Dokumentation über den Verbleib der - Kerntechnisches Regelwerk

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 -