein Versagen des Sicherheitsbehälters durchÜberdruck oder unzulässige dynamische Belastungenaus Wasserstoff-Reaktionen vermiedenwerden kann.Abgedeckt durch M4, Nummer 7.3.1 (1), Absatz1 und (3).2. Absatz: Umsetzung der RSK- Empfehlungenaus 218., 222., 284., 314. RSK-Sitzung.Die Forderungen von IAEA NS-R-1 sind gegenüberdiesen RSK-Empfehlungen weicherund weniger konkret.- 55 -

(2) Der Sicherheitsbehälter muss von einer Betonhülleumgeben sein. Der Zwischenraum mussInspektionen sicherheitstechnisch relevanterAnlagenteile erlauben. Er muss möglichst weitgehend,insbesondere jedoch an den Durchführungenund den hochbeanspruchten Bereichen,inspizierbar sein. Im Zwischenraum muss langfristigausreichender Unterdruck gehalten werdenkönnen, auch wenn im Sicherheitsbehälter dieAuslegungsbedingungen herrschen. Der Zwischenraummuss über Filter und Kamin zu entlüftensein.(3) Der Sicherheitsbehälter einschließlich seinerAbsperrarmaturen, Schleusen und Durchführungenund das Druckabbausystem zur Druckbegrenzungbeim Siedewasserreaktor, sowie die fürseine Funktion erforderlichen Einbauten, sindgegen Folgewirkungen aus Ereignissen derSicherheitsebenen 3 (Bruchstücke, Strahl- undReaktionskräfte) sowie aus Transienten mit Ausfallder Reaktorschnellabschaltung der Sicherheitsebene4a ausgelegt bzw. durch baulicheEinrichtungen (Trümmerschutz) geschützt, sodass deren Funktionsfähigkeit erhalten bleibt.Weiterhin ist der Sicherheitsbehälter durch baulicheEntkopplung derart geschützt, dass seineStandsicherheit auch bei den Notstandsfällen derSicherheitsebene 4a erhalten bleibt. Ebensobleibt bei allen Ereignissen der Sicherheitsebenen3 und 4a einschließlich der Wirkung ausDruckdifferenzen die Standsicherheit bzw. Integritätvon Einbauten und Räumen, soweit erforderlich,erhalten. Dies gilt sowohl für die Vermeidungvon Einwirkungen, die von den Einbauten aufden Sicherheitsbehälter ausgehen, als auch fürdie Aufrechterhaltung aller erforderlichen Funktionender Einbauten wie Tragfunktion für Komponenten,Strömungsführung und räumliche Trennung.M4:7.2 (2)Der Sicherheitsbehälter ist von einem Gebäudeeingeschlossen. Das Gebäude ist so gestaltet,dass der Zwischenraum zwischen Sicherheitsbehälterund Gebäude bei Betriebsphasen mit geschlossenenSchleusen langfristig auf ausreichendemUnterdruck gehalten werden kann,auch wenn im Sicherheitsbehälter die Bedingungenvon Ereignissen der Sicherheitsebene 3herrschen. Hierfür sind für das umgebende Gebäudebautechnische Einrichtungen vorhanden ,die die lüftungstechnische Dichtheit sicherstellen.Der Zwischenraum wird über Kamin und erforderlichenfallsüber Filter entlüftet. Er erlaubt weiterhinInspektionen sicherheitstechnisch relevanterÜberführt in M4, Nummer 7.2 (2). „Betonhülle“ist auch ein „Gebäude“. Präzisierung der Anforderungen.Zuerst werden Funktionsanforderungengestellt, am Ende dieInspizierbarkeit gefordert.- 56 -

(3) Die Betonhülle des Reaktorgebäudes mussDirektstrahlung nach außen in genügendem Maßeabschirmen. Sie muss die Anlage gleichzeitiggegen Einwirkungen von außen schützen (vgl.Kap. 19.).(4) Alle für die Beherrschung von Störfällen notwendigenelektrischen und mechanischen Einrichtungeninnerhalb des Sicherheitsbehälterssind auf störfallbedingte Umgebungsbedingungenauszulegen.(5) Im Sicherheitsbehälter verlegte Kabel undRohrleitungen, die zur Beherrschung von Störfällenerforderlich sind, müssen redundant undräumlich ausreichend voneinander getrennt verlegtwerden. Sie dürfen infolge eines Störfallsund seiner Folgen, wie z.B. infolge von Rohrbrüchenoder Bränden, sowie infolge von Einwirkungenvon außen nicht in dem Maße in ihrer Funktionbeeinträchtigt werden, dass die sichere Abschaltungdes Reaktors und die Nachwärmeabfuhrverhindert werden.(6) Eine sichere Handhabung des Wasserstoffsim Sicherheitsbehälter und in den Kreisläufenwährend des bestimmungsgemäßen Betriebs istzu gewährleisten. Falls notwendig, müssen hierfürbesondere Einrichtungen vorhanden sein.M4:7.2 (3)M4:7.3.1(3)7.3.2(12)M4:2.5.1(5)Anlagenteile. (...)Das umgebende Gebäude schirmt Direktstrahlungnach außen in genügendem Maße ab undschützt den Sicherheitsbehälter sowie die darinbefindlichen Einrichtungen gegen unzulässigeFolgen bei den für die Anlage berücksichtigtenEinwirkungen von außen.7.3.1 (3) (siehe oben unter (1))Die räumliche Anordnung der Durchführungengenügt den aus der Konzeption der Gesamtanlageresultierenden Forderungen nach räumlicherTrennung redundanter Systeme. Eine Störung aneiner Durchführung einschließlich des Abrissesvon ggf. anschließenden Rohrleitungen hat nichtdie Beschädigung weiterer Durchführungen zurFolge.Es ist sichergestellt, dass in den Sicherheitsebenen1 und 2 die Mengen von Wasserstoff(Radiolysegase, Dosiergase), die aus den Kreisläufenin eine nicht inertisierte Atmosphäre desSicherheitsbehälters übertreten können, soweitbegrenzt bleiben, dass eine zündfähige Ansammlungmit Folgeschadenspotenzial ausgeschlossenist.Hinweis: Siehe auch "Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke:Kriterien für die Auslegung und den sicheren Betrieb vonbaulichen Anlagenteilen, Systemen und Komponenten "(Modul 10, in dem Abschnitt 2.2.8.2).Überführt in M4, Nummer 7.2 (3). Präzisierungder Anforderungen.Ist durch Nummer 7.3.1 (3) M4 abgedeckt.Überführt in M4, Nummern 7.3.1 (3), , 7.3.2(12). M4 enthält die allgemeine Forderungnach Schutz der für die Funktion erforderlichenEinbauten gegen Folgewirkungen aufSicherheitsebene 3 und 4a in Nummer 7.3.1(3) sowie den Schutz und die räumliche Trennungvon Durchführungen und Absperrorganenin Nummer und 7.3.2 (12). Diese deckenauch die im 2. Satz genannten Konkretisierungenmit ab.Überführt in M4, Nummer 2.5.1 (5) (und analog3.5.1 (6) für die Äußeren Systeme) in Bezugauf den Übertritt von Wasserstoff in denSHB im bestimmungsgemäßen Betrieb.Erweiterung um Kühlmittelverluststörfälle inM4, Nummer 7.3.2 (4). Dabei umfasst „Innerhalbdes Sicherheitsbehälters“ auch die Kreisläufe.Die Forderung nach besonderen Einrichtungenist überflüssig.7.3.2(4)Eine sichere Handhabung des Wasserstoffs(Radiolysegase, Dosiergase) innerhalb desSicherheitsbehälters wird sowohl während desbestimmungsgemäßen Betriebs (Sicherheitsebenen1 und 2) als auch bei einem Kühlmittelver-- 57 -

5.3 Auslegungsbedingungen und Anforderungenan den Werkstoff(1) Die Anforderungen an Auslegung, Werkstoffund Weiterverarbeitung sind grundsätzlich vomReaktoranlagenlieferer und Komponentenherstellergemeinsam mit dem Gutachter in allen Einzelheitenabzustimmen. Auslegungsdruck undAuslegungstemperatur sind als Grundlage bestimmendfür die Dimensionierung des gesamtenSicherheitsbehälters.luststörfall (Sicherheitsebene 3) gewährleistet.- -M4:7.3.3(1)Zur Sicherstellung der Integrität und der spezifiziertenDichtheit sind die maximal auftretendenDrücke und Temperaturen sowie einwirkendenLasten bei Ereignissen der Sicherheitsebene 3ermittelt. Dabei sind Zu- bzw. Abschläge füra) Unsicherheiten der Freisetzungsraten vonMasse und Energie, einschließlich chemischerEnergie aus Metallreaktionen,b) Toleranzen in der Gebäude- und Strukturabbildung,c) Unsicherheiten bezüglich der Nachwärmeleistungd) die Nicht-Berücksichtigung des thermodynamischenUngleichgewichts zwischen derDampf- und Wasserphase unde) die Auswahl einer entsprechenden Korrelationfür den Wärmeübergang berücksichtigt.Zu dem sich daraus ergebenden maximalenÜberdruck ist ein angemessener Sicherheitszuschlagfür- Modellunsicherheiten und- den ungünstigsten anfänglichen Betriebszustandbei der Bestimmung des Auslegungsdrucks berücksichtigt.Überführt in M4, Nummern 7.3.3 (1) und 7.4.1(1).Verfahrensfragen wurden nicht übernommen.(2) Durch konstruktive Gestaltung sind örtlichauftretende Spannungen möglichst klein zu halten.Schweißnähte sind möglichst nicht in Gebietehoher Spannungen zu legen.7.4.1(1)M4:7.3.3(4)Es sind Qualitätsmerkmale festgelegt und bei derPlanung des Fertigungsablaufs eingehalten, diedie Integrität des Sicherheitsbehälters sicherstellen.Zur Sicherstellung der Standsicherheit und derIntegrität, insbesondere bezüglich der Dichtheitdes Sicherheitsbehälters und seiner Komponentenwird ein Absicherungskonzept angewandt,das folgende Grundzüge berücksichtigt:(…)c) Die von den Lasten hervorgerufenen Beanspruchungensind so begrenzt, dass für jedeSicherheitsebene ein ausreichender Sicher-Abgedeckt durch M4, Nummer 7.3.3 (4) c)und 7.4.1 (8) b). M4 fordert allgemein eineBegrenzung der Beanspruchungen, so dassausreichende Sicherheitsabstände gegenüberVersagen sichergestellt sind. Die konkretenForderungen wurden nicht übernommen, stehenaber sinngemäß in KTA 3201.2, Ziffer 4.- 58 -

heitsabstand gegenüber den anzunehmendenVersagensarten sichergestellt ist.(3) Konstruktion und Oberflächenzustand desSicherheitsbehälters müssen so beschaffen sein,dass ausreichende und aussagefähige zerstörungsfreiePrüfungen, insbesondere derSchweißnähte, möglich sind.(4) Bei der Auslegung sind die nachfolgend angeführtenBedingungen für die zulässigen Spannungeneinzuhalten:1. Für die statische Berechnung (ohne Berücksichtigungvon Eigenspannungen):1.1 Primäre allgemeineMembranspannungen: maximal 0,67 xσ0,21.2 Überlagerung primärer allgemeiner undprimärer lokaler Membranspannungen:maximal 0,75 x σ0,21.3 Überlagerung von primären Biegespan-7.4.1(8)M4:7.4.1(8)M4:7.3.3(5)Sicherheitsbehälter aus Stahl erfüllen darüberhinaus folgende Kriterien:(…)b) Die Werkstoffe einschließlich Schweißzusätze,tragende Muttern und Schrauben sind soausgewählt, dass sie den Funktionsanforderungen(Dichtheit) und den zu unterstellendenBeanspruchungen (z. B. mechanischer, thermischer,chemischer Art) genügen. Die Werkstoffeigenschaften,die vorgesehenen Fügeverfahrenund die Qualitätssicherungsmaßnahmensind so festgelegt, dass eine denVorgaben gemäße Qualität und Prüfbarkeitzuverlässig erreicht wird.Sicherheitsbehälter aus Stahl erfüllen darüberhinaus folgende Kriterien:a) Konstruktion und Oberflächenzustand desSicherheitsbehälters ermöglichen ausreichendeund aussagefähige zerstörungsfreie Prüfungen,insbesondere der Schweißnähte. Bereiche,die aufgrund der konstruktiven Anlagengestaltungfür wiederkehrende Prüfungennicht mehr zugänglich sind, sind so ausgeführt,dass korrosive Einflüsse vermiedenwerden.b) (...)Für einen Sicherheitsbehälter aus Stahl und seineKomponenten gemäß dem Abschnitt 7.1 sindMaßnahmen und Einrichtungen gegen folgendeVersagensarten getroffen bzw. vorhanden:a) elastisches und plastisches Beulen,b) globale Verformung,c) lokale Verformung bzw. fortschreitende Deformation,d) Ermüdung.Die dabei eingehaltenen Sicherheitsabstände fürdie sich aus den Lasten ergebenden Beanspruchungensind den Sicherheitsebenen entspre-Überführt in M4, Nummer 7.4.1 (8)a).Überführt in M4, Nummer 7.3.3 (5). M4 fordertallgemein, dass die tragenden Querschnitte inSicherheitsebenen 1 bis 3 im Bereich elastischenWerkstoffverhaltens bleiben. Die konkretenGrenzen für die verschiedenen Spannungskategoriengehen über den Detaillierungsgraddieser Leitlinie, die nicht auf dieseSpannungskategorien eingeht, hinaus undstehen jetzt detailliert in KTA 3201.2, Ziffer5.2.5.- 59 -

nungen mit primärenMembranspannungen nach Ziffer 1.1und 1.2: maximal 0,75 x σ0,21.4 Überlagerung von primären und sekundärenSpannungen im gestörten Bereicheinschließlich Spannungen infolge vonTemperatureinflüssen: maximal 2 x σ0,2/1,2 , jedoch nicht über 500 N/mm21.5 Bei Berücksichtigung von äußeren Einwirkungen(z.B. Flugzeugabsturz, Erdbeben)können die maximal zulässigenSpannungen bei den Ziffern 1.1 bis 1.4um den Faktor 1,25 größer gewählt werden.1.6 Während der Druckprüfung dürfen diezulässigen Spannungen wie folgt erhöhtwerden: auf 0,9 x σ 0,2 bei den Ziffern 1.1bis 1.3, um 10 % bei der Ziffer 1.4.Für σ0,2 ist die gewährleistete Mindeststreckgrenze(0,2 %- Dehnungsgrenze) für die Auslegungstemperatur,bei primären allgemeinenSpannungen jedoch nicht mehr als 370N/mm 2 bei Raumtemperatur und 320 N/mm 2bei 150 °C einzusetzen.2. Spitzenspannungen sind im Rahmen einerErmüdungsanalyse abzusichern.3. Bei hohen Lastwechselzahlen ist mit demSicherheitsbeiwert 2 gegen Dauerfestigkeit zurechnen. Dabei sind insbesondere die denSchweißverbindungen entsprechendenDauerfestigkeitskennwerte einzusetzen.4. Bei Berechnung der Wanddicke könnenSchweißnähte mit einem SchweißnahtfaktorV = 1,0 bewertet werden.5. Die Grenze der Wanddicke, bis zu der auf einSpannungsarmglühen verzichtet werdenkann, liegt bei 38 mm.(5) Für alle Teile des Sicherheitsbehälters sindnur solche Werkstoffe zu verwenden, für die eineauf den Hersteller, die Erzeugnisform und Herstellungsverfahrenbezogene BegutachtungM4:7.4.1(2)chend wie folgt festgelegt:- Die Beanspruchungsgrenzen für Betriebszuständeund Ereignisse der Sicherheitsebenen1 bis 3 sowie Transienten mit Ausfall der Reaktorschnellabschaltungder Sicherheitsebene4a stellen sicher, dass die Dichtheitsfunktionerhalten bleibt.- Die Sicherheitsabstände sind so gewählt,dass für alle statischen und dynamischen Belastungenelastisches oder plastisches Beulennicht auftritt und dass bei allen statischen Belastungendie tragenden Querschnitte im Bereichelastischen Werkstoffverhaltens bleiben.Bei zeitlich veränderlichen Belastungen (spezifiziertesLastkollektiv) sind die Sicherheitsabständeso festgelegt, dass ein Versagen infolgeErmüdung nicht zu unterstellen ist.- Für lokale, einmalige Beanspruchungen (z. B.bei der Druckprüfung) sind die Sicherheitsabständeso gewählt, dass plastische Verformungenauf Teilbereiche des Querschnittsbegrenzt bleiben. Die Höhe der zulässigenplastischen Verformungen ist komponentenundwerkstoffbezogen festgelegt.Zur Sicherstellung der Dichtfunktion im Anforderungsfallist ein Nachweis der Formstabilität und,soweit zutreffend, der Verformungsbegrenzunggeführt.Der Hersteller verfügt über qualifizierte Fertigungs-und Prüfeinrichtungen, die eine den spezifiziertenVorgaben entsprechende Fertigungund eine sachgerechte Verarbeitung unter Be-Überführt in M4, Nummer 7.4.1 (2), (4), (7),(8). Verfahrensfragen wurden nicht übernommen.Spezielle Anforderungen (Überprüfungdes Seigerungsverhaltens, Schweißsimulati-- 60 -

stattgefunden hat. Diese Begutachtung mussspätestens bis zur Druckprüfung abgeschlossenoder durch eine entsprechende Einzelbegutachtungabgedeckt sein. Dabei sind die Bedingungen,die bei der Herstellung des Sicherheitsbehältersbestehen, zu berücksichtigen. Die Untersuchungender Grundwerkstoffeigenschaftenmüssen eine Überprüfung des Seigerungsverhaltensumfassen. Die Werkstoffeigenschaften müssensicherstellen, dass an allen Stellen der in (6)geforderte zähe Werkstoffzustand unter allenbetriebs- und störfallbedingten Anlagenzuständenerhalten bleibt. Zu den Untersuchungen derSchweißeignung und der Schweißsicherheit gehörenu. a. Schweißsimulationsversuche. Fürschweißsimulierte Proben, die alle vorgesehenenSchweißverfahren hinreichend praxisnah abdeckenmüssen, gelten die Zähigkeitsanforderungennach (6). Das Bauteilverhalten, hierzu zählenauch Schweißnahtausbildung, Anteil an Überhitzungsgefüge,Kerbschlagzähigkeit (ISO-V-Kerbe)in der Wärmeeinflusszone, ist mittels Großproben(Großplattenzugversuche mit Fehlerstellen in derProbe) und bauteilähnlicherStutzeneinschweißversuche zu untersuchen.(6) Zähigkeitsanforderungen1. Die ferritischen Werkstoffe müssen so beschaf-(4)(7)(8)M4:7.4.1achtung der gestellten Werkstoff- und Bauteilanforderungengestatten.Für Schweißzusätze und -hilfsstoffe sind geeigneteZulassungsprüfungen oder Eignungsprüfungendurchgeführt. Der Hersteller weist über entsprechendeVerfahrensprüfungen nach, dass erdie vorgesehenen Schweißverfahren sicher beherrscht.Die für die Fertigung vorgesehenen Fügeverfahrensind so qualifiziert, dass die spezifizierteDichtheit unter den Beanspruchungen derSicherheitsebenen 1 bis 3 sowie der Transientenmit Ausfall der Reaktorschnellabschaltung derSicherheitsebene 4a zuverlässig erreicht werdenkann.Sicherheitsbehälter aus Stahl erfüllen darüberhinaus folgende Kriterien:a) Konstruktion und Oberflächenzustand desSicherheitsbehälters ermöglichen ausreichendeund aussagefähige zerstörungsfreie Prüfungen,insbesondere der Schweißnähte. Bereiche,die aufgrund der konstruktiven Anlagengestaltungfür wiederkehrende Prüfungennicht mehr zugänglich sind, sind so ausgeführt,dass korrosive Einflüsse vermiedenwerden.b) Die Werkstoffe einschließlich Schweißzusätze,tragende Muttern und Schrauben sind soausgewählt, dass sie den Funktionsanforderungen(Dichtheit) und den zu unterstellendenBeanspruchungen (z. B. mechanischer, thermischer,chemischer Art) genügen. Die Werkstoffeigenschaften,die vorgesehenen Fügeverfahrenund die Qualitätssicherungsmaßnahmensind so festgelegt, dass eine denVorgaben gemäße Qualität und Prüfbarkeitzuverlässig erreicht wird.c) Die Werkstoffeigenschaften stellen sicher,dass an allen Stellen ein ausreichend zäheronsversuche, Anteil an Überhitzungsgefüge,Kerbschlagzähigkeit in der Wärmeeinflusszone,Großprobenversuche) sind bedingt durchin den 70iger Jahren aufgetretene Problememit höherfesten Stählen, die Gegenstand vonForschungsvorhaben waren (siehe Hinweis inM4, Nummer 7.4.1 (8)b) und später zur Verwendungvon mittelfesten Stählen führten.Diese Anforderungen wurden nicht übernommen.Allgemeine Anforderungen an die Verfahrenund Prüfungen der Werkstoffe sowiequalifizierte Werkstoffe finden sich in KTA3401.1, Ziffern 2, 3 und Anhängen, sowie inKTA 3401.3, Ziffern 8 und 9.Überführt in M4, Nummer 7.4.1 (8) c). Dabeiwird das Ziel definiert, ohne konkrete Zahlen-- 61 -

fen sein, dass für Grundwerkstoff, Schweißgutund Wärmeeinflusszone die Referenz- NDT-Temperatur um mindestens 33 K sowohl unterder niedrigsten betrieblichen Beanspruchungstemperaturals auch unter der Druckprüfungstemperaturliegt. Hierbei ist die Referenz- NDT-Temperatur durch die folgenden Maßnahmen definiert:- Festlegung einer Temperatur TNDT, welchegleich oder höher liegt als die Sprödbruchübergangstemperatur,festgestellt mit Hilfevon Fallgewichtsversuchen.- Bei einer Temperatur nicht größer als TNDT +33 K soll jede Probe aus dem Kerbschlagbiegeversuch(ISO-V-Querproben) mindestens0,9 mm laterale Breitung und nicht wenigerals 68 J Kerbschlagarbeit aufweisen. Sinddiese Anforderungen erfüllt, ist die TNDT dieRTNDT.- Für den Fall, dass die oben genannten Forderungennicht erfüllt sind, sind zusätzlicheKerbschlagbiegeprüfungen (ISO-V-Querproben) durchzuführen, in Sätzen vonjeweils drei Proben, um die Temperatur TAVzu bestimmen, bei welcher oben genannteAnforderungen erfüllt sind. In diesem Fall istdie Referenz-Temperatur RTNDT = TAV -33K Somit ist die Referenz-Temperatur RTNDTdie höhere Temperatur von TNDT und TAV -33 K2. Die Hochlage der Kerbschlagarbeit- Temperatur-Kurvedarf nicht unter 100 J liegen.5.4 Herstellung - -(1) Die Fertigung und ihre Überwachung müssenvon Beginn der Fertigung an in einen formalen Genehmigungsprozesseinbezogen werden. Vor Beginnder Fertigung sind vom KomponentenherstellerPläne über Fertigung und Prüfung aufzustellen. Diesesind mit dem Reaktoranlagenlieferer und Gutachterabzustimmen. Die Komponentenhersteller, Reaktoranlagenliefererund Gutachter haben dafür zusorgen, dass der gesamte Fertigungsablauf voll-M4:7.4.1(1)(2)(8) c) Werkstoffzustand unter allen betriebs- undstörfallbedingten Anlagenzuständen erhaltenbleibt.Es sind Qualitätsmerkmale festgelegt und bei derPlanung des Fertigungsablaufs eingehalten, diedie Integrität des Sicherheitsbehälters sicherstellen.Der Hersteller verfügt über qualifizierte Fertigungs-und Prüfeinrichtungen, die eine den spezifiziertenVorgaben entsprechende Fertigungund eine sachgerechte Verarbeitung unter Be-werte und ohne die Beschreibung der Methode.Der Kerbschlagbiegeversuch wird in DIN50115 genormt. Die Definition der Referenz-NDT-Temperatur wurde inzwischen in KTAübernommen (siehe z.B. KT 3201.2, Ziffer7.9.1) und stellt keine Anforderung dar. DieZähigkeitsanforderungen an die verschiedenenWerkstoffe des Sicherheitsbehälters sindin KTA 3401.1 und 3401.3 geregelt.Überführt in M4, Nummer 7.4.1 (1), (2), (3).Das Ziel wurde formuliert, aber Verfahrensfragenwurden nicht übernommen.- 62 -

ständig überwacht und dokumentiert wird.(2) Durch Auswahl der Fertigungsverfahren(Schweißung und Wärmebehandlung) ist sicherzustellen,dass an allen Stellen der geforderte zäheWerkstoffzustand unter allen betriebs- und störfallbedingtenAnlagenzuständen erhalten bleibt.(3) Der Prüfdruck bei der Erstdruckprüfung ist gleichdem 1,1- fachen Auslegungsdruck multipliziert mitdem Verhältnis der Streckgrenzen bei Prüf- undAuslegungstemperatur. Die Druckprüfung ist durchbegleitende Spannungs- und Dehnungsmessungenzu überwachen.(4) Nach der Druckprüfung und im Rahmen derwiederkehrenden Prüfungen sind zerstörungsfreiePrüfungen durchzuführen. Das Vorgehen ist mit demGutachter abzustimmen.5.5 Dichtheitsprüfungen, LeckratenprüfungenFolgende KTA-Regel liegt hierzu vor:Integrale Leckratenprüfung des Sicherheitsbehälters(3)M4:7.4.1(4)(8) c).M4:7.4.3(2)achtung der gestellten Werkstoff- und Bauteilanforderungengestatten.Der Fertigungsablauf wird so überwacht unddokumentiert, dass Abweichungen von den vorgegebenenQualitätsmerkmalen zuverlässig erkanntwerden und Ursachen für Abweichungeneindeutig festgestellt werden können. Zusätzlichvorgenommene Maßnahmen zur Erreichung derQualitätsmerkmale werden dokumentiert.Für Schweißzusätze und -hilfsstoffe sind geeigneteZulassungsprüfungen oder Eignungsprüfungendurchgeführt. Der Hersteller weist über entsprechendeVerfahrensprüfungen nach, dass erdie vorgesehenen Schweißverfahren sicher beherrscht.Die Werkstoffeigenschaften stellen sicher, dassan allen Stellen ein ausreichend zäher Werkstoffzustandunter allen betriebs- und störfallbedingtenAnlagenzuständen erhalten bleibt.Der Sicherheitsbehälter und seine Durchführungensowie ihre Kammerungen werden vor derInbetriebnahme zum Integritätsnachweis einerDruckprüfung unterzogen. Sicherheitsbehälter,bei denen als Betriebsfall Unterdruck vorgesehenist oder auftreten kann, werden entsprechendgeprüft.Diese Druckprüfung wird zur Erkennung eventuellerAbweichungen von spezifizierten Vorgabendurch begleitende Spannungs- und Dehnungsmessungenüberwacht. Nach der Druckprüfungwerden repräsentative zerstörungsfreie Prüfungendurchgeführt.Folgende KTA-Regel liegt hierzu vor:Integrale Leckratenprüfung des Sicherheitsbehältersmit der Absolutdruckmethode (KTA 3405)Bisher kein allgemeines Kriterium im Regelwerk.Überführt in M4, Nummer 7.4.1 (4) und (8) c).Allgemeine Anforderung an Fertigungsverfahrenschon abgedeckt durch M4, Nummer7.4.1 (2) (siehe oben unter (1)).Die Werkstoffeigenschaften werden in 7.4.1(8) c) und Schweißverfahren speziell in M4,7.4.1 (4) angesprochen.Ziffern (3) und (4) der RSK LL überführt in M4,Nummer 7.4.3 (2). In M4 werden die Prüfunggenerell gefordert und deren Ziel angesprochen.Die Anforderung zum Prüfdruck sowieweitere Randbedingungen der Prüfung sind inKTA 3401.3, Ziffer 10 überführt worden.Verweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.- 63 -

mit der Absolutdruckmethode (KTA 3405) Fassung2/79Ergänzend gilt:(1) Der Sicherheitsbehälter und seine Durchführungensowie deren Abkammerungen sind vor der Inbetriebnahmeeiner Druckprüfung und einerLeckratenprüfung bis zum Auslegungsdruck zu unterziehen.Vor Beginn der Leckratenprüfung müssenalle mit der Druckprüfung in Verbindung stehendenArbeiten abgeschlossen sein. DieLeckratenerstprüfung ist, ausgehend vom drucklosenZustand des Sicherheitsbehälters mit ansteigenderDruckstufenfolge bei dem für die regelmäßigwiederkehrende Leckratenprüfung vorgesehenenDruck von mindestens 0,5 bar Überdruck und Auslegungsdruckvorzunehmen.(2) Grundsätzlich müssen zur ersten integralenLeckratenprüfung alle Durchführungen des Sicherheitsbehältersbis zum ersten inneren oder äußerenFestpunkt sowie ihre ersten inneren oder äußerenAbsperreinrichtungen vorhanden sein. Die Durchführungendes Sicherheitsbehälters sind durch die vorgesehenenAbsperreinrichtungen mit betriebsgerechtemAntrieb abzuschließen. Bei der Prüfungdürfen Blindverschlüsse bei denjenigen Systemenverwendet werden, die im späteren Betrieb nicht mitder Atmosphäre des Sicherheitsbehälters direkt inVerbindung stehen, weiterhin bei der Sumpfsaugleitungund an den für die Auslösung der Notkühlmaßnahmennotwendigen Wirkdruckleitungen, fallsnachgewiesen wird, dass der Einfluss dieser Systemeauf die Dichtheit des Sicherheitsbehälters ver-M4:7.4.3(2) Abs.1(3)(4)M4:7.4.3(5)Fassung 2/79Der Sicherheitsbehälter und seine Durchführungensowie ihre Kammerungen werden vor derInbetriebnahme zum Integritätsnachweis einerDruckprüfung unterzogen. Sicherheitsbehälter,bei denen als Betriebsfall Unterdruck vorgesehenist oder auftreten kann, werden entsprechendgeprüft.Die Dichtheit des Sicherheitsbehälters wird miteiner integralen Leckratenprüfung belegt.Die erste Leckratenprüfung wird, ausgehend vomdrucklosen Zustand des Sicherheitsbehälters, mitansteigender Druckstufenfolge bei dem für dieregelmäßig wiederkehrende Leckratenprüfungvorgesehenen Überdruck und bei Auslegungsdruckvorgenommen.Die regelmäßig wiederkehrendenLeckratenprüfungen werden bei solchen Drückendurchgeführt, bei denen die gemessenenLeckraten reproduzierbar sind und bei denen einausreichender Rückschluss auf die Leckrate beiAuslegungsbedingungen möglich ist.Grundsätzlich sind zur ersten integralenLeckratenprüfung alle Durchführungen desSicherheitsbehälters bis zum ersten inneren oderäußeren Festpunkt sowie ihre ersten innerenoder äußeren Absperreinrichtungen vorhanden.Die Durchführungen des Sicherheitsbehälterswerden durch die vorgesehenen Absperreinrichtungenmit betriebsgerechtem Antrieb abgeschlossen.Bei der Prüfung können Blindverschlüssebei denjenigen Systemen verwendetwerden, die im späteren Betrieb nicht mit derAtmosphäre des Sicherheitsbehälters direkt inVerbindung stehen.Überführt in M4, Nummer 7.4.3 (2) Absatz 1,(3) und (4). Die Druck- und Leckratenprüfungvor Inbetriebnahme steht in M4 unter Herstellung,Nummer 7.4.3. In M4 wird das Ziel derPrüfungen klarer formuliert. Die Anforderungenan den Prüfdruck und die Prüfbedingungenfür die Leckratenprüfung stehen in KTA3405.Spezielle Anforderungen („weiterhin bei der…“) wurden nicht übernommen.Detailanforderungen werden in KTA 3405,Ziffer 5.3 gestellt.- 64 -

nachlässigbar ist.(3) Um die geforderte Dichtheit des Sicherheitsbehältersim Laufe der Betriebszeit zu gewährleisten,sind regelmäßig wiederkehrende Prüfungen derintegralen Leckrate durchzuführen. Sie müssen beisolchen Drücken durchgeführt werden, bei denen diegemessenen Leckraten reproduzierbar sind und beidenen ein ausreichender Rückschluss auf dieLeckrate bei Auslegungsbedingungen möglich ist.Der Prüfdruck muss mindestens 0,5 bar Überdruckbetragen. Sind die gemessenen Leckraten trotzdurchgeführter Ertüchtigungsarbeiten nicht innerhalbder zutreffenden Messgenauigkeit reproduzierbaroder ist ein ausreichender Rückschluss auf dieLeckrate bei Auslegungsbedingungen nicht möglich,so muss die Wiederholungsprüfung der integralenLeckrate bis hin zum maximalen Störfalldruck durchgeführtwerden. Die Kammerungen der Durchführungenmüssen bei Auslegungsdruck des Sicherheitsbehältersprüfbar sein.(4) Die erste wiederkehrende Leckratenprüfung fürden Sicherheitsbehälter ist vor Aufnahme des erstenLeistungsbetriebes durchzuführen. Alle weiterenwiederkehrenden Prüfungen der integralen Leckratesind am Ende einer Abschaltphase nach Abschlussaller Wartungs- und Reparaturarbeiten durchzuführen,die die Dichtheit des Sicherheitsbehälters verändernkönnen.(5) Die Dichtheit der an das Leckabsaugsystemangeschlossenen Komponenten sowie des Systemsselbst sind in einer gemeinsamen Messung mindestenseinmal jährlich zu Beginn und am Ende einerRevisionsphase quantitativ zu bestimmen.(6) Die Ummantelungen der Durchführungen desSicherheitsbehälters sind regelmäßig im Betrieb aufDichtheit zu prüfen.(7) Der Erfolg aller Wartungs- und Reparaturmaßnahmenan Komponenten, die für die Dichtheit desSicherheitsbehälters von Bedeutung sind, ist zuM4:7.5.2(1)M4:7.5.2(2)M4:7.5.2(3)M4:7.5.2(6)Um die geforderte Dichtheit des Sicherheitsbehälterswährend der vorgesehenen Betriebsdauerder Anlage sicherzustellen, werden regelmäßigwiederkehrende Prüfungen der integralenLeckrate durchgeführt.Die erste wiederkehrende Leckratenprüfung fürden Sicherheitsbehälter wird vor Aufnahme desersten Leistungsbetriebes durchgeführt. Alle weiterenwiederkehrenden Prüfungen der integralenLeckrate werden am Ende einer Abschaltphasenach Abschluss aller Wartungs- und Reparaturarbeitendurchgeführt, die die Dichtheit desSicherheitsbehälters verändern können.Die Dichtheit der an das Leckabsaugsystem angeschlossenenKomponenten sowie des Systemsselbst werden in einer gemeinsamen Messungmindestens einmal jährlich zu Beginn undam Ende einer Revisionsphase quantitativ bestimmt.Die Kammerungen der Rohrdurchführungen desSicherheitsbehälters, die Schleusen, Kabeldurchführungenund Montagedeckel werden regelmäßigund nach Instandhaltungsmaßnahmen imBetrieb auf Dichtheit geprüft.Der Erfolg aller Wartungs- und Reparaturmaßnahmenan Komponenten, die für die Dichtheitdes Sicherheitsbehälters von Bedeutung sind, istDer Prüfdruck und Prüfbedingungen sind inKTA 3405 festgelegt. Der 2. Absatz wurdenicht übernommen, weil generell das Vorgehenbei Abweichungen von den Anforderungenin diesem Regelwerk nicht festgelegtwird.„mindestens einmal jährlich“ wurde nichtübernommen, da Betriebszyklen länger dauernkönnen.In M4 werden (Ab-) Kammerungen,Kammerungen und Ummantelungen vonDurchführungen als „Kammerungen“ bezeichnet.Verfahrensfragen wurden nicht übernommen.- 65 -

egutachten und ggf. zu prüfen.(8) Für die beim Kühlmittelverluststörfall gegebenenBedingungen ist die Zuverlässigkeit des Behälterabschlussesmit der dabei geforderten Dichtheit zuermitteln.(9) Die Absperrorgane sind regelmäßig wiederkehrendenPrüfungen zu unterziehen5.6 DurchführungenFolgende KTA-Regeln liegen hierzu vor:Kabeldurchführungen im Reaktorsicherheitsbehältervon Kernkraftwerken (KTA 3403) Fassung 10/80Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken,Personenschleusen (KTA 3402) Fassung11/76Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken,Materialschleusen (KTA 3409) Fassung6/79(1) Den Sicherheitsbehälter durchdringende, an dieDruckführende Umschließung anschließende Leitungenmüssen grundsätzlich durch mindestenszwei Absperrarmaturen gesichert sein. In den Primärkühlmittelführenden Leitungen, die an die DruckführendeUmschließung anschließen, ist je eineAbsperrarmatur innen und außen nahe am Sicherheitsbehälteranzuordnen. Ausnahmen von diesenbeiden Forderungen müssen sicherheitstechnischbegründet sein. Abschlussarmaturen müssen, sofernsie nicht in Messleitungen angeordnet sind, fernbetätigtoder passiv schließen und ausreichend dichtsein. Für sicherheitstechnisch relevanteLeckquerschnitte muss die Signalgewinnung für dasSchließen dieser Absperrarmaturen zuverlässiggewährleistet sein. Der plötzliche vollständige Brucheiner Leitung mit derartigen Armaturen muss sicherheitstechnischbeherrscht werden.M4:7.5.2(4)M4:7.5.2(5)M4:7.3.2(10)Abs. 1(12)zu begutachten und ggf. zu prüfen.Für die beim Kühlmittelverluststörfall mit demhöchsten Druckaufbau im Sicherheitsbehältergegebenen Bedingungen wird die Zuverlässigkeitdes Behälterabschlusses mit der dabei gefordertenDichtheit ermittelt.Funktionsfähigkeit, Dichtheit und Stellgeschwindigkeitvon Armaturen zur Absperrung desSicherheitsbehälters werden regelmäßig geprüftDie Absperrorgane sind regelmäßig wiederkehrendenPrüfungen zu unterziehen.Folgende KTA-Regeln liegen hierzu vor:Kabeldurchführungen im Reaktorsicherheitsbehältervon Kernkraftwerken (KTA 3403) Fassung 10/80Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken,Personenschleusen (KTA 3402) Fassung11/76Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter vonKernkraftwerken, Materialschleusen (KTA 3409)Fassung 6/79Rohrleitungen, die in Verbindung mit dem Reaktorkühlmitteloder der Innenatmosphäre desSicherheitsbehälters stehen und diesen durchdringen,haben grundsätzlich zwei Absperrarmaturen,von denen eine innerhalb und eine außerhalbmöglichst nahe am Sicherheitsbehälter angeordnetist. Ausnahmen hiervon sind zulässig,wenn dies wegen der technischen Eigenart oderBetriebsweise (z. B. Armaturen, die zur Störfallbeherrschunggeöffnet sein müssen) der betreffendenRohrleitung notwendig ist und die sicherheitstechnischeFunktion des Sicherheitseinschlussesnicht beeinträchtigt wird.Die räumliche Anordnung der Durchführungengenügt den aus der Konzeption der Gesamtanlageresultierenden Forderungen nach räumlicherTrennung redundanter Systeme. Eine Störung aneiner Durchführung einschließlich des Abrissesvon ggf. anschließenden Rohrleitungen hat nichtdie Beschädigung weiterer Durchführungen zurIn M4 wurden die Prüfziele präziser gefasst.Verweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Überführt in M4, Nummer 7.3.2 (10) Abs.1,(12). Dabei sind Präzisierungen vorgenommenworden und die sicherheitstechnischenZiele wurden klarer formuliert.Die Auswirkung eines Leitungsbruches wirddurch die allgemeine Auslegung gegen Folgewirkungenvon Störfällen abgedeckt.Der Abriss einer Leitung wird unter Trennungredundanter Systeme noch einmal direkt angesprochen.- 66 -

(2) Durchführungen, die zur Einhaltung der Funktiondes Sicherheitsbehälters geschlossen werden müssen,sind durch Mehrfachauslegung der Abschlussorganein Hintereinanderstellung zu sichern. DieAbschlussorgane müssen im Störfall automatischbetätigt werden. Die Abschlussorgane und ihre Versorgungmit Energie müssen voneinander unabhängigsein. Ausreichende räumliche Trennung ist erforderlich.Die Abschlussorgane müssen gegenSprengstücke geschützt sein. Dasselbe gilt für ihreEnergieversorgung und ihre zugehörige Steuerung,sofern sie aus Sicherheitsgründen funktionstüchtigbleiben müssen. Jedes einzelne Abschlussorganmuss die spezifizierten Dichtheitsbedingungen fürsich allein voll erfüllen. Die Abschlussorgane müssenunter den möglichen Störfallbedingungen (z.B.Überdruck, Temperatur, Strahlung und Feuchte)einwandfrei funktionieren.(3) Die zur Be- und Entlüftung des Sicherheitsbehältersnotwendigen Querschnitte der Leitungen, die inden Sicherheitsbehälter führen, sollen möglichstklein sein. Die Absperrklappen müssen im Bedarfsfallschnell und mit hoher Zuverlässigkeit schließenund hinreichend lange dicht bleiben.(4) Montageöffnungen und Reservedurchführungenmüssen nach Benutzung auf Dichtheit überprüftwerden.(5) Alle übrigen Öffnungen des Sicherheitsbehältersmüssen während des Betriebs geschlossen sein.Der geschlossene Zustand muss von der Warte ausüberwacht werden können.(6) Bei der Auslegung des Sicherheitsbehälters undseiner Rohrleitungsdurchführungen ist darauf zuachten, dass ein Bruch bzw. ein Riss einer an dieGebäudeabsperrarmatur anschließenden Rohrleitungnicht zu einer Beeinträchtigung der Integritätdes Sicherheitsbehälters einschließlich der Absperr-M4:7.3.2(13)(12)M4,7.3.2(7)M1,3.6 (1)Abs. 5M47.5.2(7)M5:3.1 (5)M4:7.3.2(12)Folge.Durchführungen, die zur Einhaltung der Funktiondes Sicherheitsbehälters geschlossen werdenmüssen, sind durch redundante Auslegung derAbschlussarmaturen in Hintereinanderstellunggesichert. Jede einzelne Abschlussarmatur erfülltdie spezifizierten Dichtheitsbedingungen für sichallein.Die räumliche Anordnung der Durchführungengenügt den aus der Konzeption der Gesamtanlageresultierenden Forderungen nach räumlicherTrennung redundanter Systeme. Eine Störung aneiner Durchführung einschließlich des Abrissesvon ggf. anschließenden Rohrleitungen hat nichtdie Beschädigung weiterer Durchführungen zurFolge.Die Querschnitte der zur Be- und Entlüftung desSicherheitsbehälters notwendigen Leitungen,sind so gering wie möglich..Ein zuverlässiger, ausreichend schneller und hinreichendlangzeitiger Abschluss der Durchdringungendurch den Sicherheitsbehälter ist gewährleistet.Montageöffnungen und Reservedurchführungenwerden nach Benutzung auf Dichtheit überprüft.Es sind Maßnahmen und Einrichtungen vorhanden,die es ermöglichen, die Funktionsfähigkeitder leittechnischen Einrichtungen und ihr Zusammenwirkenmit den aktiven und passivenKomponenten des Sicherheitssystems zu überprüfenund den Zustand dieser sicherheitstechnischenEinrichtungen zu überwachen.Die räumliche Anordnung der Durchführungengenügt den aus der Konzeption der Gesamtanlageresultierenden Forderungen nach räumlicherTrennung redundanter Systeme. Eine Störung aneiner Durchführung einschließlich des Abrissesvon ggf. anschließenden Rohrleitungen hat nichtÜberführt in M4, Nummer 7.3.2 (13), (12),Der Schutz gegen Sprengstücke und dieFunktionsfähigkeit bei Störfallbedingungensind durch die allgemeine Auslegung gegenFolgewirkungen von Störfällen abgedeckt.Der 2. Satz wurde in M1, Nummer 3.6 (1)Absatz 5 überführt.Der 1. Satz ist in Bezug auf die betroffenenÖffnungen unbestimmt und wurde nicht übernommen.Der 2. Satz ist in Modul 5 (3.1 (5)erfasst.Der 1. Teil von (6) wurde überführt in M4,Nummer 7.3.2 (12). Der 2. Teil wurde in M4,Nummer 7.3.2 (15) übernommen.- 67 -

ventile führt und/oder die Nachwärmeabfuhr gefährdetwird. Für den Rohrleitungsabschnitt zwischenden Gebäudeabsperrarmaturen ist durch sorgfältigeAuslegung, Auswahl geeigneter Werkstoffe sowiedurch Prüfung ein Riss oder Bruch auszuschließen.(7) Bei den Primärkühlmittel führenden Leitungen istder Leitungsabschnitt zwischen Sicherheitsbehälterund äußerem Absperrventil konstruktiv so auszulegen,dass eine Leckage in diesem Abschnitt äußerstunwahrscheinlich wird. Dies bedeutet unter anderem,dass kurze Rohrlängen anzustreben sind.Rohrverzweigungen und Abzweigstutzen sind zwischenbeiden Absperrarmaturen und dem Sicherheitsbehälternicht zulässig. Die Durchführungendurch den Sicherheitsbehälter müssen räumlich soweit voneinander getrennt und so ausgeführt werden,dass eine Störung an einer Durchführung nichtdie Beschädigung weiterer Durchführungen zur Folgehat. An jeder Durchführung müssen wiederkehrendePrüfungen oder gleichwertige Ersatzmaßnahmenmöglich sein. 6)6) vgl. hierzu auch 4.27.3.2(15)M4:7.3.2(18)(12)die Beschädigung weiterer Durchführungen zurFolge.Für Abschnitte hochenergetischer Rohrleitungender Druckführenden Umschließung und der ÄußerenSysteme zwischen Sicherheitsbehälter undäußerer Absperreinrichtung, soweit diese im Falleeines Lecks zu− einem unzulässigen Druckaufbau im umgebendenGebäude oder− unzulässigen Einwirkungen auf sicherheitstechnischwichtige Einrichtungen (z.B. Überflutung,Strahlkräfte, Temperatur, Feuchte)oder− einer unzulässigen Freisetzung von Reaktorkühlmittelaußerhalb des Gebäudes führenkönnen,sind zusätzliche Nachweise und Kriterien zurInanspruchnahme von eingeschränkten Bruchannahmengemäß dem Abschnitt 4.6 geführtbzw. erfüllt, so dass Folgeschäden aus Lecks anihnen nicht unterstellt werden brauchen.Zwischen Abschlussarmaturen und dem Sicherheitsbehälterwerden kurze Rohrlängen angestrebt.In diesen Bereichen sind Rohrabzweigungengrundsätzlich nicht vorhanden. Ausnahmensind sicherheitstechnisch begründet (Entwässerungsstutzen,Prüfanschlüsse).Die räumliche Anordnung der Durchführungengenügt den aus der Konzeption der Gesamtanlageresultierenden Forderungen nach räumlicherTrennung redundanter Systeme. Eine Störung aneiner Durchführung einschließlich des Abrissesvon ggf. anschließenden Rohrleitungen hat nichtdie Beschädigung weiterer Durchführungen zurFolge.Der 1. Teil wurde inhaltlich in M4, Nummer7.3.2 (15) übernommen.Der Hinweis auf kurze Rohrlängen und dieUnzulässigkeit von Abzweigungen wurden in7.3.2 (18) überführt.Die Anforderung an räumliche Trennung wurdein 7.3.2 (12) überführt.Für die Durchführungen werden statt derMöglichkeit der Prüfung direkt wiederkehrendePrüfungen gefordert.M4:Für die beim Kühlmittelverluststörfall mit dem- 68 -

7.5.2(4)höchsten Druckaufbau im Sicherheitsbehältergegebenen Bedingungen wird die Zuverlässigkeitdes Behälterabschlusses mit der dabei gefordertenDichtheit ermittelt.(8) Die besonders beanspruchten Durchführungendes Sicherheitsbehälters müssen an der Durchführungsstellein Kammern eingeschlossen werden, dieregelmäßig im Betrieb auf Dichtheit zu überprüfensind.(9) Schleusen und Lüftungsklappen sind an einLeckabsaugsystem anzuschließen, mit dem Leckagenin den Sicherheitsbehälter zurückgepumpt werdenkönnen.(10) Eine Liste sämtlicher Durchführungen mit Angabeder Anforderungen an die verschiedenenDurchführungstypen (z.B. Angabe der Funktion,Beanspruchungsart, Ausführung) ist vorzulegen.6. Elektrische Einrichtungen des BetriebssystemsFür die Durchführung des bestimmungsgemäßenBetriebes ist eine Betriebsinstrumentierung vorzusehen.Zur Betriebsinstrumentierung gehören alleMesseinrichtungen und messwertverarbeitendenEinrichtungen, wie z.B. die Mess-, Steuer und Regeleinrichtungen,die für den bestimmungsgemäßenBetrieb erforderlich sind.(5)M4:7.3.2(16)7.5.2(6)M4:7.3.2(2)M1:5 (2)M1:3.7 (1)6.1 Betriebsüberwachung - -(1) Die zur Beurteilung des Betriebszustandes notwendigenM1:Daten sind in der Warte anzuzeigen und 3.7(4)Funktionsfähigkeit, Dichtheit und Stellgeschwindigkeitvon Armaturen zur Absperrung desSicherheitsbehälters werden regelmäßig geprüft.(…) Durchführungen, die aufgrund hoher Belastungennicht starr an den Sicherheitsbehälterstutzenangeschlossen werden können sind mitKompensatoren angeschlossen und gekammert.Die Kammerungen der Rohrdurchführungen desSicherheitsbehälters, die Schleusen, Kabeldurchführungenund Montagedeckel werden regelmäßigund nach Instandhaltungsmaßnahmen imBetrieb auf Dichtheit geprüft.Schleusen und die für den Sicherheitseinschlussnotwendigen Lüftungsklappen sind an einLeckabsaugsystem angeschlossen, mit demLeckagen in den Sicherheitsbehälter zurückgepumptwerden können.Der Genehmigungsinhaber hält eine systematische,vollständige, qualifizierte und aktuelle Dokumentationdes Zustandes des Kernkraftwerksverfügbar.Das Kernkraftwerk ist mit betrieblichen SteuerundRegeleinrichtungen mit Funktionen auf derSicherheitsebene 1 ausgerüstet, die so ausgelegtund betrieben werden, dass auch ohne Inanspruchnahmevon Einrichtungen der Sicherheitsebene2 ein möglichst störungsfreier Betrieb derAnlage gewährleistet ist.Das Kernkraftwerk hat Überwachungs- und Meldeeinrichtungen,die auf den SicherheitsebenenÜberführt in M4, Nummern 7.3.2 (16) und7.5.2 (6).Verfahrensfragen wurden nicht übernommen.Übergeordnete Kriterien für die Dokumentationstehen in Modul 1, Nummer 5. Die Dokumentationder Prüfungen ist in KTA 3201.4,Ziffer 5 geregelt. Danach umfasst die Prüflistealle zu prüfenden Teile des SHB.Siehe auch SÜ Leitfaden, SSA Leitfaden 4.1.1sowie MPL Standardsicherheitsbericht, ZPIÜberführung der Anforderung in die genannteNummer in Modul 1 unter Berücksichtigungdes Konzepts der Sicherheitsebenen.Überführung der Anforderung in die genanntenNummern in Modul 1 und 10 (siehe auch- 69 -

zu dokumentieren.M10:6.2 (1)1 und 2 jederzeit einen ausreichenden Überblicküber den sicherheitsrelevanten Zustand der Anlageund die ablaufenden relevanten Prozesseermöglichen und alle sicherheitstechnisch wichtigenBetriebsparameter registrieren können.Es sind Gefahrenmeldeeinrichtungen vorhanden,die Veränderungen des Betriebszustandes, ausdenen sich eine Verminderung der Sicherheitergeben könnte, so frühzeitig anzeigen, dass dieEinhaltung der jeweiligen sicherheitstechnischenNachweisziele gewährleistet werden kann.Betriebs- und Anlagenzustände der Sicherheitsebenen1 bis 4a werden im jeweiligen, densicherheitstechnischen Kriterien entsprechendensicherheitstechnischen Umfang überwacht.Hinweis: Kriterien bzgl. der Sicherheitsebenen 4b und 4csiehe: „Sicherheitskriterien an Kernkraftwerke: Kriterien fürden anlageninternen Notfallschutz“ (Modul 7), in der Nummer3.3 (6).Nummer 1.4 (5) Modul 10).(2) Wichtige Stellungsanzeigen von aktiven Komponentensind möglichst direkt vom verfahrenstechnischenStellglied abzugreifen. Eine zuverlässigeKopplung zwischen dem Stellungssignalgeber unddem verfahrenstechnischen Stellglied muss gewährleistetsein.6.2 (13)M5:3.1 (6)6.2 Betriebliche Steuer- und Regeleinrichtungen -(1) Betriebliche Steuer- und Regeleinrichtungen sindmöglichst einfach und zuverlässig aufzubauen.Sicherheitstechnisch relevante Parameter werdenaufgezeichnet. Die Aufzeichnungen werdenzuverlässig und reproduzierbar archiviert.Meldungen von aktiven Komponenten, welcheden Funktionsablauf der leittechnischen Einrichtungenmitbestimmen, werden vorzugsweise ausder Prozessvariablen abgeleitet oder unmittelbaram verfahrenstechnischen Stellglied abgegriffen.Überführung der Anforderung in die genannteNummer Modul 5.Die Anforderung an einezuverlässige Kopplung wurde gestrichen. Sieentspricht nicht dem Detaillierungsgrad desModuls.Betriebliche Steuer- und Regeleinrichtungen sind Überführung in Abs. 3.1 Modul 5 „Leittechnischemöglichst einfach und zuverlässig aufzubauen.Einrichtungen für Leittechnik-Funktionender Kategorien A bis C“. Dort wird die Kategorisierungder Leittechnik-Funktionen eingeführt.Die AuslegungsKriterien an leittechnischeEinrichtungen wurden entsprechend dersicherheitstechnischen Bedeutung der Kategorienformuliert. Die AuslegungsKriterien andie betrieblichen Steuer- und Regeleinrichtungensind dementsprechend im Abschnitt3.1 enthalten. Die dortigen Kriterien erfassenin ihrer Gesamtheit die RSK LL Anforderung.(2) Die Steuer- und Regeleinrichtungen sind so aus- Die Steuer- und Regeleinrichtungen sind so auszu- Diese RSK-LL-Anforderung wurde nicht über-- 70 -

zulegen und einzustellen, dass sie im Zusammenwirkenmit den vermaschten Regelstrecken im Betriebsbereichder jeweiligen Einrichtung stabil arbeiten7. Elektrische Einrichtungen des Sicherheitssystemsund der anderen Systeme mit sicherheitstechnischerBedeutung7.1 GeltungsbereichZu den elektrischen Einrichtungen des Sicherheitssystemsund der anderen Systeme mit sicherheitstechnischerBedeutung gehören:- die Sicherheitsleittechnik- die elektrischen Komponenten des Sicherheitssystemsund der anderen Systeme mit sicherheitstechnischerBedeutung- die Energieversorgung des Sicherheitssystemsund der anderen Systeme mit sicherheitstechnischerBedeutung7.2 Allgemeine Anforderungen -7.2.1 Auslegung -(1) Es ist sicherzustellen, dass eine Reaktoranlagenur mit einem funktionsbereiten SicherheitssystemM1:2.1 (4)betrieben wird. Bei jedem Anlagenzustand muss diejeweils erforderliche Funktionsfähigkeit und Zuverlässigkeitdes Sicherheitssystems gegeben sein.(2) Bei der Auslegung der elektrischen Einrichtungendes Sicherheitssystems sind Störungen undStörfälle innerhalb und außerhalb des Sicherheitssystemsin Betracht zu ziehenlegen und einzustellen, dass sie im Zusammenwirkenmit den vermaschten Regelstrecken im Betriebsbereichder jeweiligen Einrichtung stabil arbeiten-nommen, weil sie nicht dem Detaillierungsgradvon Modul 5 entspricht.- - Der Geltungsbereich wurde für die Umsetzungdes Konzepts der Sicherheitsebenengemäß Modul 1 und der im Modul 5 eingeführtenKategorien für die Leittechnik-Funktionen (s. M5) Abs. 1 und 2) und für dieelektrische Energieversorgung (s. M12) festgelegt.Diese Festlegungen decken den Geltungsbereichder RSK-LL ab.2.1 (11)M5:3.2 (1)Das gestaffelte Sicherheitskonzept ist für alleBetriebsphasen unter Berücksichtigung der jeweiligenBesonderheiten der verschiedenen Betriebsphasenumgesetzt.Die Maßnahmen und Einrichtungen aller vierSicherheitsebenen sind in den unterschiedlichenBetriebsphasen gemäß den darin spezifiziertenKriterien grundsätzlich verfügbar.Unverfügbarkeiten sind in Abhängigkeit ihrersicherheitstechnischen Auswirkungen befristet,die dabei einzuhaltenden Bedingungen sind spezifiziert.Bei der Auslegung der leittechnischen Einrichtungen,die Leittechnik-Funktionen der KategorieA ausführen, sind versagensauslösende Ereignisseinnerhalb und außerhalb des Sicherheitssystemsberücksichtigt.Überführung in die genannten übergeordnetenKriterien. Weitere Präzisierung der erforderlichenFunktionsfähigkeit der leittechnischenEinrichtungen des Sicherheitssystemserfolgt im Modul 5 (siehe auch Nummern 3.2(4), 3.2 (14), 3.2 (16).Die systematische Einbeziehung aller Betriebsphasenist eine notwendige Ergänzungdes Regelwerks, die sich aus einer Vielzahlvon Betriebserfahrungen ableitet und u. a.Empfehlungen der RSK umsetzt.Umsetzung des Defence-in-Depth Konzeptsgemäß den Grundsätzen der IAEA (in Anlehnungan: IAEA NS-R-1, 4.4).Überführung der Anforderung in die genannteNummer, wobei die RSK-LL Anforderung demGeltungsbereich des Moduls 5 und den imRegelwerksvorhaben eingeführten Begriffenangepasst wurde.(3) Ein einzelnes versagenauslösendes Ereignis M1: Es ist sichergestellt, dass ein einzelnes techni- Überführung der Anforderung in die genannte- 71 -

darf eine erforderliche Funktion des Sicherheitssystemsim Bedarfsfall nicht verhindern.2.1 (6) sches Versagen oder menschliches Fehlverhaltenauf einer der Sicherheitsebenen 1 bis 3 dieWirksamkeit der Maßnahmen und Einrichtungender nächsten Ebenen nicht gefährdet.Nummer Weitere Präzisierung der erforderlichenEinzelfehlerkonzept- Festigkeit der leittechnischenEinrichtungen des Sicherheitssystemserfolgt im Modul 5 (siehe auch 3.2(5), 3.2 (12), 3.2 (14).(4) Eingriffe von Unbefugten in die elektrischenEinrichtungen des Sicherheitssystems sind vorzugsweisedurch technische Einrichtungen soweit wie möglich zu erschweren oder zu verhindern.Eine Absicherung durch administrativeMaßnahmen ist auf solche Bereiche zu beschränken,die durch technische Maßnahmennicht sinnvoll abgesichert werden können. DasAusmaß der Maßnahmen muss sich an der Zugänglichkeitder abzusichernden Bereiche orientieren.(5) Zur Absicherung gegen Bedienungsfehlersind technische Maßnahmen vorrangig vor administrativenvorzusehen.M5:10 (2)M5: 3.1(11)Die unberechtigten Eingriffe von Unbefugten indie elektrischen Einrichtungen leittechnischenEinrichtungen einschließlich der Software sindvorzugsweise durch technische EinrichtungenVorkehrungen so weit wie möglich erschwertoder verhindert. Eine Absicherung durchadministrative organisatorische Maßnahmen istauf solche Bereiche beschränkt, die durch technischeEinrichtungen Vorkehrungen nicht sinnvollabgesichert werden können.Die Wirksamkeit und Zuverlässigkeit der vorgesehenenMaßnahmen und technischen Vorkehrungenentspricht der sicherheitstechnischenBedeutung der leittechnischen Einrichtungen.Das Ausmaß der Maßnahmen muss sich an derZugänglichkeit der abzusichernden BereicheorientierenZur Absicherung gegen Bedienungsfehlerwerden sind technische MaßnahmenVorkehrungen vorrangig vorzugsweise voradministrativen organisatorischen Maßnahmenvorgesehenangewandt.Umsetzung des Defence-in-Depth Konzeptsgemäß den Grundsätzen der IAEA (sieheauch IAEA „Assessment of defence in depthfor NPPs”, Dec. 2003, 2.1).Die Anforderung an die Zugriffskontrolle derRSK-LL wurde im Modul 5 entsprechend demGeltungsbereich präzisiert (s. 10 (2)): Es wurdendie in der RSL-LL-DWR bisher separatbestehenden Abschnitte zusammengefasst.Weiter wurden die Kriterien an die Wirksamkeitergänzt. Der Absatz „Das Ausmaß …“wurde gestrichen, da er nur einen Hinweischarakterhat und nicht der Detaillierungstiefedes T5-Textvorschlags entspricht.(6) Eingriffe in die Einrichtungen des Sicherheitssystemssind zu dokumentieren.M5: 11(2)Die Instandhaltungsvorgänge und Eingriffe in dieleittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A bis C ausführen, sinddokumentiert.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Die Formulierung des RSK-LL-Textes wurde an die Kategorisierung im Modul5 angepasst. Weiter wurden die in derRSL-LL-DWR bisher separat bestehendenAbschnitte zusammengefasst, wobei die bishernur für Prüfungen bestehende Dokumentationsanforderungauf alle Instandhaltungsvorgängeausgeweitet wurde.(7) Die elektrischen Einrichtungen des Sicher- M5: 3.2 Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittech- Überführung der Anforderung in die genannte- 72 -

heitssystems sind zur Sicherung ihrer Funktionsfähigkeitzuverlässig auszulegen. Auch bei Prüfungen,Wartungsarbeiten oder Reparaturen derelektrischen Einrichtungen muss das Sicherheitssystemseine Aufgabe mit ausreichenderZuverlässigkeit erfüllen. Für die Sicherheitsleittechnikgilt 7.3.a) Die elektrischen Einrichtungen des Sicherheitssystemssind redundant sowie räumlich getrenntoder durch sicherheitstechnisch gleichwertigeMaßnahmen geschützt und elektrisch unabhängigauszuführen.b) Ein Ausfall in den elektrischen Einrichtungendes Sicherheitssystems darf nur die Funktioneines der zueinander redundanten Stränge desSicherheitssystems beeinträchtigen.c) Ein einzelnes anlageninternesversagenauslösendes Ereignis darf nicht zumAusfall mehrerer der zueinander redundantenStränge des Sicherheitssystems führen.d) Die elektrischen Einrichtungen, die für dieFunktionsfähigkeit des Sicherheitssystems nachEintritt von Störfällen erforderlich sind, müssenden jeweils ungünstigsten Umgebungs- und Störfallbedingungenstandhalten, die im zugehörigenAufstellungs- oder Installationsbereich durch denAufbau und die Auslegung des Kernkraftwerksvorgegeben sind.e) Bei Ausfall einzelner Stränge des Sicherheitssystemsdurch Einwirkungen von außen müssendie übrigen Stränge zur Beherrschung des jeweiligenStörfalls ausreichen.(4) nik-Funktionen der Kategorie A ausführen, sindzur Sicherstellung ihrer Funktionsfähigkeit zuverlässigausgelegt. Sie sind so ausgelegt, dassauch bei Instandhaltungsmaßnahmen an diesenEinrichtungen das Sicherheitssystem seine Aufgabemit ausreichender Zuverlässigkeit erfüllt(siehe auch „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke:Kriterien für die Auslegung und den sicherenBetrieb von baulichen Anlagenteilen, Systemenund Komponenten“ (Modul 10, Abschnitt1.1).a) Die elektrischen leittechnischen Einrichtungendes Sicherheitssystems, die Leittechnikfunktionender Kategorie A ausführen, sind redundantausgelegt. sowieSie sind räumlich getrenntoder durch sicherheitstechnisch gleichwertigeMaßnahmen Vorkehrungen geschütztund elektrisch unabhängig ausgeführt.b) Ein Ausfall in den elektrischen leittechnischenEinrichtungen des Sicherheitssystems hathöchstens Auswirkungen auf darf nur dieFunktion eines der zueinander redundantenStränge der betroffenen Redundante desSicherheitssystems beeinträchtigen.Ein einzelnes anlageninternesversagenauslösendes Ereignis darf nicht zumAusfall mehrerer der zueinander redundantenStränge des Sicherheitssystems führen.c) Die elektrischen leittechnischen Einrichtungen,die für die Funktionsfähigkeit des Sicherheitssystemsnach Eintritt von StörfällenEreignissen der Sicherheitsebene 3 erforderlichsind, sind so ausgelegt, dass sie den jeweilsungünstigsten Umgebungs- und Störfallbedingungenstandhalten, die im zugehörigenAufstellungs- und Installationsbereich durchden Aufbau und die Auslegung des Kernkraftwerksvorgegeben sind auftreten können.Bei Ausfall einzelner Stränge des Sicherheitssystemsdurch Einwirkungen von außen müssendie übrigen Stränge zur Beherrschung desjeweiligen Störfalls ausreichen.Nummer. Formulierung der RSK-LL-Anforderung wurde an den Geltungsbereichangepasst.Wurde gestrichen, da diese Anforderung imEinzelfehlerkonzept (Modul 10, Nummern 1.1)bzw. in den übergeordneten Kriterien desModul 1 (Nummer 2.1 (6)) berücksichtigt ist.Wurde gestrichen, da diese Anforderung imEinzelfehlerkonzept (Modul 10, Nummern 1.1)bzw. in den übergeordneten Kriterien desModul 1 (Nummer 2.1 (6)) berücksichtigt ist.- 73 -

(8) Es sind auf ihre Eignung geprüfte oder für denEinsatzfall und für die unterstellten Einsatzbedingungenbetriebsbewährte und möglichst wartungsfreieGeräte zu verwenden.(9) Die Störfallfestigkeit der elektrischen Einrichtungendes Sicherheitssystems ist, soweit erforderlich,nachzuweisen.(10) Leitungen und Kabel sind nach Strängengetrennt und, soweit erforderlich, gegen äußereEinwirkungen geschützt zu verlegen.Leitungen und Kabel zur Signalübertragung undStromversorgung von redundanten Mess- undSteuereinrichtungen des Sicherheitssystemssollen ohne Einschleifen in Warten oder zentraleRangierverteiler unmittelbar zu den signalverarbeitendenBaugruppen geführt werden. Sie sindso zu verlegen oder so abzuschirmen, dassdurch äußere Störquellen, wie z.B. durch Starkstromkabel,eine unzulässige Beeinflussung derMess- und Steuersignale vermieden wird. Für dieSicherheitsleittechnik gilt 7.3.(11) Die elektrischen Einrichtungen des Sicherheitssystemssind so auszulegen, dass eine regelmäßigeund lückenlose Überprüfung in Abschaltpausenund, soweit aus Zuverlässigkeitsgründenerforderlich, auch während des Normalbetriebsmöglich ist. Die Prüfungen sollen mittelseingebauter Prüfhilfen leicht durchführbar sein.Prüfeingriffe und Handbefehle dürfen notwendigeSicherheitsfunktionen weder verhindern noch dieZuverlässigkeit ihrer Anregung signifikant vermindern.M5: 3.1(2)M5: 3.1(10)M5: 3.1(3)M5: 3.1(4)M5: 3.2(7)Eine auf ihre Eignung geprüfte überprüfte oderfür den Einsatzfall und für die unterstellten Einsatzbedingungenbetriebsbewährte und möglichstwartungsfreie Geräte Hardware isteingesetzt wird verwendet.Eine auf ihre Eignung geprüfte Software ist eingesetzt.Die Störfallfestigkeit elektrischen Einrichtungendes Sicherheitssystems der leittechnischenEinrichtungen ist, soweit erforderlich, nachgewiesen.Leitungen und Kabel einschließlichLichtwellenleiter sind nach SträngenRedundanten getrennt und, soweit erforderlich,gegen äußere Einwirkungen von innen undaußen geschützt verlegt.Die leittechnischen Einrichtungen sind so ausgelegt,montiert, abgeschirmt und geschützt, dasseine unzulässige Beeinflussung der Signaledurch anlageninterne sowie durch äußere Störquellenvermieden wird.Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionender Kategorie A ausführen, sindgrundsätzlich selbstüberwachend ausgelegt. DieFunktionen und Eigenschaften, die von derSelbstüberwachung nicht erfasst sind, werdeneiner regelmäßigen und lückenlosen Überprüfungunterzogen. Die Prüfzyklen sind auf Grundlagevon Zuverlässigkeitsbetrachtungen festgelegt.Diese Prüfungen sollen mittels eingebauter Prüfhilfenan dafür vorgesehenen Schnittstellen leichtdurchführbar sein.Prüfeingriffe und Handbetätigungen sind so festgelegt,dass notwendige Sicherheitsfunktionenweder verhindert werden noch die Zuverlässigkeitihrer Anregung signifikant vermindert wird.Durch die neue Formulierung des RSK-LL-Textes wird verdeutlicht, dass Geräte ausHardware und Software bestehen können. Eswird die Forderung gestellt, dass auf ihre Eignunggeprüfte HW und SW einzusetzen sind.Formulierung der RSK-LL-Anforderung wurdean den Geltungsbereich des M5 angepasst.Die RSK-LL-Anforderung wurde in Bezug aufLichtwellenleiter erweitert. Dies entsprichtdem Stand von W&T.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Der RSK-LL- Text wurde an denGeltungsbereich des M5 angepasst. Die existierendeAnforderung bezog sich nur auf Beeinflussungvon Leitungen und Kabel. DieAnforderung wurde generell auf alle leittechnischenEinrichtungen erweitert.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. RSK-LL- Text wurde an den Geltungsbereichdes M5 angepasst und präzisiert:Klarstellung auf welcher Basis Zyklen fürdie regelmäßige Überprüfungen festgelegtwerden sollen. Ergänzung um Anforderung fürdie Selbstüberwachung mit Vorrang gegenüberFunktionsprüfungen. Die im alten Textenthaltene Unterscheidung zwischen Abschaltpausenund Normalbetrieb wurde eliminiert.Allein die Zuverlässigkeitsbetrachtungenfür die Festlegung der Prüfzyklen sind entscheidend.- 74 -

(12) Es ist sicherzustellen, dass eine gleichzeitigePrüfung redundant vorhandener elektrischerEinrichtungen des Sicherheitssystems verhindertwird. 7.2.1 (7b) ist anzuwenden.(13) Es sind Maßnahmen vorzusehen, die esermöglichen, die Funktionsfähigkeit der elektrischenEinrichtungen und deren Zusammenwirkenmit den aktiven und passiven Komponentendes Sicherheitssystems zu überprüfen und denZustand dieser sicherheitstechnischen Einrichtungenzu überwachen.(14) Müssen die Bereitschaftsstellungen vonSicherheitseinrichtungen verändert werden, so istsicherzustellen, dass diese Veränderungen nurdurchgeführt werden, wenn entsprechende Freigabebedingungenerfüllt sind, und dass dieseVeränderungen automatisch (z.B. bei den Druckspeicherarmaturenbeim An- und Abfahren derAnlage) oder durch betriebstechnische und administrativeMaßnahmen wieder aufgehobenwerden, wenn die Freigabebedingungen nichtmehr erfüllt sind. In dem sicherheitstechnischgeforderten Zustand sind dann die Einrichtungengegen Eingriffe weitgehend zu sichern.(15) Soweit bei Sicherheitseinrichtungen eindeutigeBereitschaftsstellungen von Stellgliedern beiNormalbetrieb vorgeschrieben sind, ist das Verlassendieser Bereitschaftsstellung zu melden.Handarmaturen sind in Bereitschaftsstellungmöglichst eingriffsicher zu blockieren.(16) Die elektrischen Einrichtungen des Sicherheitssystemssollten nur für Aufgaben innerhalbM5: 3.2(8)M5: 3.1(5)M5: 3.2(2)M5: 3.2(3)M5, 3.2(9)Hinweis: Siehe auch die Kriterien zur Sicherstellung derFunktionsbereitschaft von sicherheitstechnisch wichtigenEinrichtungen gemäß „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke:Kriterien für die Auslegung und den sicheren Betrieb vonbaulichen Anlagenteilen, Systemen und Komponenten“ (Modul10) Abschnitt 1.4.Die Selbstüberwachung ist so ausgelegt, dasssie die Funktion der leittechnischen Einrichtungen,die Leittechnik-Funktionen der Kategorie Aausführen, nicht beeinträchtigt. Die regelmäßigenÜberprüfungen nach der Nummer 3.2 (7) sind sogeplant und werden so durchgeführt, dass einegleichzeitige Prüfung redundanter leittechnischerEinrichtungen nicht stattfindet.Es sind Maßnahmen und Einrichtungenvorhanden vorgesehen, die es ermöglichen, dieFunktionsfähigkeit der elektrischenleittechnischen Einrichtungen und deren ihr Zusammenwirkenmit den aktiven und passivenKomponenten des Sicherheitssystems zu überprüfenund den Zustand dieser sicherheitstechnischenEinrichtungen zu überwachen.Veränderungen an Bereitschaftsstellungen vonEinrichtungen des Sicherheitssystems werdennur dann vorgenommen, wenn entsprechendeFreigabebedingungen erfüllt sind und wenn dieseVeränderungen automatisch oder durch technischeVorkehrungen bzw. organisatorische Maßnahmenwieder aufgehoben werden, wenn dieFreigabebedingungen nicht mehr erfüllt sind. Indem sicherheitstechnisch geforderten Zustandsind diese Einrichtungen gegen unzulässige Eingriffegeschützt.Sind bei Einrichtungen des Sicherheitssystemseindeutige Bereitschaftsstellungen von Stellgliedernbei Normalbetrieb vorgeschrieben, so wirddas Verlassen dieser Bereitschaftsstellung signalisiert.Die elektrischen leittechnischen Einrichtungendes Sicherheitssystems, die Leittechnik-Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Der RSK-LL- Text wurde an denGeltungsbereich des M5 angepasst und präzisiert:Anforderung wurde um Selbstüberwachungergänzt und an die Kategorisierung desM5 angepasst.Formulierung der RSK-LL-Anforderung wurdean den Geltungsbereich des M5 angepasst.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Der RSK-LL-Text wurde demSprachgebrauch des Vorhabens angepasstund präzisiert: Der Begriff „Sicherheitseinrichtungen“wurde durch „Einrichtungen desSicherheitssystems“ ersetzt. Die Unschärfe„weitgehend“ wurde eliminiert.Überführung des RSK-LL-Texts in denSprachgebrauch der Module. Der Begriff„Sicherheitseinrichtungen“ wurde durch „Einrichtungendes Sicherheitssystems“ ersetzt.Formulierung wurde von „melden“ auf „signalisieren“geändert.Die Formulierung des RSK-LL-Textes wurdean die Kategorisierung und an den Geltungs-- 75 -

des Sicherheitssystems benutzt werden. SofernSicherheitseinrichtungen auch für betrieblicheAufgaben eingesetzt werden, müssen die zugehörigenelektrischen Einrichtungen so ausgelegtwerden, das die geforderte Zuverlässigkeit dieserSicherheitseinrichtungen nicht unzulässig beeinträchtigtwird.(17) Die Hilfsanlagen und die Hilfsmedienversorgungdes Sicherheitssystems sind so zuverlässigauszulegen, das sie die Nichtverfügbarkeit der zuversorgenden Systeme nicht bestimmen.M12:, 2(14)Funktionen der Kategorie A ausführen, solltenwerden grundsätzlich nur für Aufgaben innerhalbdes Sicherheitssystems benutzt. SofernSicherheitsEinrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A ausführen, auch fürbetriebliche Aufgaben auf den Sicherheitsebenen1 oder 2 eingesetzt werden, sind die zugehörigenelektrischen leittechnischen Einrichtungen soausgelegt, dass die geforderte Zuverlässigkeitdieser SicherheitsEinrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A ausführen, nicht beeinträchtigtwird.Die Hilfs- und Versorgungssysteme der Notstromanlagensind so ausgelegt, dass diese mindestensder Anzahl der Redundanten des Notstromsystemsentsprechen und die Zuverlässigkeitdes Notstromsystems nicht bestimmen.bereich des Moduls 5 angepasst. Der Begriff„elektrischen Einrichtungen des Sicherheitssystems“wurde entsprechend dem Geltungsbereichals „leittechnische Einrichtungen desSicherheitssystems “ definiert. Der Begriff„betriebliche Aufgaben“ wurde in Anpassungan das Sicherheitsebenenkonzept ersetzt.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Der RSK-LL-Text wurde dem Geltungsbereichdes Moduls 5 angepasst und alsAnforderung für die Hilfssysteme und dieHilfsmedienversorgung der Notstromanlagenumgesetzt. Übergeordnete Kriterien an dieHilfsanlagen und Hilfsmedienversorgung desSicherheitssysteme werden im Modul 1, 3.1(3) h) aufgestellt.(18) Rückmeldungen von aktiven Systemkomponenten(z.B. Stellantrieben), welche den Funktionsablaufder Sicherheitsleittechnik mitbestimmen,sollen vorzugsweise aus der Prozessvariablenabgeleitet oder unmittelbar am verfahrenstechnischenStellglied abgegriffen werden. Einezuverlässige Kopplung zwischen dem Stellungssignalgeberund dem verfahrenstechnischenStellglied muss gewährleistet sein.M1, 3.1(3) h)M5: 3.1(6)7.2.2 Prüfungen - -(1) Die Funktionsfähigkeit der elektrischen Einrichtungendes Sicherheitssystems und der anderenSysteme mit sicherheitstechnischer Bedeutungist während der Nutzungsdauer der AnlageM5: 9(1)die Hilfs- und die Versorgungssysteme derSicherheitseinrichtungen sind so zuverlässigausgelegt, dass sie die erforderlich hohe Verfügbarkeitder zu versorgenden Einrichtungen absichern;Meldungen von aktiven Komponenten, welcheden Funktionsablauf der leittechnischen Einrichtungenmitbestimmen, werden vorzugsweise ausder Prozessvariablen abgeleitet oder unmittelbaram verfahrenstechnischen Stellglied abgegriffen.Die Funktionsfähigkeit der elektrischenleittechnischen Einrichtungen des Sicherheitssystemsund der anderen Systeme mit sicherheitstechnischerBedeutung, die Leittechnik-Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Der RSK-LL-Text wurde dem Geltungsbereichdes Moduls 5 angepasst. DieAnforderung an eine zuverlässige Kopplungwurde gestrichen. Sie entspricht nicht demDetaillierungsgrad des M5-Textvorschlags.Anpassung der Formulierung des RSK-LL-Textes an die Kategorisierung im Modul 5 undan Geltungsbereich.- 76 -

durch geeignete Prüfungen nachzuweisen. DiesePrüfungen müssen alle funktionswichtigen Komponentenerfassen.(2) Art und Umfang der Prüfungen und die Zeitabständezwischen den Prüfungen sind in allenEinzelheiten festzulegen.(3) Die Ergebnisse der Prüfungen sind zu dokumentieren.M5: 9(2)M5: 9(3)Funktionen der Kategorie A bis C ausführen, istwährend der BetriebNutzungsdauer der Anlagedurch geeignete Prüfungen nachgewiesen. DiesePrüfungen erfassen alle funktionswichtigenKomponenten Einrichtungen.Art und Umfang der Prüfungen und die Zeitabständezwischen den Prüfungen sind in allenEinzelheiten festgelegt. Diese Festlegungen werdenin regelmäßigen Abständen u. a. anhand derBetriebserfahrungen überprüft.Die Ergebnisse der Prüfungen werden dokumentiert.Die Anforderung wurde um die Forderungnach regelmäßiger Überprüfung von Art undUmfang und den Zeitabständen zwischen denPrüfungen erweitert. Diese Anforderung ergibtsich aus der langjährigen Auswertung derBetriebserfahrung unterhalb und oberhalb derMeldeschwelle.7.2.3 Vorzulegende UnterlagenZur Begutachtung sind Unterlagen vorzulegen,die alle sicherheitstechnisch wichtigen Einzelheitender elektrischen Einrichtungen des Sicherheitssystemsprüffähig beschreiben. Hierzu gehörtauch eine Liste, in der alle Antriebe undStellglieder des Sicherheitssystems aufgeführtsind.7.3 SicherheitsleittechnikFolgende Regeln liegen hierzu vor:Reaktorschutzsystem und Überwachungseinrichtungendes Sicherheitssystems (KTA 3501) Fassung6/85Typprüfung von elektrischen Baugruppen desReaktorschutzsystems (KTA 3503) Fassung11/86Typprüfung von Messwertgebern und Messumformerndes Reaktorschutzsystems (KTA 3505)Fassung 11/84Systemprüfung der leittechnischen Einrichtungendes Sicherheitssystems in Kernkraftwerken (KTA3506) Fassung 11/84Werksprüfungen, Prüfungen nach Instandsetzungund Nachweis der Betriebsbewährung fürleittechnischen Einrichtungen des Sicherheitssystems(KTA 3507) Fassung 11/86Zur Begutachtung sind Unterlagen vorzulegen,die alle sicherheitstechnisch wichtigen Einzelheitender elektrischen Einrichtungen des Sicherheitssystemsprüffähig beschreiben. Hierzu gehörtauch eine Liste, in der alle Antriebe undStellglieder des Sicherheitssystems aufgeführtsind.Folgende Regeln liegen hierzu vor:Reaktorschutzsystem und Überwachungseinrichtungendes Sicherheitssystems (KTA 3501) Fassung6/85Typprüfung von elektrischen Baugruppen desReaktorschutzsystems (KTA 3503) Fassung11/86Typprüfung von Messwertgebern und Messumformerndes Reaktorschutzsystems (KTA 3505)Fassung 11/84Systemprüfung der leittechnischen Einrichtungendes Sicherheitssystems in Kernkraftwerken (KTA3506) Fassung 11/84Werksprüfungen, Prüfungen nach Instandsetzungund Nachweis der Betriebsbewährung fürleittechnischen Einrichtungen des Sicherheitssystems(KTA 3507) Fassung 11/86Der RSK-LL-Abschnitt wurde nicht übernommen,weil die Anforderung nicht dem Detaillierungsgradvon M5 entspricht.Verweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.7.3.1 Geltungsbereich M5: Geltungsbereich Überführung der Anforderung in die genannte- 77 -

Die Sicherheitsleittechnik ist die Leittechnik desSicherheitssystems und der anderen Systememit sicherheitstechnischer Bedeutung. DieSicherheitsleittechnik umfasst die Leittechnik-Funktionen der Kategorien 1, 2 und 3. Sie wirddurch Einrichtungen realisiert, bei denen GeräteLeittechnik-Funktionen ausführen.7.3.2 Allgemeine Anforderungen -(1) Die Sicherheitsleittechnik muss bewirken,dass die Schutzziele sichergestellt werden. Dabeisollen gestaffelte Maßnahmen angewendet werden.Die Einrichtungen der Sicherheitsleittechnikführen dabei Leittechnik-Funktionen unterschiedlichersicherheitstechnischer Bedeutung aus.(2) Entsprechend ihrer sicherheitstechnischenBedeutung sind die Leittechnik- Funktionen inunterschiedliche Kategorien einzuordnen, für dieabgestufte Sicherheitsanforderungen gelten:Kategorie 1Die Leittechnik-Funktionen der Kategorie 1 umfassenalle Funktionen, die erforderlich sind, umnichttolerable Auswirkungen der Störfälle zu verhindern.Kategorie 2Die Leittechnik-Funktionen der Kategorie 2 umfassenalle Funktionen, die erforderlich sind, umdie Ausweitung einer Störung zu einem Störfallzu verhindern. 7)7)Bei Ausfall dieser Leittechnik-Funktionen sind nurgeringe Schadensauswirkungen zu erwarten.Kategorie 3Die Leittechnik-Funktionen der Kategorie 3 umfassenalle übrigen Funktionen mit sicherheitstechnischerBedeutung. 8)8)Funktionen dieser Einrichtungen sind z.B. Teile derStörfall- und der Strahlenschutzinstrumentierung.1 Die nachfolgenden Kriterien gelten für leittechnischeEinrichtungen, die auf den Sicherheitsebenen1 bis 4 Leittechnik-Funktionen mit sicherheitstechnischerBedeutung ausführen.M5: 2Die Erfüllung der Kriterien wird durch Einrichtungenrealisiert, bei denen Hard- und SoftwareLeittechnik-Funktionen ausführen.Die Sicherheitsleittechnik muss bewirken, dassdie Schutzziele sichergestellt werden. Dabei sollengestaffelte Maßnahmen angewendet werden.Die Einrichtungen der Sicherheitsleittechnik führendabei Leittechnik-Funktionen unterschiedlichersicherheitstechnischer Bedeutung aus.Entsprechend ihrer sicherheitstechnischen Bedeutungsind die Leittechnik-Funktionen in unterschiedlicheKategorien eingeordnet, für die abgestufteKriterien gelten:Kategorie ADie Leittechnik-Funktionen der Kategorie A umfassenalle Funktionen, die erforderlich sind, umEreignisse der Sicherheitsebene 3 zu beherrschen.Kategorie BDie Leittechnik-Funktionen der Kategorie B umfassenalle Funktionen, die erforderlich sind, umEreignisse der Sicherheitsebene 2 zu beherrschensowie das Eintreten von Ereignissen derSicherheitsebene 3 zu vermeiden.Kategorie CDie Leittechnik-Funktionen der Kategorie C umfassenalle übrigen Funktionen mit sicherheitstechnischerBedeutung.Nicht kategorisiert sind Leittechnik-Funktionen,die keine unmittelbare sicherheitstechnischeBedeutung haben.HinweisFür leittechnische Einrichtungen, dienicht kategorisierte Leittechnik-Nummer. Der bisher in der RSK-LL-DWRverwendete Begriff „Sicherheitsleittechnik“deckt leittechnische Einrichtungen in unterschiedlichenKategorien ab. Im Modul 5 ist dieKategorisierung der Leittechnik-Funktionenentsprechend dem Geltungsbereich eingeführt(s. M5, Abs. 1 und 2). Demzufolge werdenim Modultext gezielt Kriterien an die leittechnischenEinrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorien A, B und C ausführen,gestellt.RSK-LL-Text ist mit dem Konzept der Sicherheitsebenennicht kompatibel und wird nichtübernommen. Die Kriterien gelten für die leittechnischenEinrichtungen, die Leittechnik-Funktionen auf den Sicherheitsebenen ausführen.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Der M5-Text wurde in Anlehnung anden Text der RSK-LL erstellt. Dabei wurdedas Konzept der Sicherheitsebenen für dieleittechnischen Einrichtungen umgesetzt undQualitätsanforderung in Form der Kategoriendurch T5 erarbeitet.- 78 -

(3) Entsprechend der unterschiedlichen sicherheitstechnischenBedeutung der Leittechnik-Funktionen sind die sie ausführenden Geräte derSicherheitsleittechnik in Kategorien mit abgestuftenQualifizierungsanforderungen einzuordnen:Kategorie E1Geräte der Kategorie E1 umfassen alle Geräte,die Leittechnik- Funktionen der Kategorien 1 oder2 ausführen.Kategorie E2Geräte der Kategorie E2 umfassen alle Geräte,die Leittechnik- Funktionen der Kategorie 3 ausführen.(4) Der Aufbau der Sicherheitsleittechnik derKategorie 1 soll einfach sein. Er soll erforderlicheNachweise zur Qualifizierung des Systems zuverlässigermöglichen. 9)9)Im folgenden wird die Sicherheitsleittechnik, dieLeittechnik-Funktionen der Kategorie 1 ausführt,mit "Sicherheitsleittechnik der Kategorie 1" bezeichnet,entsprechendes gilt für die Sicherheitsleittechnikder Kategorien 2 und 3.)(5) Bei der Auslegung der Sicherheitsleittechnikder Kategorie 1 ist Vorsorge gegen systematischeAusfälle zu treffen.(6) Es ist nachzuweisen, dass die Sicherheitsleittechnikder Kategorie 1 ihre Aufgaben auch dannerfüllt, wenn zusätzlich zum Störfall ein Zufallsausfallund ein systematischer Ausfall und Folgeausfälleeintreten. Ein systematischer AusfallM5: 3.2(10)M5: 3.2(11)M5: 3.2(12)Funktionen ausführen, werden im Folgendenkeine Kriterien aufgestellt.Entsprechend der unterschiedlichen sicherheitstechnischenBedeutung der Leittechnik- Funktionensind die sie ausführenden Geräte derSicherheitsleittechnik in Kategorien mit abgestuftenQualifizierungsanforderungen einzuordnen:Kategorie E1Geräte der Kategorie E1 umfassen alle Geräte,die Leittechnik- Funktionen der Kategorien 1 oder2 ausführen.Kategorie E2Geräte der Kategorie E2 umfassen alle Geräte,die Leittechnik- Funktionen der Kategorie 3 ausführen.Leittechnische Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A ausführen, sind soaufgebaut, dass die erforderlichen Nachweise zurQualifizierung der leittechnischen Einrichtungendes Sicherheitssystems zuverlässig möglich sind.Die Auswirkungen von systematischen Ausfällender leittechnischen Einrichtungen auf die Ereignisabläufeder Sicherheitsebene 3 sind unterBerücksichtigung der verfahrenstechnischenVorgaben analysiert.Bei der Auslegung der leittechnischen Einrichtungen,die Leittechnik-Funktionen der KategorieA ausführen, sind Vorkehrungen gegen systematischeAusfälle der festverdrahteten leittechnischenEinrichtungen zur Minderung der Eintrittswahrscheinlichkeitderart getroffen, dass sie nichtmehr unterstellt werden müssen. (...)Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionender Kategorie A ausführen, sindgrundsätzlich so ausgelegt, dass sie ihre Aufgabenim Anforderungsfall unter Berücksichtigungfolgender Annahmen erfüllen:Diese RSK-LL-Anforderung wird nicht übernommen:Die abgestuften Kriterien für dieleittechnischen Einrichtungen sind entsprechendder im M5 eingeführten Kategorisierungerstellt. Die Geräte (Hardware) sind alsein Bestandteil der leittechnischen Einrichtungenerfasst und bedürfen keiner weiterenKategorisierung im Modul 5.Überführung des RSK-LL-Text, dabei Präzisierunghinsichtlich der Aussage zur Qualifizierungder leittechnischen Einrichtungen desSicherheitssystems.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Die Formulierung des RSK-LL-Textes wurde an die Kategorisierung und anden Geltungsbereich des Moduls 5 angepasst.Der Begriff „Ausfälle“ wurde in Bezugauf softwarebasierte Leittechnik präzisiert.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. M5-Textvorschlag wurde in Anlehnungan die RSK-LL erstellt, wobei Anforderungzur Vermeidung des systematischenAusfalls unter Berücksichtigung des EFK neu- 79 -

aucht dabei nicht angenommen zu werden,wenn ausreichende Maßnahmen zu seiner Vermeidungnachgewiesen werden. Während einesInstandhaltungsfalls ist auch ein Störfall zu unterstellen.Dabei brauchen innerhalb einer Zeitspannevon 100 h der systematische Ausfall undder Zufallsausfall nicht überlagert zu werden.a) ein Zufallsausfall durch einen Einzelfehler,b) und ein systematischer Ausfall (systematischerAusfall der Hardware oder systematischesSoftwareversagen), gilt nicht für festverdrahteteLeittechnik, wenn die Voraussetzung vonNummer 3.2 (11) erfüllt ist,c) und Folgeausfälled) und ein Instandhaltungsfall vorliegt.formuliert wurde. Der Begriff „Ausfälle“ wurdein Bezug auf software-basierte Leittechnikpräzisiert.Während eines Instandhaltungsfalls wird innerhalbeiner Zeitspanne von 100 h das gleichzeitigeAuftreten des systematischen Ausfalls und desZufallsausfalls nicht unterstellt.Bei software-basierten leittechnischen Einrichtungenmit einem ausreichend hohen Selbstüberwachungsgradund nachgewiesenenInstandhaltungszeiten kleiner als 10 h wirdgleichzeitig mit dem systematischen Ausfall dasAuftreten eines Zufallsausfalls oder des Instandhaltungsfallsnicht unterstellt.(7) Es ist nachzuweisen, dass die Sicherheitsleittechnikder Kategorie 2 ihre Aufgaben auch dannerfüllt, wenn zusätzlich zur Störung ein Zufallsausfallund Folgeausfälle eintreten. Währendeines Instandhaltungsfalls ist auch eine Störungzu unterstellen.Zum Ausfall durch Einzelfehler undUnverfügbarkeit durch Instandhaltung sind weitereKriterien in den „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke:Kriterien für die Auslegung und densicheren Betrieb von baulichen Anlagenteilen,Systemen und Komponenten“ Modul 10, Abschnitt1, festgelegt.M5: 3.3 Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionender Kategorie B ausführen, sindso ausgelegt, dass sie ihre Aufgaben auch dannerfüllen, wenn im Anforderungsfall zusätzlich einZufallsausfall und daraus resultierende Folgeausfälleeintreten.Eine leittechnische Einrichtung, die durch einefehlerhafte Ansteuerung einen Störfall auslösenkann, ist durch eine von der als fehlerhaft angenommenenleittechnischen Einrichtung unabhängigeleittechnische Einrichtung überlagert. DieLeittechnik-Funktionen dieser unabhängigenleittechnischen Einrichtung ist nach Kategorie BÜberführung der Anforderung in die genannteNummer. Textvorschlag wurde in Anlehnungan die RSK-LL erstellt. Im RSK-LL-Text wurdedie Einschränkung für den Instandhaltungsfallaufgehoben und die Anpassung an den Geltungsbereichdes Moduls und an die Kategorisierungder LT-Funktionen der Formulierungdurchgeführt. Zustandsbegrenzungen stellenRandbedingungen zur Beherrschung vonEreignissen der SE3 sicher. Deshalb wurdeder 2. Absatz hinzugefügt.- 80 -

(8) Eingriffe in die Sicherheitsleittechnik der Kategorien1 und 2 sollen angezeigt werden.(9) Fehlerhaftes Ansteuern des Sicherheitssystemsist unter Berücksichtigung der Ausfallkombinationennach 7.3.2 (6) zu verhindern, wenndadurch Störfälle mit nichttolerablen Auswirkungenauftreten können.(10) Die Sicherheitsleittechnik darf dieUnverfügbarkeit des Sicherheitssystems nichtbestimmen(11) Die Sicherheitsleittechnik soll Schutzaktionenzur Beherrschung von Störfällen automatischauslösen. Das Sicherheitssystem ist so auszulegen,dass notwendige von Hand auszulösendeSchutzaktionen zur Beherrschung von Störfällennicht vor Ablauf von 30 Minuten erforderlich werden.(12) Leittechnik-Funktionen zur Durchführungvon Handmaßnahmen, die erforderlich sind, umnichttolerable Auswirkungen der Störfälle zu verhindern,und die dazu notwendigen Informationenkönnen nach Kategorie 2 klassifiziert werden,wenn die Überlagerung der Ausfallannahmennach 7.3.2 (6) eingehalten wird.M5: 10(1)M5: 3.2(5)M5: 3.2(14)M5: 3.2(6)M5: 3.1(12)eingestuft.Eingriffe in die leittechnischen Einrichtungen, dieLeittechnik-Funktionen der Kategorie A und Bausführen, werden auf der Warte angezeigt. InFällen, in denen dies technisch nicht möglich ist,wird das Wartenpersonal vor dem geplantenEingriff über die Eingriffe informiert.Die leittechnischen Einrichtungen sind so ausgelegt,dass fehlerhaftes Ansteuern des Sicherheitssystemsunter Berücksichtigung der Nummer3.2 (11) verhindert wird, wenn dies zu auslegungsüberschreitendenAnlagenzuständen führenkann..Die leittechnischen Einrichtungen sind so ausgelegt,dass sie die Unverfügbarkeit des Sicherheitssystemsnicht bestimmen.Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionender Kategorie A ausführen, sindso ausgelegt, dass Schutzaktionen grundsätzlichautomatisch ausgeführt werden.Nur wenn sichergestellt wird, dass vom Zeitpunktdes Erkennens eines Ereignisses der Sicherheitsebene3 bis zur Auslösung der zur Beherrschungnotwendigen Schutzaktion eine ausreichendZeit für die Entscheidungsfindung und fürdie Durchführung der Schutzaktion durch dasPersonal zur Verfügung steht, dürfen notwendigeSchutzaktionen auch von Hand ausgelöst werden.Der Auslegungsrichtwert für die Zeitspanne, innerhalbderer keine Handmaßnahmen erforderlichsind, beträgt 30 min.Die leittechnischen Einrichtungen sind so ausgelegt,dass die für die Beherrschung von Ereignissenund für die Durchführung von Maßnahmendes anlageninternen Notfallschutzes erforderlichenEingriffsmöglichkeiten vorhanden sind. DieEingriffsmöglichkeiten sind so ausgelegt, dasssie die Funktionsfähigkeit der leittechnischenEinrichtungen bei der Beherrschung der Ereignisseder Sicherheitsebenen 2 und 3 nicht unzulässigbeeinträchtigen. Die EingriffsmöglichkeitenÜberführung der Anforderung in die genannteNummer. Die RSK-LL-Formulierung wurde andie Kategorisierung im Modul 5 angepasstund hinsichtlich des Anzeigeortes präzisiert.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anforderung wurde in Anlehnung anRSK-LL-Text unter Berücksichtigung desEFK- (Modul 10) und des SE-Konzepts erstellt.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. RSK-LL-Text wurde dem Geltungsbereichdes Moduls 5 angepasst.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anforderung wurde in Anlehnung anRSK-LL-Text unter Berücksichtigung desKonzepts der Sicherheitsebenen erstellt.Siehe auch KTA 3501.Überführung in die Nummern 3.1 (12), 3.4Modul 5. RSK-LL-Text ist mit dem Konzeptder Sicherheitsebenen nicht kompatibel undwird nicht übernommen. Deshalb wurde dieAnforderung hinsichtlich der Eingriffsmöglichkeitenzur Durchführung von Handmaßnahmenin der Nummer 3.1 (12) unter Berücksichtigungdes Konzepts der Sicherheitsebenenneu erstellt. Weitere Kriterien sind in 3.4enthalten.- 81 -

(13) Die Funktionsfähigkeit der Sicherheitsleittechnikist unabhängig von Art und Umfang derzeitlichen Änderung ihrer Eingangssignale 10) zugewährleisten.10)Ein Meldeschwall ist zuverlässig zu verarbeiten.(14) Die Sicherheitsleittechnik soll selbstüberwachendausgelegt werden.(15) Die Sicherheitsleittechnik ist so auszulegen,dass notwendige Anpassungen an regelmäßigwiederkehrende Zustände des Normalbetriebs(z.B. Streckbetrieb) einfach und zuverlässigdurchgeführt werden können.(16) Gegen versagenauslösende Ereignisse außerhalbder Reaktoranlage wie Überflutung, Blitz,Sturm und Erdbeben sind ausreichende Vorsorgemaßnahmenzu ergreifen, so daß durch dieseEreignisse die Funktion der Sicherheitsleittechniknicht unzulässig beeinträchtigt wird.M5: 3.1(7)M5: 3.2(7)M5: 3.1(8)M5: 3.2(1)sind gegen Fehlbedienung gesichert.Leittechnische Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorien A und B ausführen,sind so ausgelegt und werden so betrieben, dassihre Funktionsfähigkeit unabhängig von Art undUmfang der zeitlichen Änderung ihrer Eingangssignalegewährleistet wird.Die Meldeanlagen sind so ausgelegt, dass einMeldeschwall ohne Verlust sicherheitsrelevanterInformationen verarbeitet wird.Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionender Kategorie A ausführen, sindgrundsätzlich selbstüberwachend ausgelegt. DieFunktionen und Eigenschaften, die von derSelbstüberwachung nicht erfasst sind, werdeneiner regelmäßigen und lückenlosen Überprüfungunterzogen. Die Prüfzyklen werden auf Grundlagevon Zuverlässigkeitsbetrachtungen festgelegt.Diese Prüfungen sollen mittels eingebauter Prüfhilfenan dafür vorgesehenen Schnittstellen leichtdurchführbar sein.Prüfeingriffe und Handbetätigungen sind so festgelegt,dass notwendige Sicherheitsfunktionenweder verhindert werden noch die Zuverlässigkeitihrer Anregung signifikant vermindert wird.Hinweis : Siehe auch die Kriterien zur Sicherstellung derFunktionsbereitschaft von sicherheitstechnisch wichtigenEinrichtungen gemäß „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke:Kriterien für die Auslegung und den sicheren Betrieb vonbaulichen Anlagenteilen, Systemen und Komponenten“ (Modul10) Abschnitt 1.4.Die leittechnischen Einrichtungen sind so ausgelegt,dass notwendige Anpassungen an regelmäßigwiederkehrende Zustände des Normalbetriebs(z. B. Streckbetrieb) einfach und zuverlässigdurchführbar sind.Bei der Auslegung der leittechnischen Einrichtungen,die Leittechnik-Funktionen der KategorieA ausführen, sind versagensauslösende Ereignisseinnerhalb und außerhalb des Sicherheitssystemsberücksichtigt.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. RSK-LL-Text wurde dem Geltungsbereichdes Moduls 5 angepasst und hinsichtlichder Verarbeitung des Meldeschwalls präzisiert.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. In der Nummer 3.2 (7) des Moduls 5sind die Anforderungen aus den RSK-LL-Texten (7.3. 2 (11) und (14)) zusammengefasstund der im M5 eingeführten Kategorisierungangepasst.Klarstellung auf welcher Basis Zyklen für dieregelmäßige Überprüfungen festgelegt werdensollen (Betriebserfahrung).Ergänzung um Anforderung für die Selbstüberwachungmit Vorrang gegenüber Funktionsprüfungen(Stand von W&T).Im alten Text enthaltene Unterscheidung zwischenAbschaltpausen und Normalbetriebwurde eliminiert, weil allein die Zuverlässigkeitsbetrachtungenfür die Festlegung derPrüfzyklen entscheidend sind.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Begriffsanpassung.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung desRSK-LL-Textes an die Kategorisierung imModul 5 und an den Geltungsbereich.- 82 -

(2) Die Aufgaben der Sicherheitsleittechnik sindaufgrund einer Analyse von Ereignisabläufen zuermitteln, die zu unterstellende Störungen und Störfällesowie die Betrachtung anlageninterner Notfallmaßnahmenumfaßt.(3) In der Anforderungsspezifikation ist die verfahrenstechnischeAufgabenstellung der Sicherheitsleittechnikin klar abgegrenzte Teilaufgaben geringenFunktionsumfangs zu gliedern. Diese Teilaufgabensind in Leittechnik-Funktionen darzustellen. Die Gesamtheitaller Leittechnik-Funktionen ist übersichtlichstrukturiert zu dokumentieren.(4) Für die Leittechnik-Funktionen sind die Aufgabe,die Einordnung in Kategorien entsprechend 7.3.2 (2),die Anregekriterien, die Ansteuerungen und die Signalverarbeitunganzugeben.(5) Es ist nachzuweisen, daß die Schutzziele mit denLeittechnik- Funktionen entsprechend der Anforderungsspezifikationbei allen zu unterstellenden Ereignisabläufenerreicht werden.M5: 4(2)M5: 4(3)M5: 4(4)M5: 4(5)7.3.4 Erfassung von Störfällen und Störungen -(1) Für die Erfassung von Störfällen und Störungenmüssen repräsentative Prozeßvariable bestimmtM5: 5(1)werden.7.3.3 Anforderungsspezifikation -(1) Sämtliche Anforderungen an die Sicherheitsleittechniksind in übersichtlicher Darstellung in einerAnforderungsspezifikation zu dokumentieren.M5: 4(1)Sämtliche Anforderungen anKriterien für dieSicherheitsleittechnik Leittechnik-Funktionen derKategorien A bis C sind in einer Anforderungsspezifikationin übersichtlicher Darstellung dokumentiert.Die Aufgaben der Leittechnik-Funktionen, die aufden Sicherheitsebenen 2, 3 und 4a eingesetzt werden,sind auf Basis einer Analyse der Ereignisabläufeermittelt, die die in den Sicherheitsebenen 2, 3und 4a unterstellten Ereignisse umfasst.Für Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzessind Betrachtungen zur Nutzung der verfügbarenleittechnischen Einrichtungen angestellt.Die Anforderungsspezifikation für die Leittechnik-Funktionen der Kategorien A und B ist so gestaltet,dass die verfahrenstechnische Aufgabenstellung inklar abgegrenzte Teilaufgaben gegliedert ist. DieseTeilaufgaben sind in Leittechnik-Funktionen dargestellt.Die Teilaufgaben der softwarebasierten leittechnischenEinrichtungen, die Leittechnik-Funktionen derKategorie A ausführen, sind so ausgelegt, dass dieseeinen geringen Funktionsumfang haben.Die Gesamtheit aller Leittechnik-Funktionen ist übersichtlichstrukturiert dokumentiert.Für die Leittechnik-Funktionen sind die Aufgaben,die Zuordnung zu Kategorien nach Abschnitt 2, dieAnregekriterien, die Eingangssignale, die Signalverarbeitung,die Ansteuerungen der Stellglieder, dieMeldungen / Anzeigen, die Datenspeicherung unddie Schnittstellen zu anderen Leittechnik-Funktionenangegeben.Es ist nachgewiesen, dass die Schutzziele mit denLeittechnik-Funktionen entsprechend der Anforderungsspezifikationbei allen zu unterstellendenEreignissen und Ereignisabläufen erreicht werdensichergestellt sind.Für die unterstellten Ereignisse der Sicherheitsebenen2 bis 4a sowie für die vorgeplanten Maßnahmendes anlageninternen Notfallschutzes (Notfallmaßnahmen)werden die erforderlichen ProzessvariablenÜberführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung andas SE-Konzept. Die LT-Funktionen der KategorienA und B werden aufgrund von Analysenermittelt. Funktionen, die nicht in Ereignisabläufenangefordert werden, sind hiervonnicht betroffen.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung desRSK-LL-Textes an die Kategorisierung imModul 5 und an den Geltungsbereich. WeiterePräzisierung wurde hinsichtlich der Teilaufgabenvorgenommen, indem die Forderung nachdem geringen Funktionsumfang auf die KategorieA eingeschränkt wurde, da auf derSicherheitsebene 2 auch komplexere Funktionenbenötigt werden.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Textvorschlag wurde in Anlehnungan die RSK-LL erarbeitet. Ergänzung undPräzisierung der Anforderung an die Leittechnik-Funktionenbezüglich Meldungen/ Anzeigen,Datenspeicherung und Schnittstellen zuanderen Leittechnik-Funktionen.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Die RSK-LL-Anforderung wurde fürdie Sicherheitsebene 4b und 4c erweitert.Außerdem wurde der Begriff „repräsentative“- 83 -

erfasst.(2) Für jeden von der Sicherheitsleittechnik zu beherrschendenM5: 5 Für jedes von den leittechnischen Einrichtungen, dieStörfall sollen mindestens zwei unter-(2) Leittechnik-Funktionen der Kategorie A ausführen,schiedliche Anregekriterien herangezogen werden,zu beherrschende Ereignis der Sicherheitsebene 3die aus physikalisch unterschiedlichen Prozeßvariablenwerden grundsätzlich mindestens zwei unterschied-gebildet werden sollen. Wenn dies technischliche Anregekriterien herangezogen, die aus physi-nicht sinnvoll ist, sind andere Maßnahmen zum Erreichenkalisch unterschiedlichen Prozessvariablen gebildethoher Zuverlässigkeit zu treffen.werden. Wenn dies technisch nicht realisierbar ist,sind andere Maßnahmen und Einrichtungen zumErreichen hoher Zuverlässigkeit vorgesehen.7.3.5 Redundanz und Unabhängigkeit -(1) Die Sicherheitsleittechnik ist so aufzubauen, daß M5: 6 Die Sicherheitsleittechnik ist leittechnischen Einrichtungendie in den aktiven Sicherheitseinrichtungen vorgegebene(1)sind so aufgebaut, dass die in den aktivenRedundanz gewahrt bleibt.Einrichtungen des Sicherheitssystemsvorgegebene(2) Die redundanten Stränge der Sicherheitsleittechnikmüssen voneinander unabhängig sein, so daßein anlageninternes versagenauslösendes Ereignisnicht zum Ausfall mehrerer redundanter Stränge desSicherheitssystems führen kann. Bei Ausfall einzelnerStränge der Sicherheitsleittechnik durch Einwirkungenvon außen müssen die übrigen Stränge zurBeherrschung des jeweiligen Störfalls ausreichen.(3) Zum Schutz gegen versagenauslösende Ereignisseinnerhalb der Sicherheitsleittechnik und innerhalbder Reaktoranlage sollen zueinander redundanteStränge räumlich getrennt angeordnet werden.(4) Die Sicherheitsleittechnik muß von der Betriebsleittechnikunabhängig sein, so daß beiversagenauslösenden Ereignissen in der Betriebsleittechnikdie Funktion der Sicherheitsleittechnikerhalten bleibt.(5) Ausgangssignale der Sicherheitsleittechnik müssenVorrang vor Signalen der Betriebsleittechnikhaben.M5: 6(2)M5: 6(3)M5: 6(5)M5: 6(6)Redundanz gewahrt bleibt.Redundante leittechnische Einrichtungen sind voneinanderso unabhängig ausgelegt, dass ein anlageninternesversagensauslösendes Ereignis nichtzum Ausfall mehrerer Redundanten führt. Wenneinzelne Redundanten leittechnischer Einrichtungen,die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A ausführen,durch Einwirkungen von außen ausfallen, reichendie übrigen Redundanten zur Beherrschungdieses Ereignisses aus.Zum Schutz gegen redundanzübergreifendeversagensauslösende Ereignisse innerhalb derSicherheitsleittechnik leittechnischen Einrichtungenund innerhalb der ReaktorAnlage sind zueinanderrRedundanten Stränge grundsätzlich räumlich getrenntangeordnet.Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorien A bis C ausführen, sindvon einander so unabhängig ausgelegt, dass beiversagensauslösenden Ereignissen in den Einrichtungensicherheitstechnisch niederwertigeren Kategoriendie Funktionen der sicherheitstechnischhöherwertigeren Kategorie erhalten bleiben.Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorien A bis C ausführen, sindso ausgelegt, dass die Ausgangssignale von Einrichtungeneiner sicherheitstechnisch höherwertigerenKategorie Priorität vor den Ausgangssignalen vondurch „erforderliche“ ersetzt.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Die Formulierung des RSK-LL-Textes wurde an die Kategorisierung und anden Geltungsbereich des Moduls 5 angepasst.Überführung der Formulierung der RSK-LL-Anforderung in die genannte Nummer (Anpassungan das Konzept der Sicherheitsebenenund an den Geltungsbereich des Moduls5).Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Zusammenführung der RSK-LL-Anforderungen aus (4) und (6). Anpassungder Formulierung an die Kategorisierung imModul 5.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Zusammenführung der RSK-LL-Anforderungen aus (5) und (7). Anpassungder Formulierung an die Kategorisierung imModul 5.- 84 -

Einrichtungen einer sicherheitstechnisch niederwertigerenKategorie haben.(6) Innerhalb der Sicherheitsleittechnik müssen dieEinrichtungen der verschiedenen Kategorien unabhängigsein, so daß bei versagenauslösenden Ereignissenin den Einrichtungen der sicherheitstechnischniederwertigeren Kategorie die Funktionen dersicherheitstechnisch höherwertigeren Kategorieerhalten bleiben.M5: 6(5)Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorien A bis C ausführen, sindvon einander so unabhängig ausgelegt, dass beiversagensauslösenden Ereignissen in den Einrichtungensicherheitstechnisch niederwertigeren Kategoriendie Funktionen der sicherheitstechnischhöherwertigeren Kategorie erhalten bleiben.(7) Innerhalb der Sicherheitsleittechnik müssen AusgangssignaleM5: 6 Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechniktechnischvon Einrichtungen einer sicherheits-(6) Funktionen der Kategorien A bis C ausführen, sindhöherwertigeren Kategorie Priorität vorso ausgelegt, dass die Ausgangssignale von Einrichtungenden Ausgangssignalen von Einrichtungen einereiner sicherheitstechnisch höherwertigerensicherheitstechnisch niederwertigeren KategorieKategorie Priorität vor den Ausgangssignalen vonhaben.Einrichtungen einer sicherheitstechnisch niederwertigerenKategorie haben.(8) Verbindungen der Sicherheitsleittechnik der M5, 6 Verbindungen der leittechnischen Einrichtungen,Kategorien 1 und 2 zu anderen Datenverarbeitungs-(4) die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A und Boder Datenübertragungseinrichtungenausführen, zu nicht kategorisierten oder Datenve-sind grundsätzlich zu vermeiden. Sofern sie unvermeidbarrarbeitungs- oder Datenübertragungseinrichtun-sind, sind sie so auszuführen, daßgen der Kategorie C sind auf ein Minimum berarbeitungs-darüber keine Einwirkungen auf die Sicherheitsleittechnikgrenzt und nachweislich rückwirkungsfrei gestal-möglich sind.tet.7.3.6 Qualifizierung -7.3.6.1 Qualifizierung des Systems -(1) Es ist nachzuweisen, daß mit den in der AnforderungsspezifikationM7: Die Wirksamkeit der präventiven und mitigativendargestellten Leittechnik- 4 (1) Notfallmaßnahmen ist für die zu Grunde gelegtenFunktionen alle zu unterstellenden Ereignisabläuferepräsentativen Ereignisabläufe durch geeignetebeherrscht werden, und zu zeigen, daß die im RahmenMethoden nachgewiesen.des anlageninternen Notfallschutzes vorgese-henen Maßnahmen durchführbar sind.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Zusammenführung der RSK-LL-Anforderungen aus (4) und (6). Anpassungder Formulierung an die Kategorisierung imModul 5.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Zusammenführung der RSK-LL-Anforderungen aus (5) und (7). Anpassungder Formulierung an die Kategorisierung imModul 5.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und Präzisierungbezüglich Rückwirkungsfreiheit. Die Einschränkungim RSK-LL-Text wurde gestrichen,weil Ausnahmen dort nicht klar definiertsind.Überführung in die Nummer 4 (1) in Modul 7.Es ist eine differenzierte Betrachtung bezüglichder im Modul neu eingeführten Begriffe„Notfallmaßnahmen“ und „Handlungsempfehlungen“erforderlich.Der Nachweis der Wirksamkeit und Durchführbarkeitwird für die eigens für den anlageninternenNotfallschutz vorgesehenen „Notfallmaßnahmen“generell gefordert, d.h. nichtnur speziell bezogen auf erforderliche Leittechnik-Funktionen.Bei der Nachweisführungwird von den bei der Planung der Notfallmaßnahmenzugrunde gelegten Ereignisabläufenausgegangen. Für „Handlungsempfehlungen“,bei denen ein flexibler Einsatz verfügbarerEinrichtungen auch außerhalb der Ausle-- 85 -

(2) In allen Phasen der Entwicklung, Herstellung,Inbetriebnahme und des Betriebs der Sicherheitsleittechniksind administrative, konstruktive und analytischeMaßnahmen einschließlich praktischer Prüfungenim Rahmen der Qualitätssicherung durchzuführenund zu dokumentieren. 11)11)Die Anforderungen an die Qualifizierung der Softwaresind in Abschnitt 7.6 beschrieben.(3) Die praktische Prüfung der Sicherheitsleittechnikmuß schrittweise mit der Integration der Systemteileerfolgen. Die einzelnen Systemteile sind hinsichtlichSystemspezifikation und Ausführung darauf zu prüfen,ob die an sie gestellten leittechnischen Anforderungenerfüllt werden.(4) Die Sicherheitsleittechnik ist unter möglichst realistischenAnlagen- und Einsatzbedingungen umfassenddaraufhin zu testen, ob alle zu unterstellendenEreignisabläufe beherrscht werden. Bei Änderungenin der Sicherheitsleittechnik ist mindestens zu testen,ob die geänderten Teile ihre Funktion erfüllen undmit den unveränderten Teilen anforderungsgemäßzusammenwirken.(5) Nach Montage der Sicherheitsleittechnik in derAnlage ist eine Inbetriebsetzungsprüfung durchzuführen.M5: 7.1(1)M5: 7.1(2)M5: 7.1(3)M5: 7.1(4)7.3.6.2 Qualifizierung der Geräte -(1) Für die Geräte der Kategorie E1 sind zuverlässige,typgeprüfte oder für die unterstellten Einsatzbe-(1)M5: 7.2dingungen betriebsbewährte sowie möglichst wartungsfreieGeräte zu verwenden.(2) Für die Geräte der Kategorie E2 sind zuverlässigeund für die unterstellten Einsatzbedingungengeeignete Geräte zu verwenden.M5: 7.2(2)In allen Phasen der Entwicklung, Herstellung, Inbetriebnahmeund des Betriebs derSicherheitsleittechnik leittechnischen Einrichtungen,die Leittechnik-Funktionen der Kategorien A bis Causführen, werden administrative, konstruktive undanalytische Maßnahmen einschließlich praktischerPrüfungen im Rahmen der Qualitätssicherung,durchgeführt und dokumentiert.Die Prüfung der leittechnischen Einrichtungen, dieLeittechnik-Funktionen der Kategorien A bis C ausführen,erfolgt im Fertigungs- und Montageprozessmit der Integration der Systemteile. Die einzelnenSystemteile sind hinsichtlich Systemspezifikation undAusführung darauf zu prüfen, ob die an sie gestelltenleittechnischen Anforderungen erfüllt werden.Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorien A bis C ausführen, sindunter möglichst realistischen Anlagen- und Einsatzbedingungenumfassend daraufhin getestet, alle zuunterstellenden Ereignisabläufe zu beherrschen.Nach Abschluss der Montage in der Anlage odernach Änderungen an den leittechnischen Einrichtungen,die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A bisC ausführen, wird eine Inbetriebsetzungsprüfungdurchgeführt.Für leittechnische Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A und B ausführen, istzuverlässige, typgeprüfte oder für die unterstelltenEinsatzbedingungen betriebsbewährte sowie möglichstwartungsfreie Hardware eingesetzt.Für leittechnische Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorie C ausführen, ist zuverlässigeund für die unterstellten Einsatzbedingungengungsgrenzen zulässig ist, ist ein solcherNachweis nicht in jedem Fall möglich.Siehe auch RSK, 389. Sitzung; RSK, 377.Sitzung; RSK, 226. Sitzung, Kap. 2.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Formulierung der RSK-LL-Anforderung wurde an den Geltungsbereichdes Moduls 5 angepasst.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5. Die Anforderungfür das Testen nach Änderungen wurde nach9 (8) verschoben.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und Erweiterunghinsichtlich Änderungen in den leittechnischenEinrichtungen.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an den Geltungsbereich.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an den Gel-- 86 -

geeignete Hardware eingesetzt.(3) Die anlagenbezogene Eignung der Geräte ist M5: 7.2 Die anlagenbezogene Eignung der Geräte ist durchdurch den Vergleich der Eigenschaften der Geräte (3) den Vergleich der Eigenschaften der Gerätemit den spezifizierten Anforderungen nachzuweisenHardware mit den für den Einsatzfall spezifiziertenAnforderungen nachgewiesen.7.3.7 Robustheit -(1) Die zulässigen elektrischen, elektromagnetischen,M5: 8 Die elektrischen, elektromagnetischen, thermischen,thermischen, mechanischen- und strahlungs- (1) mechanischen und strahlungs- sowie feuchtigkeits-sowie feuchtigkeitsbedingten Belastungen sind sobedingten Belastungen Einwirkungen sind für leittechnischefestzulegen, daß die zu unterstellenden BetriebsundEinrichtungen so festgelegt, dass dieStörfallbedingungen zuverlässig abgedecktunterstellten Betriebs- und Störfallbedingungen zuverlässigwerden. Ausfälle und Fehlverhalten der Sicherheitsleittechnikabgedeckt werden. Ausfälle und Fehlver-dürfen erst bei deutlichen Überschreitungenhalten der Sicherheitsleittechnik dürfen erst bei deut-dieser Belastungen auftreten.lichen Überschreitungen dieser Belastungenauftre-(2) Die Funktionssicherheit der Geräte darf durchBedienung und Instandhaltung nicht unzulässigbeeinträchtigt werden.(3) Die leittechnischen Einrichtungen, die für dieDurchführung der im Rahmen des anlageninternenNotfallschutzes vorgesehenen Maßnahmen erforderlichsind, dürfen durch die Folgen dieser Ereignisseihre erforderliche Funktionsfähigkeit nicht verlieren.(4) Die Sicherheitsleittechnik ist so auszulegen, daßhinreichende Reserven gegenüber Alterungseffektenvorhanden sind.(5) Die Sicherheitsleittechnik soll möglichst unempfindlichgegenüber Überschreitungen des zulässigenSpannungsbereichs der elektrischen Energieversorgungsein.(6) Die Sicherheitsleittechnik ist fehlertolerant aufzubauen.Das Ausfallverhalten soll sicherheitsgerichtetsein.M5: 8(2)M5: 8(3)M5: 8(4)M5: 8(5)M5: 8(6)ten.Bedienung und Instandhaltung sind so gestaltet,dass die Funktionssicherheit der leittechnischenEinrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der KategorieA bis C ausführen, nicht unzulässig beeinträchtigtwird.Die leittechnischen Einrichtungen, die für die Durchführungder im Rahmen des anlageninternen Notfallschutzesvorgesehenen Maßnahmen erforderlichsind, dürfen sind so beschaffen, dass sie durch dieFolgen dieser der zugrunde gelegtenEreignisabläufe oder Anlagenzustände ihre erforderlicheFunktionsfähigkeit nicht verlieren.Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A bis C ausführen, sind soauslegt, dass hinreichende Reserven gegenüberAlterungseffekten vorhanden sind.Der zulässige Spannungsbereich für die leittechnischenEinrichtungen, die Leittechnik-Funktionen derKategorie A bis C ausführen, ist unempfindlich gegenüberÜber- und Unterschreitungen des spezifiziertenSpannungsbereichs der elektrischen Energieversorgung.Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A und B ausführen, sindfehlertolerant aufgebaut. Die leittechnischen Einrichtungen,die Leittechnik-Funktionen der Kategorie Aund B ausführen, sind so ausgelegt, dass das Aus-tungsbereich.2. Satz entbehrlich, da über grundlegendeAuslegungsmerkmale gemäß Modul 1 erfasst.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an den Geltungsbereich.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an den Geltungsbereich.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an den Geltungsbereich.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an den Geltungsbereich.- 87 -

7.3.8 Mensch-Maschine-Schnittstelle(1) Auf der Warte müssen alle Informationen undBedienmöglichkeiten verfügbar sein, die zum Beobachtendes Anlagenzustandes und zum Bedienenin allen Betriebszuständen erforderlich sind.(2) In der Anforderungsspezifikation des Informationssystemssind die sicherheitsrelevanten Informationszielezu definieren.(3) Die Informationsdarbietung ist ergonomisch so zugestalten, daß sie die Beurteilung und Diagnose desAnlagenzustandes durch das Betriebspersonal unterstützt.Bei hoher Informationsverdichtung soll derZugriff auf sicherheitstechnisch relevante Einzelinformationengewahrt bleiben.(4) Anregekriterien der Sicherheitsleittechnik derKategorie 1 und die dadurch ausgelösten Maßnahmenmüssen in der Warte übersichtlich angezeigtwerden.(5) Die durch die Sicherheitsleittechnik ausgelöstenMaßnahmen sind zusammen mit ihren Auswirkungenauf den Prozeß so in der Warte darzustellen,daß eine Überprüfung des Anlagenzustandes durchdas Betriebspersonal zuverlässig und rechtzeitigmöglich ist.(6) Zur Überwachung der Schutzziele sind vorrangigbildhafte Darstellungen zu verwenden. Die Darstellungensind mit Signalen von qualifizierten Meßeinrichtungenzu versorgen.(7) Das Sicherheits-Informationssystem ist gemäßseiner sicherheitstechnischen Bedeutung zu qualifizieren.Wird das Informationssystem in ein Sicherheits-und in ein Prozeß-Informationssystem aufgeteilt,dann sind beide Teile in voneinander unabhängigenEinrichtungen zu realisieren.(8) Die für die Beherrschung von Störfällen und fürdie Durchführung von anlageninternen Notfallmaßnahmenerforderlichen Eingriffsmöglichkeiten in dieM1:3.3 (1)M5: 4(6)M1:3.8 (4)M5: 3.2(18)M5: 3.2(19)M1:3.8 (4)M57.1(5)M5: 3.1(12)fallverhalten grundsätzlich definiert und möglichstsicherheitsgerichtet ist.Es ist eine Warte vorhanden, von der aus dasKernkraftwerk sicher betrieben werden kann undvon der aus bei Störfällen Maßnahmen ergriffenwerden können, um das Kernkraftwerk in einemkontrollierten und sicheren Anlagenzustand zuhalten bzw. in einen solchen zu überführen.Die sicherheitstechnisch relevanten Funktionen derProzessführungs- und der Informationseinrichtungensind in der Anforderungsspezifikation festgelegt.Die ergonomische Auslegung der Warte und derNotsteuerstelle unterstützt sicherheitsgerichtetesVerhalten des Personals.Die Anregekriterien für Leittechnik-Funktionen derKategorie A und die dadurch ausgelösten Schutzaktionenund Maßnahmen werden in der Warte übersichtlichangezeigt.Die durch die Leittechnik-Funktionen der Kategorie Aausgelösten Schutzaktionen und Maßnahmen werdenzusammen mit ihren Auswirkungen auf denProzess so in der Warte und in der Notsteuerstelledargestellt, dass eine Überprüfung des Anlagenzustandesdurch das Betriebspersonal zuverlässig undrechtzeitig möglich ist.Die ergonomische Auslegung der Warte und derNotsteuerstelle unterstützt sicherheitsgerichtetesVerhalten des Personals.Die Informationssysteme sind gemäß ihrer sicherheitstechnischenBedeutung qualifiziert.Die leittechnischen Einrichtungen sind so ausgelegt,dass die für die Beherrschung von Ereignissenund für die Durchführung von MaßnahmenÜberführung der Anforderung in die genannteNummer.Überführung der Anforderung in die genannteNummer.Überführung der Anforderung in die genannteNummer.Überführung der Anforderung in die genannteNummer.Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an den Geltungsbereich.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an den Geltungsbereich.Überführung der Anforderung in die genannteNummer.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Der 2. Satz des RSK-LL-Textes wirdgestrichen, weil er keine Anforderung darstelltund nur einen Hinweischarakter aufweist.Überführung in die Nummern 3.1 (12), 3.4Modul 5. RSK-LL-Text ist mit dem Konzeptder Sicherheitsebenen nicht kompatibel und- 88 -

Sicherheitsleittechnik sind vorzusehen. Diese dürfendie Funktionsfähigkeit der Sicherheitsleittechnik nichtunzulässig beeinträchtigen und sind gegen Fehlbedienungzu sichern.(9) Für den Fall, daß die Warte nicht zur Verfügungsteht, muß die Anlage von einer anderenStelle in einen langfristig sicheren Zustand überführtund dort gehalten werden können.M1:3.8 (2)7.3.9 Prüfung, Wartung - -(1) Während des bestimmungsgemäßen Betriebssollen Prüfungen durchgeführt werden können, mitdenen die einwandfreie Funktion der gesamtenSicherheitsleittechnik nachgewiesen werden kann.Die Sicherheitsleittechnik soll so ausgelegt werden,daß Veränderungen durch Prüfungen rückgesetztwerden. Es können automatische und manuellePrüfungen vorgesehen werden. Durch eine Prüfungdarf keine unzulässige Minderung der Sicherheit derReaktoranlage eintreten.M5: 9(4)(2) Prüfungen sollen von zentralen Stellenüberwachbar sein.(3) Die Sicherheitsleittechnik ist so auszulegen, daßwährend des Leistungsbetriebs nach Möglichkeitkeine Wartungsarbeiten durchgeführt werden müssen.(4) Erforderliche Wartungsarbeiten müssen ohneunzulässige Minderung der Sicherheit der Reaktoranlagedurchführbar sein. Die Überprüfung des ordnungsgemäßenZustandes nach Ausführung derM5: 9(5)M5: 8(7)M5: 9(6)des anlageninternen Notfallschutzes erforderlichenEingriffsmöglichkeiten vorhanden sind. DieEingriffsmöglichkeiten sind so ausgelegt, dasssie die Funktionsfähigkeit der leittechnischenEinrichtungen bei der Beherrschung der Ereignisseder Sicherheitsebenen 2 und 3 nicht unzulässigbeeinträchtigen. Die Eingriffsmöglichkeitensind gegen Fehlbedienung gesichert.Außerhalb der Warte ist eine Notsteuerstellevorgesehen, mit deren Hilfe bei Ausfall der Warteeinschließlich der in Betracht zu ziehendenWartennebenräume, wie z.B. Rangierverteilerund Elektronikraum, der Reaktor abgeschaltetund unterkritisch gehalten, die Nachwärme abgeführtund die hierfür wesentlichen Betriebsparameterüberwacht werden können.Die leittechnischen Einrichtungen sind grundsätzlichso ausgelegt, dass durch Prüfungen verursachteVeränderungen nach den Prüfungen rückgesetztwerden. Prüfungen werden automatisch oder manuelldurchgeführt. Die Prüfungen sind so geplant unddurchgeführt, dass die Kriterien aus den „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke: Kriterien für dieAuslegung und den sicheren Betrieb von baulichenAnlagenteilen, Systemen und Komponenten“ (Modul10) Abschnitt 1.2 eingehalten werden.Prüfungen an leittechnischen Einrichtungen sollenvon zentralen Stellen durch verantwortliches Betriebspersonalüberwacht werden.Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorien A bis C ausführen, sindgrundsätzlich so ausgelegt, dass während des Leistungsbetriebskeine Wartungsarbeiten erforderlichsind.Instandhaltungsarbeiten sind so gestaltet, dass sieohne unzulässige Minderung der Sicherheit derAnlage durchführbar sind und Auswirkungen zuunterstellender Fehlhandlungen auf eine Redundan-wird nicht übernommen. Deshalb wurde dieAnforderung hinsichtlich der Eingriffsmöglichkeitenzur Durchführung von Handmaßnahmenin der Nummer 3.1 (12) unter Berücksichtigungdes Konzepts der Sicherheitsebenenneu erstellt. Weitere Kriterien sind in 3.4enthalten.Überführung der Anforderung in die genannteNummer.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an Geltungsbereich.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Präzisierung: nicht die zentralenStellen sondern die Überwachung durch verantwortlichesBetriebspersonal hat sicherheitstechnischeBedeutung. Deshalb sindentsprechende Vorkehrungen vorzusehen.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an Geltungsbereich.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an Geltungsbereich.- 89 -

Tätigkeit soll leicht durchführbar sein oder automatischerfolgen. Auswirkungen zu unterstellenderFehlhandlungen müssen auf einen Strang beschränktsein.(5) Bei Änderungen der Sicherheitsleittechnik müssendie gleichen Qualitätsstandards angewendetwerden wie bei Erstellung der Sicherheitsleittechnik.7.4 Elektrische Komponenten des Sicherheitssystemsund der anderen Systeme mit sicherheitstechnischerBedeutungFolgende Regel liegt hierzu vor:Elektrische Antriebe des Sicherheitssystems inKernkraftwerken (KTA 3504) Fassung 9/88(1) Die elektrischen Komponenten des Sicherheitssystemsund der anderen Systeme mit sicherheitstechnischerBedeutung müssen ihre sicherheitstechnischeAufgabe bei den beim Störfall herrschendenUmgebungsbedingungen und verfahrenstechnischenBelastungen auch dann zuverlässig erfüllen,wenn die jeweils ungünstigsten auslegungsgemäßzu unterstellenden elektrischen Bedingungen auftreten.(2) Einrichtungen zum Schutz der Komponenten,z.B. gegen Überspannung, Unterspannung, Überlastsind mit den zu schützenden Komponenten so abzustimmen,daß auch bei den ungünstigsten auslegungsgemäßzu unterstellenden Bedingungen einausreichender Abstand zu den Auslösewerten derSchutzeinrichtungen verbleibt.(3) Bei elektrischen Anschlüssen sind ausreichendeAbstände (Luft- und Kriechstrecken) einzuhalten.Verschmutzungs- und Alterungseffekte sind zu berücksichtigen.7.5 Elektrische Energieversorgung des Sicherheitssystemsund der anderen Systeme mit sicherheitstechnischerBedeutungFolgende Regeln liegen hierzu vor:Übergeordnete Anforderungen an die elektrischeM5: 9(7)M10:5.2.3(1)M10:5.2.3(2)te beschränkt bleiben.Bei Änderungen in den leittechnischen Einrichtungen,die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A bisC ausführen, werden mindestens die gleichen Qualitätsstandardsangewendet wie bei Herstellung derleittechnischen Einrichtungen.Folgende Regel liegt hierzu vor:Elektrische Antriebe des Sicherheitssystems inKernkraftwerken (KTA 3504) Fassung 9/88Die elektrischen Antriebe, die Funktionen auf denSicherheitsebenen 1 bis 4 ausführen, erfüllenihre Aufgabe auch bei den zu unterstellendenUmgebungsbedingungen, verfahrenstechnischenBelastungen und elektrischen Bedingungen.Die Schutzeinrichtungen der elektrischen Antriebe(z. B. gegen Überspannung, Unterspannung,Überlast) sind mit den zu schützenden Antriebenund der elektrischen Energieversorgung so abgestimmt,dass sowohl die Komponenten sichergeschützt sind als auch ein ausreichender Abstandzu den ungünstigsten Betriebswerten derelektrischen Versorgung besteht. Das Ansprechenvon Schutzeinrichtungen wird signalisiert.Bei elektrischen Anschlüssen sind ausreichendeAbstände (Luft- und Kriechstrecken) einzuhalten.Verschmutzungs- und Alterungseffekte sind zuberücksichtigen.Folgende Regeln liegen hierzu vor:Übergeordnete Anforderungen an die elektrischeEnergieversorgung des Sicherheitssystems in Kernkraftwerken,Teil 1: Einblockanlagen (KTA 3701.1) Fassung 6/78Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an Geltungsbereich.Verweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Überführung der Anforderung in die genannteNummer.Überführung der Anforderung in die genannteNummer.Diese RSK-LL-Anforderung wurde nicht übernommen,weil sie nicht dem Detaillierungsgradder Module entspricht.Verweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Die Anforderungen an die elektrische Energieversorgungsind in Modul 12 beschrieben.- 90 -

Energieversorgung des Sicherheitssystems in Kernkraftwerken,Teil 1: Einblockanlagen (KTA 3701.1) Fassung 6/78Teil 2: Kernkraft-Mehrblockanlagen (KTA 3701.2)Fassung 6/82Notstromerzeugungsanlagen mit Dieselaggregatenin KernkraftwerkenTeil 1: Auslegung (KTA 3702.1) Fassung 6/80Notstromerzeugungsanlagen mit Batterien undGleichrichtergeräten in Kernkraftwerken (KTA 3703)Fassung 6/86Notstromanlagen mit Gleichstrom-Wechselstrom-Umformern in Kernkraftwerken (KTA 3704) Fassung6/84Schaltanlagen, Transformatoren und Verteilungsnetzezur elektrischen Energieversorgungdes Sicherheitssystems in Kernkraftwerken (KTA3705) Fassung 9/88(1) Die Sicherheitsleittechnik der Kategorien 1 und 2ist von unterbrechungslosen Notstromanlagen mitEnergiespeicherung durch Batterien zu versorgen.Die Kapazität jeder Batterie ist unter der Annahme,daß der Leistungsbedarf des Stranges nur aus dieserBatterie gedeckt wird, so zu bemessen, daß dieVersorgung mindestens 2 h aufrechterhalten werdenkann, ohne daß die zulässige Mindestspannungunterschritten wird. Nach vollständigem Spannungsausfalloder Unterschreiten der Mindestspannungmuß die Sicherheitsleittechnik nach Spannungswiederkehrfunktionsfähig sein.(2) Bei der Auslegung der elektrischen Energieversorgungder Sicherheitsleittechnik sind die gleichenAusfallkombinationen zugrundezulegen wie bei derAuslegung der Sicherheitsleittechnik (vgl. Abschnitt7.3.2).M5: 12(1)M5: 12(2)Teil 2: Kernkraft-Mehrblockanlagen (KTA 3701.2)Fassung 6/82Notstromerzeugungsanlagen mit Dieselaggregatenin KernkraftwerkenTeil 1: Auslegung (KTA 3702.1) Fassung 6/80Notstromerzeugungsanlagen mit Batterien undGleichrichtergeräten in Kernkraftwerken (KTA 3703)Fassung 6/86Notstromanlagen mit Gleichstrom-Wechselstrom-Umformern in Kernkraftwerken (KTA 3704) Fassung6/84Schaltanlagen, Transformatoren und Verteilungsnetzezur elektrischen Energieversorgungdes Sicherheitssystems in Kernkraftwerken (KTA3705) Fassung 9/88Die leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der Kategorie A bis C ausführen, werdenvon unterbrechungslosen Notstromanlagen mitEnergiespeicherung versorgt. Die Kapazität desEnergiespeichers ist unter der Annahme, dass derLeistungsbedarf einer Redundante nur aus demredundanzzugehörigen Energiespeicher gedecktwird, so bemessen, dass die Versorgung mindestens2 h aufrechterhalten wird, ohne dass die zulässigeMindestspannung unterschritten wird. Die leittechnischenEinrichtungen und deren Energieversorgungsind so ausgelegt, dass nach vollständigemSpannungsausfall oder Unterschreiten der Mindestspannungdie leittechnischen Einrichtungen nachSpannungswiederkehr funktionsfähig sind.Bei der Auslegung der elektrischen Energieversorgungder Sicherheitsleittechnik leittechnischen Einrichtungen,die Leittechnik-Funktionen der KategorieA bis C ausführen, sind die gleichen Ausfallkombinationenzu Grunde gelegt wie bei der Auslegung derSicherheitsleittechnik zu versorgenden leittechnischenEinrichtungen (siehe für Kategorie A: in derNummer 3.2 (12) und siehe für Kategorie B: Abschnitt3.3Abschnitt 7.3.2).Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Anpassung der Formulierung an dieKategorisierung im Modul 5 und an Geltungsbereich.Der Begriff Batterie wurde gestrichen,um die Spezifikation der Art des Energiespeichersnicht einzuschränken.Anpassung der Formulierung an die Kategorisierungim Modul 5 und an Geltungsbereich.- 91 -

(3) Die Auslegung der einspeisenden Erzeugungsanlagen,der Verteilernetze und der Geräte derSicherheitsleittechnik ist so aufeinander abzustimmen,daß die für die Geräte der Sicherheitsleittechnikzugrundegelegten Beanspruchungen nicht überschrittenwerden. Insbesondere dürfen die statischenund dynamischen Grenzwerte der für die Geräte derSicherheitsleittechnik spezifizierten zulässigen Versorgungsspannungennicht überschritten werden.(4) Dynamische Spannungsänderungen in einemStromkreis sollen nicht zu Fehlfunktionen von Gerätender Sicherheitsleittechnik in benachbartenStromkreisen führen.(5) Ausfälle der elektrischen Energieversorgung fürdie Geräte der Sicherheitsleittechnik sind durchÜberwachungseinrichtungen zu erfassen und zumelden.M5: 12(3)M5:3.1 (4)M5: 12(4)7.6 Software der Sicherheitsleittechnik -7.6.1 Anforderungen für die Erstellung und Prüfungvon SoftwareDie Anforderungen für die Erstellung und Prüfungder Software sind gemäß 7.3.2 (2) in 3 Sicherheitskategorienabgestuft.7.6.1.1 Software für die Sicherheitsleittechnik der Kategorien1 bis 3Die Software ist nach einem Phasenmodell zuentwickeln (Bild 1).M5:7.3.17.3.1(1)Die Auslegung der einspeisenden Erzeugungsanlagen,der Verteilernetze und der leittechnischen Einrichtungenist so aufeinander abgestimmt, dass diefür die leittechnischen Einrichtungen zu Grundegelegten Beanspruchungen und die statischen unddynamischen Grenzwerte der für die leittechnischenEinrichtungen spezifizierten zulässigen Versorgungsspannungennicht überschritten werden.Die leittechnischen Einrichtungen sind so ausgelegt,montiert, abgeschirmt und geschützt, dass eine unzulässigeBeeinflussung der Signale durch anlageninternesowie durch äußere Störquellen, vermiedenwird.Ausfälle der elektrischen Energieversorgung für dieGeräte der Sicherheitsleittechnik leittechnischenEinrichtungen, die Leittechnik-Funktionen der KategorieA bis C ausführen, werden durch Überwachungseinrichtungenerfasst und gemeldet.Die Anforderungen für die Erstellung und Prüfungder Software sind gemäß 7.3.2 (2) in 3 Sicherheitskategorienabgestuft.Software für Leittechnik-Funktionen der KategorienA bis CDie Software ist in verifizierbaren Schritten nacheinem Phasenmodell entwickelt.Überführung der Anforderung in die genannteNummer. Redaktionelle Änderung hinsichtlichder Begriffsanpassung.Überführung der Anforderung in die genannteNummer.Anpassung der Formulierung an die Kategorisierungim Modul 5 und an Geltungsbereich.Der einleitende Satz im Abschnitt 7.6 aus derRSK-LL wurde weggelassen, da er nur alsHinweis dient.Überführung der Anforderungen in die genanntenNummern. Präzisierung der ursprünglichenAnforderung, um den Grund fürdie Forderung nach einem Phasenmodellbesser herauszuarbeiten. Bilder sollen nicht inRegelwerktext aufgenommen werden. DerInhalt des Bildes dient nur als Beispiel für einspezifisches Phasenmodell. Das Phasenmodellwird am Anfang der Softwareentwicklungfestgelegt.- 92 -

Bild 1: Phasenmodell(2) Die Funktionen der Anwendersoftware und derSystemsoftware 12) sind in eigenständigen Softwareeinheitenzu realisieren. In der Softwarearchitekturist die Anwendersoftware von der Systemsoftwarezu trennen.12) Zur Systemsoftware gehören z.B. das Betriebssystemund bei Mehrrechnersystemen die Softwarezur Kommunikation der Rechner.(3) Die Software ist so auszulegen, daß keine Rückwirkungenvon der Sicherheitsleittechnik der sicherheitstechnischniederwertigeren Kategorien auf dieSicherheitsleittechnik der sicherheitstechnischhöherwertigeren Kategorien auftreten.(4) Der anforderungsgerechte Ablauf der Programmeist unabhängig von Art und Umfang der zeitlichenÄnderung ihrer Eingangssignale zu gewährleisten.7.6.1.2 Software für die Sicherheitsleittechnik der KategorienM5:7.3.1(2)M5:7.3.1(3)M5:7.3.1(4)M5:17.3.27.6.1.2.1 Grundsätze M5:7.3.2.1Die Softwarearchitektur ist so gestaltet, dass dieFunktionen der Anwendersoftware und der Systemsoftwarein eigenständigen Softwareeinheitenrealisiert sind und die Anwendersoftware von derSystemsoftware getrennt ist.Hinweis Zur Systemsoftware gehört z. B. dasBetriebssystem und bei Mehrrechnersystemendie Software zur Kommunikationder Rechner.Die Software ist so ausgelegt, dass keineunzulässigen Rückwirkungen von derSicherheitsleittechnik leittechnischenEinrichtungen der sicherheitstechnisch niederwertigerenKategorien auf dieSicherheitsleittechnik leittechnischenEinrichtungen der sicherheitstechnisch höherwertigerenKategorien auftreten.Die Software ist so gestaltet, dass deren anforderungsgerechterAblauf unabhängig von Art undUmfang der zeitlichen Änderung ihrer Eingangssignalegewährleistet ist.Software für Leittechnik-Funktionen der KategorieAGrundsätzeÜberführung der Anforderungen in die genannteNummer.Überführung der Anforderungen in die genannteNummer.Überführung der Anforderungen in die genannteNummer.- 93 -

(1) Die Entwicklung und Qualifizierung der Softwareder Kategorie 1 hat so zu erfolgen, daß eine durchgängigeNachweisführung der korrekten Arbeitsweiseder Software gewährleistet ist. Entwurf und Implementierungsollen mit formalen 13) und rechnergestütztenKonstruktions- und Prüfmethoden erfolgen.Diese Methoden sollen auch in den anderenEntwicklungsphasen weitgehend verwendet werden.13) Formale Methoden haben eine mathematischeBasis. Sowohl die Notation (Syntax) als auch dieBedeutung (Semantik) der verwendeten Symbolesind exakt definiert. Die so erstellten Beschreibungensind einer mathematischen Analyse zugänglich.)(2) Die Software der Kategorie 1 soll einfach aufgebautsein.(3) Der Funktionsumfang der Software der Kategorie1 soll auf das notwendige Maß begrenzt sein.(4) Die Programme sind robust und selbstüberwachendauszulegen.M5:7.3.2.1(1)M5:7.3.2.1(2)M5:7.3.2.1(3)M5:7.3.2.1(4)7.6.1.2.2 Konstruktive Qualitätssicherung M5:7.3.2.(1) Die Software muß nach einem Phasenmodell M5 T1:durchgängig mit rechnergestützten Werkzeugen 7.3.2.2erstellt werden(1)Die Entwicklung und Qualifizierung der Software fürLeittechnik-Funktionen der Kategorie A erfolgen so,dass eine durchgängige Nachweisführung der korrektenArbeitsweise der Software gewährleistet ist.Entwurf und Implementierung sind mit formalisiertenund rechnergestützten Konstruktions- und Prüfmethodenentsprechend dem Stand von Wissenschaftund Technik durchgeführt.Die Software der Kategorie 1 soll für Leittechnik-Funktionen der Kategorie A ist grundsätzlich einfachaufgebaut.Der Funktionsumfang der Software der Kategorie 1soll für Leittechnik-Funktionen der Kategorie A istgrundsätzlich auf das für die jeweilige Funktion notwendigeMaß begrenzt.Die Programme sind Software ist robust und selbstüberwachendausgelegt.Konstruktive QualitätssicherungDie Software ist nach einem Phasenmodell durchgängigmit rechnergestützten Werkzeugen erstellt.Überführung der Anforderungen in die genannteNummer. Anpassung der Formulierungan die Kategorisierung im Modul 5 undan Geltungsbereich. Hinweise aus dem RSK-LL-Text wurden nicht übernommen.Die QS-Maßnahmen wurden im Modul 5 zusammengefasst.(2) Die Software ist aus klar abgegrenzten undmit geringem Funktionsumfang versehenen Einheitenaufzubauen. Diese Softwareeinheiten sindmöglichst einfach bei Beschränkung auf unverzichtbareAnweisungen und Schnittstellen zuprogrammieren und zu einer übersichtlichen Programmstrukturzu integrieren.M5:7.3.2.2(2)Die Software ist aus klar abgegrenzten und mit geringemFunktionsumfang versehenen Einheitenaufgebaut. Diese Softwareeinheiten sind möglichsteinfach bei Beschränkung auf unverzichtbare Anweisungenund Schnittstellen programmiert und inzu einer übersichtlichen Programmstruktur zu integriert.7.6.1.2.3 Analytische Qualitätssicherung - - Die QS-Maßnahmen wurden im Modul 5 zu-(1) Die Phasenergebnisse sind unter Anwendungformaler Analysemethoden und zusätzlicher Testsan den Vorgaben vollständig zu verifizieren. Dazusind an definierten Meilensteinen Prüfungen vorzunehmenM5:7.3.2.2(3)Die PhasenErgebnisse der einzelnen Phasen derSoftwareentwicklung sind unter Anwendung formalerAnalysemethoden und zusätzlicher Tests an denVorgaben vollständig verifiziert. Dazu werden andefinierten Meilensteinen Prüfungen vorgenommen.sammengefasst.- 94 -

(2) Nach Installation auf den Rechnern soll das anforderungsgerechteVerhalten des Hardware- undM5:7.3.2.2Nach Installation der Software auf den Rechnernwird das anforderungsgerechte Verhalten des Hardware-Präzisierung der Anforderung hinsichtlich derValidierung.Softwaresystems validiert werden.(4)und Softwaresystems validiert. Wird die Vali-dierung in mehreren Schritten durchgeführt, so erfolgendie einzelnen Validierungsschritte überlappend.7.6.1.2.4 Organisation und Administration Die QS-Maßnahmen wurden im Modul 5 zusammengefasst.(1) Die Organisation und Administration muß sicherstellen,daß die Software nach vollständigen Entwicklungs-,Prüf-, Wartungs- und Qualitätssicherungsplänenerstellt und eingesetzt wird. Die Unabhängigkeitzwischen Konstruktion und Qualitätssicherungmuß durchgehend gewahrt werden. Es isteine vollständige Entwicklungs-, Qualitätssicherungs-und Benutzerdokumentation zu erstellen.(2) Die Sicherstellung der konsistenten Konfigurationder Programme ist mit geeigneten Verfahren undMethoden nachzuweisen (Konfigurationsmanagement).7.6.1.2.5 Einsatz von StandardsoftwareBei Standardprodukten, z.B. bei der Systemsoftwareist eine Beschränkung auf unverzichtbare Bestandteilevorzunehmen; diese Teile sind Prüfungen undTests zu unterziehen, die in Umfang und Tiefe denNachweisen für die Anwenderprogramme gleichwertigsind.M5:7.3.2.2(5)M5:7.3.2.2(6)M5:7.3.2.3(1)7.6.1.3 Software für die Sicherheitsleittechnik der Kategorie M5:27.3.37.6.1.3.1 Grundsätze M5:7.3.3.1(1) Für die Entwicklung und Qualifizierung der Softwareder Kategorie 2 sind rechnergestützte Be-7.3.3.1M5:schreibungen und Testverfahren anzuwenden, die (1)den Nachweis der korrekten Arbeitsweise unterstützen.Die Organisation und Administration der Softwareentwicklungund der Qualitätssicherung ist so gestaltet,dass sichergestellt ist, dass die Software nachvollständigen Entwicklungs-, Prüf-, Wartungs- undQualitätssicherungsplänen erstellt und eingesetztwird. Die Unabhängigkeit zwischen Konstruktion undQualitätssicherung wird durchgehend gewahrt. Es isteine vollständige Entwicklungs-, Qualitätssicherungs-und Benutzerdokumentation vorhanden.Es werden Verfahren und Methoden angewandt, diedie konsistenten Konfigurationen der Software sicherstellen(Konfigurationsmanagement).Der Einsatz vorgefertigter Software, sofern nichtentsprechend den Kriterien in dem Abschnitt 7.3.2.1und 7.3.2.2 ausgelegt, ist auf unverzichtbare Bestandteilebeschränkt, wobei Softwareänderungenvermieden werden. Diese Teile sind Prüfungen undTests unterzogen, die in Umfang und Tiefe denNachweisen nach dem Abschnitt 7.3.2.1 und 7.3.2.2gleichwertig sind.Software für Leittechnik-Funktionen der KategorieBGrundsätzeFür die Entwicklung und Qualifizierung der Softwareder Kategorie 2 Leittechnik-Funktionen der KategorieB sind rechnergestützte Beschreibungen undrechnergestützte Testverfahren angewendet, die denNachweis der korrekten Arbeitsweise unterstützen.Überführung der Anforderungen in die genannteNummer.Überführung der Anforderungen in die genannteNummer. In Modul 5 wird für Standardsoftwareder Begriff vorgefertigte Softwaredurchgängig verwendet. Die neue Formulierungbehält die Anforderung zu „Beschränkungauf unverzichtbare Bestandteile“bei. Da Softwareänderungen eine Quelle fürneue Softwarefehler sein können, Änderungenaber andererseits zur Beschränkung aufunverzichtbare Teile oder zur Anpassung anden Einsatzfall notwendig sind, wurde eineAnforderung zur Vermeidung von Änderungenergänzt.- 95 -

(2) Die Programme sind robust und selbstüberwachendauszulegen.M5:7.3.3.1(2)Die Programme sind Software ist robust und selbstüberwachendausgelegt.7.6.1.3.2 Konstruktive Qualitätssicherung - - Die QS-Maßnahmen wurden im Modul 5 zusammengefasst.(1) Die Softwareerstellung muß einem durchgängigenund methodisch abgestimmten Phasenmodellfolgen und weitgehend mit rechnergestützten Werkzeugendurchgeführt werden.M5:7.3.3.2(1)Die Softwareerstellung erfolgt nach einem methodischabgestimmten Phasenmodell weitgehend mitrechnergestützten Werkzeugen.Überführung der Anforderungen in die genannteNummer. „durchgängig“ gestrichen,weil ein Phasenmodell immer durchgängig ist.(1) Die Phasenergebnisse sind einer Prüfung zuunterziehen und zu dokumentieren. Alle sicherheitsrelevantenProgrammteile sind durch eine Kombinationvon Testverfahren zu prüfen, wobei eine vollständigeTestüberdeckung erreicht werden soll.(2) Das anforderungsgerechte Verhalten des Hardware-und Softwaresystems soll in seinen sicherheitsrelevantenFunktionen validiert werden.M5:7.3.3.2(3)M5:7.3.3.2(4)Die Ergebnisse der einzelnen Phasen der Softwareentwicklungsind einer dokumentierten Prüfung unterzogen.Es ist eine Kombination von Testverfahrenangewandt, so dass für alle sicherheitsrelevantenProgrammteile eine vollständige Funktionstestüberdeckungerreicht wird.Das anforderungsgerechte Verhalten des HardwareundSoftwaresystems ist in seinen sicherheitsrelevantenFunktionen validiert.(2) Die Software ist aus hinsichtlich der Funktion klarabgegrenzten Einheiten aufzubauen. Diese Softwareeinheitensind auf unverzichtbare Anweisungenund Schnittstellen zu beschränken und zu einerübersichtlichen Programmstruktur zu integrieren.M5:7.3.3.2(2)Die Software ist aus hinsichtlich der Funktion klarabgegrenzten Einheiten aufgebaut. Diese Softwareeinheitensind auf unverzichtbare Anweisungen undSchnittstellen beschränkt und in zu einerübersichtlichen Programmstruktur integriert.7.6.1.3.3 Analytische Qualitätssicherung - - Die QS-Maßnahmen wurden im Modul 5 zusammengefasst.Überführung der Anforderungen in die genannteNummer.7.6.1.3.4 Organisation und Administration - - Die QS-Maßnahmen wurden im Modul 5 zusammengefasst.(1) Die Organisation und Administration müssensicherstellen, daß die Software nach vollständigenEntwicklungs-, Prüf-, Wartungs- und Qualitätssicherungsplänenerstellt und eingesetzt wird. Die Unabhängigkeitzwischen Konstruktion und Qualitätssicherungmuß durchgehend gewahrt werden. Es isteine vollständige Entwicklungs-, Qualitätssicherungs-und Benutzerdokumentation zu erstellen.M5:7.3.3.2(5)Die Organisation und Administration der Softwareentwicklungund der Qualitätssicherung ist so gestaltet,dass sichergestellt ist, dass die Software nachvollständigen Entwicklungs-, Prüf-, Wartungs- undQualitätssicherungsplänen erstellt und eingesetztwird. Die Unabhängigkeit zwischen Konstruktion undQualitätssicherung wird durchgehend gewahrt. Es isteine vollständige Entwicklungs-, Qualitätssiche-Überführung der Anforderungen in die genanntenNummern.(2) Die konsistente Konfiguration der Programme istsicherzustellen.7.6.1.3.5 Einsatz von StandardsoftwareEingesetzte Standardsoftware soll betriebsbewährtsein und ist Prüfungen und Tests zu unterziehen, dieM5:7.3.3.2(6)M5:7.3.3.3(1)rungs- und Benutzerdokumentation vorhanden.Die konsistente Konfiguration der Programme istsichergestellt.Bei vorgefertigter Software wird eine Beschränkungauf unverzichtbare Bestandteile vorgenommen,wobei Softwareänderungen vermieden werden.Überführung der Anforderungen in die genannteNummer. Im Modul 5 wird für Standardsoftwareder Begriff vorgefertigte Soft-- 96 -

in Umfang und Tiefe den Nachweisen für die Anwenderprogrammegleichwertig sind.7.6.1.4 Software für die Sicherheitsleittechnik der Kategorie37.6.1.4.1 GrundsatzDie Software der Kategorie 3 ist nach anerkanntenMethoden der Softwaretechnik zu qualifizieren.7.6.1.4.2 Konstruktive QualitätssicherungBei der Softwareerstellung sind die Entwicklungsschritteeinzeln auszuweisen. Nach Möglichkeit sindbei wesentlichen Entwicklungsschritten Werkzeugezu nutzen.M5:7.3.4M5:7.3.4.1M5:7.3.4.2(1)Diese Teile werden Prüfungen und Tests unterzogen,die in Umfang und Tiefe den Nachweisen nachden Abschnitten 7.3.3.1 und 7.3.3.2 gleichwertigsind.Software für die SicherheitsleittechnikLeittechnik-Funktionen der Kategorie C 3GrundsatzDie Software der Kategorie 3 für Leittechnik-Funktionen der Kategorie C ist nach anerkanntenMethoden der Softwaretechnik qualifiziert.Bei der Softwareerstellung sind die Entwicklungsschritteeinzeln ausgewiesen.Nach Möglichkeit werden sind bei wesentlichenEntwicklungsschritten Software-Werkzeuge genutzt.ware durchgängig verwendet. Die neue Formulierungbehält die Anforderung zu „Beschränkungauf unverzichtbare Bestandteile“bei. Da Softwareänderungen eine Quelle fürneue Softwarefehler sein können, Änderungenaber andererseits zur Beschränkung aufunverzichtbare Teile oder zur Anpassung anden Einsatzfall notwendig sind, wurde eineAnforderung zur Vermeidung von Änderungenergänzt.7.6.1.4.3 Analytische Qualitätssicherung - - Die QS-Maßnahmen wurden im Modul 5 zusammengefasst.(1) Das Erreichen der Phasenziele ist durch entsprechendePrüfungen nachzuweisen und zu dokumentieren.M5:7.3.4.2(2)Das Erreichen der Phasenziele ist durchentsprechende Prüfungen nachgewiesen und dokumentiert.(2) Das anforderungsgerechte Verhalten des Hardware-und Softwaresystems soll in seinen sicherheitsrelevantenFunktionen validiert werden.7.6.1.4.4 Organisation und AdministrationDie Software ist nach einem anerkannten Qualitätssicherungsplanzu erstellen. Es ist eine vollständigeEntwicklungs-, Qualitätssicherungs- und Benutzerdokumentationzu erstellen.7.6.1.4.5 Einsatz von StandardsoftwareEingesetzte Standardsoftware soll zertifiziert oderbetriebsbewährt sein.M5:7.3.4.2(3)M5:7.3.4.2(4)M5,7.3.4.3Das anforderungsgerechte Verhalten des HardwareundSoftwaresystems ist in seinen sicherheitsrelevantenFunktionen validiert.Die Software ist nach einem Qualitätssicherungsplangemäß den anerkannten Regeln der Technik erstellt.Es ist eine vollständige Entwicklungs-, Qualitätssicherungs-und Benutzerdokumentation vorhanden.Einsatz von vorgefertigter SoftwareFür eingesetzte vorgefertigte Software ist dieBetriebserfahrung dokumentiert oder die Softwareist zertifiziert.Die zur Beurteilung der Einsetzbarkeit erforderlichenEigenschaften sind dokumentiert.Überführung der Anforderungen in die genannteNummer.Überführung in genannte Nummer. Im Modul5 wird für Standardsoftware der Begriff vorgefertigteSoftware durchgängig verwendet.7.6.2 Anforderungen für Betrieb und Sicherung - -(1) Änderungen der Software der Sicherheitsleit- M5, 9 Änderungen der Software der leittechnischen Ein- Überführung der Anforderungen in die ge-- 97 -

technik müssen unter Einhaltung der Qualitätsstandardsnach 7.6.1 vorgenommen werden. DurchÄnderungen der Software der Sicherheitsleittechnikund durch fehlerhafte Eingriffe darf keine unzulässigeMinderung der Sicherheit der Reaktoranlagehervorgerufen werden. Alle Eingriffe in die Softwaremüssen automatisch dokumentiert werden und vollständignachvollziehbar sein.(2) Eingriffe Unbefugter in die Software der Sicherheitsleittechniksind durch vorzugsweise technischeoder durch administrative Maßnahmen zu verhindern.(3) Daten und Programme der Sicherheitsleittechnikmüssen rekonstruierbar sein; hierzu sindregelmäßig sowie bei Änderungen der SoftwareSicherungskopien anzufertigen. Programm- undDatenbestände sind zu archivieren.(9) richtungen, die Leittechnik-Funktionen der KategorieA bis C ausführen, werden unter Einhaltung derQualitätsKriterien nach Abschnitt 7.3 vorgenommen.Änderungen der Software und dazu erforderlicheEingriffe in die leittechnischen Einrichtungen erfolgenso, dass die Kriterien aus den „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke: Kriterien für die Auslegung undden sicheren Betrieb von baulichen Anlagenteilen,Systemen und Komponenten“ (Modul 10) Abschnitt1.2 eingehalten werden. Alle Eingriffe in die Softwaresind dokumentiert.M5, 10(2)M5 1, 9(10)8. Schaltwarte -(1) Die Warte ist so anzuordnen, zu gestalten, abzuschirmen,zu belüften und mit Notstrom zu versorgen,M10:6.2 (2)daß sich das Personal im Bedarfsfall in derWarte aufhalten, sie verlassen und betreten kann.(2) Die Informationsdarbietung in der Warte mußdem Betriebspersonal jederzeit einen ausreichendenÜberblick über den Betriebszustand und das Verhal-M10:6.2 (6)Die unberechtigten Zugriffe in die leittechnischenEinrichtungen einschließlich der Software sind vorzugsweisedurch technische Vorkehrungen soweitwie möglich erschwert oder verhindert. Eine Absicherungdurch organisatorische Maßnahmen ist aufsolche Bereiche beschränkt, die durch technischeVorkehrungen nicht sinnvoll abgesichert werdenkönnen.Die Wirksamkeit und Zuverlässigkeit der vorgesehenenMaßnahmen und technischen Vorkehrungenentspricht der sicherheitstechnischen Bedeutung derleittechnischen Einrichtungen.Änderungen von Parametrierdaten und Softwareder leittechnischen Einrichtungen, die Leittechnik-Funktionender Kategorie A bis C ausführen,werden so behandelt, dass sie rekonstruierbarsind. Dazu werden regelmäßig sowie bei Änderungender Software Sicherungskopien angefertigt.Software- und Parametrierdatenbeständesind archiviert.Die Warte, die Notsteuerstelle und die örtlichenLeitstände sind ist so angeordnet, gestaltet, abgeschirmt,belüftet, beleuchtet und, soweit erforderlich,aus dem mit Notstromsystem versorgt,dass sich das Personal im Bedarfsfall in der Warteihnen aufhalten, sie verlassen und betretenkann.Die Informationsdarbietung erfolgt derart, dasssich anbahnende sicherheitsrelevante Abweichungenvon Sollwerten frühzeitig erkannt wer-nannte Nummer. Anpassung der Formulierungan die Kategorisierung im Modul 5 undan Geltungsbereich. Präzisierung durch T5:Die automatische Dokumentation aller Eingriffein die Software ist nicht immer möglich undmuss ggf. durch hinreichende Maßnahmenergänzt werden.Überführung der Anforderungen in die genannteNummer. Redaktionellen Änderungenund Präzisierung: Es wurden die in der RSL-LL-DWR bisher separat bestehenden Abschnitte7.2.1 (4) und 7.6.2 (2) zusammengefasst.Weiter wurden die Kriterien an die Wirksamkeitergänzt.Überführung der Anforderungen in die genannteNummer. Anpassung der Formulierungan die Kategorisierung im Modul 5.Siehe auch KTA 3904, 3.7 (4) und 4.5 (3).Überführung der Anforderung der RSK LL indie genannte Nummer in Modul 10. Die Detailregelungendes letzten Satzes entfallen in- 98 -

ten der Anlage vermitteln. Hierfür sollten funktionsmäßigzusammengehörige Größen in gemeinsamenWartenfeldern zusammengefaßt werden.(3) Die für einen sicheren Betrieb der sicherheitstechnischenSysteme und für die Beherrschung vonStörfällen notwendigen Steuerungsmaßnahmen undSchalthandlungen müssen von der Warte aus vorgenommenwerden können.(4) Die für die Durchführung von Steuerungsmaßnahmenund Schalthandlungen notwendigen Unterlagenmüssen in unmittelbarer Nähe der Schaltwarteund in der Notsteuerstelle greifbar bereitliegen.M10:6.2 (9)M10:6.2 (5)den. Modul 10.Notwendige Schalthandlungen von Einrichtungen,die Funktionen auf den Sicherheitsebenen 1bis 4a ausführen, können grundsätzlich von derWarte oder Notsteuerstelle aus vorgenommenwerden.Die für die Durchführung vonSteuerungsmaßnahmen und Schalthandlungender erforderlichen Maßnahmen notwendigenUnterlagen sind im erforderlichen Umfang in unmittelbarerNähe der Schaltwarte und in der Notsteuerstellegreifbar bereitliegen verfügbar.9. Lüftungsanlagen -Folgende BMI-Richtlinie liegt hierzu vor:Auslegungsrichtlinien und -richtwerte für Jod-Sorptionsfilter zur Abscheidung von gasförmigemSpaltjod in Kernkraftwerken; Stand: 25.2.1976Ergänzend gilt:Folgende BMI-Richtlinie liegt hierzu vor:(1) Räume, die dauernd zum Kontrollbereich gehörenmüssen, sind an die Lüftungsanlagen anzuschließen.In solchen Räumen muß durch Unterdruckhaltungund entsprechend gerichtete Strömungsführungoder durch Schließen geeigneterAbsperrklappen ein unkontrolliertes Entweichen vonAktivität in die Umgebung verhindert werden. Diedazu notwendigen Zuluftstränge dieser Lüftungsanlagenmüssen von der Warte aus absperrbar sein.Die Abluft muß überwacht und erforderlichenfallsüber Filter abgegeben werden. Abluft, die zur Unterdruckhaltungbei bestimmungsgemäßem Betriebaus Bereichen des Sicherheitsbehälters, in denenPrimärkreiskomponenten vorhanden sind, anfällt, istkontinuierlich durch Schwebstoff- und Jod-Sorptionsfilter zu reinigen.(2) Es ist ein automatischer Lüftungsabschluß vorzusehen,der bei hoher Aktivität im SicherheitsbehälterM9:4.2.1(2)M9:4.2.1(4)M9:4.2.2Auslegungsrichtlinien und -richtwerte für Jod-Sorptionsfilter zur Abscheidung von gasförmigemSpaltjod in Kernkraftwerken; Stand: 25.2.1976Räume, die dauernd zum Kontrollbereich gehörenmüssen, sind an die Lüftungsanlagen anzuschließen.In solchen Räumen muß In Räumen,die an die Lüftungsanlagen angeschlossen sind,wird durch Unterdruckhaltung und entsprechendgerichtete Strömungsführung oder durch Schließengeeigneter Absperrklappen ein unkontrolliertesEntweichen von Aktivität in die Umgebungverhindert werden. Die dazu notwendigenZuluftstränge dieser Lüftungsanlagen müssenMaßnahmen sind von der Warte aus absperrbarsein bedienbar.Die Abluft wird überwacht und erforderlichenfallsüber Filter abgegeben. Abluft, die auf denSicherheitsebenen 1 und 2 zur Unterdruckhaltungbei bestimmungsgemäßem Betrieb ausBereichen des Sicherheitsbehälters, in denenReaktorkühlmittel führende Komponenten vorhandensind, anfällt, wird kontinuierlich durchSchwebstoff- und Iod- Sorptionsfilter gereinigt.Maßnahmen und Einrichtungen zur Verhinderungdes Entweichens von hoher Aktivität aus demÜberführung der Anforderung der RSK LL indie genannte Nummer in Modul 10. „Grundsätzlich“,da vereinzelt Schalthandlungenauch vor Ort vorgenommen werden, insbesondereauf der Sicherheitsebene 1.Verweise auf Richtlinien erfolgen grundsätzlichim „Wegweiser“ zum Regelwerk und nichtin den Modulen.Vollständige inhaltliche Übernahme mitsprachlichen Anpassungen an Sicherheitsebenen-Konzeptund für Anwendbarkeit aufSWR.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannte Nummer in Modul 9.- 99 -

anspricht. Der Grenzwert soll so eingestellt werden,daß es abhängig von:- der Primärkreisaktivität (Auslegungsaktivität)- der Leckagemenge,- der Zeitdauer bis zur Erkennungnicht zu unnötigen Auslösungen kommt.Vor dem Grenzwert, der automatische Aktionenauslöst, sollen Grenzwerte angeordnet sein, dieGefahrenmeldungen auslösen.(3) Filteranlagen, die ausschließlich während odernach Störfällen zur Reinigung der Abluft und damitzur Begrenzung der Störfallfolgen eingesetzt werden(z.B. Störfallfilter der Ringraumabsaugung), sind soauszulegen, daß folgende Abscheidegrade beimstörfallbedingten Einsatz mit Sicherheit nicht unterschrittenwerden:- Schwebstoffe: = 99,9 %- organisch gebundenes Radiojod: = 99 %- Radiojod in elementarer Form: = 99,99 %.Diese Filteranlagen sind so zu errichten und zu betreiben,daß eine Schadstoffbeladung der Filter vorBeginn des Einsatzes mit Sicherheit vermieden wird.Die Funktionsfähigkeit der Filteranlagen unter den fürden Störfall definierten Bedingungen ist nachzuweisen.Der Zustand der Filter ist durch regelmäßigdurchzuführende Prüfungen zu überwachen.(4) Filteranlagen, die beim bestimmungsgemäßenBetrieb des Kernkraftwerks dauernd oder zeitweisemit Abluft beaufschlagt werden und während odernach Störfällen eingesetzt werden müssen, sind sozu errichten und zu betreiben, daß die Unterschreitungeines bei der Planung technischer Schutzmaßnahmengegen Störfälle zugrundegelegtenMindestabscheidegrades ausgeschlossen wird.Insbesondere ist der Einfluß der Schadstoffbeladungwährend des Einsatzes beim bestimmungsgemäßenBetrieb des Kernkraftwerkes zu überwachen und einangemessener Abstand zum Mindestabscheidegrad(2) Sicherheitsbehälter sind vorgesehen. Wird derSicherheitsbehälter im geschlossenen Zustandbelüftet, ist ein automatischer Lüftungsabschlussdes Sicherheitsbehälters vorhanden, der bei hoherAktivität im Sicherheitsbehälter anspricht.M9:4.2.2(3)M9:4.2.2(4)Filteranlagen, die ausschließlich während odernach Störfällen für den Einsatz während odernach Ereignissen auf der Sicherheitsebene 3 zurReinigung der Abluft und damit zur Begrenzungder Störfallfolgen eingesetzt werden Folgen desEreignisses vorgesehen sind, sind so ausgelegt,dass folgende Abscheidegrade beimstörfallbedingten Einsatz auf der Sicherheitsebene3 mit Sicherheit nicht unterschritten werden:- Schwebstoffe: η = 99,9 %- organisch gebundenes Radiojod Iod: η = 99 %- Radiojod in elementarer Form elementaresIod: η = 99,99 %Diese Filteranlagen sind so zu errichten und zubetreiben, daß eine Schadstoffbeladung der Filtervor Beginn des Einsatzes mit Sicherheit vermiedenwird. Die Funktionsfähigkeit der Filteranlagenunter den für den Störfall definierten Bedingungenist nachzuweisen. Der Zustand der Filter istdurch regelmäßig durchzuführende Prüfungen zuüberwachen.Filteranlagen, die beim bestimmungsgemäßenBetrieb des Kernkraftwerks auf den Sicherheitsebenen1 und 2 dauernd oder zeitweise mit Abluftbeaufschlagt werden und während oder nachStörfällen Ereignissen der Sicherheitsebene 3eingesetzt werden müssen, sind so errichtet undwerden so betrieben, dass die Unterschreitungeines bei der Planung technischer Schutzmaßnahmengegen Störfälle Ereignisse der Sicherheitsebene3 zugrunde gelegtenMindestabscheidegrades ausgeschlossen wird.Insbesondere wird der Einfluss der Schadstoffbe-Inhaltliche Übernahme mit sprachlichen Anpassungenan Sicherheitsebenen-Konzeptund für Anwendbarkeit auf SWR. Streichungder letzten beiden Sätze, da Detaillierungsgradzu hoch und in KTA 3404 geregeltStreichung der letzten drei Sätze, da es sichhierbei um detaillierte Hinweise zur Errichtungsowie Erhaltung der Funktionsfähigkeit derFilteranlage handelt, die in KTA 3601 geregeltsind.Streichung der letzten vier Sätze, da es sichum einen speziellen Hinweis auf eine möglicheNachweisführung handelt, der durch dievorangehenden allgemeinen Ausführungenabgedeckt ist. Die Anforderung an den Schutzdes Personals ist in 4.1.2 (2) in allgemeinerForm enthalten.Übernahme mit sprachlichen Anpassungen anSicherheitsebenen-Konzept.- 100 -

durch rechtzeitigen Wechsel des Filtermaterials sicherzustellen.Die bei bzw. nach Störfällen herrschendenBedingungen sind anzugeben. Die Funktionsfähigkeitder Filteranlagen unter diesen Bedingungenist nachzuweisen. Ggf. kann der Nachweisder Vermeidung eines unzulässigen Abfalles desAbscheidegrades darin bestehen, daß gezeigt wird,wie im Zeitraum zwischen Störfalleintritt und Einsatzder Filteranlage das Filtermaterial gewechselt wird.Dabei ist nachzuweisen, daß die Strahlenbelastungdes Personals die zulässigen Grenzwerte nichtübersteigt, die erneuerten Filter leckdicht sind unddie Einhaltung des Mindestabscheidegrades gewährleistetwird.(5) Filteranlagen nach (3) sind bezüglich ihrer aktivenKomponenten (Ventilator und Nacherhitzer) 3 . 100% oder 4 . 50 % und bezüglich ihrer passiven Komponenten2 . 100 % (wahlweise zuschalt- undumschaltbar) auszulegen. Sie sind mit Feuchteabscheidernund Nacherhitzern oder technisch gleichwertigenEinrichtungen auszustatten, um Taupunktunterschreitungenin der Filterzuluft undKondensateinspeicherung zu verhindern oder auf einAusmaß zu begrenzen, das nachweisbar nicht zurUnterschreitung der geforderten Abscheidegradeführen kann. Die während oder nach Störfällen auftretendenBedingungen in der Filterzuluft sind vomReaktorhersteller anzugeben. Eine Aufstellung redundanterFilter in einem Raum ist zulässig.M9:4.1.2(2)M9:4.2.2(5)ladung während des Einsatzes beim bestimmungsgemäßenBetrieb des Kernkraftwerkes aufden Sicherheitsebenen 1 und 2 überwacht undein angemessener Abstand zumMindestabscheidegrad durch rechtzeitigenWechsel des Filtermaterials sichergestellt.Die bei bzw. nach Störfällen herrschenden Bedingungensind anzugeben. Die Funktionsfähigkeitder Filteranlagen unter diesen Bedingungenist nachzuweisen. Ggf. kann der Nachweis derVermeidung eines unzulässigen Abfalles desAbscheidegrades darin bestehen, daß gezeigtwird, wie im Zeitraum zwischen Störfalleintritt undEinsatz der Filteranlage das Filtermaterial gewechseltwird. Dabei ist nachzuweisen, daß dieStrahlenbelastung des Personals die zulässigenGrenzwerte nicht übersteigt, die erneuerten Filterleckdicht sind und die Einhaltung desMindestabscheidegrades gewährleistet wird.Bei Einrichtungen, die im Rahmen der langfristigenBeherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebene3 erwartungsgemäß gewartet oderinstand gesetzt werden müssen, sind Maßnahmenund Einrichtungen zur Abschirmung für denInstandhaltungsfall vorgesehen. Platz für erforderlicheAusbauhilfen ist verfügbar bzw. es sinddiese vor Ort installiert.Filteranlagen nach (3) der Nummer 4.2.2 (3) sindbezüglich ihrer aktiven Komponenten (Ventilatorund Nacherhitzer) mit einer Redundanz von 3x·100 % oder 4 x·50 % und bezüglich ihrer passivenKomponenten mit einer Redundanz von 2x·100 % (wahlweise zuschalt- und umschaltbar)ausgelegt. Sie Die Filteranlagen sind mit Feuchteabscheidernund Nacherhitzern oder technischgleichwertigen Einrichtungen ausgestattet, umTaupunktunterschreitungen in der Filterzuluft undKondensateinspeicherung zu verhindern oder aufein Ausmaß zu begrenzen, das nachweisbarnicht zur Unterschreitung der gefordertenAbscheidegrade führen kann. Die während odernach Störfällen Ereignissen der SicherheitsebeneVollständige inhaltliche Übernahme mitsprachlichen Anpassungen an Sicherheitsebenen-Konzeptund für Anwendbarkeit aufSWR. Der letzte Satz in RSK-LL 9 (5)wirdhinsichtlich der Zulässigkeit in Anlehnung anKTA 3601 umgesetzt.- 101 -

(6) Es dürfen nur Schwebstoffilter eingesetzt werden,für die Typprüfzeugnisse vorliegen. Bei Verwendungvon Schwebstoffiltern der Klasse S ist die Dichtheitder Filterzelle und der Filtersitze durch quantitativeVor-Ort-Prüfungen oder gleichwertige Prüfverfahrennachzuweisen. Geeignete Vorrichtungen für derartigePrüfungen sind vorzusehen.(7) Die Eignung des Sorptionsmaterials von Jodfilternist im Laborversuch unter Bedingungen desbestimmungsgemäßen Betriebs und unter Störfallbedingungennachzuweisen. Bei der Festlegung derMengen des Jodsorptionsmaterials sind dessenAlterung und Vergiftung zu berücksichtigen. ZurÜberwachung des Zeitstandverhaltens sind am Jodsorptionsteilmit Kontrollfiltern ausgerüstete Bypass-Strecken oder gleichwertige Einrichtungen anzubringen.Weiterhin sind Vorrichtungen vorzusehen, dieeine Vor-Ort-Prüfung der Filter erlauben.(8) Die Auslegung der Lüftungsanlagen ist mit denForderungen für Brandschutz abzustimmen. ImHinblick auf die Filteranlagen ist nachzuweisen, daßein eventueller Brand der Aktivkohle nicht zu Folgeschädenan anderen Komponenten und zu einerBrandausbreitung, z.B. über die Lüftungsanlage,führen kann.(9) Die Störfallfilteranlagen der Ringraumabsaugunginnerhalb des Ringraums sind gegen Erd-3 auftretenden Bedingungen in der Filterzuluftsind vom Reaktorhersteller anzugebenspezifiziert. Wenn redundante Filter in einemRaum aufgestellt werden, ist sichergestellt, dassa) die redundanten Filter durch ein Ereignis derSicherheitsebene 3, für dessen Beherrschungsie benötigt werden, nicht gleichzeitig ausfallenkönnen, undb) ein redundantes Filtersystem nicht durch Versageneines anderen Filtersystems bei einemEreignis der Sicherheitsebene 3, für dessenBeherrschung es benötigt wird, ebenfalls versagenkann.Es dürfen nur Schwebstoffilter eingesetzt werden,für die Typprüfzeugnisse vorliegen. BeiVerwendung von Schwebstoffiltern der Klasse Sist die Dichtheit der Filterzelle und der Filtersitzedurch quantitative Vor-Ort-Prüfungen odergleichwertige Prüfverfahren nachzuweisen. GeeigneteVorrichtungen für derartige Prüfungensind vorzusehen.Die Eignung des Sorptionsmaterials von Jodfilternist im Laborversuch unter Bedingungen desbestimmungsgemäßen Betriebs und unter Störfallbedingungennachzuweisen. Bei der Festlegungder Mengen des Jodsorptionsmaterials sinddessen Alterung und Vergiftung zu berücksichtigen.Zur Überwachung des Zeitstandverhaltenssind am Jodsorptionsteil mit Kontrollfiltern ausgerüsteteBypass-Strecken oder gleichwertige Einrichtungenanzubringen. Weiterhin sind Vorrichtungenvorzusehen, die eine Vor-Ort-Prüfung derFilter erlauben.Die Auslegung der Lüftungsanlagen ist mit denForderungen für Brandschutz abzustimmen. ImHinblick auf die Filteranlagen ist nachzuweisen,daß ein eventueller Brand der Aktivkohle nicht zuFolgeschäden an anderen Komponenten und zueiner Brandausbreitung, z.B. über die Lüftungsanlage,führen kann.Die Störfallfilteranlagen der Ringraumabsaugunginnerhalb des Ringraums sind gegen ErdbebenAnforderungen an Schwebstofffilter sind inKTA 3601 geregelt und gehen im Detaillierungsgradüber das Detailniveau der „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke“ hinaus. DerBegriff des „Schwebstofffilter Klasse S“ istaußerdem nicht mehr regelkonform, die Anforderungwird daher nicht übernommen.Anforderungen sind in KTA 3601 geregelt undgehen im Detaillierungsgrad über das Detailniveauder „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke“hinaus. Die Anforderung wird dahernicht übernommen.Anforderungen gehen im Detaillierungsgradüber das Detailniveau der „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke“ hinaus. Aktivkohlefilterwerden hinsichtlich des Brandschutzes ausführlichin KTA 2101.3 behandelt. Die Anforderungwird daher nicht übernommen.Anforderungen gehen im Detaillierungsgradüber das Detailniveau der „Sicherheitskriterien- 102 -

eben auszulegen. Die Leitungen außerhalb desRingraumes sind so zu gestalten, daß sie Anforderungenim Sinne der DIN- Norm 4149 "Bautenin deutschen Erdbebengebieten; Lastannahmen,Bemessung und Ausführung üblicher Hochbauten",Fassung 4.81, genügen.auszulegen. Die Leitungen außerhalb des Ringraumessind so zu gestalten, daß sie Anforderungenim Sinne der DIN- Norm 4149 "Bauten indeutschen Erdbebengebieten; Lastannahmen,Bemessung und Ausführung üblicher Hochbauten",Fassung 4.81, genügen.10. Strahlenschutzüberwachung -10.1 Strahlenschutzüberwachung in der Anlage -10.1.1 Überwachung der OrtsdosisleistungFolgende KTA-Regel liegt hierzu vor:Ortsfestes System zur Überwachung vonOrtsdosisleistungen innerhalb von Kernkraftwerken(KTA 1501) Fassung 10/77Folgende KTA-Regel liegt hierzu vor:Ergänzend gilt:Für Wartungs- und Reparaturarbeiten, für Störfällesowie für das Betreten nicht routinemäßig begangenerRäume soll eine ausreichende Anzahl geeignetertragbarer Strahlenschutzmeßgeräte vorhandensein.M9:5.6 (1)Ortsfestes System zur Überwachung vonOrtsdosisleistungen innerhalb von Kernkraftwerken(KTA 1501) Fassung 10/77Es sind Vorkehrungen getroffen, dass zumSchutz von Personen, die in einem Kontrollbereichtätig werden, deren Arbeitsplätze überwachtund weitere erforderliche Überwachungsmaßnahmenz.B. an den Zugängen und an Personenschleusensowie bei Kontrollgängen durchgeführtwerden können und dass die Ermittlung derKörperdosis nach den rechtlichen Vorgaben erfolgenkann.für Kernkraftwerke“ hinaus. Die Anforderungwird daher nicht übernommen.Verweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Nummern in Modul 9. Anstelledes Verweises wurden die inhaltlichenAnforderungen der KTA-Fachregel auf demDetaillierungsniveau der „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke“ übernommen. Messaufgabennach RSK-LL 10.1.1 sind in Modul 9,Nummer 5.6 (1) enthalten. Die Kriterien anhierfür vorzusehende mobile Einrichtungensind in Nummer 5.6.1 (1) enthalten. Anforderungenan ausreichende Zahl und Eignungsind durch § 67 StrlSchV geregelt. Siehe auchIAEA NS-R-1, 2000, 6.105 (5) und (6).M9:5.6.1(1)Für die Messaufgaben nach der Nummer 5.6 (1)werden an geeigneten Orten mobile Messgerätevorgehalten oder Einrichtungen vorgesehen, sodass Proben genommen und ausgewertet werdenkönnen:a) Dosisleistungsmessgeräte füraa) Gamma- und Betastrahlung,ab) Neutronenstrahlung,b) Einrichtungen zur nuklidspezifischen Erfassungvon Kontaminationen z.B. durch Probenahmeund Laborauswertung,c) Messgeräte zur Bestimmung der Oberflächenkontamination,d) Geräte zur Ermittlung der Aktivitätskonzentrationin der Raumluft.10.1.2 Überwachung der Radioaktivität der Raumluft M9: Räume oder Raumgruppen des Kontrollberei- Trennung in Kriterien an ortsfeste (5.4) und- 103 -

(1) Räume oder Raumgruppen des Kontrollbereiches,die vom Betriebspersonal regelmäßig betretenwerden und in denen Raumluftkontaminationenauftreten können, die bei dauernder Einwirkungzu einer Überschreitung der in § 52 Abs.1, Punkt 1 der StrlSchV aufgeführten Grenzwerteder Aktivitätszufuhr führen, sind durch kontinuierlicheDirektmessung der Aktivitätskonzentrationvon Aerosolen und gasförmigem Jod mit kontinuierlichenAnreichungsverfahren zu überwachen.Eine entsprechende Überwachung ist auch für ingleichem Maße kontaminationsgefährdete Räumeoder Raumgruppen des Kontrollbereiches,die nicht regelmäßig betreten werden, bei längererAufenthaltsdauer von Betriebspersonal vorzusehen.Dazu können bewegliche Meßgeräte eingesetztwerden.5.4 (1) ches, die vom Betriebspersonal regelmäßig betretenwerden und in denen erhöhte Raumluftkontaminationenauftreten können, die bei dauernderEinwirkung zu einer Überschreitung der in§ 52 Abs. 1, Punkt 1 der StrlSchV aufgeführtenGrenzwerte der Aktivitätszufuhr führen, sinddurch kontinuierliche Direktmessung der Aktivitätskonzentrationvon Aerosolen und gasförmigemJod mit kontinuierlichen Anreichungsverfahrenzu überwachen werden kontinuierlich auf dieRadionuklidgruppen (Edelgase, Schwebstoffe,gasförmiges Iod) überwacht, die jeweils auftretenkönnen. Eine entsprechende Überwachung istauch für in gleichem Maße kontaminationsgefährdeteRäume oder Raumgruppen des Kontrollbereiches,die nicht regelmäßig betreten werden,bei längerer Aufenthaltsdauer von Betriebspersonalvorzusehen. Hierfür sind Überwachungseinrichtungenfest installiert, die beimÜberschreiten von Schwellenwerten Warnmeldungenauslösen.Das fest installierte System gibt Hinweise auf dieBegehbarkeit überwachter Bereiche, den Anlagenzustandund die Integrität der Systeme.Hinweis:Zusätzlich sind mobile Messeinrichtungen nachdem Abschnitt 5.6 verfügbar.mobile Systeme: 1. Satz wurde bis auf denexpliziten Verweis auf StrlSchV in Nummer5.4 (1) inhaltlich übernommen. Die Anforderungendes 2. Satzes sind bezüglich fest installierterMessgeräte durch Nummer 5.6.1 (2)und bezüglich mobiler Messgeräte inhaltlichdurch 5.6.1 (1) abgedeckt.M9:5.6.1(1)Dazu können bewegliche Meßgeräte eingesetztwerden.Für die Messaufgaben nach der Nummer 5.6 (1)werden an geeigneten Orten mobile Messgerätevorgehalten oder Einrichtungen vorgesehen, sodass Proben genommen und ausgewertet werdenkönnen:a) Dosisleistungsmessgeräte füraa) Gamma- und Betastrahlung,ab) Neutronenstrahlung,b) Einrichtungen zur nuklidspezifischen Erfassungvon Kontaminationen z.B. durch Probenahmeund Laborauswertung,- 104 -

M9:5.6.1(2)10.1.3 Kreislaufüberwachung -(1) Zur frühzeitigen Entdeckung etwaiger Freisetzungenradioaktiver Stoffe ist in sämtlichen Kreisläu-5.3 (1)M9:fen, die als Barriere gegen das Entweichen radioaktiverStoffe dienen, die Konzentration radioaktiverStoffe durch ortsfeste Einrichtungen kontinuierlich zumessen. Die Meßeinrichtungen müssen die Aktivitätskonzentrationund deren Änderungen im bestimmungsgemäßenBetrieb und bei Störfällen mitder erforderlichen Genauigkeit erfassen und beiÜberschreiten vorgegebener Grenzwerte Gefahrenmeldungenin der Warte auslösen. Außerdem istdie Aktivitätskonzentration in regelmäßigen Abständendurch Probenahme zu bestimmen.M9:5.3.1(1)M9:5.3.1(2)c) Messgeräte zur Bestimmung der Oberflächenkontamination,d) Geräte zur Ermittlung der Aktivitätskonzentrationin der Raumluft.Für Arbeitsplätze, die für einen regelmäßigenAufenthalt über einen längeren Zeitraum vorgesehensind und an denen möglicherweiseschnell veränderliche radiologische Bedingungenherrschen, sind erforderlichenfalls zur Überwachungbei Betriebszuständen der Sicherheitsebenen1 und 2 fest installierte Messeinrichtungenfür die Ortsdosisleistung und die Aktivitätskonzentrationin der Raumluft vorhanden.Es sind Maßnahmen und Einrichtungen vorgesehen,durch die der Aktivitätsfluss in der Anlageund die Wirksamkeit von Barrieren gegen dasEntweichen radioaktiver Stoffe überwacht werden,um frühzeitig erkennen zu können, wenneine Freisetzung oder eine unzulässige Verbreitungradioaktiver Stoffe in der Anlage droht undum erforderliche Eingriffe rechtzeitig vornehmenzu können.Die Überwachung ist so gestaltet, dass unzulässigeÄnderungen der Aktivitätskonzentration inSystemen, insbesondere Aktivitätsübertritte inSysteme oder Systembereiche, die auslegungsgemäßkeine radioaktiven Stoffe enthalten, zuverlässigerkannt werden.Die Aktivitätskonzentration wird durch kontinuierlicheMessung mittels fest installierter Messeinrichtungenund durch regelmäßige Probenahmeüberwacht. Wird die Aktivitätskonzentration imHauptkühlmittelkreislauf, in den unmittelbar mitihm verbundenen Systemen oder in den Beckenkühl-und Reinigungskreisläufen nicht kontinuierlichsondern durch Probenahmen bestimmt, erfolgendie Probenahmen hinreichend häufig.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Nummern in Modul 9. Neuformulierungund -strukturierung der Kriterien.Die Änderungen waren erforderlich aufgrundder Aufteilung nach Sicherheitsebenen sowieTrennung der von den Sicherheitsebenenunabhängigen Überwachungszielen (5.3 (1)von den SE- spezifischen Überwachungszielenund von den technischen Kriterien 5.3.1(1) – (3), 5.3.2 (1))Siehe auch IWRS I, 1978, 4.2.2.6, IAEA NS-R-1, 2000, 6.105 (3)- 105 -

(2) Für den Primärkreislauf und die damit unmittelbarverbundenen Kreisläufe kann die Überwachungdurch ortsfeste Einrichtungen entfallen, wenn inhinreichend kurzen Abständen die Aktivitätskonzentrationdurch Probenahme bestimmt wird. Dasselbegilt für die Beckenkühl- und Reinigungskreisläufe.(3) Eine Bestimmung der Aktivitätskonzentration inden Kreisläufen durch Probenahme hat außerdemzu erfolgen, wenn Anzeichen für eine erhöhte Aktivitätskonzentrationvorliegen.M9:5.3.1(3)M9:5.3.2(1)M9:5.3.1(2)M9:5.3.1(4)10.1.4 Feststellung von Kontaminationen -(1) Das Kernkraftwerk muß über geeignete Einrichtungenund Geräte verfügen, mit denen Kontamina-5.6 (1)M9:tionen von Personen und Gegenständen gemessenwerden können (z.B. Hand-Fuß-Kleider- Monitoreund Kontaminationsmonitore). Diese Geräte müssenständig betriebsbereit und an zweckmäßig gewähltenOrten, wie z.B. auf Verbindungswegen zwischenÜberwachungs- und Kontrollbereich, an Personenschleusen,in Dekontaminationspassagen, aufgestelltsein. Entsprechend ihrer Zuverlässigkeit ist eineangemessene Zahl von Ersatzgeräten bereitzuhalten.Bei Überschreitung vorgegebener Schwellenwertebei den kontinuierlich messenden Einrichtungenwird eine Warnmeldung in der Warte ausgelöst.Die Überwachung ist so gestaltet, dass der durchEreignisabläufe der Sicherheitsebenen 3 bis 4bbedingte Eintrag radioaktiver Stoffe in Systeme,die auslegungsgemäß keine radioaktiven Stoffeenthalten, erkannt wird, so dass erforderlicheMaßnahmen zur Begrenzung einer hierdurchmöglichen Freisetzung eingeleitet werden könnenund dass gegebenenfalls zur Einleitung vonNotfallmaßnahmen und zur Unterstützung vonKatastrophenschutzmaßnahmen erforderlicheInformationen zur Verfügung stehen.Die Aktivitätskonzentration wird durch kontinuierlicheMessung mittels fest installierter Messeinrichtungenund durch regelmäßige Probenahmeüberwacht. Wird die Aktivitätskonzentration imHauptkühlmittelkreislauf, in den unmittelbar mitihm verbundenen Systemen oder in den Beckenkühl-und Reinigungskreisläufen nicht kontinuierlichsondern durch Probenahmen bestimmt, erfolgendie Probenahmen hinreichend häufig.Eine Bestimmung der Aktivitätskonzentration inden Kreisläufen durch Probenahme erfolgt außerdem,wenn Anzeichen für eine erhöhte Aktivitätskonzentrationvorliegen.Es sind Vorkehrungen getroffen, dass zumSchutz von Personen, die in einem Kontrollbereichtätig werden, deren Arbeitsplätze überwachtund weitere erforderliche Überwachungsmaßnahmenz.B. an den Zugängen und an Personenschleusensowie bei Kontrollgängen durchgeführtwerden können und dass die Ermittlung derKörperdosis nach den rechtlichen Vorgaben erfolgenkann.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannte Nummer in Modul 9. Berücksichtigungder in RSK-LL 10.1.3 (1) enthaltenenForderungen nach kontinuierlicher Überwachungdurch ortsfeste Einrichtungen sowieProbenahme zusammen mit der Alternativregelungin RSK-LL 10.1.3 (2) in Nummer 5.3.1(2) Modul 9.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannte Nummer in Modul 9. Neustrukturierunggegenüber RSK LL 10.1.4 (1);Einbeziehung in die Aufzählung vorzuhaltenderMessgeräte, in 5.6.1 (1) und (3).In Anlehnung an IAEA NS-R-1, 2000, 6.105(5) und (6) zur Erfüllung der Forderungennach §§ 39 und 41 StrlSchV.M9: Es sind Vorkehrungen getroffen, dass erforderli- Beispielnennungen für Orte aus 10.1.4 (1)- 106 -

(2) Sämtliche Geräte müssen in regelmäßigen Abständenmit dünnen ß- Präparaten und gegebenenfallsmit dünnen -Präparaten kalibriert und geprüftwerden, wobei die Kalibrierfaktoren und die Empfindlichkeitenbezogen auf eine punktförmige Aktivitätund auf eine homogene Flächenaktivität anzugebensind. Falls die Geräte auch Kontaminationen niederenergetischerß-Strahlen nachweisen sollen (z.B. H5.6 (2) che Messungen und Kontrollena) beim Herausbringen beweglicher Gegenständeaus Kontrollbereichen oder aus Überwachungsbereichengemäß den Vorgaben derStrahlenschutzverordnung,b) in Verbindung mit Freigabeverfahren nach denVorgaben der Strahlenschutzverordnung undc) an radioaktiven Abfällen und schadlos zu verwertendenradioaktiven Stoffen im Hinblick aufCharakterisierung, Transportfähigkeit sowie dieIntegrität von Gebindendurchgeführt werdenkönnen.M9:5.6.1(1)M9:5.6.1(3)Für die Messaufgaben nach der Nummer 5.6 (1)werden an geeigneten Orten mobile Messgerätevorgehalten oder Einrichtungen vorgesehen, sodass Proben genommen und ausgewertet werdenkönnen:a) Dosisleistungsmessgeräte füraa) Gamma- und Betastrahlung,ab) Neutronenstrahlung,b) Einrichtungen zur nuklidspezifischen Erfassungvon Kontaminationen z.B. durch Probenahmeund Laborauswertung,c) Messgeräte zur Bestimmung der Oberflächenkontamination,d) Geräte zur Ermittlung der Aktivitätskonzentrationin der Raumluft.Zur Überwachung der im Kontrollbereich tätigenPersonen werden vorgehalten:a) Dosiswarngeräte,b) Personendosimeter,c) Personenkontaminationsmonitore,d) Messgeräte zur Ermittlung der inkorporiertenAktivität.Sämtliche Geräte müssen in regelmäßigen Abständenmit dünnen ß- Präparaten und gegebenenfallsmit dünnen -Präparaten kalibriert undgeprüft werden, wobei die Kalibrierfaktoren unddie Empfindlichkeiten bezogen auf eine punktförmigeAktivität und auf eine homogene Flächenaktivitätanzugeben sind. Falls die Geräteauch Kontaminationen niederenergetischer ß-wurden teilweise in 5.6 (1) übernommen, soweitdort mit der Textquelle (IAEA NS-R-1,2000, 6.105) kompatibel. Darüber hinauswurde der ergänzende Aspekt der Kontaminationskontrolleim Zusammenhang mit derFreigabe und dem Herausbringen von Gegenständenaus dem Kontrollbereich im Zusammenhangmit in der StrlSchV vorgesehenenTatbeständen, insbesondere auch unterdem Gesichtspunkt des Schutzes des Personalsim Überwachungsbereich berücksichtigt.Anforderungen an ausreichende Zahl undEignung sowie Zuverlässigkeit sind in § 67StrlSchV geregelt und wurden deshalb nichtübernommen.Anforderungen gehen im Detaillierungsgradüber das Detailniveau der „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke“ hinaus und sind in dennachgeordneten DIN ausreichend geregelt.Die Anforderung wird daher nicht übernommen- 107 -

3 und C 14), ist eine Kalibrierung mit entsprechenddünnen Präparaten (z.B. radioaktiv markierte Folien)durchzuführen. Wenn kein dünnes Präparat zurVerfügung steht, kann eine Kalibrierung auch miteinem Präparat in sättigungsdicker Schicht erfolgen.Strahlen nachweisen sollen (z.B. H 3 und C 14),ist eine Kalibrierung mit entsprechend dünnenPräparaten (z.B. radioaktiv markierte Folien)durchzuführen. Wenn kein dünnes Präparat zurVerfügung steht, kann eine Kalibrierung auch miteinem Präparat in sättigungsdicker Schicht erfolgen.10.2 Aktivitätsüberwachung -10.2.1 Aktivitätsüberwachung im AbwasserFolgende KTA-Regel liegt hierzu vor:Messung flüssiger radioaktiver Stoffe zur Überwachungder radioaktiven Ableitungen (KTA 1504)Fassung 6/78Folgende KTA-Regel liegt hierzu vor:M9:5.25.2.15.2.1(1)5.2.1(2)5.2.1(3)5.2.1(4)Messung flüssiger radioaktiver Stoffe zur Überwachungder radioaktiven Ableitungen (KTA1504) Fassung 6/78Überwachung der Ableitung von radioaktivenStoffen mit Wasser in die UmgebungÜberwachung bei Betriebszuständen derSicherheitsebenen 1 und 2 sowie bei Ereignissender Sicherheitsebene 3Die Ableitung radioaktiver Stoffe mit Wasser wirdüberwacht. Anhand der Überwachung wird nachgewiesen,dass die genehmigten Werte für dieAbleitung eingehalten werden.Die Ableitungen radioaktiver Stoffe mit dem Abwasseraus Kontrollbereichen werden überwachtund bilanziert.Hinweis: Gemäß der Nummer 3.1 (8) und 3.2 (2)werden die Abwässer aus Kontrollbereichenfür alle Betriebszustände auf den Sicherheitsebenen1 und 2 und bei allen Ereignissender Sicherheitsebene 3 gesammelt undnur dann kontrolliert abgeleitet, wenn sichergestelltist, dass festgelegte Werte derAktivitätskonzentration im Übergabebehälternicht überschritten werden.Die Abwasserableitung aus Kontrollbereichenwird mittels fest installierter Aktivitätsmessstellenüberwacht und bei Überschreitung festgelegterWerte rechtzeitig automatisch unterbrochen.Ableitungen radioaktiver Stoffe über sonstigeSysteme, die Aktivität führen können, z.B. nuklearesNebenkühlwasser, Maschinenhausabwasser,werden überwacht und beim ÜberschreitenVerweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Anstelle des Verweises wurden die inhaltlichenAnforderungen der KTA-Fachregel aufdem Detaillierungsniveau der „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke“ übernommen.Siehe auch KTA 1504, 1994, Grundlagen,IAEA NS-R-1, 2000, 6.105 (4).Nach StrlSchV § 48, konkretisiert für Ableitungmit Wasser, KTA 1504,1994, Kap.3.1(1).Verallgemeinert aus KTA 1504, 1994, Kap.3.2.3.Verallgemeinert aus KTA 1504, 1994, Kap 3.3und 3.4.- 108 -

5.2.1(5)5.2.2festgelegter Aktivitätswerte bilanziert.Das in den Vorfluter rückströmende Wasser wirdkontinuierlich überwacht.Überwachung bei Ereignisabläufen und Anlagenzuständender Sicherheitsebene 4Verallgemeinert aus KTA 1504, 1994, Kap.3.6.1.Auf der Grundlage von REI, 2006, Kap 2.3.5.2.2(1)10.2.2 Aktivitätsüberwachung in der Fortluft -Folgende KTA-Regel liegt hierzu vor:Messung und Überwachung der Ableitung gasförmigerund aerosolgebundener radioaktiver StoffeTeil 1: Messung und Überwachung der Ableitungradioaktiver Stoffe mit der Kaminabluft bei bestimmungsgemäßemBetrieb(KTA 1503.1) Fassung 2/79M9;5.15.1 (1)5.1 (2)Bei Ereignisabläufen und Anlagenzuständen derSicherheitsebene 4 werden etwaige Freisetzungenüber den Abwasserpfad abgeschätzt.Folgende KTA-Regel liegt hierzu vor:Messung und Überwachung der Ableitung gasförmigerund aerosolgebundener radioaktiver StoffeTeil 1: Messung und Überwachung der Ableitungradioaktiver Stoffe mit der Kaminabluft bei bestimmungsgemäßemBetrieb(KTA 1503.1) Fassung2/79Überwachung der Ableitung oder Freisetzungluftgetragener radioaktiver Stoffe in die UmgebungMaßnahmen und Einrichtungen zur Überwachungder Ableitung luftgetragener radioaktiverStoffe sowie für den Fall von Freisetzungen luftgetragenerradioaktiver Stoffe zur Bestimmungder freigesetzten Aktivität sind vorgesehen.Überwacht werden Ableitungen und Freisetzungenluftgetragener radioaktiver Stoffe über denFortluftkamin sowie über alle weiteren Wege, aufdenen luftgetragene radioaktive Stoffe in nennenswerterMenge abgeleitet oder freigesetztwerden können.5.1 (3) Die kontinuierlich zu betreibenden Komponentender Überwachungseinrichtungen verfügen übereine zuverlässige Energieversorgung.5.1.1 Überwachung bei Betriebszuständen der5.1.1(1)Sicherheitsebenen 1 und 2Die Ableitung luftgetragener radioaktiver Stoffemit der Fortluft wird durch fest installierte Einrichtungenüberwacht. Mit Hilfe dieser EinrichtungenVerweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Anstelle des Verweises wurden die inhaltlichenAnforderungen der KTA-Fachregel aufdem Detaillierungsniveau der „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke“ übernommen. Umsetzungvon REI, 2006, Kap. 2.1 für die FortluftüberwachungIAEA NS-R-1, 2000, 6.105.Verallgemeinerte Anforderung abgeleitet ausdem gesamten Regelungsgegenstand vonKTA 1503.3, 1999.Verallgemeinerung von KTA 1503.1, 5.1.1 (9)und KTA 1503.3, 5.1.2 (1).- 109 -

5.1.1(2)5.1.1(3)wird der Nachweis geführt, dass die genehmigtenWerte für die Aktivitätsabgaben eingehalten werdenund die Dosisgrenzwerte für Personen in derUmgebung nicht überschritten werden. DieMesswerte werden aufgezeichnet.Dazu werdena) die Ableitungen radioaktiver Edelgase, radioaktiverSchwebstoffe und radioaktiven Iodsmit der Fortluft durch kontinuierliche Messungüberwacht und bilanziert undb) die Ableitungen von Tritium, radioaktivemStrontium, Alphastrahlern und Kohlenstoff-14mit der Fortluft bilanziert.Die Systemabluft gemäß der Nummer 4.4.1 (1)wird überwacht.Inhaltlich abgeleitet gemäß den in KTA1503.1, 2002 spezifizierten Messobjekten:Edelgase (Kap. 3.2), Schwebstoffe (Kap. 3.3),gasförmiges Iod (Kap. 3.4), H3 (Kap. 3.5), Sr(Kap. 3.6), Alpha-Strahler (Kap 3.7) und C-14(Kap. 3.8).5.1.1(4)Die Einrichtungen für die Überwachung der Ableitungradioaktiver Edelgase sowie zur Bilanzierungradioaktiver Schwebstoffe und radioaktivenIods mit der Kaminfortluft sind redundant ausgeführt.5.1.2 Überwachung bei Ereignissen der Sicherheitsebene35.1.2(1)Die Überwachung luftgetragener radioaktiverStoffe in der Fortluft ist auch bei Ereignissen derSicherheitsebene 3 sichergestellt.Konkretisierung von Ziffer 3.5 (3), (4) in Modul1, KTA 1503.1, 2002, 3.2.1 (1), 3.3.2 (1),3.4.2 (1).in Anlehnung an REI 2.3, Verallgemeinert ausdem gesamten Regelungsgegenstand vonKTA 1503.2, 1999, sowie von KTA 1503.3,1999, soweit letzterer auf Störfälle bezogenist.5.1.2(2)5.1.2(3)Zur Bestimmung der Aktivität luftgetragener radioaktiverStoffe in der Kaminfortluft bei Ereignissender Sicherheitsebene 3 sind geeignete festinstallierte Sammel- und Messeinrichtungen fürradioaktive Edelgase, radioaktive Schwebstoffeund radioaktives gasförmiges Iod vorhanden.Soweit bei Ereignissen der Sicherheitsebene 3luftgetragene radioaktive Stoffe in radiologischrelevantem Ausmaß über Pfade freigesetzt werdenkönnen, bei denen der Fortluftstrom nichtVerallgemeinert aus dem Regelungsgegenstandvon KTA 1503.2, 1999, Störfallübersichtsanzeige.- 110 -

überwacht wird, werden zur Überwachung derFreisetzung die spezifische Aktivität oder Aktivitätskonzentrationdes Mediums in dem betreffendenSystem und die Menge des abgegebenenMediums ermittelt und daraus die Aktivitätsabgabeberechnet.5.1.3 Überwachung bei Ereignisabläufen und Anlagenzuständender Sicherheitsebene 45.1.3(1)Es ist sichergestellt, dass die Freisetzung luftgetragenerradioaktiver Stoffe bei Ereignisabläufenund Anlagenzuständen der Sicherheitsebene 4abgeschätzt werden kann.Auf der Grundlage von REI, 2006, Kap 2.3.5.1.3(2)5.1.3(3)Zur Abschätzung der Freisetzung über das gefilterteDruckentlastungssystem des Sicherheitsbehältersbei Anlagenzuständen der Sicherheitsebene4c sind geeignete Sammel- und Messeinrichtungenfür radioaktive Edelgase, radioaktiveSchwebstoffe und gasförmiges radioaktives Iodvorhanden.Es sind Hochdosisleistungsmesseinrichtungenund Probenahmeeinrichtungen vorhanden, diebei Anlagenzuständen der Sicherheitsebene 4ceine Abschätzung der luftgetragenen Aktivität imSicherheitsbehälter erlauben, um bei einer geplantengefilterten Druckentlastung oder einerGefährdung der Integrität des Sicherheitsbehälterseine Prognose zum Ausmaß der aus demSicherheitsbehälter freigesetzten Aktivität zuermöglichen.Auf der Grundlage von REI Kap 2.3 undA.1.1.2.In Anlehnung an KTA 3502, Kapitel 5 undREI, 20065.1.3(4)Bei Ereignisabläufen und Anlagenzuständen derSicherheitsebene 4, bei denen die Freisetzungluftgetragener radioaktiver Stoffe in die Umgebunganders nicht bestimmt werden kann, ist dieAbschätzung der Freisetzung mit Hilfe der Messergebnisseder Immissionsüberwachung gemäßAbschnitt 6.1 in Verbindung mit der Erfassungder Ausbreitungsverhältnisse gemäß Abschnitt6.2 sichergestellt.In Anlehnung an KTA 1503.2, 1999, Kap.1(2), 2. Satz.(1) Es müssen Einrichtungen vorhanden sein, mit M9: Maßnahmen und Einrichtungen zur Überwa- Überführung der Anforderung der RSK LL in- 111 -

denen es möglich ist, die Ableitung und Freisetzunggasförmiger und aerosolförmiger radioaktiver Stoffekontinuierlich und getrennt zu überwachen und zuregistrieren. Die hierfür erforderlichen Einrichtungensind hinreichend zuverlässig auszulegen.5.1 (1) chung der Ableitung luftgetragener radioaktiverStoffe sowie für den Fall von Freisetzungen luftgetragenerradioaktiver Stoffe zur Bestimmungder freigesetzten Aktivität sind vorgesehen.die genannten Nummern von Modul 9.Die Grundsatzforderung 5.1 (1) bezieht sichauf alle Sicherheitsebenen. Es wird nachfolgenddie Strukturierung der Kriterien nachSicherheitsebenen eingeführt.5.1.1 Überwachung bei Betriebszuständen derSicherheitsebenen 1 und 25.1.1 Die Ableitung luftgetragener radioaktiver Stoffe(1) mit der Fortluft wird durch fest installierte Einrichtungenüberwacht. Mit Hilfe dieser Einrichtungenwird der Nachweis geführt, dass die genehmigtenWerte für die Aktivitätsabgaben eingehalten werdenund die Dosisgrenzwerte für Personen in derUmgebung nicht überschritten werden. DieMesswerte werden aufgezeichnet.Begründung für Änderungen / Streichungengegenüber RSK-LL, 10.2.2 (1):- Einführung des übergeordneten Begriffs„luftgetragene radioaktive Stoffe“;- Präzisierungen zur Art der Überwachungerfolgen spezifisch für die Sicherheitsebenenin 5.1.1-5.1.3;- Zuverlässigkeitskriterien sind übergeordnetin Modul 1, Nummer 3.3 (3) enthaltenbzw. ergeben sich für die Störfallinstrumentierungaus Modul 5.I5.1.1(2)5.1.1(3)5.1.1(4)Dazu werdena) die Ableitungen radioaktiver Edelgase, radioaktiverSchwebstoffe und radioaktiven Iodsmit der Fortluft durch kontinuierliche Messungüberwacht und bilanziert undb) die Ableitungen von Tritium, radioaktivemStrontium, Alphastrahlern und Kohlenstoff-14mit der Fortluft bilanziert.Die Systemabluft gemäß der Nummer 4.4.1 (1)wird überwacht.Die Einrichtungen für die Überwachung der Ableitungradioaktiver Edelgase sowie zur Bilanzie-Inhaltlich abgeleitet gemäß den in KTA1503.1, 2002 spezifizierten Messobjekten:Edelgase (Kap. 3.2), Schwebstoffe (Kap. 3.3),gasförmiges Iod (Kap. 3.4), H3 (Kap. 3.5), Sr(Kap. 3.6), Alpha-Strahler (Kap 3.7) und C-14(Kap. 3.8).- 112 -

ung radioaktiver Schwebstoffe und radioaktivenIods mit der Kaminfortluft sind redundant ausgeführt.5.1.2 Überwachung bei Ereignissen der Sicherheitsebene35.1.2(1)5.1.2(2)5.1.2(3)Die Überwachung luftgetragener radioaktiverStoffe in der Fortluft ist auch bei Ereignissen derSicherheitsebene 3 sichergestellt.Zur Bestimmung der Aktivität luftgetragener radioaktiverStoffe in der Kaminfortluft bei Ereignissender Sicherheitsebene 3 sind geeignete festinstallierte Sammel- und Messeinrichtungen fürradioaktive Edelgase, radioaktive Schwebstoffeund radioaktives gasförmiges Iod vorhanden.Soweit bei Ereignissen der Sicherheitsebene 3luftgetragene radioaktive Stoffe in radiologischrelevantem Ausmaß über Pfade freigesetzt werdenkönnen, bei denen der Fortluftstrom nichtüberwacht wird, werden zur Überwachung derFreisetzung die spezifische Aktivität oder Aktivitätskonzentrationdes Mediums in dem betreffendenSystem und die Menge des abgegebenenMediums ermittelt und daraus die Aktivitätsabgabeberechnet.5.1.3 Überwachung bei Ereignisabläufen und Anlagenzuständender Sicherheitsebene 45.1.3(1)Es ist sichergestellt, dass die Freisetzung luftgetragenerradioaktiver Stoffe bei Ereignisabläufenund Anlagenzuständen der Sicherheitsebene 4abgeschätzt werden kann.In Anlehnung an REI 2.3, Verallgemeinert ausdem gesamten Regelungsgegenstand vonKTA 1503.2, 1999, sowie von KTA 1503.3,1999, soweit letzterer auf Störfälle bezogenist.Siehe oben.5.1.3(2)5.1.3Zur Abschätzung der Freisetzung über das gefilterteDruckentlastungssystem des Sicherheitsbehältersbei Anlagenzuständen der Sicherheitsebene4c sind geeignete Sammel- und Messeinrichtungenfür radioaktive Edelgase, radioaktiveSchwebstoffe und gasförmiges radioaktives Iodvorhanden.Es sind Hochdosisleistungsmesseinrichtungen- 113 -

(2) Zur Überprüfung der tatsächlich auftretendenStrahlenbelastung ist während des bestimmungsgemäßenBetriebs die Nuklidzusammensetzung derabgeleiteten radioaktiven Stoffe zu ermitteln und zuregistrieren. Die hierfür eingesetzte Meßmethodemuß entsprechend den sich aus der Abgabegenehmigungergebenden Forderungen gewählt werden.Die Abgabe radioaktiver Gase muß durch eine kontinuierlicheMessung der Aktivitätskonzentration mitausreichender Nachweisgrenze überwacht werden.Beim Nachweis radioaktiver Gase ist eine Direktmessungder Aktivitätskonzentration nur dann ausreichend,wenn der gesamte Fortluftstrom keinengrößeren zeitlichen Schwankungen unterliegt. Anderenfallsist eine Messung des Aktivitätsausstoßes,bei der der Fortluftstrom zwangsläufig berücksichtigtist, erforderlich. Für die Messung radioaktiver Aerosoleund gasförmigen Jods muß ein kontinuierlichesAnreicherungsmeßverfahren mit hinreichenderNachweisgrenze benutzt werden. Bei zeitlich konstantemFortluftstrom müssen die Aktivitätskonzentrationenund bei veränderlichem Fortluftstrom derAktivitätsausstoß gemessen werden. Die Probeentnahmemuß repräsentativ für die Aktivitätsabgabe in(3)5.1.3(4)M9:5.1.1(1);5.1.1(2)und Probenahmeeinrichtungen vorhanden, diebei Anlagenzuständen der Sicherheitsebene 4ceine Abschätzung der luftgetragenen Aktivität imSicherheitsbehälter erlauben, um bei einer geplantengefilterten Druckentlastung oder einerGefährdung der Integrität des Sicherheitsbehälterseine Prognose zum Ausmaß der aus demSicherheitsbehälter ermöglichen.Bei Ereignisabläufen und Anlagenzuständen derSicherheitsebene 4, bei denen die Freisetzungluftgetragener radioaktiver Stoffe in die Umgebunganders nicht bestimmt werden kann, ist dieAbschätzung der Freisetzung mit Hilfe der Messergebnisseder Immissionsüberwachung gemäßAbschnitt 6.1 in Verbindung mit der Erfassungder Ausbreitungsverhältnisse gemäß Abschnitt6.2 sichergestellt.Die Ableitung luftgetragener radioaktiver Stoffemit der Fortluft wird durch fest installierte Einrichtungenüberwacht. Mit Hilfe dieser Einrichtungenwird der Nachweis geführt, dass die genehmigtenWerte für die Aktivitätsabgaben eingehalten werdenund die Dosisgrenzwerte für Personen in derUmgebung nicht überschritten werden. DieMesswerte werden aufgezeichnet.Dazu werdena) die Ableitungen radioaktiver Edelgase, radioaktiverSchwebstoffe und radioaktiven Iodsmit der Fortluft durch kontinuierliche Messungüberwacht und bilanziert undb) die Ableitungen von Tritium, radioaktivemStrontium, Alphastrahlern und Kohlenstoff-14mit der Fortluft bilanziert.Überführung der Anforderung der RSK LL ndie genannten Nummern von Modul 9.Begründung für Änderung / Streichung gegenüber1. Satz von RSK-LL 10.2.2 (2):- Ermittlung der Nuklidzusammensetzung:Die Spezifizierung nach Art und Aktivitätist in 5.1.1(2) konkretisiert.- „Registrierung“ durch „Aufzeichnung“ersetzt- Angabe des Zwecks „Nachweisführung“Begründung für Streichung des 2. Satzes:- Der Satz besitzt keine zusätzliche Leitwirkungund ist verzichtbar.Begründung für Streichung des 3. bis 8. Satzes:- Verzicht auf anderweitig geregelte Sachverhalte,die über den Detaillierungsgradder Fachmodule hinausgehen:Kontinuierliche Messung der Aktivitäts-- 114 -

die Atmosphäre sein, d.h. sie muß hinter denAbluftfiltern erfolgen(Siehe auch folgende BMI-Richtlinie: "Richtlinie zurÜberwachung der Abgabe radioaktiver Stoffe mit derKaminluft von Kernkraftwerken mit leichtwassergekühltemReaktor", Stand: September 1975).(3) Geräte zur kontinuierlichen Aktivitätsüberwachungmüssen mit Doppelgrenzwerteinheiten fürautomatische Funktionskontrolle und Alarmgabe beiÜberschreiten vorwählbarer Grenzwerte für die Freisetzungausgerüstet sein. Sämtliche Meßwertemüssen registriert werden.(4) Zur Bilanzierung und Überwachung der radioaktivenAbleitungen aus Bereichen außerhalbdes Sicherheitsbehälters sind die Abluft und Abgaseaus aktivitätsführenden Behältern und sonstigenAnlagenteilen zu überwachen. Dies kannbeispielsweise durch eine Sammelüberwachungvor der Kaminüberwachung erfolgen.M9:5.1.1(3)11. Brandschutz -(1) Die Verwendung brennbarer Stoffe als Konstruktionselementeoder als Betriebsstoffe ist möglichst zu 2.2.1M10:vermeiden. In Bereichen, in denen die Verwendung (8)solcher Stoffe unvermeidbar ist, sind geeigneteMaßnahmen zu ergreifen, die der Entstehung vonBränden vorbeugen und deren Ausbreitung begrenzen.Baustoffe müssen aber mindestens der BaustoffklasseB 1 (schwer entflammbar) nach DIN 4102entsprechen.Soweit in Räumen mit sicherheitstechnischen Einrichtungenbrennbare Stoffe verwendet werden, sindM10:2.2.1Geräte zur kontinuierlichen Aktivitätsüberwachungmüssen mit Doppelgrenzwerteinheiten fürautomatische Funktionskontrolle und Alarmgabebei Überschreiten vorwählbarer Grenzwerte fürdie Freisetzung ausgerüstet sein. SämtlicheMeßwerte müssen registriert werden.Die Systemabluft gemäß der Nummer 4.4.1 (1)wird überwacht.Die Verwendung brennbarer Stoffe als Konstruktionselementeoder als Betriebsstoffe ist grundsätzlichvermieden. In Bereichen, in denen dieVerwendung solcher Stoffe unvermeidbar ist,sind geeignete Maßnahmen ergriffen, die derEntstehung von Bränden vorbeugen und derenAusbreitung begrenzen sowie die Entstehungund Ausbreitung von Rauch minimieren. Alleverwendeten Baustoffe sind zumindest schwerentflammbar.Soweit in Räumen mit sicherheitstechnischwichtigen Einrichtungen oder in Räumen, auskonzentration bei Edelgasen und derenNachweisgrenze ist in Kap. 3.2.1 und dieErfassung des Volumenstroms der Fortluftin Kap. 3.1(4) - (6) der Regel KTA 1503.1detailliert festgelegt. Entsprechend ist dasMessverfahren und die Nachweisgrenzefür Schwebstoffe und für Iod in den Kapiteln3.3.1 bzw. 3.4.1 von KTA 1503.1 geregelt.Wie die Repräsentativität der Probeentnahmesicherzustellen ist, wird inKap. 4 von KTA 1503.1 festgelegt. Dieentsprechenden Detailanforderungen derRSK-LL 1996 gehen über das Konkretisierungsniveauder Fachmodule hinaus.Die Forderung nach Grenzwertgebern fürGeräteausfall und Schwellenwertüberschreitunggeht im Detaillierungsgrad über das Detailniveauder „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke“hinaus ist in Kap. 5.3 von KTA1503.1 enthalten. Die Forderung nach Registrierungist durch 5.1.1(1) abgedeckt. Die Anforderungenwerden damit nicht übernommen.Überführung der Anforderung der RSK LL ndie genannten Nummern von Modul 9.Sprachliche Klarstellung der bereits enthaltenenAnforderung.- 115 -

für diese schnell wirksame Löscheinrichtungen vorzusehen.Automatische Löscheinrichtungen sindgegen fehlerhafte Auslösung zu sichern, bzw. dieRäume sowie deren Anlagen dagegen auszulegen.Beim Einbringen brennbarer Stoffe im Zusammenhangmit Wartungs- und Reparaturarbeiten sindgesonderte Vorsichtsmaßnahmen zu treffen.(2) Die einzelnen redundanten Systeme des Sicherheitssystemssind zueinander so anzuordnen, daßim Brandfall ein durch Brandhitze oder Rauchgasebedingter Ausfall der anderen redundanten Systemeausgeschlossen werden kann.Wenn eine ausreichende räumliche Trennung nichtdurchführbar ist, so sind die einzelnen redundantenSysteme mindestens mit einer FeuerwiderstandsklasseF 90 abzuschotten. Ist dies nicht möglich, sosind gleichwertige brandschutztechnische Maßnahmenzu treffen, die geeignet sind, im Brandfall einenAusfall von anderen redundanten Systemen zu verhindern.(3) Leitungen und Kabel zur Signalübertragung undStromversorgung von Meß- und Steuereinrichtungensind grundsätzlich getrennt von warmgehendenRohrleitungen oder solchen, die brennbare Medienführen, zu verlegen. Bei unvermeidbaren Kreuzungensind besondere Maßnahmen zu treffen. Leistungskabelmüssen hinreichend getrennt von Signalund Steuerkabeln verlegt werden. Die Isolation(9) denen sich ein Brand in angrenzende Räume mitsicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungenausbreiten kann, größere Mengen ungeschützterBrandgüter vorhanden sind brennbare Stoffeverwendet werden, sind für diese schnell wirksameLöscheinrichtungen vorgesehen. AutomatischeLöscheinrichtungen sind gegen fehlerhafteAuslösung gesichert bzw. sind die Räume sowiederen Anlagen dagegen, in denen solche Löscheinrichtungeninstalliert sind, gegen die Auswirkungeneiner fehlerhaften Auslösung ausgelegt.Beim Einbringen brennbarer Stoffe im Zusammenhangmit Instandhaltungsarbeiten WartungsundReparaturarbeiten sind gesonderteMaßnahmen und Einrichtungen vorhandenVorsichtsmaßnahmen getroffen.M10:2.2.1(10)M10:2.2.1(11)M10:2.2.1(12)Die einzelnen redundanten SystemeRedundanten des Sicherheitssystems sindgrundsätzlich zueinander so angeordnet, dass imBrandfall ein durch Brandhitze oder, RauchgaseBrandgase oder Löschmittel bedingter Ausfall deranderen redundanten Systeme ausgeschlossenwerden kann von mehr als einer Redundantennicht unterstellt zu werden braucht.Wenn eine ausreichende räumliche Trennungnicht durchführbar ist, so sind die Redundanteneinzelnen redundanten Systeme mindestens miteiner der Brandbelastung entsprechenden FeuerwiderstandsklasseF 90 abgeschottet odergekapselt. Ist dies nicht möglich, so sind gleichwertigebrandschutztechnische Maßnahmen zutreffen, die geeignet sind, im Brandfall einen Ausfallvon anderen redundanten Systemen zu verhindern.Leitungen und Kabel von sicherheitstechnischwichtigen zur Signalübertragung und Stromversorgungvon Meß- und Steuereinrichtungenleittechnischen Einrichtungen sind grundsätzlichgetrennt von warmgehenden Rohrleitungen odersolchen, die brennbare Medien führen, verlegt.Leistungskabel sind hinreichend getrennt vonSignal und Steuerkabeln verlegt. Bei unvermeid-- 116 -

sicherheitstechnisch wichtiger Kabel muß mindestensaus schwer entflammbarem Material hergestelltsein.(4) Anlagenbezirke mit Sicherheitseinrichtungen undKontrollbereiche sind mit einer geeigneten Instrumentierungzur Früherkennung von Bränden auszustatten.Die Einrichtungen zur Früherkennung vonBränden sind hinreichend zuverlässig (z.B. redundant)auszuführen.(5) Die Abfuhr von Brandhitze und von Brandgasendarf weder die Funktion von Rettungswegen nochvon Redundanzbereichen gefährden. Werden dieraumlufttechnischen Anlagen zur Entrauchung verwendet,sind diese entsprechend den zu erwartendenthermischen Belastungen auszulegen. Gegebenenfallssind besondere Rauch- und Wärmeabzugsanlagenvorzusehen. Die Trennung der einzelnenBrandabschnitte ist gegebenenfalls dadurch sicherzustellen,daß in den Lüftungskanälen Brandschutzklappenvorgesehen werden.(6) Bei der Auswahl und Installation der aktiven undpassiven Brandschutzmaßnahmen sind die im Kontrollbereichvorhandenen Beschränkungen zu beachten.(7) Die Brandschutzeinrichtungen sind regelmäßigwiederkehrenden Prüfungen im Hinblick auf ihreFunktionsfähigkeit zu unterziehen. Die PrüffristenM10:2.2.1(13)M10:2.2.1(14)M10:2.2.1(15)M10:2.2.1(16)baren Kreuzungen sind besondere Maßnahmenund Einrichtungen zu treffenvorhanden.Leistungskabel müssen hinreichend getrennt vonSignal und Steuerkabeln verlegt werden. Es sindMaßnahmen und Einrichtungen gegen die Beeinträchtigungvon sicherheitstechnisch wichtigerKabel durch Brand sowie gegen Ausbreitung vonBränden entlang sicherheitstechnisch wichtigerKabel vorhanden. Die Isolation sicherheitstechnischwichtiger Kabel muß mindestens ausschwer entflammbarem Material hergestellt sein.Anlagenbereiche mit Sicherheitseinrichtungenund Kontrollbereiche sowie Anlagenbereiche, ausdenen sich ggf. ein Brand in Anlagenbereiche mitSicherheitseinrichtungen oder Kontrollbereicheausbreiten kann, sind mit einer geeigneten Instrumentierungzur Früherkennung von Brändenausgestattet. Die Einrichtungen zur Früherkennungvon Bränden sind hinreichend zuverlässig(z.B. redundant) ausgeführt.Durch die Abfuhr von Brandhitze und Brandgasenwird die Funktion von durch den Brandnicht unmittelbar betroffenen Rettungswegen undvon Redundanten von sicherheitstechnisch wichtigenEinrichtungen nicht behindert. Werdenraumlufttechnische Einrichtungen zurEntrauchung verwendet, sind diese entsprechendden zu erwartenden thermischen Einwirkungenausgelegt. Gegebenenfalls sind besondereRauch- und Wärmeabzugsanlagen vorgesehen.Die Trennung der einzelnen Brand- und Brandbekämpfungsabschnitteist durch bautechnischausgebildete Lüftungskanäle oder Brandschutzklappenin den Lüftungskanälen im Bereich derWände, Decken und Böden sichergestellt.Bei der Auswahl und Installation der aktiven undpassiven Brandschutzmaßnahmenvorkehrungensind die im Kontrollbereich vorhandenen Beschränkungenbeachtet.Die Brandschutzeinrichtungen werden regelmäßigwiederkehrenden Prüfungen im Hinblick aufihre Funktionsfähigkeit unterzogen. Die Prüffris-Überführung in die genannte Nummer in Modul10.- 117 -

sind entsprechend dem Gefährdungspotential derAnlagen und der Anfälligkeit der Brandschutzeinrichtungenvom Gutachter festzulegen.Ein Alarmplan für Maßnahmen im Brandfall ist zuerstellen.Aus dem Betriebspersonal ist eine Betriebslöschmannschaftzu bilden. Neben dieser ist auch diezuständige Feuerwehr mit den Räumlichkeiten derAnlagen sowie den besonderen Gegebenheiteneines Kernkraftwerks vertraut zu machen. DieseEinweisung ist regelmäßig zu wiederholen. Einsatzübungensind in ausreichenden Abständen durchzuführen.12. Fluchtwege und AlarmierungFolgende KTA-Regeln liegen hierzu vor:Alarmanlagen, Personensuchanlagen und Fernmeldeverbindungenin und von Kernkraftwerken (KTA3901) Teil 1: Einblockanlagen, Fassung 3/81Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken- Personenschleusen (KTA 3402), Fassung 11/76Ergänzend gilt:(1) Fluchtwege müssen auf möglichst kurzem Wegaus der Gefahrenzone führen. Fluchtwege müssenso gekennzeichnet und ausreichend beleuchtet sein,daß eine Orientierung auch unter erschwerten Bedingungen,wie z.B. Rauch oder Dampfentwicklungmöglich ist. Die Beschaffenheit der Fluchtwege sollteden Transport Verletzter aus gefährdeten Bereichenermöglichen.M10:2.2.1(7)M10:2.2.1(19)M10:6.1 (1)M10:6.1 (2)ten sind entsprechend dem Gefährdungspotentialder Anlagen und der Anfälligkeit der Brandschutzeinrichtungenvom Gutachter der sicherheitstechnischenBedeutung der zu schützendenEinrichtung festgelegt.Ein Alarmplan für Maßnahmen im Brandfall isterstellt.Aus dem Betriebspersonal ist eineBetriebslöschmannschaft Feuerwehr nach Landesrecht(i. A. als Werkfeuerwehr bezeichnet)eingerichtet. Neben dieser ist auch die zuständigeanlagenexterne Feuerwehr mit den Räumlichkeitender Anlagen sowie den besonderen Gegebenheiteneines Kernkraftwerks vertraut gemacht.Diese Einweisung wird regelmäßig wiederholt.Einsatzübungen werden in ausreichendenAbständen durchgeführt.Folgende KTA-Regeln liegen hierzu vor:Alarmanlagen, Personensuchanlagen und Fernmeldeverbindungenin und von Kernkraftwerken (KTA3901) Teil 1: Einblockanlagen, Fassung 3/81Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken- Personenschleusen (KTA 3402), Fassung 11/76Es sind Rettungswege vorhanden, über die Personenim Gefahrenfall schnell und sicher insFreie gelangen und von außen gerettet werdenkönnen. Des Weiteren sind die gesicherten Rettungswegeals Zugang zur Gefahrenbekämpfunggeeignet.Rettungswege erfüllen die folgenden Kriterien:- sie sind einfach, deutlich und dauerhaft gekennzeichnet,wobei die Kennzeichnung in eineeindeutige Fluchtrichtung weist,- sie sind mit einer Allgemein- und mit einerSicherheitsbeleuchtung ausgestattet,- sie bieten Schutz vor Gefahreneinwirkung undVerweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Nummern in Modul 10.- 118 -

(2) Es sollen anlagen- und störfallspezifische Kriterienfür die Art und den Auslösezeitpunkt der festgelegtenAlarme, ggf. automatische Alarme, aufgestelltund die erforderlichen Aktionen des Personals in u.U. mehreren Alternativen geplant und - soweit möglich- in gewissen Zeitabständen auch geprobt werden.(3) Durch technische Maßnahmen muß gewährleistetwerden, daß dem Personal beim Ansprechen vonSicherheitsventilen im Sicherheitsbehälter (insbesondereAnsprechen der Berstscheibe desDruckhalterabblasebehälters) ausreichend Zeit zurFlucht bleibt oder unter den auftretenden Bedingungenausreichender Schutz gewährt ist.13. Gestaltung von Arbeitsablauf, Arbeitsplatz undArbeitsumgebungFolgende BMI-Richtlinien liegen hierzu vor:Richtlinie über das Verfahren zur Vorbereitung undDurchführung von Instandhaltungsarbeiten in Kernkraftwerken;Stand: 10.5.1978Richtlinie für den Strahlenschutz des Personals beider Durchführung von Instandhaltungsarbeiten inKernkraftwerken mit Leichtwasserreaktor: Die währendder Planung der Anlage zu treffende Vorsorge;Stand: 10.5.1978Ergänzend gilt:(1) Arbeitsabläufe, bei denen mit einer nennenswertenStrahlenexposition des Personals zu rechnen ist,sind so zu planen, daß die Strahlenbelastung desM10:6.1 (8)M10:6.1 (9)M9:1.1 (1)gewährleisten eine zeitliche Verkürzung derGefahreneinwirkung,- sie sind zur Flucht und zum Transport Verletztergeeignet,- sie bieten eine sichere Führung aus dem Gefahrenbereich,- sie erlauben den Transport von Geräten zurGefahrenbekämpfung,- sie sind mit Kommunikationseinrichtungenausgestattet.Es sind anlagen- und störfallspezifische Kriterienfür die Art und den Auslösezeitpunkt der festgelegtenAlarme, ggf. auch automatisch ausgelösteAlarme, aufgestellt und die erforderlichen Aktionendes Personals in unter Umständen in mehrerenAlternativen geplant und – soweit möglich- ingewissen Zeitabständen auch erprobt. DieseAktionen werden in mindestens halbjährlichenZeitabständen geprobt.Durch technische Maßnahmen und Einrichtungenist gewährleistet, dass dem Personal beim Ansprechenvon Sicherheitsventilen im innerhalbdes Sicherheitsbehälters (insbesondere vor demAnsprechen der Berstscheibe des DruckhalterAbblasebehälters) ausreichend Zeit zur Fluchtbleibt oder unter den auftretenden Bedingungenausreichender Schutz gewährt ist.-Folgende BMI-Richtlinien liegen hierzu vor:Richtlinie über das Verfahren zur Vorbereitung undDurchführung von Instandhaltungsarbeiten in Kernkraftwerken;Stand: 10.5.1978Richtlinie für den Strahlenschutz des Personalsbei der Durchführung von Instandhaltungsarbeitenin Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktor:Die während der Planung der Anlage zu treffendeVorsorge; Stand: 10.5.1978Zum Schutz des Eigen- und Fremdpersonals,das auf den Sicherheitsebenen 1 und 2 Tätigkeiteninnerhalb der Anlage ausführt, werdenVerweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Überführung der Anforderungen aus der RSKLL in die genannten Nummern in Modul 9.In RSK-LL 13 (1) enthaltene Anforderungen- 119 -

Personals so gering wie möglich bleibt. EntsprechendeAnweisungen sind in geeigneter Form möglichstvollständig festzuhalten.2.3.1(3)2.3.1(4)2.3.1(5)− die Zahl der mit Tätigkeiten beauftragten Personen,− ihre Individualdosis auch unterhalb der durchdie Strahlenschutzverordnung festgelegtenGrenzwerte sowie− die Kollektivdosisunter Berücksichtigung aller Umstände des Einzelfallsso gering wie möglich gehalten und jedeunnötige Strahlenexposition oder Kontaminationwird vermieden.Der Strahlenschutzbeauftragte legt Kriterien festfür die Erfordernisse bestimmter Strahlenschutzmaßnahmengemäß der Nummer 2.3.1 (2), wie z.B.− die Verwendung von Strahlenschutzhilfsmitteln,wie temporären Abschirmungen und persönlicherSchutzausrüstung,− den Einsatz von fernbedienbaren Arbeitsmitteln,− Maßnahmen zur Dekontamination,− Maßnahmen zur Reduzierung der Aufenthaltsdauer(z.B. Erprobung der Arbeiten aninaktiven Modellen bei stark strahlendenKomponenten).Für Tätigkeiten, die nennenswerte IndividualoderKollektivdosen erwarten lassen, werdena) die Strahlenschutzmaßnahmen radiologischbewertet; bei verschiedenen Lösungsvariantenwerden die Strahlenschutzmaßnahmengegeneinander abgewogen und die Entscheidungwird unter Berücksichtigung der mit demStrahlenschutz möglicherweise konkurrierendenZiele der Tätigkeiten nachvollziehbar dargelegt;b) das Auftreten von Störungen und die Beseitigungoder Abschirmung von Strahlenquellenin Betracht gezogen.Dosisintensive Tätigkeiten an Komponenten werden,so weit wie unter Berücksichtigung allerUmstände des Einzelfalls möglich, mechanisiert.Schwierige dosisintensive Tätigkeiten an Kom-werden in Anpassung an IWRS II durchNummern 2.3.1 (3) bis 2.3.1 (11) in Modul 9konkretisiert.Forderung nach Minimierung der Strahlenexpositiondes Personals ist übergeordnet inNummer 1.1 (1) enthalten.In Anlehnung an IWRS II, 2005, Kapitel 4.1.In Anlehnung an IWRS II, 2005 4.1 (4) undKTA 1301.2, 1989, 6.2 (3).- 120 -

(2) Arbeitsabläufe, bei denen die Verfügbarkeitsicherheitstechnisch wichtiger Systeme eingeschränktwird, sind sorgfältig zu planen und in geeigneterForm möglichst vollständig festzuhalten.2.3.1(6)2.3.1(7)2.3.1(8)2.3.1(9)2.3.1(10)2.3.1(11)M10:1.2.2.1(1)ponenten werden vorher erprobt und geübt, ggf.an Modellen der Komponenten, wenn hierdurcheine nennenswerte Herabsetzung der Strahlenexpositionerreichbar ist.Für Tätigkeiten in Bereichen mit nennenswerterOrtsdosisleistung werden bei der Planung derTätigkeit die bei ihrer Durchführung zu erwartendenIndividual- und Kollektivdosen abgeschätzt.Für Tätigkeiten, bei denen mit nennenswertenStrahlenexpositionen zu rechnen ist, erstellt derStrahlenschutzbeauftragte einen Plan zur tätigkeitsbezogenenErfassung der Individualdosisdes eingesetzten Personals.Vor der Aufnahme einer Tätigkeit in Kontrollbereichenwerden die beteiligten Personen über dieradiologische Situation an ihren Arbeitsplätzensowie über die zu ergreifenden Strahlenschutzmaßnahmenunterwiesen.Eine Tätigkeit in einem Kontrollbereich wird erstaufgenommen, wenn der Strahlenschutzbeauftragtedies im Rahmen der innerbetrieblichenRegelungen gestattet hat.Der Strahlenschutzbeauftragte sorgt dafür, dassbei Tätigkeiten in Kontrollbereichen die festgelegtenStrahlenschutzmaßnahmen eingehalten werden.Gegebenenfalls unterstützt das Strahlenschutzpersonaldie Tätigkeiten am Arbeitsplatzunter Strahlenschutzgesichtspunkten und überprüftdie Einhaltung der Strahlenschutzmaßnahmen.Für Tätigkeiten, bei denen mit nennenswertenStrahlenexpositionen zu rechnen ist, werden dieStrahlenschutzmaßnahmen und die Ergebnisseder Dosisüberwachung dokumentiert. Währendund nach Abschluss der Tätigkeiten werden dieErgebnisse der Dosisüberwachung mit den gemäßder Nummer 2.3.1 (6) abgeschätzten Planungswertenverglichen.Die Dauer und die Randbedingungen unter denenVIB an Einrichtungen zur Beherrschung vonEreignissen der Sicherheitsebenen 2 bis 4a in denBetriebsphasen A und B zugelassen ist, sindIn Anlehnung an IWRS II, 2005 4.2.2 (4).IWRS II, 2005, 4.2.4 (9b).IWRS II, 2005, 4.1 (8), 1.Satz.IWRS II, 2005, 4.2.3 (12a), bzw. 4.2.4 (12b).KTA 1301.2, 1989, 6.3 (2), IWRS II, 2005,4.1 (8), 2.Satz.Team 9, in Anlehnung an KTA 1301.2, 1989,6.4 und IWRS II, 2005, 5.2 (2).Überführung der Anforderung in die genanntenNummern, siehe auch Modul 8 Nummer3.5 (2) sowie 3.5 (3) 1 und in Modul 10 Nummer1.2.1.2.- 121 -

(3) Schwierige Arbeiten an Komponenten, beidenen eine hohe Strahlenbelastung erwartetwird, sollten so weit möglich, mechanisiert undvorher erprobt und geübt werden, ggf. an Modellender Komponenten, wenn hierdurch eine nennenswerteHerabsetzung der Strahlenbelastungerreichbar ist.M10:6.3 (1)M9:2.3.1(5)14. Vorkehrungen für Arbeiten in der Anlage -Folgende BMI-Richtlinie liegt hierzu vor:Richtlinie für den Strahlenschutz des Personals beider Durchführung von Instandhaltungsarbeiten inKernkraftwerken mit Leichtwasserreaktor: Die währendder Planung der Anlage zu treffende Vorsorge;Stand: 10.5.1978Ergänzend gilt:(1) Die bauliche Gestaltung der Gebäude und dieAusführung und Anordnung der Komponenten hatso zu erfolgen, daß bei späteren Inspektions-, Wartungs-und Reparaturarbeiten sowie bei wiederkehrendenPrüfungen die Arbeiten zuverlässig ausgeführtwerden können und die Strahlenbelastung fürdas Personal so gering wie möglich bleibt. Insbesonderesind ausreichende Zugänglichkeit, Abschirmungder Zugangs- und Transportwege sowie geeigneteVorkehrungen für die Ausführung von Dekontaminationsarbeiten,auch an Behältern undRohrleitungssystemen (z.B. durch mechanischeReinigung und Spülung), sicherzustellen. Bei derM9:1 (1)unter Berücksichtigung der sicherheitstechnischenAnforderungen in den Betriebsvorschriftenfestgelegt.Alle absehbaren Tätigkeiten und Maßnahmen mitsicherheitstechnischer Bedeutung in der Anlageauf den Sicherheitsebenen 1 bis 4 sind unterBerücksichtigung ergonomischer Gesichtspunkteso geplant, dass die Voraussetzungen für einsicherheitstechnisch optimales Verhalten der inder Anlage tätigen Personen erfüllt sind.Schwierige Arbeiten Dosisintensive Tätigkeitenan Komponenten, bei denen eine hohe Strahlenbelastungerwartet wird, wird, sollten werden, soweit wie möglich unter Berücksichtigung allerUmstände des Einzelfalls möglich, mechanisiertund.Schwierige dosisintensive Tätigkeiten an Komponentenwerden vorher erprobt und geübtwerden, ggf. an Modellen der Komponenten,wenn hierdurch eine nennenswerte Herabsetzungder Strahlenexposition erreichbar ist.Richtlinie für den Strahlenschutz des Personalsbei der Durchführung von Instandhaltungsarbeitenin Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktor:Die während der Planung der Anlage zu treffendeVorsorge; Stand: 10.5.1978Die Maßnahmen und Einrichtungen des Strahlenschutzeshaben zum Ziel, gemäß den Vorgabender Strahlenschutzverordnung, jede unnötigeStrahlenexposition von Personal, Bevölkerungund Umwelt zu vermeiden und jede Strahlenexpositionvon Personal, Bevölkerung und Umweltunter Berücksichtigung aller Umstände des Einzelfallsso gering wie möglich zu halten. DiesesZiel wird bei der Auslegung und beim Betrieb derAnlage auf Basis der Anforderungen der Strahlenschutzverordnungumgesetzt durch− die Beschaffenheit, Anordnung und Abschirmungvon Anlagenteilen, die radioaktive Stof-Siehe auch KTA 3904; 2.1(3), INSAG 12;227.-229., IAEA NS-G-2.3; 6.12Die Kriterien an die Mechanisierung von Arbeitenund die Erprobung von Arbeiten wurdeninhaltlich getrennt, da generell Tätigkeiten,bei denen eine hohe Strahlenexpositionzu erwarten ist, weitest möglich mechanisiertwerden sollten. Gleichzeitig wurde einesprachliche Anpassung zwecks einheitlicherBegriffsverwendung in Modul 9 vorgenommen.Verweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Überführung der Anforderungen aus der RSKLL in die genannten Nummern aus Modul 9.Der Halbsatz des ersten Satzes aus RSK-LL14 (1) wurde nicht übernommen, da die Anforderungan die zuverlässige Ausführung derArbeiten als übergreifender Punkt nicht spezifischauf den Strahlenschutz zu beziehen istund in Modul 10, Kapitel 6.3 geregelt wird.Die Anforderung an die Reduzierung derStrahlenexposition des Personals bei allenTätigkeiten durch die bauliche und technischeAuslegung ist übergeordnet in den Nummern- 122 -

Planung der vorgesehenen Maßnahmen ist voneinem nach langjährigem Betrieb für diese Bauausführungzu erwartenden Strahlenpegel auszugehen.M9:1.1 (1)fe enthalten oder enthalten können,− Maßnahmen und Einrichtungen, durch die dieAnzahl und Dauer von Tätigkeiten des Personalsin Strahlungsfeldern und die Möglichkeitender Personenkontamination und Inkorporationunter Berücksichtigung aller Umständedes Einzelfalls so gering wie möglich gehaltenwerden,− Maßnahmen und Einrichtungen für den sicherenUmgang mit radioaktiven Stoffen und fürdie Behandlung radioaktiver Abfälle undschadlos zu verwendeter radioaktiver Stoffezur Lagerung in der oder den Abtransport ausder Anlage,− Maßnahmen und Einrichtungen, durch die dieMenge und Konzentration radioaktiver Abfälleund schadlos zu verwendeter radioaktiverStoffe, die in der Anlage anfallen, unter Berücksichtigungaller Umstände des Einzelfallsso gering wie möglich gehalten werden,− Maßnahmen und Einrichtungen zur Verhinderung,Begrenzung oder Reduzierung der Verbreitungvon radioaktiven Stoffen in der Anlageund ihrer Ableitung in die Umgebung,− Maßnahmen und Einrichtungen zur Verhinderung,Begrenzung oder Reduzierung vonFreisetzungen radioaktiver Stoffe im Fallsicherheitstechnisch bedeutsamer Ereignissesowie durch- die Überwachung radiologisch relevanter Parameterin der Anlage und ihrer Umgebung.Zum Schutz des Eigen- und Fremdpersonals,das auf den Sicherheitsebenen 1 und 2 Tätigkeiteninnerhalb der Anlage ausführt, werden− die Zahl der mit Tätigkeiten beauftragten Personen,− ihre Individualdosis auch unterhalb der durchdie Strahlenschutzverordnung festgelegtenGrenzwerte sowie− die Kollektivdosisunter Berücksichtigung aller Umstände des Einzelfallsso gering wie möglich gehalten und jede1 (1) und 1.1 (1) von Modul 9 enthalten.Die Anforderungen von Satz 2 der RSK-LL 14(1) sind in EinzelKriterien konkretisiert inNummern 4.1.1 (2), 4.1.1 (5) und 4.1.1 (7) inModul 9 enthalten.Der letzte Satz von RSK LL 14 (1) wurde gemäßIAEA NS-R-1, 2000, 6.100 in 4.1.1 (1)neu formuliert.Siehe auch Modul 10 Kap 6.3.- 123 -

M9:4.1.1(1)M9:4.1.1(2)M9:4.1.1(5)M9:4.1.1(6)M9:4.1.1(7)unnötige Strahlenexposition oder Kontaminationwird vermieden.Bei der Planung baulicher und technischer Einrichtungendes Strahlenschutzes ist eine Erhö-in der Anlage, IAEA NS-R-1, 2000, 6.100.RSK-LL, 1996, 14. Vorkehrungen für Arbeitenhung der Ortsdosisleistung in begehbaren Bereicheninfolge langjährigen Betriebs der Anlageberücksichtigt.Bei der baulichen Gestaltung der Anlage sowiebei der Konstruktion und Anordnung insbesonderevon Komponenten, die Aktivität führen, wirdberücksichtigt, dass deren Austausch währendder Betriebsdauer eines Kernkraftwerks notwendigwerden kann. Daher sind zur Reduzierungder Strahlenexposition unter Berücksichtigungaller Umstände des Einzelfalls Vorkehrungendafür getroffen, dass Komponenten unzerlegtund bei möglichst geringer Strahlenexpositionausgetauscht werden können. Die zur Erfüllungdieser Forderungen notwendigen Maßnahmenund Einrichtungen stehen sicherheitstechnischenErfordernissen nicht entgegen; z.B. wird die Möglichkeitwiederkehrender Prüfungen der Komponentennicht eingeschränkt.Bei häufig frequentierten Räumen wie Fluren, KTA 1301.1, 1984, 3.1.3.4.Treppenhäusern sowie Hygienetrakt, Erste-Hilfe-Raum oder an häufig besetzten Arbeitsplätzen istdurch Abschirmung oder Abstandshaltung sichergestellt,dass der Aufenthalt in diesen Bereichennicht zu einer wesentlichen Strahlenexpositiondes Personals führt.Der erforderliche Platz zur ungehinderten Durchführungvon Instandhaltungsarbeiten, zur Aufstel-KTA 1301.1, 1984, 3.1.3.6.lung zusätzlicher Abschirmungen, zum Einsatzspezieller Werkzeuge und sonstiger Ausbauhilfensowie zum Absetzen ausgebauter Teile zur Verfügungwird eingeplant. Die auftretenden Lastensind bei der Bemessung der Bodenbelastbarkeitberücksichtigt.Räume, Systeme und Komponenten innerhalb KTA 1301.1, 1984, 1, 3.1.4.1.des ständigen Kontrollbereichs sowie der Fußbodendes außerhalb des Kontrollbereichs angeordnetenTeils des Hygienetrakts sind leicht- 124 -

(2) Bei der baulichen Gestaltung der Anlage sowiebei der Konstruktion und Anordnung insbesondereAktivität führender Komponenten ist auch zu berücksichtigen,daß deren Austausch während der Betriebszeiteines Kernkraftwerks notwendig werdenkann. Die deshalb zu treffenden Vorkehrungen müssenso geeignet sein, Komponenten - soweit technischmöglich und sinnvoll - unzerlegt und bei möglichstgeringer Strahlenbelastung auszutauschen.Die zur Erfüllung dieser Forderungen notwendigenMaßnahmen dürfen sicherheitstechnischen Erfordernissennicht entgegenstehen; z.B. darf die Möglichkeitwiederkehrender Prüfungen der Komponentennicht eingeschränkt werden.15. Handhabung und Lagerung von Kernbrennstoffenund sonstigen radioaktiven StoffenFolgende KTA-Regel liegt hierzu vor:Hebezeuge in kerntechnischen Anlagen (KTA 3902),Fassung 6/78Ergänzend gilt:(1) Für die Handhabung, Aufbereitung und vorübergehendeLagerung der im bestimmungsgemäßenBetrieb anfallenden radioaktiven festen, flüssigenund gasförmigen Stoffe sind geeignete, in ihrer Kapazitätfür den zu erwartenden Anfall fester, flüssigerund gasförmiger Stoffe ausreichend bemessene unddem Stand von Wissenschaft und Technik entsprechendausgelegte Einrichtungen vorzusehen.M9:4.1.1(2)M9:1 (1),3. & 4.Spiegelstrichdekontaminierbar.Bei der baulichen Gestaltung der Anlage sowiebei der Konstruktion und Anordnung insbesonderevon Komponenten, die Aktivität führen, wirdberücksichtigt, dass deren Austausch währendder Betriebsdauer eines Kernkraftwerks notwendigwerden kann. Daher sind zur Reduzierungder Strahlenexposition unter Berücksichtigungaller Umstände des Einzelfalls Vorkehrungendafür getroffen, dass Komponenten unzerlegtund bei möglichst geringer Strahlenexpositionausgetauscht werden können. Die zur Erfüllungdieser Forderungen notwendigen Maßnahmenund Einrichtungen stehen sicherheitstechnischenErfordernissen nicht entgegen; z.B. wird die Möglichkeitwiederkehrender Prüfungen der Komponentennicht eingeschränkt.Folgende KTA-Regel liegt hierzu vor:Hebezeuge in kerntechnischen Anlagen (KTA3902), Fassung 6/78Die Maßnahmen und Einrichtungen des Strahlenschutzeshaben zum Ziel, gemäß den Vorgabender Strahlenschutzverordnung, jede unnötigeStrahlenexposition von Personal, Bevölkerungund Umwelt zu vermeiden und jede Strahlenexpositionvon Personal, Bevölkerung und Umweltunter Berücksichtigung aller Umstände des Einzelfallsso gering wie möglich zu halten. DiesesZiel wird bei der Auslegung und beim Betrieb derAnlage auf Basis der Anforderungen der Strahlenschutzverordnungumgesetzt durch[…]− Maßnahmen und Einrichtungen für den sicherenUmgang mit radioaktiven Stoffen und fürdie Behandlung radioaktiver Abfälle undschadlos zu verwendeter radioaktiver Stoffezur Lagerung in der oder den Abtransport ausder Anlage,- Maßnahmen und Einrichtungen, durch die dieÜberführung in die genannte Nummer. RSKLL 14 (2) wurde mit einer sprachlichen Anpassung(u. a. „Strahlenexposition“ statt„Strahlenbelastung“) vollständig in Nummer4.1.1 (2) übernommen.Verweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Überführung der Anforderung der RSK LL indie genannten Nummern Modul 9 bzw. 11.Die Anforderung in RSK-LL 15 (1) wird inhaltlichabgedeckt und konkretisiert durch Modul9, Nummer 1 (1) in Verbindung mit 3.1 (8) -3.1(10).- 125 -

M9:3.1 (8)3.1 (9)3.1(10)M11:3.1 (1)Menge und Konzentration radioaktiver Abfälleund schadlos zu verwendeter radioaktiverStoffe, die in der Anlage anfallen, unter Berücksichtigungaller Umstände des Einzelfallsso gering wie möglich gehalten werden, […]Radioaktiv kontaminierte Wässer (z. B. Kühlkreislauf-,Sumpf-, Labor- oder Waschwässer) werdenherkunftsspezifisch gesammelt, behandelt undaufbereitet. Falls eine Weiterverwendung derWässer in der Anlage nicht in Frage kommt, werdensie kontrolliert abgeleitet.Radioaktiv kontaminierte Abgase aus nuklearenSystemen werden grundsätzlich gesammelt undentsprechend ihrer Kontamination durch Einrichtungenzur Aktivitätsrückhaltung oder Verzögerungbehandelt. Ausnahmen sind begründet. Beider Verzögerung werden solche Verzögerungszeiteneingehalten, dass die Ableitung kurzlebigerradioaktiver Edelgase nicht nennenswert zurStrahlenexposition beiträgt.Sammlung, Handhabung, Lagerung und Behandlungradioaktiver Abfälle und schadlos zu verwertenderradioaktiver Stoffe werden so gestaltet,dass Kontaminationen und Strahlenexpositionendes Personals unter Berücksichtigung aller Umständedes Einzelfalls soweit wie möglich verhindertwerden. Dies wird bei der Erstellung einesReststoff- und Abfallkonzepts berücksichtigt.Im Kernkraftwerk sind Maßnahmen und Einrichtungenzur Handhabung und Lagerung vonunbestrahlten und bestrahlten Brennelementensowie von weiteren Kernbauteilen und vonBrennelement- Transport- und Lagerbehälternvorgesehen bzw. vorhanden, die bei den Handhabungenund Lagerungen im Normalbetriebsicherstellen, dassa) keine unzulässige Strahlenexposition infolgevon Direktstrahlung auftritt,b) keine unzulässige Strahlenexposition innerhalboder außerhalb der Anlage infolge desIn Anlehnung an IWRS I, 1978, 4.2.2.2 a)-c)sowie KTA 3603, 1991, 1 (1).Übergeordnete Anforderung zu KTA 3605,1989, 1 (1), 3.1 (1)-(2) und 3.6 (1).Übergeordnete Anforderung zu KTA 3604,2005, IAEA NS-R-2, 2000, 8.9Siehe auch Nummer 5.1 (2) Modul 11: „DieBrennelement-Lagerbecken verfügen überausreichende Lagerkapazitäten. Eine vollständigeAuslagerung des Reaktorkerns in dievorhandenen Lagereinrichtungen ist jederzeitmöglich.“- 126 -

(2) Für die Erkennung und Beherrschung von Schädenan Brennelementen bei der Handhabung sindgeeignete Maßnahmen zu treffen.(3) Für die vorübergehende Lagerung defekterBrennelemente sind Einrichtungen vorzusehen, dieeine nennenswerte zusätzliche Kontamination desKühlwassers des Brennelementlagerbeckens verhindern.(4) Der Wasserstand und die Temperatur im Brennelementlagerbeckenmuß von der Schaltwarte ausüberwachbar sein.Auch bei Undichtheiten des Brennelementlagerbeckensoder beim Bruch von Anschlußleitungen mußeine wirksame Kühlung der Brennelemente gewährleistetsein.M11:3.1 (4)M11:5.1 (5)M11:5.1 (3)Entweichens radioaktiver Stoffe aus denBrennelementen auftritt,c) die geforderte Unterkritikalität eingehaltenwird,d) die Kühlung der Brennelemente gegeben ist,e) keine mechanischen, thermischen, chemischenoder strahlungsbedingten Einwirkungenauf die Brennelemente und weiteren Kernbauteilestattfinden, die ihre anforderungsgerechteFunktionsfähigkeit bzw. Lager- und Handhabbarkeitin Frage stellen,f) keine Beschädigungen an den Einbauten inden Lagereinrichtungen bzw. im Reaktordruckbehältereintreten.Es sind Maßnahmen und Einrichtungen für dieInspektionErkennung und Beherrschung vonSchäden an Brennelementen und weiteren Kernbauteilenund für die Beherrschung von Schädenvorgesehen bei der Handhabung sind geeigneteMaßnahmen zu treffen.Bei einer vorübergehenden Lagerung von defektenBrennstäben ist sichergestellt, dass keinenennenswerte zusätzliche Kontamination desKühlwassers der Brennelement-Lagerbeckenerfolgt.Der Wasserstand und die Temperatur im Brennelementlagerbeckenmuß von der Schaltwarteaus überwachbar sein.Das Brennelement-Lagerbecken ist so ausgelegt,dassa) schädigende Einwirkungen des Lagerbeckenwassersauf die Tragkonstruktion desBeckens infolge von Leckagen ausgeschlossenwerden können und die Ortung und Behebungvon Leckagen möglich ist;Überführung in die genannte Nummer in Modul11.Streichung, da übergeordnet in Modul 10 inAbschnitt 6.2 (Kriterien für die Warte, Notsteuerstelleund örtliche Leitstände), Nummer6.2 (1) geregelt: „Betriebs- und Anlagenzuständeder Sicherheitsebenen 1 bis 4a werdenim jeweiligen, den sicherheitstechnischenKriterien entsprechenden sicherheitstechnischenUmfang überwacht.“Details sind in der KTA zur Kühlung des Lagerbeckensgeregelt.Überführung in genannten Nummer. Anforderungder RSK LL wurden im Hinblick auf dieAuslegung des Lagerbeckens konkretisiertund ergänzt.- 127 -

(5) Die Transportwege der Brennelementtransportbehältersind so zu gestalten, daß keine Bedingungenauftreten, die die Auslegungsbedingungen derBehälter überschreiten.(6) Der Absturz eines Brennelementtransportbehältersoder anderer Lasten auf das Lagerbecken fürabgebrannte Brennelemente muß entweder durchVerriegelungen und administrative Maßnahmenhinreichend unwahrscheinlich gemacht werden oderdurch die Auslegung beherrscht werden.M11:7.1 (11)M10:2.2.4(1)M10:2.2.4(2)M10:2.2.4(3)M11:7.1 (9)b) Leckagen oder Lecks am Lagerbecken nur zueinem unerheblichen Füllstandsabfall führenkönnen;c) Lecks oder Brüche in anschließenden Rohrleitungenbzw. Komponentenversagen in angeschlossenenSystemen oder Fehlhandlungenin angeschlossenen Systemen nur zu einembegrenzten Füllstandsabfall führen können.Die Transportwege der BrennelementTransportundLagerbehälter sind so gestaltet, dass keineBedingungen auftreten, die die Auslegungsbedingungender Behälter überschreiteneingehalten werden können.Lasten, deren Absturz zum Ausfall von sicherheitstechnischwichtigen Einrichtungen oder zurFreisetzung radioaktiver Stoffe führen kann, sindidentifiziert. Hierzu gehören auch das Umkippenschwerer und das Anschlagen pendelnder Gegenstände,insbesondere auch von TransportundLagerbehältern.Die Standsicherheit der Transport- und Lagerbehälterist für alle Abstellpositionen, grundsätzlichauch bei den auf den Sicherheitsebenen 3 und4a unterstellten Einwirkungen von außen, gegeben,beim Flugzeugabsturz nur im Hinblick aufdessen Folgeeinwirkungen.Ausnahmen beschränken sich auf kurzzeitige,unvermeidbare Abstellungen des Behälters währenddes Transport- und Handhabungsvorgangs.Die Abstelldauer auf diesen Positionen ist auf dieerforderliche Zeit begrenzt.Hinweis: Siehe auch „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke:Kriterien für die Handhabung und Lagerung der Brennelemente“(Modul 11), in der Nummer 7.3 (2) und 7.4 (1).Als Ursache für Abstürze von Lasten sind auchBedienungs- sowie Instandhaltungsfehler amHebezeug sowie an bzw. mit dessen Trag-, Lastaufnahme-und Lastanschlagmitteln betrachtet.Es ist sichergestellt, dass ein Lastabsturz mitnicht beherrschbaren Folgen nicht zu unterstellenist (siehe auch Abschnitt 5.2.9).Der Transport- und Lagerbehälter ist gegen Absturzund Umkippen gesichert.Überführung der Anforderung der RSK LL indie genannten Nummern Modul 9 bzw. 11.IAEA NS-G-1.11, 3.35, 3.36- 128 -

16. Stillegung und Beseitigung -(1) Bei der Auslegung und Anordnung von Bauten,Komponenten und Systemen, insbesondere der imbestimmungsgemäßen Betrieb aktivierten und kontaminiertenAnlagenteile, sind geeignete Maßnahmenzur endgültigen Stillegung der Anlage, zu ihrerSicherung bzw. ihrer Beseitigung zu berücksichtigen(z.B. getrennter Aufbau des inneren und äußerenbiologischen Schildes).Bei der Auslegung und Anordnung von Bauten,Komponenten und Systemen, insbesondere der imbestimmungsgemäßen Betrieb aktivierten und kontaminiertenAnlagenteile, sind geeignete Maßnahmenzur endgültigen Stillegung der Anlage, zu ihrerSicherung bzw. ihrer Beseitigung zu berücksichtigen(z.B. getrennter Aufbau des inneren und äußerenbiologischen Schildes).(2) Die in Betracht zu ziehenden Anlagenteile sind soauszulegen und anzuordnen, daß im Fall ihrer Beseitigungder Zugang zu ihnen, ihre Dekontamination,ihr Abbau und ihr Transport in der Anlage beieiner möglichst geringen Strahlenbelastung durchführbarsind.(3) Die für die Stillegung und Beseitigung derAnlage im Konzept vorgesehenen wesentlichenVorkehrungen und Maßnahmen sind darzulegen.17. Vorsorge gegen Versagen von Komponenten -17.1 Vorsorge gegen TurbinenversagenGegen die Beschädigung sicherheitstechnisch wichtigerAnlagenteile durch Bruchstücke des Turbosatzesist Vorsorge zu treffen. Z. B. kann die Gebäudeanordnung,auch bei Mehrblockanlagen, so gewähltwerden, daß die sicherheitstechnisch wichtigenKomponenten (Reaktorgebäude, Notspeisegebäude)nicht innerhalb der wahrscheinlichen Flugrichtungmöglicher Bruchstücke des Turbosatzes (ca.20 Grad senkrecht zur Turbinenachse) liegen.Befinden sich räumlich getrennte sicherheitstechnischeEinrichtungen innerhalb des oben angegebenenKegels, so darf angenommen werden, daß nureine dieser sicherheitstechnischen Einrichtungenvon den Bruchstücken getroffen wird.M10:2.2.3(4)M10:2.2.3(4)FortsetzungDie in Betracht zu ziehenden Anlagenteile sind soauszulegen und anzuordnen, daß im Fall ihrer Beseitigungder Zugang zu ihnen, ihre Dekontamination,ihr Abbau und ihr Transport in der Anlage beieiner möglichst geringen Strahlenbelastung durchführbarsind.Die für die Stillegung und Beseitigung der Anlageim Konzept vorgesehenen wesentlichen Vorkehrungenund Maßnahmen sind darzulegen.Alle potentiellen sicherheitstechnisch relevantenQuellen für hochenergetische Bruchstücke sindidentifiziert und die Parameter (insbesondereGeometrie, Masse und Trajektorie) der bei einemVersagen zu erwartenden Bruchstücke analysiertoder konservativ abgeschätzt.Als potentielle Quellen für hochenergetischeBruchstücke sind insbesondere berücksichtigt:- das Versagen hochenergetischer Behälterund sonstiger Komponenten,Hinweis: Zu den Leck- und Bruchannahmen siehe „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke: Bei Druck- und Siedewas-Modul 1 Nummer 3.11 (5) enthält das Kriterium„Kernkraftwerke sind so beschaffen, dasssie unter Einhaltung der Strahlenschutzbestimmungenstillgelegt werden können. EinKonzept für eine Beseitigung nach der endgültigenStilllegung unter Einhaltung derStrahlenschutzbestimmungen ist vorhanden.“Weitergehende Kriterien an die Stilllegungsind auftragsgemäß in den Modulen nichtformuliert worden.Siehe auch IAEA NS-G-1.11, 3.4.Siehe auch IAEA NS-G-1.11, 3.1.- 129 -

17.2 Vorsorge gegen PumpenschwungradversagenEs sind Maßnahmen zu treffen, die gewährleisten,daß das Pumpenschwungrad infolge zu hoher Drehzahlbeim Kühlmittelverluststörfall nicht zerstört wird.17.3 Vorsorge gegen Versagen vonRückflußverhinderernAlle Rückflußverhinderer im Kernkraftwerk, die imNormalbetrieb offen sind und bei einem Störfall beihohem Druck und hoher Strömungsgeschwindigkeitsicher schließen müssen, sind so zu dämpfen, daßdie hydrodynamischen Belastungen auf dieRückflußverhinderer, die Rohrleitungen und ihreVerankerung sowie ggf. auf die Sicherheitsbehälterdurchführungentolerierbar sind. Dämpfungsmaßnahmenkönnen entfallen, wenn unzulässige Belastungenauf die Rohrleitungen und deren Verankerungenauszuschließen sind.M10:2.2.3(5)M10:2.2.3(8)18. Naturbedingte Einwirkungen -18.1 ErdbebenFolgende KTA-Regel liegt hierzu vor:Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismischeEinwirkungen (KTA 2201) Teil 1: Grundsätze,Fasung 6/75 Teil 5: Seismische Instrumentierung,Fassung 6/77serreaktoren zu berücksichtigende Ereignisse“ (Modul 3),Anhang 2.- das Versagen von beweglichen Armaturenteilen,- der Auswurf eines Steuerelements bzw.-stabs und- das Versagen rotierender Komponententeile(z.B. Schwungradversagen der Hauptkühlmittelpumpen,Turbinenschaufeln, Turbinenwelle).Sofern die Entstehung von hochenergetischenBruchstücken und eine daraus resultierende Gefährdungvon sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungennicht ausgeschlossen werden kann,sind Vorkehrungen zum Schutz dieser Einrichtungenvorgesehen.Es sind Vorkehrungen getroffen, die gewährleisten,dass die Schwungräder der Hauptkühlmittelpumpen(DWR) beim Kühlmittelverluststörfallnicht infolge zu hoher Drehzahl zerstört werden.Alle Rückflußverhinderer im Kernkraftwerk, die imNormalbetrieb offen sind und bei einem Störfallbei hohem Druck und hoher Strömungsgeschwindigkeitsicher schließen müssen, sind sozu dämpfen, daß die hydrodynamischen Belastungenauf die Rückflußverhinderer, die Rohrleitungenund ihre Verankerung sowie ggf. auf dieSicherheitsbehälterdurchführungen tolerierbarsind. Dämpfungsmaßnahmen können entfallen,wenn unzulässige Belastungen auf die Rohrleitungenund deren Verankerungen auszuschließensind.Folgende KTA-Regel liegt hierzu vor:Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismischeEinwirkungen (KTA 2201) Teil 1: Grundsätze,Fasung 6/75 Teil 5: Seismische Instrumentierung,Fassung 6/77Zu den Maßnahmen siehe Modul 10 Nummern2.2.3 (6) und folgende.Siehe auch IAEA NS-G-1.11, 3.20Überführung in die genannte Nummer.Dies ist durch das übergeordnete Kriterium„Auslegung der Systeme und Komponentengegen die Belastungen und Einwirkungen ausEreignissen der Sicherheitsebene 3 und 4a“,siehe hierzu Modul 1 Nummer 3.1 (5) sowie inModul 4), erfasst.Verweise auf Regeln des KTA erfolgengrundsätzlich im „Wegweiser“ zum Regelwerkund nicht in den Modulen.Ergänzend gilt: M10: Durch die Auslegung von baulichen Anlagentei- Überführung der Anforderung aus der RSK LL- 130 -

Für die Druckführende Umschließung ist mit Hilfevon Analysen sicherzustellen, daß unter Beachtungder Zahl der Schwingungen, die durch das Erdbebenangeregt werden, die im Falle des Sicherheitserdbebensresultierenden Belastungen des Rohrleitungssystemsdie zulässigen Spannungsgrenzen nichtüberschreiten. Werden dabei Stellen gefunden, diebesonders gefährdet sind und deren Versagen zueinem Kühlmittelverluststörfall oder zu anderen gefährlichenZuständen des Reaktors führen könnten,so ist durch Anpassung des Werkstoffs und derAuslegung sowie durch zweckmäßige Festlegungvon Prüfungen Abhilfe zu schaffen. Andernfalls istein Kühlmittelverluststörfall als kausale Folge desErdbebens nicht auszuschließen. Von der Überlagerungeines Sicherheitserdbebens mit einem Kühlmittelverluststörfallkann auch abgesehen werden,wenn sich aus den Analysen ein genügender zeitlicherAbstand beider Ereignisse ergibt.3.2.3.2(2)3.2.3.2(3)3.2.3.2(4)len, Systemen und Komponenten sowie sonstigeMaßnahmen und Einrichtungen ist sichergestellt,dass bei dem Bemessungserdbeben die Schutzzielein allen Betriebsphasen erfüllt sind.Neben der Schwingungsanregung von baulichenAnlagenteilen, Systemen und Komponenten sindhierbei auch Untergrundveränderungen (z.B.Bodenverflüssigung oder Setzung) berücksichtigt.Für die Druckführende Umschließung des Reaktorkühlmittelsund die Äußeren Systeme, die fürdie Erfüllung der Schutzziele benötigt werden, istdas Verhalten beim Bemessungserdbeben anhandeiner strukturdynamischen Analyse bewertetund die Erfüllung der Schutzziele sichergestellt.Eine gleichzeitige Überlagerung der Einwirkungenaus Erdbeben und einem Leck an derDruckführenden Umschließung wird aufgrundihrer Auslegung und Ausführung nicht unterstellt.Eine gleichzeitige Überlagerung eines Lecks anÄußeren Systemen wird nicht unterstellt, wenndiese gegen Erdbeben ausgelegt sind.Hinweis: Siehe „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke: Kriterienfür die Ausführung der Druckführenden Umschließung,der drucktragenden Wandung der Äußeren Systeme sowiedes Sicherheitseinschlusses“ (Modul 4), Abschnitt 2, 3 und 5.in die genannten Nummern in Modul 10. Kriterienfür die DFU und angrenzende Systemeergeben sich aus Modul 4. Einzelheiten findensich in KTA 2201.4.19. Zivilisationsbedingte Einwirkungen -19.1 FlugzeugabsturzDie RSK hält es zur Verminderung des verbleibendenRisikos eines Flugzeugabsturzes auf das Reaktorgebäudeeines Kernkraftwerks sowie auf Gebäude,die im Hinblick auf die sichere Nachwärmeabfuhrgeschützt werden müssen und nicht durch entsprechendeRedundanz geschützt sind, für erforderlich,daß die Anlage den nachfolgend spezifizierten An-Unabhängig davon ist sichergestellt, dass dieAbschalteinrichtungen, die Not- und Nachkühleinrichtungen,der Sicherheitseinschluss sowie dieWarte auch im Falle des Bemessungserdbebensfunktionsfähig bleiben.Die RSK hält es zur Verminderung des verbleibendenRisikos eines Flugzeugabsturzes auf dasReaktorgebäude eines Kernkraftwerks sowie aufGebäude, die im Hinblick auf die sichere Nachwärmeabfuhrgeschützt werden müssen undnicht durch entsprechende Redundanz geschütztsind, für erforderlich, daß die Anlage den nachfolgendspezifizierten Anforderungen genügt.Das Ereignis „Flugzeugabsturz“ ist in Modul 3unter der Sicherheitsebene 4a aufgelistet. Diein den RSK LL formulierten weiteren Erläuterungensind entbehrlich.- 131 -

forderungen genügt.(1) Für die Konzeptberatung ist eine Liste der gegenFlugzeugabsturz zu schützenden Gebäude, Bauteileund Anlagenteile, einschließlich ihrer sicherheitstechnischenFunktionsbeschreibung, vorzulegen.Außerdem ist darzulegen, wie im Belastungsfall dieStandsicherheit der Bauteile und der Gesamtkonstruktiongewährleistet wird.(2) Der Auslegung sind folgende Lastannahmenzugrunde zu legen:1. Stoßlast-Zeit-DiagrammStoßzeit (ms) Stoßlast (MN)0 010 5530 5540 11050 11070 02. AuftreffflächeDie Auftrefffläche ist mit 7 m2 kreisförmig anzunehmen.3. AuftreffwinkelDer Auftreffwinkel ist als normal auf die Tangentialebeneim Auftreffpunkt anzusetzen.(3) Die Auslegung eines Bauteils auf Vollschutz istimmer dann erforderlich, wenn sich hinter dem Bauteilsicherheitstechnisch notwendige Anlagenteilebefinden und diese bei der Auslegung des Bauteilsnur gegen Penetration durch herausgeschleuderteBetonbrocken beschädigt werden könnten, sofern ihrAusfall nicht durch das Prinzip der räumlichen Trennungabgedeckt werden kann.(4) Die Auswirkungen von Trümmern und von Treibstoffbrändenmüssen bei der Auslegung beachtetwerden. Die Schutzwirkungen vorgelagerter Bauteiledürfen dabei berücksichtigt werden. Der Schutzgegen Flugzeugtrümmer kann bei redundanten Systemenauch durch räumliche Trennung erreicht werden.M10:3.2.1.1(1)M10:3.2.1.1(2)M10:3.2.1.1(4)M10:3.2.1.1(5)Für die Konzeptberatung ist eine Liste der Die gegeneinen unfallbedingten Flugzeugabsturz zu schützendenGebäude, Bauteile und Anlagenteile sind erfasst.einschließlich ihrer sicherheitstechnischenFunktionsbeschreibung, vorzulegen.Der Auslegung sind folgende Lastannahmen zugrundegelegt zu legen:1. Stoßlast-Zeit-Diagramm:Stoßzeit (ms) Stoßlast (MN)0 010 5530 5540 11050 11070 02. Auftrefffläche:Die Auftrefffläche ist mit 7 m 2 kreisförmig anzunehmen.3. Auftreffwinkel:Der Auftreffwinkel ist als normal auf die Tangentialebeneim Auftreffpunkt anzusetzen.Die Auslegung eines Bauwerks teils auf Vollschutzerfolgt ist immer dann erforderlich, wenn sich hinterdem Bauwerk teil sicherheitstechnisch relevantenotwendige Anlagenteile befinden, und diese bei derAuslegung des Bauteils nur gegen Penetration durchherausgeschleuderte Betonbrocken beschädigtwerden könnten und bei Ausfall dieser Anlagenteiledie Ereignisbeherrschung nicht mehr sichergestelltist., sofern ihr Ausfall nicht durch das Prinzip derräumlichen Trennung abgedeckt werden kann.Die Auswirkungen von Trümmern, und vonTreibstoffbränden, Treibstoffexplosionen undweiteren Folgewirkungen sind berücksichtigtmüssen bei der Auslegung beachtet werden.Insbesondere sind berücksichtigt:- Treibstoffbrände auf dem Anlagengelände,- Explosion des Treibstoffinventars (teilweiseoder vollständig) außerhalb von Gebäuden,Die Ergänzungen wurden NS-G-1.5 § 4.23entnommen.- 132 -

- Brand oder Explosion von Treibstoff (flüssigoder als Dampf), der durch permanent vorhandeneoder durch den Absturz verursachteÖffnungen in Gebäude eingedrungen ist,- Eindringen von Verbrennungsprodukten sowieAnsaugluft mit reduziertem Sauerstoffgehaltinfolge von Verbrennungsvorgängen in Lüftungssystemeunter Berücksichtigung derAuswirkungen auf Personalhandlungen, elektrischeEinrichtungen und die Dieselgenerator-Zuluft.Hinweis: Siehe hierzu auch in Abschnitt 2.Die Schutzwirkungen vorgelagerter Bauwerketeile dürfen dabei berücksichtigt werden. Dabeisind Trajektorien berücksichtigt, die sich durchdas Auseinanderbrechen eines Flugzeuges ergebenkönnen.(5) Die Ionenaustauscher der Primärwasser-Reinigungsanlage, zugehörige Harzabfallbehälterund andere Komponenten und Systeme, die ähnlichhohe Aktivitäten in grundsätzlich brennbarer Formenthalten, sind durch besondere bautechnische oderbrandschutztechnische Maßnahmen gegen Beschädigungenzu schützen, um eine nennenswertedurch einen Treibstoffbrand verursachte Freisetzungvon Radioaktivität zu verhindern.M10:3.2.1.1(6)M10:3.2.1.1(7)(6) Die durch den Flugzeugaufprall induzierten Erschütterungensind zu beachten. Dies kann 14) wie 3.2.1.1M10:folgt geschehen: Der Nachweis der Standsicherheit (8)kann bei Komponenten und Systemen im Reaktorgebäude,die sich nicht gegen Außenwände abstützenoder die an von Außenwänden getrennten Deckenbzw. der Fundamentplatte angeordnet sind,Der Schutz gegen Flugzeugtrümmer kann beiredundanten Systemen auch durch räumlicheTrennung erreicht werden.Es sind auch Einwirkungen (z.B. Trümmer undBrände) aufgrund anlagennaher Flugzeugabstürzeberücksichtigt.Die Ionenaustauscher derKühlmittelrPrimärwasser- Reinigungsanlage,zugehörige Harzabfallbehälter und andere Komponentenund Systeme, die ähnlich hohe Aktivitätenin grundsätzlich brennbarer Form enthalten,sind durch besondere bautechnischeEinrichtungen und oder brandschutztechnischeMaßnahmen gegen Beschädigungen geschützt,um eine nennenswerte durch einen Treibstoffbrandverursachte Freisetzung von Radioaktivitätzu verhindern.Die durch den Flugzeugaufprall induzierten Erschütterungensind berücksichtigt. zu beachten. Dies kann14)wie folgt geschehen: Der Nachweis der Standsicherheitkann bei Komponenten und Systemen imReaktorgebäude, die sich nicht gegen Außenwändeabstützen oder die an von Außenwänden getrenntenDecken bzw. der Fundamentplatte angeordnet sind,Wurde in Anlehnung an NS-G-1.5, § 4.10formuliert.Die in den gestrichenen Textteilen enthaltenenDetailregelungen sollten in einer KTARegel aktualisiert werden.- 133 -

durch Annahme einer statischen Ersatzlast resultierendaus einer Beschleunigung von +- 0,5 g in horizontalerund vertikaler Richtung im Frequenzbereichbis 16 Hz geführt werden. Für die Komponentenauslegungist die Ersatzlast in ungünstigster Kombinationgleichzeitig wirkend anzusetzen. Im Frequenzbereichüber 16 Hz muß gesichert sein, daß Relativverschiebungenzwischen Komponente und Auflagerungbis zu 1 mm elastoplastisch aufgenommenwerden können.durch Annahme einer statischen Ersatzlast resultierendaus einer Beschleunigung von +- 0,5 g in horizontalerund vertikaler Richtung im Frequenzbereichbis 16 Hz geführt werden. Für die Komponentenauslegungist die Ersatzlast in ungünstigster Kombinationgleichzeitig wirkend anzusetzen. Im Frequenzbereichüber 16 Hz muß gesichert sein, daß Relativverschiebungenzwischen Komponente und Auflagerungbis zu 1 mm elastoplastisch aufgenommenwerden können.14)Hinweis: Bedingung für Zulässigkeit des beschriebenenNachweisverfahrens ist, daß die Reaktorgebäude in folgendenPunkten vom Reaktorgebäude des KernkraftwerksGrohnde, für das die Zulässigkeit des Verfahrensnachgewiesen wurde, nicht wesentlich abweichen:- nicht in die Außenschale eingebundene Decken undWände im Reaktorgebäude- Wanddicke und Bewehrung der Außenschale- Betongüte- Gesamtgewicht- Außendurchmesser- Einbindungstiefe in den Baugrund- Baugrundverhältnisse (Der Einfluß der Bodendämpfungist gering. Lediglich bei extremen Gründungsverhältnissenwie Pfahlgründung oder Felsgründung istdie Zulässigkeit der Anwendung des vereinfachtenNachweisverfahrens nachzuweisen.)Für andere Bauweisen als die der KWU- Druckwasserreaktorenvom Typ Kernkraftwerk Grohnde und folgendesowie für andere zu schützende Gebäude als dasReaktorgebäude ist bei Verwendung des pauschalenNachweisverfahrens die Höhe der statischen Ersatzlastgutachterlich festzulegen.(7) Bei der Auslegung gegen einen Flugzeugabsturzist das gleichzeitige Auftreten eines Einzelfehlersnicht zu unterstellen; auch ein gleichzeitiger Instandsetzungsfallwird nicht postuliert.(8) Erfordert die Beherrschung eines derartigenFlugzeugabsturzes die Funktion von Sicherheitseinrichtungeneher als nach einer Zeit von 30 Minuten,so ist ein Einzelfehler in den aktiven Systemteilen zuunterstellen. Bei der Betrachtung der Langzeit-M10:1.1.1.4(1)M10:1.1.1.4(2)14) Hinweis: Bedingung für Zulässigkeit des beschriebenenNachweisverfahrens ist, daß die Reaktorgebäude in folgendenPunkten vom Reaktorgebäude des KernkraftwerksGrohnde, für das die Zulässigkeit des Verfahrensnachgewiesen wurde, nicht wesentlich abweichen:- nicht in die Außenschale eingebundene Decken undWände im Reaktorgebäude- Wanddicke und Bewehrung der Außenschale- Betongüte- Gesamtgewicht- Außendurchmesser- Einbindungstiefe in den Baugrund- Baugrundverhältnisse (Der Einfluß der Bodendämpfungist gering. Lediglich bei extremen Gründungsverhältnissenwie Pfahlgründung oder Felsgründung istdie Zulässigkeit der Anwendung des vereinfachtenNachweisverfahrens nachzuweisen.)Für andere Bauweisen als die der KWU- Druckwasserreaktorenvom Typ Kernkraftwerk Grohnde undfolgende sowie für andere zu schützende Gebäudeals das Reaktorgebäude ist bei Verwendung despauschalen Nachweisverfahrens die Höhe der statischenErsatzlast gutachterlich festzulegen.Für Einrichtungen, die zur Beherrschung derEreignisse der Sicherheitsebene 4a erforderlichsind, ist im Anforderungsfall grundsätzlich wederein Einzelfehler noch ein Instandhaltungsfall unterstellt(Redundanzgrad n+0).Sofern zur Beherrschung der Einwirkungen ausden Notstandsfällen Flugzeugabsturz sowie Explosionsdruckwelledie Funktion von Einrichtungeninnerhalb von 30 Minuten erforderlich ist, istein Einzelfehler in aktiven Systemteilen dieserÜberführung der Anforderung in verallgemeinerterForm in die genannte Nummer Modul10.Überführung der Anforderung in die genannteNummer Modul 10, wobei auch das Ereignis„Explosionsdruckwelle“ aufgrund der vergleichbarenCharakteristik dieses Ereignissesmit einbezogen wurde.- 134 -

Nachkühlphase ist nachzuweisen, daß erforderlichenfallsan den für die Langzeit-Nachkühlphasebenötigten Sicherheitseinrichtungen rechtzeitigInstandsetzungsmaßnahmen durchgeführt werdenkönnen.19.2 Chemische ExplosionenFolgende BMI-Richtlinie liegt hierzu vor:Richtlinie für den Schutz von Kernkraftwerkengegen Druckwellen aus chemischen Reaktionendurch Auslegung der Kernkraftwerke hinsichtlichihrer Festigkeit und induzierter Schwingungensowie durch Sicherheitsabstände, Stand:13.9.1976.Ergänzend gilt:Für die Konzeptberatung ist eine Liste der gegenDruckwellen und gegen die dadurch induziertenSchwingungen auszulegenden Gebäude- und Anlagenteilevorzulegen.M10:3.2.1.3(1)Einrichtungen unterstellt (Redundanzgrad n+1).Folgende BMI-Richtlinie liegt hierzu vor:Richtlinie für den Schutz von Kernkraftwerkengegen Druckwellen aus chemischen Reaktionendurch Auslegung der Kernkraftwerke hinsichtlichihrer Festigkeit und induzierter Schwingungensowie durch Sicherheitsabstände, Stand:13.9.1976.Die Möglichkeit von Explosionen außerhalb derAnlage ist standortspezifisch untersucht.Hierbei sind neben chemischen Explosionenauch Explosionen von Dampf-, Gas- oderFlüssigkeitswolken, Deflagration mit partiellerDetonation und physikalische Explosionen berücksichtigt.Verweise auf Richtlinien erfolgen grundsätzlichim „Wegweiser“ zum Regelwerk und nichtin den Modulen.Überführung der Anforderung aus der RSK LLin die genannten Nummer in Modul 10.Siehe auch IAEA NS-G-1.5, 6.2.3.2.1.3(2)19.3 Giftige und explosionsgefährliche Gase -(1) Es ist aufzuzeigen, wie das Eindringen standortbedingtergiftiger Gase in Räume festgestellt undverhindert werden kann, in denen der Aufenthalt vonM10:3.2.1.4(1)Personal möglich sein muß.Alle auf Grund der Standortgegebenheiten nichtauszuschließenden Explosionen sind hinsichtlichihrer sicherheitstechnischen Auswirkungen aufdie Anlage analysiert.Gegen die Einwirkung gefährlicher Stoffe, die amStandort vorhanden sein können, sind Maßnahmengetroffen und Einrichtungen vorhanden.Dabei sind folgende Gesichtspunkte maßgebend:- Vorkommen standortbedingter gefährlicherStoffe (ortsfest oder auf Verkehrswegen),- deren Eindringmöglichkeiten,- deren Einwirkungsmechanismen, einschließlichdes zeitlichen Verlaufs (z. B. der Konzentration)sowie- Möglichkeiten zu deren Erkennung und Überwachung.Überführung der Anforderung der RSK LL inverallgemeinerter Form in die genannteNummer in Modul 10. Das Ereignis „Eindringengefährlicher Gase“ ist in Modul 3 unterder Sicherheitsebene 4a aufgeführt.(2) Das Ansaugen standortbedingter explosionsgefährlicherGase in sicherheitstechnisch wichtige Bereicheist zu verhindern oder durch Redundanz undM10:3.2.1.4(2)Zur Erkennung des Auftretens von gefährlichenStoffen und zur Einleitung von Maßnahmen sindentsprechende organisatorische MaßnahmenÜberführung der Anforderung der RSK LL inverallgemeinerter Form in die genannteNummer in Modul 10.- 135 -

äumliche Trennung sowie sichere Lage der Ansaugöffnungenso einzuschränken, daß die Erfüllungder sicherheitstechnischen Funktion gewährleistetwird.(3) Während der Lebenszeit der Anlage sind dieMaßnahmen nach (1) und (2) den sich änderndenGegebenheiten anzupassen.19.4 Einwirkungen DritterGegen vorsätzliche Beschädigungen der Anlageist Vorsorge zu treffen. Dies ist durch eine derfolgenden Maßnahmen oder eine Kombinationdieser Maßnahmen zu gewährleisten.1. Prinzip der räumlichen Trennung, wonach dieredundanten Systeme zur Abschaltung undNachkühlung in getrennten Räumen so anzuordnensind, daß die Zerstörung mehr als einesSystems aus der gleichen Ursache ausgeschlossenwerden kann.2. Bauliche Maßnahmen und stützende technischeEinrichtungen.3. Administrative Maßnahmen ergänzend zu 1.und 2.20. Versagen des Schnellabschaltsystems beiBetriebstransientenZur Verminderung des verbleibenden Risikosbeim Versagen des Schnellabschaltsystems beiBetriebstransienten hält die RSK die im folgendengenannten Untersuchungen bzw. die Einhaltungder genannten Bedingungen für erforderlich:(1) Der Verlauf von Betriebstransienten ist auchunter der Annahme zu untersuchen, daß dasSchnellabschaltsystem vollständig ausfällt. Imeinzelnen ist zu zeigen, daß bei den folgendenBetriebstransienten auch bei Ausfall des Schnellabschaltsystemsdie unter (2) und (3) genanntenBedingungen eingehalten werden:1. Ausfall der Hauptwärmesenke, z.B. infolgeVerlustes des Kondensatorvakuums bzw.Schließen der Frischdampfschieber, bei vorhandenerEigenbedarfsversorgung.2. Ausfall der Hauptwärmesenke bei ausgefallenerEigenbedarfsversorgungM1:4.2 (2)M3:E4a-01bis -08(DWR)getroffen und, soweit notwendig und möglich,Einrichtungen vorhanden.Die erkennbare zukünftige Entwicklung der Eigenschaftendes Standortes im Hinblick auf zubetrachtende Notstandsfälle ist berücksichtigt.Gegen vorsätzliche Beschädigungen der Anlageist Vorsorge zu treffen. Dies ist durch eine derfolgenden Maßnahmen oder eine Kombinationdieser Maßnahmen zu gewährleisten.1. Prinzip der räumlichen Trennung, wonach dieredundanten Systeme zur Abschaltung undNachkühlung in getrennten Räumen so anzuordnensind, daß die Zerstörung mehr als einesSystems aus der gleichen Ursache ausgeschlossenwerden kann.2. Bauliche Maßnahmen und stützende technischeEinrichtungen.3. Administrative Maßnahmen ergänzend zu 1.und 2.Überführung der Anforderung der RSK LL inverallgemeinerter Form in die genanntenNummern in Modul 1 und 10.Auftragsgemäß werden Kriterien bzgl. dergegen Einwirkungen Dritter zu treffendenMaßnahmen nicht in den Modulen geregelt.- Siehe Ereignislisten Modul 3.Der Verlauf von Betriebstransienten ist auch unterder Annahme zu untersuchen, daß dasSchnellabschaltsystem vollständig ausfällt. Imeinzelnen ist zu zeigen,daß bei den folgenden Betriebstransienten auchbei Ausfall des Schnellabschaltsystems die unter(2) und (3) genannten Bedingungen eingehaltenwerden:- Ausfall der Hauptwärmesenke, z.B. durch Verlustdes Kondensatorvakuums oder Schließender Frischdampfschieber, bei vorhandener Eigenbedarfsversorgung.- Ausfall der Hauptwärmesenke bei ausgefallenerBezüglich SWR siehe Ereignisse E4a-01 bis-10 Modul 3.- 136 -

3. Maximaler Anstieg der Dampfentnahme, z.B.infolge Öffnens der Umleitstation oder derFrischdampfsicherheitsventile4. Vollständiger Ausfall der Hauptspeisewasserversorgung5. Maximale Reduzierung des Kühlmitteldurchsatzes6. Maximale Reaktivitätszufuhr durch Ausfahrenvon Steuerelementen oder Steuerelementgruppenausgehend von den BetriebszuständenVollast und heißer Bereitschaftszustand7. Druckentlastung durch unbeabsichtigtes Öffneneines Druckhaltersicherheitsventils8. Maximale Reduzierung der Reaktoreintrittstemperaturverursacht durch einen Fehler ineiner aktiven Komponente der Speisewasserversorgung.Bei der Analyse dieser Ereignisse kann grundsätzlichvom normalen Betriebszustand ausgegangenwerden. Allerdings sind in der Analysedie durch Steuerungs- und Regelvorgänge eventuellverursachten Änderungen von Betriebsparameternund Systemzuständen mit zu berücksichtigen.Mit Ausnahme der als gestört angenommenenSysteme können alle übrigen Systemeals funktionsfähig vorausgesetzt werden,solange ihre Funktionsfähigkeit nicht durch dieAuswirkungen des Ereignisses beeinträchtigtwird, d.h. das gleichzeitige Auftreten eines Einzelfehlersist nicht zu unterstellen; auch eingleichzeitiger Instandsetzungsfall wird nicht postuliert.(2) Bei diesen Störfällen dürfen in der DruckführendenUmschließung die nach ASME CodeM6:3.2.5(1)M10:1.1.1.4(1)M3:AnhangEigenbedarfsversorgung- Maximaler Anstieg der Dampfentnahme, z.B.durch Öffnen der Umleitstation oder der Frischdampfsicherheitsventile- Vollständiger Ausfall der Hauptspeisewasserversorgung- Maximale Reduzierung des Kühlmitteldurchsatzes- Maximale Reaktivitätszufuhr durch Ausfahrenvon Steuerelementen oder Steuerelementgruppenausgehend von den BetriebszuständenVolllast und „heiß unterkritisch“ heißer Bereitschaftszustand- Druckentlastung durch unbeabsichtigtes Öffneneines Druckhaltersicherheitsventils- Maximale Reduzierung der Reaktoreintrittstemperaturverursacht durch einen Fehler ineiner aktiven Komponente der Speisewasserversorgung.Bei der Analyse von Transienten mit unterstelltemAusfall der Reaktorschnellabschaltung undvon Notstandsfällena) können realistische Anfangs- und Randbedingungengewählt werden;b) können alle Maßnahmen und Einrichtungenals verfügbar angenommen werden, die nichtdurch das unterstellte Ereignis ausgefallensind;c) werden die durch Steuerungs- und Regelungsvorgängeverursachten Änderungen vonBetriebsparametern und Betriebszuständenmit berücksichtigt;d) wird eine unabhängige Überlagerung desNotstromfalls nur bei den Notstandsfällen unterstellt.Für Einrichtungen, die zur Beherrschung derEreignisse der Sicherheitsebene 4a erforderlichsind, ist im Anforderungsfall grundsätzlich wederein Einzelfehler noch ein Instandhaltungsfall unterstellt(Redundanzgrad n+0).Überführung der Anforderungen aus der RSKLL in die genannten Nummern in Modul 6 und10.Siehe Tabelle in Anhang A1 Modul 3.- 137 -

Section III, Division 1, NB-3224 Level C ServiceLimits, zulässigen Spannungen nicht überschrittenwerden.(3) Das Borierungssystem (betriebliches Systemzulässig) und die Systeme zur Wärmeabfuhrmüssen so ausgelegt sein, daß ihre Funktionsfähigkeitunter diesen Ereignisbedingungen bzw.nach diesen Ereignissen gewährleistet ist undder Reaktor abgefahren werden kann.A1M2:3.4 (1)21. Zu unterstellende Leckagen und Brüche -21.1 Zu unterstellende Leckquerschnitte an derHauptkühlmittelleitung einschließlichaustenitischer Anschlußleitungen (Stahl1.4550) DN > 200 mm und am Reaktordruckbehälter-(1) Reaktions- und Strahlkräfte auf Rohrleitungen,Komponenten, Komponenteneinbauten undGebäudeteile1. 15) Hinsichtlich der Belastungsannahme für dieReaktions- und Strahlkräfte auf Rohrleitungen,Komponenten und Gebäudeteile ist einLeck mit einem Querschnitt von 0,1 F (F = offeneQuerschnittfläche in der jeweiligen Leitung)und statischer Ausströmung für verschiedeneBruchlagen zu unterstellen.15)Hinweis: Diese Festlegung ist relevant für dieAuslegungsanforderungen in Kap. 3.3 (1) Einbautenim Reaktordruckbehälter 5.1 (5) Einbauten imM3:A2 2.1(3)(DWR)Der Reaktorkern ist so ausgelegt, dass bei Ereignissenmit unterstelltem Ausfall der Reaktorschnellabschaltung(Sicherheitsebene 4a) durcheine ausreichend negativeReaktivitätsrückwirkung im Zusammenwirken mitden ansonsten als wirksam unterstellten Maßnahmenund Einrichtungen der Anlage die Leistungbegrenzt bzw. ausreichend schnell abgesenktwird, so dass die sicherheitstechnischenNachweiszielea) Erhaltung einer abschalt- und kühlbaren Geometriedes Reaktorkerns sowieb) Erhaltung der Integrität der druckführendenUmschließungund die für diese Ereignisse geltenden Nachweiskriterieneingehalten werden.Durch die weiteren Abschalteinrichtungen wirdder für die dauerhafte Unterkritikalität geforderteBetrag der Abschaltreaktivität erreicht (sieheauch in der Nummer 6.4 (1)).Für die Ermittlung der Einwirkungen aus StrahlundReaktionskräften auf Rohrleitungen, Komponenten,Komponenteneinbauten und Gebäudeteileist ein Leck mit einem Querschnitt von 0,1 Fder jeweiligen Leitung und mit statischer Ausströmungfür verschiedene anzunehmendeLecklagen unterstellt. Dies gilt auch für die Ermittlungder durch Strahlkräfte bewirkten Freisetzungoder Ablösung von Materialien im Hinblickauf mögliche Beeinträchtigungen der Notkühlungdurch diese Materialen, wobei hier die ungünstigstenLecklagen und Leckgrößen (≤ 0,1 F) unterstelltsind..Überführung der Anforderungen aus der RSKLL in übergeordneter Form in die genannteNummer in Modul 2.Überführung der Anforderungen in die genanntenNummern (siehe auch Modul 6Nummer 3.2.4 (5)). Ergänzung hinsichtlich derLeckannahmen bei der Ermittlung der Freisetzungvon Isoliermaterial in Anlehnung an entsprechendeRSK Beschlüsse.Ergänzung hinsichtlich der Leckannahmen beider Ermittlung der Freisetzung von Isoliermaterialin Anlehnung an entsprechende RSKBeschlüsse.- 138 -

Sicherheitsbehälter 5.2 (1), (5) Elektrische Einrichtungenim Sicherheitsbehälter A2 3(3)(SWR)Als Belastungsannahme für die Einbauten desReaktordruckbehälters ist ein schnellöffnendesLeck (lineares Öffnungsverhalten, Öffnungszeit15 ms) mit einem Querschnitt von0,1 F in den Hauptkühlmittelleitungen für verschiedeneBruchlagen zu unterstellen.M3:A2 2.1(2)(DWR)Für die Ermittlung der Einwirkungen aus StrahlundReaktionskräften auf Rohrleitungen, Komponenten,Komponenteneinbauten und Gebäudeteileist ein Leck mit einem Querschnitt von 0,1F derjeweiligen Leitung und mit statischer Ausströmungfür verschiedene anzunehmendeLecklagen unterstellt. Dies gilt auch für die Ermittlungder durch Strahlkräfte bewirkten Freisetzungoder Ablösung von Materialien im Hinblickauf mögliche Beeinträchtigungen der Notkühlungdurch diese Materialien wobei hier die ungünstigstenLecklagen und Leckgrößen (≤ 0,1F) unterstelltsind.Als Belastungsannahme für die Einbauten desReaktordruckbehälters und den Reaktorkern istein schnell öffnendes Leck (lineares Öffnungsverhalten,Öffnungszeit 15 ms) mit einem Querschnittvon 0,1 F in den Hauptkühlmittelleitungenfür verschiedene BruchLecklagen unterstellt.Ergänzung SWR.2. Zur Beherrschung der Auswirkungen (Druckaufbauin der Reaktorgrube, Entlastungsdruckwelleauf Einbauten des Reaktordruckbehälters)eines unterstellten Lecks mit demQuerschnitt 0,1 F zwischen Reaktordruckbehälterund biologischem Schild sind Vorkehrungen,z.B. Doppelrohre im Bereich derDurchführung der Hauptkühlmittelleitungendurch den biologischen Schild, vorzusehen.A2 3(2)(SWR)M3:A2 2.1(4)(DWR)Belastungsannahme für die Einbauten des Reaktordruckbehältersund den Reaktorkern ist einschnell öffnendes Leck (lineares Öffnungsverhalten,Öffnungszeit 15 ms) mit einem Querschnittvon 2F in den Frischdampf- und Speisewasserleitungenfür verschiedene Lecklagen sowie Lecksentsprechend der Nummer 3 (1) Buchstabe b.Zur Beherrschung der Auswirkungen (Druckaufbauin der Reaktorgrube, Entlastungsdruckwelleauf Einbauten des Reaktordruckbehälters) einesunterstellten Lecks mit dem Querschnitt 0,1 Fzwischen Reaktordruckbehälter und biologischemSchild sind - soweit notwendig - Vorkehrungengetroffen, z. B. Doppelrohre im Bereichder Durchführung der Hauptkühlmittelleitungendurch den biologischen Schild.Ergänzung SWR.A2 3(4)(SWR)Zur Beherrschung der Auswirkungen (Druckaufbauim Luftraum der Kondensationskammer)eines unterstellten Lecks im Druckentlastungsrohrmit dem Querschnitt 0,1 F zwischen Kon-Ergänzung SWR.- 139 -

(2) Vorgaben für die Auslegung und den Sicherheitsnachweisder Notkühlsysteme, des Sicherheitsbehältersund dessen Einbauten sowie derAbstützung der Primärkreiskomponenten. Bei derAuslegung und rechnerischen Überprüfung sindfolgende Postulate maßgebend:1. Bei der Analyse der Kernnotkühlwirksamkeit(vgl. Kap. 22.1.1) sind Leckquerschnitte inden Hauptkühlmittelleitungen bis 2 F zugrundezu legen. Die Notkühlsysteme sind entsprechendauszulegen.densationskammerdecke und demAusströmbereich des Druckentlastungsrohres imWasserbereich sind - soweit notwendig - Vorkehrungengetroffen, z.B. Schutzrohr um das Druckentlastungsrohr.- -M3:A2 2.1(1)(DWR)Bei der Analyse der Kernnotkühlwirksamkeit sindLeckquerschnitte in den Hauptkühlmittelleitungenbis einschließlich 2F zu Grunde gelegt (F = offeneQuerschnittsfläche). Die Notkühlsysteme sindentsprechend ausgelegt.2. Der Ermittlung des Auslegungsdrucks desSicherheitsbehälters sowie der Ermittlung derDruckdifferenzen innerhalb des Sicherheitsbehälterssind Leckquerschnitte bis zu 2 F inden Hauptkühlmittelleitungen zugrunde zu legen.A2 3(1)(SWR)M3:A2 2.1(7)(DWR)A2 3(9)(SWR)Bei der Analyse der Kernnotkühlwirksamkeit undder Auslegung der Notkühlsysteme sind folgendeLeckquerschnitte zugrunde gelegt:a) an den Frischdampf- und Speisewasserleitungenbis zu 2F sowieb) am Reaktordruckbehälter einerseits 80 cm 2(geometrischer Querschnitt: kreisförmig) unterhalbder Reaktorkernoberkante, andererseitsdie maximal möglichen Leckquerschnittedurch den Bruch eines Kerninstrumentierungsstutzensbzw. des Gehäuserohres einesSteuerstabantriebs oder der Schweißnaht zwischenGehäuserohr und RDB.Der Ermittlung des Auslegungsdrucks desSicherheitsbehälters sowie der Ermittlung derDruckdifferenzen innerhalb des Sicherheitsbehälterssind Leckquerschnitte bis einschließlich zu2F in den Hauptkühlmittelleitungen zu GrundegelegtDer Ermittlung des Auslegungsdrucks desSicherheitsbehälters sowie der Ermittlung derDruckdifferenzen innerhalb des Sicherheitsbehältersund der Bemessung des Druckabbausystemssind Leckquerschnitte bis einschließlich 2FFür die Rohrleitungen des SWR sind aus derRSK-LL DWR Kapitel 21 die entsprechendenAnforderungen des DWR an die Rohrleitungenauf die Verhältnisse des SWR übertragenworden!Ergänzung SWR.- 140 -

Auch bei der Ermittlung des Auslegungsdrucksund der Auslegungstemperatur fürstörfallfeste elektrische Einrichtungen ist voneinem Leckquerschnitt in den Hauptkühlmittelleitungenvon 2 F auszugehen.3. Für den Nachweis der Standsicherheit derKomponenten Reaktordruckbehälter, Dampferzeuger,Hauptkühlmittelpumpen und Druckhaltersind folgende formale Annahmen zutreffen:Die Standsicherheit der Komponenten mußfür die statische Kraft P ax gewährleistet seinGröße: Pax= p . F . Sp = NennbetriebsdruckF = offene QuerschnittflächeS = 2 (Sicherheitsfaktor)Angriffspunkt: Mittelpunkt des Rohrquerschnittsim Bereich der Stutzenrundnaht Wirkung:Stutzenmittelachse in Richtung KomponenteDiese Kraft wirkt jeweils nur an einem Stutzen.Der Standsicherheitsnachweis muß fürjeden Stutzen getrennt geführt werden.Hinweis: Beim Dampferzeuger ist die Standsicherheitin gleicher Weise für den Anschluß des Sekundärkreislaufszu gewährleisten.M3:A2 2.1(6)(DWR)A2 3(8)(SWR)M3:A2 2.1(5)(DWR)A2 3(6)(SWR)in den Frischdampf- und Speisewasserleitungenzu Grunde gelegt.Auslegungsdruck und Auslegungstemperatur fürstörfallfeste elektrische Einrichtungen sind festgelegtfür einen Leckquerschnitt von 2F in denHauptkühlmittelleitungen.Bei der Ermittlung des Auslegungsdrucks und derAuslegungstemperatur für störfallfeste elektrischeEinrichtungen wird von einem Leckquerschnittvon 2F in den Frischdampf- und Speisewasserleitungenausgegangen.Für den Nachweis der Standsicherheit der KomponentenReaktordruckbehälter, Dampferzeuger,Hauptkühlmittelpumpen und Druckhalter sindfolgende formale Annahmen getroffen:Die Standsicherheit dieser Komponenten ist gewährleistetfür die statische Ersatzkraft P axüberlagert mit dem Eigengewicht derKomponente:Größe: P ax = 2S · p · Fmitp = Betriebsdruck bei VolllastbetriebNennbetriebsdruckF = offene QuerschnittflächeS = 2 (Sicherheitsfaktor)Angriffspunkt: Mittelpunkt des Rohrquerschnittsim Bereich der Stutzenrundnaht.Wirkung: Stutzenmittelachse in der für dieStandsicherheit der Komponenteungünstigsten Richtung Komponente.DieseKraft wirkt jeweils nur an einem Stutzen.Die Standsicherheit ist für jeden Stutzen getrenntnachgewiesen.Hinweis: Beim Dampferzeuger ist die Standsicherheitin gleicher Weise für den Anschluss des Sekundärkreislaufsgewährleistet. Dies wird unter denLeckpostulaten der Frischdampf- bzw. Speisewasserleitungbehandelt.Für den Nachweis der Standsicherheit des Reaktordruckbehälterssind folgende Annahmen ge-Überführung in die genannte Nummer.Ergänzung SWR.Ergänzung SWR.- 141 -

(3) Deterministisch zu unterstellenderLeckquerschnitt am Reaktordruckbehälter.1. Im Hinblick auf die Verankerung des Reaktordruckbehälters,die Belastung der Einbautenim Reaktordruckbehälter, die Auslegung desKernnotkühlsystems ist am Reaktordruckbehälterauch ein Leck von etwa 20 cm² (geometrischerQuerschnitt: kreisförmig) unterhalbder Reaktorkernoberkante zu unterstellen.Vorschäden am Reaktordruckbehälter, die zueiner Leckgröße von mehr als 20 cm² führenkönnten, müssen mittels geeigneter Überwachungsmaßnahmenrechtzeitig erkennbarsein.2. Der Auslegung sind auch die Auswirkungendes plötzlichen Bruches eines Steuerelementstutzensmit dem maximal möglichenLeckquerschnitt sowie die postulierten Leckagenam Reaktordruckbehälter zugrunde zulegen.M3:A2 2.2(1)(DWR)A2 3(7)(SWR)M3:A2 2.2(2)(DWR)troffen:Die Standsicherheit der Komponenten ist gewährleistetfür die statische Ersatzkraft Pax überlagertmit dem Eigengewicht der Komponente:Pax = 2 · p · Fmitp = Betriebsdruck bei VolllastbetriebNennbetriebsdruckF = offene QuerschnittflächeAngriffspunkt: Mittelpunkt des Rohrquerschnittsim Bereich der Stutzenrundnaht.Wirkung: Stutzenmittelachse in der für dieStandsicherheit der Komponente ungünstigstenRichtung.Diese Kraft wirkt jeweils nur an einem Stutzen.Die Standsicherheit ist für jeden Stutzen getrenntnachgewiesen.Im Hinblick auf die Verankerung des Reaktordruckbehälters(Begrenzung der Druckbelastungauf Tragstrukturen), die Belastung der Einbautenim Reaktordruckbehälter, und die Auslegung desKernnotkühlsystems ist auch ein Leck am Reaktordruckbehälterauch ein Leck von etwa 20 cm 2(geometrischer Querschnitt: kreisförmig) unterhalbder Reaktorkernoberkante unterstellt.Vorschäden am Reaktordruckbehälter, die zueiner Leckgröße von mehr als 20 cm² führenkönnten, müssen mittels geeigneter Überwachungsmaßnahmenrechtzeitig erkennbar sein.Die Verankerung ist so bemessen, dass auch dieentsprechend der Nummer 3 (1) Buchstabe bunterstellten Lecks mit abgedeckt sind.Der Auslegung der Reaktordruckbehälter- Einbautenund der Schutzmaßnahmen für denSicherheitsbehälter werden auch die Auswirkungendes plötzlichen Bruchs eines Steuerelementantrieb-Gehäuserohres oder -Stutzens mit demmaximal möglichen Leckquerschnitt am Reaktordruckbehälterzu Grunde gelegt.Letzter Satz gestrichen, da Vorschäden solcherArt nach heutigem Stand nicht zu akzeptierensind.Ergänzung SWR.Hinsichtlich den SWR siehe Modul 3 A2 3 (1)b).(4) Druckabsicherung des Niederdrucksystems M4: Komponenten, die durch Annahme eines Einzel- Abgedeckt durch die genannte Nummer in- 142 -

gegen das HochdrucksystemEs sind Vorkehrungen gegen einen Druckaufbauim Niederdrucksystem infolge Versagens derDruckabsicherung zum Hochdrucksystem(Druckführende Umschließung) zu treffen (z.B.Wiederkehrende Prüfung der Funktion der Armaturen,Messung des Druckes zwischen zwei hintereinandergeschalteten Armaturen, Anzeigevon Leckagen auf der Warte).21.2 Zu unterstellende Leckagen und Brüche inder Frischdampf bzw. Speisewasserleitung(1) Für die Frischdampf- und Speisewasserleitungenzwischen Dampferzeuger und Armaturenstationaußerhalb des Sicherheitsbehälterswerden Leckagen aus unterkritischen Rissenunterstellt. Diese können auf der Basis derBruchmechanik ermittelt werden oder werden auf0,1 F begrenzt.Hinsichtlich der Belastungsannahmen für dieReaktions- und Strahlkräfte auf die FrischdampfundSpeisewasserleitungen im Bereich zwischenDampferzeuger und erster Absperrarmatur außerhalbdes Sicherheitsbehälters ist abdeckendeine Lecköffnung von 0,1 F (F = offeneQuerschnittsfläche der Rohrleitung) und statischeAusströmung unterstellen.(2) Hinsichtlich dynamischer Belastungen sindeinlaufende Entlastungsdruckwellen, die sich ausBrüchen in Leitungsbereichen hinter der erstenAbsperrarmatur außerhalb des Sicherheitsbehältersergeben, oder als Folge äußerer Einwirkungenunterstellt werden, anzusetzen und der Bemessungzugrunde zu legen. Hierzu wird alsEingangsgröße für die Rechnung ein Rundabrißmit einem linearen Öffnungsverhalten und einerÖffnungszeit von 15 msec postuliert. Mit dieserAnnahme erübrigen sich Analysen von dynamischenBelastungen aus unterkritischen Rissen3.3.3(4)M3:A2 4.1(1)M3:A2 4.1(2)M3:A2 4.1(3)(DWR)fehlers an der Absperreinrichtung der angrenzendenDruckführenden Umschließung des Reaktorkühlmittelsmit höherem Druck oder höhererTemperatur beaufschlagt werden können, sind soausgeführt, dass ihre Integrität auch bei solchenLastfällen sichergestellt ist.Für die Frischdampf- und Speisewasserleitungenzwischen Dampferzeuger und Armaturenstationaußerhalb des Sicherheitsbehälters sindLecksagen aus unterkritischen Rissen unterstellt.Diese sind auf der Basis der Bruchmechanikermittelt worden oder auf 0,1F begrenzt. (...)Für die Ermittlung der Einwirkungen aus StrahlundReaktionskräften auf die Frischdampf- undSpeisewasserleitungen zwischen Dampferzeugerund Armaturenstation außerhalb des Sicherheitsbehältersist abdeckend eine Lecköffnungvon 0,1F und statische Ausströmung unterstellt.Hinsichtlich dynamischer Belastungen derFrischdampf- und Speisewasserleitungen sindeinlaufende Entlastungsdruckwellen, die sich ausBrüchen in Leitungsbereichen hinter der erstenAbsperrarmatur außerhalb des Sicherheitsbehältersergeben, oder als Folge äußerer Einwirkungenunterstellt werden, angesetzt und der Bemessungzu Grunde gelegt. Hierzu ist als Eingangsgrößefür die Rechnung ein Rundabriss(2F-Bruch) mit einem linearen Öffnungsverhaltenund einer Öffnungszeit von 15 ms postuliert. Mitdieser Annahme erübrigen sich Analysen vondynamischen Belastungen aus unterkritischenRissen.Modul 4.Die Anforderung soll das Versagen dieserSysteme aufgrund Überduck durch Versagender Absperrung mit hoher Zuverlässigkeitausschließen.Überführung der Anforderung in die genannteNummer.A2 3Hinsichtlich dynamischer Belastungen sind ein-Ergänzung SWR:- 143 -

(3) Für die Standsicherheit des Dampferzeugerssind im Hinblick auf den Anschluß des Sekundärkreisesfolgende formale Annahmen zu treffen(vgl. Kap. 21.1 (2) 3.):Die Standsicherheit des Dampferzeugers muß fürdie statische Ersatzkraft P ax zusätzlich zum Eigengewichtgewährleistet seinGröße: Pax= 2 . p . Fp = NennbetriebsdruckF = offene QuerschnittflächeAngriffspunkt: Mittelpunkt des Rohrquerschnittsim Bereich der ersten AnschlußschweißnahtWirkrichtung: Stutzenmittelachse in RichtungKomponente.Diese Kraft wirkt jeweils nur an einem Stutzen.Der Standsicherheitsnachweis muß für jedenStutzen getrennt geführt werden.(4) Die Belastungen, die bei einem entsprechend(2) zu unterstellenden Frischdampf- bzw. Speisewasserleitungsbruchoder Offenbleiben einessekundärseitigen Sicherheitsventils auf dieDampferzeugerheizrohre durch die statische undtransiente Beanspruchung (Druckwelle, Strömungskräfte,statische Druckdifferenzen über dieDampferzeugerheizrohre) auftreten, müssenbestimmt werden. Es ist nachzuweisen, daß dieDampferzeugerheizrohre diesen Belastungen(5)(SWR)M3:A2 4.1(4)(DWR)M3A2 2.3(1)laufende Entlastungsdruckwellen, die sich ausBrüchen in Leitungsbereichen hinter der äußerenAbsperrarmatur (außerhalb des Sicherheitsbehälters)ergeben oder die als Folge äußerer Einwirkungenunterstellt werden, der Bemessung zuGrunde gelegt. Hierzu ist als Eingangsgröße fürdie Rechnung ein Rundabriss (2F-Bruch) miteinem linearen Öffnungsverhalten und einer Öffnungszeitvon 15 ms postuliert. Mit dieser Annahmeerübrigen sich Analysen von dynamischenBelastungen aus unterkritischen Rissen.Für den Nachweis der die Standsicherheit desDampferzeugers sind im Hinblick auf den Anschlussdes Sekundärkreises folgende formaleAnnahmen getroffen:Die Standsicherheit des Dampferzeugers ist gewährleistetfür die statische Ersatzkraft Paxzusätzlich zum überlagert mit dem Eigengewichtder Komponente:Größe: P ax = 2 · p · Fmitp = Betriebsdruck bei VolllastbetriebNennbetriebsdruckF = offene QuerschnittflächeAngriffspunkt: Mittelpunkt des Rohrquerschnittsim Bereich der ersten Anschlussschweißnaht.Wirkrichtung: Stutzenmittelachse in der für dieStandsicherheit der Komponente ungünstigstenRichtung Komponente.Diese Kraft wirkt jeweils nur an einem Stutzen.Die Standsicherheit ist für jeden Stutzen getrenntnachgewiesen.Die Belastungen, die bei einem entsprechend (2)zu unterstellenden Frischdampf- bzw. Speisewasserleitungsbruchoder Offenbleiben einessekundärseitigen Sicherheitsventils auf dieDampferzeugerheizrohre durch die statische undtransiente Beanspruchung (Druckwelle, Strömungskräfte,statische Druckdifferenzen über dieDampferzeugerheizrohre) auftreten, sind bestimmt.Es ist nachgewiesen, dass die Dampferzeugerheizrohrediesen Belastungen standhal-- 144 -

Bei Unterstellung von unterkritischen Rissenentsprechend (1) oder Abriss einer Kleinleitungist kein zusätzliches Dampferzeugerheizrohrver-standhalten.ten.Jedoch ist bei der Störfallanalyse für den Frischdampfleitungsbruchgrundsätzlich das Versageneiniger weniger Dampferzeugerheizrohre alsM3A2 2.3(2)zufälliger nicht als Folge des Frischdampfleitungsbruchsauftretender zusätzlicher Fehler zuunterstellen, der einhüllend durch die Annahmedes vollständigen Bruches (2 F) eines Dampferzeugerheizrohresim betroffenen Dampferzeugerzu berücksichtigen ist. Ein Einzelfehler an andererStelle ist bei dieser Störfallanalyse dann nichtmehr zu unterstellen.unterstellt.Beim Frischdampfleitungsbruch außerhalb der M3äußeren Absperrarmatur mit zusätzlichem EinzelfehlerA2 2.3"Nicht-Schließen der Absperrarmatur" (3)braucht ein Dampferzeugerheizrohrversagennicht unterstellt zu werden, wenn der oben genannteBelastungsnachweis positiv geführt wordenist.führt worden ist.Bei Speisewasserleitungsbruch braucht ein M3Dampferzeugerheizrohrversagen nicht unterstellt A2 2.3zu werden.(4)Bei Unterstellung von unterkritischen Rissen M3entsprechend (1) oder Abriß einer Kleinleitung A2 2.3wird kein zusätzliches Dampferzeugerheizrohrversagen(5)überlagert.sagen überlagert.(5) Die Auswirkungen eines FrischdampfleitungsbruchesM3:sowie einer Kaltwassertransiente A2 4.1auf das Reaktivitätsverhalten und auf die Änderung(5)von Druck und Temperatur im Reaktor so-wie die daraus resultierenden Belastungen aufden Reaktordruckbehälter mit seinen Einbautenmüssen beherrscht werden.22. Systeme zur Wärmeabfuhr nach Störfällen -22.1 Kernnot- und NachkühlsystemM10:Zur Wärmeabfuhr nach Kühlmittelverluststorfällen 5.3.1.1muß ein zuverlässig wirksames redundantes (1)Kernnot- und Nachkühlsystem vorhanden sein.Es muß geeignet sein, bei den in Kapitel 21.1genannten Leckagen und Brüchen in der DruckführendenUmschließung die Kerntemperaturenlangfristig auf einem niedrigen Wert zu halten.Jedoch ist bei der Störfallanalyse für den Frischdampfleitungsbruchgrundsätzlich das Versageneiniger weniger Dampferzeugerheizrohre alszufälliger, nicht als Folge des Frischdampfleitungsbruchsauftretender zusätzlicher Fehlerunterstellt, der einhüllend durch die Annahmedes vollständigen Bruchs (2F) eines Dampferzeugerheizrohresim betroffenen Dampferzeugerberücksichtigt ist. Ein Einzelfehler an andererStelle ist bei dieser Störfallanalyse dann nichtBeim Frischdampfleitungsbruch außerhalb deräußeren Absperrarmatur mit zusätzlich unterstelltem"Nichtschließen der Absperrarmatur" ist einDampferzeugerheizrohrversagen nicht angenommen,wenn der oben genannte Belastungsnachweisnach der Nummer 2.3 (1) positiv ge-Bei Speisewasserleitungsbruch ist ein Dampferzeugerheizrohrversagennicht unterstellt.Die Auswirkungen eines Frischdampfleitungsbruchssowie einer daraus folgenden Kaltwassertransienteauf das Reaktivitätsverhalten und aufdie Änderung von Druck und Temperatur im Reaktorsowie die daraus resultierenden Belastungenauf den Reaktordruckbehälter mit seinenEinbauten sind beherrscht.Zur Wärmeabfuhr bei und nach Kühlmittelverluststörfällenist ein zuverlässig wirksames redundantesNot- und Nachkühlsystem gemäß„Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke: GrundlegendeSicherheitskriterien“ (Modul 1), in derNummer 3.3 (4), vorhanden. Es ist geeignet, beiden in Kapitel 21.1 genannten Leckagen zu unterstellendenLecks und Brüchen in der Druckfüh-- 145 -

22.1.1 Anforderungen -(1) Durch die Kernnotkühlung muß gewährleistet M3:sein, daß:Tabelle1. die berechnete maximale Brennstabhüllentemperatur1200 °C nicht überschreitet, 13.1 Teil2. die berechnete Oxidationstiefe der Hülle ankeiner Stelle den Wert von 17 % der tatsächlichenHüllrohrwandstärke überschreitet,3. bei der Zirkon-Wasser-Reaktion nicht mehrals 1 % des gesamten in den Hüllrohren enthaltenenZirkoniums reagiert,4. infolge von Hüllrohrschäden die in Kapitel 2.2(4) unter Nr. 2 genannten Freisetzungen vonSpaltprodukten nicht überschritten werden,5. keine Änderungen in der Geometrie des Reaktorkernsauftreten, die eine ausreichendeKühlung des Reaktorkerns verhindern.Die genannten Vorschriften sind bis zur Ablösungdurch eine abgestufte Temperatur-Zeit-Funktionzu verwenden.(2) Auch bei langfristiger Kühlung des Reaktorkernsnach einem Kühlmittelverluststörfall mußdie Unterkritikalität des Reaktorkerns gewährleistetsein. Die Wirksamkeit des Schnellabschaltsystemsdarf bei der Langzeitreaktivitätsbilanznicht berücksichtigt werden.M1:3.2 (7)renden Umschließung gemäß „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke: Bei Druck- und Siedewasserzu berücksichtigende Ereignisse" (Modul 3)die ebenfalls dort aufgeführten Nachweiszieleund Nachweiskriterien einzuhalten die Kerntemperaturenlangfristig auf einem niedrigen Wert zuhalten.Der Reaktor kann auf den Sicherheitsebenen 1bis 4a bei den für die Reaktivitätsbilanz ungünstigstenBedingungen hinsichtlich Temperatur,Xenonkonzentration und Zykluszeitpunkt, dieunter den in Betracht zu ziehenden Zuständenund Ereignissen möglich sind, unterkritisch gemachtund dauerhaft unterkritisch gehalten werden.Beim DWR sind die Einrichtungen zur Einbringunglöslicher Neutronenabsorber in dasKühlmittel bei den Zuständen bzw. Ereignissender Sicherheitsebenen 1 bis 4a in der Lage, alleineden geforderten Betrag der Unterkritikalität zuerbringen.Beim SWR sind folgende Einrichtungen in derLage, jeweils alleine den geforderten Betrag derDie genannten Notkühlkriterien sind in dergenannten Tabelle in Modul 3 enthalten. DieBegrenzung der Freisetzungen von Spaltproduktenerfolgt in dieser Tabelle über die Begrenzungder Hüllrohrschäden auf 10 %.Überführung der DWR spezifischen Anforderungin übergeordneter Form in Modul 1Nummer 3.2 (7).- 146 -

22.1.2 Auslegung(1) Jedes Kernnotkühlteilsystem muß grundsätzlichaus redundanten, nicht vermaschten Strängenbestehen. Die Stränge müssen nicht nurmaschinentechnisch, sondern auch bezüglichihrer Energie- und Medienversorgung und dererforderlichen Instrumentierung und Steuerunggetrennt ausgeführt werden (Anforderungen anelektrische Einrichtungen vgl. Kap. 7). DenSträngen gemeinsame aktive Komponenten sindnicht zulässig. Eine gemeinsame Meßwerterfassungzur Ansteuerung redundanter aktiverSicherheitseinrichtungen ist zulässig, wenn dieAnforderungen im Kap. 7 erfüllt werden. Sindgemeinsame Komponenten (z.B. Leitungen) inden Strängen unumgänglich, ist zu zeigen, daß:1. es möglich ist, sich während des Reaktorbetriebesvon der Funktionsbereitschaft der gemeinsamenKomponenten zu überzeugen,2. ein Versagen der gemeinsamen Komponentendes Kernnotkühlsystems nicht zu einemKühlmittelverluststörfall führt oder die Wirksamkeitder anderen Kernnotkühlteilsystemebehindert,3. die Funktion der gemeinsamen Komponentennicht durch die Folgen eines Kühlmittelverluststörfallesoder in dessen Verlauf beeinträchtigtwerden kann,Unterkritikalität zu erbringen:- bei den Zuständen bzw. Ereignissen derSicherheitsebenen 1 bis 4a das elektromotorischeEinfahren der Steuerstäbe sowie- bei den Zuständen bzw. Ereignissen derSicherheitsebenen 1 und 2 die Einrichtungen zurEinbringung löslicher Neutronenabsorber in dasKühlmittel.Hinweis: Zu den geforderten Beträgen der Unterkritikalitätsiehe in den „Sicherheitsanforderung für Kernkraftwerke:Kriterien für die Auslegung und den Betrieb des Reaktorkerns“(Modul 2), sowie den „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke:Bei Druck- und Siedewasserreaktoren zu berücksichtigendeEreignisse“ (Modul 3).Jedes Kernnotkühlteilsystem muß grundsätzlichaus redundanten, nicht vermaschten Strängenbestehen. Die Stränge müssen nicht nur maschinentechnisch,sondern auch bezüglich ihrerEnergie- und Medienversorgung und der erforderlichenInstrumentierung und Steuerung getrenntausgeführt werden (Anforderungen anelektrische Einrichtungen vgl. Kap. 7). DenSträngen gemeinsame aktive Komponenten sindnicht zulässig. Eine gemeinsame Meßwerterfassungzur Ansteuerung redundanter aktiverSicherheitseinrichtungen ist zulässig, wenn dieAnforderungen im Kap. 7 erfüllt werden. Sindgemeinsame Komponenten (z.B. Leitungen) inden Strängen unumgänglich, ist zu zeigen, daß:1. es möglich ist, sich während des Reaktorbetriebesvon der Funktionsbereitschaft der gemeinsamenKomponenten zu überzeugen,2. ein Versagen der gemeinsamen Komponentendes Kernnotkühlsystems nicht zu einemKühlmittelverluststörfall führt oder die Wirksamkeitder anderen Kernnotkühlteilsystemebehindert,3. die Funktion der gemeinsamen Komponentennicht durch die Folgen eines Kühlmittelverluststörfallesoder in dessen Verlauf beeinträchtigtwerden kann,4. eine derartige Schaltung die ZuverlässigkeitKriterien an die Redundanz- undEntmaschung sind übergeordnet für alleSicherheitseinrichtungen in Modul 1 Nummer3.1 (3) geregelt. Eine gesonderte Formulierungdieser Anforderung für die Notkühleinrichtungenist daher nicht erforderlich. Zudemgelten die Kriterien zum Einzelfehler gemäßModul 10 Nummern 1.1, zur Vermeidung vonGVA in 1.3 sowie zur Sicherstellung der Funktionsbereitschaftvon SicherheitseinrichtungenNummern 1.4. Durch die übergeordnetenFormulierungen sind auch die unter den Ziffern2 bis 3 genannten Anforderungen angesprochen.Kriterien an die Leittechnik sindausreichend in Modul 5 erfasst.- 147 -

4. eine derartige Schaltung die Zuverlässigkeitdes Kernnotkühlsystems gegenüber einemunvermaschten System nicht verschlechtert.(2) Der Ausfall eines Kernnotkühlstranges darfunabhängig von der Ausfallursache nicht zumAusfall eines weiteren Kernnotkühlstranges führen.(3) Das Kernnotkühlsystem muß bei Auftreteneines Einzelfehlers seine sicherheitstechnischeAufgabe mit ausreichender Verfügbarkeit undZuverlässigkeit erfüllen. Dies muß auch währendPrüfungen und Reparaturen gewährleistet sein.Wenn bei kurzzeitigen Reparaturen die Gesamtverfügbarkeitdes Kernnotkühlsystems nicht wesentlichverschlechtert wird, braucht ein zusätzlicherEinzelfehler bei passiven Systemen nichtvorausgesetzt zu werden.(4) Der Raum um den Reaktordruckbehälter mußbei einem Leck am Reaktordruckbehälter mindestensbis zur Reaktorkernoberkante geflutetwerden können.(5) Durch Leckagen in Nachkühlern oder Dampferzeugerndarf die zum Unterkritischhalten desReaktors benötigte Borkonzentration im Primärkühlmittelnicht in unzulässigem Maße vermindertwerden.M10:5.3.1.1(4)M104.2.1(1)des Kernnotkühlsystems gegenüber einemunvermaschten System nicht verschlechtert.Der Ausfall eines Kernnotkühlstranges darf unabhängigvon der Ausfallursache nicht zum Ausfalleines weiteren Kernnotkühlstranges führen.Das Kernnotkühlsystem muß bei Auftreten einesEinzelfehlers seine sicherheitstechnische Aufgabemit ausreichender Verfügbarkeit und Zuverlässigkeiterfüllen. Dies muß auch während Prüfungenund Reparaturen gewährleistet sein.Wenn bei kurzzeitigen Reparaturen die Gesamtverfügbarkeitdes Kernnotkühlsystems nicht wesentlichverschlechtert wird, braucht ein zusätzlicherEinzelfehler bei passiven Systemen nichtvorausgesetzt zu werden.Der Raum um den Reaktordruckbehälter kannbeim DWR bei einem Leck am Reaktordruckbehältermindestens bis zur Reaktorkernoberkantegeflutet werden.Es sind Maßnahmen und Einrichtungen vorhanden,die sicherstellen, dassReaktivitätsänderugen infolge von Deionateintragoder von minderboriertem Kühlmittel in den Reaktorkernauf solche Werte begrenzt bleiben, beidenen- bei einem anfänglich kritischen Reaktor dassicherheitstechnische Nachweisziel für denReaktivitätsstörfall gemäß den „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke: Bei Druck- und Sie-Ist u. a. durch Nummer 1.3 (3) Modul 10 übergeordneterfasst: „Redundante Einrichtungensind räumlich oder baulich so getrennt, dasspotentiell übergreifende Einwirkungen voninnen und von außen auf eine Redundanteder zur Beherrschung von postulierten Störfällengemäß den „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke:Bei Druck- und Siedewasserreaktorenzu berücksichtigende Ereignisse“ (Modul3) erforderlichen Einrichtungen beschränktbleiben. Bei Notstandsfällen ist für Einrichtungender Sicherheitsebene 4a sichergestellt,dass im Ereignisfall eine Redundante erhaltenbleibt. Dabei sind jeweils auch Folgewirkungenberücksichtigt.“Ist durch Abschnitt 1.1 Modul 10 erfasst.Überführung der Anforderung in die genanntenNummern, siehe auch Nummer 4.2.1 (3)und (4) Modul 10.- 148 -

dewasserreaktoren zu berücksichtigende Ereignisse“(Modul 3), Tabelle 3.1, und- bei einem anfänglich unterkritischen Reaktorder geforderte Betrag der Abschaltreaktivitätgemäß den „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke:Bei Druck- und Siedewasserreaktorenzu berücksichtigende Ereignisse“ (Modul 3),Tabelle 3.1,eingehalten werden.(6) Bei einem Leck im Nachkühlsystem an beliebigerStelle außerhalb des Sicherheitsbehältersmuß der Wasservorrat im Gebäudesumpf für dieKernnotkühlung ausreichend bleiben. Die Funktionsfähigkeitdes Nachkühlsystems darf nichtdurch Überflutung beeinträchtigt werden.(7) Um zu verhindern, daß bei einem Leck in derSumpfsaugleitung zwischen Sicherheitsbehälterund Absperrarmatur während der Kernnot- undNachkühlphase das Wasser aus dem Sumpf desSicherheitsbehälters in den Ringraum fließt unddadurch die Kernnot- und Nachkühlung vollstän-4.2.1(2)M10:5.3.1.2(3)M10:2.2.2 (3)Mögliche Quellen für einen Deionateintrag, diepotentiell eingetragene Deionatmengen und diemöglichen Auswirkungen auf den Reaktorkernsind für alle Betriebsphasen analysiert. Dabeiwerden insbesondere folgende Deionatquellenbetrachtet:Äußere Quellen:- alle an den Reaktorkühlkreislaufangeschlossenen Deionat führenden Systeme,- Wärmetauscherleckagen (Dampferzeuger,Nachkühler),- minderborierte Medien in angrenzenden Systemenund Behältern.Innere Quellen:- Entborierung des Kühlmittels bei „KleinenLecks“ (Reflux-Condenser-Betrieb“,- Abfahren im Naturumlauf und gleichzeitig sekundärseitigisolierter Dampferzeuger.Bei einem Lecks im Not- und Nachkühlsystem(DWR und SWR) an beliebiger Stelle außerhalbdes Sicherheitsbehälters bleibt der Wasservorratim Gebäudesumpf für die Kernnotkühlung ausreichend.Die Funktionsfähigkeit des Nachkühlsystemsdarf nicht durch Überflutung beeinträchtigtwerden.Werden Instandhaltungsmaßnahmen an Einrichtungenzur Vermeidung von Überflutungsereignissendurchgeführt, so ist sichergestellt, dassderen Funktion, sofern erforderlich, auch währendder Instandhaltungsmaßnahme gewährleistetbleibt oder vorsorglich durch anderweitigeDer 2. Satz ist durch das Kapitel „Überflutung“in Modul 10 Nummern 2.2.2 abgedeckt.Überführung der Anforderung in die genanntenNummern in Modul 10 (das Ereignis wirdeinerseits in den Abschnitt der Auslegungsanforderungengegen interne Überflutung integriert(siehe Nummer 2.2.2 (3) und bleibt andererseitsin Modul 3 als zu beherrschender- 149 -

dig ausfällt, müssen technische Vorkehrungengetroffen werden (z.B. Doppelrohr).(8) Die Kernnotkühlteilsysteme müssen vor Störfallfolgengeschützt sein. Insbesondere sind dieAuswirkungen von Brüchen druckführender oderrotierender Teile zu berücksichtigen. Die dabeientstehenden Bruchstücke, die Reaktions- undStrahlkräfte sowie der Einfluß von Druck, Temperaturund Feuchte dürfen keine Beeinträchtigungder Kernnotkühlung bewirken. Wegen der gefordertenRedundanz müssen räumliche Trennungoder bauliche Schutzmaßnahmen vorgesehensein, durch die gemeinsame Fehlerursachenoder gegenseitige Beeinflussung redundanterStränge verhindert werden.(9) Die Kernnotkühlteilsysteme müssen baulichund elektrisch derart ausgeführt sein, daß durchWassereinbruch im Reaktorgebäude die KernnotundNachkühlung des Reaktors nicht gefährdetwird. Dies gilt ebenso für die nachgeschaltetenKühlsysteme.Die wesentlichen aktiven Komponenten derNachkühlsysteme müssen während des langfristigenNachkühlvorganges gewartet werden können.(10) Eine systemtechnische Verknüpfung derKernnotkühlung mit der Brennelementlagerbeckenkühlungist nur zulässig, wenn Störungen imBeckenkühlsystem (z.B. Fehlschaltung von Armaturen)nachweislich nicht zu einer nennenswertenBeeinträchtigung der Zuverlässigkeit derKernnotkühlung führen können. Die zur Umschaltungauf die Beckenkühlung zu betätigendenM10:2.2.3M10:2.2.2M10:5.3.1.3(3)M11:5.1 (15)Maßnahmen vollwertig kompensiert wird. Zu denbesonders gefährdeten Bereichen im Zusammenhangmit Instandhaltungsmaßnahmen zählenz. B. die Sumpfansaugeleitungen und deren Absperrarmaturen,Leitungen mit einem hohenNachspeisepotential und deren Absperreinrichtungen,Einrichtungen zur Verhinderung von redundanzübergreifendenÜberflutungen imRingraum von DWR-Anlagen sowie Instandhaltungsarbeitenim Bodenbereich des Reaktordruckbehältersvon SWR-Anlagen.Komponentenversagen mit potentiellen Auswirkungenauf sicherheitstechnisch wichtige EinrichtungenAnlageninterne ÜberflutungDie für die Wirksamkeit wesentlichen aktivenKomponenten der Nachkühlsysteme könnenwährend des langfristigen Nachkühlvorgangsgewartet instand gehalten werden.Eine systemtechnische Verknüpfung der Kernnotkühlungdes Not- und Nachkühlsystems mitder Brennelement-Lagerbeckenkühlung ist nurzulässig besteht nur dann, wenn Störungen imBeckenkühlsystem (z.B. Fehlschaltung von Armaturen)nachweislich nicht zu einer nennenswertenBeeinträchtigung der Zuverlässigkeit derKernnotkühlung Not- und Nachkühlung führenStörfall bestehen (E3-40 DWR), E3-40 SWR).Überführung der Anforderung in die genanntenNummern in Modul 10.Siehe auch IAEA NS-G-1.11, 3.4.Überführung der Anforderung in die genanntenNummern in Modul 10.- 150 -

Armaturen sind soweit möglich und sinnvoll außerhalbdes Sicherheitsbehälters anzuordnen.(11) In Anlagen, bei denen das Kernnotkühlsystemmit dem Brennelementbecken- Kühlsystemsystemtechnisch verknüpft ist, ist ein zusätzlicherBeckenkühlstrang vorzusehen. Dieser Strangmuß allein in der Lage sein, das Brennelementbeckennach Kühlmittelverluststörfällen zu kühlen.Das System soll soweit möglich und sinnvollkeine aktiven Komponenten innerhalb desSicherheitsbehälters haben. Armaturen, die zurInbetriebnahme des Systems betätigt werdenmüssen, sind soweit möglich und sinnvoll außerhalbdes Sicherheitsbehälters anzuordnen.(12) Die Brennelementbecken-Kühlsysteme sindso zu gestalten, daß auch bei Leckagen an einemder Kühlstränge die Kühlung des Brennelementbeckensüber einen anderen Strang gewährleistetwerden kann.(13) Das Kernnotkühlsystem soll so ausgelegtwerden, daß folgende Bedingungen erfüllt werden:1. Angemessene Druck- und Funktionsprüfungenmüssen regelmäßig durchführbar sein.2. Die bauliche Integrität und Leckdichtigkeitseiner Komponenten muß gewährleistet sein.M11:5.1 (16)M11:5.1 (4)M10:1.4(1)können. Die zur Umschaltung auf die Lagerbeckenkühlungzu betätigenden Armaturen sindsoweit möglich und sinnvoll außerhalb derSicherheitsbehälters angeordnet.In Anlagen, bei denen das Kernnotkühlsystemmit dem Brennelementbecken- Kühlsystem systemtechnischverknüpft ist, ist ein zusätzlicherBeckenkühlstrang vorzusehen. Dieser Strangmuß Wenn das Not- und Nachkühlsystem mit derBrennelement-Lagerbeckenkühlung systemtechnischverknüpft ist, dann existiert ein zusätzlicherLagerbeckenkühlstrang, der allein in der Lagesein ist, das Brennelement-Lagerbecken nachKühlmittelverluststörfällen zu kühlen. Dieses DasSystem hat soweit möglich und sinnvoll keineaktiven Komponenten innerhalb des Sicherheitsbehälters.Armaturen, die zur Inbetriebnahmedes Systems betätigt werden müssen, sind soweitmöglich und sinnvoll außerhalb des Sicherheitsbehältersangeordnet.Die Einrichtungen zur Füllstandsergänzung desBrennelement-Lagerbeckens sind so ausgelegt,dass durch Verdunstung und durch betrieblicheLeckagen verursachte Wasserverluste so ausgeglichenwerden können, dass keine Unterbrechungder Beckenkühlung durch Füllstandsabfallauftritt.Es sind Einrichtungen vorhanden, die die Nachwärmezuverlässig und anforderungsgerecht ausdem Brennelement- Lagerbecken abführen, auchunter Berücksichtigung aller Betriebsbedingungendes Brennelementwechsels, ggf. der gleichzeitigenErfordernis der Kühlung der Brennelementeim Reaktorkern sowie während Instandhaltungsmaßnahmen.Sicherstellung der Funktionsbereitschaft vonsicherheitstechnisch wichtigen EinrichtungenDie Funktion von sicherheitstechnisch wichtigenEinrichtungen wird unter Bedingungen, die möglichstdem Anforderungsfall entsprechen, im erforderlichenUmfang geprüft.Überführung der Anforderung in die genanntenNummern in Modul 10.Ergänzende Präzisierung in Anlehnung an diespeziellen Anforderungen der RSK LL 22.1.2(13) zu den Notkühleinrichtungen. Die Formulierungenkonkretisieren zudem Kriterien für- 151 -

3. Die Betriebsfähigkeit des gesamten Systemsmuß unter Bedingungen, die der Auslegungso nahe wie möglich kommen, getestet werdenkönnen.4. Der Ablauf der gesamten Betriebsfolge für dieInbetriebnahme des Systems muß getestetwerden können. Hierzu gehören der Betriebder entsprechenden Teile des Schutzsystems,die Umschaltung von Normal- bzw. Eigenbedarfs-auf Notstromversorgung sowie der Betriebdes zugehörigen Kühlwassersystems.5. Die Einspeisung des Notkühlmittels in dieDruckführende Umschließung nach einer störfallbedingtenAnregung muß zuverlässig angezeigtwerden. Die hierfür erforderlichenMeßeinrichtungen sollen möglichst nahe beiden Stellen der Einspeisung in die DruckführendeUmschließung angebracht werden.1.4 (2)(3)(4)(5)(6)Die Durchführung von Funktionsprüfungen führtnicht zu einer nennenswerten Erhöhung der Eintrittswahrscheinlichkeitvon Ereignissen derSicherheitsebene 2 und 3.Bei den Funktionsprüfungen wird möglichst dergesamte Funktionsablauf bei Anforderung derEinrichtung geprüft, z.B. auch die Aufschaltungder Notstromversorgung auf die Verbraucher.Sind aus verfahrenstechnischen Gründen Teilprüfungenerforderlich, ist eine aussagekräftigeÜberlappung der einzelnen Teilprüfungen sichergestellt.Die Funktionsbereitschaft der Einrichtungen wirdauch während der Funktionsprüfung so weit wiemöglich erhalten. Gegebenenfalls sind Ausfallzeiteninfolge Prüfung bei der Zuverlässigkeitsanalyseberücksichtigt.Bei prüfungsbedingten Abweichungen von derBereitschaftsstellung einer Sicherheitseinrichtung, ist sichergestellt, dass diese bei Eintreten einesAnforderungsfalls diese rechtzeitig rückgängiggemacht werden könnenDie Funktionsbereitschaft einer sicherheitstechnischwichtigen Einrichtung ist gewährleistet.Geplante oder störungsbedingteUnverfügbarkeiten (z.B. Abweichung von derBereitschaftsstellung, Unverfügbarkeit infolgeInstandhaltung) einzelner Komponenten, die eineUnverfügbarkeit zur Folge haben, sind für dasBetriebspersonal erkennbar. Die Fehlpositionierungvon Armaturen wird durch zuverlässigetechnische Einrichtungen und/oder organisatorischeMaßnahmen so weit wie möglich verhindert.Prüfungen, abgeleitet aus Betriebserfahrungen.Die Kriterien sind i. d. R. gängige Praxis.Teilweise finden sich Anforderungen an dieSicherstellung der Funktionsbereitschaft u.a.auch in KTA 3301 (9).(7)Abweichungen von Parameterwerten, die zurGewährleistung des sicheren Betriebs in denBetriebsvorschriften der Anlage definiert sind,- 152 -

werden dem Betriebspersonal optisch und akustischin der Warte gemeldet werden.(14) Zur Beherrschung kleiner Lecks müssenfolgende Annahmen getroffen bzw. Auslegungsbedingungenerfüllt werden:1. Komponenten und Systeme, die bei Auftretenkleiner Lecks zusätzlich erforderlich sind, (z.B.Notspeisepumpen, sekundäre Abblasestationsowie ihre Ansteuerungen) müssen als Teilsystemedes Kernnot- und Nachkühlsystemsbetrachtet werden, für das die Anforderungenan die Auslegung in diesem Kapitel festgelegtsind.2. Für die Störfallanalyse ist der Ausfall der Eigenbedarfsversorgungzu unterstellen.3. Sofern zur Störfallbeherrschung unmittelbareine sekundärseitige Druckabsenkung erforderlichist, muß diese automatisiert sein.(8)(9)M10:5.3.1.4M6:3.2.4(3)M1:3.1 (3)Es ist sichergestellt, dass bei einem Anforderungsfalldem Betriebspersonal alle für die Beurteilungder Funktionsbereitschaft und der Wirksamkeitvon im Anforderungsfall benötigten Einrichtungenerforderlichen Informationen auf derWarte bzw. der Notsteuerstelle zur Verfügungstehen bzw. mit den in der Warte oder Notsteuerstelleverfügbaren Informationen einfach undschnell ermittelt werden können..Die Funktionsbereitschaft und die anforderungsgerechteFunktion von sicherheitstechnisch wichtigenEinrichtungen sind nach abgeschlossenerInstandhaltungsmaßnahme durch qualifizierteFunktionsprüfungen sichergestellt.Zur Beherrschung von Störfällen, die eine sekundärseitigeWärmeabfuhr erfordern, sind folgendeAnnahmen getroffen bzw. Auslegungsbedingungenerfüllt:- Komponenten und Systeme, die zur sekundärseitigenWärmeabfuhr erforderlich sind, (z.B. Notspeisepumpen, sekundäreAbblasestation sowie ihre Ansteuerungen)werden als Teilsysteme des Not- und Nachkühlsystemsbetrachtet.- (...)Bei allen zur Störfallbeherrschung erforderlichenMaßnahmen und Einrichtungen wird, sofern esden Ereignisablauf nachteilig beeinflusst, einAusfall der elektrischen Eigenbedarfsversorgungnach erfolgter Turbinenschnellabschaltung) unterstellt.Die Berücksichtigung der Notstromversorgungin der Analyse erfolgt entsprechend demZuschaltprogramm der mit Notstrom versorgtenAggregate.i) Automatisierung (von Hand auszulösendeEinrichtungen werden in der Störfallanalysegrundsätzlich nicht vor Ablauf von 30 MinutenÜberführung der Anforderung in die genannteNummer in Modul 10.Überführung der Anforderung der RSK LL indie genannte Nummer Modul 6.Siehe auch IAEA NS-G-1.8, 2.1, 2.2.Überführung der Anforderung in die genannteNummer in Modul 1.- 153 -

4. Der Wasservorrat für die Notspeisung sowiefür die Flutbehälter muß ausreichend konservativbemessen sein.5. Die Antriebe der Notspeisepumpen sind so zugestalten, daß sie zusätzlich zur Notstromversorgungaus der Eigenbedarfsanlage mitEnergie versorgt werden können.(15) Um bei kleinen Lecks auch bei hypothetischenAusfallkombinationen im Notkühlsystemdie ausreichende Kühlung des Reaktorkernssicherzustellen, ist die Möglichkeit einer Hochdruckeinspeisungim Sumpfbetrieb vorzusehen.Für die Inbetriebnahme der Hochdruckeinspeisungaus dem Sumpf sind Handmaßnahmenzulässig.M10:5.3.1.4M7:3.1 (1)berücksichtigt).(...)- Der Wasservorrat für die Notspeisung ist hinsichtlichder zu unterstellenden Störfälle konservativbemessen. Der Wasservorrat ist ausreichendfür die Abfuhr der Nachzerfallswärmeüber 10 Stunden (Notstandsfälle) und dasnachfolgende Abfahren, einschließlich derSpeicherwärme. Gegebenenfalls zur Raumund/oderKomponentenkühlung erforderlicheWassermengen sind bei der Ermittlung desWasservorrats berücksichtigt.Die Antriebe der Notspeisepumpen sind so zugestalten, daß sie zusätzlich zur Notstromversorgungaus der Eigenbedarfsanlage mit Energieversorgt werden können.Zur Wiederherstellung oder zum Ersatz erforderlicherSicherheitsfunktionen sind mindestens dienachfolgend genannten präventiven Notfallmaßnahmenimplementiert:a) in DWR-Anlagen:- (...)- Bespeisung des Reaktorkühlkreislaufesdurch Hochdruckeinspeisung im Sumpfbetrieb,...(...)22.1.3 Annahmen für die Kernnotkühlrechnungen -(1) Für jeden relevanten Betriebsbereich sindexperimentell abgesicherte analytische Nachweiseüber die ausreichende Wirksamkeit der Kernnotkühlungvorzulegen. Diese Nachweise sindmit folgenden Annahmen für die Berechnung derM6:A1 (1)Zum Nachweis der Wirksamkeit der Kernnotkühleinrichtungenwerden experimentell abgesicherterechnerisch- analytische Nachweise vorgelegt.Es wird entweder die Quantifizierung der Unsicherheitender Analyseergebnisse nach demÜberführung der Anforderung in die genannteNummer in Modul 10.Diese Anforderung kann entfallen, da praktischohne sicherheitstechnische Bedeutung.Bei Einwirkungen mit Ausfall des Eigenbedarfsnetzesist sie wirkungslos. Im Notspeisefallstartet der Diesel ohnehin zunächst undübernimmt die Notspeisewasserversorgung.Überführung der Anforderung in die genannteNummer Modul 7 (Sicherheitsebene 4).Handmaßnahmen sind auf Sicherheitsebene4 generell zulässig; eine Automatisierung istnicht gefordert.“Siehe auch CNS, 3. Bericht der Bundesregierung;RSK, 377. Sitzung, WENRA, VID, No.5.3, 5.4Gegenüber der Aufzählung im Bericht zurSicherheitskonvention wurde die Maßnahme(DWR) „Hochdruckeinspeisung im Sumpfbetrieb“aufgrund der Kommentierung zu Modul7 ergänzt. Der gesicherte Gebäudeabschluss(DWR und SWR) sowie die diversitäre Druckbegrenzungdes RDB (SWR) sind auch alspräventive Maßnahmen vorgesehen.Überführung der Anforderung der RSK LL indie genannte Nummer in Modul 6.Umsetzung der RSK Empfehlung „Anforderungenan die Nachweisführung bei Kühlmit-- 154 -

Brennstabtemperaturen zu führen (vgl. auch Kap.22.1.2 (3) und Kap. 21.1):1. AusströmrateDie Ausströmraten im unterkühlten Bereichdes Wassers sind mit experimentell belegtenAusströmbeziehungen zu berechnen. Soweitder experimentelle Nachweis nicht erbrachtwerden kann, ist für die Bestimmung derSicherheitsbehälterbelastung sowie der Belastungender Rohrleitungen und der Einbautender Druckführenden Umschließung nachder Bernoulli- Beziehung zu rechnen. DieKonservativität der verwendetenAusströmbeziehungen ist auch im Hinblick aufdie Ermittlung des Reaktorkerndurchsatzes zubegründen. Für die kritische Zweiphasenströmungsind nach Möglichkeit neueste experimentelleErgebnisse zu verwenden. Soweitder experimentelle Nachweis nicht erbrachtwerden kann, ist die Moody-Beziehung16) zu verwenden. Die ungünstigsten Auswirkungenauf das Brennstabverhalten sind ineiner Parameterstudie für denAusströmkoeffizienten zu ermitteln.16) F. J. Moody, Maximum Flow Rate of Single Compo-Abschniitt 3.3 oder die abdeckende Nachweisführungnach dem Abschnitt 3.4 mit folgenden Annahmenvorgenommen.1. Bei beiden Verfahren wird die ungünstigsteKombination unterstellt ausa) Einzelfehler,b) Ausfall infolge Instandhaltung,c) Notstromfall,d) Ausgangsleistung im Kern (bei Störfalleintrittwird von den ungünstigsten Wertenausgegangen, die im bestimmungsgemäßenBetrieb unter Berücksichtigung derZustandsbegrenzungen hinsichtlich der integralenLeistung, der Stableistung und derLeistungsdichteverteilung auftreten können),e) Zykluszeitpunkt,f) Bruchlage undg) Bruchgröße und Bruchtyp.1. AusströmrateDie Ausströmraten im unterkühlten Bereichdes Wassers sind mit experimentell belegtenAusströmbeziehungen zu berechnen. Soweitder experimentelle Nachweis nicht erbrachtwerden kann, ist für die Bestimmung derSicherheitsbehälterbelastung sowie der Belastungender Rohrleitungen und der Einbautender Druckführenden Umschließung nachder Bernoulli- Beziehung zu rechnen. DieKonservativität der verwendetenAusströmbeziehungen ist auch im Hinblick aufdie Ermittlung des Reaktorkerndurchsatzes zubegründen. Für die kritische Zweiphasenströmungsind nach Möglichkeit neueste experimentelleErgebnisse zu verwenden. Soweitder experimentelle Nachweis nicht erbrachtwerden kann, ist die Moody-Beziehung16) zu verwenden. Die ungünstigsten Auswirkungenauf das Brennstabverhalten sind ineiner Parameterstudie für denAusströmkoeffizienten zu ermitteln.16) F. J. Moody, Maximum Flow Rate of Single Compo-telverluststörfall-Analysen“ vom20./21.07.2005 (385. Sitzung).Streichung, da hier keine über die allgemeineAnforderung nach Berücksichtigung der Unsicherheiten(gemäß Modul 6 Abschniitte3.3bzw. 3.4) sowie Nummer A1 (1) hinaus gehendeAnforderung gestellt wird.- 155 -

nent, Two Phase Mixture, Trans. AFME, Februar1965, S. 134-1422. Burnout-VerzugDie Festlegung des Burnout-Zeitpunktes istfür die Ausström- Rechnung und für die Heißstabberechnungmit den jeweils als konservativzu betrachtenden Beziehungen vorzunehmen.Unmittelbar nach Überschreiten der kritischenHeizflächenbelastung sind bis zumVorliegen relevanter experimenteller Ergebnissefür die Wärmeübergangszahlen Gleichungenfür stabiles Filmsieden zu benutzen.Für sehr große Leckagen ist der Burnout-Zeitpunkt für die Ausström- bzw. Heißstabberechnungdurch jeweils konservative Abschätzungenfestzulegen.3. Wärmeübergang beim Ausströmen und vorTrockenlegung des ReaktorkernsFür die Heißstabberechnung sind nach Überschreitender kritischen Heizflächenbelastungexperimentell gesicherte Wärmeübergangsbeziehungenanzuwenden. Sofern diese nichtvorliegen, ist die modifizierte Dougall-Rohsenow Gleichung 17) anzuwenden. Fürdie thermohydraulische Analyse des mittlerenKanals ist zu prüfen, ob bei Anwendung andererWärmeübergangsbedingungen für Filmsiedenthermohydraulische Zustände erreichtwerden können, die zu höheren Brennstabtemperaturenim Heißkanal führen.17) R. S. Dougall, W. M. Rohsenow, Film Boiling on theInside of Vertical Tubes with Upward Flow of the Fluidat Low Qualities, MITReport 9079-26, Cambridge,Massachusetts, September 19634. Wärmeübergang vor FlutbeginnFür die Phase vom Ende des Ausströmensbis zum Erreichen der Kernunterkante durchdas Kühlwasser ist mit adiabatischer Kernaufheizungzu rechnen, oder es sind die Wärmeübergangszahlenanhand experimenteller Ergebnissenachzuweisen.5. Leckage aus der BruchstelleDas direkt zur Bruchstelle beförderte Wassernent, Two Phase Mixture, Trans. AFME, Februar1965, S. 134-1422. Burnout-VerzugDie Festlegung des Burnout-Zeitpunktes istfür die Ausström- Rechnung und für die Heißstabberechnungmit den jeweils als konservativzu betrachtenden Beziehungen vorzunehmen.Unmittelbar nach Überschreiten der kritischenHeizflächenbelastung sind bis zumVorliegen relevanter experimenteller Ergebnissefür die Wärmeübergangszahlen Gleichungenfür stabiles Filmsieden zu benutzen.Für sehr große Leckagen ist der Burnout-Zeitpunkt für die Ausström- bzw. Heißstabberechnungdurch jeweils konservative Abschätzungenfestzulegen.3. Wärmeübergang beim Ausströmen und vorTrockenlegung des ReaktorkernsFür die Heißstabberechnung sind nach Überschreitender kritischen Heizflächenbelastungexperimentell gesicherte Wärmeübergangsbeziehungenanzuwenden. Sofern diese nichtvorliegen, ist die modifizierte Dougall-Rohsenow Gleichung 17) anzuwenden. Fürdie thermohydraulische Analyse des mittlerenKanals ist zu prüfen, ob bei Anwendung andererWärmeübergangsbedingungen für Filmsiedenthermohydraulische Zustände erreichtwerden können, die zu höheren Brennstabtemperaturenim Heißkanal führen.17) R. S. Dougall, W. M. Rohsenow, Film Boiling on theInside of Vertical Tubes with Upward Flow of the Fluidat Low Qualities, MITReport 9079-26, Cambridge,Massachusetts, September 19634. Wärmeübergang vor FlutbeginnFür die Phase vom Ende des Ausströmensbis zum Erreichen der Kernunterkante durchdas Kühlwasser ist mit adiabatischer Kernaufheizungzu rechnen, oder es sind die Wärmeübergangszahlenanhand experimenteller Ergebnissenachzuweisen.5. Leckage aus der BruchstelleDas direkt zur Bruchstelle beförderte WasserStreichung, da hier keine über die allgemeineAnforderung nach Berücksichtigung der Unsicherheiten(gemäß Modul 6 Abschnitte 3.3bzw. 3.4) sowie Nummer A1 (1) hinaus gehendeAnforderung gestellt wird.Streichung, da hier keine über die allgemeineAnforderung nach Berücksichtigung der Unsicherheiten(gemäß Modul 6 Abschnitte 3.3bzw. 3.4) sowie Nummer A1 (1) hinaus gehendeAnforderung gestellt wird.Streichung, da hier keine über die allgemeineAnforderung nach Berücksichtigung der Unsicherheiten(gemäß Modul 6 Abschnitte 3.3bzw. 3.4) sowie Nummer A1 (1) hinaus gehendeAnforderung gestellt wird.Um die Forderung zu erfüllen wird meistensdie Einspeisung in Bruchnähe nicht berück-- 156 -

darf nicht für die Kühlung des Kerns berücksichtigtwerden.6. Wärmeübergang beim WiederauffüllenOberhalb der Quenchfront bzw. zwischen denQuenchfronten ist mit experimentell gesichertenWerten zu rechnen; andernfalls ist diemodifizierte Dougall-Rohsenow-Gleichung 17)zu verwenden.17) R. S. Dougall, W. M. Rohsenow, Film Boiling on theInside of Vertical Tubes with Upward Flow of the Fluidat Low Qualities, MITReport 9079-26, Cambridge,Massachusetts, September 19637. DampfblockadeDurch geeignete Maßnahmen ist sicherzustellen,daß durch Kondensation oder Ableitungdes Dampfes eine Dampfblockade verhindertwird.8. PumpenverhaltenBei der Berücksichtigung des Pumpenverhaltenswährend der Druckentlastungsphase undder Wiederauffüllphase sind die experimentellnicht hinreichend bestimmten Einflußgrößendurch jeweils konservative Annahmen abzudecken.Mögliche Versperrungen freier Strömungsquerschnittein der DruckführendenUmschließung durch beschädigte Anlagenteilesind in die Betrachtungen einzubeziehen.M6:A1 (1)darf nicht für die Kühlung des Kerns berücksichtigtwerden.6. Wärmeübergang beim WiederauffüllenOberhalb der Quenchfront bzw. zwischen denQuenchfronten ist mit experimentell gesichertenWerten zu rechnen; andernfalls ist diemodifizierte Dougall-Rohsenow-Gleichung 17)zu verwenden.17) R. S. Dougall, W. M. Rohsenow, Film Boiling on theInside of Vertical Tubes with Upward Flow of the Fluidat Low Qualities, MITReport 9079-26, Cambridge,Massachusetts, September 1963Durch geeignete Maßnahmen ist sicherzustellen,daß durch Kondensation oder Ableitung desDampfes eine Dampfblockade verhindert wird.4. PumpenverhaltenBei der Analyse Berücksichtigung des Pumpenverhaltenswährend der Druckentlastungsphaseund der Wiederauffüllphase werdendie experimentell nicht hinreichend bestimmtenEinflussgrößen durch jeweils konservativeAnnahmen abzudecken. möglicheVersperrungen freier Strömungsquerschnittein der Druckführenden Umschließung durchbeschädigte Anlagenteile berücksichtigt. sindin die Betrachtungen einzubeziehen.sichtigt. Dies ist nicht in allen Fällen konservativ,da die Ausströmung des Notkühlwassersaus der Bruchöffnung sowie die Kondensationvon Dampf am eingespeisten unterkühltenWasser das Verhalten ungünstiger beeinflussenkann als die Einspeisung wegfallen zulassen. Bei kleinen Lecks wird im Fall derkombinierten Notkühleinspeisung häufig dieHälfte der Einspeisemenge der jeweiligenNotkühlpumpe in die intakte Leitung angenommen,was aufgrund des Druckunterschiedszwischen Bruchstelle und intakterLeitung eine Überschätzung darstellt. Vorzunehmenist eine Berechnung der tatsächlichenVerhältnisse mit Verlust desEinspeisewassers aus der Bruchstelle. DerText wird daher nicht übernommen.Streichung, da hier keine über die allgemeineAnforderung nach Berücksichtigung der Unsicherheiten(gemäß Modul 6 Abschnitte 3.3bzw. 3.4) sowie Nummer A1 (1) hinaus gehendeAnforderung gestellt wird.Das Problem einer möglichen Dampfblockadestellt sich (für die deutschen Anlagen) infolgeder Auslegungsmerkmale der Notkühlsystemenicht.- 157 -

9. RestwassergehaltDie Analysen zur Kernnotkühlung bei großemLeck in den Rohrleitungen der DruckführendenUmschließung sind auch unter der Annahmedurchzuführen, daß nach der Druckentlastungsphasekein Restwasser im Reaktordruckbehältervorhanden ist. Andere Annahmenüber den Restwassergehalt sind zubegründen und durch konservative Rechnungzu belegen.10. DurchsatzreduktionDer aus der eindimensionalen Druckentlastungsrechnungresultierende Massenstrom istfür die Heißstab-Temperaturberechnung unterBerücksichtigung thermohydraulisch bedingterStrömungsverteilungen und eventueller Kühlkanalverengungenum 20 % zu reduzieren,solange keine anderen abgesicherten Wertevorliegen.11. Gegendruck im SicherheitsbehälterDen Analysen ist der im Sicherheitsbehälterherrschende um 20 % reduzierte Störfalldruckzugrunde zu legen.12. Leistungsverteilung im KernFür die spezifische Stableistung und Leistungsdichteverteilungim Reaktorkern ist vonden ungünstigsten Werten auszugehen, dieim bestimmungsgemäßen Betrieb unter Berücksichtigungder Begrenzungseinrichtungenauftreten können.M6:A1 (1)M6:A1 (1)9. RestwassergehaltDie Analysen zur Kernnotkühlung bei großemLeck in den Rohrleitungen der DruckführendenUmschließung sind auch unter der Annahmedurchzuführen, daß nach der Druckentlastungsphasekein Restwasser im Reaktordruckbehältervorhanden ist. Andere Annahmenüber den Restwassergehalt sind zubegründen und durch konservative Rechnungzu belegen.5. DurchsatzreduktionDer aus der eindimensionalen Druckentlastungsrechnungresultierende Massenstromwird für die Heißstab-Temperaturberechnungunter Berücksichtigung thermohydraulischbedingter Strömungsverteilungen und eventuellerKühlkanalverengungen um 20 % reduziert,solange keine dynamischen Berechnungender Hüllrohrdehnungen vorgenommenwerden. anderen abgesicherten Werte vorliegen.11. Gegendruck im SicherheitsbehälterDen Analysen ist der im Sicherheitsbehälterherrschende um 20 % reduzierte Störfalldruckzugrunde zu legen.1. Bei beiden Verfahren wird die ungünstigsteKombination unterstellt ausg) Einzelfehler,h) Ausfall infolge Instandhaltung,i) Notstromfall,j) Ausgangsleistung im Kern (bei Störfalleintrittwird von den ungünstigsten Wertenausgegangen, die im bestimmungsgemäßenBetrieb unter Berücksichtigung derZustandsbegrenzungen hinsichtlich der integralenLeistung, der Stableistung und derLeistungsdichteverteilung auftreten können),Streichung, da die Berücksichtigung der Unsicherheiten(gemäß Modul 6 Abschnitte 3.3bzw. 3.4) sowie Nummer A1 (1) ein Vorgehenwie in den RSK LL empfohlen nicht erforderlichmacht.Streichung, da hier keine über die allgemeineAnforderung nach Berücksichtigung der Unsicherheiten(gemäß Modul 6 Abschnitte 3.3bzw. 3.4) hinaus gehende Anforderung gestelltwird. Ob und ggf. welcher Abschlaghierbei erfolgen muss, ist im konkreten Fall zubestimmen.Überführung der Anforderung der RSK LL indie genannte Nummer in Modul 6 (A1 (1) j)),siehe auch Nummer 3.2.4 (1) Modul 6.- 158 -

13. Druckdifferenzen im ReaktordruckbehälterIn den Rechenmodellen, die zu den Analysenherangezogen werden, muß eine zur Ermittlungder Druckdifferenzen im Reaktordruckbehältergeeignete Zonenaufteilung vorgenommenwerden.14. Nachzerfallsleistung des KernsFür die Berechnung bis zum Abschluß desWiederauffüllvorganges ist die Nachzerfallsleistungnach dem ANS-Standard 18) zuzüglicheines Sicherheitszuschlages von 20 % zuverwenden.18)Proposed ANS-Standard. Decay Energy ReleaseRates Following Shutdown of Uranium-Fueled ThermalReactors, ANS -5.1, Decay Heat Power in LWR,Revised Standard 6.78M6:3.2.4(4)13. Druckdifferenzen im ReaktordruckbehälterIn den Rechenmodellen, die zu den Analysenherangezogen werden, muß eine zur Ermittlungder Druckdifferenzen im Reaktordruckbehältergeeignete Zonenaufteilung vorgenommenwerden.Die Nachzerfallsleistung wird nach DIN 25463berechnet, für nicht rezyklierte Kernbrennstoffenach DIN 25463-1 und für rezyklierte Kernbrennstoffenach DIN 25463-2.Bei Quantifizierung der Ergebnisunsicherheitennach dem Abschnitt 3.3 kann für nicht rezyklierteBrennstoffe das genaue Rechenverfahren nachDIN 25463-1 angewendet werden. Für eine abdeckendeNachweisführung nach dem Abschnitt3.4 wird ein Zuschlag in Höhe der doppeltenStandardabweichung angesetzt, wobei für nichtrezyklierte Kernbrennstoffe die vereinfachte Gleichungnach Anhang A der DIN 25463-1 angewendetwird.Streichung, da u. E. entbehrlich.Überführung der Anforderung der RSK LL indie genannte Nummer in Modul 6.(2) Das Kernnotkühlsystem muß für große Lecksso ausgelegt sein, daß bei Kernnotkühlung nachBeendigung des Wiederauffüllvorganges Dampfabgabeaus der Druckführenden Umschließunglangfristig vermieden wird.(3) Für die Zulaufhöhe der Nachkühlpumpen mußnach Umschaltung auf Sumpfbetrieb mit Atmosphärendruckim Sicherheitsbehälter gerechnetwerden.M1:3.6 (2)M10:5.3.1.3(5)M6:A1 (1)6.Bei Kühlmittelverluststörfällen wird während desSumpfbetriebs ein langfristiger Temperatur- oderDruckanstieg im Sicherheitsbehälter verhindert.Das Notkühlsystem ist so ausgelegt, dass beieinem Kühlmittelverluststörfall nach dem Wiederauffüllendes Kerns im Sumpfbetrieb ein langfristigerTemperatur- oder Druckanstieg im Sicherheitsbehälterverhindert wird (siehe „Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke: GrundlegendeSicherheitskriterien“ (Modul 1), in der Nummer3.6 (2)).Für die Ermittlung der Zulaufhöhe der Nachkühlpumpenwird nach Umschaltung auf Sumpfbetriebmit Atmosphärendruck im Sicherheitsbehältergerechnet.22.2 Notstandssystem -(1) Bei Funktionsuntüchtigkeit der Warte mußsichergestellt sein, daß die Anlage mit Hilfe desNotstandssystems ohne Handeingriff in einenM10:5.3.2(1)Bei Funktionsuntüchtigkeit der Warte ist sichergestellt,dass die Anlage mit Hilfe desNotstandsystems von NotstandseinrichtungenÜberführung der Anforderung der RSK LL indie genannte Nummer in Modul 1 bzw. 10.Zu den Streichungen: RedundanzKriterienhinsichtlich der Notstandseinrichtungen(Sicherheitsebene 4a) sind in Abschnitt 1.1- 159 -

sicheren Zustand übergeht und mindestens 10Stunden darin verbleiben kann. Darüber hinausmuß die Anlage mit Hilfe des Notstandssystemsdurch Abblasen auf der Sekundärseite in einenZustand gebracht werden können, der die anschließendeNachwärmeabfuhr über das spezielleNotnachkühlsystem erlaubt. Für dieses Notnachkühlsystemist keine Redundanz erforderlich.Notstandsmaßnahmen, für die eine hinreichendeKarenzzeit besteht oder für deren Auslösungdurch administrative Maßnahmen Vorsorgegetroffen werden kann, müssen nicht automatisiertwerden. Zur Langzeitbeherrschung des Notstandsfallskann auf örtliche Hilfsmaßnahmenzurückgegriffen werden.(2) Das Notstandssystem soll im einzelnen folgendensicherheitstechnischen Anforderungengenügen:1. Komponenten und Teilsysteme des Notstandssystemsmüssen gegen äußere Einwirkungenund Einwirkungen Dritter besondersgeschützt werden,2. Durch eine konsequente Trennung des Notstandssystemsvon anderen Kernkraftwerkssystemenmuß sichergestellt sein, daß dieFunktion des Notstandssystems nicht durchSchäden in zerstörbaren Anlagenbereichenunzulässig beeinträchtigt werden kann. DiesM10:5.3.2(2)ohne Handeingriff in einen kontrolliertenAnlagensicheren Zzustand übergeht und mindestens10 Stunden darin verbleiben kann. Darüberhinaus kann die Anlage mit Hilfe des Notstandsystemsdurch Abblasen auf der Sekundärseiteder Notstandseinrichtungen in einen Zustandgebracht werden, der die anschließende Nachwärmeabfuhrüber das spezielleNotnachkühlsystem erlaubt langfristig sicherstellt.Für dieses Notnachkühlsystem ist keine Redundanzerforderlich. Notstandsmaßnahmen, für dieeine hinreichende Karenzzeit besteht oder fürderen Auslösung durch administrative MaßnahmenVorsorge getroffen werden kann, müssennicht automatisiert werden. Zur Langzeitbeherrschungdes Notstandsfalls kann auf örtlicheHilfsmaßnahmen zurückgegriffen werden.Das Notstandsystem Die Notstandseinrichtungengenügen im Einzelnen folgendensicherheitstechnischen AnforderungenKriterien:a) Komponenten und Teilsysteme desNotstandssystems der Notstandseinrichtungensind gegen äußere Einwirkungen von außenund Einwirkungen Dritter besonders geschützt.b) Durch eine konsequente Trennung des Notstandssystemsvon anderen Kernkraftwerkssystemenmuß sichergestellt sein, daß dieFunktion des Notstandssystems Es ist sichergestellt,dass die Funktion der Notstandsein-Modul 10 geregelt. Die Automatisierung ist inModul 10 Nummer 1.1.1 (4) geregelt. Auf derSicherheitsebene 4 können alle verfügbarenMaßnahmen und Einrichtungen herangezogenwerden. Insofern ist der letzte Satz entbehrlich.Siehe auch M10 Nummer 5.3.2 (3): „Die Kühlungder Brennelemente ist in der Langzeit-Nachkühlphase bei den Notstandsfällen„Flugzeugabsturz“ sowie „Explosionsdruckwelle“sichergestellt. An den für diese Phasebenötigten Einrichtungen können erforderlichenfallsrechtzeitig Instandsetzungsmaßnahmendurchgeführt werden.“ sowie (4): „DieZugänglichkeit zu Bereichen, in denen örtlicheBetätigungen notwendig werden können, unddie Kommunikation mit dem dort tätig werdendenPersonal sind gewährleistet.“- 160 -

gilt sowohl für verfahrenstechnische Systemeals auch für die Energieversorgung und dasReaktorschutzsystem.3. Durch die Trennung muß darüber hinaus sichergestelltwerden, daß Fremdeingriffe undFehlbedienungen auf der Warte oder in anderennicht besonders geschützten Anlagenbereichennicht zu einer unzulässigen Beeinträchtigungder Funktion des Notstandssystemsführen können.4. An dem Notstandssystem dürfen weder ausbetrieblichen Gründen noch zu PrüfzweckenEingriffe vorgenommen werden, die, wenn sieim Notstandsfall nicht mehr zurückgenommenbzw. zu Ende geführt werden können, zu einerunzulässigen Beeinträchtigung der Funktiondes Systems führen können.23. Fernbetätigte Entgasung des PrimärsystemsDamit bei einem Kühlmittelverluststörfall auch dieMöglichkeit besteht, das Primärsystem ggf. zuentgasen, ist- für Anlagen mit U-Rohrdampferzeugern eineVerbindung zwischen Reaktordruckbehälterund Druckhalter, bzw. Abblasebehälter,- für Anlagen mit Geradrohrdampferzeuger eineVerbindung zwischen den höchsten Punktendes Primärsystems und dem Druckhalter-Abblasebehältervorzusehen. Die Ansteuerung der Armaturen sollfernbetätigt von Hand erfolgen. Es ist eine Absicherunggegen Fehlbedienung vorzusehen. DieEinrichtungen, die zur fernbetätigten Entgasungbenötigt werden sind so auszulegen, daß sie denUmgebungsbedingungen bei einem Störfallstandhalten.M10:5.3.5(1)(2)richtungen nicht durch Schäden in zerstörbarenAnlagenbereichen unzulässig beeinträchtigtwerden kann. Dies gilt sowohl für verfahrenstechnischeSysteme als auch für dieEnergieversorgung und das Reaktorschutzsystemdie leittechnischen Einrichtungen.c) Durch die Trennung muß darüber hinaus sichergestelltwerden Es ist sichergestellt, dassFremdeingriffe und Fehlbedienungen auf derWarte oder in anderen nicht besonders geschütztenAnlagenbereichen nicht zu einerunzulässigen Beeinträchtigung der Funktiondes Notstandssystems der Notstandseinrichtungenführen können.d) An dem Notstandssystem den Notstandseinrichtungenwerden weder aus betrieblichenGründen noch zu Prüfzwecken Eingriffe vorgenommen,die, wenn sie im Notstandsfallnicht mehr zurückgenommen bzw. zu Endegeführt werden können, zu einer unzulässigenBeeinträchtigung der Funktion des Systemsder Einrichtungen führen können. Dies giltnicht, wenn gleichwertige Funktionen bereitgestellt sind.Kriterien für Entgasungsmöglichkeiten für ReaktordruckbehälterEs sind absperrbare Einrichtungen vorgesehen,mit denen Gasansammlungen im Reaktordruckbehälterabgebaut werden können.Die Ansteuerung der Armaturen in den dafürvorgesehenen Verbindungsleitungen erfolgt fernbetätigtvon Hand. Es ist eine Absicherung gegenFehlbedienung vorgesehen. Die Einrichtungen,die zur fernbetätigten Entgasung benötigt werden,sind so ausgelegt, dass sie auch unter denUmgebungsbedingungen bei einem Kühlmittelverluststörfalleinsetzbar sind.Überführung der Anforderung in die genanntenNummern in Modul 10.- 161 -

24. Maßnahmen zur Begrenzung der Wasserstoffkonzentration(1) Zur Verhinderung einer Explosionsgefahr(oder Brandgefahr) im Sicherheitsbehälter darf zukeiner Zelt weder integral noch lokal sowohl währenddes Betriebes als auch infolge eines Kühlmittelverluststörfallsdie Zündgrenze des Wasserstoffs(4 % Wasserstoff in Luft) überschrittenwerden.Sofern nicht nachgewiesen werden kann, daßGemische mit höherer Wasserstoffkonzentration- auch in örtlich begrenzten Bereichen - nichtauftreten, müssen wirksame Gegenmaßnahmenvorgesehen werden.(2) Das Überwachungssystem1. Aufgabe des ÜberwachungssystemsDie örtliche und zeitliche Verteilung von Wasserstoffinfolge eines Kühlmittelverluststörfallsmuß überwacht werden.Es muß ein Meßsystem vorhanden sein, welchesauch unter den nach einem Störfall zuerwartenden Bedingungen eine zuverlässigeBestimmung der Wasserstoffverteilung innerhalbder kritischen Bereiche des Sicherheitsbehälterssicherstellt.2. Auslegung des Überwachungssystems- Zur Auslegung des Überwachungssystemssind geeignete Rechenverfahren zur Bestimmungder zu erwartenden örtlichen und zeitlichenWasserstoffverteilung anzuwenden.Aufgrund dieser Rechnungen sind Meßstellenfestzulegen, die eine zuverlässige Überwachungder Wasserstoffkonzentration ermöglichen.- Zur Berücksichtigung der Einflußgrößen Temperatur,Druck und Feuchte sind bei denMeßstellen die Temperaturen zu messen.Druckwerte können der übrigen Störfallfolgeinstrumentierungentnommen werden. Im übrigengelten die Bestimmungen zur Störfallfol-M10:2.2.8.3M10:2.2.8.3.1 (1)M10:2.2.8.3.1 (2)M10:2.2.8.3.1 (3)-Im bestimmungsgemäßen Betrieb (Sicherheitsebenen1 und 2) sowie bei Ereignissen derSicherheitsebene 3 wird zur Verhinderung einerWasserstoffexplosion oder eines Wasserstoffbrandesim Sicherheitsbehälter zu keiner Zeitweder integral noch lokal die Zündgrenze desWasserstoffs (4% Wasserstoff in Luft) überschritten.Alle Quellen der Wasserstofferzeugung sindberücksichtigt.Sofern nicht nachgewiesen ist, dass Gemischemit höherer Wasserstoffkonzentration - auch inörtlich begrenzten Bereichen - nicht auftreten,sind Vorsorgemaßnahmen vorgesehen.Die örtliche und zeitliche Verteilung von Wasserstoffinfolge eines Kühlmittelverluststörfalls mußüberwacht werden.Es ist ein Meßsystem vorhanden, welches auchunter den nach einem Kühlmittelverluststörfall zuerwartenden Bedingungen eine zuverlässigezeitliche Bestimmung der Wasserstoffverteilunginnerhalb der kritischen vorrangig beaufschlagtenBereiche des Sicherheitsbehälters sicherstellt.Auf Basis geeigneter Rechenverfahren sindMessstellen festgelegt, die eine zuverlässigeÜberwachung der Wasserstoffkonzentration ermöglichen.An den Messstellen zur Bestimmung der Wasserstoffkonzentrationwird auch die Temperaturim Sicherheitsbehälter gemessen.Überführung in genannte Nummer. Sieheauch Modul 6 Nummern A1 (2).Durch Nummer 2.2.8.3.2 (1) Modul 10 abgedeckt.Der erste Satz ist überflüssig, weil er sich ausden anderen Kriterien des Moduls 10 ergibt..Überführung der Anforderung der RSK LL indie genannte Nummer in Modul 10.Überführung der Anforderung der RSK LL indie genannte Nummer in Modul 10.- 162 -

geinstrumentierung (Kap. 25.3).- Die Aktivität der entnommenen Gasprobenmuß gemessen werden können.(3) Wasserstoffbildung und FreisetzungFür die Wasserstoffbildung nach dem Kühlmittelverluststörfallsind folgende Quellen zu berücksichtigen:- Radiolyse im Kern- Radiolyse im Sumpf- Radiolyse im Brennelementlagerbecken- Metall-Wasser-Reaktion im Kern- sonstige Metall-Wasser-ReaktionenDie Berechnung der Wasserstoffbildung ist fürmindestens 100 Tage nach Störfalleintritt durchzuführen.Hierbei ist der aus Metall- Wasser-Reaktionen stammende Wasserstoff als sofortfreigesetzt, näherungsweise homogen verteiltanzunehmen. Der langfristige durch Radiolyseentstehende Wasserstoff ist als mit bzw. aus demKühlmittel kontinuierlich freigesetzt zu betrachten.Hierbei muß der Freisetzungsort berücksichtigtwerden. Für die Berechnung der Wasserstoffquellstärkengelten folgende Vorschriften:1. Nettoentstehungsraten für Kern- und Sumpf-Radiolyse G(H2)-Wert: 0,44 Moleküle/100 eVDieser Wert stellt die experimentell abgesicherteobere Grenze der Bildungsrate für diezu erwartende wirksame Strahlung dar.M10: Die Aktivität der entnommenen Gasproben mußgemessen werden können.Durch Modul 9, Nummer 5.4.2 (2) behandelt„Zur Überwachung der Aktivität in der Atmosphäredes Sicherheitsbehälters bei Ereignisabläufenund Anlagenzuständen der Sicherheitsebene3 und 4 sindHochdosisleistungsmesseinrichtungen undProbeentnahmeeinrichtungen vorhanden,durch die erforderliche Informationen zur Einleitungvon Notfallmaßnahmen und zur Unterstützungvon Katastrophenschutzmaßnahmenzur Verfügung gestellt werden.“.M6: Beim Nachweis, dass die WasserstoffkonzentrationÜberführung der Anforderung der RSK LL inA1 (2)im Sicherheitsbehälter zu keinem Zeitpunkt die genannte Nummer in Modul 6.während des Betriebes und nach Kühlmittelverluststörfällenlokal oder integral die Zündgrenze(4% Wasserstoff in Luft) überschreitet, werdenfolgende Vorgaben berücksichtigt:1. Wasserstoffquellen:- Radiolyse im Kern,- Radiolyse im Sumpf,- Radiolyse im Brennelementlagerbecken,- Metall-Wasser-Reaktion im Kern,M6:A1 (2)M6:A1 (2)- sonstige Metall-Wasser-Reaktionen.2. Die Berechnung der Wasserstoffbildung wirdfür mindestens 100 Tage nach Störfalleintrittberechnet durchgeführt. Hierbei wird angenommen,dass der aus Metall-Wasser-Reaktionen stammende Wasserstoff sofortfreigesetzt und näherungsweise homogenverteilt wird. Für den langfristig durch Radiolyseentstehenden Wasserstoff wird angenommen,dass er kontinuierlich mit bzw. aus demKühlmittel freigesetzt wird. Bei der Berechnungwird der Freisetzungsort berücksichtigt.Für die Berechnung der Wasserstoffquellstärkengelten folgende Vorschriften:3. Als Nettoentstehungsraten für Kern- undSumpf-Radiolyse die Radiolyse im Reaktorkernund im Sumpf wird ein G(H 2 )-Wert von0,44 Moleküle/100 eV angesetzt (dieser Wertstellt die experimentell abgesicherte obere- 163 -

1. Wirksame Nachzerfallsleistung des Kerns- Als Quelle der radiolytisch wirkenden Strahlungist mindestens der der vorgesehenenAbbrandstrategie entsprechende Gleichgewichtskernam Zyklusende anzunehmen,wobei die Spaltstoffzusammensetzung einschließlichder Aktivierungsprodukte der imKern befindlichen Brennelemente zu berücksichtigenist. Für die Berechnung derZeitfunktion der - Nachzerfallsleistung P(t)sind die Werte von Shure 19) zugrunde zulegen und mit einem Zuschlag von 20 % zuversehen.- Der im Kühlmittel absorbierte Anteil der -Nachzerfallsleistung ist als Zeitfunktion zuermitteln. Sind die für die Berechnung vereinfachendenAnnahmen erforderlich (z.B.Einteilung in Energiegruppen, Vereinfachungder Reaktorkern- Geometrie), so istder Nachweis zu führen, daß diese Annahmenzu konservativen Werten führen.Andernfalls ist ein zeitlich konstanter Wertvon 10 % zu verwenden.- Eine Absorption von -Strahlung im Kühlmittelbraucht wegen des Selbstabschirmungseffektsnicht berücksichtigt zu werden.19)K. Shure, Fission Product Decay Energy,WAPD-BT-24, 1961 Abweichende Werte undRechenverfahren können zugelassen werden,wenn der Hersteller entsprechende Nachweisevorlegt.3. Wirksame Nachzerfallsleistung im SumpfFür die in das Kühlmittel freigesetzten Spaltproduktesind die im Kap. 22.1.1 (1) Pkt. 4genannten Werte konservativ auch dann zugrundezulegen,wenn die Auslegung der Kernnotkühlungniedrigere Werte erwarten läßt.Für die Radiolyseberechnung ist anzunehmen,daß sich die freigesetzten Spaltproduktevollständig im Kühlmittel befinden und ihre -M6:A1 (2)M6:A1 (2)Grenze der Bildungsrate für die zu erwartendewirksame Strahlung dar).4. Wirksame Nachzerfallsleistung des Kernsa) Als Quelle der radiolytisch wirkenden Strahlungwird mindestens der der vorgesehenenAbbrandstrategie entsprechende Gleichgewichtskernam Zyklusende angenommen,wobei die Spaltstoff- und Spaltproduktzusammensetzungeinschließlich der der imKern befindlichen Brennelemente und die Aktivierungsprodukteder im Kern befindlichenBrennelemente berücksichtigt werden. FürdDie Berechnung der Zeitfunktion der γ-Nachzerfallsleistung P(t) erfolgt gemäß derNummer 3.2.4 (4) sind die Werte von Shure 1)zu Grunde gelegt und mit einem Zuschlag von20 % versehen.b) Der im Kühlmittel absorbierte Anteil der γ-Nachzerfallsleistung wird als Zeitfunktion ermittelt.Sind die für die Berechnungvereinfachenden Annahmen erforderlich (z. B.Einteilung in Energiegruppen, Vereinfachungder Reaktorkern-Geometrie), so wird nachgewiesen,dass diese Annahmen zu konservativenErgebnissen Werten führen. Andernfallswird ein zeitlich konstanter Wert von 10 %verwendet.c) Eine Absorption von β-Strahlung im Kühlmittelmuss wegen des Selbstabschirmungseffektsnicht berücksichtigt werden.1)K. Shure, Fission Product Decay Energy, WAPD-BT-24, 1961 (abweichende Werte und Rechenverfahrenkönnen zugelassen werden, wenn entsprechendeNachweise vorliegen).5. Bezüglich der wirksamen Nachzerfallsleistungim Sumpf werden für die in das Kühlmittelfreigesetzten Spaltprodukte Werte entsprechenddem maximal zulässigen Brennstabschadensumfangangesetzt, sofern nichtdurch eine Schadensumfangsanalyse einniedrigerer Wert nachgewiesen ist.Für die Radiolyseberechnung wird in Anlehnungan die StörfallberechnungsgrundlagenÜberführung der Anforderung der RSK LL indie angegebene Nummer in Modul 6.- 164 -

und - Strahlungsenergie zu 100 % vomSumpfwasser absorbiert wird.4. Radiolyse im Brennelement-LagerbeckenDie Radiolyse im Brennelement- Lagerbeckenist zu berücksichtigen.5. Metall-Wasser-Reaktion im ReaktorkernZur Berechnung der reagierendenZirkonmenge ist die Baker- Just-Gleichung 20)zu verwenden. Der zeitliche und räumlicheTemperaturverlauf ist den Ergebnissen derKernnotkühlrechnungen zu entnehmen.20)L. Baker Jr., W. C. Just, Studies of Metal-Water-Reactions of High Temperatures III, Experimentaland Theoretical Studies of the Zirconium- Water-Reaction, ANL-6548, 19626. Sonstige Metall-Wasser-ReaktionenSonstige Metall-Wasser-Reaktionen brauchendann nicht berücksichtigt zu werden, wennder Nachweis erbracht ist, daß aus ihnen keinenennenswerten Wasserstoffmengen freigesetztwerden.(4) Maßnahmen zur Verhinderung von zündfähigenWasserstoffkonzentrationenFür Maßnahmen zur Verhinderung von zündfähigenWasserstoffkonzentrationen in der Sicherheitsbehälteratmosphärenach einem Kühlmittelverluststörfallgelten folgende Grundsätze:1. Ergeben die Berechnungen, daß in Teilbereichendes Sicherheitsbehälters die Wasser-M6:A1 (2)M6:A1 (2)M10:2.2.8.3.2 (1)M10:2.2.8.3.angenommen, dass sich von den freigesetztenSpaltprodukten folgende Anteile (bezogenauf das Inventar der defekten Brennstäbe) imSumpfwasser befinden: 6% der Halogene, Alkalimetalle (90%spontane Ablagerung im Sumpf der 1%freigesetzten Halogene, Alkalimetalle und5% durch Auslaugung während desSumpfbetriebs),0,5% der spontanen Feststoffe (99% Ablagerungim Sumpf der 0,01% freigesetztensonstigen Feststoffe und 0,5% sonstigeFeststoffe durch Auslaugung).Ihre γ- und β- Strahlungsenergie wird zu100% vom Sumpfwasser absorbiert.Radiolyse im Brennelement-LagerbeckenDie Radiolyse im Brennelement- Lagerbeckenwird berücksichtigt.6. Metall-Wasser-Reaktion im ReaktorkernBei der Zur Berechnung der reagierendenZirkonmenge im Reaktorkern wird ist die Baker-Just-Gleichung20) zu verwenden. der zeitlicheund räumliche Temperaturverlauf wirdden Ergebnissen der Kernnotkühlrechnungenentnommen.20)L. Baker Jr., W. C. Just, Studies of Metal-Water-Reactions of High Temperatures III, Experimental andTheoretical Studies of the Zirconium- Water-Reaction,ANL-6548, 19627. Sonstige Metall-Wasser-Reaktionen werdendann nicht berücksichtigt, wenn nachgewiesenist, dass sie keine nennenswerten Wasserstoffmengenfreisetzen.Für Maßnahmen und Einrichtungen zur Verhinderungvon zündfähigen Wasserstoffkonzentrationenin der Sicherheitsbehälteratmosphäre nacheinem Kühlmittelverluststörfall gelten folgendeGrundsätze:Ergeben die Berechnungen, dass lokal die Wasserstoffkonzentrationim in Teilbereichen desIn M6 A1 (2) enthalten.Die Metall-Wasser Reaktion ist gemäß demaktuellen Stand von Wissenschaft und Technikzu berechnen. Eine Festlegung der hierbeizu verwendenden Korrelation ist nicht erforderlich.Überführung der Anforderung der RSK LL indie angegebene Nummer in Modul 6.- 165 -

stoffkonzentration auf Werte oberhalb derZündgrenze ansteigen kann, so sind aktiveEinrichtungen vorzusehen, die eine ausreichendeZwangsdurchmischung der Sicherheitsbehälteratmosphäresicherstellen.2. Ergibt die Berechnung der integralen Wasserstoffkonzentration,daß ein Volumengehaltvon 4 % nicht ausgeschlossen werden kann,gilt folgendes:- Es muß gezeigt werden, daß am Sicherheitsbehältergeeignete Anschlußmöglichkeitenfür einen Störfallrekombinator vorgesehensind. Diese Anforderung gilt alserfüllt, wenn ein Rekombinatorsystem, dasbei einem Störfall eingesetzt werden kann,fest installiert ist.- Von den Betreibern der Kernkraftwerke istdafür Sorge zu tragen, daß bei einem Störfallder rechtzeitige und zuverlässige Einsatzvon Störfallrekombinatoren gewährleistetist.- Der Durchsatz des Störfallrekombinatorsist so zu bemessen, daß die integraleWasserstoffkonzentration bei maximalerVorbelastung durch Wasserstoff aus derZr-H2O Reaktion, gemäß (3), stets unterder Zündgrenze von 4 % Volumengehaltbleibt.- Die Auslegung des Störfallrekombinatorsmuß seine zuverlässige Verfügbarkeit undFunktion gewährleisten, auch unter denBedingungen die zum Zeitpunkt der notwendigenEinschaltung innerhalb desSicherheitsbehälters herrschen. Es istnachzuweisen, daß die unter konservativenRandbedingungen ermittelte Spaltproduktbeladungdes Störfallrekombinatorsdurch luftgetragene Halogene und flüchtige2 (1) a) Sicherheitsbehälters die Wasserstoffkonzentrationauf Werte oberhalb der Zündgrenze ansteigenkann, so sind aktive Einrichtungen vorgesehen,die eine ausreichende Zwangsdurchmischungder Sicherheitsbehälteratmosphäre sicherstellen.M10:2.2.8.3.2 (1) b)Ergibt die Berechnung der integralen Wasserstoffkonzentration,dass ein Volumengehalt von4 %Erreichen der Zündgrenze langfristig nichtausgeschlossen werden kann, gilt Folgendes:(i) Es wird gezeigt, dass am Sicherheitsbehältergeeignete Anschlussmöglichkeiten für einenStörfallrekombinator Einrichtungen zur Rekombinationvorgesehen sind. Diese Anforderunggilt als erfüllt, wenn einRekombinatorsystem, das bei einem Störfalleingesetzt werden kann, fest installiert istoder, dass ein Rekombinatorsystem fest installiertist, das die Kriterien der Sicherheitsebene3 erfüllt.(ii) Es ist dafür Sorge getragen, dass bei einemStörfall die Einrichtungen zur Rekombinationrechtzeitig und zuverlässig zum Einsatz kommen.(iii) Der Durchsatz des Störfallrekombinators DieAbbaurate der Einrichtungen zur Rekombinationist so bemessen, dass die integrale Wasserstoffkonzentrationbei maximaler Vorbelastungdurch Wasserstoff insbesondere aus derZr-Wasser Reaktion, gemäß (3), stets unterder Zündgrenze von 4 % Volumengehaltbleibt.(iv) Die Auslegung des Störfallrekombinators derEinrichtungen zur Rekombination gewährleisteteine zuverlässige Verfügbarkeit und Funktion,auch unter den Bedingungen, die zumZeitpunkt der notwendigen Aktivierung innerhalbdes Sicherheitsbehälters herrschen. Esist nachgewiesen, dass die unter konservativenRandbedingungen ermittelte Spaltproduktbeladungdes Störfallrekombinators derEinrichtungen zur Rekombination durch luft-Überführung der Anforderung der RSK LL indie angegebene Nummer in Modul 10.- 166 -

Feststoffe und die daraus resultierendeWärmetönung im Störfallrekombinator denStörfallbetrieb unter radiologischen undsicherheitstechnischen Gesichtspunktennicht unzulässig beeinträchtigen.- Der Aufstellungsort desStörfallrekombinators soll im Hinblick aufdie Möglichkeit, daß nach Störfällen u. U.erhebliche Aktivitätsmengen aus demSicherheitsbehälter in denRekombinatorstrang verlagert werden, sonah wie von der Zugänglichkeit her möglich,am Sicherheitsbehälter liegen. DerAufstellungsort und Räume außerhalb desSicherheitsbehälters, durch die die Zu- undAbleitungen desStörfallrekombinatorsystems geführt werden,sind über Aerosol- und Jodfilter zuentlüften, um unzulässige radioaktive Freisetzungenüber eventuelle Leckagen zuvermeiden. Die Rohrleitungen sind entsprechendabzuschirmen.3. Als Planungsmaßnahmen zur Verringerungder integralen Wasserstoffkonzentration istein Aufpumpen des Sicherheitsbehälters nichtzulässig.(5) Sicherheitsanforderungen1. Aktive Maßnahmen müssen rechtzeitig voraber auch bei unterstellter Wasserstoffkonzentrationvon 4 % Volumengehalt noch eingesetztwerden können.2. Der Einsatz solcher Maßnahmen kann aufden Anforderungsfall beschränkt bleiben, d.h.aufgrund von Messungen mit Hilfe des Überwachungssystems.Ein Einzelfehler ist beimEinsatz solcher Maßnahmen nicht zu unterstellen,soweit Reparatur oder Ersatzmaßnahmenmöglich sind.M10:2.2.8.3.2 (3)M10:2.2.8.3.2 (2)M10:2.2.8.3.2 (4)getragene Halogene und flüchtige Feststoffeund die daraus resultierende Wärmetönungim Störfallrekombinator den Störfallbetrieb inden Einrichtungen zur Rekombination derenFunktion unter radiologischen und sicherheitstechnischenGesichtspunkten nicht unzulässigbeeinträchtigen.(v) Der Aufstellungsort des Störfallrekombinatorsder Einrichtungen zur Rekombination außerhalbdes Sicherheitsbehälters liegt im Hinblickauf die Möglichkeit, dass nach Störfällen u. U.erhebliche Aktivitätsmengen aus dem Sicherheitsbehälterin den Rekombinatorstrang verlagertwerden, so nah wie von der Zugänglichkeither möglich, am Sicherheitsbehälter.Der Aufstellungsort und Räume, durch die dieZu- und Ableitungen desStörfallRekombinatorsystems geführt werden,werden über Aerosol- und Jodfilter entlüftet,um unzulässige radioaktive Freisetzungenüber eventuelle Leckagen zu vermeiden. DieRohrleitungen sind entsprechend abgeschirmt.Als vorgeplante Maßnahme zur Verringerung derintegralen Wasserstoffkonzentration findet einSpülen (Einspeisen und Abgabe aus demSicherheitsbehälter) des Sicherheitsbehältersnicht statt.Aktive Maßnahmen können vor Erreichen einerWasserstoffkonzentration von 4% Volumengehaltrechtzeitig installiert und in Betrieb genommenwerden. Die Ansteuerung kann von Hand erfolgen.Der Einsatz solcher Maßnahmen kann auf denAnforderungsfall beschränkt bleiben, d.h. aufgrundvon Messungen mit Hilfe des Überwachungssystems.Es wird kein Einzelfehler istbeim Einsatz für solcher Maßnahmen nicht festinstallierte Einrichtungen zur Rekombination nichtzu unterstellenunterstellt, soweit Reparatur oderErsatzmaßnahmen rechtzeitig möglich sind.Überführung der Anforderung der RSK LL indie angegebene Nummer in Modul 10.Überführung der Anforderung der RSK LL indie angegebene Nummer in Modul 10.- 167 -

3. Die Ansteuerung kann - da es sich um einLangzeitproblem handelt - von Hand geschehen.M10:2.2.8.3.2 (2)25. Störfallinstrumentierung -25.1 Allgemeine Anforderungen -(1) Die Störfallinstrumentierung hat die Aufgabe,vor, während und nachM5:13.1- einem Störfall oder- einem Ereignis, das zu einer erhöhten Freisetzungvon radioaktiven Stoffen in die Kernkraftwerksumgebungführen kann,einen Überblick über den Betriebszustand zuermöglichen und alle den Anlagenzustand beschreibendenwesentlichen Daten sowie diewichtigsten Wetterdaten anzuzeigen und zeitgerechtzu dokumentieren.(2) Zur Erfüllung ihrer Aufgabe ist die Störfallinstrumentierungin eine Störfallablaufinstrumentierungund in eine Störfallfolgeinstrumentierung zuunterteilen.(3) Die Störfallfestigkeit der Störfallinstrumentierungist, soweit erforderlich, vor deren Einsatznachzuweisen.(4) Die Einrichtungen der Störfallinstrumentierungsind an eine unterbrechungslose Notstromversorgungdes Notstromsystems anzuschließen.(5) Für jede erfaßte Meßgröße der Störfallinstrumentierungmuß die Tageszeit aus den zugehörigenDokumentationsunterlagen so genau bestimmtwerden können, daß eine zeitliche Zuordnungzu Daten aus anderen Informationsquellenmöglich ist.M5:13.2 (1)M5:13.2 (2)M5:13.2 (3)M5:13.3.2(2)Die Ansteuerung kann, da es sich um ein Langzeitproblemhandelt, von Hand erfolgen.GeltungsbereichDie Störfallinstrumentierung hat die Aufgabe, vor,während und nach- einem Störfall oder- einem Ereignis, das zu einer erhöhten Freisetzungvon radioaktiven Stoffen in die Kernkraftwerksumgebungführen kann,einen Überblick über denBetriebsAnlagenzustand zu ermöglichen und alleden Anlagenzustand beschreibenden wesentlichenDaten sowie die wichtigsten Wetterdatenanzuzeigen und zeitgerecht zu dokumentieren.Zur Erfüllung ihrer Aufgabe ist Die Störfallinstrumentierungist in eineStörfallablaufinstrumentierung und in eine StörfallfolgeinstrumentierungStörfallanzeige und eineStörfallaufzeichnung unterteilt.Die Komponenten der Störfallinstrumentierungsind, soweit erforderlich, störfallfest ausgelegt.Die Einrichtungen der Störfallinstrumentierungsind an eine unterbrechungsloseNotstromversorgung des Notstromsystemsangeschlossen. Für Einrichtungen derStörfallinstrumentierung, bei denen aufgrundihrer Aufgabenstellung eine kurzzeitigeNichtverfügbarkeit zulässig ist, muss dieStromversorgung nicht unterbrechungslos erfolgen.Für jede erfaßte Meßgröße der Störfallinstrumentierungmuß die Tageszeit Die Störfallaufzeichnungist so ausgelegt, dass für jede erfassteMessgröße der Störfallinstrumentierung der Zeitbezugaus den zugehörigen Dokumentationsunterlagenso genau bestimmt werden kann, dasseine zeitliche Zuordnung zu Daten aus anderenInformationsquellen möglich ist.Die Unterteilung der SFI wurde den Begriffenaus der KTA 3502 angepasst, weil die detailliertenAnforderungen mit diesen Begriffenverknüpft sind.Überführung der Anforderung in die genannteNummer.- 168 -

(6) Die Dokumentationseinrichtungen sind soauszulegen, daß das Zeitverhalten der Meßgrößenmit ausreichender Genauigkeit erfaßt wird.(7) Zur Begutachtung sind Unterlagen vorzulegen,die das Auslegungskonzept und die sicherheitstechnischwichtigen Einzelheiten der Störfallinstrumentierungprüffähig beschreiben.M5:13.3.2(3)M5,13.2 (4)25.2 Störfallablaufinstrumentierung -(1) Die Störfallablaufinstrumentierung ist so auszulegen,daß die zur Feststellung eines Störfallablaufsausgewählten Zustandsgrößen übersichtlichM5,13.3.2(1)und in der richtigen zeitlichen Folge doku-mentiert werden.(2) Die Störfallablaufinstrumentierung mußgrundsätzlich jederzeit in Betrieb sein. Eine eingeschränkteFunktionsfähigkeit (z.B. bei erforderlichenInstandsetzungsarbeiten) ist zulässig,wenn im Bedarfsfall eine ausreichende Mindestinformationdurch den funktionsfähigen Teil derStörfallinstrumentierung gewährleistet ist. Dievollständige Funktionsfähigkeit der Störfallablaufinstrumentierungist so schnell wie möglich wiederherzustellen.(3) Es ist festzulegen, welche Einrichtungen derStörfallablaufinstrumentierung auch bei abgefahrenerReaktoranlage in Betrieb sein müssen.(4) Für die Aufzeichnung und Speicherung derStörfallablaufdaten sind zwei möglichstdiversitäre Datenspeicher einzusetzen. Der Ausfalleines Datenspeichers ist anzuzeigen.(5) Die bei Störfallabläufen aufgezeichneten Störfallablaufdatensind gesichert aufzubewahren. EsM5,13.3.2(4)M5:13.3.2(5)M5:13.3.2(6)M5:13.3.2Die Dokumentationseinrichtungen sind so ausgelegt,dass das Zeitverhalten der Messgrößen miterforderlicher Genauigkeit erfasst wird.Zur Begutachtung sind Unterlagen vorzulegen,die Das Auslegungskonzept und die sicherheitstechnischwichtigen Einzelheiten der Störfallinstrumentierungsind prüffähig dokumentiertbeschreiben.Die Störfallaufzeichnung ist so ausgelegt, dassdie Messgrößen, die vor, während und nach Eintreten- eines Ereignis der Sicherheitsebenen 3 oder4a oder- eines Ereignisses, das zu einer erhöhtenFreisetzung radioaktiver Stoffe in die Kernkraftwerksumgebungführen kann (Sicherheitsebenen4b oder 4c),übersichtlich und in der richtigen zeitlichen Folgedokumentiert werden.Die Störfallablaufinstrumentierungaufzeichnungist grundsätzlich jederzeit in Betrieb. Eine eingeschränkteFunktionsfähigkeit (z. B. bei erforderlichenInstandsetzungsarbeiten) ist zulässig, wennim Bedarfsfall eine ausreichende Mindestinformationdie erforderliche Information durch den funktionsfähigenTeil der Störfallinstrumentierunggewährleistet ist. Die vollständige FunktionsfähigkeitderStörfallablaufinstrumentierungaufzeichnung wirdso schnell wie möglich wiederhergestellt.Es ist festgelegt, welche Einrichtungen derStörfallablaufinstrumentierungaufzeichnung inden Betriebsphasen B-F der Anlage auch beiabgefahrener Reaktoranlage in Betrieb sind.Für die Aufzeichnung und Speicherung der Störfallablaufdatenwerden zur Vorsorge gegen einensystematischen Ausfall zwei möglichst diversitäremindestens zwei Datenspeicher eingesetzt. DerAusfall eines Datenspeichers wird angezeigt.Die bei Störfallabläufen aufgezeichneten StörfallablaufdatenDie Störfallaufzeichnungen werdenÜberführung der Anforderung in die genannteNummer, wobei der Textvorschlag unter Berücksichtigungdes Konzepts der Sicherheitsebenenerarbeitet wurde.Text wurde hinsichtlich der Anforderung andie Diversität der Datenspeicher präzisiert,wobei eine Auslegung gegen einen systematischenAusfall für die Datenspeicher gefordertwird.- 169 -

ist sicherzustellen, daß diese Daten weder verändertnoch gelöscht werden.(6) Die nach Eintritt eines anlageninternen Störfallsauftretenden Umgebungsbedingungen dürfennicht zum Ausfall der zur Störfallbeurteilungerforderlichen Meßeinrichtungen und Informationenführen.(7) gesichert aufbewahrt. Es ist sichergestellt, dassdiese Daten weder verändert noch gelöscht werden.M5:13.3.2(8)25.3 Störfallfolgeinstrumentierung -25.3.1 Auslegung -(1) Die Störfallfolgeinstrumentierung ist so auszulegen,daß die Daten, die nach EintretenM5,13.3.1- eines Störfalls oder(1)- eines Ereignisses, das zu einer erhöhtenFreisetzung radioaktiverStoffe in die Kernkraftwerksumgebung führenkann, für die Beurteilung der Anlagensicherheit,der Wirksamkeit des Sicherheitssystems und fürdie Entscheidung überNotfallschutzmaßnahmen 21) eine entscheidendesicherheitstechnische Bedeutung haben, zuverlässigund ausreichend genau angezeigt unddokumentiert werden.21)Hinweis: Um Notfallschutzmaßnahmen einleitenund durchführen zu können, ist neben der im Kap. 25geforderten Störfallinstrumentierung innerhalb derAnlage eine rasche Durchführung von Messungenaußerhalb der Anlage in der Kernkraftwerksumgebungsicherzustellen. (Siehe "Emfehlung zur Planung vonNotfallschutzmaßnahmen durch Betreiber von Kernkraftwerken",verabschiedet im Länderausschuß fürAtomenergie am 15. und 16.6.1976)(2) Die Störfallfolgeinstrumentierung muß in bezugauf Meßbereiche, Störfallfestigkeit, Zuverlässigkeitund Genauigkeit so ausgelegt werden,daß sich das Bedienungspersonal auf diese Instrumentierungjederzeit verlassen kann.(3) Es sind eignungsgeprüfte oder für den Einsatzfallund für die unterstellten Einsatzbedingungenbewährte und möglichst wartungsfreieGeräte zu verwenden.M5,13.3.1(6)Die nach Eintritt eines Ereignisses der Sicherheitsebene3 auftretenden Umgebungsbedingungenführen nicht dazu, dass die zur Störfallbeurteilungerforderlichen Informationen nicht zurVerfügung stehen.Die Störfallanzeige ist so ausgelegt, dass Daten,die vor, während und nach Eintreten eines Ereignissesder Sicherheitsebenen 3 oder 4a für dieBeurteilung der Anlagensicherheit, der Wirksamkeitdes Sicherheitssystems und für die Entscheidungüber Maßnahmen des anlageninternenNotfallschutzes erforderlich sind, zuverlässigund ausreichend genau angezeigt werden.Bei Auslegung der Störfallanzeige ist berücksichtigt,dass die Daten, die vor, während und nachEintreten eines Ereignisablaufs bzw. Anlagenzustands,welche zu einer erhöhten Freisetzungradioaktiver Stoffe in die Kernkraftwerksumgebungführen können (Sicherheitsebenen 4b oder4c), für die Entscheidung über Maßnahmen desanlageninternen Notfallschutzes erforderlich sind,unter den anzunehmenden Umgebungsbedingungenmit der erforderlichen Genauigkeit angezeigtwerden.Die Störfallfolgeinstrumentierung muß in bezugauf Meßbereiche, Störfallfestigkeit, Zuverlässigkeitund Genauigkeit so ausgelegt werden, daßsich das Bedienungspersonal auf diese Instrumentierungjederzeit verlassen kann.Es werden eignungsgeprüfte oder für den Einsatzfallund für die unterstellten Einsatzbedingungenbewährte und möglichst wartungsfreieGeräte verwendet.(4) Die Einrichtungen zur Erfassung, Verarbei- M5, Die Einrichtungen zur Erfassung, VerarbeitungÜberführung der Anforderung in die genannteNummer in Modul 5.Überführung der Anforderung in die genannteNummer in Modul 5.Überführung der Anforderung in Modul 5 Abs.13.3.1 wobei der Textvorschlag für Modul 5auf der Grundlage der KTA 3502 für die Umsetzungdes SE-Konzepts erarbeitet wurde- 170 -

tung und Dokumentation der Meßgrößen sindtechnisch so einfach wie möglich aufzubauen.13.3.1(7)und Dokumentation der Messgrößen sind technischso einfach wie möglich aufgebaut.(5) Es sind zum Beispiel folgende Meßgrößenanzuzeigen und zu dokumentieren:- Druck in der Druckführenden Umschließung- Kühlmittelein- und -austrittstemperaturen inden Hauptkühlkreisläufen- Siedeabstand (Druck und Temperatur)- Neutronenflußdichte22)- Füllstand im Primärsystem- Füllstand im Druckhalter- Füllstände im Sekundärsystem- Druck im Sicherheitsbehälter- Temperatur der Sicherheitsbehälteratmosphäre- Temperatur im Brennelementlagerbecken- Ortsdosisleistung an der Personenschleuse- Aktivität der Kaminfortluft (Aktivitätskonzentrationund Durchsatz) aufgetrennt in Edelgase,Aerosole und Jod- Windgeschwindigkeit, Windrichtung und Ausbreitungskategorie(z.B. durch Erfassung desTemperaturgradienten)(5) Es sind zum Beispiel folgende Meßgrößenanzuzeigen und zu dokumentieren:- Druck in der Druckführenden Umschließung- Kühlmittelein- und -austrittstemperaturen inden Hauptkühlkreisläufen- Siedeabstand (Druck und Temperatur)- Neutronenflußdichte22)- Füllstand im Primärsystem- Füllstand im Druckhalter- Füllstände im Sekundärsystem- Druck im Sicherheitsbehälter- Temperatur der Sicherheitsbehälteratmosphäre- Temperatur im Brennelementlagerbecken- Ortsdosisleistung an der Personenschleuse- Aktivität der Kaminfortluft (Aktivitätskonzentrationund Durchsatz) aufgetrennt in Edelgase,Aerosole und Jod- Windgeschwindigkeit, Windrichtung und Ausbreitungskategorie(z.B. durch Erfassung desTemperaturgradienten)Die Liste der Messgrößen ist ein Bestandteilder Fachregel (KTA 3505) und entspricht nichtdem Detaillierungsgrad des Moduls 5.22) Hinweis: Es ist eine Messeinrichtung vorzusehen,die dem Stand von Wissenschaft und Technik entsprichtund Aussagen über die Bedeckung des Reaktorkernsermöglicht.(6) Die Einrichtungen zur Messung der Kernaustrittstemperaturensind so auszulegen, daß Temperaturenbis ca. 1000 °C erfaßt werden können.(7) Die Meßgrößen der Störfallfolgeinstrumentierungsind grundsätzlich in der Schaltwarte desKernkraftwerkes und in der Notsteuerstelle anzuzeigenund aufzuzeichnen.(8) Durch Störfälle und deren Folgen darf dieFunktion der Störfallfolgeinstrumentierung nichtso beeinträchtigt werden, daß die Erfassung,Anzeige und Aufzeichnung der Störfallfolgemeßgrößenverhindert wird. Meßstellen außer-M5:13.3.1(8)M5:13.3.1(9)22)Hinweis: Es ist eine Messeinrichtung vorzusehen,die dem Stand von Wissenschaft und Technik entsprichtund Aussagen über die Bedeckung des Reaktorkernsermöglicht.Die Einrichtungen zur Messung der Kernaustrittstemperaturensind so auszulegen, daß Temperaturenbis ca. 1000 °C erfaßt werden können.Die Messgrößen der Störfallübersichts- undWeitbereichsanzeigeStörfallfolgeinstrumentierung werden grundsätzlichin der SchaltWarte des Kernkraftwerks und inder Notsteuerstelle angezeigt und aufgezeichnet.Die Funktion der Störfallübersichts- und Weitbereichsanzeigewird durch Ereignisse der Sicherheitsebenen3 und 4a und ihre Folgen nicht beeinträchtigt.Die Anforderung entspricht nicht dem Detaillierungsgraddes Moduls 5.Überführung der Anforderung in die genannteNummer in Modul 5 . Textvorschlag wurde aufder Grundlage der RSK-LL für die Umsetzungdes SE-Konzepts erarbeitet.- 171 -

halb der Reaktoranlage sind so anzuordnen undzu installieren, daß ein Ausfall dieser Meßstellenzusammen mit sicherheitstechnisch wichtigenTeilen der Anlage durch Einwirkungen von außenhinreichend unwahrscheinlich ist.(9) Eine redundante Messwerterfassung undMesswertverarbeitung für eine Messgröße istnicht erforderlich, wenn nachgewiesen wird, dass- der Informationsgehalt dieser Meßgröße auchdurch Meßwerte anderer Meßgrößen derStörfallfolgeinstrumentierung oder durchMeßgrößen einer nachweislich gleichwertigenInstrumentierung vermittelt werden kann- oder der Ausfall von Meßwerten einer Meßgrößeim Bedarfsfall für eine bestimmte Zeitdauerakzeptiert und innerhalb dieser Zeit unterden dann herrschenden Bedingungen derAusfall behoben oder eine Ersatzlösung realisiertwerden kann.(10) Die Einrichtungen der Störfallfolgeinstrumentierungim gegen Einwirkungen von außen ungeschütztenBereich sind rückwirkungsfrei von denEinrichtungen des geschützten Bereichs zu entkoppeln.(11) Die Anzeigeeinrichtungen sind so auszulegen,daß sie eindeutig und mühelos abgelesenwerden können.(12) Die Anzeige- und Dokumentationseinrichtungensind übersichtlich anzuordnen und deutlichund eindeutig zu kennzeichnen.(13) Die Störfallfolgeinstrumentierung ist so auszulegen,daß jederzeit ihre lückenlose Überprüfungmöglich ist. Die Prüfungen sollen leichtdurchführbar sein.25.3.2 Funktionsprüfungen(1) Die Funktionsfähigkeit der Störfallfolgeinstrumentierungist während der Nutzungsdauer derM5,13.3.1(10)M5,13.3.1(11)M5,13.3.1(12)M5,13.3.2(9)M5,13.3.1(13)M5,13.3.1Eine redundante Messwerterfassung und Messwertverarbeitungfür eine Messgröße der Störfallübersichtsanzeigeund der Weitbereichsanzeigeist nicht erforderlich, wenn nachgewiesenwird, dass:- der Informationsgehalt dieser Messgrößeauch durch Messwerte anderer Messgrößender Störfallfolgeinstrumentierunganzeige oderdurch Messgrößen einer nachweislich gleichwertigenInstrumentierung vermittelt werdenkann,- oder der Ausfall von Messwerten einer Messgrößeim Bedarfsfall für eine bestimmte Zeitdauerakzeptiert und innerhalb dieser Zeit unterden dann herrschenden Bedingungen derAusfall behoben oder eine Ersatzlösung realisiertwerden kann.Die Einrichtungen derStörfallanzeigefolgeinstrumentierung im Bereich,der nicht gegen Einwirkungen von außen geschütztist, sind rückwirkungsfrei von den Einrichtungendes geschützten Bereichs entkoppelt.Die Einrichtungen der Störfallanzeige sind nachergonomischen Gesichtspunkten so gestaltet,dass die Voraussetzungen für ein sicherheitstechnischoptimales Verhalten des Betriebspersonalsgewährleistet sind.Die Anzeige- und Dokumentationseinrichtungensind übersichtlich angeordnet sowie deutlich undeindeutig gekennzeichnet.Die Störfallanzeigefolgeinstrumentierung ist soausgelegt, dass jederzeit eine lückenlose Überprüfungmöglich ist und die Prüfungen einfachdurchführbar sind.Die Funktionsfähigkeit derStörfallfolgeinstrumentierungübersichts- undÜberführung der Anforderung in die genannteNummer.- 172 -

Anlage durch geeignete Prüfungen nachzuweisen.Diese Prüfungen müssen alle funktionswichtigenKomponenten erfassen.(2) Art und Umfang der Prüfungen und die Zeitabständezwischen den Prüfungen sindfestzulgen.(14) Weitbereichsanzeige wird während derNutzungBetriebsdauer der Anlage durchgeeignete Prüfungen nachgewiesen. Diese Prüfungenerfassen alle funktionswichtigen Komponenten.M5:13.3.1(15)Art und Umfang der Prüfungen und die Zeitabständezwischen den Prüfungen sind festgelegt.(3) Die Ergebnisse der Prüfungen sind zu dokumentieren.M5:13.3.1(16)Die Ergebnisse der Prüfungen sind dokumentiert.- 173 -

Vorbemerkung zum 2. Anhang der RSK-Leitlinien für DruckwasserreaktorenDiese synoptische Darstellung dokumentiert die Einarbeitung der Anforderungen der Rahmenspezifikation „Basissicherheitvon druckführenden Komponenten“ (2. Anhang zu den RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren, (2.Ausgabe vom 24. Januar 1979) Kapitel 4.2, Stand: 25. April 1979.Der Geltungsbereich des 2. Anhangs bezieht sich auf die drucktragenden Wandungen von Komponenten (Behälter,Apparate, Rohrleitungen, Pumpen und Armaturen, ausgenommen Einbauteile, Bauteile zur Kraftübertragungund druckführende Wandungen ≤ DN 50) der „Äußeren Systeme“, wie sie im 1. Anhang zu den RSK-Leitlinien fürDruckwasserreaktoren (2. Ausgabe, 24. Januar 1979) Kapitel 4.2 aufgelistet sind. Dieser Anhang 1 enthält eineListe von Systemen, die wenigstens einem der Kriterien a, b, c genügen (Gruppe I) und für die die RahmenspezifikationBasissicherheit gelten soll. In den Anwendungsbereich der Rahmenspezifikation wurde noch die Gruppe IIaufgenommen, die darüber hinausgeht. Deren Versagen könne „schwere anlageninterne Schäden“ nach sich ziehen.Gruppe II ist nicht Teil des Anwendungsbereichs von Modul 4, sofern ihnen nicht nach einem der Kriterieneine sicherheitstechnische Bedeutung zukommt. Der Anhang 1 bleibt daher in der synoptischen Darstellung unberücksichtigt.Der technische Inhalt des 2. Anhangs zu den RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren, (2. Ausgabe vom 24. Januar1979) teilt sich auf Inhalte des Moduls 4 und Inhalte der KTA-Regeln 3211.1, .2, .3 und .4 auf. Der Grundhierfür liegt in dem Entwicklungsstand des kerntechnischen Regelwerks zum Zeitpunkt der Erstellung der RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren im Jahre 1979. Da zu dem Zeitpunkt keine entsprechenden KTA-Regeln existierten,wurden auch technische Detailforderungen in die Leitlinie aufgenommen.Zwischenzeitlich wurden umfassende Fachregeln vom KTA in einem hohen Detaillierungsgrad erstellt. In diesemProzess wurde keine geschlossene Darstellung gepflegt, die den genauen Bezug, die Ergänzungen und Änderungenin Bezug auf die technischen Anforderungen der RSK-Leitlinie aus 1979 dokumentiert. Technische Anforderungenauf den Ebenen RSK-Leitlinie und KTA-Fachregeln stimmen teilweise überein, sind teilweise detaillierterin den KTA-Regeln enthalten, wurden in den KTA-Regeln an technische Entwicklungen angepasst und weichenteilweise voneinander ab.Im Rahmen der Erstellung der „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke“ wird kein Vergleich mit dem Detaillierungsgradeinzelner spezifischer Regelungen durchgeführt. Vielmehr werden in der Spalte „Erläuterungen“ Hinweise(gekennzeichnet mit „Hinweis“) auf unterschiedliche Kriterien mit allgemeiner Bedeutung aufgenommen.- 174 -

Lesehinweise:- die synoptische Darstellung erfolgt anhand der „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke“ (siehe unterhttp://www.bmu.de/atomenergie_sicherheit/downloads/doc/44296.php, April 2009) und der aktuellen KTA Regeln- abweichend von der Darstellung in der synoptischen Darstellung der „RSK-Leitlinien“ mit den „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke“werden hier in den Spalten 3 und 4 (Nummer, Text) sowohl Bezüge zum Modul als auch zur Fachregel hergestellt. Dies spiegelt denAufbau des Anhangs 2 wieder, der sowohl übergeordnete als auch technische Detailregelungen enthält, die mit der Überarbeitung desRegelwerks entflochten werden.- 175 -

Synoptische Darstellung der Anforderungen aus dem2. Anhang zu den RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren(2. Ausgabe vom 24. Januar 1979) Kapitel 4.2Rahmenspezifikation „Basissicherheit von druckführenden Komponenten“, Stand: 25. April 1979Behälter, Apparate, Rohrleitungen, Pumpen und Armaturen (ausgenommen sind: Einbauteile, Bauteile zur Kraftübertragung und druckführendeWandungen ≤ DN 50)im Vergleich mit dem überarbeiteten Regelwerk (Modul 4) und den betroffenen KTA-Regeln 3211.1, 3211.2, 3211.3, 3211.4Nr. Text Nummer Text ErläuterungenGrundsätze M4:3.2Die Basissicherheit eines Anlagenteils wirdbestimmt durch1. hochwertige Werkstoffeigenschaften, insbesondereZähigkeit2. konservative Begrenzung der Spannung3. Vermeidung von Spannungspitzen durchoptimale Konstruktion4. Gewährleistung der Anwendung optimierterHerstellungstechnologien und Prüftechnologien5. Kenntnis und Beurteilung ggf. vorliegenderFehlerzustände6. Berücksichtigung des BetriebsmediumsBei Einhaltung der in dieser Rahmenspezifikationfestgeschriebenen Anforderungen wirdeine Basissicherheit der Komponenten der"Äußeren Systeme" erreicht, welche ein katastrophales,aufgrund herstellunsbedingterMängel eintretendes Versagen eines Anlagenteilsausschließt.M4:3.2 (1)Erläuterungen zum Konzept M4: 3.3.1 GrundsätzeGrundsätze der Basissicherheit bei Auslegung undHerstellungDie Basissicherheit der drucktragenden Wandungenvon Komponenten, welche ein katastrophales, aufgrundherstellungsbedingter Mängel eintretendes Versageneines Anlagenteils ausschließt, ist durch dieEinhaltung nachfolgender Kriterien unter Berücksichtigungdes Betriebsmediums sichergestellt:− Einsatz hochwertige Werkstoffe, insbesonderehinsichtlich Zähigkeit und Korrosionsbeständigkeit,− konservative Begrenzung der Spannungen,− Vermeidung von Spannungsspitzen durch optimierteKonstruktion und− Gewährleistung der Anwendung optimierter Herstellungs-und Prüftechnologien.Dazu gehören die Kenntnis und Beurteilung ggf. vorliegenderFehlerzustände.Technischer Inhalt auf der Abstraktionsebenevon M4 übernommen.- 176 -

An die Konstruktion werden detaillierte Anforderungengestellt, die einwandfreie FertigungsundPrüfbedingungen sowie einen günstigenSpannungsverlauf unter Betriebsbelastungengewährleisten. Mit der Festigkeitsberechnungsind die bei allen zu berücksichtigenden Lastfällenauftretenden Spannungen zu erfassenund im Vergleich zum konventionellen Regelwerkgegen niedrigere Spannungen abzusichern(primäre Membranspannungen max. 1/4Zugfestigkeit bzw. 1/3 Zugfestigkeit mit Sekundärspannungsanalysen).Die Werkstoffwahl wird im Hinblick auf einfacheHerstellung und erhöhte Betriebssicherheitauf wenige bewährte Werkstoffe begrenzt, fürdie, gestuft nach Anforderungen, besondereAnalysenanforderungen und Zähigkeitsanforderungengelten (s. Tabelle 3.1).Die ferritischen Stähle sind in zwei Werkstoffgruppeneingestuft.Für die Herstellung von Erzeugnisformen undKomponenten sind nur qualifizierte Herstellerzugelassen. Durch die konstruktive Festlegungund die Werkstoffwahl bestehen optimale Voraussetzungenfür eine im Sinne der Fehlerminimierungsichere Fertigung.Baubegleitende Herstellungsunterlagen, Qualitätssicherungund Dokumentation werden aufdas Wesentliche festgelegt.Ausgehend von dem Konzept der Basissicherheit,nämlich höchste Betriebssicherheitinsbesondere durch optimale, auf den Anwendungsfallabgestimmte qualitätserzeugendeMaßnahmen zu erzielen, erfolgt entsprechenddem Gefährdungspotential (Beanspruchungen,Abmessungen) und unter Beachtung der verwendetenWerkstoffe eine gestufte Festlegungdes Prüfumfanges. Es werden drei PrüfgruppenA1 bis A3 gebildet, denen die gleiche Basissicherheitzugrundegelegt ist. Tabelle 1zeigt die Kriterien für die Einstufung der Komponentenund die Verknüpfung mit den Werkstoffgruppen.Die Einstufung ist also kein Qualitätsmerkmal.3.3.1 (2)3.3.1 (6)Die Integritätsnachweise als Bestandteil der Auslegungsind so geführt, dass für alle Einwirkungen desbestimmungsgemäßen Betriebs sowie aus Ereignissender Sicherheitsebenen 3 und 4a über die gesamtevorgesehene Betriebsdauer die erforderlichen Sicherheitsabständeausgewiesen werden. Mögliche alterungsbedingteSchädigungsmechanismen und Veränderungender Werkstoffeigenschaften durch Einwirkungenwie z. B. Temperatur und Bestrahlung, diewährend des Betriebs auftreten können, sind mit einbezogen.Wesentliche alterungsbedingte Schädigungsmechanismensind Ermüdung, Relaxation, Verschleißund verschiedene Arten der Korrosion. Außerdemsind Synergismen verschiedener Mechanismenberücksichtigt.Für die im Geltungsbereich angesprochenen Systemeund Komponenten ist unter Berücksichtigung unterschiedlicherFunktionsanforderungen die Wahl derWerkstoffe, Fertigungsverfahren und Nachweismethodenso aufeinander abgestimmt, dass eine gleichwertigeZuverlässigkeit der Komponenten erreichtwird. Hinsichtlich der Vielfalt der Komponenten werdenMaßnahmen festgelegt, die eine zuverlässigeQualitätssicherung sicherstellen.Dies erfolgt für die Komponenten über eine Einstufungin Prüf- und Werkstoffgruppen in Abhängigkeit vonAuslegungsdaten und Abmessungen unter Beachtungder Werkstoffe und Spannungsgrenzen. Dabei könnensich für Komponenten innerhalb eines Systems, unterUmständen auch für Bauteile einer Komponente, unterschiedlichePrüf- und Werkstoffgruppen ergeben.Diese Prüfgruppen für Bauteile und Komponenten deräußeren Systeme enthalten auch Festlegungen zurNachweistiefe im Hinblick auf den Umfang der Spannungs-und Ermüdungsanalysen sowie auf den Umfangder Prüfungen (zerstörend und zerstörungsfrei) inAbhängigkeit von der Spannungsausnutzung und derWahl der Werkstoffe.Das Konzept der RSK-LL wird entsprechenddem Detaillierungsgrad inModul 4 übernommen.Detailanforderungen, wie z.B. die Festlegungzulässiger Spannungen („… ¼Zugfestigkeit“), werden in den KTA-Regeln festgelegt.Hinweis:Die Absolutaussage der RSK-LL, dass„bei allen zu berücksichtigenden Lastfällenauftretenden Spannungen zuerfassen und im Vergleich zum konventionellenRegelwerk gegen niedrigereSpannungen abzusichern (primäreMembranspannungen max. 1/4Zugfestigkeit bzw. 1/3 Zugfestigkeit mitSekundärspannungsanalysen)“ sind,wird in M4 nicht getroffen und gehörtauch auf die Ebene der Fachregel. Inden Regeln KTA 3211.2 und KTA3201.2 wird diese Anforderung nichtexplizit getroffen.- 177 -

Der Hersteller muß durch entsprechende Qualitätssicherungin Eigenverantwortung die Qualitätseiner Arbeiten überwachen und prüfen.M4:3.4.1 (1)Die zur Sicherstellung der Integrität einzuhaltendenQualitätsmerkmale sind festgelegt und bei der Planungdes Fertigungsablaufs berücksichtigt.Technischer Inhalt in Modul 4 übernommen.Im Rahmen von Störfallanalysen, die aufgrundder in Abschnitt 2.2 dargestellten Bruchpostulatedurchzuführen sind, sind die Auswirkungenzu untersuchen, die eintreten können, wennSysteme oder Komponenten versagen. UnterVersagen ist hier der Verlust der Integrität derdruckführenden Wandungen zu verstehen.Die Kriterien von Modul 4 zu denBruchannahmen sind in der synoptischenDarstellung zu Punkt 2.2. derRSK-LL dargestellt.Die Rahmenspezifikation ist ergänzender Bestandteildes Punktes 4.2 der RSK-Leitlinien fürDruckwasserreaktoren, 2. Ausgabe, 24. Januar1979.1 Konstruktion1.1 Allgemeine Anforderungen an die KonstruktionDie Konstruktion der Komponenten muß folgendenAnforderungen genügen:− Funktionsgerecht− Beanspruchungsgerecht− Werkstoffgerecht− Herstellungsgerecht (prüf- und fertigungsgerecht)− Wartungsfreundlich (gerecht für wiederkehrendePrüfungen)Diese allgemeinen Anforderungen stehen inWechselwirkung. Sie sind bei der konstruktivenGestaltung in sinnvoller Kombination zu verknüpfen.M4:3.2 (2)KTA3211.25.1.1 (1)Weiterhin sind alle Komponenten konstruktiv so gestaltet,dass die Kriterien an eine beanspruchungsgünstige,werkstoff-, fertigungs- und funktionsgerechtesowie wartungsfreundliche Ausführung erfüllt sind unddie zerstörungsfreien Prüfungen bei der Herstellungund am Aufstellungsort sowie die zerstörungsfreienwiederkehrenden Prüfungen im erforderlichen Umfangdurchführbar sind. Dies gilt insbesondere fürSchweißnähte und den Trägerwerkstoff plattierterWerkstoffbereiche.Grundsätze(1) Die Konstruktion der Komponenten mußfunktionsgerecht,beanspruchungsgünstig,werkstoffgerecht,fertigungs- und prüfgerecht,wartungsfreundlichgestaltet sein.(2) Die vorgenannten allgemeinen Anforderungenstehen in Wechselwirkung und sind unter Berücksichtigungder komponentenspezifischen AnforderungenTechnischer Inhalt in Modul 4 übernommen.Die KTA 3211.2 fast textgleich mitRSK LL.(2)- 178 -

aufeinander abzustimmen.1.1.1 Funktionsgerechte, beanspruchungsgerechteKonstruktionM4:3.3.3Übergeordnete Anforderung wird inModul 4, Nummern 3.2 (siehe obenunter „Grundsätze“ und 1.1) und 3.3.3entsprechend der Abstraktion übernommen,an den Stand von W&T angepasstund für Siedewasserreaktorenerweitert.Bei der funktionsgerechten, beanspruchungsgerechtenKonstruktion sind folgende Punktezu beachten:− Günstige Bedingungen für die Betriebsbelastungenunter Berücksichtigung der ausder Funktion der Komponente resultierendenBelastungen (z.B. Strömungskräfteund Schließkräfte).−−−Günstiger Spannungsverlauf auch in gestörtenBereichen (Stutzen, Rohrböden,Gehäusen, Auflagerstellen, Wanddickenübergängen),um Dehnungsbehinderungen,die zu ungünstigen lokalenSpannungskonzentrationen führen, sinnvolleinzugrenzen.Schroffe Wanddickenübergänge sind zuvermeiden. Dies gilt insbesondere für Komponentendie transienten Temperaturbelastungenunterliegen.Rohrleitungen sind unabhängig von derNennweite so zu verlegen, daß keine unzulässigenBelastungen (einschließlichSchwingungen) auftreten. Zum Nachweisder schwingungssicheren Verlegung sind inbesonderen Fällen auch Schwingungsmessungenunter Betriebsbedingungendurchzuführen.Für Festpunkte von Rohrleitungen DN größer/gleich250 und PN größer/gleich 40und einer Auslegungstemperatur größer/gleich100 °C, die zur Abtragung hoherKTA3211.25.1.2Funktionsgerechte, beanspruchungsgünstige KonstruktionKomponenten sind so zu gestalten und auszulegen,daß sie die spezifischen funktionellen Anforderungenerfüllen. Hieraus resultieren folgende Grundsätze:a) Günstige Bedingungen für die Betriebsbelastungender Komponenten unter Berücksichtigung der ausdem System resultierenden Belastungen (z. B. Stell-,Schließ- und Strömungskräfte).b) Günstiger Spannungsverlauf, insbesondere in gestörtenBereichen (Stutzen, Wanddickenübergänge,Auflagerstellen).c) Vermeidung schroffer Wanddickenübergänge, insbesonderebei Komponenten, die transienten Temperaturbelastungenunterliegen (siehe Abschnitt 5.2.6).d) Vermeidung von Schweißnähten in Bereichen örtlicherhöhter Spannungen.e) Rohrleitungsverlegung mit Gefälle.Die detaillierten Anforderungen derRSK-LL sind in der Regel KTA 3211.2enthalten.Hinweis:die Forderung nach „geschmiedetenFormteilen“ zur „Abtragung hoher Be-- 179 -

Belastungen dienen, sind grundsätzlich geschmiedeteFormteile zu verwenden (z.B.Ausführungsform d nach Bild 1.2.6).lastungen …“ bei Vorliegen spezifizierterRandbedingungen fehlt in der KTA-Regel.−Schweißnähte sind möglichst nicht in denBereich der höchsten Spannungen zu legen.1.1.2 Werkstoffgerechte KonstruktionBei der werkstoffgerechten Konstruktion sind,unter Berücksichtigung der im jeweiligen Anwendungsfallgestellten Anforderungen, folgendePunkte zu berücksichtigen:−−−−−−FestigkeitZähigkeit, DuktilitätHerstellbarkeit (Minimierung vor Herstellungsfehlern)PrüfbarkeitKorrosionsbeständigkeitReparaturfähigkeitDer Werkstoff ist in der für die aufzunehmendenBelastungen geeigneten Erzeugnisform(Bleche, Schmiedeteile, Stahlguß) einzusetzen.Die Formgebung bei Guß- und Schmiedeteilenist so zu wählen, daß optimale Werkstoffeigenschaftenbezogen auf die Erzeugnisformsicher erzielt werden.Die Verwendung verschiedener Werkstoffeinnerhalb einer Komponente ist auf das notwendigeMaß zu beschränken.M4:3.3.2 (1)KTA3211.25.1.3Durch die Werkstoffauswahl und sachgerechte Formgebung,Schweißung und Wärmebehandlung wird fürdie drucktragende Wandung von Komponenten sichergestellt,dass während der vorgesehenen Betriebsdauerder Anlage ein ausreichend fester undzäher Werkstoffzustand derart erhalten bleibt, dassdie im bestimmungsgemäßen Betrieb und bei Ereignissender Sicherheitsebenen 3 und 4aauftretendenden Belastungen sicher abgetragen werdenkönnen.Zum Nachweis der spezifizierten Festigkeit und Zähigkeitist für alle Werkstoffe die spezifikationsgemäßeFertigung durch Zeugnisse belegt. Für ferritischeStähle ist ein ausreichend hohes Niveau der Zähigkeitim Bereich der Hochlage gegeben. Bei Belastungenaus stationären Betriebszuständen der Sicherheitsebenen1 und 2 liegt die niedrigste Beanspruchungstemperaturoberhalb der Sprödbruch-Übergangstemperatur, wodurch auch eine definierteMindest-Zähigkeit sichergestellt ist. Dies gilt fürGrundwerkstoff, Schweißgut und Wärmeeinflusszonevon Komponenten mit vergleichsweise hohen Spannungsgrenzen.(1) Werkstoffgerechte KonstruktionIm Hinblick auf die Wahl des Werkstoffes und derErzeugnisform sind folgende Kriterien zu berücksichtigen:a) Festigkeit,b) Zähigkeit,c) Korrosionsbeständigkeit,d) Reparaturfähigkeit,e) Herstellbarkeit (Minimierung von Herstellungs-Technische Zielsetzung der Kriterien inModul 4 gleich, stärkere Abstraktionder Kriterien und Anpassung anSicherheitsebenen.Die detaillierten Anforderungen derRSK-LL sind in Regel KTA 3211.2übernommen- 180 -

1.1.3 Prüfgerechte Konstruktion KTA3211.25.1.4.2Durch die prüfgerechte Konstruktion ist diePrüfbarkeit mit zerstörungsfreien Prüfverfahren,insbesondere der Schweißnähte, sicherzustellen.Bei der prüfgerechten Konstruktion sind folgendePunkte zu beachten:− Schweißnähte sind so anzuordnen, daßOberflächenrißprüfungen, US-Prüfungenund/oder Durchstrahlungsprüfungen mitausreichender Fehlererkennbarkeit durchgeführtwerden können.− Kehlnähte an drucktragender Wand sindgrundsätzlich nicht zugelassen. Anschweißungenan drucktragender Wandsind durchzuschweißen, so daß eine zerstörungsfreiePrüfung der Anschlußnahtmöglich ist.Ausnahmen sind möglich:• Bei Anschweißungen aufaustenitischen Schweißplattierungen.• Bei Komponenten der Prüfgruppe A3mit Betriebsnennspannung klei-M4) 3.3.3(2)KTA3211.25.1.4.2(1)fehlern),f) Prüfbarkeit.(2) Es sind Werkstoffe nach KTA 3211.1 einzusetzen.Für besondere Beanspruchungen, z. B. Erosion, Korrosionoder erhöhter Verschleiß, können „Werkstoffefür besondere Anwendungen“ zugelassen werden.(3) Werkstoffe sind in einer für die auftretenden Beanspruchungengeeigneten Erzeugnisform (z. B. Bleche,Schmiedeteile, Gußteile, nahtlose Rohre) einzusetzen.(4) Die Verwendung unterschiedlicher Werkstoffeinnerhalb einer Komponente ist auf das notwendigeMaß zu beschränken.Prüfgerechte KonstruktionFür alle Teile der drucktragenden Wandungen derÄußeren Systeme sind ausreichende Möglichkeitenfür Inspektionen und wiederkehrende Prüfungen vorhanden.In Bereichen erhöhten Strahlenpegels sindan den zu inspizierenden Teilen Wärmeisolierungenso ausgeführt, dass sie erforderlichenfalls schnellabgenommen und wieder montiert werden können.Zur besseren Reproduzierbarkeit der Prüfparameterund Prüfrandbedingungen und zur besseren Vergleichbarkeitder Prüfergebnisse sowie zur Begrenzungder Strahlenexposition des Personals wird eineMechanisierung der Prüfungen ermöglicht.(1) Die Formgebung der Bauteile sowie die Gestaltungund die Anordnung der Schweißnähte muß die Durchführbarkeitder gemäß KTA 3211.1, KTA 3211.3 undKTA 3211.4 geforderten zerstörungsfreien Prüfungenmit ausreichender Fehlererkennbarkeit an denErzeugnisformen, Schweißnähten und eingebautenKomponenten gestatten. Die von der Art des anzuwendendenPrüfverfahrens abhängigen Anforderungenan die prüfgerechte Konstruktion sind im einzelnenKTA 3211.3 Abschnitt 11.1 zu entnehmen.Modul 4 enthält in Abschnitt 3.3.3 (2)die übergeordneten KriterienDie detaillierten Anforderungen derRSK-LL sind in Regel KTA 3211.2übernommen- 181 -

ner/gleich 50 N/mm2.• Falls durchgeschweißte Nähte zu deutlichungünstigeren Konstruktionen führenals dies bei Einsatz von Kehlnähtender Fall ist.• Bei Rohrleitungen DN kleiner/gleich50.− Grundsätzlich sind alle zugänglichenSchweißnahtoberflächen an drucktragenderWand eben und K-Nähte mit kerbfreiemÜbergang zu verschleifen.In folgenden Fällen genügt es, nur kerbfreizu beschleifen:• Rohrleitungen DN kleiner/gleich 150oder PN kleiner/gleich 25• Bauteile mit Wanddicken kleiner/gleich10 mm.Beschleifen kann entfallen bei:• Rohrleitungen DN kleiner/gleich 50• Austenitischen Schweißnähten, beidenen durch das Schweißen eine glatteSchweißnahtoberfläche erzeugtwird, so daß die Oberflächenrißprüfung,Durchstrahlungsprüfung und ggf.auch die US-Prüfung durchgeführtwerden kann.Bei Wanddicken kleiner/gleich 16 mm undbei Begrenzung der primären Membranspannungenentsprechend Tabelle 2.1.1 isteine Schleifzugabe zur Wanddicke von 1mm zu wählen.− Gehäuse aus Stahlguß sind so zu gestalten,daß die Durchstrahlungsprüfung unddie Oberflächenrißprüfung auch an der Innenoberflächemöglich sind. Nur in Bereichenniedriger Betriebsnennspannungen(primäre Membranspannungen klei-(2)(2) Für die prüfgerechte Konstruktion gelten folgendeGrundsätze:a) Anschweißungen an drucktragenden Wandungensind grundsätzlich durchzuschweißen, so daß einezerstörungsfreie Prüfung der Verbindungsnaht möglichist. Die Zulässigkeit von Kehlnähten ist in Abschnitt5.2.2.2 (4) festgelegt.b) Grundsätzlich sind alle zugänglichen Verbindungsschweißnähtean drucktragenden Teilen wandeben,Anschweißnähte an der drucktragenden Wand mitkerbfreiem Übergang zu bearbeiten (siehe Abschnitt5.2.2). Den Oberflächenzustand der Verbindungsschweißnähteregelt KTA 3211.3 Tabelle 5-4.c) Einseitig geschweißte Nähte sind zulässig, wenndie Prüfbarkeit mit den in KTA 3211.3 vorgegebenenzerstörungsfreien Prüfverfahren sichergestellt ist.Konstruktiv ist sicherzustellen, daß die Bedingungenaus KTA 3211.3 eingehalten werden können.d) Geschmiedete Teile sind so zu gestalten und zufertigen, daß die zerstörungsfreien Prüfungen, z. B.Ultraschallprüfung und Oberflächenrißprüfung, amfertigen Stück oder am Schmiederohling nach der fürden Werkstoff vorgeschriebenen Wärmebehandlungmöglich sind. Ausnahmen hiervon sind in KTA 3211.1geregelt.e) Gehäuse aus Stahlguß sind so zu gestalten, daßdie zerstörungsfreien Prüfungen (z. B. Durchstrahlungsprüfung,Oberflächenrißprüfung) grundsätzlichauch an der Innenoberflächemöglich sind. Nur in Bereichen niedrigerer Betriebsnennspannung(kleiner oder gleich 50 N/mm 2 ) sindEinschränkungen zulässig. Die Möglichkeit der Oberflächenrißprüfungist außen und, soweit zugänglich,innen durch konstruktive Maßnahmen sicherzustellen.Hinweis:Eine Prüfung der KTA-Regeln der3211er Serie hat ergeben, dass dieForderung der Rahmenspezifikationauch in KTA umgesetzt wurden, ohnedass sich obige Formulierung dortwieder findet, siehe KTA 3211.2, Ziffern5.1.4.2 und 5.2.2. Dort sind alsSchweißnähte nur Stumpfnähte undAnschweißnähte vorgesehen. Kehlnähtesind nur in Ausnahmefällen alsAnschweißnähte zulässig. Diese sindin KTA 3211.2, Ziffer 5.2.2.2 (4) geregelt.- 182 -

ner/gleich 50 N/mm2) sind Einschränkungenbzgl. der Durchstrahlungsprüfung zugelassen.− Geschmiedete Gehäuse sind so herzustellen,daß die US-Prüfung am fertigen Stückoder am Schmiederohling nach der für denWerkstoff vorgeschriebenen Wärmebehandlungsowie die Oberflächenrißprüfungam Fertigteil möglich sind.− Einseitig geschweißte Nähte sind, soweittechnisch möglich, zu vermeiden. Ausnahmensind nur zulässig, wenn die Prüfbarkeitmit zerstörungsfreien Prüfverfahren sichergestelltist.1.1.4 Fertigungstechnische Gesichtspunkte KTA3211.25.1.4.1Ziel ist, eine möglichst einfache Fertigung zuerreichen, bei der Fertigungsfehler weitgehendausgeschlossen werden können.Für die fertigungsgerechte Konstruktion geltenfolgende Kriterien:− Einsatz eines für den Anwendungsfallmöglichst einfach zu verarbeitenden Werkstoffes.− Es sind Erzeugnisformen und Wanddickenzu wählen, die günstige Voraussetzungenfür die Verarbeitung und zerstörungsfreiePrüfung gewährleisten.−−Bei Teilen, die gummiert oder beschichtetwerden, ist auf eine Formgebung zu achten,die den für die Beschichtung gestelltenAnforderungen genügt.Schweißnähte sind so anzuordnen, daßdie Fertigungsgesichtspunkte, wie z.B. Zugänglichkeitbeim Schweißen (unter Beachtungder Vorwärmung) und Minimierungvon Schweißeigenspannungen berücksich-5.1.4.1 FertigungsgerechtFür die fertigungsgerechte Konstruktion gelten folgendeGrundsätze:a) Es sind Erzeugnisformen und Wanddicken zu wählen,die günstige Voraussetzungen für die Verarbeitungund zerstörungsfreie Prüfung gewährleisten.b) Die Anzahl der Schweißnähte ist sinnvoll zu minimieren.Sie sind so anzuordnen, daß die Zugänglichkeitbeim Schweißen (unter Beachtung derVorwärmung) und eine Minimierung von Schweißeigenspannungenberücksichtigt werden.c) Halteeisen (Montagehilfen) an ferritischen Wändensind mindestens zweilagig anzuschweißen. Die letzteSchweißraupe darf den Grundwerkstoff des Bauteilsnicht berühren.d) Die Konstruktion ist so auszubilden, daß eventuelleReparaturen möglichst einfach durchführbar sind.AnschweißteileDie hier beschriebenen Ziele sindKonkretisierungen der weiter obenangesprochenen Grundsätze der Basissicherheit,die auch in M4, Nummer3.2 formuliert wurden.Detailanforderungen in KTA 3211.2und KTA 3211.3 umgesetzt.- 183 -

−−−tigt werden.Die Anzahl von Schweißnähten ist sinnvollzu minimieren.Halteeisen (auch Hilfseisen) an ferritischenWänden sind mindestens 2lagig anzuschweißen(die letzte Lage darf denGrundwerkstoff nicht berühren).einfache Montagebedingungen in Verbindungmit den erforderlichen Verankerungensind bereits bei der Konstruktion der Komponentenzu berücksichtigen. NachträglichesAnschweißen von Halteeisen istgrundsätzlich nicht erlaubt.KTA3211.35.5.91.1.5 Wartungsfreundliche Konstruktion KTA3211.25.1.5Bei der Konstruktion von Komponenten ist aufeine möglichst einfache Wartung und guteDurchführbarkeit von wiederkehrenden Prüfungenzu achten.Es sind folgende Punkte zu beachten:−Möglichst einfache Durchführbarkeit vonwiederkehrenden Prüfungen (gute Zugänglichkeitzur Prüfung bzw. visuellen Kontrolle,einfache Prüfgeometrien in den zer-(1) Anschweißteile an ferritischen Bauteilen sollen auseinem Werkstoff der gleichen oder gegebenenfallseiner niedrigeren Werkstoffuntergruppe bestehen wiedas Bauteil (Tabelle 8-1).(2) Anschweißteile sind unter den gleichen Bedingungenwie Bauteilschweißungen zu schweißen. DieSchweißungen sind mindestens zweilagig auszuführen,wobei die letzte Lage den Grundwerkstoff desBauteils nicht anschmelzen darf.(3) Das Anschweißen ist vor dem letzten Spannungsarmglühendes Bauteils vorzunehmen. Ausnahmenhiervon sind nur im Einvernehmen mit dem Sachverständigenzulässig.(4) Die Anzahl der nicht am Bauteil verbleibendenAnschweißteile ist möglichst gering zu halten.(5) Anschweißteile dürfen nicht durch Abschlagenentfernt werden. Ihr Abtrennen soll spanend erfolgen.Falls ein thermisches Trennen erforderlich wird, sollein Mindestabstand von 5 mm von der Oberfläche desBauteils eingehalten werden. Der verbleibende Restist durch Schleifen mit möglichst geringerWärmeeinbringung bis zur Bauteiloberfläche abzutragen,die Stellen sind zu protokollieren. Nach dem Entfernender Anschweißteile sind die Bereiche einerOberflächenprüfung nach Abschnitt 11 zu unterziehen.Wartungsfreundliche Konstruktion(1) Bei der Konstruktion der drucktragenden Wand derKomponenten ist auf eine einfache Zugänglichkeit undgute Durchführbarkeit von wiederkehrenden Prüfungenzu achten.(2) Es sind folgende Grundsätze zu beachten:a) Es ist auf gute Zugänglichkeit für die Instandhaltung(insbesondere Prüfung, visuelle Kontrolle, Reparaturoder Austausch) zu achten. Es sind einfachePrüfgeometrien in den zerstörungsfrei zu prüfendenModul 4 enthält in Abschnitt 3.3.3 (2)die übergeordneten Kriterien (sieheoben unter 1.1.3).Die detaillierten Anforderungen sind inKTA 3211.2 übernommen, teilweiseandere Gliederung; z.B. steht dasMinimierungsgebot der Anzahl vonSchweißnähten in KTA 3211.2, Ziffer- 184 -

−−−−−störungsfrei zu prüfenden Bereichen sowieeindeutig definierte und reproduzierbarePrüfkriterien).Minimierung der Anzahl von Schweißnähten.Dies gilt insbesondere bei Komponenten,bei denen aus Strahlungsgründeneine erschwerte Zugänglichkeit besteht.Aktivität führende Komponenten sind so zukonstruieren, daß Ablagerungen soweit wiemöglich vermieden werden.Schweißnähte im Sperrbereich nach Strahlenschutzverordnungsind so zu gestalten,daß die Rüstzeiten für die wiederkehrendenPrüfungen, insbesondere das Entfernender Isolierung, möglichst kurz sind.Für die Innenbesichtigung von Komponentensind, soweit für wiederkehrende Prüfungenerforderlich, Mannlöcher bzw. Besichtigungsöffnungenvorzusehen.Der Austausch von Verschleißteilen mußmöglichst einfach und schnell durchgeführtwerden können. Dies gilt insbesondere fürKomponenten im Strahlenbereich.− Bei Komponenten, die weder für wiederkehrendeinnere Prüfungen noch wiederkehrendezerstörungsfreie Prüfungen zugänglichsind, ist die Betriebsnennspannungauf max. 50 N/mm 2 zu begrenzen.1.2 Vorschriften für Konstruktionsdetails KTADie für die Basissicherheit von Komponentenwichtigsten Konstruktionsdetails sind wie folgtfestzulegen:1.2.1 Wanddickenübergänge, Durchmesserübergänge3211.2Bereichen zu wählen.b) Es ist auf gute Zugänglichkeit für eventuelle Reparaturenunter Beachtung der Gesichtspunkte desStrahlenschutzes zu achten.c) Aktivitätsführende Komponenten sind so zu konstruieren,daß Ablagerungen soweit wie möglich vermiedenwerden und die Dekontaminierung durchführbarist.d) Schweißnähte sind im Kontrollbereich nach Strahlenschutzverordnungso anzuordnen und zu gestalten,daß die Rüst- und Prüfzeiten für wiederkehrende Prüfungenmöglichst kurz sind.e) Bei Komponenten, die wiederkehrend zu prüfenaber nicht für zerstörungsfreie Prüfungen zugänglichsind, ist die Betriebsnennspannung auf kleiner alsoder gleich 50 N/mm 2 zu begrenzen.Allgemeine Anforderungen an Bauteile und derenSchweißnähte5.2.1 Allgemeines5.2.2 Schweißnähte5.2.2.1 Stumpfnähte5.1.4.1 b).Die KTA 3211.2 hat die Systematik derAnforderungen für die Konstruktionsdetailsaus der RSK-LL übernommen.Dies wird durch die nebenstehendeGliederung dieses Abschnitts in derKTA-Regel verdeutlicht. Die Anforderungensind teilweise anders geglie-- 185 -

Bei der Verbindung von Schalenteilen unterschiedlicherWanddicke ist ein stetiger Wandckenfür ferritische und austenitische5.2.2.2 Anschweißnähtedert. Z.B. werden die Mindestwanddi-5.2.2.3 Stutzennähtedickenübergang auszuführen. Bild 1.2.1/1 zeigtRohrleitungen nicht in Abschnitt 5.2beispielhaft bzgl. US-Prüfbarkeit zulässige5.2.3 Durchmesserübergänge(Allgemeine Anforderungen …) sondernin Abschnitt 6 (Dimensionierung)Ausführungsformen von Wanddickenübergängen.Andere spannungsgünstige Über-der KTA Regel gefordert (geringe Ab-5.2.4 Flansche und Dichtungengänge sind zulässig, wenn die geometrischen5.2.5 Schrauben und Mutternweichung bei der minimalen Wanddickefür austenitische Rohrleitungen: 5Voraussetzungen zur Durchführung der US-5.2.6 StutzenPrüfung nachgewiesen werden oder wenn nuranstelle von 6 mm).5.2.7 Gewölbte und ebene Bödeneine Durchstrahlungsprüfung durchgeführt wird(siehe Tabellen 5.3/1 und 5.3/2). Bei Zugänglichkeit5.3 Komponentenspezifische Anforderungenvon zwei Wandseiten ist eine Abschrä-5.3.1 Allgemeinesgung der dickeren Wand mit einer Neigungmax. 1:3 zulässig.5.3.2 BehälterBild 1.2.1/2 zeigt beispielhaft zulässige Ausführungsformenvon zylindrischen Durch-5.3.2.1 Stutzenmesserübergängen.5.3.2.2 Besichtigungsöffnungen1.2.2 Mindestwanddicken5.3.2.3 RohrbödenVgl. voranstehende AnmerkungFerritische Rohrleitungen DN größer/gleich 1505.3.2.4 Kompensatorenund ferritische druckführende Komponenten5.3.3 Pumpengehäusemit vergleichbaren Abmessungen sind grundsätzlichmit einer Wanddicke von größer/gleich5.3.4 Armaturengehäuse10 mm auszuführen. Für austenitische Komponenten5.3.5 Rohrleitungenbeträgt die entsprechende Wanddi-5.3.5.1 Rohre, Rohrbögen und Rohrbiegungencke größer/gleich 6 mm bei gleichen Abmessungen.5.3.5.2 Geschweißte Anschlüsse an Rohrwandungenfür Festpunkte und TeilfestpunkteAusnahmen sind bei kaltgehenden Niederdrucksystemen(Auslegungsdruck kleiner/gleich5.3.6 Komponentenstützkonstruktionen25 bar) und Auslegungstemperatur5.3.6.1 Allgemeineskleiner/gleich 100 °C zugelassen.5.3.6.2 Behälter5.3.6.3 Pumpen5.3.6.4 Armaturen1.2.3 Stutzen Dieser Detaillierungsgrad mit diesen- 186 -

Für Stutzen mit einem Innendurchmesser größer/gleich120 mm und Wanddicken größer/gleich15 mm ist grundsätzlich die Grundschaleim Ganzen zu verstärken unter Beachtungeines günstigen Spannungsverlaufs. BeiAbzweigen ist ein Durchmesserverhältnis vomStutzen zur Grundschale bis zu 0,8 zulässig.Bei größerem Durchmesserverhältnis ist einSpannungsnachweis zu erbringen.Es ist ein möglichst kleines Wanddickenverhältnisvom Stutzen zur verstärkten Grundschaleanzustreben. Maximal ist ein Wanddickenverhältnisvon 1,3:1 zulässig.Dieses Wanddickenverhältnis kann in folgendenAusnahmefällen größer sein:−−−−Die zusätzliche Wanddicke des Stutzenswird nicht zur Verstärkung desStutzenausschnittes herangezogen, sondernaus konstruktiven Gründen gewählt(z.B. Mannloch-Blockflansch oder zusätzlicheSicherheit).Der Stutzen wird mit verkürztem Verstärkungsbereichausgeführt (z.B. Stutzen, dieaus Gründen der verbesserten Prüfbarkeitdes Rohrleitungsanschlusses konisch ausgebildetsind).Der Stutzen ist mit einem angeschmiedetenÜbergang zur Grundschale versehen(Ausführung d und e in Bild 1.2.3/1).Das Verhältnis von Stutzendurchmesserzum Durchmesser der Grundschale istkleiner/gleich 1:10 und der Stutzeninnendurchmesserist kleiner/gleich 120 mm.speziellen Anforderungen wird hiernicht mit einbezogenBei großem Stutzendurchmesser im Vergleichzum Grundschalendurchmesser ist das Wanddickenverhältniszu reduzieren. Im Falle einer1:1-Abzweigung ist ein maximales Wanddickenverhältnisvon 1:1 zulässig.Druckbehälterstutzen größer/gleich 120 mmInnendurchmesser sind mit mindestens der- 187 -

1.2.4 Auflagerung von Komponenten Dieser Detaillierungsgrad mit diesenspeziellen Anforderungen wird hierDie Krafteinleitung von Standzargen undnicht mit einbezogenUnterstützungspratzen in die Komponente istgünstig zu gestalten (bevorzugt verstärkteSchalenteile). Bei warmgehenden Komponentenist die Wärmeausdehnung zwischen zweiAuflagerpunkten zu beachten. Das gilt z.B.auch für stehende Druckbehälter, bei denenzur Abtragung von Schwingungsbelastungeneine seitliche Abstützung in einer zweiten Ebeneerforderlich ist.Bild 1.2.4 zeigt beispielhaft zulässige Ausführungsformenvon Auflagerungskonstruktionenfür Druckbehälter und Apparate.1.2.5 Rohrböden- 188 -

An Rohrböden sind zum Anschluß der Zylinderschüssezylindrische Ansätze vorzusehen,um die Schweißnaht in einem Bereich niedrigerSpannung zu legen und die US-Prüfbarkeitdieser Naht zu gestatten. Die Anschlußnahtdes Zylinders an den Rohrboden ist grundsätzlichgegenzuschweißen, auf der Innenseite zubeschleifen und der Oberflächenrißprüfung zuunterziehen, d.h. sie sind grundsätzlich nichtals Schlußnaht auszuführen. Ausnahmen sindnur bei kleinen Abmessungen, die eine Zugänglichkeitvon innen nicht gestatten, zulässig.Bild 1.2.5 zeigt Beispiele typischer Ausführungsformenvon Rohrböden.Andere Ausführungsformen sind zulässig,wenn die geometrischen Voraussetzungen zurDurchführung der US-Prüfung nachgewiesenwerden, oder nur eine Durchstrahlungsprüfungdurchgeführt wird. Bei der Ausführungsform anach Bild 1.2.5 ist es zulässig, daß die Prüflängela nur an einer Nahtaußenseite vorhandenist. Voraussetzung ist, daß bei der Herstellungdie Innenseite für die US-Prüfung zugänglichist.Rohrböden (geschrieben „Rohrbögen“ in RSK-LL) sind in der Regel aus Schmiedeteilen herzustellen.Zugelassen ist auch eine kombinierteSchmiede-Walzherstellung.1.2.6 Rohrleitungen KTA3211.25.3.5Rohre und Krümmer über PN 40 sind grundsätzlichnahtlos auszuführen. LängsnahtgeschweißteRohre (Schmelzschweißungen) sindfür Niederdruckleitungen (PN kleiner/gleich 40)bei großem Durch-RohrleitungenRohre, Rohrbögen und Rohrbiegungen5.3.5.1 (1) Rohre, Rohrbögen und Rohrbiegungen mit PNgrößer als 40 sollen nahtlos ausgeführt werden. DerRadius von Rohrbögen und Rohrbiegungen ist grundsätzlichgrößer als oder gleich 1,5 DN auszuführen.Rohrbögen und Rohrbiegungen mit Radien größer alsHinweis:Bei Rohrböden fehlt in der KTA Regeldie Forderung der RSK-LL 1.2.5, letzterAbsatz, dass sie „in der Regel ausSchmiedeteilen herzustellen“ sind bzw.„auch eine kombinierte Schmiede-Walzherstellung“ zugelassen wird. DieKTA 3211.1 erlaubt in Abschnitt 5.1.2(3) den Einsatz von Blechen ohne diedetaillierten Vorgaben der RSK-LLzum Halbzeug.Hinweis:Für Rohrleitungen mit einem NenndruckPN > 40 wird die Ausführungsart„nahtlos“ lediglich bedingt gefordert(„sollen“), ohne die Kriterien für die- 189 -

messer/Wanddickenverhältnis (größer/gleich50) zulässig.Rohrleitungskrümmer sind grundsätzlich mitgeraden Rohrenden auszuführen. Das giltgrundsätzlich bei Wanddickenunterschiedenzwischen Krümmer und anschließender Rohrleitung.Die Wanddickenübergänge sind soauszuführen, daß eindeutige Prüfbedingungenfür die Anschlußnaht sichergestellt werden(siehe Punkt 1.2.1).Der Biegeradius R von Krümmern muß größer/gleich1,5 DN betragen. Um einen möglichstgleichmäßigen Spannungsverlauf innerhalbdes Rohrleitungssystems zu erzielen undzur Vermeidung wesentlicher Wanddickenunterschiedezwischen Rohrleitung und Krümmersind Biegeradien der Krümmer von größer2 DN anzustreben. Wenn in Ausnahmefällenaufgrund der räumlichen Anordnung dieseBiegeradien nicht eingehalten werden können,dürfen kleinere Biegeradien in Abstimmung mitder Behörde oder dem von ihr zugezogenenSachverständigen (§ 20 AtG) ausgeführt werden.Voraussetzung hierfür sind jedoch z.B.gerade Rohrenden am Krümmer oder gleicheWanddicke von Krümmer und Rohranschluß.oder gleich 1,0 DN und kleiner als 1,5 DN dürfen inSonderfällen eingesetzt werden.(2) Bögen mit geraden Rohrenden sind vorzusehen,wenn dies für die Durchführbarkeit der zerstörungsfreienPrüfungen erforderlich ist. Rohrbögen ohnegerade Rohrenden, sind zulässig:a) bei austenitischen und ferritischen Verbindungen,die durchstrahlt werden,b) bei gleicher Wanddicke von Rohr und Rohrbogen _DN 300 und R _ 1,5 x D,c) bei innen beschliffener Schweißnaht (US-prüfbarvon einer Nahtseite).(3) Zulässige Ausführungen von Rohrbögen sind inBild 5.3-3 angegeben.Ausnahmen wie in der RSK-LL anzugeben.Für den Biegeradius von Krümmernlässt die KTA in „Sonderfällen“ Radienzwischen 1,0 DN und 1,5 DN zu, währendie RSK-LL Biegeradien > 2 DNempfiehlt und mindesten 1,5 DN unbedingtfordert und Kriterien für die Ausnahmefällenennt.Geschweißte Anschlüsse an Rohrwandungenfür Aufhängungen, Festpunkte oder Stoßbremsensind mit durchgeschweißten Nähten anzuschließen.Bild 1.2.6 zeigt beispielhaft zulässigeAusführungsformen.1.2.7 Kompensatoren Dieser Detaillierungsgrad mit diesen- 190 -

Beispiele für zulässige Ausführungsformen vonEinwandkompensatoren sind in Bild 1.2.7 dargestellt.Mehrlagenkompensatoren sind nur fürPN kleiner/gleich 40 zugelassen. Kompensatorenals Bestandteil der Rohrleitungen sind nurin begründeten Ausnahmefällen zulässig.speziellen Anforderungen wird hiernicht mit einbezogen1.2.8 Blinddeckel Dieser Detaillierungsgrad mit diesenspeziellen Anforderungen wird hierMögliche Ausführungsformen von Blinddeckelnnicht mit einbezogensind in Bild 1.2.8 beispielhaft dargestellt.Bei gekümpelten Blinddeckeln (Ausführungsforma) sind alle Bodenformen (flachgewölbteBöden, Klöpperböden, Korbbogenböden undHalbkugelböden) zulässig.Für ebene Blinddeckel (Ausführungsform b)sind Schmiedeteile einzusetzen. Die kombinierteSchmiede-Walzherstellung, wie unterPunkt 1.2.5 beschrieben, ist ebenfalls zulässig.Bleche sind nur für Druckproben zugelassen.Die Ausführungsform c gilt vornehmlich fürDurchmesser kleiner/gleich 150 mm. Sie istaus Schmiedestangen herzustellen. In derRegel ist die Anschlußnaht zu durchstrahlen.2 Berechnung KTA3211.2Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemenaußerhalb des PrimärkreisesTeil 2: Auslegung, Konstruktion und BerechnungDie KTA 3211.2 enthält auch die Berechnungsanforderungen,die von derAufgabenstellung her den Punkt 2.1- 191 -

2.1 Festigkeitsberechnung Berechnungsmethodenund BerechnungsanforderungenInhaltGrundlagen1 Anwendungsbereich2 Allgemeine Grundsätze3 Lastfallklassen und Beanspruchungsstufen3.1 Allgemeines3.2 Lastfallklassen3.3 Beanspruchungsstufen4 Einwirkungen auf die Komponenten infolge vonmechanischen und thermischen Belastungen,Korrosion und Erosion4.1 Allgemeines4.2 Mechanische und thermische Belastungen4.3 Zusammenstellung von Belastungen der Komponenten4.4 Überlagerung von Belastungen und Einstufungin Beanspruchungsstufen4.5 Korrosion und Erosion5 Konstruktive Gestaltung5.1 Übergeordnete Anforderungen5.2 Allgemeine Anforderungen an Bauteile undderen Schweißnähte5.3 Komponentenspezifische Anforderungen6 Dimensionierung6.1 Allgemeines6.2 Schweißnähte6.3 Plattierungen6.4 Zuschläge6.5 Wanddicken6.6 Spannungsvergleichswerte6.7 Zulässige Spannungen für die Dimensionierung6.8 Betriebsnennspannungmit seinen Unterpunkten abdeckt. Dieswird durch das hier aufgenommeneInhaltsverzeichnis aufgezeigt.Ein vollständiger detaillierter Vergleichder Anforderungen wird im Rahmendieses Projektes nicht durchgeführt.- 192 -

2.1.1 Berechnung mit Spannungsanalysen KTA3211.27.7.3.1Begrenzung der zulässigen, aus der Summeder gleichzeitig wirkenden primären Membranspannungennach der Schubspannungshypotheseberechneten Vergleichsspannung auf 1/3Zugfestigkeit gemäß Tabelle 2.1.1.Durch Spannungs- und Ermüdungsanalysen istnachzuweisen, daß bei den auftretenden Lastfällendie vorgegebenen zulässigen Spannungenfür alle Spannungskategorien (Primär- undSekundärspannungen) eingehalten werden.2.1.2 Berechnung mit AuslegungsformelnBegrenzung der zulässigen aus der Summeder gleichzeitig wirkenden primärenMembranspannungen nach der Schubspannungshypotheseberechneten Vergleichsspannungauf 1/4 Zugfestigkeit gemäß Tabelle2.1.2.Für Rohrleitungen ist das Spannungsindexverfahrennach ASME NC 3650 zugelassen.Die Konstruktionsrichtlinien dieser Rahmenspezifikationsind auch in diesem Falle anzuwenden.Spannungsüberlagerung und SpannungsbeurteilungAllgemeines(4) In den Abschnitten 7.7.3.2 und 7.7.3.3 ist der Bildungder Vergleichsspannungen und der Vergleichsspannungsschwingbreitendie Schubspannungshypotheseoder alternativ die Gestaltänderungsenergiehypothese(GE-Hypothese) bei phasengleichschwingenden Spannungskomponenten zugrunde zulegen.2.1.3 Ermüdungsanalysen Hinweis:Die Kriterien für die Durchführung von Ermüdungsanalysenund die anzuwendenden Berechnungsverfahrensind in Tabelle 2.1.3 dargestellt.Hinweis:Die KTA lässt im Gegensatz zur RSK-LL alternativ ohne Einschränkung zweiVergleichsspannungshypothesen ohneAnwendungseinschränkungen zu. Diesführt bei der Wahl der GE-Hypotheseund z.B. zylindrischen Bauteilen zugeringeren Bauteilabmessungen beisonst vergleichbaren Randbedingungen.Diese Anforderung ist in den Auslegungsformelndes Anhangs A der KTA3211.2 übernommen.Derzeit wird diskutiert, ob die Anforderungender KTA zur Bewertung derErmüdungsbeanspruchung dem Standvon W&T entspräche. Zu diesemThema gibt es die RSK Stellungnahmevom 28.04.2005 (Anlage 3 zum Ergebnisprotokollder 382. Sitzung derRSK) die für rechnerische Nachweisedie Einhaltung der Anforderungen desASME Codes fordert.2.1.4 Schraubenberechnung Vgl. Anmerkung zu 2- 193 -

Für die Auslegung von Schrauben für FlanschverbindungenPN größer 25 gelten die zulässigenSpannungen gemäß Tabellen 2.1.1 und2.1.2 entsprechend der Einstufung der Komponentein Prüfgruppe A1 bzw. A2/A3. BeiFlanschverbindungen, die zusätzlich zum Innendrucknoch durch höhere Kräfte und Momentebelastet sind, ist die zulässige Spannungder Schrauben, bezogen auf den Innendruck,auf 1/3*R p0,2T zu begrenzen.Für Flanschverbindungen PN kleiner/gleich 25und für Serienprodukte gelten die Anforderungennach AD-Merkblatt W 7.2.1.5 Zulässige Spannungen Vgl. Anmerkung zu 2Ergänzend zu den in den Tabellen 2.1.1 und2.1.2 angegebenen Kriterien für die zulässigenSpannungen, sind in Tabelle 2.1.5 die bei typischenBeanspruchungen und Geometrien auftretendenSpannungskategorien angegeben.Die zulässigen Werte für Sm und S werden fürdie Werkstoffe nach Tabelle 3.1 gesonderttabellarisch festgelegt.2.1.6 Belastungen Vgl. Anmerkung zu 2Es ist im Einzelfall zu prüfen, ob und in welcherKombination die nachfolgenden Belastungenzutreffen:Statische Lasten− Betriebsdruck, Betriebstemperatur− Kräfte und Momente infolge Eigengewichteinschließlich Reaktionskräfte von Auflagerungenund Rohrleitungsanschlüssen− Lasten durch postulierte Störfälle− Lasten durch Druckprüfung oder Funktionsprüfung- 194 -

− MontagelastenTransiente BetriebslastenSchwingende und dynamische Belastungen− Kräfte und Momente resultierend aus derFunktion der Komponente bei Betrieb undFunktionsprüfungen (Strömungskräfte,Schließkräfte, Einbauten, Verkehrslastenetc.).− Schwingende und dynamische Belastungenbei postulierten Störfällen und bei Einwirkungvon außen (EVA) unter Berücksichtigungder strukturdynamischen Randbedingungen(z.B. Beeinflussung durchGebäude, Auflager bzw. Aufhängungen,Rohrleitungen und benachbarte Komponenten).2.1.7 Lastfälle Vgl. Anmerkung zu 2In der Regel sind die in Tabelle 2.1.7 angegebenenLastfälle zu berücksichtigen. Sie sind fürdie jeweilige Komponente in den Systemblätternbzw. Komponentenblättern im einzelnenfestzulegen.AuslegungslastfallDie Auslegung der Komponenten ist auf derGrundlage des spezifizierten Auslegungsüberdruckes,der Auslegungstemperatur und dermechanischen Lasten vorzunehmen. Auslegungsüberdruckund Auslegungstemperatursind so festzulegen, daß die maximalen Drückeund Temperaturen in dem jeweiligen Systemabschnitt(z.B. Ansprechen der Sicherheitsventile)abgedeckt werden.- 195 -

Die Komponenten eines Systemabschnittessind für den gleichen Druck auszulegen, soweitdies zur Durchführung von Systemdruckprüfungenerforderlich ist.Nach dem Ansprechen der Sicherheitsventiledarf der Auslegungsdruck kurzzeitig um 10 %überschritten werden (mit dem damit verbundenenAnstieg der Temperatur). Für diesenFall sind keine gesonderten Spannungsnachweiseerforderlich.Es sind alle aus Transport, Montage und Aufstellungsortbedingten Lasten zu beachten.Bestimmungsgemäßer Betrieb:Lastfall A (Normalbetrieb)Lastfall B (Anomaler Betrieb)Der bestimmungsgemäße Betrieb ist definiertgemäß "Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke",BMI, 21. Oktober 1977, Abschnitt 3.1.Störfälle:Lastfall C (Notfall)Lastfall D (Schadensfall)Störfälle sind definiert gemäß "Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke", BMI, 21. Oktober1977, Abschnitt 3.1.2.2 Analysen aufgrund von Bruchannahmen M3, Anhang2:Unterstellte Leckquerschnitte und Brüche in derDruckführenden Umschließung (DfU) sowie in denäußeren Systemen und an KomponentenDer technische Inhalt der RSK-LL ist inModul 3, Anhang 2 übernommen (sieheAbschnitt 4.2) und hinsichtlich DFU- 196 -

In Verbindung mit der Basissicherheit sindfolgende Bruchannahmen zu treffen:− Unterkritische Risse in den Schweißnähtenvon Komponenten− Bei Rohrleitungen DN größer/gleich 50zusätzlich überkritische (instabile) Rundrissean hochbelasteten Rundnähten, wenneines von zwei Kriterien zutrifft:a) Betriebsdruck (Lastfall A) größer/gleich20 bar oderb) Betriebstemperatur (Lastfall A) größer/gleich100 °Cund zusätzlich hierzu auch noch die beidenweiteren Kriterien überschritten werdenc) Benutzungszeit größer 2 % undd) Betriebsnennspannung größer 502N/mmWenn die Analysen zeigen, daß bei derartigenBruchannahmen Auswirkungen auftreten können,die durch die Auslegung der Anlage nichtabgedeckt werden, sind zusätzliche Maßnahmenerforderlich. Diese können z.B. verfah-M3, AnhangA2:KTA3211.3,Ziffer 14Grundsätze und VoraussetzungenDruckführende Umschließung von DWR2.1 Hauptkühlmittelleitung einschließlich AnschlussleitungenDN > 2002.2 Reaktordruckbehälter2.3 Dampferzeuger-Heizrohre3 Druckführende Umschließung von SWR4 Äußere Systeme4.1 Frischdampf- und Speisewasserleitung vonDWR4.2 Sonstige Äußere Systeme von DWR und SWR14 Zusätzliche Anforderungen zum Ausschluss desBruchpostulats von Rohrrundnähten(1) Bei Rohrleitungen mit Nenndurchmessern größerals DN 50 und einem Betriebsdruck von gleich odergrößer als 20 bar oder einer Betriebstemperatur gleichoder größer als 100 °C sind für Rohrrundnähte diezusätzlichen Anforderungen entsprechend Tabelle 14-1 einzuhalten, wenn für diese Rohrleitungen der Ausschlussdes Bruchpostulats in Anspruch genommenund die Spannungsausnutzung oder Benutzungszeitnach Absatz 2 überschritten werden.(2) Soll bei Rohrrundnähten der Ausschluß desRundabrisses durch Einhaltung des Kriteriums PmNBgleich oder kleiner als 50 N/mm2 oder Benutzungszeitgleich oder kleiner als 2% erreicht werden, sind dieSchweißnähte in die Prüfgruppe A 1 oder A 2 einzustufen,wobei die vorgesehenen Erleichterungen nachTabelle 9-5, Fußnote 1) nicht in Anspruch genommenwerden dürfen.M4: 4.3 Bruchausschluss für RohrleitungenWird für Rohrleitungssysteme gemäß dem Abschnitt4.1 Bruchausschluss in Anspruch genommen, so istnachgewiesen, dassund SWR ergänzt. An dieser Stellewird lediglich das Inhaltsverzeichnisdieses Anhangs 2 aufgenommen.Hinweis:Die KTA 3211.3 formuliert in Abschnitt14 zusätzliche Anforderungen an dieHerstellung von Rohrleitungen, für dieBruchausschluss an den Rundnähtenin Anspruch genommen werden soll.Dabei wird der Anwendungsbereichdes Bruchausschlusses auch auf solcheRohrleitungen DN ≥ 50 ausgedehnt,für die er nach RSK LL, Ziffer2.2 bisher nicht vorgehen war undauch nach Modul 4 nicht vorgesehenist. Tabelle 14-1 fordert im Wesentlichenzusätzliche qualitätssicherndeMaßnahmen wie erhöhte Prüfumfängeund Verbesserung der Prüfbarkeit,ähnlich wie für Komponenten der DFUnach KTA 3201.3.Über die Herstellung und Prüfbarkeithinausgehende Anforderungen zumAusschluss von Einwirkungen, die denBruchausschluss in Frage stellen,wurden jedoch bisher in KTA nichtformuliert.Modul 4 formuliert die Kriterien für denFall, dass Bruchausschluss in Anspruchgenommen werden soll.- 197 -

enstechnische Maßnahmen, sekundäreSchutzmaßnahmen oder zusätzliche, absicherndeMaßnahmen zum Bruchausschlußsein.Soweit nicht weitergehende absichernde Maßnahmenzum Bruchausschluß angewendetwerden, sind in Tabelle 2.2 für die derzeit bestehendenDruckwasserreaktorkonzepte dieBruchannahmen und erforderlichen Störfallanalysenangegeben.• postulierte Fehler in der drucktragenden Wand beiden auf der Sicherheitsebene 1 und 2 zu unterstellendenBetriebszuständen und Ereignissen kein inBezug auf die Wanddicke signifikantes Wachstumzeigen.• weiterhin ein postulierter Durchriss der drucktragendenWand bei Belastungen aus Ereignissender Sicherheitsebene 3 stabil bleibt, d. h. ein Leckvor-Bruch-Verhaltenzeigt. Es ist nachgewiesen,dass unter Berücksichtigung der aus dem Leckfallresultierenden Belastungen und der Karenzzeitenfür die Erkennung des Lecks bis zurAußerbetriebnahme des betroffenen Systems einausreichender Abstand zu kritischen Rissgrößenerhalten bleibt. Die Größe der postulierten Risseist so gewählt, dass eine rechtzeitige Erkennungder durch diese Risse verursachten Lecks im Betriebsichergestellt ist. Die Leckerkennung ist mithoher Zuverlässigkeit ausgeführt. Dies wird insbesonderedurch den Einsatz diversitärer Messmethodensichergestellt .3 Werkstoffe KTA3.1 Werkstoffe für druckführende Wandungen3211.1Druck- und aktivitätsführende Komponenten vonSystemenDer Detaillierungsgrad der derzeitigenRSK-LL mit ihren Anforderungen an- 198 -

Für die druckführenden Wandungen von Komponenten,außerhalb des Primärkreisesdie Werkstoffe wird in den Sicherheitskriteriendie den Bedingungen der Basissi-Teil 1: Werkstoffefür Kernkraftwerke …“ nichtcherheit entsprechen, sind die in Tabelle 3.1übernommen. Die detaillierten Anforderungenan die Werkstoffe sind in dergenannten Stähle mit den dort angegebenenFassung 6/00Sonderanforderungen zu verwenden.Frühere Fassung der Regel: 6/91 (BAnz Nr 118a vom Regel KTA 3211.1 für die „Äußeren30 Juni 1992)Systeme“ bzw. in der RegelKTA 3201.1 für die „DruckführendeDie ferritischen Stähle sind in die WerkstoffgruppenW I und W II eingeteilt. Tabelle 1 zeigtUmschließung“ mit der Systematik ausInhaltder derzeit gültigen RSK-LL bezüglichdie Kriterien für den Anwendungsbereich derder Einteilung in die Werkstoff- undWerkstoffgruppen und die Zuordnung zu denPrüfgruppen enthalten. Dies wird imPrüfgruppen A1 bis A3.GrundlagenRahmen dieser Dokumentation durch1 Anwendungsbereichdie Aufnahme des Inhaltsverzeichnissesam Beispiel der KTA 3211.1 verdeutlicht.2 Begriffe3 Allgemeine Grundsätze3.1 Auswahl der WerkstoffeEin vollständiger detaillierter Vergleich3.2 Begutachtung der Werkstoffeder Anforderungen wird im Rahmendieses Projektes nicht durchgeführt.3.3 Allgemeine Forderungen an die Qualitätssicherung3.4 Forderungen an den HerstellerDie grundlegende Forderung nacheiner Einteilung in Werkstoff- und3.5 VorprüfungPrüfgruppen wurde in M4, Nummer3.6 Fertigungsüberwachung durch den Sachverständigennach § 20 AtG53.3.1 (3) (siehe oben unter „Erläuterungenzum Konzept“) aufgestellt.3.23.7 Nachweis der GüteeigenschaftenDabei wurde auch die Zielsetzungdieser Einteilung beschrieben.3.8 KennzeichnungSchraubenwerkstoffe Dieser Detaillierungsgrad mit diesen3.9 Reparaturenspeziellen Anforderungen wird hierEs sind die in Tabelle 3.2 genannten Schraubenwerkstoffemit den dort angegebenen zu-3.10 Werkstoffkenndaten für die Berechnung nicht mit einbezogensätzlichen Anforderungen zu verwenden.4 Allgemeingültige Festlegungen für Werkstoffe3.3 Werkstoffe für Sonderanwendungenund ihre Prüfungen- 199 -

Werden aufgrund besonderer Beanspruchungen4.1 Allgemeines(z.B. Erosion, Korrosion, Temperatur,4.2 Zulässige WerkstoffeVerschleiß) weitere Werkstoffe erforderlich,können auf die jeweiligen Anforderungen abgestimmteStähle eingesetzt werden.Erzeugnisformen4.3 Forderungen an die Werkstoffe und ihre4.4 Prüfung der Werkstoffe und ErzeugnisformenBei erosionsbelasteten Komponenten (z.B.4.5 Wiederholung von PrüfungenHD-Anzapfleitung) sind z.B. Cr-Stähle, CrMo-Stähle, oder CrMoV-Stähle zulässig.5 Erzeugnisformen aus ferritischen Stählen derWerkstoffgruppe W IFür korrosionsbelastete Komponenten z.B. der5.1 Blechegesicherten Nebenkühlwasserversorgung könnenz.B. duktiles Gußeisen für Rohre, Pumpen5.2 Aus Blech gekümpelte oder gepressteErzeugnisformenund Armaturen oder Betonrohre verwendetwerden.5.3 Schmiedestücke, Stabstahl und gewalzte Ringe5.4 Nahtlose Rohre größer als DN 50Die Bedingungen sind im Einzelfall in Abstimmung5.5 Nahtlose Rohrbogen größer als DN 50mit der Behörde oder dem von ihr zuge-5.6 Nahtlose Formstücke größer als DN 50zogenen Sachverständigen festzulegen.5.7 Gussstücke6 Erzeugnisformen aus ferritischen Stählen der3.4 Schweißzusatzwerkstoffe Werkstoffgruppe W IIDieser Detaillierungsgrad mit diesenspeziellen Anforderungen wird hier6.1 Blechenicht mit einbezogenFür das Schweißgut gelten entsprechende6.2 Aus Blech gekümpelte oder gepressteMindestwerte für Zähigkeit und Festigkeit wieErzeugnisformenfür die Grundwerkstoffe, denen sie zugeordnet6.3 Schmiedestücke, Stabstahl und gewalzte Ringewerden.6.4 Nahtlose Rohre größer als DN 50Die zur Verwendung kommenden Schweißzusatzwerkstoffe6.5 Nahtlose Rohrbogen größer als DN 50sind auf den Anwendungsfall6.6 Nahtlose Formstücke größer als DN 50abzustimmen.6.7 Gussstücke7 Erzeugnisformen aus austenitischen StählenDie Schweißzusatzwerkstoffe sind durch Eignungsprüfungenzu qualifizieren.7.1 Bleche7.2 Aus Blech gekümpelte oder gepresste- 200 -

3.5 Qualifizierung der Werkstoffe (Begutachtung) Erzeugnisformen7.3 Schmiedestücke, Stabstahl, Ringe und fließge-Dieser Detaillierungsgrad mit diesenspeziellen Anforderungen wird hiernicht mit einbezogen- 201 -

Ferritische WerkstoffeWerkstoffgruppe W IFür die ferritischen Stähle der WerkstoffgruppeW I sind auf Hersteller und Erzeugnisform bezogeneergänzende Werkstoffbegutachtungenin Abstimmung mit dem Sachverständigendurchzuführen.Für die Anwendung gemäß dieser Rahmenspezifikationgilt die Begutachtung der Werkstoffe15 MnNi 63 und 20 MnMoNi 55 prinzipiellals abgeschlossen. Ergänzungen sind erforderlich,wenn neue Hersteller bzw. neueErzeugnisformen eingesetzt werden. In diesenFällen sind entsprechende Begutachtungenerforderlich, bei denen von den bestehendenErkenntnissen auszugehen ist und gezielteNachweise zu führen sind.Werkstoffgruppe W IIDie ferritischen Stähle der WerkstoffgruppeW II sind entsprechend den in Tabelle 3.1 enthaltenenAnforderungen als Sondergüte auszuweisen.Austenitische WerkstoffeAnmerkungIm Hinblick auf das Schweißgut vonaustenitischen Werkstoffen werden z.Z. ergänzendeprojektunabhängige Untersuchungen anGroßplatten durchgeführt. Dabei wird der Einflußunterschiedlicher Zähigkeit im Schweißgutuntersucht. Nach Abschluß dieser Untersuchungenwerden die in dieser Rahmenspezifikationfestgelegten Anforderungen an dieKerbschlagzähigkeit überprüft.presste Teile7.4 Nahtlose Rohre größer als DN 507.5 Nahtlose Rohrbogen größer als DN 507.6 Nahtlose Formstücke größer als DN 507.7 Gussstücke8 Schrauben und Muttern8.1 Geltungsbereich8.2 Werkstoffe8.3 Zusätzliche Forderungen an die Werkstoffe8.4 Schrauben und Muttern, spanend aus ferritischenStäben hergestellt8.5 Schrauben und Muttern, spanend aus lösungsgeglühtenund abgeschreckten austenitischenStäben hergestellt8.6 Schrauben und Muttern, aus ferritischen Stäbenwarm- oder kaltformgebend gefertigt undanschließend wärmebehandelt8.7 Schrauben und Muttern nach Festigkeitsklassen8.8 Kennzeichnung8.9 Nachweis der Güteeigenschaften9 Erzeugnisformen aus Stählen für besondereBeanspruchungen09.1 Schmiedestücke, Stabstahl und gewalzte Ringe9.2 Gussstücke10 Wärmetauscherrohre10.1 Nahtlose gerade Wärmetauscherrohre aus ferritischenStählen mit Wanddicken kleiner alsoder gleich 4 mm und mit Außendurchmessernkleiner als oder gleich 38 mm10.2 Nahtlose gebogene Wärmetauscherrohre ausferritischen Stählen mit Wanddicken kleiner alsoder gleich 4 mm und mit Außendurchmessernkleiner als oder gleich 38 mm10.3 Nahtlose gerade Wärmetauscherrohre ausaustenitischen Stählen mit Wanddicken kleiner- 202 -

4 Herstellung KTA3211.34.1 HerstellerqualifizierungDruck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemenaußerhalb des Primärkreises Teil 3: HerstellungFassung 11/03Frühere Fassung der Regel: 6/90 (BAnz. Nr. 41a vom28. Februar 1991)Der Detaillierungsgrad der derzeitigenRSK-LL mit ihren Anforderungen andie Herstellung wird in den Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke…“nicht übernommen. Modul 4 enthältdie Grundsätze, die bei der Herstellungzu beachten sind. Dabei wird entspre-- 203 -

Für die Herstellung von Komponenten, die denBedingungen der Basissicherheit genügen,sind nur qualifizierte Hersteller zugelassen, dieüber eine zuverlässige Qualitätssicherungverfügen.Bei der Herstellerqualifikation sind Personal,Fertigungseinrichtungen, Prüfeinrichtungen,Fertigungsverfahren und die Qualitätssicherungdes Herstellers zu berücksichtigen.Die hierbei zu erfüllenden Anforderungen sindmit der Behörde oder dem von ihr beauftragtenSachverständigen (§ 20 AtG) abzustimmen.Für die Herstellung von Erzeugnisformen sindals Mindestvoraussetzung die Anforderungennach AD-Merkblatt W 0 und für die Herstellungvon Komponenten die nach AD-Merkblatt HP 0zu erfüllen.Weiterhin sind die Anforderungen, die der Reaktoranlagenlieferergemäß Qualitätssicherungsprogramman die Qualitätssicherungdes Komponenten- bzw. Erzeugnisformherstellersstellt, zu erfüllen.KTA3211.3InhaltGrundlagen1 Anwendungsbereich2 Begriffe3 Anforderungen an den Hersteller3.1 Allgemeine Anforderungen3.2 Voraussetzungen3.3 Schweiß- und Prüfpersonal3.4 Überprüfung der Voraussetzungen nach denAbschnitten 3.2 und 3.33.5 Gültigkeitsdauer der Herstellerüberprüfung4 Vorprüfung und Dokumentation4.1 Vorprüfung4.2 Dokumentation4.3 Vorprüfung und Dokumentation für Ersatz-,Reserve- und Verschleißteile5 Schweißen5.1 Schweißtechnische Gestaltung und arbeitstechnischeGrundsätze5.2 Voraussetzungen zum Schweißenchend dem Geltungsbereich unterschiedenzwischen den „Äußeren Systemen“Abschnitt 3.3 und der „druckführendenUmschließung“ (Abschnitt2.3).Die detaillierten Anforderungen an dieHerstellung sind in der RegelKTA 3211.3 für die „Äußeren Systeme“bzw. in der Regel KTA 3201.3 für die„Druckführende Umschließung“ geregelt.Dies wird im Rahmen dieser Dokumentationdurch die Aufnahme desInhaltsverzeichnisses am Beispiel derKTA 3211.3 verdeutlicht.Ein vollständiger detaillierter Vergleichder Anforderungen wird im Rahmendieses Projektes nicht durchgeführt.5.3 Anforderungen an Schweißzusätze und -hilfsstoffe5.4 Fugenflanken5.5 Durchführung der Schweißarbeiten5.6 Überwachung der Schweißarbeiten und betrieblicheAufzeichnungen durch die Schweißaufsicht5.7 Anforderungen an die Schweißungen6 Umformen von Bauteilen6.1 Allgemeine Anforderungen6.2 Warmumformen6.3 Kaltumformen- 204 -6.4 Überprüfung des Umformverfahrens

4.2 Herstellungsunterlagen Dieser Detaillierungsgrad mit diesenspeziellen Anforderungen wird hiernicht mit einbezogenVor Beginn der Fertigung müssen auf denjeweiligen Fertigungsabschnitt bezogene, vorgeprüfteHerstellungsunterlagen und Prüfunterlagenvorliegen. Im jeweiligen Anwendungsfallsind dies, soweit erforderlich, z.B. Zeichnungen,Schweißpläne, Wärmebehandlungspläne,Reparaturpläne sowie Prüfanweisungen, Filmlagepläne,Druckprüfungspläne.Zur Erfassung der bei der Herstellung durchzuführendenPrüfungen sind auf die Fertigungsfolgeabgestimmte Prüffolgepläne zu erstellen.4.3 Fertigungsüberwachung Dieser Detaillierungsgrad mit diesenspeziellen Anforderungen wird hiernicht mit einbezogenDie Fertigungsüberwachung, Durchführungvon Prüfungen und Dokumentation sind Aufgabeder unabhängigen Qualitätsstelle desHerstellers. Der Hersteller muß für alle Maßnahmendes Qualitätsnachweises über einesystematische Ablauforganisation verfügenund nach einer schriftlichen Anweisung inauditfähiger Form (QS-System) vorgehen.Durch den Antragsteller/Reaktoranlagenliefererund den Sachverständigen ist die Wirksamkeitder Qualitätssicherung des Komponentenherstellersin ausreichendem Umfang zu überprüfen.4.44.4.1HerstellungsanforderungenSchweißenDieser Detaillierungsgrad mit diesenspeziellen Anforderungen wird hier- 205 -

Schweißerqualifikation, Schweißverfahren,Verfahrensprüfungnicht mit einbezogenZur Durchführung von Schweißarbeiten sindnur Schweißer mit nachgewiesener Eignung(DIN 8560) zugelassen. Die zum Einsatzkommenden Schweißverfahren sind durchVerfahrensprüfungen zu qualifizieren. Dabeisind für Grundwerkstoff, Schweißgut und WEZdie spezifizierten Güteanforderungen nachzuweisen.Es ist sicherzustellen, daß mit dengewählten Schweißparametern die erforderlichenmechanisch-technologischen Eigenschaftenerreicht werden. Über den Fertigungszeitraumsind Arbeitsprüfungen durchzuführen,die eine Überwachung der Qualität derSchweißungen (einschl. Schweißerqualifikation)erlaubt. Die Qualität der Schweißzusatzwerkstoffeist im Zuge der Herstellungsicherzustellen und bei der Verarbeitung zugewährleisten. Für Verbindungsschweißungenund Plattierungen sind nur nach VdTÜV Merkblatt1753 eignungsgeprüfte Zusatzwerkstoffezugelassen. Darüber hinaus sind die in dieserRahmenspezifikation gestellten zusätzlichenZähigkeitsanforderungen zu erfüllen.Schweißbedingungen, Härte, SpannungsarmglühenDie Schweißbedingungen für ferritische Werkstoffesind so zu wählen, daß in der Schweißverbindungwerkstoffbezogen möglichst niedrigeHärtewerte erreicht werden (Einzelwertemax. zulässig bis ca. 350 HV 10).Vergütungslagen, WärmenachbehandlungenUm in der WEZ von ferritischen Schweißverbindungenmöglichst hohe Zähigkeit, niedrigeHärtewerte und hohe Sicherheit gegen dasAuftreten von selektiver Korrosion zu erreichenist grundsätzlich die Vergütungslagentechnik- 206 -

4.4.2 Kantenversatz Dieser Detaillierungsgrad mit diesen- 207 -

Einseitig geschweißte, von innen nichtbeschliffene NähteFür alle Komponenten muß die Schweißnahtvorbereitungfür einseitig geschweißte Nähteentsprechend DIN 2559 so erfolgen, daß dieInnendurchmesser der zu verschweißendenTeile im Wurzelbereich um nicht mehr als 0,5mm voneinander abweichen (maximal 0,3 mmbei DN kleiner/gleich 120).Kantenversätze nach dem ZusammenspeziellenAnforderungen wird hiernicht mit einbezogenDiese Anforderungen gelten für ferritische undvorläufig auch für austenitische Werkstoffe.Rohrleitungen sind bevorzugt mechanisch aufInnendurchmesser zu bearbeiten (s. Bild4.2.2). Durchmesserreduktionen im Schweißnahtbereichsollen wegen der Spannungskonzentrationz.B. aus behinderter Wärmedehnungmöglichst klein gehalten werden. Dieswird z.B. durch Bestellung der Rohre auf Innendurchmesseroder Kalibrierung der Rohrendenund/oder Auswahl der miteinander zuverschweißenden Rohre erreicht.Mit diesen Maßnahmen sind in Verbindung mitder mechanischen Bearbeitung eindeutigeVoraussetzungen für die Wurzelschweißung zuschaffen.Zum Schweißen sind die Rohre zur Anpassungder Wurzellippen zu zentrieren. Nach demZusammenbau hat eine Kontrolle der Zentrierungzu erfolgen, um die Voraussetzungen füreine einwandfreie Wurzelschweißung sicherzustellen.Diese Kontrolle soll visuell und soweiterforderlich, durch Nachmessen mit einerLehre durchgeführt werden. Messungen desKantenversatzes über die Außenoberflächeund Wanddicke (im gehefteten und im fertiggeschweißten Zustand) sind nur in Sonderfällenerforderlich.- 208 -

4.4.3 Nahtunterschleifungen Dieser Detaillierungsgrad mit diesenspeziellen Anforderungen wird hierNahtunterschleifungen sind möglichst zu vermeiden.Sie sind unzulässig, wenn dadurch dienicht mit einbezogenPrüfbarkeit der Naht beeinträchtigt wirdund/oder die zulässigen Beanspruchungenüberschritten werden. (Es ist zu beachten, daßdurch lokale, flach ausgemuldete Unterschleifungendie allgemeinen primären Membranspannungennicht erhöht werden). Auftragsschweißungensind zu vermeiden. Wanddickenunterschreitungensind zu registrieren.4.4.4 DruckprüfungNach Fertigstellung der Komponenten ist in derRegel eine Wasserdruckprüfung durchzuführen.Der Prüfdruck beträgt:1,3 mal Auslegungsdruck (unabhängig vomVerhältnis der Streckgrenzen kalt/warm)Bei Luftdruckprüfungen sind die Bedingungenim Einzelfall mit der Behörde oder dem von ihrbeauftragten Sachverständigen (§ 20 AtG)abzustimmen.M4: 3.4.3(3)Alle druckführenden Komponenten der Äußeren Systemewerden zum Abschluss der Herstellung einerDruckprüfung mit einem definierten Prüfdruck oberhalbdes Auslegungsdrucks unterzogen (Erstdruckprüfung).Nach der Druckprüfung werden zerstörungsfreiePrüfungen in repräsentativem Umfang durchgeführt.Modul 4 formuliert die Kriterien für dieErstdruckprüfung und lässt Ausnahmenfür einzelne Nähte bei Reparaturenzu.Die dabei einzuhaltenden Randbedingungenwerden derzeit in den Gremiendiskutiert (Stichwort „Garantienaht“).Bei Stahlguß ist im Werk eine Dichtheitsprüfung(z.B. Nekal) und eine Wasserdruckprüfungmit 1,5fachem Auslegungsdruck durchzuführen.5 Prüfungen Dieser Detaillierungsgrad mit diesen5.1 Vorprüfungspeziellen Anforderungen wird hier- 209 -

Es dürfen nur solche Komponenten verwendetwerden, die vom Hersteller und von der zuständigenBehörde oder dem im atomrechtlichenGenehmigungsverfahren zugezogenenSachverständigen (§ 20 AtG) vorgeprüft sind.Der Reaktoranlagenlieferer gibt dem Komponentenherstellerdie den Vorprüfunterlagen(Konstruktion, Berechnung) zugrunde zu legendenAuslegungsbedingungen und Lastangabenvor.nicht mit einbezogen5.2 Werkstoffprüfungen Dieser Detaillierungsgrad mit diesenspeziellen Anforderungen wird hierDie erforderlichen Zähigkeitsnachweise für dienicht mit einbezogeneinzelnen Erzeugnisformen sind in den Tabellen5.2/1, 5.2/2 und 5.2/3 dargestellt.Tabelle 5.2/4 zeigt den Umfang der zerstörungsfreienPrüfungen an den Erzeugnisformen.Für den Nachweis besonderer Eigenschaftenin Dickenrichtung gelten die Anforderungennach Tabelle 5.2/5.Die erforderliche Zeugnisbelegung für die einzelnenPrüfgruppen ist in Tabelle 5.2/6 angegeben.5.3 Bauprüfungen Dieser Detaillierungsgrad mit diesen- 210 -

Der Hersteller hat alle Qualitätseigenschaftenzu prüfen. Die Prüfungen des Herstellers sinddurch Audits und Überprüfungen des Reaktoranlagenliefererszu ergänzen. Die zuständigeBehörde oder der im atomrechtlichen Genehmigungsverfahrenzugezogene Sachverständige(§ 20 AtG) werden in erforderlichem Umfangentsprechend der Fertigungsfolge dieQualitätseigenschaften, die für die Integritätvon Bedeutung sind, prüfen.speziellen Anforderungen wird hiernicht mit einbezogenDer Prüfumfang für den Qualitätsnachweis fürBehälter, Rohrleitungen, Armaturen, Apparateund Pumpen ist in den Tabellen 5.3/1 und5.3/2 nach drei Prüfgruppen (A1, A2, A3) festgelegt.Hierbei gelten folgende Grundsätze:− Die Einteilung in drei Prüfgruppen gestattetbei gleicher Basissicherheit eine Abstufungdes Prüfumfanges, abhängig von den Abmessungenund Belastungen (siehe Tabelle1).− Die Anforderungen zur Gewährleistungeiner optimalen Prüfbarkeit gelten unabhängigvon der Prüfgruppe und dem Prüfumfang.− In allen drei Prüfgruppen sind dieSchweißnähte einer optimalem 100 %igenOberflächenrißprüfung zu unterziehen.− Schweißnähte sind bevorzugt der US-Prüfung zu unterziehen.− Durchstrahlungsprüfungen sind dort anzuwenden,wo durch dieses Verfahren einebessere Prüfaussage erreicht wird. Durchstrahlungsprüfungenkönnen in gezieltemUmfang z.B. auch im Zuge von stichprobenweisenNachprüfungen angesetzt werden(als unterschiedliches Prüfverfahreninsbesondere bei Rundnähten).− Bei gleicher Prüfempfindlichkeit sind in denPrüfgruppen A1 - A3 folgender Herstellerprüfumfangvorzusehen:- 211 -

5.4 Dokumentation Dieser Detaillierungsgrad mit diesenspeziellen Anforderungen wird hierIn der Dokumentation sind folgende Unterlagennicht mit einbezogenbzw. Prüfergebnisse zu erfassen:− Vorprüfunterlagen− Ergebnisse der Werkstoffprüfungen− Ergebnisse der BauprüfungenSie sind vom Komponentenhersteller in übersichtlicherForm zu dokumentieren und vomAntragsteller/Lieferer der Behörde oder demvon ihr beauftragten Sachverständigen (§ 20AtG) zur Überprüfung vorzulegen.6 Wiederkehrende Prüfungen KTA3211.46.1 Basismessungen InhaltAls Basismessungen für die wiederkehrendenPrüfungen gelten die im Zuge der Fertigungdurchgeführten zerstörungsfreien Prüfungen,wenn sie mit der gleichen Technik durchgeführtwerden, die für die spätere Wiederholungsprüfungvorgesehen ist.Soweit gemäß Tabelle 5.3/1 keine zerstörungsfreienPrüfungen nach der Erstdruckprüfungerforderlich sind, werden die letzten Prüfungenvor der Erstdruckprüfung anerkannt.Basismessungen (Nullmessungen) vor odernach der Druckprobe sind erneut erforderlich,wenn beabsichtigt wird, zur Durchführung vonwiederkehrenden Prüfungen andere Prüfmethodenals bei den ersten Fertigungsprüfungeneinzusetzen.Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemenaußerhalb des PrimärkreisesTeil 4: Wiederkehrende Prüfungen und BetriebsüberwachungGrundlagen1 Anwendungsbereich2 Begriffe3 Prüfverfahren3.1 Allgemeine Anforderungen3.2 Prüfung der Oberflächen3.3 Dichtheitsprüfung3.4 Integrale Sichtprüfung3.5 Druckprüfung4 Prüfumfänge, -art und -intervalle4.1 Allgemeine Anforderungen4.2 Prüfumfänge4.3 PrüfintervalleDer Detaillierungsgrad der derzeitigenRSK-LL mit ihren Anforderungen andie wiederkehrenden Prüfungen wird inden Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke…“ nicht übernommen. Modul 4enthält die Grundsätze, die dabei zubeachten sind. Entsprechend demGeltungsbereich wird unterschiedenzwischen den „Äußeren Systemen“Abschnitt 3.4 und der „druckführendenUmschließung“ (Abschnitt 2.4).Die detaillierten Anforderungen an dieHerstellung sind in der RegelKTA 3211.4 für die „Äußeren Systeme“bzw. in der Regel KTA 3201.4 für die„Druckführende Umschließung“ geregelt.Dies wird im Rahmen dieser Dokumentationdurch die Aufnahme des-Inhaltsverzeichnis am Beispiel der KTA3211.4 verdeutlicht.Dieser Detaillierungsgrad mit diesenspeziellen Anforderungen wird hiernicht mit einbezogen- 212 -

6.2 Wiederkehrende Prüfungen an Druckbehältern 5 PrüflisteBei Druckbehältern sind regelmäßige innerePrüfungen alle vier Jahre und wiederkehrendeWasserdruckprüfungen alle acht Jahre durchzuführen.Die inneren Prüfungen sind vornehmlich visuelleBesichtigungen. Zerstörungsfreie Prüfungensind durchzuführen, wenn die Besichtigung zukeiner ausreichenden Aussage führt. Darüberhinaussind grundsätzlich zerstörungsfreiePrüfungen stichprobenweise an repräsentativenStellen durchzuführen.Im Anschluß an die wiederkehrende Wasserdruckprüfungsind zerstörungsfreie Prüfungenan solchen Schweißnähten durchzuführen, dieim Hinblick auf Beanspruchung, Fertigungsverfahrenund Werkstoff hinreichend repräsentativsind. Die Einzelheiten sind im Prüfplanfestzulegen. Wiederkehrende Druckprüfungensind mit dem Druck der Erstdruckprüfung bzw.mit dem Prüfdruck des Systems durchzuführen,in das der Druckbehälter eingebaut ist.6.3 Wiederkehrende Prüfungen an Rohrleitungen,Armaturen und Pumpen5.1 Erstellung5.2 Aktualisierung6 Vorbereitung der Prüfungen, Prüfvorschriften6.1 Vorbereitung der Prüfungen6.2 Prüfvorschriften7 Bewertung der Prüfergebnisse7.1 Prüfung auf Fehler in der Oberfläche und inoberflächennahen Bereichen7.2 Dichtheitsprüfung7.3 Sichtprüfung7.4 Druckprüfung8 Betriebsüberwachung8.1 Allgemeines8.2 Instrumentierung8.3 Überwachung der Wasser-/Dampfqualität8.4 Betriebsrundgänge9 Beteiligung bei wiederkehrenden Prüfungen10 Dokumentation10.1 AllgemeinesModul 4 übernimmt die Zielsetzungund die allgemeine Anforderung fürwiederkehrende Prüfungen an druckführendenKomponenten. Das Erforderniseiner wiederkehrenden Druckprüfungwird derzeit in den Fachgremiendiskutiert. Ggf. werden auch in M4anschließend an die Druckprüfungzerstörungsfreie Prüfungen gefordert.Vgl. Bemerkung zu 6.2- 213 -

Wiederkehrende Prüfungen sind auf repräsentativeRohrleitungsschweißnähte und Stellenmit besonderen Beanspruchungen auszurichten.Dies sind z.B. Anschlußnähte von Krümmernoder Formstücken, die durch Kräfte undMomente infolge behinderter Wärmedehnungzusätzlich besonders beansprucht werden.10.2 Erforderliche Unterlagen10.3 AufbewahrungsfristenAnhang ADie Prüfungen sind so durchzuführen, daßinnerhalb eines Zeitraumes von acht Jahrender mit der Behörde oder dem von ihr beauftragtenSachverständigen (§ 20 AtG) abgestimmte,repräsentative Prüfumfang erfaßtwird.6.4 Plan für die wiederkehrenden PrüfungenVom Reaktoranlagenlieferer und Betreiber sindPläne für die Durchführung der wiederkehrendenPrüfungen zu erstellen und mit der Behördeoder dem von ihr beauftragten Sachverständigenabzustimmen.Verzeichnis der TabellenVerzeichnis der BilderAbkürzungsverzeichnis17 Tabellen10 BilderDieser Detaillierungsgrad mit diesenspeziellen Anforderungen wird hiernicht mit einbezogen- 214 -