3- 0.1
RS-Handbuch

Stand 02/22

Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke
vom 22. November 2012, Neufassung vom 3. März 2015
(BAnz AT 30.03.2015 B2), die zuletzt mit
Bekanntmachung des BMUV
vom 25. Februar 2022 (BAnz AT 15.03.2022 B3) geändert
worden ist
Präambel der Änderung der Bekanntmachung zu den„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ vom25. Februar 2022

einschließlich der vorgenommenen Änderungen in derFassung vom 3. März 2015 veröffentlicht (Anlage 2).
Bonn, den 3. März 2015
RS I 5 - 13303/01
Bundesministerium
für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit
Im AuftragDr. Cloosters(BAnz AT 15.03.2022 B3)
Das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz,
nukleare Sicherheit und Verbraucherschutz sowie die für
die atomrechtliche Genehmigung und Aufsicht
zuständigen Landesbehörden sind übereingekommen,Änderungen in der Anlage 2 der Bekanntmachung zu den„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ vom
3. März 2015 (BAnz AT 30.03.2015 B2) vorzunehmen.
Diese Änderungen betreffen eine Klarstellung desAnwendungsbereiches sowie eine redaktionelle Änderung
zur Umsetzung der Richtlinie des Rates
2014/87/EURATOM vom 8. Juli 2014 zur Änderung derRichtlinie 2009/71/EURATOM über einen
Gemeinschaftsrahmen für die nukleare Sicherheit
kerntechnischer Anlagen (ABl. L 219 vom 25.7.2014,
S. 42).*)
Bonn, den 25. Februar 2022
Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, nukleare
Sicherheit und Verbraucherschutz
Im Auftrag
Niehaus

Präambel der Änderung und Neufassung derBekanntmachung zu den „Sicherheitsanforderungenan Kernkraftwerke“ vom 3. März 2015
(BAnz AT 30.03.2015 B2)
Das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, Bau und
Reaktorsicherheit sowie die für die atomrechtliche Genehmigung und Aufsicht der in Betrieb befindlichen Kernkraftwerke zuständigen Landesbehörden sind übereingekommen, Änderungen in der Bekanntmachung der Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke vom 22. November
2012 (BAnz AT 24.01.2013 B3) vorzunehmen. Diese Änderungen betreffen Übertragungsfehler, Überarbeitungenaufgrund neuer wissenschaftlich-technischer Erkenntnisse
sowie Berichtigungen.
Der Geltungsbereich der Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke vom 22. November 2012 bleibt unberührt.
Nachfolgend gebe ich die beschlossenen Änderungenbekannt (Anlage 1).**)

Präambel der Bekanntmachung der„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ vom22. November 2012
(BAnz AT 24.01.2013 B3)Das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz undReaktorsicherheit sowie die für die atomrechtliche Genehmigung und Aufsicht der in Betrieb befindlichen Kernkraftwerke zuständigen Landesbehörden sind übereingekommen, die „Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke“ vom 21.
Oktober 1977 (BAnz Nr. 206 vom 3. November 1977) sowie die Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren gegen Störfälle im
Sinne des § 28 Absatz 3 der Strahlenschutzverordnung –Störfall-Leitlinien – vom 18. Oktober 1983 (BAnz Nr. 245a
vom 31. Dezember 1983) zu überarbeiten, zu aktualisieren und damit fortzuschreiben.
Gleichzeitig werden die „Grundlagen für Sicherheitsmanagementsysteme in Kernkraftwerken vom 29. Juni 2004“(BAnz. S. 16 275) außer Kraft gesetzt.
Die hiermit veröffentlichten „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke" gelten für Anlagen zur Spaltung vonKernbrennstoffen zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität (Kernkraftwerke). Sie enthalten grundsätzliche undübergeordnete sicherheitstechnische Anforderungen im
Rahmen des untergesetzlichen Regelwerks, welche derKonkretisierung der nach dem Stand von Wissenschaft
und Technik erforderlichen Vorsorge gegen Schäden
durch die Errichtung und den Betrieb der Anlage nach § 7
Absatz 2 Nummer 3 des Atomgesetzes (AtG) sowie vonAnforderungen nach § 7d AtG dienen. Im Hinblick auf diein Deutschland betriebenen Kernkraftwerke betrifft diesÄnderungsgenehmigungen. Dabei ist die höchstrichterliche Rechtsprechung zur Reichweite der behördlichen
Prüfung in Änderungsgenehmigungsverfahren zu
beachten.
Die „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ sindferner bei sicherheitstechnischen Bewertungen im Rahmen der §§ 17, 19 AtG heranzuziehen; die Veröffentlichung ist jedoch kein Anlass für eine gesonderte Sicherheitsüberprüfung. Die in der jeweiligen Genehmigung
getroffenen Festlegungen haben Bestand, soweit dieseFestlegungen nicht durch neuere Erkenntnisse in Fragegestellt und somit neu bewertet werden müssen. Ein Eingriff in den Genehmigungsbestand ist nur unter den
Voraussetzungen von § 17 AtG möglich.

Im Anschluss daran wird der Text der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke vom 22. November 2012“*) Anmerkung der Redaktion:

Die in der Bekanntmachung vom 25. Februar 2022
enthaltenen Änderungen wurden in die
Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke in derFassung vom 3. März 2015 eingearbeitet.

Die in der Anlage 1 enthaltenen Änderungen sindin der Neufassung der Sicherheitsanforderungenan Kernkraftwerke vom 3. März 2015 eingefügt.
Die Anlage 1 wird daher hier nicht
wiedergegeben.

**) Anmerkung der Redaktion:

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RS-Handbuch
Die „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ beinhalten die Sicherheitskriterien und Leitlinien für Kernkraftwerke im Sinne von § 49 Absatz 1 Satz 3 StrlSchV undschreiben diese fort.
Anforderungen an die Anlagensicherung sind nicht enthalten.
Soweit es sicherheitstechnisch erforderlich ist, sind die„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke" auch für
Kernkraftwerke, die aufgrund § 7 Absatz 1a AtG die
Berechtigung zum Leistungsbetrieb verloren haben oderaufgrund einer Entscheidung des Betreibers im Nachbetrieb sind, heranzuziehen.
Die verwendeten Begriffe sind – soweit erforderlich – inAnhang 1 definiert. Die Anhänge 2, 3, 4 und 5 untersetzen
bzw. ergänzen die Sicherheitsanforderungen. Anhang 2
konkretisiert Anforderungen hinsichtlich zu berücksichtigender Ereignisse, Anhang 3 hinsichtlich des Schutzes
gegen Einwirkungen von innen und außen sowie aus Notstandsfällen. Anhang 4 konkretisiert die Grundsätze für
die Anwendung des Einzelfehlerkriteriums und für die Instandhaltung, Anhang 5 benennt Anforderungen an die
Nachweisführung und Dokumentation.
Die „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ sollen
in regelmäßigen Abständen einem Aktualisierungsprozess
im Rahmen des Länderausschusses für Atomkernenergie
unterzogen werden. Dabei sollen in einem ersten Schritt
die den übergeordneten „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“ zuzuordnenden Interpretationen, die im
Wesentlichen weitere, jedoch untergeordnete sicherheitstechnische Anforderungen enthalten und die noch nicht inForm von Regeln des Kerntechnischen Ausschusses bestehen, ausgearbeitet werden. Diese sollen so bald wie
möglich in Abstimmung mit den zuständigen atomrechtlichen Landesbehörden veröffentlicht werden.

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Stand 02/22
Nachfolgend gebe ich die „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“ mit fünf Anhängen bekannt.
Bonn, den 22. November 2012
RS I 5 – 13303/01
Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz undReaktorsicherheit
Im AuftragHennenhöfer

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RS-Handbuch

Stand 02/22

Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke
vom 3. März 2015
Neben dem folgenden Hauptteil umfassen die „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ 5 Anhänge.
Gliederung
Anwendungsbereich
0Grundsätze

1

Organisatorische Anforderungen

2

Technisches Sicherheitskonzept

2.1
2.2
2.3
2.4
2.5
3
3.1
3.2
3.3
3.4
3.5
3.6
3.7
3.8
3.9
3.10
3.11
4
4.1
4.2

Konzept der gestaffelten Sicherheitsebenen
Konzept des gestaffelten Einschlusses derradioaktiven Inventare (Barrierenkonzept)
Schutzzielkonzept
Schutzkonzept gegen Einwirkungen von innen undaußen sowie gegen Notstandsfälle
Radiologische Sicherheitsziele
Technische AnforderungenÜbergeordnete Anforderungen
Anforderungen an den Reaktorkern und dieAbschalteinrichtungen
Anforderungen an die Einrichtungen zur Kühlung
der Brennelemente im Reaktorkern
Anforderungen an die Druckführende Umschließung und die drucktragende Wandung vonKomponenten der Äußeren Systeme
Anforderungen an bauliche Anlagenteile
Anforderungen an den Sicherheitseinschluss
Anforderungen an die Leittechnik
Anforderungen an Warten
Anforderungen an die elektrische Energieversorgung
Anforderungen an die Handhabung und Lagerung
der Brennelemente
Anforderungen an den Strahlenschutz
Zu berücksichtigende Betriebszustände undEreignisse

4.4
5

Betriebszustände, Störungen und Störfälle
Einwirkungen von innen und außen sowie aus
Notstandsfällen
Ereignisse mit Mehrfachversagen vonSicherheitseinrichtungenUnfälle mit schweren Brennelementschäden
Anforderungen an die Nachweisführung

6

Anforderungen an das Betriebsreglement

7

Anforderungen an die Dokumentation

4.3

Anwendungsbereich
Die „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke" gelten
für Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität (Kernkraftwerke).
Sie enthalten grundsätzliche und übergeordnete sicherheitstechnische Anforderungen im Rahmen des untergesetzlichen Regelwerks, welche der Konkretisierung dernach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderlichen Vorsorge gegen Schäden durch die Errichtung undden Betrieb der Anlage nach § 7 Absatz 2 Nummer 3 desAtomgesetzes (AtG) sowie von Anforderungen nach § 7d
AtG dienen. Im Hinblick auf die in Deutschland betriebenen Kernkraftwerke betrifft dies Änderungsgenehmigungen. Dabei ist die höchstrichterliche Rechtsprechung zur
Reichweite der behördlichen Prüfung in Änderungsgenehmigungsverfahren zu beachten.
Die „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ sindferner bei sicherheitstechnischen Bewertungen im Rahmen der §§ 17, 19 AtG heranzuziehen; die Veröffentlichung ist jedoch kein Anlass für eine gesonderte Sicherheitsüberprüfung. Die in der jeweiligen Genehmigung
getroffenen Festlegungen haben Bestand, soweit dieseFestlegungen nicht durch neuere Erkenntnisse in Fragegestellt und somit neu bewertet werden müssen. Ein Eingriff in den Genehmigungsbestand ist nur unter den
Voraussetzungen von § 17 AtG möglich.
Die „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ beinhalten die Sicherheitskriterien und Leitlinien für Kernkraftwerke im Sinne von § 49 Absatz 1 Satz 3 der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) und schreiben diese fort.
Anforderungen an die Anlagensicherung sind nicht
enthalten.
Soweit es sicherheitstechnisch erforderlich ist, sind die„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke" auch für
Kernkraftwerke, die aufgrund § 7 Absatz 1a AtG die
Berechtigung zum Leistungsbetrieb verloren haben oderaufgrund einer Entscheidung des Betreibers im Nachbetrieb sind, heranzuziehen.
Für andere kerntechnische Anlagen als Atomkraftwerke
nach § 2 Absatz 3a Nummer 1 des Atomgesetzes findena)das radiologische Sicherheitsziel (Nummer 2.5
der Sicherheitsanforderungen), wonach der
Ausschluss von frühen und großen
Freisetzungen vorgesehen ist und das als
Anknüpfungspunkt für die zeitgerechte
Umsetzung von vernünftigerweise
durchführbaren Sicherheitsverbesserungenheranzuziehen ist undb)

das gestaffelte Sicherheitskonzept

im Rahmen eines abgestuften Ansatzes entsprechend
Anwendung. Anderweitige spezielle Regelungen für diesekerntechnischen Anlagen bleiben unberührt.
Die verwendeten Begriffe sind – soweit erforderlich – inAnhang 1 definiert. Die Anhänge 2, 3, 4 und 5 untersetzen
bzw. ergänzen die Sicherheitsanforderungen. Anhang 2
konkretisiert Anforderungen hinsichtlich zu berücksichtigender Ereignisse, Anhang 3 hinsichtlich des Schutzes
gegen Einwirkungen von innen und außen sowie aus
Notstandsfällen. Anhang 4 konkretisiert die Grundsätze
für die Anwendung des Einzelfehlerkriteriums und für die
Instandhaltung, Anhang 5 benennt Anforderungen an die
Nachweisführung und Dokumentation.
0

Grundsätze

Das grundlegende Sicherheitsziel ist der Schutz vonMensch und Umwelt vor den schädlichen Auswirkungen

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ionisierender Strahlung. Dieses Ziel gilt für alle Aktivitäten
von der Planung über Errichtung und Betrieb bis zum
Rückbau eines Kernkraftwerks.

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1 (2)Im Rahmen der Verantwortung der Anlagenleitung hat sie insbesondere die folgenden
Anforderungen zu erfüllen:

Die Verantwortung für die Gewährleistung der Sicherheit
trägt der Genehmigungsinhaber. Er muss der Einhaltung
des Sicherheitsziels Vorrang vor der Einhaltung anderer
betrieblicher Ziele geben.
Die Grundlage für einen sicheren Betrieb von Kernkraftwerken ist das sicherheitsgerichtete Zusammenwirken
personeller, technischer und organisatorischer Faktoren(Mensch-Technik-Organisation). Die Vernetzung dieser
Faktoren mit dem Ziel eines sicherheitsgerichteten Handelns ist auch Grundlage für eine hohe Sicherheitskultur.
Es ist Aufgabe des Genehmigungsinhabers, eine hohe
Sicherheitskultur aufrechtzuerhalten und diese kontinuierlich zu verbessern.
1

Organisatorische Anforderungen

1 (1)Verantwortung der Unternehmensleitung

Verantwortung der Anlagenleitung

Die Unternehmensleitung hat die Verantwortungden sicheren Betrieb ihrer Anlage zu gewährleisten.

1.

Erstellung und Umsetzung der Anlagenpolitik
und -ziele in Übereinstimmung mit der Unternehmenspolitik und den Unternehmenszielen.

2.

Gewährleistung eines sicheren Betriebs derAnlage.

3.

Einhaltung der gesetzlichen, behördlichen
und sicherheitstechnischen Anforderungen.

4.

Entwicklung und Einführung des IMS in derAnlage. Dabei ist das gesamte Personaleinzubeziehen.

5.

Umsetzung und kontinuierliche Verbesserungdes IMS einschließlich seines Einflusses auf
die Sicherheit.

6.

Festlegung und Umsetzung der Aufbau- undAblauforganisation in der Anlage.

7.

Gewährleistung der notwendigen Personalkompetenzen und Schulung. Dabei hat die
Anlagenleitung darauf zu achten, dass nebenden fachlichen Aspekten auch MethodenKompetenz geschult wird, und die Einstellungen hinsichtlich sicherheitsgerichteten Handelns gefördert werden.

8.

Sicherstellung der Durchführung von sicherheitsrelevanten Tätigkeiten durch Personal,
das nachweislich über die erforderliche
Qualifikation verfügt.

9.

Erfassung, Auswertung, Kommunikation und
Nutzung interner und externer Erfahrungen.
Dabei hat die Anlagenleitung darauf zu achten, dass beim kraftwerksinternen Erfahrungsrückfluss den Informationen über Beinahe-Ereignisse besondere Bedeutung
einzuräumen ist.

Im Rahmen dieser Verantwortung hat sie insbesondere die folgenden Anforderungen zu
erfüllen:
1.

Entwicklung, Einführung und kontinuierliche
Verbesserung eines integrierten, prozessorientierten Managementsystems (IMS).

2.

Festlegung und Umsetzung der Unternehmenspolitik und -ziele, in denen sich das
Unternehmen zu hoher Sicherheit und zur
Stärkung der Sicherheitskultur verpflichtet.
Dabei hat die Unternehmensleitung Vorbildfunktion.

3.

Sicherstellung, dass die Unternehmenspolitik
und die Unternehmensziele im Unternehmenkommuniziert und von der Anlagenleitungumgesetzt werden.

4.

Erstellung von Grundsätzen zur Aufbau- undAblauforganisation.

5.

Bereitstellung der erforderlichen Ressourcen(organisatorisch, administrativ, technisch) für
das Unternehmen und die Anlage. Dafür sind
dauerhaft angemessene finanzielle und personelle Mittel zur Erfüllung der Pflichten in
Bezug auf die Sicherheit vorzusehen undbereitzuhalten. Die Personalentwicklung zum
Erhalt der Kernkompetenz und zur Erweiterung der Kompetenzen ist sicherzustellen
und periodisch zu überprüfen.

6.

Benennung des Leiters der Anlage, der die
Verantwortung für den sicheren Betrieb derAnlage trägt, und der behördlich geforderten
Beauftragten.

Diese Verantwortung ist nicht delegierbar. Die
Unternehmensleitung hat sicherheitsgerichtetes
Handeln vorzuleben und aktiv zu unterstützen.
Die Unternehmensleitung hat sicherzustellen,
dass der interne und externe Erfahrungsrückfluss, Änderungen des Standes von Wissenschaft und Technik und der international bewährten Sicherheitspraxis einschließlich der hierzu
behördlich veranlassten Informationen auf systematische Weise in einem Prozess des Managementsystems erfasst, ausgewertet und dokumentiert werden.

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Die Anlagenleitung hat sicherheitsgerichtetes
Handeln vorzuleben und aktiv zu unterstützen.
1 (3)Integriertes Managementsystem (IMS)
Die vorrangigen Zielsetzungen des IMS sinda) die Gewährleistung der Sicherheit,b) die stetige Verbesserung der Sicherheit
sowiec) die Förderung der Sicherheitskultur.
Ein IMS muss sämtliche Ziele und Anforderungen, wie zum Beispiel zur Sicherheit, Qualität,
Alterung, Arbeitssicherheit, Umwelt und Wirtschaftlichkeit berücksichtigen. Alle Ziele und
Anforderungen sind in nachvollziehbarer undtransparenter Weise unter Beachtung der Priorität der Sicherheit abzugleichen, zu gewichten
und eindeutig festzulegen. Dabei ist das Zusammenwirken personeller, technischer und organisatorischer Faktoren (Mensch-Technik-Organisation) zu berücksichtigen.
In einem IMS sind die Anforderungen zu integrieren, die an ein Kernkraftwerk gestellt werden unddie sich aus Gesetzen, Verordnungen, Regeln
und Richtlinien z. B. zur Sicherheit, zum Umweltschutz, zum Arbeitsschutz, zur Qualität oder zu
Finanzen ergeben.

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RS-Handbuch

Stand 02/22

Die Abgrenzungen und die Schnittstellen sowie
das Zusammenwirken und die Wechselwirkungen im IMS sind so festzulegen und zu regeln,
dass das grundlegende Sicherheitsziel nicht
durch andere Unternehmensziele beeinträchtigt
wird.

sicherheitstechnischen Bedeutung sind sie regelmäßig und systematisch zu überprüfen undgegebenenfalls anzupassen.
Das Managementsystem ist systematisch zu
dokumentieren. Dabei muss die Dokumentation
hinsichtlich der in ihr enthaltenen Informationen
vollständig, eindeutig und in sich widerspruchsfrei sein.

Alle für den Betrieb der Anlage relevanten Tätigkeiten im Unternehmen und in der Anlage sindzu identifizieren und systematisch in Prozessenzu organisieren. Dies gilt auch für die Tätigkeiten
externen Personals. Personalkapazität, -kompetenz und -qualifikation sind dabei zu berücksichtigen. In entsprechender Weise ist das Verhältnis
zu externen Organisationen zu regeln.

Es sind geeignete Vorkehrungen zu treffen, um
die kompetente ingenieurtechnische und technische Unterstützung, die durch externe Auftragnehmer bereitgestellt wird, in allen sicherheitsrelevanten Bereichen für die gesamte Betriebsdauer der Anlage zu erhalten.

Mindestens für folgende Prozesse sind Regelungen zu treffen:

Das Managementsystem muss geeignet sein,
frühzeitig Hinweise auf eine mögliche Beeinträchtigung der Sicherheit zu geben.

-

Betrieb der Anlage,-

Planung, Durchführung und Auswertung derInstandhaltung,2

Technisches Sicherheitskonzept-Änderung der Anlage und des Betriebs,

2 (1)

-

Inbetriebsetzung nach Änderungen,-

Organisationsänderung,-

Anlagenüberwachung (physikalische Überwachung, chemische und radiochemischeÜberwachung, radiologische Überwachung),-

Festlegung und Umsetzung von Schutzanforderungen (Brandschutz, Anlagensicherung,
IT-Sicherheit),-

Planung und Implementierung des Notfallschutzes,

Zur Einhaltung der radiologischen Sicherheitsziele (siehe Nummer 2.5) sind die im Kernkraftwerk vorhandenen radioaktiven Stoffe durch
technische Barrieren bzw. Rückhaltefunktionen(siehe Nummer 2.2) mehrfach einzuschließen
und deren Strahlung ausreichend abzuschirmen.
Die Wirksamkeit der Barrieren und Rückhaltefunktionen ist durch die Erfüllung von Schutzzielen (siehe Nummer 2.3) abzusichern. Es ist ein
gestaffeltes Sicherheitskonzept zu realisieren,das die Erfüllung der Schutzziele und die Erhaltung der Barrieren und Rückhaltefunktionen auf
mehreren gestaffelten Sicherheitsebenen sowie
bei Einwirkungen von innen und außen gewährleistet (siehe Nummer 2.1 und 2.4).

-

Qualifikation und Schulung des Personals,

2.1

Konzept der gestaffelten Sicherheitsebenen-

Planung und Durchführung der Materialwirtschaft,

2.1 (1)

Der Einschluss der im Kernkraftwerk befindlichen
radioaktiven Stoffe sowie die Abschirmung dervon diesen Stoffen ausgehenden Strahlung ist
sicherzustellen.

-

Handhabung von Brennelementen undanderen Kernbauteilen,-

Umgang mit radioaktiven Abfällen,-

Durchführung des Erfahrungsrückflusses,-

Planung und Durchführung der internen und
externen Kommunikation,-

Abwicklung und Durchführung von Projekten,-

Durchführung von Sicherheitsanalysen und überprüfungen,-

Durchführung der Dokumentation.

Die Schnittstellen zwischen Mensch, Technik
und Organisation sind bei der Entwicklung desIMS zu berücksichtigen.
Im Sinne der stetigen Verbesserung ist der
PDCA-Zyklus (Plan-Do-Check-Act-Zyklus) bei
allen relevanten betrieblichen Tätigkeiten, Teilprozessen, Prozessen und auf das Managementsystem als Ganzes anzuwenden. Die Wirksamkeit des Managementsystems ist durch direkte
Prozessbewertungen und durch prozessunabhängige Bewertungen sicher zu stellen.
Werden Prozesse durch Informationsverarbeitungssysteme (Betriebsführungssysteme), wie
beispielsweise bei der Störungs- und Mängelbeseitigung, Instandhaltung oder Systemfreischaltung unterstützt, sind diese qualitätsgesichert einzuführen. Gemäß ihrer jeweiligen

Zur Erreichung dieses Ziels ist ein Sicherheitskonzept umzusetzen, bei dem Maßnahmen und
Einrichtungen gestaffelten Sicherheitsebenen
zugeordnet sind. Die Sicherheitsebenen 1 bis 4asind durch die folgenden Anlagenzustände
charakterisiert:‒

Sicherheitsebene 1:

Normalbetrieb(Bestimmungsgemäßer
Betrieb, ungestört)‒

Sicherheitsebene 2:

anomaler Betrieb(Bestimmungsgemäßer
Betrieb, Störung)‒

Sicherheitsebene 3:

Störfälle

‒Sicherheitsebene 4a: sehr seltene Ereignisse

Mit den auf diesen Sicherheitsebenen zu installierenden Maßnahmen und Einrichtungen zur
Qualitätsgewährleistung, Vermeidung von Ereignissen, Beherrschung von Ereignissen sowie derAuslegung gegen Einwirkungen von innen undaußen sowie aus Notstandsfällen (siehe Nummer
2.4) muss ein umfassender und zuverlässiger
Schutz vor den im Kernkraftwerk befindlichen
radioaktiven Stoffen erreicht werden.
Darüber hinaus sind in angemessenem Umfang
für Anlagenzustände, die wegen ihrer geringen

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RS-Handbuch
Eintrittshäufigkeit den o. g. Sicherheitsebenen
nicht zugeordnet werden, vorsorglich weitere
Maßnahmen und Einrichtungen zur Feststellung
und Begrenzung der Folgen solcher Zustände
vorzusehen. Deshalb sind im gestaffelten Sicherheitskonzept ergänzend auf den Sicherheitsebenen 4b und 4c Maßnahmen und Einrichtungendes anlageninternen Notfallschutzes vorzuhalten
und zu planen. Diese Sicherheitsebenen sinddurch die folgenden Anlagenzustände charakterisiert:

2.1 (2)‒Sicherheitsebene 4b: Ereignisse mit
Mehrfachversagen vonSicherheitseinrichtungen‒Sicherheitsebene 4c: Unfälle mit schweren
Brennelementschäden.

Für Unfälle mit schweren Brennelementschäden
sind Maßnahmen zur Unterstützung des anlagenexternen Notfallschutzes zu planen, um die
Folgen von Unfällen mit potenziellen oder tatsächlich eingetretenen Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Umgebung festzustellen und ihre
Auswirkungen auf Mensch und Umwelt soweit
wie möglich zu vermindern.

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umgebenden baulichen Hülle so lange wie möglich erhalten und Freisetzungen radioaktiver
Stoffe in die Umgebung unter Beachtung vonNummer 2.5 (1) ausgeschlossen oder begrenzt
werden.
2.1 (4)

Das gestaffelte Sicherheitskonzept ist für alle Anlagenzustände des Leistungs- und Nicht-Leistungsbetriebs unter Berücksichtigung jeweils
repräsentativ abdeckender Anlagenzustandsparameter umzusetzen.

2.1 (5)

Das Sicherheitssystem sowie die Notstandseinrichtungen sind so auszulegen, dass sie bei Einwirkungen von innen und von außen wirksam
bleiben.
Einwirkungen aus Notstandsfällen dürfen entweder nicht zu Ausfällen von Sicherheitseinrichtungen derart führen, dass die erforderlichen Sicherheitsfunktionen nicht mehr ausreichend wirksamsind, oder es sind dafür gesondert ausgelegte
Einrichtungen vorzusehen, so dass Ereignisabläufe der Sicherheitsebene 4b verhindert werden.

2.1 (6)

2.1 (3a) Das Sicherheitskonzept auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4b ist präventiv ausgerichtet. Essind Maßnahmen und Einrichtungen vorzusehen,die-

auf der Sicherheitsebene 1 das Eintreten
-

-

-

-

von Störungen vermeiden,

Maßnahmen und Einrichtungen, die auf allenoder mehreren dieser Sicherheitsebenen wirksam sein müssen, sind gemäß den Anforderungen auszulegen, die auf der Sicherheitsebene
mit den jeweils höchsten Anforderungen gelten.

auf der Sicherheitsebene 2-

eintretende Störungen beherrschen,-das Eintreten von Störfällen vermeiden,

auf der Sicherheitsebene 3-

Störfälle beherrschen,-das Eintreten von Ereignissen mit Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen verhindern,auf der Sicherheitsebene 4a-

2.1 (7)Durch das Konzept der gestaffelten Sicherheitsebenen ist sicherzustellen, dass ein einzelnes
technisches Versagen oder menschliches Fehlverhalten auf einer der Sicherheitsebenen 1 bis 3
die Wirksamkeit der Maßnahmen und Einrichtungen der nächsten Ebenen nicht gefährdet.

2.1 (8)Eine Inanspruchnahme von Maßnahmen und
Einrichtungen der Sicherheitsebenen 2 oder 3beim Nachweis der Erfüllung von Anforderungenvorgelagerter Sicherheitsebenen ist dann zulässig, wennsehr seltene Ereignisse beherrschen.

Auf der Sicherheitsebene 4b sind präventive
Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes vorzusehen, sodass bei Ereignissen mit
Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungenkeine schweren Brennelementschäden auftreten.
2.1 (3b) Auf der Sicherheitsebene 4c sind mitigative Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes
vorzusehen, mit denen, unter Einschluss aller
verfügbaren Maßnahmen und Einrichtungen, bei
Unfällen mit schweren Brennelementschäden die
Integrität des Sicherheitsbehälters so lange wiemöglich erhalten wird, Freisetzungen radioaktiver
Stoffe in die Umgebung unter Beachtung vonNummer 2.5 (1) ausgeschlossen oder begrenzt
werden und ein langfristig kontrollierbarer Anlagenzustand erreicht werden kann.
Im Falle der Lagerung bestrahlter Brennelemente
im Brennelementlagerbecken außerhalb desSicherheitsbehälters sind mitigative Maßnahmen
des anlageninternen Notfallschutzes vorzusehen,
mit denen, unter Einschluss aller verfügbaren
Maßnahmen und Einrichtungen, die Integrität der

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Auf den Sicherheitsebenen 2 und 3 sind Maßnahmen und Einrichtungen derart vorzusehen,dass beim Versagen von Maßnahmen oder Einrichtungen auf den Ebenen 1 oder 2 die Maßnahmen und Einrichtungen auf der nachfolgenden
Sicherheitsebene unabhängig von den Maßnahmen und Einrichtungen anderer Sicherheitsebenen den sicherheitstechnisch geforderten Zustand der Anlage herstellen.

2.1 (9)-andere technische Lösungen nicht sinnvoll
erreichbar sind und-nachteilige Auswirkungen auf die Zuverlässigkeit und Wirksamkeit der in Anspruch genommenen Maßnahmen und Einrichtungenfür die Ereignisbeherrschung nicht zu unterstellen sind.

Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes sind gemäß Nummern 4.3 und 4.4 so zu
planen, dass sie für ein breites Spektrum vonEreignissen mit Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen und Phänomenen bei Unfällen
mit schweren Brennelementschäden wirksamsind.

2.1 (10) Auf der Sicherheitsebene 4 können neben den
eigens auf dieser Ebene vorgesehenen Maßnahmen und Einrichtungen auch jeweils geeignete
Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebenen 1 bis 3 genutzt werden.

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2.1 (11) Die auf den Sicherheitsebenen 4b und 4c eigens
für den anlageninternen Notfallschutz vorgesehenen Maßnahmen und Einrichtungen dürfen inden Nachweisführungen auf den anderen Sicherheitsebenen nicht herangezogen werden.

zuständen auf den verschiedenen Sicherheitsebenen im Zusammenwirken mit den Maßnahmen und Einrichtungen der jeweiligen Sicherheitsebenen und den dabei auftretenden mechanischen, thermischen, chemischen und durch
Strahlung hervorgerufenen Einwirkungen die
jeweiligen sicherheitstechnischen Nachweisziele
und Nachweiskriterien (siehe in Anhang 2) sowie
die unter der Nummer 2.5 angegebenen radiologischen Sicherheitsziele eingehalten werden.

2.1 (12) Die Maßnahmen und Einrichtungen aller vierSicherheitsebenen sowie die Maßnahmen und
Einrichtungen, die für Einwirkungen von innen
oder außen sowie bei Notstandsfällen erforderlich sind, müssen gemäß den Erfordernissen derjeweiligen Betriebsphasen grundsätzlich verfügbar sein. Unverfügbarkeiten von sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen sind in Abhängigkeit von den Betriebsphasen und von ihren
sicherheitstechnischen Auswirkungen zeitlich zu
begrenzen. Die dabei einzuhaltenden Bedingungen sind zu spezifizieren.
2.1 (13) Die Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebenen 1 bis 4a sowie die Maßnahmen und
Einrichtungen, die für Einwirkungen von innen
oder außen sowie bei Notstandsfällen erforderlich sind, müssen hohe Anforderungen an die
Qualität und Zuverlässigkeit der Planung, Implementierung und Durchführung der Maßnahmensowie der Auslegung, Fertigung, Errichtung und
des Betriebs der Einrichtungen erfüllen. Die Anforderungen an die Qualität und Zuverlässigkeit
orientieren sich an der sicherheitstechnischen
Bedeutung der Maßnahmen und Einrichtungen.
Für die eigens vorgesehenen Maßnahmen und
Einrichtungen der Sicherheitsebenen 4b und 4c
gelten abgestufte Anforderungen.
2.2

Konzept des gestaffelten Einschlusses derradioaktiven Inventare (Barrierenkonzept)

2.2 (1)

Der Einschluss der im Kernkraftwerk befindlichen
radioaktiven Stoffe ist durch gestaffelte Barrierensowie durch Rückhaltefunktionen sicherzustellen.
Hinweis: Im Folgenden werden unter Barrieren das
Brennstabhüllrohr, die Druckführende Umschließung des Reaktorkühlmittels und derSicherheitsbehälter verstanden. Ein auslegungsgemäßes Öffnen von Ventilen der
Druckführenden Umschließung des Reaktorkühlmittels bedeutet hier keine Unwirksamkeit dieser Barriere.
Rückhaltefunktionen sind Maßnahmen oder
Einrichtungen zur Rückhaltung radioaktiver
Stoffe, z. B. durch Filterung, Wasserüberdeckung, gerichtete Strömung durch Unterdruckhaltung, Verzögerungsstrecken, Gebäudeabdichtungen, Auffangwannen, Behälter
oder sonstige Umschließungen.
Die Aufrechterhaltung einer ausreichenden
Wirksamkeit der Barrieren ist zudem wesentlich für den Erhalt der Kühlung und Kühlbarkeit der Brennelemente.

Die Barrieren sind derart auszulegen, dass sie,soweit technisch möglich, so voneinander unabhängig sind, dass bei Störfällen oder Einwirkungen von innen oder außen eine Barriere nicht als
Folge des Ausfalls einer anderen Barriere versagt.
Die Barrieren und Rückhaltefunktionen sind insgesamt so auszulegen und während der gesamten Betriebsdauer in einem solchen Zustand zu
halten, dass bei allen Ereignissen oder Anlagen-

Die Barrieren und Rückhaltefunktionen müssen
auch bei allen Ereignissen, die aus Einwirkungenvon innen und außen oder Notstandsfällen resultieren, in ihrer Gesamtheit so zuverlässig wirksam sein, dass die radiologischen Sicherheitsziele nach Nummer 2.5 eingehalten werden.
2.2 (2)

Wenn auf Grund geplanter betrieblicher Vorgänge Barrieren nicht wirksam sind, müssen zur
Einhaltung der radiologischen Sicherheitsziele(siehe in der Nummer 2.5 (1)) andere Maßnahmen und Einrichtungen verfügbar sein, die eineden jeweiligen Bedingungen entsprechende wirksame und zuverlässige Rückhaltefunktion sicherstellen.

2.2 (3)Auf den Sicherheitsebenen 1 und 2 sind neben
den Rückhaltefunktionen zur Erfüllung der radiologischen Sicherheitsziele folgende Barrierenwirksam zu halten:a) für den Einschluss der radioaktiven Stoffe im
Reaktorkern:
1. die Brennstabhüllrohre, abgesehen vonzulässigen, betrieblich bedingten Hüllrohrschäden,2. die Druckführende Umschließung desReaktorkühlmittels, sofern der Reaktorkühlkreislauf nicht plangemäß geöffnet ist
und
3. der Sicherheitsbehälter, sofern dieser
nicht plangemäß geöffnet ist. Das plangemäße Öffnen des Sicherheitsbehälters
darf nicht vor Erreichen spezifizierter
Druck- und Temperaturbedingungen im
Reaktorkühlkreislauf erfolgen. Es ist
sicherzustellen, dass die Barriere im Anforderungsfall kurzfristig wiederhergestellt
werden kann oder wirksame und zuverlässige Rückhaltefunktionen vorhanden
sind, so dass eine unzulässige Freisetzung radioaktiver Stoffe verhindert oderrechtzeitig unterbunden wird.
b) für den Einschluss der radioaktiven Stoffe in
bestrahlten Brennelementen, die in derAnlage gehandhabt oder gelagert werden:
1. während der Betriebsphasen A bis F (Definitionen hierzu siehe in Anhang 2) die
Brennstabhüllrohre, abgesehen von zulässigen, betrieblich bedingten Hüllrohrschäden, sowie
2. der Sicherheitsbehälter, sofern dieser
nicht plangemäß geöffnet ist. Werden
bestrahlte Brennelemente außerhalb desSicherheitsbehälters gehandhabt oder gelagert oder ist der Sicherheitsbehälter
plangemäß geöffnet, so ist das Fehlen
dieser Barriere durch Rückhaltefunktionen
zu kompensieren.

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Der sichere kontrollierte Einschluss der radioaktiven Stoffe an anderen Stellen der Anlage ist inallen Betriebsphasen durch Rückhaltefunktionen
sicherzustellen.
2.2 (4)Stand 02/22
3.
2.2 (6)

Auf der Sicherheitsebene 3 sind neben den erforderlichen Rückhaltefunktionen zur Erfüllung derradiologischen Sicherheitsziele folgende Barrieren wirksam zu halten:

Für den Einschluss der radioaktiven Stoffe in bestrahlten, gelagerten Brennelementen ist auf derSicherheitsebene 4b die Integrität mindestens
einer Barriere zu gewährleisten. Werden bestrahlte Brennelemente außerhalb des Sicherheitsbehälters gehandhabt oder gelagert, so ist
das Fehlen dieser Barriere durch Rückhaltefunktionen zu kompensieren (siehe Nummer 2.2 (4)).

a) für den Einschluss der radioaktiven Stoffe im
Reaktorkern:
1. die Brennstabhüllrohre, außer deren Versagen wird als einleitendes Ereignis postuliert und außer bei Kühlmittelverluststörfällen,
2. die Druckführende Umschließung desReaktorkühlmittels, sofern der Reaktorkühlkreislauf nicht plangemäß geöffnet ist
oder deren Versagen als einleitendes
Ereignis postuliert wird,
3. der Sicherheitsbehälter, sofern dieser
nicht plangemäß geöffnet ist. Ist derSicherheitsbehälter plangemäß geöffnet,
so ist sicherzustellen, dass die Barrierenfunktion des Sicherheitsbehälters bei Ereignissen mit Freisetzungen von radioaktiven Stoffen innerhalb des Sicherheitsbehälters rechtzeitig im erforderlichen Umfang wiederhergestellt werden kann oderwirksame und zuverlässige Rückhaltefunktionen vorhanden sind, so dass eineunzulässige Freisetzung radioaktiver
Stoffe verhindert oder rechtzeitig unterbunden wird.

2.2 (7)

Im Hinblick auf die Sicherheitsebene 4c gilt Nummer 2.1 (3b).

2.3Schutzzielkonzept

2.3 (1)Mit den gemäß der Nummer 2.1 (3a) vorgesehenen Maßnahmen und Einrichtungen unter Beachtung der weiteren Anforderungen in Nummer
2.1 sind für die auf den jeweiligen Sicherheitsebenen geltenden Anforderungen die folgenden
Schutzziele zu erfüllen:a) Kontrolle der Reaktivität,b) Kühlung der Brennelemente undc) Einschluss der radioaktiven Stoffe.

2.3 (2)b) bei der Handhabung und Lagerung vonBrennelementen:

2. der Sicherheitsbehälter, sofern dieser
nicht plangemäß geöffnet ist. Ist derSicherheitsbehälter plangemäß geöffnet,
so ist sicherzustellen, dass die Barrierenfunktion des Sicherheitsbehälters bei Ereignissen mit Freisetzungen von radioaktiven Stoffen innerhalb des Sicherheitsbehälters rechtzeitig im erforderlichen Umfang wiederhergestellt werden kann.

Auf der Sicherheitsebene 4a sind im Hinblick auf
den Einschluss der radioaktiven Stoffe und die
Kühlbarkeit des Reaktorkerns neben den erforderlichen Rückhaltefunktionen folgende Barrieren wirksam zu halten:

2.

die Druckführende Umschließung,Seite 8 von 103

Reaktivitätsänderungen sind auf zulässige
Werte zu beschränken,-

der Reaktorkern muss abgeschaltet und langfristig unterkritisch gehalten werden können,-

bei der Handhabung sowie Lagerung unbestrahlter und bestrahlter Brennelemente ist
Unterkritikalität sicherzustellen.

-

Kühlmittel und Wärmesenken sind stets in
ausreichendem Umfang vorzusehen,-der Wärmetransport vom Brennstoff bis zur
Wärmesenke ist sicherzustellen,-

die Wärmeabfuhr aus dem Brennelementlagerbecken ist sicherzustellen.

Zum Einschluss der radioaktiven Stoffe:

Die Erfüllung der radiologischen Sicherheitsziele
im Hinblick auf radioaktive Stoffe an anderen
Stellen der Anlage ist in allen Betriebsphasen
durch Rückhaltefunktionen sicherzustellen.

die Brennstabhüllrohre in dem für die Einhaltung der hier geltenden Nachweisziele
erforderlichen Umfang,-

Zur Kühlung der Brennelemente:

Werden bestrahlte Brennelemente außerhalb des Sicherheitsbehälters gehandhabt
oder gelagert, so ist das Fehlen dieser
Barriere durch Rückhaltefunktionen zu
kompensieren.

1.

Auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a sind folgende Anforderungen einzuhalten:
Zur Kontrolle der Reaktivität:

1. die Brennstabhüllrohre (abgesehen vonereignisspezifisch postulierten Hüllrohrschäden) sowie

2.2 (5)der Sicherheitsbehälter.

Auf der Sicherheitsebene 4b soll durch die geplanten Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes zur Erreichung der radiologischen
Sicherheitsziele gemäß Nummer 2.5 (1) neben
Rückhaltefunktionen für das Aktivitätsinventar
des Reaktorkerns mindestens eine der noch vorhandenen Barrieren aufrecht erhalten werden.

2.3 (3)-die sich auf den verschiedenen Sicherheitsebenen ergebenden mechanischen, thermischen, chemischen und durch Strahlung hervorgerufenen Einwirkungen auf die Barrierenoder Rückhaltefunktionen sind so zu begrenzen, dass deren Wirksamkeit zur Einhaltung
der unter Nummer 2.5 angegebenen radiologischen Sicherheitsziele erhalten bleibt,-

die Barrierenfunktionen des Reaktorkühlkreislaufs und des Sicherheitsbehälters müssen
erforderlichenfalls ausreichend schnell hergestellt werden können.

Auf der Sicherheitsebene 4b ist durch Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes die

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langfristige Wiederherstellung der unter Nummer
2.3 (2) genannten Schutzziele zu erreichen.
2.3 (4)Im Hinblick auf die Sicherheitsebene 4c gilt Nummer 2.1 (3b).

2.4Schutzkonzept gegen Einwirkungen von innen und außen sowie gegen Notstandsfälle

2.4 (1)

Alle Einrichtungen, die erforderlich sind, den
Kernreaktor sicher abzuschalten und in abgeschaltetem Zustand zu halten, die Nachwärme
abzuführen oder eine Freisetzung radioaktiver
Stoffe zu verhindern, sind so auszulegen undmüssen sich dauerhaft in einem solchen Zustandbefinden, dass sie ihre sicherheitstechnischen
Aufgaben auch bei Einwirkungen von innen undaußen sowie bei Notstandsfällen (siehe Anhang3) erfüllen.
Hinweis: Anforderungen an diese Einrichtungen, die
im Hinblick auf Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter zu beachten sind,
sind nicht Gegenstand der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke".
Sofern bei Einwirkungen von innen oder außen spezifische Anforderungen im Hinblick
auf die Einhaltung radiologischer Sicherheitsziele gelten, sind diese in Anhang 3 bei denbetroffenen Einwirkungen aufgeführt.

2.4 (2)2.4 (3)2.4 (4)Es ist sicherzustellen, dass Ereignisse aus Einwirkungen von innen und außen oder aus Notstandsfällen, die die bestimmungsgemäße Funktion von Sicherheitseinrichtungen unzulässig
beeinträchtigen könnten, gemäß Nummer 2.1 (5)entweder verhindert oder in ihren Auswirkungenausreichend begrenzt werden. Dabei sind vorrangig passive Einrichtungen vorzusehen. Ist
eine hinreichend zuverlässige Vermeidung unzulässiger Folgewirkungen durch passive Einrichtungen nicht gegeben, so sind zuverlässige
aktive Maßnahmen vorzusehen.
Die zueinander redundanten Teilsysteme vonSicherheitseinrichtungen sind räumlich getrennt
aufzustellen oder so zu schützen, dass bei Einwirkungen von innen ein redundanzübergreifender Ausfall verhindert wird.
Alle Sicherheitseinrichtungen sind so auszulegenund müssen sich dauerhaft in einem solchen Zustand befinden, dass sie ihre sicherheitstechnischen Aufgaben auch bei Einwirkungen vonaußen erfüllen.

2.4 (5)Im Hinblick auf Einwirkungen aus Notstandsfällen gilt Nummer 2.1 (5), letzter Absatz.

2.5

Radiologische Sicherheitsziele

2.5 (1)

Auf den Sicherheitsebenen 1 und 2--

ist die Strahlenexposition des Personals bei
allen Tätigkeiten unter Berücksichtigung aller
Umstände des Einzelfalls auch unterhalb derGrenzwerte der Strahlenschutzverordnung so
gering wie möglich zu halten,
hat jede Ableitung radioaktiver Stoffe mit Luftoder Wasser kontrolliert auf den dafür vorgesehenen Ableitungspfaden zu erfolgen; die
Ableitungen sind zu überwachen und nach
Art und Aktivität zu dokumentieren und zu
spezifizieren, und es-

ist jede Strahlenexposition oder Kontamination von Mensch und Umwelt durch Direktstrahlung aus der Anlage sowie durch die Ableitung radioaktiver Stoffe unter Berücksichtigung aller Umstände des Einzelfalls auch unterhalb der Grenzwerte der Strahlenschutzverordnung so gering wie möglich zu halten.

Auf der Sicherheitsebene 3-

sind bei der Planung von Tätigkeiten zur Beherrschung von Ereignissen, zur Minderung
ihrer Auswirkungen oder zur Beseitigung ihrer
Folgen für die Strahlenexposition des Personals höchstens die einschlägigen Grenzwerte
der Strahlenschutzverordnung zu Grunde zu
legen,-

sind für die Auslegung der Anlage zum
Schutz der Bevölkerung vor freisetzungsbedingten Strahlenexpositionen höchstens
die einschlägigen Störfallplanungswerte derStrahlenschutzverordnung zu Grunde zu
legen,-

hat eine etwaige Freisetzung auf analysierten
Freisetzungspfaden zu erfolgen; die Freisetzung ist zu überwachen und nach Art und
Aktivität zu dokumentieren und zu spezifizieren, und es-

sind die radiologischen Auswirkungen innerhalb und außerhalb der Anlage unter Berücksichtigung aller Umstände des Einzelfalls so
gering wie möglich zu halten.

Auf der Sicherheitsebene 4-

sind bei der Planung von Tätigkeiten zur
Beherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebene 4a sowie bei der Planung von
Tätigkeiten im Rahmen von Maßnahmen desanlageninternen Notfallschutzes für dievoraussichtliche Strahlenexposition des Personals die einschlägigen Vorgaben der Strahlenschutzverordnung zu Grunde zu legen,-ist die Überwachung von Freisetzungen radioaktiver Stoffe aus der Anlage nach Art und
Aktivität sicherzustellen und es-

sind radiologische Auswirkungen innerhalb
und außerhalb der Anlage unter Berücksichtigung aller Umstände des Einzelfalls so gering
wie möglich zu halten.

Unter Einbeziehung der Maßnahmen und Einrichtungen des anlageninternen Notfallschutzes
der Sicherheitsebenen 4b und 4c sind-

Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Umgebung der Anlage aufgrund eines frühzeitigen Versagens oder einer Umgehung desSicherheitsbehälters, die Maßnahmen desanlagenexternen Notfallschutzes erfordern,für deren Umsetzung nicht ausreichend Zeit
zur Verfügung steht (frühe Freisetzung) oder-

Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Umgebung der Anlage, die räumlich umfangreiche und zeitlich langandauernde Maßnahmen
des anlagenexternen Notfallschutzes erfordern (große Freisetzung)Seite 9 von 103

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auszuschließen1. Für den extrem
unwahrscheinlichen Fall, dass eine Freisetzung
dennoch eintritt, sind die radiologischen Auswirkungen soweit zu begrenzen, dass Maßnahmen
des anlagenexternen Notfallschutzes nur inräumlich und zeitlich begrenztem Umfang erforderlich werden.
2.5 (2)

3

Technische Anforderungen3.1Übergeordnete Anforderungen3.1 (1)

Bei Auslegung, Fertigung, Errichtung und Prüfung sowie Betrieb und Instandhaltung dersicherheitstechnisch wichtigen Anlagenteile sind
Grundsätze und Verfahren anzuwenden, die denbesonderen sicherheitstechnischen Erfordernissen der Kerntechnik entsprechen. Bei Anwendung von anerkannten Regeln der Technik sinddiese im Einzelfall daraufhin zu überprüfen, ob
sie in Bezug auf den Anwendungsfall dem Standvon Wissenschaft und Technik entsprechen.

f) Sicherstellung und Erhalt der Qualitätsmerkmale bei Fertigung, Errichtung und Betrieb;g) Durchführung von wiederkehrenden Prüfungen in dem sicherheitstechnisch notwendigenUmfang;h) zuverlässige Überwachung der in den jeweiligen Betriebsphasen relevanten Betriebszustände;3.1 (3)b) Bevorzugung von inhärent sicher wirkenden
Mechanismen bei der Auslegung;c) Verwendung qualifizierter Werkstoffe, Fertigungs- und Prüfverfahren sowie betriebsbewährter oder ausreichend geprüfter Einrichtungen;

Das Eintreten eines Ereignisses oder Ereignisablaufs
oder Zustands kann als ausgeschlossen angesehen
werden, wenn das Eintreten physikalisch unmöglich istoder wenn mit einem hohen Maß an Aussagesicherheit das Eintreten als extrem unwahrscheinlich angesehen werden kann.

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i)Aufstellung und Anwendung eines Überwachungskonzepts mit Überwachungseinrichtungen zur Erkennung und Beherrschungbetriebs- und alterungsbedingter Schäden;j)

Aufzeichnung, Auswertung und sicherheitsbezogene Verwertung von Betriebserfahrungen.

Zur Gewährleistung einer ausreichenden Zuverlässigkeit der Einrichtungen der Sicherheitsebene 3 (Sicherheitseinrichtungen) sind zusätzlich zu der Nummer 3.1 (2) folgende Auslegungsgrundsätze anzuwenden:a) Redundanz;b) Diversität;c) Entmaschung von redundanten Teilsystemen, soweit dieser sicherheitstechnische
Nachteile nicht entgegenstehen;d) räumliche Trennung redundanter Teilsysteme;e) sicherheitsgerichtetes Systemverhalten bei
Fehlfunktion von Teilsystemen oder Anlagenteilen;f) Bevorzugung passiver gegenüber aktiven
Sicherheitseinrichtungen;

Auf Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebenen 1 bis 4a sowie die Maßnahmen und
Einrichtungen, die für Einwirkungen von innen
und außen sowie bei Notstandsfällen erforderlich
sind, sind bezüglich aller Betriebsphasen sicherheitsfördernde Auslegungs-, Fertigungs- und
Betriebsgrundsätze anzuwenden (siehe auch
Nummer 2.1 (13)), wie insbesondere:a) begründete Sicherheitszuschläge bei derAuslegung von Komponenten, in Abhängigkeit von deren sicherheitstechnischer Bedeutung; hierbei können in Bezug auf den Anwendungsfall anerkannte Regeln und Standards angewendet werden;

1e) ergonomische Gestaltung der Arbeitsplätze;Alle sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungeneines Kernkraftwerks müssen so ausgelegt, ineinem solchen Zustand gehalten und so gegenEinwirkungen von innen und außen sowie Notstandsfälle geschützt werden, dass sie ihre
sicherheitstechnischen Aufgaben zur Einhaltung
der Anforderungen gemäß der Nummer 2.5 (1)erfüllen.
Alle Einrichtungen eines Kernkraftwerks, die radioaktive Stoffe enthalten oder enthalten können,
müssen so beschaffen, angeordnet und abgeschirmt sein, dass bezüglich der Strahlenexposition von Personen bei allen auf den Sicherheitsebenen 1 und 2 erforderlichen Tätigkeiten sowie
bei der Planung von Tätigkeiten zur Beherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebenen 3
und 4a, bei Einwirkungen von innen und außen,
bei Notstandsfällen sowie im Rahmen von Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes die
einschlägigen Anforderungen gemäß der Nummer 2.5 (1) erfüllt werden.

3.1 (2)d) instandhaltungs- und prüffreundliche Gestaltung von Einrichtungen unter besonderer
Berücksichtigung der Strahlenexposition desPersonals;g) die Hilfs- und Versorgungssysteme derSicherheitseinrichtungen sind so zuverlässig
auszulegen und gegen Einwirkungen zu
schützen, dass sie die erforderliche hohe
Verfügbarkeit der zu versorgenden Einrichtungen absichern;h) Automatisierung (in der Störfallanalyse sindvon Hand auszulösende Schutzaktionen
grundsätzlich nicht vor Ablauf von 30 Minutenzu kreditieren).
3.1 (4)

Qualität und Zuverlässigkeit aller Einrichtungendes Kernkraftwerks müssen ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung entsprechen.
Alle sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungensind hinsichtlich ihrer sicherheitstechnischen
Bedeutung zu klassifizieren. Die in den spezifizierten Klassen geltenden Kriterien für Qualität
und Zuverlässigkeit sind zu definieren und müssen insbesondere Angaben über die einzuhalten-

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den Vorgaben im Hinblick auf Auslegung, Fertigung, Umgebungs- und Wirksamkeitsbedingungen, Notstromversorgung und die dauerhafte
Aufrechterhaltung der Qualität enthalten.

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3.1 (7)

1. Von hoher sicherheitstechnischer Bedeutung
und entsprechend zu klassifizieren sind:a) Einrichtungen, deren Versagen zu nicht
beherrschbaren Ereignisabläufen führtundb) Einrichtungen, die zur Störfallbeherrschung erforderlich sind, einschließlich
der hierfür notwendigen Hilfs- und Versorgungssysteme, sowie
2. Von abgestufter sicherheitstechnischer Bedeutung und entsprechend differenziert zu
klassifizieren sind:

3.1 (6)

Die Potentiale für Ausfälle infolge gemeinsamer
Ursache von Sicherheitseinrichtungen sind zu
analysieren. Es sind Vorkehrungen zur Minderung der Eintrittswahrscheinlichkeit solcher Ausfälle derart zu treffen, dass ein Mehrfachausfall
von Sicherheitseinrichtungen auf der Sicherheitsebene 3 nicht unterstellt werden muss. Redundante Sicherheitseinrichtungen, bei denen Möglichkeiten für Ausfälle infolge gemeinsamer Ursache identifiziert sind, sind dazu, soweit technischsinnvoll, diversitär auszuführen.
Die Zuverlässigkeit und Wirksamkeit von Sicherheitsfunktionen der Sicherheitsebene 3 sinddurch Maßnahmen und Einrichtungen, einschließlich ihrer Hilfs- und Versorgungssysteme,sicherzustellen-

für alle bei den Ereignisabläufen zu unterstellenden Bedingungen,-bei störfallbedingten Folgeausfällen,-

bei gleichzeitigem oder zeitlich versetztem
Ausfall der Eigenbedarfsversorgung sowie-

bei Ausfällen oder Unverfügbarkeiten gemäß
dem Einzelfehlerkonzept nach der Nummer
3.1 (7).

Zwischen betrieblichen Grenzwerten und den
Grenzwerten, die Sicherheitseinrichtungen auslösen, müssen ausreichende Abstände derart
vorhanden sein, dass eine unerwünschte häufige
Aktivierung von Sicherheitseinrichtungen nicht
erfolgt. Grenzwerte, die Sicherheitseinrichtungenauslösen, müssen konservativ angesetzt werden,
damit Unsicherheiten in den Sicherheitsanalysen
berücksichtigt werden.

-

gleichzeitig eine in Kombination mit dem Einzelfehler ungünstigst wirkende Unverfügbarkeit in einer Sicherheitseinrichtung infolge
von Instandhaltungsmaßnahmen vorliegt.

3.1 (8)In Betriebsphasen, in denen Teile von Sicherheitseinrichtungen gemäß den Betriebsvorschriften nicht verfügbar sein müssen, ist die zuverlässige und wirksame Beherrschung der in diesen
Phasen zu unterstellenden Ereignisse auch unter
diesen Bedingungen zu gewährleisten.

3.1 (9)Notstandsfällec) Sonstige Einrichtungen zur Durchführungvon Aufgaben mit sicherheitstechnischer
Bedeutung.

3.1 (5)

ein ungünstigst wirkender Einzelfehler in einer Sicherheitseinrichtung infolge eines zufälligen Ausfalls auftritt und

Hinweis: Konkretisierende Anforderungen zur Anwendung des Einzelfehlerkonzepts enthält Anhang 4 „Grundsätze für die Anwendung desEinzelfehlerkriteriums und für die Instandhaltung“. Anhang 4 enthält darüber hinaus auch
Anforderungen zur Planung und Durchführung von Instandhaltungsmaßnahmen soweit
diese für die Anwendung und Wirksamkeit
des Einzelfehlerkonzepts von Relevanz sind.

a) Einrichtungen, die zur Störfallvermeidung
erforderlich sind, einschließlich der hierfür
notwendigen Hilfs- und Versorgungssysteme.

d) Einrichtungen des anlageninternen Notfallschutzes.

-

Einzelfehler werden grundsätzlich sowohl bei
aktiven, als auch bei passiven Einrichtungenunterstellt, Ausnahmen sind zu begründen.

c) Notstandseinrichtungen.

b) Einrichtungen zur Einhaltung und Überwachung festgelegter radiologischer
Werte, insbesondere durch Aufrechterhaltung der erforderlichen Wirksamkeit
von Barrieren und Rückhaltefunktionen.

Einrichtungen zur Beherrschung von Ereignissen
der Sicherheitsebene 3 sind so redundant undentmascht auszuführen, dass die zur Ereignisbeherrschung erforderlichen Sicherheitsfunktionen
auch dann ausreichend wirksam sind, wenn im
Anforderungsfall

Bei Einwirkungen aus Notstandsfällen ist sicherzustellen, dass im Ereignisfall mindestens eine
Redundante bei den zur Ereignisbeherrschungerforderlichen Einrichtungen erhalten bleibt. Dabei sind jeweils auch Folgewirkungen zu berücksichtigen.
Bei Notstandsfällen ist die Autarkie der Sicherheitsfunktionen im Hinblick auf die Energieversorgung und alle Kühl- und Betriebsmittel, dienotwendig sind, um die Anlage in einen kontrollierten Zustand zu bringen und darin für mindestens 10 Stunden zu halten, sicherzustellen.
Notstandseinrichtungen dürfen keine sicherheitstechnisch nachteiligen Auswirkungen auf Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebene
3 haben.
3.1 (10) Anlageninterner Notfallschutz
Der anlageninterne Notfallschutz soll präventive
und mitigative Notfallmaßnahmen sowie Handlungsempfehlungen für einen im Notfall zu
bildenden Notfallstab umfassen.
Die für anlageninterne Notfallmaßnahmen vorgesehenen Einrichtungen dürfen weder den bestimmungsgemäßen Betrieb noch den auslegungsgemäßen Einsatz von Sicherheits- und Notstandseinrichtungen beeinträchtigen. Die Verträglichkeit mit dem Sicherheitskonzept ist zu
gewährleisten.
Die Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes stützen sich auf eigens dafür vorgesehene Maßnahmen und Einrichtungen inklusive
nicht fest installierter (mobiler) Einrichtungensowie auf die flexible Nutzung verfügbarer

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Stand 02/22

Sicherheitseinrichtungen, Betriebssysteme undNotstandseinrichtungen ab.

auch für Tätigkeiten, die in Bezug auf Einwirkungen von innen oder von außen sowie aus
Notstandsfällen durchzuführen sind.

Die Funktionsfähigkeit der für anlageninterne
Notfallmaßnahmen vorgesehenen Einrichtungenist durch Wartung und wiederkehrende
Prüfungen sicherzustellen.

Für die Sicherheitsebenen 4b und 4c beziehen sich die Anforderungen auf Durchführbarkeit, Zugänglichkeit und Strahlenschutz.

3.1 (11) Die Maßnahmen und Einrichtungen des anlageninternen Notfallschutzes sollen auch im Falle vonEinwirkungen von innen und von außen sowie
bei Notstandsfällen wirksam bleiben, soweit
diese Einwirkungen zu Mehrfachausfällen von indiesen Situationen erforderlichen Sicherheitseinrichtungen führen können und soweit diese Maßnahmen und Einrichtungen zur Minderung derAuswirkungen der jeweiligen Einwirkungen und
Notstandsfälle beitragen.

b) Der Grundsatz entsprechend der Nummer
3.1 (13) Buchstabe a ist auch auf die Gestaltung aller Arbeitsplätze, an denen dieseTätigkeiten ausgeführt werden, und aller
Arbeitsmittel, deren Einsatz für diese Tätigkeiten vorgesehen ist, anzuwenden. Die vorgesehenen Wege, auf denen das Personal
mit allen erforderlichen Arbeitsmitteln an den
Einsatzort gelangt, sind ebenfalls einzubeziehen.
Hinweis:3.1 (12) Prüfung und Wartung
Alle sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungenmüssen so beschaffen und angeordnet sein,
dass sie entsprechend ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung und Aufgabe vor ihrer Inbetriebnahme und danach in regelmäßigen Zeitabständen in hinreichendem Umfang geprüft undgewartet werden können, um den spezifikationsgerechten Zustand feststellen und sich anbahnende Abweichungen von prüfbaren Qualitätsmerkmalen erkennen zu können.

c) Bei der Umsetzung des Grundsatzes derNummer 3.1 (13) Buchstabe a sind alle Einflüsse, denen die Ausführenden bei diesen
Tätigkeiten am Arbeitsplatz und auf den vorgesehenen Wegen zum Arbeitsplatz ausgesetzt sein können, zu berücksichtigen. Dazu
gehören unter anderem Strahlenexposition,
Raumklima, Beleuchtung und Beschallung.

Die Funktion von sicherheitstechnisch wichtigen
Einrichtungen ist unter Bedingungen, die möglichst dem Anforderungsfall entsprechen, im
erforderlichen Umfang zu prüfen.
3.1 (12a) Wenn an Einrichtungen regelmäßig wiederkehrende Prüfungen nach dem Stand der Technik
nicht in dem für die Erkennung etwaiger Mängel
erforderlichen Umfang durchgeführt werden können, ist sicherzustellen, dass für die nicht oder
nur eingeschränkt prüfbaren Bereiche Vorkehrungen gegen ein Versagen durch mögliche
Schädigungsmechanismen, wie Ermüdung,
Korrosion und andere Alterungsmechanismen,derart getroffen sind, dass aus dem Betrieb undnach dem Stand von Wissenschaft und Technik
für diesen Bereich keine sicherheitstechnischrelevante Schädigung zu besorgen ist, eine Herstellungsdokumentation vorliegt und daraus
keine Auffälligkeiten oder Abweichungen von den
einzuhaltenden Vorgaben abzuleiten sind.

Zu den Arbeitsmitteln zählen unter anderem: Informations-, Bedienungs- und
Kommunikationseinrichtungen, Messund Prüfgeräte, Werkzeuge und andere Arbeitsgeräte, Transportmittel,
Hebezeuge und Anschlagmittel sowie
Unterlagen mit Anweisungen und weiteren Informationen zu auszuführenden
Tätigkeiten.

d) Der Grundsatz entsprechend der Nummer
3.1 (13) Buchstabe a ist auch auf die Gestaltung der Arbeitsabläufe, der Aufgabenverteilung zwischen Mensch und Technik sowie
der Arbeitsteilung zwischen den ausführenden Personen bei diesen Tätigkeiten anzuwenden.
3.2

Anforderungen an den Reaktorkern und dieAbschalteinrichtungen3.2 (1)

Die Kontrolle der Reaktivität im Reaktorkern ist
auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a sowie bei
Einwirkungen von innen und außen sowie bei
Notstandsfällen in allen Betriebsphasen sicherzustellen.

3.1 (12b) Im Falle einer solchen eingeschränkten Prüfbarkeit sind für die Beherrschung trotz der Vorkehrungen gemäß Nummer 3.1 (12a) zu unterstellender möglicher Folgen aus diesem Mangel
Maßnahmen und Einrichtungen derart vorzusehen, dass bei den unter diesen Umständen in
Betracht zu ziehenden Ereignissen die Einhaltung der jeweiligen sicherheitstechnischen Nachweisziele und Nachweiskriterien sichergestellt ist.

3.2 (2)

Der Reaktorkern, die relevanten Einrichtungenzur Überwachung, Regelung und Begrenzung
der Reaktorleistung und zur Abschaltung desReaktors sind so auszulegen, herzustellen und ineinem solchen Zustand zu halten, dass im Zusammenwirken mit den Kühlsystemen für den
Reaktorkern die jeweiligen Auslegungsgrenzen
der Sicherheitsebenen 1 bis 4a eingehalten
werden.

3.1 (13) Anforderung an die ergonomische Gestaltung
der Voraussetzungen für zuverlässiges Handeln
des Personals

3.2 (3)

Der Reaktorkern ist so auszulegen, dass auf
Grund inhärenter reaktorphysikalischer Rückkopplungseigenschaften die in Betracht zu ziehenden schnellen Reaktivitätsanstiege so weit
abgefangen werden, dass im Zusammenwirken
mit den übrigen inhärenten Eigenschaften derAnlage und den Begrenzungs- oder Abschalteinrichtungen die jeweils auf den Sicherheitsebenen
geltenden sicherheitstechnischen Nachweisziele
und Nachweiskriterien eingehalten werden.

a) Alle absehbaren Tätigkeiten und Maßnahmen
mit sicherheitstechnischer Bedeutung in derAnlage auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4sind unter Berücksichtigung ergonomischer
Gesichtspunkte so zu gestalten, dass die
Voraussetzungen für das sicherheitstechnisch erforderliche Verhalten der in der Anlage tätigen Personen gegeben sind. Dies gilt

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3.2 (4)

Der Reaktorkern ist so auszulegen, dass auf
Grund inhärenter reaktorphysikalischer Rückkopplungseigenschaften die zu berücksichtigenden Transienten der Sicherheitsebene 4a mit
unterstelltem Ausfall der schnell wirkenden Abschalteinrichtung (Schnellabschaltsystem) soweit abgefangen werden, dass im Zusammenwirken mit ansonsten bestimmungsgemäß wirksamen Maßnahmen und Einrichtungen derAnlage die für diese Ereignisse geltenden sicherheitstechnischen Nachweisziele und Nachweiskriterien eingehalten werden.

Stand 02/22
3.2 (5)

Der Reaktor ist-

mit mindestens einer Einrichtung zur schnellen Abschaltung (Schnellabschaltsystem)
mittels Steuerelementen sowie-

mit mindestens einer weiteren, davon unabhängigen und diversitären Abschalteinrichtung zur Herbeiführung und dauerhaften Aufrechterhaltung der Unterkritikalität mittels derEinbringung löslicher Neutronenabsorber indas Kühlmittel

auszustatten.
Die Regelungs- oder Begrenzungseinrichtungender Reaktorleistung können ganz oder teilweise
identisch mit den Abschalteinrichtungen sein, sofern die Wirksamkeit der Abschalteinrichtungenjederzeit im geforderten Maße gegeben bleibt.
3.2 (6)

Das Schnellabschaltsystem muss alleine in derLage sein, den Reaktor-

aus jedem Zustand der Sicherheitsebenen 1
bis 3 heraus, auch bei unterstellter Unwirksamkeit des reaktivitätswirksamsten Steuerelements sowie-

bei Einwirkungen von innen und außen sowie
bei Notstandsfällen

so schnell unterkritisch zu machen und hinreichend lange zu halten, dass die jeweils geltenden sicherheitstechnischen Nachweisziele undNachweiskriterien eingehalten werden.
Hinweis: Bei Ereignissen der Sicherheitsebene 3 kannim Hinblick auf die einzuhaltende Unterkritikalität die unterstellte Unwirksamkeit desreaktivitätswirksamsten Steuerelements als
Einzelfehler gemäß der Nummer 3.1 (7) behandelt werden.

3.2 (7)

Der Reaktor muss auf den Sicherheitsebenen 1
bis 4a sowie bei Einwirkungen von innen undaußen sowie bei Notstandsfällen bei den für die
Reaktivitätsbilanz ungünstigsten Bedingungenhinsichtlich Temperatur, Xenonkonzentration und
Zykluszeitpunkt, die unter den in Betracht zu ziehenden Zuständen und Ereignissen möglichsind, langfristig unterkritisch gemacht und dauerhaft unterkritisch gehalten werden können.
Beim DWR müssen die Einrichtungen zur Einbringung löslicher Neutronenabsorber in das
Kühlmittel bei den Zuständen oder Ereignissen
der Sicherheitsebenen 1 bis 4a sowie bei Einwirkungen von innen und außen sowie bei Notstandsfällen alleine in der Lage sein, den geforderten Betrag der Unterkritikalität zu erbringen.
Beim SWR müssen folgende Einrichtungen in
der Lage sein, jeweils alleine den geforderten
Betrag der Unterkritikalität zu erbringen:-bei den Zuständen oder Ereignissen derSicherheitsebenen 1 bis 4a, bei Einwirkungenvon innen und außen sowie bei Notstandsfällen das elektromotorische Einfahren der
Steuerelemente sowie-

bei den Zuständen der Sicherheitsebene 1
die Einrichtungen zur Einbringung löslicher
Neutronenabsorber in das Kühlmittel.

Sofern die dauerhafte Aufrechterhaltung derUnterkritikalität auf den Sicherheitsebenen 1 bis
3 allein durch Steuerelemente sichergestellt wird,

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ist die Unwirksamkeit des wirksamsten Steuerelements zu unterstellen.

Notfallmaßnahmen genügen; deren Wirksamkeit
ist nachzuweisen.

Hinweis: Auf der Sicherheitsebene 3 kann dies als
Einzelfehler gemäß der Nummer 3.1 (7) behandelt werden.

Die Verfügbarkeit dieser diversitären Wärmesenke muss auch bei den Einwirkungen vonaußen gewährleistet sein.

3.3

Anforderungen an die Einrichtungen zur Kühlung der Brennelemente im Reaktorkern

3.3 (1)

Die Kühlung der Brennelemente (Wärmeabfuhr
aus dem Reaktorkern) ist auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a sowie bei Einwirkungen voninnen und außen sowie bei Notstandsfällen inallen Betriebsphasen sicherzustellen.
Dazu muss die im Brennelement erzeugte
Wärme derart abgeführt werden, dass die auf
den Sicherheitsebenen geltenden sicherheitstechnischen Nachweisziele und Nachweiskriterien für die Brennelemente und die übrigen sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen während ihrer gesamten Einsatzzeit eingehalten
werden.

3.3 (2)Stand 02/22

3.4

Anforderungen an die Druckführende Umschließung und die drucktragende Wandung
von Komponenten der Äußeren Systeme

3.4 (1)

Die Druckführende Umschließung muss so beschaffen, angeordnet sein und betrieben werden,
dass das Auftreten von rasch fortschreitenden
Rissen und von spröden Brüchen nicht zu unterstellen ist.

3.4 (2)

Zu diesem Zweck ist bei der Auslegung entsprechend den Anforderungen der Nummer 3.1 (2)ein sicherheitstechnisch begründeter Zuschlag
auf die ermittelten Werte der Einwirkungen vorzusehen, um zu gewährleisten, dass die spezifizierten Grenzwerte für die Belastungen aus Einwirkungen der Druckführenden Umschließung im
bestimmungsgemäßen Betrieb und bei Störfällen
eingehalten werden.

3.4 (3)Für die Druckführende Umschließung und die
drucktragenden Wandungen von Komponentender Äußeren Systeme mit Nennweiten größer DN
50 muss die Basissicherheit durch die Einhaltung
nachfolgender Anforderungen unter Berücksichtigung des Betriebsmediums sichergestellt
werden:Es müssen Einrichtungen vorhanden sein, mittels derer im bestimmungsgemäßen Betrieba) der Reaktor zuverlässig und anforderungsgerecht ab- und angefahren undb) die Nachwärme zuverlässig und anforderungsgerecht abgeführt werden kann, auchunter Berücksichtigung aller Betriebsbedingungen des Brennelementwechsels, gegebenenfalls der gleichzeitigen Erfordernis derKühlung der Brennelemente im Brennelementlagerbecken sowie während Instandhaltungsmaßnahmen.

3.3 (3)Es muss ein zuverlässiges und redundant aufgebautes System für die Notkühlung (Notkühlsystem) des Reaktorkerns bei Kühlmittelverluststörfällen vorhanden sein, welches gewährleistet,dass für die in Betracht kommenden Bruchgrößen, Bruchlagen, Betriebszustände und störfallbedingten Transienten im Reaktorkühlsystem

3.3 (5)

Die Nachwärmeabfuhr aus der Anlage muss inallen Betriebszuständen auch bei Ausfall der
primären Wärmesenke aufgrund von Ausfallursachen im Bereich der Kühlwasserentnahmen undKühlwasserrückführungen durch eine diversitäre
Wärmesenke sichergestellt werden (gegebenenfalls auch durch verschiedene Wärmesenken in
Kombination). Die hierfür benötigten Einrichtungen müssen mindestens den Anforderungen an

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konservative Begrenzung der Spannungen,-

Vermeidung von Spannungsspitzen durch
optimierte Konstruktion und-Gewährleistung der Anwendung optimierter
Herstellungs- und Prüftechnologien.

Hinweis: Bei Realisierung dieser Anforderungen(Basissicherheit) ist ein katastrophales,
aufgrund herstellungsbedingter Mängel
eintretendes Versagen dieser Anlagenteile
nicht zu unterstellen.

b) die jeweils geltenden sicherheitstechnischen
Nachweisziele und Nachweiskriterien für die
Brennelemente, die Kerneinbauten und fürden Sicherheitsbehälter eingehalten werden.
Es muss ein zuverlässiges, redundant aufgebautes System zum Abfahren des Reaktors und zur
Nachwärmeabfuhr bei Störfällen ohne Kühlmittelverlust und nach Einwirkungen von innen undaußen vorhanden sein, welches gewährleistet,dass auch nach Unterbrechung oder Störung derWärmeabfuhr vom Reaktor zur Hauptwärmesenke die sicherheitstechnischen Nachweisziele
und Nachweiskriterien auch unter Beachtung derAnforderungen der Nummer 3.1 (7) erfüllt
werden.

Einsatz hochwertiger Werkstoffe, insbesondere hinsichtlich Zähigkeit und Korrosionsbeständigkeit,

Dazu gehören die Kenntnis und Beurteilung
gegebenenfalls vorliegender Fehlerzustände.

a) die sicherheitstechnischen Aufgaben auchunter Beachtung der Kriterien von Nummer
3.1 (7) erfüllt werden,

3.3 (4)-

Zur Sicherstellung und Bewertung der erforderlichen Qualität dieser Komponenten im Betrieb ist
ein Konzept zur Erhaltung der Integrität aufzustellen. Dazu sind zusätzlich Maßnahmen und
Einrichtungen zur Überwachung der Ursachen
und Folgen von Schädigungsmechanismen, insbesondere von Leckagen während des Betriebes, festzulegen und zu installieren.
3.4 (4)

Für die Druckführende Umschließung und die
drucktragenden Wandungen von Komponentender Äußeren Systeme sind im Rahmen des Auslegungskonzeptes auf der Sicherheitsebene 3
Leck- und Bruchpostulate zu definieren. Fürsolche Rohrleitungssysteme und Komponenten
dieser Systeme, für die im Rahmen des Auslegungskonzeptes während des Betriebs der Anlage ein katastrophales Versagen nicht unterstellt
werden muss, dürfen eingeschränkte Leck- undBruchannahmen in Anspruch genommen werden. Für diese Rohrleitungssysteme und Kompo-

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RS-Handbuch

Stand 02/22

nenten ist eine hohe Aussagesicherheit bezüglich der Einwirkungen auf diese Einrichtungenauf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a, bei Einwirkungen von innen und außen sowie bei Notstandsfällen nachzuweisen.

-

zur Gewährleistung des Schutzes gegendiese Einwirkungen,-

zur Abschirmung der ionisierenden Strahlung
und zur Rückhaltung radioaktiver Stoffe
sowie

Unter diesen Einwirkungen ist für diese ausgewählten Rohrleitungssysteme und Komponenten
zusätzlich nachzuweisen, dass anzunehmende
Fehler in der drucktragenden Wandung nicht zu
einem Leck oder Bruch der Rohrleitung oder
Komponente führen können, die die in Anspruchgenommenen eingeschränkten Leck- und Bruchannahmen in Frage stellen. Dabei darf bei basissicher ausgeführten Komponenten von generischen Nachweisen und Ergebnissen von experimentellen Untersuchungen Kredit genommen
werden. Weiterhin dürfen für Armaturen- undPumpengehäuse abdeckende Nachweise für die
Gehäuse einschließlich der Stutzenbereiche füranschließende Rohrleitungen geführt werden.
Die Einhaltung der dabei zugrunde gelegten
Randbedingungen während des Betriebs ist
durch geeignete Maßnahmen zur Überprüfung
der Einwirkungen und wiederkehrende zerstörungsfreie Prüfungen der Komponenten zu verifizieren.

-zum Brand- und Blitzschutz der Anlage

im jeweils erforderlichen Umfang beitragen.
3.6

Anforderungen an den Sicherheitseinschluss

3.6 (1)

Das Kernkraftwerk muss einen Sicherheitseinschluss besitzen, bestehend aus dem Sicherheitsbehälter und umgebendem Gebäude sowie
den Hilfssystemen zur Rückhaltung und Filterung
etwaiger Leckagen aus dem Sicherheitsbehälter.
Der Sicherheitseinschluss muss seine Rückhaltefunktion so erfüllen, dass der Austrag radioaktiver Stoffe in die Umgebung so gering wie möglich gehalten wird und für die Sicherheitsebenen
1 bis 3 vorgegebene Werte nicht überschritten
werden.
Der Sicherheitsbehälter muss seine sicherheitstechnischen Aufgaben in den Betriebszuständen,
in denen dieser plangemäß geschlossen ist, auf
den Sicherheitsebenen 1 bis 3 sowie bei Transienten mit Ausfall der Reaktorschnellabschaltung (Sicherheitsebene 4a) und bei den Einwirkungen von innen und außen sowie bei Notstandsfällen erfüllen.

3.4 (5a) Zur Verhinderung der Überschreitung des zulässigen Druckes in der Druckführenden Umschließung (bei DWR-Anlagen einschließlich der
Sekundärseite des Dampferzeugers) sind wirksame und zuverlässige Einrichtungen zur Druckbegrenzung und zur Überdruckabsicherung
vorzusehen.

In den Betriebsphasen, in denen der Sicherheitsbehälter plangemäß geöffnet sein kann, istsicherzustellen, dass unter den Bedingungen derSicherheitsebene 1 sowie bei den zu unterstellenden Ereignissen der Sicherheitsebenen 2 und
3 und bei den Einwirkungen von innen undaußen sowie bei Notstandsfällen wirksame undzuverlässige Rückhaltefunktionen vorhanden
sind und eine unzulässige Freisetzung radioaktiver Stoffe verhindert oder rechtzeitig unterbunden wird.

3.4 (5b) Es müssen Einrichtungen zur Druckentlastungdes Reaktorkühlkreislaufs vorhanden sein, mit
denen anlageninterne Notfallmaßnahmen zur
Druckentlastung wirksam durchgeführt werden
können, so dass ein Kernschmelzen unter hohem Druck nicht eintritt.
3.4 (6)

Das Kernkraftwerk ist so zu betreiben, dass die
jeweils zulässigen Werte für Einwirkungen auf
die Druckführende Umschließung des Reaktorkühlmittels auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4asowie bei Einwirkungen von innen und außen
sowie bei Notstandsfällen nicht überschritten
werden. Dabei sind die entsprechend den Anforderungen der Nummer 3.1 (2) angesetzten
Zuschläge zu berücksichtigen.

3.4 (7)

Die Komponenten der Druckführenden Umschließung und der Äußeren Systeme sind so anzuordnen und zu verankern, dass bei an ihnen auftretenden Ereignissen der Sicherheitsebene 3
und 4a sowie bei Einwirkungen von innen undaußen sowie bei Notstandsfällen keine Folgeschäden an anderen sicherheitstechnisch wichtigen Anlagenteilen verursacht werden können,
die die Erfüllung der zur Ereignisbeherrschungerforderlichen Sicherheitsfunktionen gefährden.

3.5

Anforderungen an bauliche Anlagenteile

3.5 (1)

Die baulichen Anlagenteile sind so auszulegenund in einem solchen Zustand zu halten, dasssie

3.6 (2)

Im Sicherheitsbehälter sind grundsätzlich die
unter hohem Druck stehenden, Reaktorkühlmittel
führenden Komponenten der Anlage unterzubringen. Hiervon können Abschnitte der Frischdampfleitungen und Speisewasserleitungensowie sonstiger Leitungen ausgenommen
werden, soweit dies technisch notwendig ist undsofern gewährleistet ist, dass der Bruch solcher
Leitungen nicht zu unzulässiger Strahlenexposition in der Umgebung führt.
3.6 (3)-den für die jeweilige Sicherheitsebene spezifizierten Lastabtrag der Systeme und Komponenten auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a
und nach Einwirkungen von innen und außen
sowie bei Notstandsfällen gewährleisten
sowie

Einrichtungen, die radioaktive Stoffe enthalten,
müssen innerhalb des Sicherheitseinschlusses
untergebracht sein, soweit eine unzulässige Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Umgebung
nicht auf andere Weise verhindert werden kann.

Ein zuverlässiger, ausreichend schneller und hinreichend langzeitiger Abschluss der Durchdringungen durch den Sicherheitsbehälter ist zu
gewährleisten.
Die notwendigen Dichtheitsanforderungen anden Sicherheitsbehälter sind für die Betriebsphasen, in denen der Sicherheitsbehälter geschlossen ist, durch eine maximal zulässige
Leckrate zu quantifizieren.

3.6 (4)

Der Sicherheitsbehälter muss von einem Gebäude eingeschlossen sein. Das Gebäude ist so
zu gestalten, dass der Zwischenraum zwischen

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Sicherheitsbehälter und Gebäude bei Betriebsphasen mit geschlossenen Schleusen langfristig
auf ausreichendem Unterdruck gehalten werdenkann, auch wenn im Sicherheitsbehälter die Bedingungen von Ereignissen der Sicherheitsebene
3 herrschen. Hierfür sind für das umgebende Gebäude bautechnische Einrichtungen vorzusehen,die die lüftungstechnische Dichtheit sicherstellen.
Der Zwischenraum muss über Kamin und erforderlichenfalls über Filter entlüftet werden können.
Inspektionen an sicherheitstechnisch relevanten
Anlagenteilen müssen möglich sein.
3.6 (5)3.6 (6)3.6 (7)

3.6 (8)

Stand 02/22
auch ohne Inanspruchnahme von leittechnischen
Einrichtungen der Sicherheitsebene 2 ein möglichst störungsfreier Betrieb der Anlage gewährleistet ist.
3.7 (2)

Das Kernkraftwerk ist mit leittechnischen Einrichtungen mit Leittechnik-Funktionen auf der Sicherheitsebene 2 auszurüsten, die geeignet sind, bei
Ereignissen der Sicherheitsebene 2 eine Anforderung an die Schutzaktionen der Sicherheitsebene 3 zu vermeiden.

3.7 (3)

Das Kernkraftwerk ist mit zuverlässigen leittechnischen Einrichtungen mit Leittechnik-Funktionen
auf der Sicherheitsebene 3, dem Reaktorschutzsystem, auszurüsten, deren Leittechnik-Funktionen bei Erreichen festgelegter Ansprechwerte
Schutzaktionen auslösen.

Der Sicherheitsbehälter ist durch bauliche Entkopplung derart zu schützen, dass direkte
Lastübertragungen bei den Notstandsfällen nicht
zur Beeinträchtigung seiner Funktion führen.
Ebenso muss bei allen Ereignissen der Sicherheitsebene 3 und bei Einwirkungen von innen
und außen einschließlich der Wirkung aus Druckdifferenzen die Standsicherheit oder Integrität
von Einbauten und Räumen, soweit erforderlich,erhalten bleiben.

Diese Einrichtungen sind nach folgenden
Grundsätzen auszulegen:-redundante Auslegung von Komponenten,
Baugruppen und Teilsystemen,-

Diversität (siehe Nummer 3.1 (5)),-

räumlich getrennte Installation entsprechend
dem Wirkungsbereich möglicher versagensauslösender Ereignisse,-selbsttätige Überwachung auf einen Ausfall
hin,-Anpassung der Komponenten an die möglichen Umgebungsbedingungen,-einfache Struktur der Software,

Bei Unfällen mit schweren Brennelementschäden(Sicherheitsebene 4c) gilt zusätzlich zu den
Anforderungen in Nummer 2.1(3b):-Begrenzung des Funktionsumfangs vonHard- und Software auf das sicherheitstechnisch notwendige Maß sowie--

Einsatz fehlervermeidender, fehlerentdeckender und fehlerbeherrschender Maßnahmen
und Einrichtungen.

Das umgebende Gebäude muss Direktstrahlungnach außen in genügendem Maße abschirmen
und den Sicherheitsbehälter sowie die darin
befindlichen Einrichtungen gegen unzulässige
Folgen bei den für die Anlage zu unterstellenden
Einwirkungen von außen und Notstandsfällen
schützen.
Ein langfristiger Temperatur- oder Druckanstieg
im Sicherheitsbehälter ist bei Kühlmittelverluststörfällen während des Sumpfbetriebes zu
verhindern.

Durch Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes ist sicherzustellen, dass einÜberdruckversagen des Sicherheitsbehälters
durch einen stetigen Druckanstieg nicht eintritt. Ist eine Druckentlastung des Sicherheitsbehälters als Notfallmaßnahme vorgeplant,so muss diese unter den zu erwartenden
Unfallbedingungen wirksam sein und übereffiziente Filter zur Aerosol- und Jodrückhaltung verfügen. Ein Unterdruckversagen desSicherheitsbehälters infolge der Druckentlastung ist zu verhindern.

-Durch Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes soll erreicht werden, dass bei
Unfällen mit schweren Brennelementschäden
Verbrennungsvorgänge von Gasen (H2, CO)innerhalb des Sicherheitsbehälters, die die
Integrität des Sicherheitsbehälters gefährden,
nicht eintreten.

-

Durch Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes soll erreicht werden, dass bei
Unfällen mit schweren Brennelementschäden
im Brennelementlagerbecken Verbrennungsvorgänge von Gasen (H2), die die Integrität
des Sicherheitsbehälters oder der umgebenden baulichen Hülle des Brennelementlagerbeckens gefährden, nicht eintreten.

3.7

Anforderungen an die Leittechnik

3.7 (1)

Das Kernkraftwerk ist mit betrieblichen Steuerund Regeleinrichtungen mit Leittechnik-Funktionen auf der Sicherheitsebene 1 auszurüsten,die so auszulegen und zu betreiben sind, dassSeite 16 von 103

Hinweise: Für rechnerbasierte oder programmierbare
leittechnische Einrichtungen werden zukünftig auch Anforderungen durch das Regelwerk
der Sicherung gestellt werden, die auch Auslegungsanforderungen enthalten. Die nachweisliche Erfüllung aller Sicherungsanforderungen ist Voraussetzung für die Genehmigung dieser Systeme.
Rechnerbasierte oder programmierbare leittechnische Einrichtungen werden danach auf
der Sicherheitsebene 3 nur eingesetzt werden, wenn für den gesamten Lebenszyklus
nachgewiesen werden kann, dass eine Manipulation dieser Einrichtungen durch geeignete Maßnahmen der Auslegung oder derSicherung verhindert wird, oder wenn verhindert wird, dass Manipulationen einzelner oderverschiedener rechnerbasierter oder programmierbarer Einrichtungen Auswirkungenauf die Sicherheit der Anlage haben.

3.7 (4)Bei der Auslegung der leittechnischen Einrichtungen gemäß Nummer 3.7 (3) sind die Potentiale
für und die Auswirkungen von systematischem
Versagen der leittechnischen Einrichtungen auf
die Ereignisabläufe der Sicherheitsebene 3 unter
Berücksichtigung der verfahrenstechnischen Vorgaben zu analysieren.
Es sind Vorkehrungen gegen systematisches
Versagen zur Minderung von dessen Eintrittswahrscheinlichkeit derart zu treffen, dass es auf

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der Sicherheitsebene 3 nicht mehr unterstellt
werden muss.
3.7 (5)

In den Betriebsphasen, in denen die Verfügbarkeit der Reaktorschnellabschaltung erforderlich
ist, muss jederzeit eine Reaktorschnellabschaltung von Hand möglich sein, auch beim unterstellten systematischen Versagen rechnerbasierter und programmierbarer leittechnischer Einrichtungen einschließlich systematischen Softwareversagens.
Die manuelle Auslösung von Schutzaktionen ist
unabhängig von automatischen leittechnischen
Einrichtungen aufzubauen.

3.7 (6)Die leittechnischen Einrichtungen gemäß Nummer 3.7 (3) sind so auszulegen, dass auch beim
Eintreten des zu unterstellenden Einzelfehlers indiesen Einrichtungen keine Aktionen ausgelöst
werden, die zu einem Störfall führen können oder
die Störfallbeherrschung verhindern.

3.7 (7)

Das Kernkraftwerk muss mit Überwachungs- undMeldeeinrichtungen ausgerüstet sein, die auf den
Sicherheitsebenen 1 und 2 jederzeit einen ausreichenden Überblick über den sicherheitsrelevanten Zustand der Anlage und die ablaufenden
relevanten Prozesse ermöglichen und allesicherheitstechnisch wichtigen Betriebsparameter anzeigen und registrieren können.
Es müssen Gefahrenmeldeeinrichtungen vorhanden sein, die Veränderungen des Betriebszustandes, aus denen sich eine Verminderung derSicherheit ergeben könnte, so frühzeitig anzeigen, dass die Einhaltung der jeweiligen sicherheitstechnischen Nachweisziele gewährleistet
werden kann.

3.7 (8)

Stand 02/22
3.7 (9)3.7 (10) Die von leittechnischen Einrichtungen auszuführenden Funktionen sind entsprechend ihrer
sicherheitstechnischen Bedeutung gemäß derNummer 3.1 (4) zu klassifizieren. Die Anforderungen an Entwurf, Implementierung, Qualifizierung, Inbetriebsetzung, Betrieb und Modifizierung
der Software und an Auslegung, Fertigung, Errichtung und Betrieb der Hardware (Komponenten, Baugruppen und Teilsysteme) für leittechnische Einrichtungen sind entsprechend dersicherheitstechnischen Klassifizierung der vonihnen ausgeführten Funktionen festzulegen.
Für leittechnische Einrichtungen, die nicht kategorisierte Leittechnik-Funktionen ausführen,
werden in den „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“ keine Anforderungen aufgestellt.
3.7 (11) Der unberechtigte Zugriff auf Informations- undLeittechniksysteme der Anlage ist zu verhindern.
Die Wirksamkeit und Zuverlässigkeit der hierfürvorgesehenen Maßnahmen müssen der sicherheitstechnischen Bedeutung der Informationsund Leittechniksysteme entsprechen.
3.8

Anforderungen an Warten

3.8 (1)

Es muss eine Warte vorhanden sein, von der aus
das Kernkraftwerk sicher betrieben werden kannund von der aus bei Störungen und Störfällen
Maßnahmen ergriffen werden können, um das
Kernkraftwerk in einem kontrollierten undsicheren Anlagenzustand zu halten oder in einensolchen zu überführen.

3.8 (2)Außerhalb der Warte ist eine Notsteuerstelle vorzusehen, mit deren Hilfe bei Ausfall der Warte,einschließlich der in Betracht zu ziehenden
Wartennebenräume, wie z. B. Rangierverteiler
und Elektronikraum, der Reaktor abgeschaltet
und unterkritisch gehalten, die Nachwärme abgeführt und die hierfür wesentlichen Betriebsparameter überwacht werden können.

3.8 (3)

Die Warte und die Notsteuerstelle sind so voneinander räumlich zu trennen, voneinander unabhängig mit Energie zu versorgen und derart
gegen Einwirkungen von außen sowie aus Notstandsfällen zu schützen, dass Warte und Notsteuerstelle nicht gleichzeitig außer Funktion
gesetzt werden können.

3.8 (4)

Die Warte und die Notsteuerstelle sind unter Berücksichtigung ergonomischer Gesichtspunkte sozu gestalten, dass die Voraussetzungen für das
sicherheitstechnisch erforderliche Verhalten derBeschäftigten gegeben sind.

3.8 (5)Es müssen geeignete Alarmierungseinrichtungen
und Kommunikationsmittel vorhanden sein,
durch die allen in der Anlage anwesenden Personen von mindestens einer zentralen Stelle aus
Verhaltensanweisungen bei Ereignissen auf allen
Sicherheitsebenen gegeben werden können.

Das Kernkraftwerk muss mit einer Instrumentierung ausgerüstet sein, die bei Ereignisabläufen und Anlagenzuständen der Sicherheitsebenen 3 und 4 sowie bei Einwirkungen voninnen oder außen sowie aus Notstandsfällen
a) ausreichende Informationen über den Zustand der Anlage liefert, um die erforderlichen
Schutzmaßnahmen für Personal und Anlage
ergreifen und deren Wirksamkeit feststellen
zu können,b) die Verfolgung des Ereignisablaufes und die
Dokumentation der Ereignisse ermöglicht,c) eine Abschätzung der Auswirkungen auf die
Umgebung gestattet,d) für mindestens 10 Stunden (auch bei Ausfall
der nicht durch Batterien gepufferten elektrischen Energieversorgung) stromversorgt wirdunde) die redundante Signalverarbeitung vornimmt.
Die Einrichtungen zur Erfassung und Aufzeichnung der jeweils erforderlichen Informationen
sollen diversitär und störfallfest aufgebaut sein.
Für die Sicherheitsebenen 4b und 4c sollen ausreichende Informationen über den Zustand derAnlage geliefert werden, um die geplanten Notfallmaßnahmen ergreifen und deren Wirksamkeit
feststellen zu können sowie eine Abschätzung
der Auswirkungen auf die Umgebung zu ermöglichen.

Auf den Sicherheitsebenen 4b und 4c dürfen
Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes Vorrang vor konkurrierenden Aktionen
der vorgelagerten Sicherheitsebenen haben. Eingriffe in Einrichtungen, die auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a Leittechnikfunktionen ausführen,sind erlaubt, wenn Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes dies im Anforderungsfall
erfordern.

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RS-Handbuch
3.8 (6)Es müssen Rettungswege vorhanden sein zur
Rettung und Flucht von Menschen aus allen
Gefahrensituationen.

3.8 (7)

Die für den Notfallstab vorgesehenen Räume
müssen geeignet ausgestattet sein. Die Warteund die für den Notfallstab vorgesehenen Räume
müssen unter den bei Ereignissen der Sicherheitsebenen 4b und 4c zu erwartenden Bedingungen sowie während der Durchführung vongeplanten Notfallmaßnahmen zugänglich und
nutzbar bleiben.

3.9

Anforderungen an die elektrische Energieversorgung

3.9 (1)Die elektrische Energieversorgung des Kernkraftwerks muss so ausgelegt sein, dass die elektrische Versorgung der Verbraucher, die Funktionen auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a, bei Einwirkungen von innen und außen sowie bei Notstandsfällen ausführen, unter Einhaltung ihrer
elektrischen Versorgungsbedingungen sichergestellt ist. Die elektrische Energieversorgung mussso zuverlässig ausgelegt sein, dass sie die Nichtverfügbarkeit der zu versorgenden Systeme,deren Ausfall zu sicherheitstechnisch nachteiligen Folgen führen kann, nicht bestimmt.

3.9 (2)

Hierzu müssen mindestens zwei Netzanschlüsse
für die elektrische Energieversorgung des Kernkraftwerks vorhanden sein. Diese Netzanschlüsse müssen funktional getrennt sowie
schutztechnisch entkoppelt sein. Soweit sich die
Schalter der Netzanschlüsse zwischen Kraftwerk
und Netz nicht im Verantwortungsbereich desGenehmigungsinhabers befinden, ist durch den
Genehmigungsinhaber mittels geeigneter Maßnahmen sicherzustellen, dass die Auslegung derNetzanschlüsse den sicherheitstechnischen
Anforderungen des Kernkraftwerkes entspricht.
Zusätzlich zur elektrischen Energieversorgung
aus den Netzanschlüssen und dem Blockgenerator müssen für das Sicherheitssystem, die Notstandseinrichtungen und weitere für die Sicherheit erforderliche Einrichtungen zuverlässige Notstromanlagen mit Dieselaggregaten, Batterien,
Gleichrichtergeräten und Umformern vorhanden
sein, die die elektrische Energieversorgung
dieser Einrichtungen bei Ausfall der Netzeinspeisung und des Blockgenerators gewährleisten.
Die Notstromanlagen sind redundant, räumlich
getrennt, grundsätzlich unvermascht, voneinander funktionell unabhängig und gegeneinandergeschützt aufzubauen. Dabei muss die Redundanz der Notstromanlagen mindestens der
Redundanz der zu versorgenden verfahrenstechnischen Einrichtungen entsprechen. Die
Kapazität jeder Batterie jeweils einer Redundanz
ist so auszulegen, dass eine Entladezeit für mindestens zwei Stunden für die Ereignisse derSicherheitsebenen 2 bis 4a sichergestellt wird.
Eine Vermaschung der einzelnen Stränge derNotstromanlagen ist im Einzelfall dann zulässig,
wenn nachgewiesen ist, dass die Zuverlässigkeit
des Notstromsystems dadurch nicht unzulässig
gemindert wird. Dabei ist darauf zu achten, dasskeine in Betracht zu ziehende Versagensmöglichkeit mehr als einen Strang ausfallen lassen
kann.
Zusätzlich dazu ist eine Möglichkeit der elektrischen Energieversorgung vorzusehen, die unabhängig von diesen Versorgungsmöglichkeiten die

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Stand 02/22
elektrische Leistung für die Abführung der Nachwärme mit einer Nachkühlredundanz sicherstellt(Notstrom-Netzanschluss).
3.9 (3)Bei der Auslegung von Komponenten, die elektrische, elektromechanische oder elektromagnetische Bauteile sowie einfach aufgebaute analogelektronische Baugruppen enthalten, sind die
Potentiale für systematische Ausfälle dieser
Komponenten zu analysieren. Es sind Vorkehrungen zur Minderung der Eintrittswahrscheinlichkeit systematischer Ausfälle derart zu treffen,
dass ein systematischer Ausfall nicht mehr unterstellt werden muss oder aber die Auswirkungensystematischer Ausfälle sind zu beherrschen.
Bei der Auslegung von Komponenten, die komplexe elektronische Baugruppen (programmierbar oder nicht programmierbar) enthalten, sindfehlervermeidende und fehlerbeherrschende Vorkehrungen auf Komponentenebene sowie gegebenenfalls fehlerbeherrschende Vorkehrungenauf Systemebene zu ergreifen, so dass redundanzübergreifende systematische Ausfälle auf
Systemebene der jeweils betroffenen Sicherheitsebene verhindert werden.
Hinweis: Einfach bedeutet hier, dass sowohl die Funktion sowie das Ausfallverhalten der Komponente auf Basis der Gesetzmäßigkeiten der
Elektrotechnik deterministisch bestimmbar
sind.
Komplex bedeutet hier, dass sowohl die
Funktion sowie das Ausfallverhalten der
Komponente auf Basis der Gesetzmäßigkeiten der Elektrotechnik nicht mehr deterministisch bestimmbar sind.

3.9 (4)

Die notwendige elektrische Energieversorgung
für die Durchführung der geplanten Maßnahmen
des anlageninternen Notfallschutzes ist für einen
Zeitraum von 10 Stunden ohne externe Hilfe
sicherzustellen.
Durch Maßnahmen und Einrichtungen des anlageninternen Notfallschutzes ist die Wiederherstellung der elektrischen Energieversorgung
nach einem Ausfall der nicht durch Batterien
gepufferten elektrischen Energieversorgung
sicherzustellen.
Zur Gewährleistung der elektrischen Energieversorgung bei längerer Nichtverfügbarkeit der o. g.
Netzanschlüsse oder aller externen Netze sind
Ersatzmaßnahmen vorzusehen, sodass spätestens nach drei Tagen die elektrische Energieversorgung mit diesen übernommen werden kann.
Die dafür benötigten Einrichtungen sind entweder auf dem Kraftwerksgelände oder im Nahbereich der Anlage vorzuhalten und gegen Einwirkungen von außen zu schützen. Für diese Einrichtungen der elektrischen Energieversorgung
sind mindestens zwei geeignete Einspeisepunkte
vorzusehen. Diese sind so auszuführen undanzuordnen, dass die Ersatzmaßnahmen in den
oben genannten Fällen wirksam angewendet
werden können.
Die bereitzustellende elektrische Leistung mussausreichen, um die Nachwärme im jeweiligen
Anlagenzustand mit den Systemen oder den
geplanten Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes unter Beachtung der Anforderungender Nummer 2.5 (1) abzuführen.

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3.10

Stand 02/22

Anforderungen an die Handhabung undLagerung der Brennelemente

radioaktiver Stoffe in die Umgebung verhindert
wird.

3.10 (1) Die Kontrolle der Reaktivität bei der Brennelementhandhabung und -lagerung ist auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a, bei Einwirkungen voninnen und außen sowie bei Notstandsfällen inallen Betriebsphasen sicherzustellen.

Dabei sind die Anzahl und Dauer von Tätigkeiten
des Personals in Strahlungsfeldern und die Möglichkeiten der Personenkontamination und Inkorporation unter Berücksichtigung aller Umstände
des Einzelfalls so gering wie möglich zu halten.

3.10 (2) Es sind Maßnahmen und Einrichtungen zur
Handhabung und Lagerung der unbestrahlten
und bestrahlten Brennelemente derart vorzusehen, dass ein Kritikalitätsereignis in den Lagereinrichtungen auch unter Störfallbedingungen,bei Einwirkungen von innen und außen sowie bei
Notstandsfällen nicht zu unterstellen ist.

3.11 (5) Auslegung und Betrieb der Anlage sind so zu
planen, dass der Anfall von radioaktiven Abfällen
und von schadlos zu verwertenden radioaktiven
Stoffen nach Aktivität und Menge unter Berücksichtigung aller Umstände des Einzelfalls so
gering wie möglich gehalten wird.

3.10 (3) Die Kühlung der Brennelemente ist auf den
Sicherheitsebenen 1 bis 4a, bei Einwirkungenvon innen und außen sowie bei Notstandsfällen
in allen Betriebsphasen sicherzustellen.

3.11 (6) Bei der Planung von Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes sind Maßnahmen zur
Reduzierung der voraussichtlichen radiologischen Auswirkungen unter Berücksichtigung aller
Umstände des Einzelfalls einzubeziehen, sofern
Freisetzungen in die Umgebung zu besorgensind.

3.10 (4) Die Nachwärmeabfuhr aus dem Brennelementlagerbecken muss in allen Betriebszuständen auchbei Ausfall der primären Wärmesenke aufgrundvon Ausfallursachen im Bereich der Kühlwasserentnahmen und Kühlwasserrückführungen durcheine diversitäre Wärmesenke sichergestellt werden (gegebenenfalls auch durch verschiedene
Wärmesenken in Kombination). Die hierfür benötigten Einrichtungen müssen mindestens den
Anforderrungen an Notfallmaßnahmen genügen;deren Wirksamkeit ist nachzuweisen.
Die Verfügbarkeit dieser diversitären Wärmesenke muss auch bei den Einwirkungen vonaußen gewährleistet sein.
3.11

3.11 (7) Kernkraftwerke müssen so beschaffen sein, dasssie unter Einhaltung der Strahlenschutzbestimmungen stillgelegt werden können. Es muss ein
Konzept für eine Beseitigung nach der endgültigen Stilllegung unter Einhaltung der Strahlenschutzbestimmungen vorhanden sein.
4

Zu berücksichtigende Betriebszustände undEreignisse

4.1

Betriebszustände, Störungen und Störfälle

4.1 (1)

Der Auslegung der gemäß der Nummer 2.1 (3a)
auf den Sicherheitsebenen 1 bis 3 zu verwirklichenden Maßnahmen und Einrichtungen sindjeweils zu Grunde zu legen:

Anforderungen an den Strahlenschutz

3.11 (1) Im Kernkraftwerk müssen die personellen, organisatorischen, räumlichen und apparativen
Voraussetzungen gegeben sein, um eine hinreichend genaue und zuverlässige Strahlenschutzüberwachung in der Anlage auf allen
Sicherheitsebenen im erforderlichen Umfang
gewährleisten zu können.
3.11 (2) Im Kernkraftwerk müssen die personellen, organisatorischen und apparativen Voraussetzungengegeben sein, um im jeweils erforderlichen Umfang Art, Menge und Konzentration der mit der
Fortluft und dem Abwasser abzuleitenden radioaktiven Stoffe hinreichend genau und zuverlässig
zu überwachen, zu registrieren sowie die Ableitung erforderlichenfalls zu begrenzen.

in der Sicherheitsebene 1 zu erwartende
Betriebszustände, einschließlich von Prüfzuständen,-

in der Sicherheitsebene 2 Ereignisse, deren
Eintreten während der Betriebsdauer derAnlage zu erwarten ist sowie-

in der Sicherheitsebene 3 ein abdeckendes
Spektrum an Ereignissen, deren Eintreten
während der Betriebsdauer der Anlage auf
Grund der Zuverlässigkeit und Wirksamkeit
der vorhandenen Maßnahmen und Einrichtungen nicht zu erwarten, jedoch dennoch zu
unterstellen ist.

4.1 (2)

Die Auslegung der jeweiligen Maßnahmen und
Einrichtungen muss derart erfolgen, dass für die
zu berücksichtigenden Betriebszustände undEreignisse unter Berücksichtigung festgelegter
Randbedingungen nachgewiesen wird, dass die
jeweilig geltenden sicherheitstechnischen Nachweisziele und Nachweiskriterien (siehe Anhang2) erfüllt werden.

4.1 (3)

Die Vollständigkeit und der abdeckende Charakter der zu betrachtenden Ereignisse sind anlagenspezifisch zu gewährleisten.

3.11 (3) Es müssen die personellen, organisatorischen
und apparativen Voraussetzungen gegeben sein,um eine Strahlenschutzüberwachung der Umgebung auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4 und bei
Einwirkungen von innen oder außen sowie bei
Notstandsfällen im erforderlichen Umfang hinreichend schnell, genau und zuverlässig durchführen zu können.
3.11 (4) Im Kernkraftwerk müssen Maßnahmen und Einrichtungen vorgesehen sein, die eine sichere
Handhabung, Einschließung und Lagerung derunbestrahlten und bestrahlten Brennelemente
und sonstiger radioaktiver Stoffe ermöglichen.
Diese Maßnahmen müssen so konzipiert unddiese Einrichtungen so beschaffen, angeordnet
und abgeschirmt sein, dass eine unzulässige
Strahlenexposition des Eigen- und Fremdpersonals und in der Umgebung sowie die Freisetzung-

Hinweis: Siehe hierzu Anhang 2.

4.1 (4)

Für definierte Ereignisse können optional Nachweise dahingehend geführt werden, dass durch
spezielle Vorsorgemaßnahmen der Eintritt dieser
Ereignisse als verhindert bewertet werden kann.
Diese Ereignisse sind in den Ereignislisten im
Anhang 2 gesondert gekennzeichnet.

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Stand 02/22

Qualität und Zuverlässigkeit der zu treffenden
Vorsorgemaßnahmen hat sich an den potenziellen Auswirkungen zu orientieren.
Bei Ereignissen, deren Eintreten bei Vorhandensein spezieller Vorsorgemaßnahmen verhindert
ist, ist die Nachweisführung auf die Einhaltung
der Anforderungen an die Wirksamkeit und Zuverlässigkeit der hierzu realisierten Vorsorgemaßnahmen zu beziehen.

-

Transienten,-

Kühlmittelverluststörfälle innerhalb desSicherheitsbehälters infolge der maximal zu
unterstellenden Lecks am Reaktorkühlkreislauf,-

Kühlmittelverluststörfälle mit Umgehung desSicherheitsbehälters und-Einwirkungen von außen und innen, soweit
diese Einwirkungen zu Mehrfachausfällen
von Sicherheitseinrichtungen führen können.

Hinweis: Siehe hierzu Anhang 2.

4.2

Einwirkungen von innen und außen sowie
aus Notstandsfällen

4.2 (1)

Der Auslegung der Einrichtungen gemäß Nummer 2.4 (1) sind zu Grunde zu legen:a) die jeweils folgenschwersten Einwirkungenvon innen oder zu unterstellender Einwirkungen von außen;

Für die Planung von präventiven Maßnahmen
des anlageninternen Notfallschutzes zur Wiederherstellung und dem Erhalt der Kühlung derBrennelemente im Brennelementlagerbecken
sind insbesondere Ereignisabläufe mitb) die Besonderheiten lange andauernder
Einwirkungen von außen;-

vollständigem Ausfall der auf den Sicherheitsebenen 1 bis 3 vorhandenen Systeme zur
Wärmeabfuhr aus dem Brennelementlagerbecken sowie-

Kühlmittelverlust aus dem Brennelementlagerbecken mit Unterschreitung des zum
Betrieb der Systeme zur Wärmeabfuhr erforderlichen Mindestfüllstandsc) Kombinationen mehrerer zu unterstellender
Einwirkungen von außen (z. B. Erdbeben,
Hochwasser, Sturm, Blitz) sowie aus Notstandsfällen untereinander oder Kombinationen dieser Einwirkungen mit anlageninternen
Ereignissen (z. B. Rohrleitungsbruch, Brände
in der Anlage, Notstromfall). Diese Kombinationen müssen dann unterstellt werden, wenn
die zu kombinierenden Ereignisse in einem
kausalen Zusammenhang stehen können
oder wenn ihr gleichzeitiges Eintreten auf
Grund der Wahrscheinlichkeit und des Schadensausmaßes in Betracht zu ziehen ist.
4.2 (2)Als die folgenschwersten Einwirkungen vonaußen sind diejenigen Einwirkungen zu unterstellen, die nach dem Stand von Wissenschaft
und Technik standortspezifisch anzunehmensind. Dabei ist auch die zukünftige Entwicklung
der Eigenschaften des Standortes im Hinblick auf
die zu betrachtenden Einwirkungen von außen
einzubeziehen.

4.3

Ereignisse mit Mehrfachversagen vonSicherheitseinrichtungen4.3 (1)

Zur Ermittlung der repräsentativen Ereignisabläufe für die Planung von präventiven Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes sind im
Rahmen einer Gesamtbetrachtung die Ergebnisse aus deterministischen und probabilistischen Sicherheitsanalysen, Betriebserfahrungensowie Ergebnisse der Reaktorsicherheitsforschung und internationale Empfehlungen heranzuziehen. Dabei sind die Ereignisabläufe, dienach den Ergebnissen probabilistischer Sicherheitsanalysen einen dominierenden Beitrag zur
Kernschmelzhäufigkeit liefern und darüber hinaus insbesondere diejenigen, die zur unmittelbaren Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Umgebung führen können, zu berücksichtigen.

4.3 (2)

Unter Annahme eines Mehrfachversagens vonSicherheitseinrichtungen sind die für die Planung
heranzuziehenden repräsentativen Ereignisabläufe zu bestimmen.

Das der Planung von präventiven Maßnahmen
des anlageninternen Notfallschutzes zugrunde
zu legende anlagentypspezifische Spektrum vonEreignisabläufen muss mindestens Ereignisse
aus den folgenden Ereignisgruppen umfassen:

Seite 20 von 103

4.3 (3)zu unterstellen.
4.3 (4)

Für die unter den Nummern 4.3 (2) und (3) genannten Ereignisabläufe ist bei der Planung vonpräventiven Maßnahmen des anlageninternen
Notfallschutzes die Möglichkeit des vollständigenAusfalls jeweils einer der zur Beherrschung derEreignisse auf der Sicherheitsebene 3 erforderlichen Sicherheitsfunktionen zu analysieren. Dabei sind getrennt jeweils der Ausfall der erforderlichen Sicherheitseinrichtungen sowie zum anderen der Ausfall jeweils einer der für die Sicherheitseinrichtungen gegebenenfalls erforderlichen
Versorgungsfunktionen zu analysieren.

4.4

Unfälle mit schweren Brennelementschäden

4.4 (1)

Für die Planung von mitigativen Maßnahmen desanlageninternen Notfallschutzes der Sicherheitsebene 4c ist ein Ereignisspektrum zu Grunde zu
legen, das alle relevanten Phänomene bei Unfällen mit schweren Brennelementschäden berücksichtigt.
Dabei sind insbesondere Phänomene zu berücksichtigen, die die Integrität des Sicherheitsbehälters sowie im Falle der Lagerung bestrahlter
Brennelemente im Brennelementlagerbecken
außerhalb des Sicherheitsbehälters die bauliche
Hülle gefährden.
Darüber hinaus sind Phänomene zu berücksichtigen, die Auswirkungen auf die Freisetzung radioaktiver Stoffe und mögliche Freisetzungspfade in
die Umgebung haben.

4.4 (2)Für den Fall, dass für Ereignisabläufe oder Anlagenzustände keine Notfallmaßnahmen vorgeplant wurden oder die implementierten Notfallmaßnahmen nicht wirksam sind, sind Handlungsempfehlungen für den Notfallstab vorzuhalten.
Die prinzipielle Eignung der Handlungsempfehlungen zur Erreichung der Schutzziele ist zu
zeigen.

3- 0.1
RS-Handbuch
5

Anforderungen an die Nachweisführung

5 (1)Der Genehmigungsinhaber muss über Nachweise zur Sicherheit der Anlage verfügen.
Die Nachweisführungen müssen vollständig undnachvollziehbar dokumentiert werden. Sie sind,soweit geboten, zu aktualisieren.

Stand 02/22
für den Leistungs- und Nichtleistungsbetrieb, unter Einbeziehung aller anlageninternen Ereignisse sowie aller Einwirkungen von innen undaußen sowie aus Notstandsfällen gegenüber
dem ungeänderten Zustand der Anlage nicht
verschlechtern.
5 (6)Hinweis: Konkretisierungen hierzu sind in Anhang 5dargestellt.

5 (2)a) die Übertragbarkeit der experimentellen
Bedingungen auf die Anlagenzustände desjeweiligen Anwendungszusammenhangs
qualifiziert ist und

Zur Nachweisführung der Erfüllung der technischen Sicherheitsanforderungen sind deterministische Methoden sowie die probabilistische
Sicherheitsanalyse heranzuziehen:
Die deterministischen Methoden umfassenb) die mit der Messung verbundenen Unsicherheiten quantifiziert sind.
5 (7)Ingenieurmäßige Bewertungen können bei Nachweisführungen herangezogen werden, wennhierzu ein Bewertungsmaßstab vorliegt, der auf
technisch-wissenschaftlich nachvollziehbaren
Grundlagen beruht.

5 (8)Die ergonomische Gestaltung der Voraussetzungen für zuverlässiges Handeln gemäß Nummer
3.1 (13) muss mit geeigneten Bewertungsverfahren nachgewiesen werden.

6

Anforderungen an das Betriebsreglement

6 (1)Für den sicheren Betrieb einer Anlage sindschriftliche Anweisungen zu erstellen, in denen
festgelegt sind:a) die rechnerische Analyse von Ereignissenoder Zuständen,b) die Messung oder das Experiment,c) die ingenieurmäßige Bewertung.
5 (3)Als Grundlage für Nachweisführungen müssen
vorliegen:a) eine aktuelle Zusammenstellung der sicherheitstechnisch wichtigen Informationen überden bestehenden Zustand der betroffenen
Maßnahmen und Einrichtungen sowieb) eine Dokumentation, dass der bestehende
Zustand der betroffenen sicherheitstechnischwichtigen Maßnahmen und Einrichtungen die
aktuell geltenden Anforderungen erfüllt.

5 (4)Bei der rechnerischen Analyse von Ereignisabläufen oder Zuständen müssen
a) für den jeweiligen Anwendungsbereich validierte Berechnungsverfahren verwendet
sowieb) mit der Berechnung verbundene Unsicherheiten quantifiziert oder durch geeignete
Verfahren abgedeckt werden.

5 (5a)In Ergänzung der deterministischen Nachweisführungen muss durch probabilistische Sicherheitsanalysen (PSA) die Ausgewogenheit dersicherheitstechnischen Auslegung überprüft
werden.

5 (5b)In Ergänzung der deterministischen Nachweisführungen müssen probabilistische Sicherheitsanalysen zudem durchgeführt werden, um diesicherheitstechnische Relevanz-von Änderungen an Maßnahmen, Einrichtungen oder der Betriebsweise der Anlage sowie-

von Erkenntnissen, die aus aufgetretenen
sicherheitsrelevanten Ereignissen oder Phänomenen bekannt geworden sind und derenÜbertragbarkeit auf die im Anwendungsbereich der „Sicherheitsanforderungen an KKW“
benannten Kernkraftwerke in Deutschland
gegeben ist,

bei denen ein nennenswerter Einfluss auf die Ergebnisse der PSA zu erwarten ist, zu bewerten.
5 (5c)

Durch Änderungen an Maßnahmen, Einrichtungen oder der Betriebsweise der Anlage darf sichdie mittlere Kernschadenshäufigkeit und die mittlere Häufigkeit für große und frühe FreisetzungenEine Messung oder ein Experiment kann als
Nachweis herangezogen werden, wenna) Ein hinreichend vollständiger Satz an Vorgaben, bei deren Einhaltung gewährleistet ist,
dass die Auslegung, die Überwachung undder Betrieb der Anlage den Sicherheitsanforderungen und Bedingungen der Genehmigung entspricht. Die Vorgaben müssen insbesondere verfahrenstechnische Grenzwerte,
einzuhaltende Anlagenzustände, Wirksamkeits-, Verfügbarkeits- und relevante Randbedingungen sicherheitstechnisch wichtiger
Anlagenteile umfassen (Grenzwerte und
Bedingungen des sicheren Betriebs).
Die Festlegung der Grenzwerte und Bedingungen des sicheren Betriebs muss nachvollziehbar auf der Basis der Anlagenauslegung,der Sicherheitsanalysen, der Genehmigungsbedingungen und der Erfahrungen aus Inbetriebnahme und Betrieb begründet sein. Die
Festlegung der Grenzwerte und Bedingungendes sicheren Betriebs muss alle Betriebsphasen umfassen.
b) Handlungsanweisungen für den Fall vonAbweichungen von Grenzwerten und Bedingungen des sicheren Betriebs.
c) Die Vorgaben, die einzuhalten sind, um Ereignisse der Sicherheitsebenen 2 bis 4a, Ereignisse aus Einwirkungen von innen undaußen sowie Notstandsfällen zu vermeiden
sowie zu beherrschen. Die Vorgaben müssen
alle Maßnahmen beinhalten, die zur Erhaltung sowie zum Erreichen eines sicheren
Anlagenzustands erforderlich sind.
d) Die implementierten Notfallmaßnahmen und
Handlungsempfehlungen des anlageninternen Notfallschutzes. Die Einstiegskriterien fürderen Anwendung sind festzulegen. Es müssen Kriterien festgelegt sein, anhand derer
festgestellt werden kann, ob die langfristige
Einhaltung der Schutzziele gewährleistet oder

Seite 21 von 103

3- 0.1
RS-Handbuch
ein langfristig kontrollierbarer Anlagenzustanderreicht ist.
e) Die erforderlichen wiederkehrenden Prüfungen an sicherheitstechnisch wichtigen Maßnahmen und Einrichtungen.
f) Die für die Gewährleistung eines sicheren
Anlagenbetriebs relevanten organisatorischen Regelungen (Aufbau- und Ablauforganisation).
g) Die Mindestanforderungen an die Anzahl unddie Qualifikation des Personals sowie die personellen Mindestverfügbarkeiten in der Anlage zur Sicherstellung eines sicheren Anlagenbetriebs und der Beherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebenen 2 bis 4. Dabei
sind auch auslösende Ereignisse oder Folgeereignisse von Einwirkungen von innen undaußen sowie Notstandsfällen und Personenunfälle zu berücksichtigen.
h) Die organisatorischen Voraussetzungen fürden anlageninternen Notfallschutz.
6 (2)Die Unterlagen gemäß der Nummer 6 (1) müssen für das Personal auf der Warte und gemäß
Nummern 6 (1) a) bis d) auf der Notsteuerstellein leicht zugänglicher und in übersichtlicher Formbereitgestellt sein.
Alle für die Arbeit des Notfallstabs erforderlichen
Unterlagen sind in den Räumen des Notfallstabes verfügbar zu halten.

6 (3)

6 (4)

Die Unterlagen gemäß der Nummer 6 (1) sindaktuell zu halten. Für die Aktualisierung oderÄnderung der Unterlagen ist ein geregeltes Verfahren vorzusehen, das den Erfahrungsrückfluss
und Fortentwicklungen des Standes von Wissenschaft und Technik berücksichtigt.
Entsprechend ihrer sicherheitstechnischen
Bedeutung müssen für alle sicherheitstechnischwichtigen Einrichtungen Spezifikationen, Auslegungsvorschriften, Werkstoffvorschriften, Bauvorschriften und Prüfvorschriften sowie Betriebsvorschriften und Instandhaltungsvorschriften vorhanden sein.
In den Prüfvorschriften sind Vorprüfungen, Werkstoffprüfungen, Bauprüfungen, Druckprüfungen,
Abnahmeprüfungen und Funktionsprüfungensowie regelmäßig wiederkehrende Prüfungen im
Einzelnen festzulegen.
Die Einhaltung dieser Vorschriften ist im Rahmeneines Qualitätsgewährleistungsprogramms zuüberwachen. Das Ergebnis der Qualitätsüberwachung mit den Ergebnissen der Prüfungen ist zu
dokumentieren. Die zur Beurteilung der Qualität
notwendigen Unterlagen über Auslegung, Fertigung, Errichtung und Prüfungen sowie Betrieb
und Instandhaltung der sicherheitstechnischwichtigen Einrichtungen sind bis zum Abbau derEinrichtungen verfügbar zu halten.

7

Anforderungen an die Dokumentation

7 (1)Der Genehmigungsinhaber muss eine systematische, vollständige, qualifizierte und aktuelle Dokumentation des Zustandes des Kernkraftwerks
verfügbar halten.
Hinweis: Konkretisierungen hierzu sind in Anhang 5dargestellt.

Seite 22 von 103

Stand 02/22
Anhang 1 zu den „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“:
Begriffsbestimmungenvom 3. März 2015
(Alle kursiv gedruckten Wörter sind in den Begriffsbestimmungen definiert)A
Abfahren (der Anlage)
Gezieltes Überführen der Anlage von Betriebsphase Aoder B in die Betriebsphase C.
Ableitung radioaktiver Stoffe
Abgabe flüssiger, an Schwebstoffen gebundener odergasförmiger radioaktiver Stoffe aus der Anlage auf hierfürvorgesehenen Wegen.
Abschaltbarkeit, mechanische
Zustand des Reaktorkerns, bei dem durch die vorliegende
geometrische Anordnung des Reaktorkerns die Abschaltung durch die Steuerelemente sichergestellt ist.
Abschalteinrichtung
Einrichtung, welche in der Lage ist, den Reaktor in den
unterkritischen Zustand zu überführen und in diesem
Zustand zu halten.
Abschaltreaktivität
Die Reaktivität des durch die Abschaltung mit den hierfürvorgesehenen Einrichtungen in den unterkritischen
Zustand gebrachten Reaktors.
Abscheidegrad
Das Massenverhältnis zwischen einer bei einem Abscheidevorgang abgetrennten Menge eines Stoffes und seiner
ursprünglichen Gesamtmenge.
Äußere Systeme
Nicht zur Druckführenden Umschließung des Reaktorkühlmittels gehörende druck- und aktivitätsführende
Systeme und Komponenten von Leichtwasserreaktoren,
die eine sicherheitstechnische Bedeutung besitzen. Diese
ist gegeben, wenn eines der nachfolgenden Kriterien
erfüllt ist:a) Das Anlagenteil ist bei der Beherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebenen 3 und 4a notwendig hinsichtlich Abschaltung, Aufrechterhaltung langfristiger
Unterkritikalität und hinsichtlich unmittelbarer Nachwärmeabfuhr.
b) Bei Versagen des Anlagenteils werden große Energien freigesetzt und die Funktionen von sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen sind nicht vor Einwirkungen eines unterstellten Versagens dieser Anlagenteile geschützt.
c) Das Versagen des Anlagenteils kann unmittelbar oderin einer Kette von anzunehmenden Folgeereignissen
zu einem Ereignis der Sicherheitsebene 3 oderdarüber hinaus führen.

3- 0.1
RS-Handbuch
Alterung
Zeitabhängige und einsatzbedingte Veränderungen funktionsbezogener Merkmale und Eigenschaften

der Technik (Komponenten, Bauwerke, Systeme, einschließlich der Elektro- und Leittechnik)

der Spezifikations- und Dokumentationsunterlagen,

der Anlagenkonzepte und technologischen Verfahren,administrativer Regelungen sowiedes Betriebspersonals.

Alterungsmanagement
Die Gesamtheit aller vom Genehmigungsinhaber vorzusehenden Maßnahmen und Einrichtungen, mit denen die fürdie Sicherheit eines Kernkraftwerkes bedeutsamen Alterungsphänomene kontrolliert werden sollen.
Anfahren (der Anlage)Das gezielte Überführen der Anlage in die Betriebsphase
A (Leistungsbetrieb).
Anlagenteil
Baulicher, maschinen-, verfahrens-, elektro- oder sonstig
technischer Teil einer Anlage. Synonyme Begriffe sind:
Einrichtung, System.
Anlagenteil, baulicher
Mit dem Erdboden verbundener, aus Bauprodukten (Baustoffe und Bauteile) hergestellter Teil eines Kernkraftwerks. Synonyme Begriffe: bauliche Anlage, Bauwerk.
AnlagenzustandTechnischer Zustand der Anlage, beispielsweise gekennzeichnet durch Anlagenleistung, Temperatur-, Druck- undFüllstandsparameter des Reaktorkühlkreislaufs.
Anlagenzustand, auslegungsüberschreitenderAnlagenzustand nach einem Ereignisablauf mit Ausfällen
von Sicherheitseinrichtungen derart, dass eine für die
Störfallbeherrschung ausreichende Wirksamkeit vonSicherheitsfunktionen nicht mehr gegeben ist (siehe auch
Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen).
Anlagenzustand, kontrollierter
Anlagenzustand nach Eintritt eines Ereignisses, derdadurch gekennzeichnet ist, dass die Nachweisziele undNachweiskriterien eingehalten sind und die relevanten
Sicherheitsvariablen hinreichend stationäre Werte erreichthaben.
Hinreichend stationär sind Zustände, in denen die Sicherheitsvariablen so stationär sind oder sich der Sicherheitsabstand zu den Nachweiskriterien stetig so vergrößert,dass ein ausreichend großer Zeitraum für die Analyse und
Bewertung des Anlagenzustands zur Verfügung steht, um
im Falle einer ungünstigen Änderung von Sicherheitsvariablen weitere Maßnahmen (z. B. zur Störfallbehandlung)durchführen zu können.
Anlagenzustand, sicherer
Anlagenzustand nach Eintritt eines Störfalls, der dadurch
gekennzeichnet ist, dass ein kontrollierter Anlagenzustandvorliegt und mindestens die sicherheitstechnischen Bedingungen einer im Betriebshandbuch beschriebenen, vergleichbaren Nichtleistungsbetriebsphase eingehalten sind.

Stand 02/22
Anwendungsprofil der Software
Die Art und Weise der Benutzung der Software, einschließlich der zeitlichen Kriterien, der zu verarbeitenden
Daten, der verwendeten Parameter und der anfallenden
Bedienereingriffe.
Aufbau- und Ablauforganisation
Die Aufbauorganisation bildet das hierarchische Gerüst
einer Organisation, in der die Rahmenbedingungen für die
Bewältigung der zu tätigenden Aufgaben festgelegt sind.
Die Ablauforganisation regelt die innerhalb dieser Rahmenbedingungen ablaufenden Arbeits- und Informationsprozesse. Die Ablauforganisation umfasst alle sicherheitsrelevanten Tätigkeiten und Prozesse entsprechend den
Anforderungen des Managementsystems.
AusfallVerlust der Fähigkeit einer Einrichtung die geforderte
Funktion zu erfüllen.
Hinweis:Das Ereignis Ausfall markiert den Zeitpunkt desÜbergangs von der Korrektheit zu einem Fehler. Mit
einem Ausfall kann gleichzeitig ein Versagen auftreten, muss aber nicht. Zum Beispiel kann ein Aggregat, das nicht angefordert wird, ausgefallen sein,versagen wird es erst, wenn es angefordert wird undseine Funktion nicht mehr erbringt.

Ausfall, systematischer
Ausfall aufgrund der gleichen Ursache.
Ausfall einer leittechnischen Einrichtung, aktiver
Fehlfunktion einer leittechnischen Einrichtung, wodurcheine Leittechnik-Funktion spontan ausgeführt wird, ohne
dass die für die Ausführung festgelegten Kriterien erfüllt
sind.
Ausfall einer leittechnischen Einrichtung, passiverFehlfunktion einer leittechnischen Einrichtung, wodurcheine Leittechnik-Funktion im Anforderungsfall nicht ausgeführt wird, obwohl die für die Ausführung festgelegten
Kriterien erfüllt sind.
AuslegungDer Prozess und das Ergebnis einer Konzeptentwicklung
mit detaillierter Planung für eine Anlage oder Anlagenteile
auf der Basis der Vorgaben für die zu berücksichtigenden
Einwirkungen und Randbedingungen sowie Nachweisanforderungen.
Auslegung, inhärent sichere
Auslegung auf Basis naturgesetzlicher Prinzipien, die aus
sich heraus sicherheitsgerichtet wirken.
Auslegungskriterium
Spezifikation von Vorgaben für eine Auslegung, die aus
konventionellen Regelwerken und aus kernkraftwerkspezifischen Sicherheitsanforderungen resultieren.
Auslegungsgrenze
Nachweiskriterium für eine in der Auslegung betrachtete
Größe, bei deren Einhaltung ein Versagen des betroffenen Anlagenteils nicht zu unterstellen ist.
Auslegungsstörfall
Synonym für Störfall.

Seite 23 von 103

3- 0.1
RS-Handbuch

Stand 02/22

B

Gründe entgegenstehen (Sicherheitsebene 2). Synonym:
Störung.

Basissicherheit
Basissicherheit bedeutet, dass bei Einhaltung entsprechender Grundsätze bei Auslegung, Konstruktion, Fertigung und Prüfung ein weit reichendes Versagen einer
Komponente auf Grund herstellungsbedingter Mängel
nicht unterstellt wird.

Betrieb, bestimmungsgemäßer
Der Betrieb, für den eine Anlage nach ihrem technischen
Zweck bestimmt, ausgelegt und geeignet ist, umfasst die
Betriebszustände und Betriebsvorgänge

Baugruppe
Ein aus mindestens zwei Bauteilen bestehender Teil einer
Komponente.



bei funktionsfähigem Zustand der Einrichtungen,(ungestörter Betriebszustand, Normalbetrieb, Sicherheitsebene 1),Bauteil
Teil einer Einrichtung oder der aus Erzeugnisformen hergestellte kleinste Teil einer Baugruppe. In der Bautechnik
ist ein Bauteil ein Teil eines Bauwerks.

des anomalen Betriebs (gestörter Betriebszustand,
Störung, Sicherheitsebene 2) sowiebei Instandhaltungsvorgängen (Inspektion, Wartung,Instandsetzung).

Bauwerk
Synonym für Anlagenteil, baulicher oder für Anlage, bauliche.

Betrieb, sicherer
Der sichere Betrieb der Anlage umfasst die kerntechnische Sicherheit der Anlage, die Sicherheit der Umgebung
vor ionisierender Strahlung sowie den Schutz aller Personen innerhalb der Anlage.

Beanspruchungsstufe
In technischen Regelwerken für drucktragende Komponenten und bauliche Anlagenteile übliche Kategorisierungvon Beanspruchungen. Dabei werden anzunehmendeoder spezifizierte Einwirkungen („Lastfälle“) nach ihren
Wirkungen (Beanspruchungen) und sicherheitstechnischen Nachweisanforderungen in Verbindung mit dem
Bewertungsverfahren (Spannungskategorisierung) unterteilt. Die einschlägigen KTA-Regeln (KTA 3201.2, 3211.2,
3401.2) fordern eine anlagen- und systemspezifische
Kategorisierung bis auf die Ebene der Komponenten.

Betriebsführung
Alle Prozesse und Tätigkeiten zusammengefasst, die zum
Betreiben der Anlage notwendig sind.
Betriebsphase
Betriebszustand des Normalbetriebs für den spezifischKriterien für die Verfügbarkeit von System- und Überwachungsfunktionen sowie an verfahrenstechnische
Bedingungen definiert sind.

Begrenzungseinrichtung
Leittechnische Einrichtung mit einer der folgenden Funktionen:

Betriebsüberwachung
Kontrollierte Erfassung von Betriebsparametern einschließlich eines Vergleichs mit vorgegebenen Werten.



Betriebsbegrenzung: Begrenzung von Prozessvariablen auf vorgegebene Werte, um die Verfügbarkeit
der Anlage zu erhöhen.

Hinweis: Die Überwachung erfolgt z. B. durch kontinuierliche Messung, diskontinuierliche Analyse vonProben oder die Berechnung von Werten durch
Verknüpfung von Messwerten.



Schutzbegrenzung: Auslösung von solchen Schutzaktionen, die überwachte Sicherheitsvariablen auf einen
Wert zurückführen, bei dem eine Fortführung desbestimmungsgemäßen Betriebs zulässig ist.



Zustandsbegrenzung: Begrenzung der Werte vonProzessvariablen, um Ausgangszustände für zu berücksichtigende Störfälle einzuhalten.

Beherrschen
Als beherrscht gilt ein Ereignis oder Ereignisablauf, wenn
die Einhaltung spezifizierter Nachweisziele und Nachweiskriterien nachgewiesen werden kann. Radiologisch repräsentative Auslegungsstörfälle gelten als beherrscht, wenn
die Einhaltung radiologischer Nachweiskriterien nachgewiesen wird.
Beinahe-Ereignis
Potentiell sicherheitstechnisch bedeutsames Ereignis,
welches als Folge eines eingetretenen Ereignisses oder
Ereignisablaufs hätte eintreten können, jedoch auf Grundder zum Ereigniszeitpunkt vorliegenden Anlagenbedingungen nicht eintrat.
Betrieb, anomaler
Betriebsvorgänge, die bei Fehlfunktion von Einrichtungenoder bei Fehlhandlungen ablaufen (gestörter Betriebszustand), deren Eintreten aufgrund von Betriebserfahrungenüber die Betriebsdauer der betroffenen Anlage häufig zu
erwarten ist, und bei denen einer Fortführung des Betriebes oder der Tätigkeit keine sicherheitstechnischen

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Betriebsvorschriften
Alle schriftlichen Unterlagen, die zum Betrieb der Anlage
erforderlich sind. Hierzu gehören insbesondere Betriebshandbuch, Notfallhandbuch, Prüfhandbuch, Verfahrensund Arbeitsanweisung.
Brandschutzmaßnahme
Bauliche, anlagentechnische, betriebliche und abwehrende Maßnahme oder Einrichtung, die der Entstehungund Ausbreitung von Bränden vorbeugt, eine Erkennung
von Bränden und wirksame Löscharbeiten sowie die
Flucht und Rettung von Menschen ermöglicht.
Brennelementschaden, schwerer
Zustand eines Brennelements, bei dem dessen Kühlbarkeit nicht mehr gegeben ist.
Brennelementwechsel
Die Gesamtheit aller betrieblichen Arbeiten, die zum Umsetzen oder für den Ersatz bestrahlter oder defekter
Brennelemente, die aus dem Kern entfernt werden sollen,
notwendig sind.
Brennstabschaden
Synonym für Hüllrohrschaden.

3- 0.1
RS-Handbuch
D
Deborierung, heterogen
Einspeisung minderborierten Kühlmittels mit Ausbildung
signifikanter Borkonzentrationsunterschiede im Primärkreis.
Deborierung, homogen
Einspeisung minderborierten Kühlmittels ohne Ausbildung
signifikanter Borkonzentrationsunterschiede im Primärkreis.
Defektwahrscheinlichkeit
Experimentell abgeleitete Wahrscheinlichkeit für das Versagen des betroffenen Anlagenteils in Abhängigkeit voneinem jeweils betrachteten Parameter.
Diversität
Vorhandensein von zwei oder mehr funktionsbereiten Einrichtungen zur Erfüllung der vorgesehenen Funktion, die
physikalisch oder technisch verschiedenartig ausgelegt
sind.
Druckführende Umschließung
Gesamtheit der druckführenden Wandungen der Komponenten des Druckraumes des Reaktordruckbehälters
bis einschließlich der ersten Absperrarmatur, für Rohrleitungen des Druckraumes des Reaktordruckbehälters, dieden Sicherheitsbehälter durchdringen, bis zur ersten Absperrarmatur außerhalb des Sicherheitsbehälters (Abkürzung: DfU).
Durchdringungen/ Durchführungen durch den Sicherheitsbehälter
Konstruktionen, die den druckfesten und technischdichten Durchtritt von Leitungen (z. B. mediumführendeRohre, Kabel) durch den Sicherheitsbehälter gestatten.
Durchführungsanweisung
Schriftliche Anweisung für erforderliche Handlungsschritte
zur Durchführung einer Handlungsempfehlung.
E
Eigenbedarfsanlage
Gesamtheit der Anlagenteile, die zur elektrischen Energieversorgung der an sie angeschlossenen Verbraucher
und zur Einspeisung in das Notstromsystem dienen.
Eigenbedarfsversorgung
Die elektrische Energieversorgung der an die Eigenbedarfsanlage angeschlossenen Verbraucher und der Einspeisungen in das Notstromsystem aus dem Blockgenerator, dem Haupt- oder Reservenetz.
Einrichtung
Synonym für Anlagenteil.
Einrichtung, leittechnische
Einrichtung zur Ausführung von Leittechnik-Funktionen.
Einrichtung, sicherheitstechnisch wichtige
Einrichtung, die erforderlich ist, den Reaktor jederzeit aus
dem bestimmungsgemäßem Betrieb, bei Störfällen, sehrseltenen Ereignissen und bei Einwirkungen von innen undaußen sowie bei Notstandsfällen sicher abzuschalten undin abgeschaltetem Zustand zu halten, die Nachwärme abzuführen, das Auftreten unkontrollierter Kritikalität zu verhindern sowie die erforderliche Vorsorge gegen Schäden
zu gewährleisten und jede Strahlenexposition oder Kontamination von Personen, Sachgütern oder der Umwelt un-

Stand 02/22
ter Beachtung des Standes von Wissenschaft und Technik auch unterhalb der festgesetzten Grenzwerte sogering wie möglich zu halten.
Einwirkung
Auf Einrichtungen einwirkende Kraft- und Verformungsgrößen oder Medien mit physikalischem, chemischemoder biologischem Einfluss oder eine Kombination derselben.
Einwirkung, naturbedingte
Einwirkung, die durch Naturereignisse von außerhalb desAnlagengeländes hervorgerufen werden.
Einwirkung, übergreifende
Einwirkung von innen (EVI) oder Einwirkung von außen(EVA), die das Potential für redundanzübergreifende
Ausfälle besitzt.
Einwirkung von außen (EVA)
Einwirkung, die durch Umgebungsbedingungen, Naturereignisse oder sonstige zivilisatorisch bedingte Einwirkungen (gemäß Anhang 3 Nummer 4.2.3) von außerhalb
des Anlagengeländes hervorgerufen werden. In den„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ umfassen
die Einwirkungen von außen nicht die Notstandsfälle.
Einwirkung von innen (EVI)
Einwirkung resultierend aus Ereignissen auf dem Anlagengelände, innerhalb oder außerhalb von Gebäuden,(z. B. Brand, anlageninterne Überflutung).
Einwirkung, zivilisatorische
Einwirkung, die durch zivilisatorische Einflüsse außerhalb
des Anlagengeländes hervorgerufen werden, einschließlich der Notstandsfälle.
Einzelfehler
Fehler, der in Einrichtungen im betrachteten Anforderungsfall unabhängig vom auslösenden Ereignis zusätzlich unterstellt wird, der jedoch nicht als Folge des Anforderungsfalles auftritt und der vor Eintritt des Anforderungsfalles nicht bekannt ist. Der Einzelfehler beinhaltet
auch die aus einem unterstellten Einzelfehler resultierenden Folgefehler.
Ein Einzelfehler liegt vor, wenn ein Systemteil der Eirichtung seine Funktion bei Anforderung nicht erfüllt. Eine betrieblich mögliche Fehlbedienung, die eine Fehlfunktion inder Einrichtung zur Folge hat, ist einem Einzelfehler
gleichgesetzt.
Ein Einzelfehler an einer passiven Einrichtung bedeutet
deren Versagen.
Einzelfehlerkonzept
Konzept der abhängig von den Sicherheitsebenen zu
unterstellenden Kombination von Ausfallannahmen infolgeeines aktiven oder passiven Einzelfehlers und Instandhaltungsvorgängen.
EntmaschungVerfahrens-, elektro- und leittechnische Trennung vonSystemteilen zur Vermeidung gegenseitiger Beeinträchtigungen.
Ereignis
Vorfall, der die Sicherheit einer Anlage potentiell odertatsächlich beeinträchtigt.

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RS-Handbuch
Ereignisanalyse
Analysebestandteil der deterministischen Sicherheitsanalyse. Methode der Nachweisführung, mit der gezeigt
wird, dass ausreichend wirksame Maßnahmen und Einrichtungen zur Beherrschung von Ereignissen vorhanden
sind.

Stand 02/22
Genehmigungsinhaber
Die auf Grund einer oder mehrerer atomrechtlicher
Genehmigungen zum Betrieb des Kernkraftwerkes berechtigte(n) natürliche(n) oder juristische(n) Person(en)oder teilrechtsfähige Personengesellschaft(en).
Hinweis:Ereignis, repräsentativ
Ereignis, dessen Analyse einen ausreichend, generischabdeckenden sicherheitstechnischen Nachweis ermöglicht.
F

Bei juristischen Personen und Personengesellschaften ist zu unterscheiden zwischender Verantwortung der jeweiligen Gesellschaft als
Genehmigungsinhaber des Kernkraftwerkes,der Wahrnehmung dieser Verantwortung durch
die Unternehmensführung, d. h. die Vorstände,Geschäftsführer oder ein sonstiges Organ dieser
Gesellschaft, das durch Gesetz, Satzung oder
Vertrag zur Vertretung berechtigt ist sowie

den aus der Verantwortung des Genehmigungsinhabers abgeleiteten Aufgaben, Verantwortungund Befugnissen anderer Personen und Organisationseinheiten des Unternehmens.

Fehler(1) Abweichung der Spezifikation von den tatsächlichen
Erfordernissen (Spezifikationsfehler).
(2) Abweichung der tatsächlichen Ausführung eines Anlagenteils von der für die Erfüllung der Spezifikation
erforderlichen konstruktiven und fertigungstechnischen
Ausführung des Anlagenteils.
(3) Abweichung zwischen dem berechneten, beobachteten oder gemessenen Wert und dem wahren,
spezifizierten oder theoretisch richtigen Wert.
Fehlhandlung
Nichterfüllung einer Anforderung bei einer Personalhandlung.

H
Handlungsempfehlung
Generische Vorgehensweise, die zum Einsatz kommen
kann, wenn für Ereignisabläufe bzw. Anlagenzustände
keine Notfallmaßnahmen vorgeplant wurden oder diese
Notfallmaßnahmen nicht wie geplant wirksam sind.

Filmsieden
Siedevorgang, bei dem sich zwischen dem Brennstabhüllrohr und der kühlenden Flüssigkeit ein stabiler Dampffilm
befindet.

Hauptnetz
Ein Netz, an das die vom Kernkraftwerksblock erzeugteelektrische Energie abgeführt werden kann oder aus dem
der Kernkraftwerksblock elektrische Energie über den
Haupt-Netzanschluss beziehen kann.

Freisetzung radioaktiver Stoffe
Das infolge Ereignissen der Sicherheitsebene 3 oder 4
unbeabsichtigte Entweichen radioaktiver Stoffe aus denvorgesehenen Umschließungen in die Anlage oder in die
Umgebung.

Haupt-Netzanschluss
Ein Netzanschluss, über den die vom Kernkraftwerksblockerzeugte elektrische Energie an das Netz abgeführt wirdoder über den auch elektrische Energie bezogen werdenkann.

Freisetzungskategorie
Freisetzungskategorien fassen Abläufe aus Unfallanalysen mit ähnlichen Radionuklidfreisetzungen unter Berücksichtigung weiterer Charakteristika der Freisetzung(z. B. Nuklideigenschaften, wie insbesondere Radiotoxizität und Flüchtigkeit, Nuklidzusammensetzung, Zeitpunktnach Eintritt des Ereignisses, Dauer, Höhe, Energieeinhalt) zusammen.

Hilfs- und Versorgungssysteme
Systeme, die für die Funktion anderer Systeme oder
Komponenten benötigt werden.

Funktionsfähigkeit
Fähigkeit einer Einrichtung, die vorgesehenen Aufgaben
durch entsprechende mechanische, elektrische odersonstige Funktionen zu erfüllen.
G
Gebrauchstauglichkeit
Fähigkeit eines baulichen Anlagenteils, unter den zugrunde gelegten Einwirkungen die planmäßige Nutzung
zu ermöglichen.
Gefahrenmeldeeinrichtung
Leittechnische Einrichtung, die durch optische und akustische Mittel die Notwendigkeit einer Maßnahme signalisiert.

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HochenergetischRohrleitung oder Behälter mit einem Betriebsdruck größer
oder gleich 20 bar oder Betriebstemperatur größer oder
gleich 100°C.
Hüllrohrschaden
Gasundichtigkeit des Brennstab-Hüllrohrs.
I
Inkorporation
Aufnahme radioaktiver Stoffe in den menschlichen
Körper.
Inspektion
Maßnahme zur Feststellung und Beurteilung des IstZustandes von Einrichtungen.
Instandhaltung
Die Gesamtheit der Maßnahmen zur Bewahrung und Wiederherstellung des Soll-Zustands sowie zur Feststellung
und Beurteilung des Ist-Zustands (einschließlich wiederkehrender Prüfung). Die Instandhaltung gliedert sich in die
Vorbeugende Instandhaltung mit den zugehörigen Elementen Inspektion und Wartung, sowie Instandsetzung(Reparatur).

3- 0.1
RS-Handbuch
Instandhaltung, vorbeugende
Maßnahmen zur Vermeidung des Eintritts eines Schadens der zur Unverfügbarkeit einer Einrichtung führt. Elemente der Vorbeugenden Instandhaltung sind Wartung
und Inspektion.

Stand 02/22
Kühlwasser
Wasser, welches im Normalbetrieb nicht mit radioaktiven
Stoffen kontaminiert ist und die Wärmeübertragung zur
Hauptwärmesenke (z. B. Vorfluter, Kühlturm) übernimmt.
L

Instandsetzung
Maßnahmen zur Wiederherstellung des Sollzustandes
von EinrichtungenIntegrität
Zustand einer Komponente oder Barriere, bei dem die an
sie gestellten sicherheitstechnischen Anforderungen hinsichtlich Festigkeit, Bruchsicherheit und Dichtheit erfüllt
sind.
K

Leck
Kontinuierliche oder diskontinuierliche Ausströmung vonMedien aus den jeweiligen Umschließungen (z. B. Behälter, Rohrleitungen, Lagerbecken), wobei die Ausströmrate
so groß ist, dass es zur Anforderung von Sicherheitseinrichtungen kommt.
Leck, großes
Leck im Reaktorkühlsystem mit einer offenen Ausströmfläche > 0,1F (F: offene Querschnittfläche der Hauptkühlmittelleitung).

Katastrophenschutz-Maßnahme
Vorkehrung auf der Grundlage der einschlägigen Gesetze
der Länder zum Schutz der Bevölkerung für den Fall,dass bei einem auslegungsüberschreitenden Anlagenzustand erhebliche Freisetzungen radioaktiver Stoffe indie Umgebung eingetreten oder zu besorgen sind (Sicherheitsebene 5).

Leck, kleines
Leck im Reaktorkühlsystem mit einer offenen Ausströmfläche ≤ 0,1F (F: offene Querschnittfläche der Hauptkühlmittelleitung) und bei dem, beim DWR, zur Störfallbeherrschung eine sekundärseitige Wärmeabfuhr erforderlich
ist.

Kernbauteil
Bauteil oder Komponente, aus denen der Reaktorkern zusammengesetzt ist, insbesondere umfassend: Brennelemente, Steuerelemente, Drosselkörper, Vergiftungs- undBlindelemente, Brennelementkästen und Kastenbefestigungen, Neutronenquellen, neutronenabsorbierende Einsätze der Brennelemente und Messlanzen.

Leck, mittleres
Leck im Reaktorkühlsystem mit einer offenen Ausströmfläche ≤ 0,1F (F: offene Querschnittfläche der Hauptkühlmittelleitung) und bei dem, beim DWR, die primärseitige
Wärmeabfuhr über die Leckausströmung derart ausreichend ist, dass eine sekundärseitige Wärmeabfuhr zur
Störfallbeherrschung nicht erforderlich ist.

Kernkompetenz
Die Kompetenz, die benötigt wird um alle Tätigkeiten, die
für den sicheren Betrieb eines Kernkraftwerks notwendig
sind, zu planen, durchzuführen, zu lenken und zu überwachen.

Leckage
Kontinuierliche oder diskontinuierliche Ausströmung vonMedien aus den jeweiligen Umschließungen (z. B. Behälter, Rohrleitungen, Lagerbecken), wobei die Ausströmrate
so gering bleibt, dass es nicht zur Anforderung vonSicherheitseinrichtungen kommt.

Kernschaden, schwerer
Zustand des Reaktorkerns, bei dem die Kühlbarkeit oderdie dauerhafte Unterkritikalität nicht mehr gegeben sind.
Kompetenz von Personen
Synonym für Qualifikation von Personen.
Komponente
Ein nach baulichen oder funktionellen Gesichtspunkten
abgegrenzter Teil eines Systems. Komponenten bestehenaus Betriebsmitteln. Betriebsmittel sind die kleinsten Einheiten, die in sich funktionsfähig sind. Betriebsmittel
bestehen aus Bauteilen.
Konservativ
Art des Vorgehens bei der sicherheitstechnischen Bewertung unter Zugrundelegung von unter den gegebenen
Umständen sicherheitstechnisch begründeten nachteiligsten Werten.
Kühlbarkeit
Zustand des Reaktorkerns, bei dem die Abfuhr dererzeugten und gespeicherten Wärme sichergestellt
werden kann.
Kühlmittelverluststörfall
Ereignis mit Verlust von Reaktorkühlmittel aus der Druckführenden Umschließung derart, dass es zur Anforderungdes Sicherheitssystems kommt.

Leistungsbetrieb
Die Betriebsphase eines Kernkraftwerks, in der einegezielte nukleare Wärmeproduktion erfolgt (Betriebsphase
A).
Leistungsdichteschwingung, global, regional
Thermohydraulisch neutronenphysikalisch gekoppelte
Schwingungen des Neutronenflusses:
global: der Neutronenfluss schwingt gleichphasig überden gesamten Kern (auch gleichphasige oder Ganzkern-Schwingung genannt);

regional: eine Hälfte des Kerns schwingt gegenphasig
zur anderen (auch gegenphasige oder lokale Schwingung genannt).

Leiter der Anlage
Betriebsangehöriger, der die Verantwortung für den sicheren Betrieb der gesamten Anlage, insbesondere für die
Einhaltung der Bestimmungen des Atomrechts und deratomrechtlichen Genehmigungen sowie für die Zusammenarbeit aller Fachbereiche trägt, und der gegenüber
den Fach- oder Teilbereichsleitern weisungsbefugt ist.
Leitstand, örtlicher
Einrichtung außerhalb der Warte, von dem aus Systemeüberwacht und gesteuert werden können.

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3- 0.1
RS-Handbuch
Leittechnik
Gesamtheit der leittechnischen Einrichtungen zum Ausführen von Leittechnik-Funktionen. Leittechnische Einrichtungen umfassen sowohl automatische Einrichtungen als
auch die Einrichtungen zur Prozessführung durch einen
Operator.
Leittechnik-Funktion
Funktion zum Messen, Steuern, Regeln, Überwachen,
Aufzeichnen und Schützen eines Prozesses oder einer
Einrichtung (Abkürzung: LEFU).
M
Managementsystem
Ein Managementsystem umfasst alle Festlegungen, Regelungen und organisatorischen Hilfsmittel, die innerhalb
des Unternehmens vorgesehen sind, um die für den Unternehmenserfolg relevanten Aufgaben zu planen, unter
kontrollierten Bedingungen abzuwickeln und deren Zielerreichung zu kontrollieren und zu verbessern.Hinweis:
In den Sicherheitsanforderungen wird unter
Managementsystem ein prozessorientiertes, integriertes
Managementsystem verstanden.

Maßnahme
Handlung, Handlungsanweisung oder organisatorische
Tätigkeit bzw. organisatorischer Prozess.
Hinweis:Soweit keine Handlung, Handlungsanweisung oderorganisatorische Tätigkeit bezeichnet wird, ist die
Maßnahme weiter spezifiziert, z. B.: Notfallmaßnahme, Katastrophenschutzmaßnahme, etc.

Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen
Ereignisablauf mit Ausfällen von Sicherheitseinrichtungenderart, dass eine für die Störfallbeherrschung ausreichende Wirksamkeit von Sicherheitsfunktionen nicht mehr
gegeben ist.
N
Nachkühlbetrieb
Abfuhr der Nachwärme mit dem Nachkühlsystem.
Nachkühlsystem
System zur Abfuhr der Nachwärme.
Nachwärme
Summe aus der durch Nachzerfallsleistung erzeugten
Wärme und der gespeicherten Wärme im Kühlmittel undin Komponenten bzw. baulichen Anlagenteilen.
Nachwärmeabfuhrsystem
Synonym für Nachkühlsystem.
Nachweisführung
Nachprüfbare Angaben, die die Einhaltung von Anforderungen beweisen. Ein Nachweis kann u. a. mit Hilfe vonrechnerischen Analysen, Experimenten und Messungen,Prüfberichten, Zeugnissen oder im Zusammenwirken
dieser Nachweisformen erbracht werden.
Nachweiskriterium
Im Zuge der Nachweisführung als eingehalten nachzuweisendes Kriterium.
Nachweisziel
Sicherheitstechnisches Ziel der Nachweisführung, welches durch die Einhaltung von Nachweiskriterien erreichtwird.
Nachzerfallsleistung

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Stand 02/22
Die nach Reaktorabschaltung durch radioaktiven Zerfall
oder Spaltung erzeugte thermische Leistung (siehe auch
Nachwärme).
Netzanschluss
Verbindung zwischen Kraftwerk und Netz, über die elektrische Energie übertragen werden kann.
Nichtleistungsbetrieb
Die Betriebsphasen die nicht einer gezielten nuklearen
Wärmeproduktion dienen (Betriebsphasen B bis F).
Normalbetrieb
Die Betriebszustände und Betriebsvorgänge bei funktionsfähigem Zustand der Einrichtungen (ungestörter Zustand),einschließlich von wiederkehrenden Prüfungen und
Instandhaltungsvorgängen (Sicherheitsebene 1).
Notfallmaßnahme
Spezielle vorgeplante Maßnahme oder Einrichtung desanlageninternen Notfallschutzes im präventiven und mitigativen Bereich.
Notfallprozedur
Schriftliche Anweisung für erforderliche Handlungsschritte
zur Durchführung einer Notfallmaßnahme.
Notfallschutz, anlagenexternerAlle Vorkehrungen außerhalb einer Anlage zum Schutz
der Bevölkerung und der Umwelt bei einer drohenden,
stattfindenden oder bereits abgeschlossenen Freisetzungradioaktiver Stoffe. Maßnahmen des anlagenexternen
Notfallschutzes sind in Katastrophenschutz-Maßnahmen
und Strahlenschutzvorsorge-Maßnahmen gegliedert.
Notfallschutz, anlageninterner
Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebenen 4b
und 4c.
Notstandseinrichtung
Zur Beherrschung eines Notstandsfalles erforderliche
Maßnahme oder Einrichtung
Notstandsfall
Ereignisablauf infolge sehr seltener zivilisatorisch bedingter äußerer Einwirkungen oder infolge der postulierten
vollständigen Unverfügbarkeit der Warte.
Notsteuerstelle
Einrichtung außerhalb der Warte, von der aus bei Ausfall
der Warte der Reaktor unterkritisch gemacht, die Unterkritikalität aufrecht erhalten und die Wärmeabfuhr aus dem
Reaktor nach dessen Abschaltung überwacht und gesteuert werden kann.
Notstromanlage
Die Kombination einer bestimmten Notstromerzeugungsanlage mit allen Anlagenteilen, die zu der Versorgung derzugehörigen Verbraucher erforderlich sind.
Notstromerzeugungsanlage
Einrichtung, die elektrische Energie bei Ausfall der Eigenbedarfsversorgung liefert.
Notstromverbraucher
Ein elektrischer Verbraucher, der aus einer Notstromanlage versorgt wird.
Notstromversorgung
Versorgung der Notstromverbraucher aus Notstromerzeugungsanlagen.

3- 0.1
RS-Handbuch
Notstromversorgung, unterbrechungslose
Notstromversorgung, bei welcher nach Ausfall der Versorgung aus der Eigenbedarfsanlage oder aus Netzanschlüssen die Versorgung aus einer Notstromerzeugungsanlage(oder einem elektrischen Energiespeicher) ohne Unterbrechung einsetzt.

Stand 02/22
Qualität
Die Gesamtheit von Eigenschaften und Merkmalen eines
Produktes oder einer Dienstleistung, die sich auf deren
Eignung zur Erfüllung festgelegter oder vorausgesetzter
Erfordernisse bezieht.
R

Notstromsystem
Gesamtheit der in einem Kernkraftwerk nach Erzeugungsart und Aufgabe unterschiedlichen Notstromanlagen.
O
Oberflächenkontamination
Verunreinigung einer Oberfläche mit radioaktiven Stoffen,
die die nicht festhaftende, die festhaftende und die überdie Oberfläche eingedrungene Aktivität umfasst.
Oberflächenkontamination, nicht festhaftende
Verunreinigung einer Oberfläche mit radioaktiven Stoffen,
bei denen eine Weiterverbreitung der radioaktiven Stoffe
unterstellt werden kann.
OrtsdosisÄquivalentdosis, gemessen mit den in Anlage VI Teil A
StrlSchV angegebenen Messgrößen an einem bestimmten Ort.
OrtsdosisleistungIn einem bestimmten Zeitintervall erzeugte Ortsdosis,
dividiert durch die Länge des Zeitintervalls.
P
PersonendosisÄquivalentdosis, gemessen mit den in Anlage VI Teil A
StrlSchV angegebenen Messgrößen an einer für die
Strahlenexposition repräsentativen Stelle der Körperoberfläche.
Primärkreis, Primärkreislauf
Systembereich, welcher die Druckführende Umschließung
des Reaktorkühlmittels bei DWR-Anlagen umfasst.
PrimärkühlmittelWasser, welches der unmittelbaren Kühlung des Reaktorkerns bei DWR- Anlagen dient.
Prozessvariable
Eine unmittelbar im Prozess messbare chemische oderphysikalische Größe.
Prüfung
Maßnahme zur Feststellung, ob der Ist-Zustand dem SollZustand entspricht.
Prüfung, wiederkehrende
Prüfung, die in festgelegten Zeitabständen durchgeführt
wird.
Q
Qualifikation von Personen
Das Vorhandensein von Wissen, Fähigkeiten (physischund psychisch) und Fertigkeiten (erlernte und eingeübte
Verhaltensweisen), sowie Einstellungen, um sich anforderungsgerecht verhalten zu können.

Reaktionen aus Zwang im GebrauchszustandReaktionen baulicher Anlagenteile auf betriebliche Einwirkungen; z. B. Kräfte und Momente aus Temperatur,
Kriechen, Schwinden und Auflagerverschiebungen.
Reaktorkühlkreislauf
Synonym für Reaktorkühlsystem.
ReaktorkühlmittelWasser, welches der unmittelbaren Kühlung des Reaktorkerns bei DWR- und SWR-Anlagen dient.
Reaktorkühlsystem
System, welches der unmittelbaren Kühlung des Reaktorkerns bei DWR- und SWR- Anlagen dient. Es umfasst die
Druckführende Umschließung des Reaktorkühlmittels bei
DWR- und SWR-Anlagen sowie deren Einbauten undaktiven Komponenten sowie deren Stützkonstruktionen.
Reaktorschutzsystem
Die Einrichtungen des Reaktorschutzsystems sind für
Ausführung der Leittechnik-Funktionen der Kategorie A
vorgesehen. Das Reaktorschutzsystem ist Teil desSicherheitssystems, welcher die für die Sicherheit wesentlichen Prozessvariablen zur Verhinderung von unzulässigen Einwirkungen und zur Erfassung von Störfällen
überwacht, verarbeitet und Schutzaktionen auslöst, um
den Zustand der Reaktoranlage in sicheren Grenzen zu
halten.
Das Reaktorschutzsystem umfasst als Teil des Sicherheitssystems alle Einrichtungen der Messwerterfassung,
der Signalaufbereitung, der Logikebene und die den Einzelantrieben zugeordneten Teile der Steuerung zur Auslösung von Schutzaktionen sowie die Funktionsgruppensteuerungen.
Redundante
Einrichtung, die gleichwertig mit anderen Einrichtungenderen Funktionen erfüllen und bei Bedarf eine dieser
anderen Einrichtungen voll ersetzen oder durch dieseersetzt werden kann.
Redundanz
Vorhandensein von mehr funktionsbereiten Einrichtungen,als zur Erfüllung der vorgesehenen Funktion notwendig
ist.
Redundanzgrad
Redundanzgrad n + x: n ist die Anzahl der zur Ereignisbeherrschung mindestens erforderlichen Redundanten,
wobei n in verschiedenen Betriebsphasen bzw. Betriebszuständen unterschiedlich sein kann; x bezeichnet die
Anzahl der zusätzlich zu n vorzuhaltenden Redundanten.
Reparatur
Synonym für Instandsetzung.
Reservenetz
Ein Netz, aus dem der Kernkraftwerksblock elektrische
Energie über den Reserve-Netzanschluss beziehen kann.

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3- 0.1
RS-Handbuch

Stand 02/22

Reserve-Netzanschluss
Ein Netzanschluss, über den mindestens die elektrische
Energie zum Abfahren des Kernkraftwerkes unter Erhaltung der Hauptwärmesenke bezogen werden kann.
Rückhaltefunktion
Maßnahme oder Einrichtung zur Rückhaltung radioaktiver
Stoffe, z. B. durch Filterung, Wasserüberdeckung, gerichtete Strömung durch Unterdruckhaltung, Verzögerungsstrecken, Behälter, Gebäudeabdichtungen, Auffangwannen und sonstige Umschließungen.
S
Schutzaktion
Die Betätigung oder der Betrieb von aktiven Sicherheitseinrichtungen, die zur Beherrschung von Ereignissen
erforderlich sind.
Schutzbegrenzung
Siehe Begrenzungseinrichtung.
Schutzziel
Grundlegende Sicherheitsfunktion, die verschiedene
untergeordnete Sicherheitsfunktionen, die zur Einhaltung
der jeweiligen Nachweisziele und Nachweiskriteriensichergestellt sein müssen, umfasst.
Die Schutzziele sind:a) Kontrolle der Reaktivitätb) Kühlung der Brennelementec) Einschluss der radioaktiven Stoffe.
Sicherheitsabstand
Abstand zwischen dem gemäß eines Nachweiskriteriums
zulässigen Wert einer Größe und dem Wert, bei dem derVerlust der geforderten Eigenschaften zu unterstellen ist.
Sicherheitsanalyse, deterministische
Analyse des sicherheitstechnischen Zustands einer Anlage bzw. eines Anlagenteils zur Überprüfung der Erfüllung deterministischer Sicherheitsanforderungen, bestehend aus einer Systembewertung sowie einer Zustandsbzw. Ereignisanalyse.
Sicherheitsanalyse, probabilistische (PSA)
Analyse des sicherheitstechnischen Zustands einer Anlage durch Ermittlung der Häufigkeit von Gefährdungsbzw. Kernschadenszuständen oder der Häufigkeit derFreisetzung radioaktiver Stoffe.
Sicherheitsebene
Kategorie von Anlagenzuständen mit definierten gleichartigen Randbedingungen:
Sicherheitsebene 1:

Normalbetrieb

Sicherheitsebene 2:

anomaler Betrieb

Sicherheitsebene 3:

StörfallSicherheitsebene 4:

sehr seltene Ereignisse (Sicherheitsebene 4a),Ereignisse mit Mehrfachversagen
von Sicherheitseinrichtungen(Sicherheitsebene 4b),
Unfall mit schweren Brennelementschäden (Sicherheitsebene 4c).

Seite 30 von 103

Sicherheitseinrichtung
Einrichtung des Sicherheitssystems, die der Beherrschung von Störfällen dient.
Sicherheitseinrichtung, aktive
Einrichtung des Sicherheitssystems, die Schutzaktionen
ausführt.
Sicherheitseinschluss
System aus Sicherheitsbehälter und umgebendem Gebäude sowie den Hilfssystemen zur Rückhaltung und Filterung etwaiger Leckagen aus dem Sicherheitsbehälter.
Sicherheitsfunktion
Funktionale Verknüpfung von Maßnahmen und Einrichtungen zur Erfüllung sicherheitstechnischer Aufgaben.
Sicherheitskultur
Die Sicherheitskultur ist durch eine, für die Gewährleistung der Sicherheit der Anlage erforderliche, sicherheitsgerichtete Grundhaltung, Verantwortung und Handlungsweise aller Mitarbeiter bestimmt. Sicherheitskultur umfasst
dazu die Gesamtheit der Eigenschaften und Verhaltensweisen innerhalb eines Unternehmens und beim Einzelnen, die dazu dienen, dass die nukleare Sicherheit als
eine übergeordnete Priorität die Aufmerksamkeit erhält,
die sie aufgrund ihrer Bedeutung erfordert. Sicherheitskultur betrifft sowohl die Organisation als auch die Einzelpersonen.
Sicherheitssystem
Gesamtheit aller Einrichtungen, die die Aufgabe haben,
die Anlage vor unzulässigen Einwirkungen zu schützen
und bei auftretenden Störfällen deren Auswirkungen auf
das Betriebspersonal, die Anlage und die Umgebung invorgegebenen Grenzen zu halten.
Sicherheitsvariable
Sicherheitstechnisch relevanter Betriebsparameter odersicherheitstechnisch relevante Prozessvariable.
Sicherheitszuschlag
Zuschlag zur Abdeckung von Unsicherheiten.
Siedezustand, kritischer
Siedezustand, der sowohl bei Einsetzen des Filmsiedens
als auch bei Einsetzen des Austrocknens der Heizfläche
vorliegt.
Softwarefehler
Fehler in einer Software, der bei bestimmten Kombinationen oder einer bestimmten Abfolge von Eingangsdaten
nicht spezifizierte Ausgangsdaten erzeugt.
Softwareversagen
Nichterfüllung von Funktionen der Software.
Speisewasser
Wasser zur sekundärseitigen Bespeisung der Dampferzeuger bei DWR-Anlagen oder zur betrieblichen Bespeisung des Reaktordruckbehälters bei SWR-Anlagen.
Spiking-Effekt
Effekt, der bei Vorhandensein defekter Brennstäbe im
Reaktorkern beim Abfahren oder Abschalten des Reaktors zu einer Freisetzung von in der Regel Spaltgasen ins
Kühlmittel führt, bedingt durch ein Nachlassen der komprimierenden Wirkung des Brennstabhüllrohrs auf den
Brennstoff.

3- 0.1
RS-Handbuch
Standsicherheit
Sicherheit gegen unzulässige Veränderungen der Lageund des Aufstellortes eines Anlagenteils (z. B. Umstürzen,
Abstürzen, unzulässiges Verrutschen).
StörfallEreignis bzw. Ereignisablauf, dessen Eintreten während
der Betriebsdauer der Anlage nicht zu erwarten ist, gegenden die Anlage dennoch so auszulegen ist, dass die Auslegungsgrundsätze, Nachweisziele und Nachweiskriterienfür die Sicherheitsebene 3 eingehalten werden und bei
dessen Eintreten der Betrieb der Anlage oder die Tätigkeit
aus sicherheitstechnischen Gründen nicht fortgeführt
werden kann.
Störfallanalyse
Analyse des Ablaufs eines Ereignisses der Sicherheitsebene 3 (Störfall).
Störfallbehandlung
Zeitraum ab dem Eintritt eines Störfalls bis zum Erreicheneines sicheren Anlagenzustands.
Störfallinstrumentierung
Einrichtung, die vor, während und nach einem Störfall
oder einem Ereignis, das zu einer erhöhten Freisetzungradioaktiver Stoffe führen kann, die Informationen überden Zustand der Anlage erfasst, anzeigt und aufzeichnet.

Stand 02/22
T
Tätigkeiten und Prozesse, sicherheitsrelevant
Alle Tätigkeiten und Prozesse, die auf die Sicherheit desKernkraftwerks Einfluss haben können.
Teilsystem
Teil eines mehrfach (gleichartig) aufgebauten Systems,
der partiell oder vollständig die Funktion des Systems
erfüllt.
Tragfähigkeit
Maximal zulässige Belastung durch eine statische Last.
Transiente
Dynamisch sich entwickelndes Ungleichgewicht zwischen
Leistungsfreisetzung und Leistungsabfuhr.
Trennung, räumliche
Anordnung redundanter Teilsysteme in räumlicher Distanz
bzw. getrennt durch geeignete bauliche Anlagenteile.
UÜberflutung, anlageninterneÜberflutungen in Gebäuden oder auf dem Anlagengelände, die nicht unmittelbar auf eine Einwirkung vonaußen zurückzuführen sind.

Störung
Ereignis bzw. Ereignisablauf, dessen Eintreten während
der Betriebsdauer der Anlage häufig zu erwarten ist, fürden die Anlage ausgelegt ist oder für den bei der Tätigkeit
vorsorglich Maßnahmen und Einrichtungen vorgesehensind und nach dessen Eintreten der Betrieb der Anlageoder die Tätigkeit fortgeführt werden kann (Sicherheitsebene 2). Synonyme: Anomaler Betrieb, gestörter
Betriebszustand.

ÜberwachungSammelbegriff für alle Arten einer kontrollierten Erfassung
von physikalischen Größen einschließlich eines Vergleichs mit vorgegebenen Werten.

Strahlenschutzvorsorge-Maßnahme
Vorkehrung auf der Grundlage des Strahlenschutzvorsorgegesetzes (StrVG) mit dem Ziel, die Strahlenexposition
der Bevölkerung sowie die radioaktive Kontamination der
Umwelt bei radiologisch bedeutsamen Ereignissen unter
Berücksichtigung aller Umstände so gering wie möglich
zu halten.

Umleitbetrieb
Betrieb des Wasser-Dampf-Kreislaufes unter Umgehung
der Turbine (während des Umleitbetriebes wird der
Frischdampf direkt in den Turbinenkondensator geleitet).

SystemSynonym für Anlagenteil.
Systembewertung
Analysebestandteil der deterministischen Sicherheitsanalyse zur Überprüfung der Erfüllung von Qualitätskriterien.
Systemteil
Synonym für Komponente.
Systemteil, passives
Ein Systemteil ist passiv, wenn es im Anforderungsfall
keine Stellungsänderung erfährt (z. B. Rohrleitungen,
Behälter, Wärmetauscher). Selbsttätig wirkende Systemteile (ohne Fremdenergie, ohne Fremdsteuerung) sinddann als passiv anzusehen, wenn die Stellung desbetrachteten Systemteils (z. B. Sicherheitsventil oder
Rückschlagarmatur) im Rahmen des vorgesehenen
Funktionsablaufes nicht verändert wird.

Hinweis: Die Überwachung erfolgt z. B. durch kontinuierliche Messung, diskontinuierliche Analyse vonProben oder die Berechnung von Werten durch
Verknüpfung von Messwerten.

Unfall mit schwerem Kernschaden
Ereignisablauf mit schwerem Kernschaden.
Unfall mit schweren Brennelementschäden
Ereignisablauf mit schweren Brennelementschäden.
Unternehmen
Die Organisation des Genehmigungsinhabers des Kernkraftwerks. Das Unternehmen umfasst die zum Betrieb
des Kernkraftwerkes erforderlichen Personen, sächlichen
Mittel und Rechte, einschließlich der Anlage selbst undder Organisation. Als Teil des Unternehmens im Sinne
dieser „Sicherheitsanforderungen an n für Kernkraftwerke“
sind auch beteiligte Unternehmen, herrschende odersonstige mit dem Genehmigungsinhaber verbundene
Unternehmen oder Teile solcher Unternehmen anzusehen, die in der Dokumentation des Managementsystems
des Genehmigungsinhabers als Teil seines Unternehmens bezeichnet werden, soweit sie Prozesse oder Tätigkeiten ausführen oder Aufgaben, Verantwortung oder
Befugnisse haben, die Einfluss auf die Sicherheit desKernkraftwerkes haben können.

Seite 31 von 103

3- 0.1
RS-Handbuch
Unternehmensleitung
Personen oder Personengruppen, die ein Unternehmen
auf der obersten Ebene leiten und lenken. Bei einer juristischen Person oder teilrechtsfähigen Personengesellschaft
sind dies die Vorstände, Geschäftsführer oder ein sonstiges Organ dieser Gesellschaft, das durch Gesetz, Satzung oder Vertrag zur Vertretung berechtigt ist. Von derUnternehmensleitung abzugrenzen sind alle sonstigen
Personen, die mit Managementaufgaben betraut sind, unddie Ausführungsebene (alle Personen, die sicherheitsrelevante Tätigkeiten ausführen).
V
ValidierungÜberprüfung der Gültigkeit und Genauigkeit der erzielbaren Ergebnisse von Berechnungen durch Beispiele mit
exakten analytischen Lösungen oder durch Experimenteoder durch andere überprüfte Berechnungsverfahren.
Verhindern
Zu verhindern sind solche Ereignisse oder Ereignisabläufe, bei denen k e i n e höherwertiger ausgelegten Maßnahmen und Einrichtungen zu deren Beherrschung auf
einer nachfolgenden Sicherheitsebene vorhanden sind.
Dementsprechend ist die Entwicklung von Ereignissen
und Ereignisabläufen der Sicherheitsebene 3 zu solchen
der Sicherheitsebene 4 zu verhindern.
Verifizierung
Bestätigung durch Bereitstellung eines objektiven Nachweises, dass festgelegte Kriterien erfüllt worden sind.
Vermeiden
Das Vorgehen des Vermeidens von Ereignissen oder
Ereignisabläufen kann für den Fall angewendet werden,
wenn höherwertiger ausgelegte Maßnahmen und Einrichtungen (auf einer nachfolgenden Sicherheitsebene) in dererforderlichen Zuverlässigkeit und Wirksamkeit zu deren
Verhinderung vorhanden sind. Dadurch ist zu erreichen,dass das Eintreten solcher Ereignisse oder Ereignisabläufe auf der Sicherheitsebene 3 während der Betriebsdauer der Anlage nicht zu erwarten ist. Dennoch ist derEintritt solcher Ereignisse zu unterstellen.
Verriegelung
Vorkehrung, mittels derer Funktionen von Einrichtungen,die bei spezifizierten Betriebs- oder Störfallbedingungenunzulässig sind, leit- oder verfahrenstechnisch blockiert
werden.
Versagen
Nicht- oder Fehlfunktion bei Anforderung aktiver Systeme
bzw. Verlust der Integrität bzw. Funktionsfähigkeit bei
passiven Systemen.
Verschleppung radioaktiver Stoffe
Unbeabsichtigte Weiterverbreitung offener radioaktiver
Stoffe.
Versorgungseinrichtung/system
System zur Bereitstellung von z. B. elektrischer Energie,
Deionat, Hilfsdampf, Kühlwasser, Wärme, Kälte, Druckluft
oder anderen technischen Gasen bzw. Schmiermitteln.
Vorsorgemaßnahme
Maßnahme(n) oder Einrichtung(en), bei deren Vorhandensein der Eintritt eines Ereignisses als so unwahrscheinlich nachgewiesen ist, dass er nicht mehr unterstellt
zu werden braucht.

Seite 32 von 103

Stand 02/22
W
Wärmesenke
Medium (in der Regel ein Wasserreservoir oder die Atmosphäre) in das die Nachwärme ultimativ übertragenwerden kann.
Wärmesenke, diversitäre
Eine Wärmesenke, die unabhängig von der primären
Wärmesenke in der Lage ist die Nachzerfallsleistungsowie die bei Betrieb und Störfällen anfallende Verlustwärme von sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungenabzuführen. Diversitäre Konzepte nutzen eine andereWärmesenke (z. B. Luft anstatt Wasser; Brunnen anstatt
Fluss) als die primäre Wärmesenke.
Wärmesenke, primäre
Die Wärmesenke an die die Nachzerfallsleistung sowie
die bei Betrieb und Störfällen anfallende Verlustwärme
der sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen letztendlich abgeführt wird.
Warte
Der zentrale Ort von dem der Betrieb eines Kernkraftwerksblockes überwacht und gesteuert wird. Zur Wartezählen der Wartenraum und die Wartennebenräume.
Wartung
Maßnahmen zur Bewahrung des Sollzustandes von Einrichtungen.
Z
Zustandsbegrenzung
Siehe Begrenzungseinrichtung.
Zuverlässigkeitsanalyse
Ermittlung der Zuverlässigkeit sicherheitstechnisch wichtiger Einrichtungen mit Hilfe probabilistischer Methoden.

3- 0.1
RS-Handbuch

Stand 02/22

Anhang 2 zu den „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“:

gewählt werden, sind die Ereignislisten und die
den Ereignissen zugeordneten Nachweisziele
und Nachweiskriterien entsprechend anzupassen.

Zu berücksichtigende Ereignisse
vom 3. März 2015

1 (3)Gliederung1

Zielsetzung und Geltungsbereich

2Übergeordnete Anforderungen3
4

Nachweisziele und NachweiskriterienDefinitionen und Abgrenzungen der
Betriebsphasen für DWR und SWR
Ereignislisten

5

Bei definierten Ereignissen, deren Eintreten
durch spezielle Maßnahmen und Einrichtungen –im Folgenden Vorsorgemaßnahmen genannt –verhindert werden kann, ist die Nachweisführung
auf die Einhaltung der Anforderungen für die
Wirksamkeit und Zuverlässigkeit dieser Vorsorgemaßnahmen zu beziehen.
Für diese in den Ereignislisten mit VM gekennzeichneten Ereignisse sind rechnerische Analysen dann nicht erforderlich, wenn die angegebenen Vorsorgemaßnahmen als getroffen
nachgewiesen sind.
Hinweis: Weitergehende und ereignisspezifische Anforderungen für diese Vorsorgemaßnahmensind in Anhang 3 der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ enthalten.

Anlage 1: Prinzipielle Zuordnung von Beanspruchungsstufen zu Sicherheitsebenen undübergreifenden Einwirkungen2Übergeordnete AnforderungenAnlage 2:

2 (1)Sofern anlagenspezifische Gegebenheiten Abweichungen gegenüber den in den Ereignislisten
angegebenen Randbedingungen bei der analytischen Nachweisführung erfordern, sind die Abweichungen begründet darzulegen und nachvollziehbar zu dokumentieren.

2 (2)Sind bei der Nachweisführung nur Teilaspekteder jeweiligen Ereignisliste von Bedeutung, kanndie Nachweisführung auf die betroffenen Teilaspekte beschränkt werden.

2 (3)Die Nachweisführung muss sich vom Eintritt
eines Ereignisses bis zum Erreichen eines kontrollierten Anlagenzustandes erstrecken; bei derErmittlung eines Quellterms für radiologische
Nachweise bis zur Beendigung der Freisetzung.

2 (4)Bei der anlagenspezifischen Anwendung der Ereignislisten ist für die Sicherheitsebenen 2 bis 4a
die Vollständigkeit und der repräsentative Charakter der in den Ereignislisten genannten Ereignisse für alle relevanten Betriebszustände zuüberprüfen.

Unterstellte Leckquerschnitte und Brüche
in der Druckführenden Umschließung(DfU) sowie in den Äußeren Systemen

1

Zielsetzung und Geltungsbereich

1 (1)Für die in den nachfolgenden generischen Ereignislisten für DWR und SWR zusammengestellten
Ereignisse (im Folgenden Ereignislisten genannt)
ist mittels rechnerischer Analysen nachzuweisen,
dass die in den „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“ gestellten Anforderungen erfüllt
sind. Insbesondere ist für diese Ereignisse unter
Berücksichtigung von Anhang 5 „Anforderungen
an die Nachweisführung und Dokumentation“ der„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“
nachzuweisen, dass die auf den verschiedenen
Sicherheitsebenen geltenden sicherheitstechnischen Nachweisziele erreicht und die Nachweiskriterien eingehalten werden.
Hinweis: In den Ereignislisten sind den Ereignissen die
jeweils betroffenen Schutzziele


Kontrolle der Reaktivität (R),

Kühlung der Brennelemente (K) undEinschluss radioaktiver Stoffe (B)zugeordnet. Diejenigen Ereignisse, die für die
Nachweisführung zur Einhaltung radiologischer Sicherheitsziele von Bedeutung sind,
sind mit (S) gekennzeichnet.
Die den Sicherheitsebenen 2 bis 4a zugeordneten Nachweisziele und -kriterien sind fürjedes Schutzziel in den Tabellen 3.1a-c für
die Reaktoranlage sowie in Tabelle 3.2 fürdie Brennelementlagerung und -handhabungtabellarisch dargestellt, für die radiologischen
Sicherheitsziele in Tabelle 3.3.

1 (2)Die Nachweise nach der Nummer 1 (1) erfolgen
unter Zugrundelegung der in den Tabellen 4.1
und 4.2 für DWR und SWR definierten Betriebsphasen.
Sofern in den Betriebsvorschriften einer Anlage
andere Betriebsphasendefinitionen als die in denvorgenannten Tabellen für die Ereignisanalysen

Hierzu sind grundsätzlich folgende Arbeitsschritte durchzuführen:a) Abgleich der im Zusammenhang mit Errichtungs-, Betriebs- und Änderungsgenehmigungen sowie Sicherheitsüberprüfungen gemäß§ 19a AtG untersuchten Ereignisse mit den inden Ereignislisten (Tabellen 5.1 bis 5.3)
zusammengestellten Ereignissen.
b) Überprüfung des repräsentativen Charakters
der Ereignislisten und – falls erforderlich –anlagenspezifische Ergänzung oder Anpassung der Listen.
c) Soweit für die Sicherheitsebenen 2 bis 4a unter anlagenspezifischen Gesichtspunkten
zweckmäßig, kann die aufgelistete Gesamtheit der Ereignisse gemäß Buchstabe b auf
für die Nachweisführung repräsentative
Ereignisabläufe zurückgeführt werden. Die
Rückführung auf repräsentative Ereignisabläufe ist detailliert und nachvollziehbar zu
begründen, wobei zu zeigen ist, dass die
nicht analysierten Ereignisse durch die repräsentativen Ereignisse abgedeckt sind.

Seite 33 von 103

3- 0.1
RS-Handbuchd) Nachweis der Einhaltung der relevanten
Nachweiskriterien sowie der übergeordneten
Anforderungen für alle Ereignisse der unter
Berücksichtigung der Buchstaben b und c erzeugten anlagenspezifischen Ereignislisten.
2 (5)Die Nachweise zur Einhaltung der Nachweiskriterien müssen die in Anlage 1 dargelegte Zuordnung von Beanspruchungsstufen der druckführenden Umschließung, der Äußeren Systeme
und des Sicherheitsbehälters zu den in den
Ereignislisten aufgeführten Ereignissen berücksichtigen.

Seite 34 von 103

Stand 02/22

Betriebsphase:

2
A

B

C

3
D

Schutzziel:
Nachweisziele:
Nachweiskriterien:

RS-Handbuch

Nachweiskriterium3„Betrag der Abschaltreaktivität“:

2
3

E

A

B

C

4a
D

E

A

Kontrolle der Reaktivität (R)Leistungsanpassung oder
Reaktorabschaltung2

Reaktorabschaltung2

Siehe unter „Kühlung der Brennelemente“ sowie „Einschluss der radioaktiven Stoffe“

Nachweisziel:

RS-Handbuch

Seite 33 von 101

Tab. 3.1a: Sicherheitstechnische Nachweisziele und Nachweiskriterien der Sicherheitsebenen 2 bis 4a für die Reaktoranlage und das Schutzziel„Kontrolle der Reaktivität“

Sicherstellung der Unterkritikalität
≥1%

≥1%

≥1%

Nur Betriebsphase A sowie im Hinblick auf die Reaktorabschaltung beim SWR auch zeitweise in der Betriebsphase E während des Brennelementwechsels.
Nachweiskriterien für die Wirksamkeit der Reaktorschnellabschaltung (nur Betriebsphase A sowie beim SWR auch zeitweise in der Betriebsphase E während desBrennelementwechsels) und der dauerhaften Abschaltung (alle Betriebsphasen). Die in den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“, Nummern 3.2 (6) und 3.2 (7) genannten
Randbedingungen sind einzuhalten. Beim Brennelementwechsel (Betriebsphase E, SWR) muss das Nichteinschießen des wirksamsten Steuerelements nicht unterstellt werden.

Seite 35 von 103

02/22

03/15

Nachweisziele und Nachweiskriterien

Sicherheitsebene:

3- 0.1

3- 0.1

3

Sicherheitsebene:
Betriebsphase:

2
A

B

C

Schutzziel:
Nachweisziele:

3
D

E

A

B

C

4a
D

E

A

Kühlung der Brennelemente (K)Uneingeschränkte Weiterverwendbarkeit
der Brennelemente4

Abschalt- und Kühlbarkeit des Reaktorkerns
Transiente:- Brennstabintegrität6

Nachweiskriterien:

4

5
6
7

RS-Handbuch

3- 0.18

9
10- TBrennstoff < TSchmelz5- Kein kritischer Siedezustand am Hüllrohr
oder- Einhaltung eines
geeigneten TemperaturZeit-Kriteriums für das
Hüllrohr

Reaktivitätsstörfall:- Brennstoff verbleibt innerhalb des Hüllrohrs7
Kein Sieden am
Hüllrohr

Leckstörfall:- Hüllrohrtemperatur< 1200°C8- Hüllrohroxidationstiefe< 17 %8- Begrenzung der Hüllrohrdehnung9

Brennstabintegrität (Aufrechterhaltung
der Brennelementbedeckung)10

Transiente mit
unterstelltem
RESA Ausfall:(BetriebsphaseA)
dauerhafte
Abschaltbarkeit
und Kühlbarkeit

Die zur Gewährleistung der uneingeschränkten Weiterverwendbarkeit im Rahmen der Auslegung von Brennelementen sowie von weiteren Kernbauteilen des Weiteren
heranzuziehenden Nachweiskriterien sind zu spezifizieren.
Kein Erreichen der Brennstoffschmelztemperatur im Heißstab unter Beachtung der radialen Leistungsverteilung im Pellet.
Kein kritischer Siedezustand an den Brennstabhüllrohren oder Einhaltung eines geeigneten Temperatur-Zeit-Kriteriums, das die Integrität des Hüllrohres sicherstellt.
Ein vorgelagertes Nachweiskriterium hierzu ist die Integrität des Hüllrohres. Die Integrität des Hüllrohres ist sichergestellt, wenn die maximale Enthalpiefreisetzung im Brennstoff(radial über den Pelletquerschnitt gemittelt) unterhalb einer werkstoffzustands- oder abbrandabhängigen Hüllrohr-Defektgrenze bleibt.
Durch Einhaltung der Nachweiskriterien ist zu gewährleisten:E r h a l t u n g e i n e r R e s t d u k t i l i t ä t d e s H ü l l r o h r s , unter Berücksichtigung der transienten, ggf. auch beidseitig stattfindenden Sauerstoff- undWasserstoffaufnahme in das Hüllrohr, sodass eine Fragmentierung des Hüllrohrs infolge des Ereignisablaufs nicht eintritt. Definition Hüllrohroxidationstiefe: Äquivalenter
Anteil der durch Oxidation verbrauchten Hüllrohrwand. Die Berechnung der verbrauchten Hüllrohrwand erfolgt dabei gemäß „L. Baker Jr., W. C. Just, Studies of Metal-WaterReactions of High Temperatures III, Experimental and Theoretical Studies of the Zirconium-Water-Reaction, ANL-6548, 1962“.
Verhinderung des Erreichens von Temperaturbedingungen, unter denen die Zirkon -W asser-Reaktion autokatalytischverläuft.
Die Gültigkeit dieser Kriterienkombination zur Erreichung dieser Nachweisziele für die jeweils verwendeten Hüllrohrwerkstoffe ist nachzuweisen.
Erhaltung einer freien Strömungsfläche, durch die eine ausreichende Kühlung der Brennstäbe sichergestellt wird.
Sofern für die Aufrechterhaltung der Kühlung der Brennelemente die Begehbarkeit des Sicherheitsbehälters (SHB) oder des Reaktorgebäudes erforderlich ist, ist nachzuweisen,
dass die Bedingungen für die Begehbarkeit eingehalten werden.

Seite 36 von 103

02/22

Tab. 3.1b: Sicherheitstechnische Nachweisziele und Nachweiskriterien der Sicherheitsebenen 2 bis 4a für die Reaktoranlage und das Schutzziel„Kühlung der Brennelemente“02/22Sicherheitsebene:
Betriebsphase:

2
A

B

C

3
D

E

A

B

4a
C

Schutzziel:

Einschluss der radioaktiven Stoffe (B)Nachweisziel:

Erhalt der Barrierenintegrität

D

E

A

Siehe unter „Kühlung der Brennelemente“

–

PCI11

Druckführende
Umschließung:Äußere Systeme12

Leckstörfall ≤ 0,1F:
Brennstabschadensumfang≤ 1%
Leckstörfall > 0,1 F:
Brennstabschadensumfang≤ 10 %
Siehe Anlage 1

Siehe Anlage 1

Siehe Anlage 1

Siehe Anlage 1

Siehe Anlage 1

PSHB ≤ PSHB-A13

PSHB ≤ PSHB-A

SWR: Einhaltung spezifizierter Temperaturen in der
Kondensationskammer
Sicherheitsbehälter (SHB):

SWR: Einhaltung spezifizierter Temperaturen in der
Kondensationskammer

Siehe Anlage 1
11

12

13

–

Siehe Anlage 1

Druckanstieg im SHB< Ansprechkriterien
Reaktorschutz

Nachweiskriterien––

Begrenzung der- Zirkon-Wasser- Reaktion
auf < 1 % des gesamten im
Reaktorkern enthaltenen
Zirkoniums- max. lokalen H2-Konzentration im SHB auf Werte
unterhalb der Zündgrenze
Siehe Anlage 1–

SWR: Einhaltung spezifizierter Temperaturen in der
Kondensationskammer

Siehe Anlage 1

Vermeidung mechanischer Wechselwirkungen zwischen Brennstoff und Hüllrohr (Pellet Clad Interaction: PCI), die die uneingeschränkte Weiterverwendbarkeit der Brennstäbe
beinträchtigen.
Die Äußeren Systeme stellen keine der im Barrierenkonzept genannten drei Barrieren dar. Die sicherheitstechnische Bedeutung des Erhalts der Integrität der Äußeren Systeme
liegt vorrangig in der Aufrechterhaltung der Wärmeabfuhr aus dem Reaktorkern. Da hier jedoch, wie bei der Druckführenden Umschließung, auf die Beanspruchungsstufen derAnlage 1 Bezug genommen wird, sind die Äußeren Systeme mit in Tabelle 3.1c aufgeführt.
Zur Bestimmung der Differenzdrücke im Sicherheitsbehälter siehe Anhang 5 der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ („Anforderungen an die Nachweisführung und
Dokumentation“), Anlage 2.

Seite 37 von 103

Brennstabhüllrohr:

RS-Handbuch

3- 0.1

Tab. 3.1c: Sicherheitstechnische Nachweisziele und Nachweiskriterien der Sicherheitsebenen 2 bis 4a für die Reaktoranlage und das Schutzziel„Einschluss der radioaktiven Stoffe“

Betriebsphase:

RS-Handbuch

B

C

3
D

E

A

B

4a
C

D

Schutzziel:

Einschluss der radioaktiven Stoffe (B)Nachweisziel:

Aufrechterhaltung der Rückhaltefunktion von Einrichtungen

Nachweiskriterien:

3- 0.1

2
A

Keine ereignisspezifische Analyse, ansonsten
siehe unter „Einhaltung radiologischer
Sicherheitsziele“

siehe unter „Einhaltung radiologischer
Sicherheitsziele“

E

A

–

Seite 38 von 103

02/22

Sicherheitsebene:

02/22Sicherheitstechnische Nachweisziele und –kriterien der Sicherheitsebenen 2 bis 3 für die Brennelementlagerung und –handhabung
Sicherheitsebene:

2

Betriebsphase:

A–F

3
A–F

Schutzziel:

Kontrolle der Reaktivität (R)Nachweisziel:

Sicherstellung der Unterkritikalität

Nachweiskriterium:
Neutronen-Multiplikationsfaktor keff:
Schutzziel:< 0,9514< 0,95
Kühlung der Brennelemente (K)16

Nachweisziele sind nur für nasse Lagerungs- und Handhabungsvorgänge gültig.

Nachweisziele:

Nachweiskriterien:
Schutzziel:
Nachweisziele:

Begrenzung der Beckenwassertemperatur auf Werte,
die eine Begehbarkeit des Lagerbeckenbereichs mit
betriebsüblichen Maßnahmen sicherstellen

Begrenzung der Beckenwassertemperatur auf Werte
unterhalb der Auslegungstemperatur des Beckens zur
Sicherstellung seiner Integrität15

Ausreichende Wasserüberdeckung zur Sicherstellung
der erforderlichen Zulaufverhältnisses für die
Beckenpumpen

Ausreichende Wasserüberdeckung zur Sicherstellung derBrennelementkühlung

Einhaltung spezifizierter Beckenwassertemperaturen
Einschluss der radioaktiven Stoffe (B)16
Siehe unter „Kühlung der Brennelemente“
Aufrechterhaltung der Rückhaltefunktion von Gebäuden und Systemen:

14
15

16

Keine ereignisspezifische Analyse, ansonsten siehe
unter„Einhaltung radiologischer Sicherheitsziele“

siehe unter„Einhaltung radiologischer Sicherheitsziele“

Für spezielle Ereignisse (siehe Ereignisliste Tabelle 5.3): > 0,98.
Sofern zur Aufrechterhaltung der Kühlung der Brennelemente die Begehbarkeit des Sicherheitsbehälters oder des Beckenbereichs erforderlich ist, ist nachzuweisen, dass die
Bedingungen für die Begehbarkeit eingehalten werden.
Nachweisziele sind nur für nasse Lagerungs- und Handhabungsvorgänge gültig.

Seite 39 von 103

Nachweiskriterien:

RS-Handbuch

3- 0.1

Tab. 3.2:

Radiologische Sicherheitsziele der Sicherheitsebenen 2 bis 4a für die Reaktoranlage und die Brennelementlagerung und –handhabung

Sicherheitsebene:
Betriebsphase:

2
A

B

C

3
D

E

F

A

B

C

4a
D

E

F

A

Einhaltung der Störfallplanungswerte nach§ 49 StrlSchV–

Einhaltung radiologischer Sicherheitsziele (S)RS-Handbuch

3- 0.1Einhaltung der Vorgaben der StrlSchV:

Anlagenspezifischer Genehmigungswert für
zulässige Ableitungen mit Luft und Wasser
unter Beachtung von § 47 StrlSchV

Seite 40 von 103

02/22

Tab. 3.3:

02/22

Definitionen und Abgrenzungen der Betriebsphasen für DWR und SWR

Tab. 4.1:

Definition der Betriebsphasen für DWR

Phase

Bezeichnung

Systembedingungen (Normalbetrieb)

keff 17

A

Nuklearer Leistungs- und Anfahrbetrieb

Anlage im Leistungsbetrieb bzw. bereit für
Aufnahme des Leistungsbetriebs≥ 0,99B

Heiß unterkritisch

Betriebliche Nachwärmeabfuhr überNachkühlsystem n i c h t möglich.

C

Kalt unterkritisch
Primärkreislauf druckdicht

Betriebliche Nachwärmeabfuhr über Nachkühlsystem

D

Kalt unterkritisch
Primärkreislauf nicht druckdicht

Nicht druckdicht verschlossener Primärkreis und Flutraum nicht
vollständig geflutet< 0,9518

E

Brennelementwechsel

Flutraum vollständig geflutet< 0,9518

Brennelementlagerung

A l l e Brennelemente im vom Flutraum
abgetrennten Brennelementlagerbecken< 0,95F

Primärkreislauf druckdicht verschlossen< 0,99< 0,9918

17

18

Aus der Nachweisführung zur Beherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebenen 2 und 3 können sich weitere Anforderungen an die gemäß den betrieblichen Anweisungen
erforderlichen Keff-Werte ergeben (Vorhalt für zu beherrschende Ereignisabläufe).
Bei Steuerelement freiem Reaktorkern.

Seite 41 von 103

Kühlung der Brennelemente über die Beckenkühlsysteme.

RS-Handbuch

3- 0.1

4

Definition der Betriebsphasen für SWR

Phase

Bezeichnung

Systembedingungen (Normalbetrieb)

keff 17

A

Nuklearer Leistungs- und Anfahrbetrieb

Anlage im Leistungsbetrieb bzw. beim Anfahren ab Beginn des
Ausfahrens von Steuerelemente≥ 0,99B19Heiß unterkritisch

Steuerelemente vollständig eingefahren und betriebliche
Nachwärmeabfuhr über Nachkühlsystem n i c h t möglich< 0,99C

Kalt unterkritisch,
Reaktorkühlkreislauf druckdicht

Betriebliche Nachwärmeabfuhr über Nachkühlsystem

D

Kalt unterkritisch,
Reaktorkühlkreislauf nicht druckdicht

Nicht druckdicht verschlossener Reaktorkühlkreislauf und Flutraum nicht
vollständig geflutet< 0,99E

Brennelementwechsel

Flutraum vollständig geflutet< 0,99 im Reaktor21

Brennelemente im Reaktor und im Brennelementlagerbecken< 0,95 im BE-Becken

A l l e Brennelemente im vom Flutraum abgetrennten
Brennelementlagerbecken< 0,95

F22

Brennelementlagerung

Reaktorkühlkreislauf druckdicht verschlossen< 0,9920

RS-Handbuch

3- 0.1

Kühlung der Brennelemente über die Beckenkühlsysteme.

19
20
21
22

Beim Anfahren des SWR aus kaltem Zustand erfolgt ein direkter Übergang von Phase C nach Phase A, wegen nuklearem Aufheizen durch Ausfahren der Steuerelemente.
Bei Nullleistungsprüfungen wird die bis zum Erreichen der Kritikalität erforderliche Anzahl an Steuerelementen ausgefahren.
Nicht während der Funktions- und Unterkritikalitätsprüfungen oder des Abschaltsicherheitstests; dabei aber höchstens 2 Steuerelemente nicht eingefahren.
Die Betriebsphase F ist bei einer SWR-Anlage in der Regel nur in besonderen Fällen (z. B. zur Druckprüfung des Reaktordruckbehälters) gegeben.

Seite 42 von 103

02/22

Tab. 4.2:

3- 0.1
RS-Handbuch

Stand 02/22–

Kühlmittelverlust innerhalb des Sicherheitsbehälters,
nicht absperrbar

Hinweis:–Kühlmittelverlust außerhalb des Sicherheitsbehälters,

Erläuterungen zu den Ereignislisten–

Freisetzung radioaktiver Stoffe aus nuklearen Hilfssystemen,–

Ausfall in der Energieversorgung,–

Ereignisse infolge einer Einwirkung von innen und–

Betriebstransiente mit unterstelltem Ausfall desSchnellabschaltsystems (ATWS).

5

Ereignislisten

Die Ereignislisten umfassen für den Leistungs- undNichtleistungsbetrieb von DWR und SWR die Sicherheitsebenen 2 bis 4a sowie für das BrennelementLagerbecken (bei DWR und SWR) die Sicherheitsebenen
2 bis 3 gemäß den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“. Für die Sicherheitsebenen 2 bis 4a liegenumfassende Ereignisspektren vor. Bei der anlagenspezifischen Überprüfung kann diese Auflistung mit dokumentierter Begründung gemäß Nummer 2 (4) auf repräsentative Ereignisse kondensiert oder entsprechend derGenehmigungssituation erweitert oder modifiziert werden.
Die Vorgehensweise auf den Sicherheitsebenen 4b und
4c ist in gesonderten Regelungen dargestellt.
Ereignisse, die auf Grund von Einwirkungen von innen
und außen sowie bei Notstandsfällen zu berücksichtigen
sind, sind im Anhang 3 der „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“ aufgelistet.
Ereignisse infolge Störmaßnahmen oder sonstiger Einwirkungen Dritter sind nicht Gegenstand der Ereignislisten.
Die Ereignislisten sind innerhalb der einzelnen Sicherheitsebenen in Ereigniskategorien unterteilt.
Folgende Ereigniskategorien sind zwecks Strukturierung
der Listen anlagentypspezifisch gewählt worden, wobei zu
beachten ist, dass nicht alle Kategorien in jeder Sicherheitsebene, jedem Betriebszustand oder für jede Betriebsphase von Relevanz sind.
Für den DWR gelten:–

Veränderung der sekundärseitigen Wärmeabfuhr,–

sekundärseitige Wärmeabfuhr-Leckstörfälle,–Durchsatzänderung im Primärkreislauf,–

Druckänderung im Primärkreislauf,–

Zunahme Reaktorkühlmittelinventar,–

Abnahme Reaktorkühlmittelinventar,–

Ausfall der Nachwärmeabfuhr,–Änderung der Reaktivität und der Leistungsverteilung,–

Kühlmittelverlust innerhalb des Sicherheitsbehälters,–

Kühlmittelverlust außerhalb des Sicherheitsbehälters,–

Freisetzung radioaktiver Stoffe aus nuklearen Hilfssystemen,–

Ausfall in der Energieversorgung,–

Ereignisse infolge einer Einwirkung von innen und,–Betriebstransiente mit unterstelltem Ausfall desSchnellabschaltsystems (ATWS).

Für den SWR gelten:–

Frischdampf- oder speisewasserseitige Veränderung
der Wärmeabfuhr,–

Durchsatzänderung im Reaktorkühlsystem,–

Zunahme Reaktorkühlmittelinventar,–

Abnahme Reaktorkühlmittelinventar,–

Ausfall der Nachwärmeabfuhr,–Änderung der Reaktivität und der Leistungsverteilung,

Für das Brennelement-Lagerbecken gelten sowohl für den
DWR als auch den SWR die folgenden Ereigniskategorien:–

Verringerte Wärmeabfuhr aus dem BrennelementLagerbecken,–

Kühlmittelverlust aus dem Brennelement-Lagerbecken,–

Ausfall in der Energieversorgung,–Reaktivitätsänderungen im Brennelement-Lagerbecken und–Ereignisse bei Handhabung und Lagerung vonBrennelementen.

Der Spaltenaufbau der Ereignislisten beginnt mit der
Nummerierung (Xy-x; für X wird D (für DWR), S (für SWR)
bzw. B (für Becken) verwendet, y steht für die Sicherheitsebene und x stellt die fortlaufende Nummer der Ereignissein der jeweiligen Ebene oder Tabelle dar) und derBeschreibung der Ereignisse. Es folgen Spalten für die
betroffenen Schutzziele, die relevanten Betriebsphasen,
zusätzliche Erläuterungen zu den Nachweiskriterien sowie
gegebenenfalls Detailangaben zu ergänzenden Randbedingungen oder ereignisspezifische Hinweise.
Die Kennzeichnungen in der Spalte „betroffene Schutzziele“ geben für jedes Ereignis diejenigen Schutzziele an,für die die Wirksamkeit der Maßnahmen und Einrichtungen nachzuweisen ist. Die generell für die einzelnen
Schutzziele geltenden Nachweiskriterien sind – sowohl fürden Leistungsbetrieb (Betriebsphase A) und Nichtleistungsbetrieb (Betriebsphasen B-F) von DWR und
SWR als auch für das Brennelement-Lagerbecken – inAbschnitt 3 enthalten. Darin sind die Nachweiskriterien fürdie Sicherheitsebenen und Betriebsphasen spezifiziert.
Ereignisse, für die anstelle des Nachweises der Wirksamkeit von Maßnahmen und Einrichtungen zur Beherrschung des Ereignisses die Möglichkeit besteht, die Wirksamkeit und Zuverlässigkeit von Vorsorgemaßnahmen
nachzuweisen, sodass der Eintritt dieser Ereignisseverhindert ist und somit nicht mehr unterstellt zu werden
braucht, sind mit VM gekennzeichnet.
In der rechten Spalte werden bei Bedarf ereignisspezifische Randbedingungen präzisiert und ereignisspezifische
Erläuterungen gegeben.
Die Spalte „Betriebsphase“ nennt diejenigen Phasen desKraftwerksbetriebs, in denen das jeweilige Ereignis auftreten kann und von Bedeutung ist.
Der Zeilenaufbau der Listen beginnt mit der Bezeichnung
der Sicherheitsebene. Die darauf folgende Zeile bezeichnet die Ereigniskategorie, aus der die nachfolgend aufgeführten Ereignisse abgeleitet sind.
Bei Ereignissen mit Kühlmittelverlust wird zwischen
Leckage sowie Leck oder Bruch unterschieden. Eine
Leckage ist grundsätzlich ein Ereignis der Sicherheits-

Seite 43 von 103

3- 0.1
RS-Handbuch

Stand 02/22

ebene 2. Die Leckagerate ist so gering, dass das Sicherheitssystem nicht angefordert wird. Dagegen sind Lecks
und Brüche Ereignisse der Sicherheitsebene 3. Die Ausströmrate ist hier so groß, dass das Sicherheitssystem
automatisch angeregt wird.
Für Lecks und Brüche ist der untersuchte maximale Ausströmquerschnitt davon abhängig, ob für den zu betrachtenden Leitungsabschnitt der Bruchausschluss nachgewiesen ist oder nicht. Die Vorgaben für die grundsätzlich unterstellten Leckquerschnitte und Brüche sind in
Anlage 2 beschrieben.

Seite 44 von 103

02/22Nr.

Ereignisliste Leistungs- und Nichtleistungsbetrieb DWR
Ereignisse DWR

betroffene
Schutzziele

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Betriebsphase

Sicherheitsebene 2
Veränderung der sekundärseitigen Wärmeabfuhr

D2-01

Fehlfunktion im Frischdampf-System oder in derSpeisewasserversorgung, die zu einer ungeplanten Temperatur-/ Druckabsenkung im
Dampferzeuger führt.

R

A

Hinweis:z. B. Reglerstörungen, Ausfall Hochdruck-Vorwärmer, Fehlanregung einer Frischdampf-Umleitstation, Fehlöffnen Stützbedampfung.

D2-02

Fehlfunktion im Frischdampf-System oder in derSpeisewasserversorgung, die zu einer ungeplanten Temperatur-/ Druckerhöhung im Dampferzeuger führt.

K

A-B

Hinweis:z. B. Störungen an der Turbinenregelung, teilweises Fehlfahrenvon Frischdampf-Absperrarmaturen.

D2-03

Fehlerhaftes Schließen von Armaturen, das zu
relevanten Änderungen im Frischdampf- oder
Speisewasserdurchsatz führt.

K, B

A-B

D2-04

Turbinenschnellschluss mit Öffnen derUmleitstation

R, K, BA

D2-05

Turbinenschnellschluss mit verzögertem Ausfall
der Umleitstation oder ohne Öffnen derUmleitstation

R, K, BA

D2-06

Ausfall Hauptwärmesenke

R, K, B

A-B

D2-07

Lastabwurf auf Eigenbedarf

R, K, BA

D2-08

Ausfall einer Hauptspeisewasserpumpen ohne
Zuschaltung der Reservepumpe

R, K

A

D2-09

Ausfall aller in Betrieb befindlichen Hauptspeisewasserpumpen mit und ohne Zuschaltung derReservepumpe

R, K

A

Ergänzende Randbedingung:Mit und ohne Rückschaltung auf Haupt- oder Reservenetzversorgung.

D2-10

Ausfall einer Hauptkühlmittelpumpe

R, K

A-B

D2-11

Ausfall aller Hauptkühlmittelpumpen

R, K, B

A-B

Seite 45 von 103

Durchsatzänderung im Primärkreislauf

RS-Handbuch

3- 0.1

Tab. 5.1:

betroffene
Schutzziele

Ereignisse DWR

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Betriebsphase

Druckänderung im Primärkreislauf
D2-12

Druckabfall durch fehlerhaftes DruckhalterSprühen oder fehlerhaftes Öffnen von Armaturen

K

A-B

D2-13

Druckanstieg durch fehlerhaftes Einschalten der
Druckhalter-Heizung

B

A-C

Zunahme Reaktorkühlmittelinventar
D2-14Fehlerhaftes Einspeisen oder Reduzierung der
Entnahmeraten durch betriebliche Systeme oder
Sicherheitssysteme

K, B

A-C

Abnahme Reaktorkühlmittelinventar
Ergänzende Randbedingung:Kurzfristig, so dass die Berstscheiben des Abblasebehälters intakt
bleiben.
Für das Druckhalter-Sicherheitsventil sind nur die Betriebsphasen
B und C zu berücksichtigen.

D2-15

Kurzzeitiges Fehlöffnen eines DruckhalterSicherheitsventils oder Druckhalter-Abblaseventils

K, B

A-C

D2-16

Fehler im Volumenregelsystem, die zu einer
Verkleinerung des Kühlmittelinventars führen

K

A-C

D2-17

Füllstandsabfall bei Mitte-Loop-Betrieb

K

C-D

Hinweis:Die erfolgreiche Vermeidung des durch den Füllstandsabfall
bedingten Ausfalls der Nachkühlpumpen ist nachzuweisen.

D2-18

Leckagen am DH-Dampfraum

K

A-B

Hinweis:Ohne automatische Anregung des Sicherheitssystems.

RS-Handbuch

3- 0.1

Ausfall der Nachwärmeabfuhr
D2-19

Ausfall eines in Betrieb befindlichen Stranges
des Nachwärmeabfuhrsystems

K, B

C-E

Ergänzende Randbedingung:Ein Einzelfehler muss nicht unterstellt werden.

D2-20

Abschaltung aller Nachkühlstränge durch fehlerhaft ausgelöste Signale (kurzzeitig)

K, B

C-E

Ergänzende Randbedingung:
Die Grenzwerte für die Inbetriebnahme des Nachkühlsystems
werden nicht überschritten.

Änderung der Reaktivität und der Leistungsverteilung
D2-21

Störung in der Reaktorleistungsregelung

R, K

A

Seite 46 von 103

02/22

Nr.

02/22Ereignisse DWR

betroffene
Schutzziele

Betriebsphase

D2-22

Fehlerhaftes Ausfahren des wirksamsten
Steuerelements oder der wirksamsten Steuerelementgruppe ohne Ausfall der Begrenzungseinrichtungen

R, K

A-B

D2-23

Fehleinfall oder Fehleinfahren eines oder mehrerer Steuerelemente

R, K

A

D2-24

Fehlerhafte Einspeisung aus einem System, dasDeionat oder minderboriertes Kühlmittel führt(Externe Deborierung; homogen und heterogen)

R

A-E

D2-25

Ungünstigste Fehlbeladung eines reaktivsten
Brennelementes

R, K

E, A

D2-26

Nichteinhaltung der Zuschaltbedingungen bei
der Inbetriebnahme einer Hauptkühlmittelpumpenach 3-Loop-Betrieb

R, K

A

D2-27

Kaltwassereinspeisung in das Reaktorkühlsystem aus einem anschließenden System (z. B.
Umgehung des Rekuperativ- Wärmetauschers
des Volumenregelsystems)

R

A-B

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Ergänzende Randbedingung:
Die Inbetriebnahme des Reaktors mit dem fehlbeladenen Brennelement ist bezüglich Schutzziel K in Betriebsphase A zu untersuchen.
Erläuterung:
Schutzziel R (Unterkritikalität) in Betriebsphase E,
Schutzziel K in Betriebsphase A
Optional kann hinsichtlich des Schutzzieles K nachgewiesen werden,
dass eine Inbetriebnahme des Reaktors mit dem fehlbeladenen
Brennelement durch entsprechende Vorsorgemaßnahmen
ausgeschlossen ist.

Ausfall in der Energieversorgung
Notstromfall gleich oder kürzer als 10 Stunden

R, K, B

A-E

Ergänzende Randbedingung:
Die Rückschaltung auf das Haupt- oder Reservenetz ist mit zu
analysieren.
Seite 47 von 103

D2-28

RS-Handbuch

3- 0.1Nr.

betroffene
Schutzziele

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Betriebsphase
Sicherheitsebene 3

Veränderung der sekundärseitigen Wärmeabfuhr

D3-01

Größere Fehlfunktion im Frischdampf-Systemoder in der Speisewasserversorgung, die zu
einer ungeplanten Temperatur- oder Druckabsenkung im Dampferzeuger führt.

D3-02

Größere Fehlfunktion im Frischdampf-Systemoder in der Speisewasserversorgung, die zu
einer ungeplanten Temperatur- oder Druckerhöhung im Dampferzeuger führt.

R, B, SK, B, S

A-C

Ergänzende Randbedingung:
Betrieblich zulässige Dampferzeuger-Heizrohrschäden sind zu
berücksichtigen.
Hinweis:z. B. vollständiges Fehlöffnen Frischdampf-Umleitstation, Fehlöffnen von Frischdampf-Sicherheits- und Frischdampf- Abblaseregelventilen.
Anforderungsrelevant hinsichtlich Radiologie (da keine N16Erkennung) in Phase B und in Phase A bei niedriger Leistung.
Fehlöffnen in Phase B wahrscheinlicher als in Phase A wegen
Durchführung von Prüfungen.

A-B

Ergänzende Randbedingung:
Betrieblich zulässige Dampferzeuger-Heizrohrschäden sind zu
berücksichtigen.
Zu betrachtende Fälle: z. B. Fehlschließen zweier bis aller Frischdampf- Absperrarmaturen.
Hinweis:Hierunter ist der Ausfall sowohl der Hauptspeisewasserversorgung als auch der beim An- und Abfahren benutzten Einrichtungen (An- und Abfahrsystem oder Notspeisesystem in Betriebsfahrweise) zu verstehen.

D3-03

Ausfall der betrieblichen Speisewasserversorgung

K

A-B

D3-04

Fehlfunktion in der Speisewasserversorgung, diezu einem unzulässigen Füllstand im Dampferzeuger führt

K

A-B

Sekundärseitige Wärmeabfuhr – Leckstörfälle

RS-Handbuch

3- 0.1

D3-05

Sekundärseitiges Leck oder sekundärseitiger
Bruch innerhalb des Sicherheitsbehälters

R, K, B

A-C

Ergänzende Randbedingung:
Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.
Bei niedrigen Sekundärkreisdrücken ist die Wirksamkeit des Ansprechens von dp/dt und/oder Druckdifferenz Sicherheitsbehälter
beim zu betrachtenden Leckspektrum zu beachten.

Seite 48 von 103

Ereignisse DWR

02/22

Nr.

02/22Ereignisse DWR

betroffene
Schutzziele

Betriebsphase

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

A-B

Ergänzende Randbedingung:
Betrieblich zulässige Dampferzeuger-Heizrohrschäden sind beim
Leck/ Bruch im Frischdampf- oder Speisewassersystem sind zu
berücksichtigen.
Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.
VM-Option ist nur für den Rohrleitungsbereich zwischen Ende
Doppelrohr im Ringraum und FD-Absperrarmatur zulässig. Hierzu
siehe auch in Anhang 3 zu den „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“, Abschnitt 3.2.4.
Es sind insbesondere auch zu betrachten:
die Integrität des Sicherheitsbehälters,
redundanzübergreifende Auswirkungen infolge Feuchte, Druckaufbau, Differenzdrücken, Temperatur, Strahl- und Reaktionskräften
usw. sowie
die Integrität der sicherheitstechnisch wichtigen baulichen Strukturen des Reaktorgebäudes und der Armaturenkammer.

A-C

Ergänzende Randbedingung:
Betrieblich zulässige Dampferzeuger-Heizrohrschäden sind beim
Leck/Bruch der Frischdampf-Leitung sind zu berücksichtigen.
Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.

D3-06

Leck/Bruch im Frischdampf- oder Speisewassersystem sowie anderen hochenergetischen
Rohrleitungen im Ringraum und in der Armaturenkammer

D3-07

Leck/Bruch im Frischdampf- oder Speisewassersystem hinter der Frischdampf-Absperrarmatur und vor der Speisewasser-Absperrarmatur

D3-08

Frischdampfleitungsbruch nach der ersten Absperrung mit 2F-Bruch eines DampferzeugerHeizrohres

R, K, B, S

A-B

Ergänzende Randbedingung:
Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.
Der zufällige Heizrohrbruch kann als Einzelfehler betrachtet
werden.

D3-09

Fehlöffnen eines Frischdampf- Sicherheitsventils
mit 2F-Bruch eines Dampferzeuger-Heizrohres

R, K, B, S

A-B

Ergänzende Randbedingung:Der zufällige Heizrohrbruch kann als Einzelfehler betrachtet
werden.

R, K, B, S
VM

R, K, B, S

D3-10

Bruch einer Hauptkühlmittelpumpenwelle

R, K

A

Ergänzende Randbedingung:
Auch das sofortige Blockieren des Laufrades ist zu berücksichtigen.

Seite 49 von 103

Durchsatzänderung im Primärkreislauf

RS-Handbuch

3- 0.1Nr.

betroffene
Schutzziele

Ereignisse DWR

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Betriebsphase

Zunahme Reaktorkühlmittelinventar

D3-11

Fehlerhaftes Einspeisen durch betriebliche
Systeme oder durch Sicherheitssysteme bei
Unwirksamkeit vorgesehener Begrenzungsmaßnahmen

K, B

A-C

Abnahme Reaktorkühlmittelinventar

D3-12Fehlerhafter Füllstandsabfall bei Mitte-LoopBetrieb mit Folgeausfall der Nachkühlpumpen

R, K, B

C-D

Erläuterung:- Schutzziel R betroffen wegen Reflux-Condenser-Mode in Phase C.
- Schutzziel B ist relevant für Betriebsphase C (Primärkreislauf geschlossen).

Ausfall der Nachwärmeabfuhr
D3-13

Ausfall eines in Betrieb befindlichen Stranges
des Nachwärmeabfuhrsystems

K, B

C-E

Ergänzende Randbedingung:Im Gegensatz zum Ereignis D2-20 hier mit Berücksichtigung desEinzelfehlers.

D3-14

Abschaltung aller Nachkühlstränge durch fehlerhaft ausgelöste Signale

K, B

C-E

Ergänzende Randbedingung:- Die Analyse hat die Unwirksamkeit kurzfristig erforderlicher Personalhandlungen zu berücksichtigen (siehe Ereignis D2-21).

RS-Handbuch

3- 0.1Änderung der Reaktivität und der Leistungsverteilung

D3-15

Fehlerhaftes Ausfahren des wirksamsten
Steuerelements oder der wirksamsten Steuerelementgruppe mit Ausfall der Begrenzungseinrichtungen

R, K

A-B

D3-16

Auswurf des wirksamsten Steuerelements

R, K

A-B

D3-17

Fehlbeladung des Reaktorkerns mit mehr als
einem Brennelement

R
VM

E

Erläuterung:- Alternativ zum Nachweis der Unterkritikalität können Vorsorgemaßnahmen getroffen werden, so dass eine Fehlbeladung des Reaktorkerns mit mehr als einem Brennelement verhindert ist.

D3-18

Absturz eines Brennelements auf den Reaktorkern

RE

Ergänzende Randbedingung:- Unterkritikalitätsnachweis bei auf dem Kern liegendem Brennelement

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02/22

Nr.

D3-20Ereignisse DWR

Fehlerhafte Einspeisung aus einem System, dasDeionat oder minderboriertes Kühlmittel führt,mit Ausfall der Begrenzungen oder vorgelagerter
Maßnahmen (Externe Deborierung; homogen
und heterogen).

Bildung unterborierter Bereiche im Primärkreislauf (Interne Deborierung)betroffene
Schutzziele

R, K
VM

R. K
VM

Betriebsphase

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

A-E

Ergänzende Randbedingung:Dabei sind zu berücksichtigen:- alle Möglichkeiten und Mengen für einen Deionateintrag,- Bedienungsfehler, bspw. fehlerhaftes Befüllen von Behältern,- Eintrag aus anschließenden Systemen über Wärmetauscher-Rohre,
Dichtungen oder Armaturensitzleckagen,- Fehleinspeisen in den Primärkreislauf,- Speisewassereintrag während des Abfahrens unter Notstrombedingungen nach Dampferzeugerheizrohr-Bruch.
Es ist nachzuweisen, dass Änderungen der Reaktivität infolge vonDeionateintrag in den Reaktorkühlkreislauf auf solche Werte begrenzt
bleiben, bei denen- bei einem anfänglich kritischen Reaktor das sicherheitstechnische
Nachweisziel für den Reaktivitätsstörfall gemäß Tabelle 3.1b und- bei einem anfänglich unterkritischen Reaktor der geforderte Betragder Abschaltreaktivität gemäß Tabelle 3.1aeingehalten werden.
Unzulässige Deionateinspeisungen aus äußeren Quellen sind durch
Maßnahmen und Einrichtungen zu verhindern.

A-C

Ergänzende Randbedingung:
Mögliche Quellen der Bildung von unterborierten Bereichen sind zu
untersuchen. Ursachen können z. B. sein:- Reflux-Condenser-Betrieb nach kleinem Leckstörfall, hierbei unter
Berücksichtigung der eingefahrenen Steuerelemente (unter Beachtung der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“, Nummer 3.2(7)) und der zeitabhängigen Xenonkonzentration sowie- Abfahren mit 3 Kreisläufen und sekundärseitig isoliertem Dampferzeuger sowie Einspeisung des nicht aufborierten Kreislaufs nach
Wiedereinsetzen des Naturumlaufs.
- VM nur hinsichtlich der Unterbindung der Zuschaltung von Hauptkühlmittelpumpen während oder nach Reflux-Condenser-Betrieb.
- Es ist nachzuweisen, dass Änderungen der Reaktivität infolge vonDeionateintrag in den Reaktorkühlkreislauf auf solche Werte begrenzt bleiben, bei denen bei einem anfänglich unterkritischen Reaktor der geforderte Betrag der Abschaltreaktivität gemäß Tabelle
3.1a eingehalten wird.

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02/22

D3-19

RS-Handbuch

3- 0.1Nr.

Betriebsphase

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

A-B

Präzisierung der Nachweiskriterien:- Wiederkritischwerden ist nur bei Lecks in der Frischdampfleitung mit
hoher und schneller Abkühlung des Primärkreislaufs zulässig, sofern
die Kriterien für die Kühlung der Brennelemente eingehalten werden.
- Es ist die Leckgröße zu identifizieren, die zur größten Unterkühlung
führt.

D3-21

Unterkühlungstransienten durch Frischdampf-/
Speisewasserleck/ -bruch

R, K

Kühlmittelverlust innerhalb des Sicherheitsbehälters

D3-22

D3-23

RS-Handbuch

3- 0.1

D3-24

Kleines Leck innerhalb des Sicherheitsbehälters

Mittleres Leck innerhalb des Sicherheitsbehälters (Leckquerschnitt ≤ 0,1F)

Großes Leck innerhalb des Sicherheitsbehälters(Leckquerschnitt > 0,1F)

R, K, B, S

R, K, B, S

R, K, B, S

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Reflux-Condenser-Mode ist zu berücksichtigen (siehe D3-20).
- Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.
- Konkretisierungen siehe auch im Anhang 5, Anlage 1, A1 (2)Hinweis:- Charakteristisches Merkmal: Sekundärseitige Wärmeabfuhr zur
Störfallbeherrschung notwendig.

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Zu den Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und den
erforderlichen Nachweisführungen siehe Anlage 2.
- Konkretisierungen siehe auch im Anhang 5, Anlage 1, A1 (2)Hinweis:- Charakteristisches Merkmal für das mittlere Leck: Wärmeabfuhr überLeck ausreichend => Sekundärseitige Wärmeabfuhr zur Störfallbeherrschung nicht generell notwendig.

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.
- Der doppelendige Bruch einer Hauptkühlmittelleitung („2F-Bruch“)
bestimmt die Dimensionierung des Not- und Nachkühlsystems, die
Druckauslegung des Sicherheitsbehälters, die Auslegung der Pumpenschwungräder gegen Versagen infolge Überdrehzahl und die
Störfallfestigkeit aller zur Störfallbeherrschung erforderlichen sicherheitstechnisch wichtigen Komponenten im Sicherheitsbehälter.
- Konkretisierungen siehe auch im Anhang 5, Anlage 1, A1 (2).
Präzisierung der Nachweiskriterien:- Unterkritikalität kurzfristig ohne Kreditnahme der Steuerelemente,
sofern der Nachweis der Wirksamkeit der Steuerelemente nicht
geführt ist, und langfristig ohne Kreditnahme der Steuerelemente.

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betroffene
Schutzziele

Ereignisse DWR

02/22

Nr.

betroffene
Schutzziele

Betriebsphase

D3-25

Leck am DH-Dampfraum ohne Erreichen desContainmentdruck-Kriteriums

R, K, B, S

A-B

Hinweis:- Mit automatischer Anregung des Sicherheitssystems.

K

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Es ist nachzuweisen, dass unzulässige Auswirkungen auf die baulichen Strukturen der Reaktorgrube sowie auf die Verankerungendes Reaktordruckbehälters verhindert sind.
- Ferner sind die Folgen des Ereignisses hinsichtlich einer ausreichenden Kühlmittelüberdeckung der Sumpfansaugeleitungen bei berücksichtigtem Totraumvolumen der Reaktorgrube zu berücksichtigen.

R, K, B, S

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Die Leckfläche von 20 cm2 ist auslegungsrelevant für die Abströmungsbedingungen am biologischen Schild und dem Erhalt seiner
sicherheitstechnischen Funktion.

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Bei der Beherrschung des Ereignisses ist insbesondere auch nachzuweisen, dass der ausreichende Abfluss des Kühlmittels in den
Sicherheitsbehältersumpf auch unter Berücksichtigung der routinemäßigen Betriebsvorgänge im und nach Anlagenstillständen gewährleistet ist, d.h. eine ausreichend dimensionierte Verbindung vom
Flutraum zum Sumpf in den Betriebsphasen A und B muss gewährleistet sein.
- Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.

D3-26

Leck am Anschlussstutzen der Hauptkühlmittelleitung am Reaktordruckbehälter

D3-27„20 cm2“-Leck am Reaktordruckbehälter unterhalb der Kernoberkante

Leck im Reaktordruckbehälter Deckelbereich

R, K, B, S

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

D3-29

Leck durch Instandhaltungs- oder Schaltungsfehler am Primärkreislauf

K, B, S

C-E

Ergänzende Randbedingung:- Die Leckgröße wird bestimmt durch den größten freien Querschnitt
in den Systemanschlussleitungen an den Primärkreislauf oder seiner
Komponenten (z. B. Mannlöcher etc.).
- In der Analyse ist zu berücksichtigen, dass bei Eintritt des Störfalls
ein Brennelement in der ungünstigsten Position transportiert wird.
Nachweiskriterium ist dabei die Erhaltung der Integrität des Hüllrohres.
- Anforderung an die Notkühlwirksamkeit; die eingeschränkte Verfügbarkeit von Sicherheitseinrichtungen (z. B. Reaktorschutz) ist zu
berücksichtigen.

D3-30

Fehlöffnen und/oder Offenbleiben eines Druckhalter-Sicherheitsventils oder DruckhalterAbblaseventils z. B. bei Funktionsprüfungen

K, B

A-C

Ergänzende Randbedingung:- Die eingeschränkte Verfügbarkeit von Sicherheitseinrichtungen (z. B.
Reaktorschutz) ist zu berücksichtigen.

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02/22

Ereignisse DWR

D3-28

RS-Handbuch

3- 0.1Nr.

D3-31

Versagen eines Dampferzeuger-Heizrohres(größer als betrieblich zulässige Leckagen undbis maximal 2F)

02/22

Ereignisse DWR

K, B, S

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Betriebsphase

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Das Ereignis muss mit und ohne Anregung des ReaktorschutzGrenzwertes der Frischdampf-Aktivität untersucht werden. Ohne
Anregung z. B. bei kleiner thermischer Leistung, Nulllast oder 3Loop-Betrieb.

Kühlmittelverlust außerhalb des Sicherheitsbehälters

D3-32

Leck im Nachkühlsystem im Ringraum während
des Nachwärmeabfuhrbetriebs

K, B, S
VM

C-E

Ergänzende Randbedingung:- Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.
Erläuterung:- Optional kann nachgewiesen werden, dass bei Lecks im Nachkühlsystem innerhalb des Ringraums aufgrund von in den relevanten
Betriebsphasen realisierten Vorsorgemaßnahmen sicherheitsrelevante Überflutungen ausgeschlossen sind.

D3-33

Leck/Bruch in Primärkühlmittel führenden
Wärmetauschern bei Anforderung

K, B, S

A-E

Ergänzende Randbedingung:- Leckgröße: bis 2F eines Wärmetauscher-Rohres.

D3-34

Kühlmittelverlust aus dem Sicherheitsbehälter
über Systeme, die an die Druckführende
Umschließung angeschlossen sind

K, B, S

A-C

D3-35

Lecks an Systemen mit Überflutungspotential im
Ringraum

K, B, S
VM

A-E

Ergänzende Randbedingung:- Es sind alle relevanten Quellen aus Lecks und Behälterversagen an
im Ringraum befindlichen Systemen und Einrichtungen insbesondere der Sumpfansaugleitung aus dem Sicherheitsbehälter zu
berücksichtigen.
- Ferner sind die besonderen Randbedingungen im Rahmen von Instandhaltungsmaßnahmen zu berücksichtigen (siehe auch Anhang
3, Abschnitt 3.2.2).

RS-Handbuch

3- 0.1

Freisetzung radioaktiver Stoffe aus nuklearen Hilfssystemen

D3-36

Leck im Volumenregelsystem außerhalb desSicherheitsbehälters

S

A-F

D3-37

Leck in einer Primärkühlmittel führenden Messleitung im Ringraum

S

A-F

Ergänzende Randbedingung:- Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.
- Der Spiking-Effekt ist zu berücksichtigen.

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betroffene
Schutzziele

Nr.

02/22

D3-38

D3-39

Ereignisse DWR
Leck/Bruch in einer Rohrleitung oder Brucheines Filters des Abgas- oder Gasaufbereitungssystems

Leck eines Behälters mit aktivem Medium

betroffene
Schutzziele

Betriebsphase

S

A-F

S

A-F

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Ergänzende Randbedingung:- Der Behälter mit dem größten radiologischen Gefährdungspotential
ist zu identifizieren.
- Analyse muss das Behälterversagen infolge Erdbeben mit abdecken.

Ausfall in der Energieversorgung

D3-40

Notstromfall länger als 10 Stunden

R, K, B, S

A-E

Ergänzende Randbedingung:- Das Abfahren unter Notstrombedingungen ist mit zu analysieren.
- Betrieblich zulässige Dampferzeuger- Heizrohrleckagen sind zu
berücksichtigen.

D3-41

D3-42

Potentielle Aktivitätsfreisetzung infolge anlageninterner Brände (einschließlich Filterbrände)oder Explosionen

Bruch eines Steuerelementstutzens mit Steuerelementauswurf

S
VM

R, K, B, S

A-F

Ergänzende Randbedingung:- Es müssen Brände und Explosionen an Komponenten und in
Systembereichen mit hohem Aktivitäts- Freisetzungspotential untersucht werden.
Erläuterung:- Optional zum Nachweis der Einhaltung des Schutzziels S kanngezeigt werden, dass infolge vorhandener Brand- und Explosionsschutzmaßnahmen radiologisch relevante Auswirkungen ausgeschlossen sind.

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Es ist zusätzlich zur Beherrschung des dadurch ausgelösten Leckstörfalls nachzuweisen, dass beim Auswurf eines Steuerelements
der Sicherheitsbehälter nicht unzulässig beschädigt wird. Fernermuss nachgewiesen werden, dass an benachbarten Antrieben keine
Folgeschäden auftreten, die die Funktionssicherheit anderer Steuerelemente beeinträchtigen. Wenn ein Folgeschaden nicht verhindert
werden kann, ist nachzuweisen, dass auch dann die Nachweiskriterien eingehalten werden.
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Ereignisse infolge einer Einwirkung von innen

RS-Handbuch

3- 0.1Nr.

betroffene
Schutzziele

Betriebsphase

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Sicherheitsebene 4
Sicherheitsebene 4a

RS-Handbuch

3- 0.1

Betriebstransiente mit unterstelltem Ausfall des Schnellabschaltsystems (ATWS)

D4a-01

Ausfall der Hauptwärmesenke, z. B. durch
Verlust des Kondensatorvakuums oder Schließen der Frischdampfschieber, bei vorhandener
Eigenbedarfsversorgung.

R, K, BA

D4a-02Ausfall der Hauptwärmesenke bei ausgefallener
Eigenbedarfsversorgung

R, K, BA

D4a-03

Maximaler Anstieg der Dampfentnahme, z. B.
durch Öffnen der Umleitstation oder der Frischdampfsicherheitsventile

R, K, BA

D4a-04Vollständiger Ausfall der Hauptspeisewasserversorgung

R, K, BA

D4a-05

Maximale Reduzierung des Kühlmitteldurchsatzes

R, K, BA

D4a-06

Maximale Reaktivitätszufuhr durch Ausfahren
von Steuerelementen oder Steuerelementgruppen ausgehend von den Betriebszuständen
Volllast und „heiß unterkritisch“

R, K, BA

D4a-07

Druckentlastung durch unbeabsichtigtes Öffnen
eines Druckhaltersicherheitsventils

R, K, BA

D4a-08Maximale Reduzierung der Reaktoreintrittstemperatur verursacht durch einen Fehler ineiner aktiven Komponente der Speisewasserversorgung.

R, K, BA

Seite 56 von 103

Ereignisse DWR

02/22

Nr.

02/22Nr.

Ereignisliste Leistungs- und Nichtleistungsbetrieb SWR
betroffene
Schutzziele

Ereignisse SWR

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Betriebsphase

Sicherheitsebene 2
Frischdampf- oder speisewasserseitige Veränderung der Wärmeabfuhr

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Auswirkung auf neutronenphysikalisch- thermohydraulische Stabilität
des Kerns ist zu berücksichtigen.
Hinweis:- z. B. Reglerstörung, Ausfall Hochdruck- Vorwärmer, Fehlanregung
einer Frischdampf-Umleitstation, Fehlöffnen Stützbedampfung odereines S/E-Ventils.

R, K, B

A-B

Hinweis:- z. B. Störung an der Turbinenregelung, fehlerhaftes Schließen
einzelner Armaturen.
Relevant für die Druckregelung, speziell der Frischdampf-Umleitstation.

Turbinenschnellschluss mit Öffnen der Umleitstation

R, K, BA

S2-04

Turbinenschnellschluss mit verzögertem Ausfall
der Umleitstation oder ohne Öffnen der Umleitstation

R, K, BA

S2-05

Ausfall Hauptwärmesenke

R, K, B

A-B

S2-06

Lastabwurf auf Eigenbedarf

R, K BA

S2-07

Ausfall einer Reaktorspeisewasserpumpe ohne
Zuschaltung der Reservepumpe

R, K

A-B

S2-08

Ausfall aller Reaktorspeisewasserpumpen mit
und ohne Zuschaltung der Reservepumpe

R, K

A-B

S2-01

Fehlfunktionen im Frischdampf-System oder inder Speisewasserversorgung, die zu einer ungeplanten Temperatur oder Druckabsenkung im
Reaktorkühlsystem führen.

S2-02

Fehlfunktionen im Frischdampf-System oder inder Speisewasserversorgung, die zu einer ungeplanten Temperatur- oder Druckerhöhung im
Reaktorkühlsystem führen.

S2-03

R, K

Ergänzende Randbedingung:- Mit und ohne Rückschaltung auf Haupt- oder Reservenetzversorgung.

S2-09

Ausfall einzelner/mehrerer/aller Zwangsumwälzpumpen

R, K

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Auswirkung auf neutronenphysikalisch-thermohydraulische Stabilität
des Kerns ist zu berücksichtigen.

Seite 57 von 103

Durchsatzänderung im Reaktorkühlsystem

RS-Handbuch

3- 0.1

Tab. 5.2:

Ereignisse SWR

betroffene
Schutzziele

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Betriebsphase

Zunahme Reaktorkühlmittelinventar

S2-10

S2-11

Fehler in der Füllstandhaltung oder bei der Abfuhr von Überschusswasser oder fehlerhaftes
Einspeisen durch betriebliche Systeme oder
Sicherheitssysteme

Fehlerhaftes Einspeisen mit einem Strang derFlutsysteme

R, B

---

A-C

Hinweis:- Relevant für die Füllstandsbegrenzung. Vermeidung eines Wassereintrags in die Frischdampf-Leitung.

D

Ergänzende Randbedingung:- Relevant für Prozeduren.
- Relevant nur in Betriebsphase D wegen Überspeisung des Reaktordruckbehälters bei nicht gesetztem Flutkompensator.
Präzisierung des Nachweiszieles:- Langfristige Sicherstellung des Kühlmittelinventars.

Abnahme Reaktorkühlmittelinventar
S2-12

Leckage durch Instandhaltungsarbeiten am
Reaktordruckbehälter-Boden

K

E

Hinweis:- Relevant für Prozeduren.
- Grenze: Leckage ist betrieblich überspeisbar.

Ausfall der Nachwärmeabfuhr
S2-13

Ausfall eines in Betrieb befindlichen Stranges
des Nachwärmeabfuhrsystems

K, B

C-E

S2-14

Abschaltung aller Nachkühlstränge durch
Druckanstieg oder Füllstandabfall

K, B

C-D

Ergänzende Randbedingung:- Ein Einzelfehler muss nicht unterstellt werden.

RS-Handbuch

3- 0.1Änderung der Reaktivität und der Leistungsverteilung
S2-15

Ausfahren des wirksamsten Steuerelementsoder der wirksamsten Steuerelementgruppe

R, K

A, C, E

S2-16

Fehleinschießen oder Fehleinfahren eines
Steuerelements

R, K

A

S2-17

Fehlerhaftes Sammeleinfahren bei hoher
Leistung

R, K

A

S2-18

Maximale Reduzierung der Reaktoreintrittstemperatur verursacht durch einen Fehler ineiner aktiven Komponente der Speisewasserversorgung oder durch fehlerhaftes Einspeisenvon betrieblichen Systemen oder Sicherheitssystemen (Unterkühlungstransiente)

R, K

A

S2-19

Störungen in der Reaktorleistungsregelung

R, K

A

Ergänzende Randbedingung:- Auswirkung auf neutronenphysikalisch- thermohydraulische Stabilität
des Kerns ist zu berücksichtigen.

Seite 58 von 103

02/22

Nr.

02/22

S2-20

S2-21

betroffene
Schutzziele

Ereignisse SWR

Betriebsphase

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Ungünstigste Fehlbeladung eines reaktivsten
Brennelementes

R, K

E, A

Ergänzende Randbedingung:- Die Inbetriebnahme des Reaktors mit dem fehlbeladenen Brennelement ist bezüglich des Schutzziels K in Betriebsphase A zu
untersuchen.
Erläuterung:- Schutzziel R (Unterkritikalität) in Betriebsphase E- Schutzziel K in Betriebsphase A
Optional kann hinsichtlich des Schutzzieles K nachgewiesen werden,
dass eine Inbetriebnahme des Reaktors mit dem fehlbeladenen
Brennelement durch entsprechende Vorsorgemaßnahmen
ausgeschlossen ist.

Fehlerhaftes Hochlaufen der Zwangsumwälzpumpen

R, K

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Anstieg der Drehzahl der Pumpen von der Mindestdrehzahl mit
maximalem Drehzahlgradienten.

Ausfall in der Energieversorgung
S2-22

Notstromfall gleich oder kürzer als 10 Stunden

R, K, B

A-E

Ergänzende Randbedingung:- Die Rückschaltung auf das Haupt- oder Reservenetz ist mit zu
analysieren.

Sicherheitsebene 3

S3-01

Größere Fehlfunktion im Frischdampf-Systemoder in der Speisewasserversorgung, die zu
einer Temperatur- oder Druckabsenkung im
Reaktorkühlsystem führt.

R, K

A-B

Hinweis:- Im Gegensatz zu S2-01 hier gleichzeitiges Fehlöffnen mehrerer
Armaturen, z. B. vollständiges Fehlöffnen Frischdampf-Umleitstation,
Fehlöffnen von Sicherheits- und Entlastungsventilen.

S3-02

Größere Fehlfunktion im Frischdampf-Systemoder in der Speisewasserversorgung, die zu
einer Temperatur- oder Druckerhöhung im
Reaktorkühlsystem führt.

R, K, B, S

A-B

Hinweis:- z. B. fehlerhaftes Schließen aller Frischdampf-Absperrarmaturen.

S3-03

Ausfall aller Reaktorspeisewasserpumpen ohne
Zuschaltung der Reservepumpe

R, K

A

Ergänzende Randbedingung:- Im Gegensatz zum Ereignis S2-08 hier mit Berücksichtigung desEinzelfehlerkonzepts.

Zunahme Reaktorkühlmittelinventar

S3-04

Fehlfunktion mit Anstieg des Füllstands im
Reaktordruckbehälter oder fehlerhaftes Einspeisen durch betriebliche Systeme oder durch
Sicherheitssysteme

R, B

A-C

Ergänzende Randbedingung:- Im Gegensatz zum Ereignis S2-10 hier mit Berücksichtigung desEinzelfehlerkonzepts.

Seite 59 von 103

Frischdampf- oder speisewasserseitige Veränderung der Wärmeabfuhr

RS-Handbuch

3- 0.1Nr.

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

BetriebsphaseAusfall der Nachwärmeabfuhr
S3-05

Ausfall eines in Betrieb befindlichen Stranges
des Nachwärmeabfuhrsystems

K, B

C-E

Ergänzende Randbedingung:- Im Gegensatz zum Ereignis S2-13 hier mit Berücksichtigung desEinzelfehlerkonzepts.

S3-06

Abschaltung aller Nachkühlstränge durch
Druckanstieg oder Füllstandabfall

K, B

C-D

Ergänzende Randbedingung:- Im Gegensatz zum Ereignis S2-14 hier mit Berücksichtigung desEinzelfehlerkonzepts.

RS-Handbuch

3- 0.1Änderung der Reaktivität und der Leistungsverteilung
S3-07

Unbeabsichtigte Reaktivitätszufuhr durch Ausfall
der Hochdruck-Vorwärmer und Nichtverfügbarkeit von Begrenzungen

R, K

S3-08

Ausfahren des wirksamsten Steuerelementsoder der wirksamsten Steuerelementgruppe mit
Ausfall der Begrenzungseinrichtungen

R, K
VM

A, B, D

S3-09

Auswurf des wirksamsten Steuerelements

R, K

A

S3-10

Herausfallen des wirksamsten Steuerelements

R, K

A

Ergänzende Randbedingung:- Herausfallen über die Länge eines Klinkenabstands.

S3-11

Absturz eines Brennelements in den Reaktorkern während des Brennelementwechsels
(SWR)

R, K
VM

E

Erläuterung:- Alternativ zur Analyse kann durch geeignete Vorkehrungen sichergestellt werden, dass ein Absturz eines Brennelements in den
Reaktorkern verhindert ist.

S3-12

Absturz eines Brennelements auf den Reaktorkern

RE

Ergänzende Randbedingung:- Unterkritikalitätsnachweis bei auf dem Kern liegendem Brennelement.
Erläuterung:- Alternativ zum Nachweis der Unterkritikalität können Vorsorgemaßnahmen getroffen werden durch die sicherzustellen ist, dass das ungeplante Ausfahren von Steuerelementen während des Beladens
des Reaktors verhindert ist und das Beladen nur dann möglich ist,
wenn alle Steuerelemente eingefahren sind.

A

S3-13

Fehlerhaftes Ausfahren von Steuerelementen
während des Beladens

R, K
VM

E

S3-14

Fehlerhaftes Ausfahren eines Steuerelements
bei Nullleistungsprüfung oder Abschaltsicherheitstest

R, K

C, E

Erläuterung:- Alternativ zur Analyse kann für Phase D durch geeignete Vorkehrungen sichergestellt werden, dass ein Ausfahren des wirksamsten
Steuerelementes oder der wirksamsten Steuerelementgruppe verhindert ist.

Seite 60 von 103

betroffene
Schutzziele

Ereignisse SWR

02/22

Nr.

02/22

S3-15

S3-16

S3-17

betroffene
Schutzziele

Ereignisse SWR

Fehlbeladung des Reaktorkerns mit mehr als
einem Brennelement

R
VM

Betriebsphase

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und HinweiseE

Erläuterung:- Alternativ zum Nachweis der Unterkritikalität können Vorsorgemaßnahmen getroffen werden, so dass eine Fehlbeladung des Reaktorkerns mit mehr als einem Brennelement verhindert ist.

Nuklear-thermohydraulische Instabilität

R, K

A

Ergänzende Randbedingung:- Die Randbedingungen der möglichen einleitenden Ereignisse sindzu berücksichtigen.
- Ohne Berücksichtigung von Begrenzungsmaßnahmen.
- Gleich- und gegenphasige Schwingungen sind zu analysieren.
- Die Wirksamkeit von Reaktorschutzmaßnahmen zur rechtzeitigen
Erkennung von Neutronenflussschwingungen und Reaktorabschaltung ist nachzuweisen.

Fehlerhaftes Hochlaufen der Zwangsumwälzpumpen

R, K

A

Ergänzende Randbedingung:- Hochlaufen der Pumpen von Mindestdrehzahl mit maximalem Drehzahlgradienten ohne Berücksichtigung von Begrenzungen.

S3-18

Leck/Bruch innerhalb des Sicherheitsbehälters(Leckquerschnitt ≤ 0,1F der jeweils betrachteten
Leitung)

R, K, B, S

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Es sind neben FD- und Speisewasserleitungen auch alle anderen
Kühlmittel führenden Systeme zu betrachten.
- Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.
- Konkretisierungen siehe auch im Anhang 5, Anlage 1, A1 (2)Ergänzende Randbedingung:- Es sind neben FD- und Speisewasserleitungen auch alle anderen
Kühlmittel führenden Systeme zu betrachten.
- Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.
- Der doppelendige Bruch der Frischdampfleitung („2F-Bruch“) ist zu
analysieren für die Auslegung des Druckabbausystems, der für Abschaltung und Kernkühlung notwendigen Reaktordruckbehälter-Einbauten und des Not- und Nachkühlsystems sowie die Druckauslegung des Sicherheitsbehälters und die Störfallfestigkeit aller zur Ereignisbeherrschung erforderlichen sicherheitstechnisch wichtigen
Einrichtungen und Komponenten.
- Konkretisierungen siehe auch im Anhang 5, Anlage 1, A1 (2).

S3-19

Leck/Bruch innerhalb des Sicherheitsbehälters(Leckquerschnitt > 0,1F der jeweils betrachteten
Leitung)

R, K, B, S

A-B

S3-20

„80 cm2“-Leck am Reaktordruckbehälter-Boden

R, K, B, S

A-B

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Kühlmittelverlust innerhalb des Sicherheitsbehälters, nicht absperrbar

RS-Handbuch

3- 0.1Nr.

betroffene
Schutzziele

Betriebsphase

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

C-E

Ergänzende Randbedingung:- Es ist ein maximales Leck infolge von Instandhaltungs-/ Schaltungsarbeiten anzunehmen. Die Leckgröße wird bestimmt durch den
größten freien Querschnitt in den System- Anschlussleitungen andas Reaktorkühlsystem.
- In der Analyse ist zu berücksichtigen, dass bei Eintritt des Störfalls
ein Brennelement in der ungünstigsten Position transportiert wird.
Nachweiskriterium ist dabei die Integrität des Hüllrohres.
Hinweis:- Hieraus können sich gegebenenfalls Anforderungen an die Sumpffunktion des Sicherheitsbehälters ergeben (Schleusen geschlossen).

S3-21

RS-Handbuch

K

D-E

Ergänzende Randbedingung:- Es ist der konstruktiv freilegbare Leckquerschnitt bei Dichtungsversagen anzunehmen.
Hinweis:- Kann relevant für die Herstellung der Sumpffunktion und für Prozeduren sein.
Hinweis:- Gegebenenfalls temporäre Anforderung an die Sumpffunktion desSicherheitsbehälters bis die zuverlässige Funktion der Absperreinrichtung festgestellt ist (Schleusen geschlossen).

S3-22

Leck am Flutkompensator

S3-23

Leck am Boden des Reaktordruckbehälters- durch fehlerhaftes Ziehen einer Pumpenwelleoder- durch Arbeiten an Steuerelementantrieben
oder Messlanzen

K, S

E

S3-24

Leck im Abblaserohr eines Sicherheits- und
Entlastungsventils innerhalb des Gasraums derKondensationskammer

K, B, S

A-B

S3-25

3- 0.1

Leck durch Instandhaltungs- oder Schaltungsfehler am Reaktorkühlsystem

Dichtheitsverlust zwischen Druck- undKondensationskammer

K, S

R, K, B, S
VM

A-B

Erläuterung:- Alternativ zur Nachweisführung der Ereignisbeherrschung können
Vorsorgemaßnahmen getroffen werden, so dass unzulässige Undichtigkeiten zwischen Kondensationskammer und Druckkammer,
insbesondere beim Wiederanfahren der Anlage und nach Instandhaltungsmaßnahmen, verhindert sind.

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Ereignisse SWR

02/22

Nr.

02/22

betroffene
Schutzziele

Ereignisse SWR

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Betriebsphase

S3-26

S3-27

Leck/Bruch im Frischdampf- oder Speisewassersystem sowie anderen hochenergetischen
Rohrleitungen zwischen Sicherheitsbehälter underster Absperrmöglichkeit außerhalb desSicherheitsbehälters

R, K, B, S
VM

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.
Es sind insbesondere auch zu betrachten:- Die Integrität des Sicherheitsbehälters,- redundanzübergreifende Auswirkungen infolge Feuchte, Druckaufbau, Differenzdrücken, Temperatur, Strahl- und Reaktionskräften
etc. sowie- die Integrität der sicherheitstechnisch wichtigen baulichen Strukturen
des Reaktorgebäudes.
Hinweis:- Hinsichtlich der VM Option siehe in Anhang 3 zu den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“, Abschnitt 3.2.4.

Leck/Bruch im Frischdampf- oder Speisewassersystem innerhalb des Maschinenhauses

R, K, B, S

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Zu den Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und dererforderlichen Nachweisführungen siehe Anlage 2.

S3-28

Leck/Bruch an einer Reaktorkühlmittel führenden Messleitung im Reaktorgebäude

S

A-C

Ergänzende Randbedingung:- 2F-Bruch einer 30 min lang nicht absperrbaren Messleitung im
Reaktorgebäude.
- Der Spiking-Effekt ist zu berücksichtigen.

S3-29

Leck/Bruch im Reaktorwasserreinigungssystem
im Reaktorgebäude

S

A-E

Ergänzende Randbedingung:- Der Spiking-Effekt ist zu berücksichtigen.

S3-30

Leck/Bruch in mit Reaktorkühlmittel beaufschlagten Kühlern bei Anforderung

B, S

A-E

S3-31

Leck an der Kondensationskammer

K

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.
- Das Ereignis ist relevant für den Übergang auf geschlossenes Nachkühlen sowie eine Überflutung des Reaktorgebäudes (siehe Anhang
3 Abschnitt 3.2.2).

S3-32

Leck/Bruch im Schnellabschaltsystem im Reaktorgebäude

R

A

Hinweis:- Relevant für die Auslegung des Schnellabschaltsystems.

S3-33

Leck im Nachkühlsystem im Reaktorgebäude
während des Nachwärmeabfuhrbetriebs

C-E

Ergänzende Randbedingung:- Einzelheiten zu den Leck- und Bruch-Annahmen und zur Nachweisführung enthält Anlage 2.
- Der Spiking-Effekt ist zu berücksichtigen.

K, B, S

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Kühlmittelverlust außerhalb des Sicherheitsbehälters

RS-Handbuch

3- 0.1Nr.

Ereignisse SWR

betroffene
Schutzziele

Betriebsphase

S3-34

Kühlmittelverlust aus der druckführenden Umschließung in das Reaktorgebäude über angeschlossene Systeme

K, B, S

A-C

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Freisetzung radioaktiver Stoffe aus nuklearen Hilfssystemen
S3-35

S3-36

Leck/Bruch in einer Rohrleitung oder Brucheines Filters des Abgas- oder Gasaufbereitungssystems

Leck eines Behälters mit aktivem Medium

S

S

A-F

A-F

Hinweis:- Der Behälter mit dem größten radiologischen Gefährdungspotential
ist zu identifizieren.
- Analyse muss das Behälterversagen infolge Erdbeben mit abdecken.

Ausfall in der Energieversorgung
S3-37

Notstromfall länger als 10 Stunden

R, K, B, S

A-E

Ergänzende Randbedingung:- Das Abfahren unter Notstrombedingungen ist mit zu analysieren.

Ereignisse infolge einer Einwirkung von innen

S3-38

RS-Handbuch

3- 0.1

S3-39

Potentielle Aktivitätsfreisetzung infolge anlageninterner Brände (einschließlich Filterbrände)oder Explosionen

Bruch eines Steuerelementstutzens mit Steuerelementauswurf.

S, VM

R, K, B, S

A-F

Ergänzende Randbedingung:- Es müssen Brände und Explosionen an Komponenten und in
Systembereichen mit hohem Aktivitäts-Freisetzungspotential untersucht werden.
Erläuterung:- Optional zum Nachweis der Einhaltung des Schutzziels S kanngezeigt werden, dass infolge vorhandener Brand- undExplosionsschutzmaßnahmen radiologisch relevante Auswirkungenausgeschlossen sind.

A-B

Ergänzende Randbedingung:- Es ist zusätzlich zur Beherrschung des dadurch ausgelösten Leckstörfalls nachzuweisen, dass beim Auswurf eines Steuerelements
der Sicherheitsbehälter nicht unzulässig beschädigt wird. Fernermuss nachgewiesen werden, dass an benachbarten Antrieben keine
Folgeschäden auftreten, die die Funktionssicherheit anderer Steuerelemente beeinträchtigen. Wenn ein Folgeschaden nicht verhindert
werden kann, ist nachzuweisen, dass auch dann die Nachweiskriterien eingehalten werden.

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02/22

Nr.

02/22Ereignisse SWR

betroffene
Schutzziele

Betriebsphase

Zusätzliche Erläuterungen,
Randbedingungen und Hinweise

Sicherheitsebene 4
Sicherheitsebene 4a
Betriebstransiente mit unterstelltem Ausfall des Schnellabschaltsystems (ATWS)

S4a-01

Ausfall der Hauptwärmesenke, z. B. durch Verlust des Kondensatorvakuums oder Schließen
der Frischdampf-Umleitstation, bei vorhandener
Eigenbedarfsversorgung.

R, K, BA

S4a-02Ausfall der Hauptwärmesenke bei ausgefallener
Eigenbedarfsversorgung

R, K, BA

S4a-03

Maximaler Anstieg der Dampfentnahme, z. B.
durch Öffnen der Umleitstation oder der Sicherheits- und Entlastungsventile

R, K, BA

S4a-04Vollständiger Ausfall der Hauptspeisewasserversorgung

R, K, BA

S4a-05

Maximale Reaktivitätszufuhr durch Ausfahren
von Steuerelementen oder Steuerelementgruppen ausgehend von den Betriebszuständen
Volllast und heißer Bereitschaftszustand

R, K, BA

S4a-06

Maximaler Abfall der Speisewassertemperatur.

R, K, BA

S4a-07Durchdringungsabschluss bei vorhandener
Eigenbedarfsversorgung

R, K, BA

S4a-08Durchdringungsabschluss bei ausgefallener
Eigenbedarfsversorgung

R, K, BA

S4a-09Maximaler Anstieg des Speisewasserdurchsatzes

R, K, B

A

S4a-10Hochfahren der Umwälzpumpen mit maximaler
Stellgeschwindigkeit

R, K, BA

Hinweis:- Für die Analyse der ATWS Ereignisse kann angenommen werden,
dass der Mutternachlauf für die Steuerelemente wirksam ist.

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RS-Handbuch

3- 0.1Nr.

Nr.

Ereignisliste Brennelement-Lagerbecken DWR und SWR
Ereignisse Brennelement-Handhabung und Lagerung für DWR und SWR

betroffene
Schutzziele

Betriebsphase

Zusätzlich berücksichtigte Randbedingungen und Hinweise

Sicherheitsebene 2
Verringerte Wärmeabfuhr aus dem Brennelement-Lagerbecken
B2-01

Ausfall eines in Betrieb befindlichen Stranges
oder ungeplante kurzzeitige (max. 30 min)Unterbrechung der gesamten Wärmeabfuhr

K

A-F

Kühlmittelverlust aus dem Brennelement-Lagerbecken

B2-02

Leckage aus dem Brennelement- Lagerbeckenoder Wasserverlust über Anschlussleitungen(maximal einer Querschnittsfläche von DN25
entsprechend)

K

A-F

Ausfall in der Energieversorgung
B2-03

Notstromfall gleich oder kürzer als 10 StundenK

A-F

Reaktivitätsänderungen im Brennelement-Lagerbecken
B2-04

Störungen in der Borkonzentration (nur DWR)

R

A-F

B2-05

Ungünstigste Fehlbelegung des BrennelementLagerbeckens oder des Transport- und Lagerbehälters mit einem reaktivsten Brennelement

R

A-F

Hinweis:- Nur relevant bei Borkredit in der Lagerauslegung.

Sicherheitsebene 3
Verringerte Wärmeabfuhr aus dem Brennelement-Lagerbecken

RS-Handbuch

3- 0.1

B3-01

Längerfristiger Ausfall (> 30 min.) zweier
Stränge der Brennelement- Lagerbeckenkühlung

K

A-F

Ergänzende Randbedingung:Bei der Nachweisführung kann in allen Betriebsphasen von Karenzzeiten und Instandsetzungsmöglichkeiten Kredit genommen werden.

-

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02/22

Tab. 5.3:

Nr.

Ereignisse Brennelement-Handhabung und Lagerung für DWR und SWR

betroffene
Schutzziele

Betriebsphase

Zusätzlich berücksichtigte Randbedingungen und Hinweise

02/22

Kühlmittelverlust aus dem Brennelement-Lagerbecken

B3-02

Kühlmittelverlust aus dem BrennelementLagerbecken durch Lecks mit einer
Querschnittsfläche > DN25 bis zur größten
Anschlussleitung

K, B

A-F

Ergänzende Randbedingung:Maximale Leckquerschnittsfläche: Fläche der größten Anschlussleitung.

-

Ergänzende Randbedingung:
Es müssen auch die Auswirkung von Lecks betrachtet werden, diewährend des Brennelement-Wechsels am Reaktorkreislauf auftreten
können.
Erläuterung:- Optional zum Nachweis der Einhaltung der Schutzziele K und B kanngezeigt werden, dass durch Vorsorgemaßnahmen sicherheitsrelevante Wasserverluste bei geöffnetem Beckenschütz ausgeschlossensind. Siehe hierzu auch die Ereignisse D3-29 und S3-22 bis S3-29.
-

B3-03

Leck am Flutraum oder Absetzbecken bei geöffnetem Beckenschütz

K, B
VM

E

B3-04

Internes Leck in Kühlmittel führenden Wärmetauschern des Brennelement- Lagerbeckens

K, B, S

A-F

Ausfall in der Energieversorgung
B3-05

Notstromfall länger als 10 Stunden

K, S

A-F

B3-06

Wasser-/Dampfeinbruch im BrennelementTrockenlager

Präzisierung der Nachweiskriterien:keff < 0,98

B3-07

Geometrieänderungen durch Einwirkungen vonaußen (Brennelement-Lagerbecken, Brennelement-Trockenlager)

B3-08

Absturz eines Brennelements in das Brennelement-Lagerbecken

B3-09

Fehlbelegung des Brennelementlagerbeckens
oder des Transport- und Lagerbehälters mit
mehr als einem Brennelement

R
VM

A-F

Erläuterung:
Alternativ zum Nachweis der Unterkritikalität können Vorsorgemaßnahmen getroffen werden, so dass eine Fehlbelegung des Brennelement-Lagerbeckens mit mehr als einem Brennelement verhindert
wird.

B3-10

Borverdünnung im Brennelement-Lagerbecken(nur DWR)

R

A-F

Hinweis:- Nur relevant bei Inanspruchnahme des Borkredits in der Beckenauslegung.

R

A-F

R, K, B

A-F

-

R

A-F

-

-

Hinweis:Siehe hierzu auch in Anhang 3 zu den „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“, Abschnitt 4.2.1.1.
Ergänzende Randbedingung:Ein abgestürztes Brennelement liegt auf den Lagerstellen oder steht
direkt neben einem Lagergestell.

-Seite 67 von 103

RS-Handbuch

3- 0.1

Reaktivitätsänderungen im Brennelement-Lagerbecken

RS-Handbuch

betroffene
Schutzziele

Betriebsphase

Zusätzlich berücksichtigte Randbedingungen und Hinweise

Ereignisse bei Handhabung und Lagerung von Brennelementen

B3-11

3- 0.1

Ereignisse Brennelement-Handhabung und Lagerung für DWR und SWR

Brennelementbeschädigung bei der Handhabung

S

A-F

Ergänzende Randbedingung:- Anzunehmen ist die Beschädigung aller Brennstäbe an einer Außenseite eines Brennelementes.
Hinweis:- Die Analyse dient dem Nachweis, dass bei Freisetzung von Radionukliden im Sicherheitsbehälter ohne Kühlmittelverlust die resultierende Freisetzung in die Umgebung hinreichend begrenzt ist.

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02/22

Nr.

3- 0.1
RS-Handbuch
Anlage 1: Prinzipielle Zuordnung von Beanspruchungsstufen zu Sicherheitsebenen undübergreifenden Einwirkungen
Hinweis:Den in den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ definierten Sicherheitsebenen sind in den vorliegenden Listen Ereignisse zugeordnet. In den KTARegeln werden für die Druckführende Umschließung(DfU) und die Äußeren Systeme Lastfälle oder Lastfallklassen (diese sind Dimensionierungs- oder Auslegungsfälle, Montagefälle, normale und anomale
Betriebsfälle, Prüffälle und Störfälle) in Beanspruchungsstufen (0, A, B, C, D, P ) eingruppiert, für die
jeweils die zulässigen Spannungen zugeordnet sind,ohne dass bis dato ein Bezug zu Ereignissen oder
Sicherheitsebenen hergestellt wurde. Nur in der KTARegel zur Auslegung des Sicherheitsbehälters aus
Stahl werden auch Ereignisse genannt, die den
Beanspruchungsstufen 0, 1, 2, 3 zuzuordnen sind.
Diese werden aber auch dort nicht Sicherheitsebenen zugeordnet. Für diejenigen Ereignisse derEreignislisten mit Schutzziel „Einschluss der radioaktiven Stoffe“ sind die jeweils zutreffenden Beanspruchungsstufen der nachfolgenden Matrix zu entnehmen. Dort sind den Sicherheitsebenen die für die
Komponenten in den jeweiligen KTA-Regeln definierten Beanspruchungsstufen zugeordnet. Diese Beanspruchungsstufen sind hinsichtlich der BegrenzungStand 02/22
von Folgewirkungen an den durch die postulierten
Ereignisse betroffenen Komponenten anzuwenden.
Für die Spalten „DfU“ sowie „Äußere Systeme“ derMatrix stellt bei einer Mehrfachnennung von Beanspruchungsstufen innerhalb einer Zelle die erstgenannte Stufe immer den Regelfall dar. Die anderen
genannten Stufen können oder müssen verwendet
werden, wenn bestimmte Sonderfälle gegeben sind,die durch die neben stehenden Fußnoten konkretisiert werden. Die Bedeutung der Beanspruchungsstufen sowie die dazu gehörenden Anforderungssätze sind für die DfU derzeit der KTA-Regel 3201.2
zu entnehmen. Entsprechend ist für die Äußeren
Systeme die KTA-Regel 3211.2 heranzuziehen. Fürden Sicherheitsbehälter werden in Abhängigkeit derzu berücksichtigenden Lastfälle die zu verwendenden
Beanspruchungsstufen in Abhängigkeit der zu betrachtenden Beanspruchungskombinationen
bestimmt, sodass in der Matrix keine Fußnoten fürden Sicherheitsbehälter Verwendung finden. Die denverschiedenen Beanspruchungskombinationen zuzuordnenden Beanspruchungsstufen sowie die unterlagerten Anforderungssätze sind für den Sicherheitsbehälter aus Stahl in der KTA-Regel 3401.2 genannt.
Für Sicherheitsbehälter aus Spannbeton mit Stahlliner existiert keine KTA-Regel, so dass hier keine
Beanspruchungsstufen genannt werden.

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3- 0.1
RS-Handbuch
A1 (1)

Stand 02/22

Die Zuordnung von Beanspruchungsstufen zu Sicherheitsebenen oder zu übergreifenden Einwirkungen ist
anlagenspezifisch jeweils so zu erstellen, dass alle Systeme einschließlich der Systemübergänge und
Komponenten erfasst werden. Ausgangspunkt ist die nach Sicherheitsebenen gegliederte Zusammenstellung
der Belastungszustände pro System. Daraus sind pro Systemabschnitt die Einwirkungen und die zugehörige
ereignisbezogene sicherheitstechnische Aufgabenstellung anzugeben sowie die komponentenbezogenen
Nachweisanforderungen in Bezug auf Funktion, Standsicherheit und Barrierenwirksamkeit festzulegen.

Beanspruchungsstufen
Druckführende
UmschließungÄußereSysteme

Sicherheitsbehälter aus Stahl

0

0

0

1

A/P

A/P

1/2

2

B

B

1/2

3

C23 25 / D27

B26 / C25 / D24

1/2/3

4a

C25

B26 / D27

1

Auslegungsstufe
SicherheitsebeneÜbergreifende Einwirkungen von außen sowie Notstandsfälle

23
24
25

26
27
28

29
30

Bemessungserdbeben25, 30

D / C28

D / C28

3

Flugzeugabsturz undExplosionsdruckwelle25

D25 / C28

D25 / C28

329

Ausgenommen ist das große Leck an der Druckführenden Umschließung innerhalb des Sicherheitsbehälters.
Großes Leck innerhalb des Sicherheitsbehälters: Stufe D ist nicht zulässig, wenn nachfolgend der Einsatz derKomponente zur Störfallbeherrschung erforderlich ist.
Für den Fall, dass eine Beeinträchtigung der Funktionsfähigkeit nicht auszuschließen ist, muss ein
Funktionsnachweis erbracht werden, der auch nach Eintritt der Einwirkung längerfristig einen sicheren
Anlagenzustand einschließt. Alternativ können für die Druckführende Umschließung und die Äußeren Systeme die
Beanspruchungen auf Stufe B eingeschränkt werden.
Für Beanspruchungen des Sicherheitssystems aus dessen Betrieb.
Für Komponenten, die für die Beherrschung des Ereignisses erforderlich sind, ist ein Funktionsnachweis zu
erbringen.
Die Einhaltung der Stufe C kann erforderlich sein, falls die Integrität der Komponenten, insbesondere derRohranschlüsse, bei Einhaltung der Stufe D nicht gewährleistet werden kann. Bei Einwirkungen durch Erdbeben sinddabei auch Nachbeben zu berücksichtigen.
Für die Lastfälle „Flugzeugabsturz“ und „Explosionsdruckwelle“ ist der Integritätsnachweis für die ungestörten
Bereiche des Sicherheitsbehälters zu führen.
Bei Einwirkungen durch Erdbeben sind standortspezifisch ggf. auch Nachbeben zu berücksichtigen.

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3- 0.1
RS-Handbuch

Stand 02/22

Anlage 2: Unterstellte Leckquerschnitte und Brüche
in der Druckführenden Umschließung(DfU) sowie in den Äußeren Systemen

1

Grundsätze und Voraussetzungen2

Druckführende Umschließung von DWR

3Druckführende Umschließung von SWR

4Äußere Systeme

5

Behälter, Armaturen- und Pumpengehäuse

1

Grundsätze und Voraussetzungen

1 (1)Die Leckquerschnitte sind postulierte Größen
und sind auf die offene Querschnittsfläche F derjeweiligen Leitung zu beziehen.
Hinweis: Die Anforderungen in den Nummern 2.1 und
3 sind hinsichtlich folgender Nachweisziele
gegliedert:
-

1 (2)

1 (3)

Sicherstellung einer abschalt- und kühlbaren Geometrie des Reaktorkerns,-

Verhinderung der Schadensausweitung
auf die druckführende Umschließung,auf Gebäudeteile und auf benachbarte
Systeme, die für die Beherrschung desEreignisses erforderlich sind, und

2.1 (4)

Zur Beherrschung der Auswirkungen (Druckaufbau in der Reaktorgrube) eines unterstellten
Lecks mit dem Querschnitt 0,1F zwischen Reaktordruckbehälter und biologischem Schild sind –soweit notwendig – Vorkehrungen zu treffen,z. B. Doppelrohre im Bereich der Durchführungder Hauptkühlmittelleitungen durch den biologischen Schild.

2.1 (5)

Für den Nachweis der Standsicherheit der Komponenten Reaktordruckbehälter, Dampferzeuger,
Hauptkühlmittelpumpen und Druckhalter sindfolgende Annahmen zu treffen:
Die Standsicherheit dieser Komponenten ist für
die statische Ersatzkraft Pax, welche mit dem Eigengewicht der Komponente zu überlagern ist,zu gewährleisten:
Pax = 2 · p · Fmit
p = Betriebsdruck bei Volllastbetrieb
F = offene Querschnittfläche

Die Anwendung dieser Anlage setzt die Erfüllung
der Anforderungen der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“, Nummer 3.4 voraus.
Für die im Folgenden nicht behandelten Rohrleitungen ist der 2F-Bruch zu postulieren (F =offene Querschnittsfläche).
Druckführende Umschließung von DWR

2.1

Hauptkühlmittelleitung einschließlich Anschlussleitungen DN > 200
Aufrechterhaltung der Kühlung der Brennelemente durch Ausgleich des Kühlmittelverlustes(Auslegung der Notkühlsysteme)

Als Belastungsannahme für die Einbauten desReaktordruckbehälters und den Reaktorkern ist
ein schnell öffnendes Leck (lineares Öffnungsverhalten, Öffnungszeit 15 ms) mit einem Querschnitt von 0,1F in den Hauptkühlmittelleitungenfür verschiedene Lecklagen zu unterstellen.

Angriffspunkt:

Mittelpunkt des Rohrquerschnitts im Bereich derStutzenrundnaht.

Wirkung:

Stutzenmittelachse in der für
die Standsicherheit der Komponente ungünstigsten Richtung.

Die Kraft wirkt jeweils nur an einem Stutzen. Die
Standsicherheit ist für jeden Stutzen getrennt
nachzuweisen.
Hinweis: Beim Dampferzeuger ist die Standsicherheit
in gleicher Weise für den Anschluss desSekundärkreislaufs zu gewährleisten. Dies
wird unter den Leckpostulaten der Frischdampf- und der Speisewasserleitung behandelt.

2.1 (6)

Bei der Analyse der Kernnotkühlwirksamkeit sind
Leckquerschnitte in den Hauptkühlmittelleitungenbis einschließlich 2F zu Grunde zulegen. Die
Notkühlsysteme sind entsprechend auszulegen.
Sicherstellung einer abschalt- und kühlbaren
Geometrie des Reaktorkerns

2.1 (2)Für die Ermittlung der Einwirkungen aus Strahlund Reaktionskräften auf Rohrleitungen, Komponenten, Komponenteneinbauten und Gebäudeteile ist ein Leck mit einem Querschnitt von 0,1F
der jeweiligen Leitung und mit stationärer Ausströmung für verschiedene anzunehmende Lecklagen zu unterstellen. Dies gilt auch für die
Ermittlung der durch Strahlkräfte bewirkten Freisetzung oder Ablösung von Materialien im Hinblick auf mögliche Beeinträchtigungen der Notkühlung durch diese Materialien, wobei hier die
ungünstigsten Lecklagen und Leckgrößen(≤ 0,1F) zu unterstellen sind.

Erhaltung der Barrierenintegrität desSicherheitsbehälters, bei SWR auch
Erhaltung der Funktion des Druckabbaussystems.

2

2.1 (1)2.1 (3)Aufrechterhaltung der Kühlung derBrennelemente durch Ausgleich desKühlmittelverlustes (Auslegung derNotkühlsysteme),--

Verhinderung der Schadensausweitung

Auslegungsdruck und Auslegungstemperatur für
störfallfeste elektrische Einrichtungen sind füreinen Leckquerschnitt von 2F in den Hauptkühlmittelleitungen festzulegen.
Erhaltung der Barrierenintegrität des Sicherheitsbehälters

2.1 (7)

Der Ermittlung des Auslegungsdrucks desSicherheitsbehälters sowie der Ermittlung derDruckdifferenzen innerhalb des Sicherheitsbehälters sind Leckquerschnitte bis einschließlich
2F in den Hauptkühlmittelleitungen zu Grunde zu
legen.

Seite 71 von 103

3- 0.1
RS-Handbuch
2.2

Reaktordruckbehälter

2.2 (1)Im Hinblick auf die Verankerung des Reaktordruckbehälters (Begrenzung der Druckbelastungauf Tragstrukturen), die Belastung der Einbauten
im Reaktordruckbehälter und die Auslegung desKernnotkühlsystems ist auch ein Leck am Reaktordruckbehälter von etwa 20 cm2 (geometrischer
Querschnitt: kreisförmig) unterhalb der Reaktorkernoberkante zu unterstellen.

2.2 (2)

Der Auslegung der Reaktordruckbehälter-Einbauten und der Schutzmaßnahmen für den
Sicherheitsbehälter müssen auch die Auswirkungen des plötzlichen Bruchs eines Steuerelementantrieb-, Gehäuserohres oder -stutzens mit dem
maximal möglichen Leckquerschnitt am Reaktordruckbehälter zu Grunde gelegt werden.

2.3

Dampferzeuger-Heizrohre

2.3 (1)

Die Belastungen, die bei einem zu unterstellenden Frischdampf- oder Speisewasserleitungsbruch oder bei Offenbleiben eines sekundärseitigen Sicherheitsventils auf die Dampferzeugerheizrohre durch die statische und transiente
Beanspruchung (Druckwelle, Strömungskräfte,statische Druckdifferenzen über die Dampferzeugerheizrohre) auftreten, sind zu bestimmen. Es
ist nachzuweisen, dass die Dampferzeugerheizrohre diesen Belastungen standhalten.

2.3 (2)2.3 (3)

Jedoch ist bei den Störfallanalysen für den
Frischdampfleitungsbruch und das Fehlöffnen
eines Frischdampf-Sicherheitsventils das Versagen einiger weniger Dampferzeugerheizrohre als
zufälliger, nicht als Folge der Ereignisse auftretender zusätzlicher Fehler zu unterstellen, dereinhüllend durch die Annahme des vollständigen
Bruchs (2F) eines Dampferzeugerheizrohres im
betroffenen Dampferzeuger zu berücksichtigen
ist. Ein Einzelfehler an anderer Stelle muss bei
den beiden Störfallanalysen dann nicht mehr
unterstellt werden.
Beim Frischdampfleitungsbruch außerhalb deräußeren Absperrarmatur mit zusätzlich unterstelltem „Nichtschließen der Absperrarmatur“
braucht ein Dampferzeugerheizrohrversagen
nicht mehr angenommen zu werden, wenn deroben genannte Belastungsnachweis nach der
Nummer 2.3 (1) positiv geführt worden ist.

2.3 (4)

Beim Speisewasserleitungsbruch braucht ein
Dampferzeugerheizrohrversagen nicht unterstellt
zu werden.

2.3 (5)Bei Unterstellung von unterkritischen Rissenoder Abriss einer Kleinleitung braucht kein zusätzliches Dampferzeugerheizrohrversagenüberlagert zu werden.

3

Druckführende Umschließung von SWR
Aufrechterhaltung der Kühlung der Brennelemente durch Ausgleich des Kühlmittelverlustes(Auslegung der Notkühlsysteme)

3 (1)Bei der Analyse der Kernnotkühlwirksamkeit undder Auslegung der Notkühlsysteme sind folgende
Leckquerschnitte zugrunde zu legen:a) an den Frischdampf- und Speisewasserleitungen bis zu 2F sowie

Stand 02/22b) am Reaktordruckbehälter einerseits 80 cm2(geometrischer Querschnitt: kreisförmig) unterhalb der Reaktorkernoberkante, andererseits die maximal möglichen Leckquerschnitte durch den Bruch eines Kerninstrumentierungsstutzens, des Gehäuserohres
eines Steuerelementantriebs oder der
Schweißnaht zwischen Gehäuserohr undReaktordruckbehälter.
Sicherstellung einer abschalt- und kühlbaren
Geometrie des Reaktorkerns
3 (2)Belastungsannahme für die Einbauten des Reaktordruckbehälters und den Reaktorkern ist ein
schnell öffnendes Leck (lineares Öffnungsverhalten, Öffnungszeit 15 ms) mit einem Querschnitt
von 2F in den Frischdampf- und Speisewasserleitungen für verschiedene Lecklagen sowie
Lecks entsprechend der Nummer 3 (1) Buchstabe b.
Verhinderung der Schadensausweitung

3 (3)Für die Ermittlung der Einwirkungen aus Strahlund Reaktionskräften auf Rohrleitungen, Komponenten, Komponenteneinbauten und Gebäudeteile ist ein Leck mit einem Querschnitt von 0,1F
der jeweiligen Leitung und mit stationärer Ausströmung für verschiedene anzunehmende Lecklagen zu unterstellen. Dies gilt auch für die
Ermittlung der durch Strahlkräfte bewirkten Freisetzung oder Ablösung von Materialien im Hinblick auf mögliche Beeinträchtigungen der Notkühlung durch diese Materialien, wobei hier die
ungünstigsten Lecklagen und Leckgrößen(≤ 0,1F) zu unterstellen sind.

3 (4)Zur Verhinderung eines Druckaufbaus im Luftraum der Kondensationskammer durch ein zu
unterstellendes Leck im Abblaserohr mit dem
Querschnitt 0,1F zwischen Kondensationskammerdecke und dem Ausströmbereich desAbblaserohres im Wasserbereich sind – soweit
notwendig – Vorkehrungen zu treffen, z. B.
Schutzrohr um das Abblaserohr.

3 (5)Hinsichtlich dynamischer Belastungen sind einlaufende Entlastungsdruckwellen, die sich aus
Brüchen in Leitungsbereichen hinter der äußeren
Absperrarmatur (außerhalb des Sicherheitsbehälters) ergeben oder die als Folge äußerer
Einwirkungen unterstellt werden, der Bemessungzu Grunde zu legen. Hierzu ist als Eingangsgröße für die Rechnung ein Rundabriss (2FBruch) mit einem linearen Öffnungsverhalten undeiner Öffnungszeit von 15 ms zu postulieren. Mitdieser Annahme brauchen Analysen von dynamischen Belastungen aus unterkritischen Rissen
nicht durchgeführt zu werden.

3 (6)Für den Nachweis der Standsicherheit des Reaktordruckbehälters sind folgende Annahmen zu
treffen:
Die Standsicherheit der Komponenten ist für die
statische Ersatzkraft Pax, welche mit dem Eigengewicht der Komponente zu überlagern ist, zu
gewährleisten:
Pax = 2 · p · Fmit
p = Betriebsdruck bei Volllastbetrieb
F = offene Querschnittfläche

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3- 0.1
RS-Handbuch

Stand 02/22

Angriffspunkt:

Mittelpunkt des Rohrquerschnitts im Bereich derStutzenrundnaht.

Wirkung:

Stutzenmittelachse in der für
die Standsicherheit der Komponente ungünstigsten Richtung.

Eigengewicht der Komponente zu überlagern ist,zu gewährleisten:
Pax = 2 · p · Fmit
p = Betriebsdruck bei Volllastbetrieb

Diese Kraft wirkt jeweils nur an einem Stutzen.
Die Standsicherheit ist für jeden Stutzen getrennt
nachzuweisen.
3 (7)

3 (8)

3 (9)

Angriffspunkt:
Die Verankerung des Reaktordruckbehälters ist
so zu bemessen, dass auch die entsprechend
der Nummer 3 (1) Buchstabe b unterstellten
Lecks mit abgedeckt sind.

Mittelpunkt des Rohrquerschnitts im Bereich der ersten
Anschlussschweißnaht.

Wirkrichtung:Bei der Ermittlung des Auslegungsdrucks undder Auslegungstemperatur für störfallfeste elektrische Einrichtungen muss von einem Leckquerschnitt von 2F in den Frischdampf- und Speisewasserleitungen ausgegangen werden.

Stutzenmittelachse in der für
die Standsicherheit der Komponente ungünstigsten Richtung.

Diese Kraft wirkt jeweils nur an einem Stutzen.
Die Standsicherheit ist für jeden Stutzen getrennt
nachzuweisen.

Erhaltung der Barrierenfunktion des Sicherheitsbehälters

4.2

Sonstige Rohrleitungen der Äußeren Systeme
von DWR und SWR

Der Ermittlung des Auslegungsdrucks desSicherheitsbehälters sowie der Ermittlung derDruckdifferenzen innerhalb des Sicherheitsbehälters und der Bemessung des Druckabbausystems sind Leckquerschnitte bis einschließlich
2F in den Frischdampf- und Speisewasserleitungen zu Grunde zu legen.

4.2 (1)

Für andere als in dem Abschnitt 4.1 genannte
Rohrleitungen der Äußeren Systeme sind, sofernsie sich im Reaktorgebäude befinden, folgende
Leck- und Bruchannahmen zu treffen:

4Äußere Systeme

4.1

Frischdampf- und Speisewasserleitung von DWR

4.1 (1)

Für die Frischdampf- und Speisewasserleitungenzwischen Dampferzeuger und Armaturenstation
außerhalb des Sicherheitsbehälters sind Lecks
aus unterkritischen Rissen zu unterstellen. Diesesind auf der Basis der Bruchmechanik zu
ermitteln oder auf 0,1F zu begrenzen.

4.1 (2)4.1 (3)4.1 (4)F = offene Querschnittfläche-

Unterkritische Risse in den Schweißnähten.
Die dabei entstehenden Leckquerschnitte
sind auf der Basis der Bruchmechanik zu
ermitteln oder auf 0,1F zu begrenzen.

-

Bei Rohrleitungen mit größer/gleich DN 50
sind zusätzlich überkritische (instabile) Rundrisse an hoch belasteten Rundnähten zu berücksichtigen, wenn eines der Kriterien desBuchstabens a Nummer 1 oder a Nummer 2
zutrifft:a) 1.Betriebsdruck31 ≥ 20 bar o d e r
2.Betriebstemperatur31 ≥ 100°C

Für die Ermittlung der Einwirkungen aus Strahlund Reaktionskräften auf die Frischdampf- undSpeisewasserleitungen zwischen Dampferzeuger
und Armaturenstation außerhalb des Sicherheitsbehälters ist abdeckend eine Lecköffnung von
0,1F und stationäre Ausströmung zu unterstellen.
Hinsichtlich dynamischer Belastungen der
Frischdampf- und Speisewasserleitungen sindeinlaufende Entlastungsdruckwellen, die sich aus
Brüchen in Leitungsbereichen hinter der ersten
Absperrarmatur außerhalb des Sicherheitsbehälters ergeben, oder als Folge äußerer Einwirkungen unterstellt werden, anzusetzen und derBemessung zu Grunde zu legen. Hierzu ist als
Eingangsgröße für die Rechnung ein Rundabriss(2F-Bruch) mit einem linearen Öffnungsverhalten
und einer Öffnungszeit von 15 ms zu postulieren.
Mit dieser Annahme sind dann Analysen vondynamischen Belastungen aus unterkritischen
Rissen nicht mehr erforderlich.
Für den Nachweis der Standsicherheit desDampferzeugers sind im Hinblick auf den Anschluss des Sekundärkreises folgende Annahmen zu treffen:

und zusätzlich die beiden folgenden Kriterien
erfüllt sind:b) Benutzungszeit größer 2 % undc) Betriebsnennspannung größer 50 N/mm2.
4.2 (2)4.2 (3)

Wenn ein Rundriss gemäß den genannten Kriterien zu unterstellen ist, so ist hinsichtlich der Folgewirkungen wie folgt zu verfahren:-

Für die Ermittlung von Differenzdrücken undStrahlkräften auf Gebäudeteile ist eine ungehinderte Ausströmung anzunehmen.

-

Bei der Berechnung einer internen Druckwelle zur Ermittlung der Belastung von Einbauten muss eine ungehinderte Ausströmung
angenommen werden.

-

Bei der Ermittlung von Reaktionskräften können Begrenzungen des Ausströmquerschnitts
auf Grund konstruktiver Maßnahmen berücksichtigt werden.

Für Lecks an der Kondensationskammer desSiedewasserreaktors ist der Rundabriss der
größten Anschlussleitung anzunehmen.

Die Standsicherheit des Dampferzeugers ist für
die statische Ersatzkraft Pax, welche mit dem
31

In Beanspruchungsstufe A, siehe Anlage 1.

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4.2 (4)

5

Bei Rohrleitungen mit kleiner DN 50 und allen
Rohrleitungen außerhalb des Reaktorgebäudes
sind grundsätzlich doppelendige Brüche zu
unterstellen.

Stand 02/22
Anhang 3 zu den „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“:Anforderungen an den Schutz gegen Einwirkungenvon innen und außen sowie aus Notstandsfällen

Behälter, Armaturen- und Pumpengehäuse
vom 3. März 2015

Für diejenigen Behälter (nicht Reaktordruckbehälter),
Wärmetauscher sowie Armaturen- und Pumpengehäuse,einschließlich der zugehörigen Gehäuse der Antriebsturbinen, die Teil der DfU oder der Äußeren Systeme sind undfür die entsprechende Bruchausschluss- oder Bruchsicherheitsnachweise (siehe „Sicherheitsanforderungenan Kernkraftwerke“, Nummer 3.4) vorliegen, sind jeweils
die Leck- und Bruchpostulate der anschließenden Rohrleitungen an deren Anschlussstelle anzunehmen. Dabei ist
für Behälter, Wärmetauscher und andere Komponenten
mit mehreren Anschlüssen in Abhängigkeit des Nachweiszieles das ungünstigste Leck unter Beachtung der Leckund Bruchpostulate der ausgewählten Anschlussleitungzu berücksichtigen.
Für andere Behälter (nicht Reaktordruckbehälter),
Wärmetauscher sowie Armaturen- und Pumpengehäuse
ist grundsätzlich das Bersten zu unterstellen.

Gliederung
1

Grundlegende Anforderungen an Schutzkonzepte gegen Ereignisse aus Einwirkungenvon innen und außen sowie aus Notstandsfällen

2

Anforderungen an Vorsorgemaßnahmen

3

Anforderungen zur Beherrschung von
Einwirkungen von innen

3.1

Allgemeine Anforderungen

3.2

Ereignisspezifische Anforderungen3.2.1

Anlageninterner Brand

3.2.2

Anlageninterne Überflutung

3.2.3

Komponentenversagen mit potentiellen
Auswirkungen auf sicherheitstechnischwichtige Einrichtungen3.2.4

Leck/ Bruch im Frischdampf- oder Speisewassersystem sowie in anderen hochenergetischen Rohrleitungen im Ringraum undin der Armaturenkammer (DWR) bzw. zwischen Sicherheitsbehälter und erster Absperrmöglichkeit außerhalb des Sicherheitsbehälters (SWR)

3.2.5

Absturz und Anprall von Lasten mit potentieller Gefährdung sicherheitstechnisch wichtiger Einrichtungen

3.2.6

Elektromagnetische Einwirkungen

3.2.7

Kollision von Fahrzeugen auf dem Anlagengelände mit sicherheitstechnisch wichtigen
baulichen Anlagenteilen, Systemen oder
Komponenten

3.2.8

Gegenseitige Beeinflussung von Mehrblockanlagen

3.2.9

Anlageninterne Explosionen

4

Anforderungen zur Beherrschung von Einwirkungen von außen sowie von Notstandsfällen

4.1

Allgemeine Anforderungen

4.2

Ereignisspezifische Anforderungen

4.2.1

Naturbedingte Einwirkungen4.2.2

Zivilisatorisch bedingte Einwirkungen (Notstandsfälle)4.2.3

Sonstige zivilisatorisch bedingte Einwirkungen

1

Grundlegende Anforderungen an Schutzkonzepte gegen Ereignisse aus Einwirkungen

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Stand 02/22

von innen und außen sowie aus Notstandsfällen1 (1)Alle Einrichtungen, die erforderlich sind,den Kernreaktor sicher abzuschalten und inabgeschaltetem Zustand zu halten, dieNachwärme abzuführen oder eine Freisetzung radioaktiver Stoffe zu verhindern, sind
so auszulegen und müssen sich dauerhaftin einem solchen Zustand befinden, dasssie ihre sicherheitstechnischen Aufgabenauch bei Einwirkungen von innen undaußen sowie bei Notstandsfällen erfüllen.

Hinweis: Radiologisch repräsentative Ereignisse
der Sicherheitsebene 3 sind im Anhang
2 der „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“ aufgelistet. Auf spezielle Festlegungen hinsichtlich der Ermittlung von radiologischen Auswirkungen ist bei den ereignisspezifischen
Anforderungen in den folgenden Nummern 3 und 4 hingewiesen.

Notstandsfälle
1 (7)Hinweis: Anforderungen an diese Einrichtungen,die im Hinblick auf Störmaßnahmenoder sonstige Einwirkungen Dritter zu
beachten sind, sind nicht Gegenstandder „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke".

1 (2)Das Sicherheitssystem sowie die Notstandseinrichtungen sind so auszulegen,dass sie bei Einwirkungen von innen und
von außen wirksam bleiben. Die grundlegenden Auslegungsanforderungen an
Sicherheitseinrichtungen im Falle dieser
Einwirkungen sind in den diesbezüglichen
Regelungen in Nummer 2.4 der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke" enthalten.

Bei der Analyse von Notstandsfällen undden dabei zu unterstellenden Folgeereignissen dürfen realistische Anfangs- und Randbedingungen sowie realistische Modelle gewählt werden (siehe auch „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“, Anhang 5
Nummer 3.2.1).
1 (8)Redundanzanforderungen für Einrichtungenzur Beherrschung von Notstandsfällen undden dabei zu unterstellenden Folgeereignissen sind in den „Sicherheitsanforderungenan Kernkraftwerke“, Anhang 4, Nummer 2.4
angegeben.

1 (9)Bei Funktionsuntüchtigkeit der Warte infolge von Notstandsfällen ist sicherzustellen, dass die Anlage mit Hilfe von Notstandseinrichtungen ohne Handeingriff ineinen kontrollierten Anlagenzustand übergeht und mindestens 10 Stunden darin verbleiben kann. Darüber hinaus muss die Anlage mit Hilfe der Notstandseinrichtungen in
einen Zustand gebracht werden können,
der die anschließende Nachwärmeabfuhrüber ein Nachkühlsystem langfristig sicherstellt. Notstandsmaßnahmen, für die eine
hinreichende Karenzzeit besteht oder fürderen Auslösung durch administrative Maßnahmen Vorsorge getroffen werden kann,müssen nicht automatisiert werden. Zur
Langzeitbeherrschung des Notstandsfalls
kann auf vor Ort vorhandene Hilfsmaßnahmen zurückgegriffen werden.

1 (10)

Für Notstandseinrichtungen gelten folgende
Anforderungen:Vorsorgemaßnahmen
1 (3)Durch Vorsorgemaßnahmen (VM) ist zu gewährleisten, dass Ereignisse aus Einwirkungen von innen oder außen sowie aus Notstandsfällen, die die bestimmungsgemäße
Funktion von Sicherheitseinrichtungen unzulässig beeinträchtigen könnten,-

entweder verhindert werden-oder in ihren Auswirkungen ausreichend begrenzt werden (siehe auch
„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ Nummer 2.1 (5)).

1 (4)Die Anforderungen an die Wirksamkeit und
Zuverlässigkeit der Vorsorgemaßnahmensind abhängig von der geschätzten Eintrittshäufigkeit der Einwirkung, gegen welche
das Schutzkonzept wirksam sein soll, undvon den potentiellen Auswirkungen dieser
Einwirkung.

1 (5)Die Analyse eines durch eine Einwirkung
von innen oder außen bedingten Ereignisses der Sicherheitsebene 3 ist nicht erforderlich, wenn die in den Nummern 3, 4.2.1
und 4.2.3 genannten Vorsorgemaßnahmen
als getroffen nachgewiesen sind. Die Nachweisführung konzentriert sich dabei auf die
Einhaltung der Anforderungen an die Wirksamkeit und Zuverlässigkeit der Vorsorgemaßnahmen.
Für dennoch durch solche Einwirkungen als
ausgelöst zu unterstellende Ereignisse derSicherheitsebene 3 gelten die Anforderungen dieser Sicherheitsebene.

1 (6)Radiologische Auswirkungen sind für die
Ereignisse zu ermitteln, die infolge der Einwirkung gemäß Nummer 1 (5) zu einem
radiologisch repräsentativen Ereignis derSicherheitsebene 3 führen.

Sehr seltene zivilisatorisch bedingte Einwirkungen (Notstandsfälle) gemäß Nummer
4.2.2 dürfen entweder nicht zu Ausfällen
von Sicherheitseinrichtungen derart führen,
dass die erforderlichen Sicherheitsfunktionen nicht mehr ausreichend wirksam sind,oder es sind dafür gesondert ausgelegte
Einrichtungen vorzusehen, so dass Ereignisabläufe der Sicherheitsebene 4b verhindert werden.

a) Komponenten und Teilsysteme der Notstandseinrichtungen sind gegen die zu
betrachtenden Notstandsfälle zu
schützen.
b) Es ist sicherzustellen, dass die Funktion
der Notstandseinrichtungen nicht durch
Schäden in ungeschützten Anlagenbereichen unzulässig beeinträchtigt werden kann. Dies gilt sowohl für verfahrenstechnische Systeme als auch für die
Energieversorgung und die leittechnischen Einrichtungen.
c) Es ist sicherzustellen, dass Fremdeingriffe und Fehlbedienungen auf derWarte oder in anderen nicht besonders

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geschützten Anlagenbereichen nicht zu
einer unzulässigen Beeinträchtigung derFunktion der Notstandseinrichtungenführen können.

2 (6)d) An den Notstandseinrichtungen dürfen
weder aus betrieblichen Gründen nochzu Prüfzwecken Eingriffe vorgenommen
werden, die, wenn sie im Notstandsfall
nicht mehr zurückgenommen bzw. zu
Ende geführt werden können, zu einer
unzulässigen Beeinträchtigung derFunktion der Einrichtungen führen
können. Dies gilt nicht, wenn gleichwertige Funktionen bereit gestellt sind.
1 (11)

Folgende Bedingungen sind zu gewährleisten:Es sind eindeutige organisatorische
Vorgaben hinsichtlich Zuständigkeit
und Verantwortung für die Durchführung und Kontrolle der Vorsorgemaßnahmen zu treffen. Das mit der Durchführung und der Kontrolle von Vorsorgemaßnahmen betraute Personal ist
entsprechend der sicherheitstechnischen Bedeutung der Vorsorgemaßnahmen besonders zu qualifizieren.

-

Es müssen eindeutige Ablaufprozeduren sowie Arbeitsanweisungen fürdie Durchführung und die Kontrolle derVorsorgemaßnahmen vorhanden sein.
Art und Anzahl der Kontrollen sind entsprechend den Vorgaben an die Zuverlässigkeit der jeweiligen Vorsorgemaßnahme festzulegen. Für die Kontrollen
sind eindeutige, mess- und quantifizierbare Kriterien festzulegen. Identifizierte
Abweichungen von Anforderungenbedürfen der sicherheitstechnischen
Bewertung.

-

Die Durchführung der Kontrollen unddie erzielten Ergebnisse sind lückenlos
zu dokumentieren. Die jeweils beteiligten Personen sind anzugeben.

-

Es muss ausreichend Zeit für die
Durchführung der Kontrollen der Vorsorgemaßnahmen zur Verfügung
stehen.

-Die Durchführung und Kontrolle derVorsorgemaßnahmen darf durch die
Umgebungsbedingungen nicht beeinträchtigen sein.

-

Die Randbedingungen, unter denen die
mit der Durchführung der Vorsorgemaßnahmen betrauten Personen handeln, sind so zu gestalten, dass die
Voraussetzungen für ein möglichst
fehlerfreies Verhalten vorliegen. Die ergonomischen Anforderungen gemäß
Nummer 3.1 (13) der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ sind zu
beachten.

-

Mögliche Fehler und deren Auswirkungen sind bei der Schulung desPersonals zu berücksichtigen.

Anforderungen an Vorsorgemaßnahmen

2 (1)Vorsorgemaßnahmen sind hinsichtlich Zuverlässigkeit und Wirksamkeit so zu bemessen, dass die Anforderungen nach den
Nummern 1 (2), 1 (3) und 1 (4) erfüllt
werden.

2 (2)Vorsorgemaßnahmen sollen vorrangig auf
passiven Einrichtungen basieren. Ist eine
hinreichend zuverlässige Vermeidung unzulässiger Folgewirkungen durch passive Einrichtungen nicht gegeben, so sind zuverlässige aktive Einrichtungen vorzusehen. Im
Falle der Einbeziehung administrativer
Maßnahmen ist ein Zuverlässigkeitsnachweis gemäß Nummer 2 (6) erforderlich. Sofern im Ausnahmefall Vorsorgemaßnahmen
ausschließlich auf administrativen Maßnahmen beruhen, ist deren Zuverlässigkeit gesondert zu begründen.

2 (3)Die Wirksamkeit von Vorsorgemaßnahmenmuss auch bei Anwendung des Einzelfehlerkonzepts (siehe Anhang 4 der„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“) sichergestellt sein.

2 (4)Während der Durchführung von Instandhaltungsmaßnahmen einschließlich Wiederkehrender Prüfungen darf die Zuverlässigkeit und Wirksamkeit der Vorsorgemaßnahmen nicht unzulässig beeinträchtigt sein.

2 (5)

-

Die Kühlung der Brennelemente ist bei den
Notstandsfällen „Flugzeugabsturz“ sowie„Explosionsdruckwelle“ langfristig sicherzustellen. An den langfristig benötigten Einrichtungen müssen erforderlichenfalls rechtzeitig Instandsetzungsmaßnahmen durchgeführt werden können.
Die Zugänglichkeit zu Bereichen, in denenörtliche Betätigungen notwendig werden
können, sowie die Kommunikation mit dem
dort tätig werdenden Personal sind zu
gewährleisten.

2

Sofern administrative Maßnahmen und daraus abgeleitete Personalhandlungen in Vorsorgemaßnahmen einbezogen werden, istderen Wirksamkeit und Zuverlässigkeit
durch Methoden wie Fehlereffekt- oderGefahrenanalyse nachzuweisen. Insbesondere sind dabei systematische Fehler zu
berücksichtigen.

Vorsorgemaßnahmen, die zur Verhinderung
von Ereignissen gemäß Anhang 2 sowie
gemäß den folgenden Nummern 3 und 4
vorgesehen sind, müssen so beschaffensein, dass sie bei zu unterstellenden
Störungen oder Schäden an ihnen oder bei
Fehlbedienung/ Fehlhandlung die bestimmungsgemäße Funktion des Sicherheitssystems, der Notstandseinrichtungen undweiterer für die Sicherheit erforderlicher
Einrichtungen nicht beeinträchtigen.

2 (7)Die Gültigkeit der Randbedingungen für die
Wirksamkeit und Zuverlässigkeit der Vorsorgemaßnahmen ist während der gesamten Betriebszeit der Anlage sicherzustellen.

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3Stand 02/22

Anforderungen zur Beherrschung von
Einwirkungen von innen

3.1

Allgemeine Anforderungen3.1 (1)

Die auf Grund der anlagenspezifischen
Gegebenheiten möglichen Einwirkungenvon innen sowie deren möglichen Kombinationen untereinander oder mit Einwirkungenvon außen sowie aus Notstandsfällen sind
vollständig zu erfassen.
Hinweis: Beachte hierzu auch in den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“
die Nummern 2.4 und 4.2 sowie in Anhang 5 zu den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ die Nummern
3.2.1 (3) und 3.2.1 (4).

3.1 (2)3.1 (3)

Für jede Einwirkung oder Einwirkungskombination nach Nummer 3.1 (1) sind diesicherheitstechnischen Auswirkungen auf
die Anlage unter Berücksichtigung aller zu
erwartenden Folgewirkungen zu ermitteln.
Insbesondere sind die nachstehend aufgeführten Folgewirkungen zu betrachten:-

anlageninterne Überflutung,-anlageninterne Brände und Explosionen,-

erhöhte Strahlenpegel,-chemische Reaktionen,-elektrische, leittechnische oder verfahrenstechnische Fehlfunktionen,-

Druckaufbau, Druckdifferenzen,-

Temperatur- und Feuchteanstieg,-umherfliegende und fallende Bruchstücke (Trümmer) sowie-

Strahl- und Reaktionskräfte.

Einrichtungen zum Schutz gegen Einwirkungen von innen sind nahe der potentiellen Quelle einer Einwirkung von innen zu
errichten, es sei denn, eine andere Positionierung ist sicherheitstechnisch vorteilhafter.

3.2

Ereignisspezifische Anforderungen3.2.1

Anlageninterner Brand

3.2.1 (1)

Es sind Maßnahmen und Einrichtungenzum Schutz vor anlageninternen Bränden
und deren Folgewirkungen sowohl innerhalb als auch außerhalb von Gebäuden
vorzusehen. Unzulässige Auswirkungenvon Bränden und deren Folgewirkungensind durch Vorkehrungen des aktiven undpassiven Brandschutzes zu verhindern.

3.2.1 (2)Die Brandschutzmaßnahmen sind so zu
planen und auszuführen, dass eine gestaffelte Abwehr realisiert wird:-

Es müssen geeignete Maßnahmen und
Einrichtungen vorhanden sein, die die
Entstehung von Bränden vermeiden.

-

Dennoch entstandene Brände müssen
frühzeitig erkannt und bekämpft
werden.

-Die Ausbreitung eines nicht gelöschtenoder nicht selbst verlöschenden
Brandes ist zu begrenzen.

3.2.1 (3)

Es ist ein Brandschutzkonzept zu erstellen
und zu dokumentieren. Die Dokumentation
ist aktuell zu halten. Bei Änderungen in derAnlage sind deren Rückwirkungen auf das
bestehende Brandschutzkonzept zu
bewerten und das Brandschutzkonzept ist
erforderlichenfalls fortzuschreiben.

3.2.1 (4)

Es ist eine Brandgefahrenanalyse zu erstellen und zu dokumentieren. Die Dokumentation ist aktuell zu halten.

3.2.1 (5)Die Gesamtheit aller Brandschutzmaßnahmen muss sicherstellen, dass auch bei
einem Zufallsausfall einer einzelnen Brandschutzmaßnahme oder -einrichtung die
Sicherheitsfunktionen nicht unzulässig
beeinträchtigt werden.

3.2.1 (6)Eine Entzündung vorhandener brennbarer
Stoffe ist grundsätzlich zu unterstellen. Vondieser Anforderung darf abgewichen werden, wenn der brennbare Stoff gekapselt ist
und die Kapselung im bestimmungsgemäßen Betrieb sowie bei allen anzunehmenden Störfällen funktionsfähig bleibt.

3.2.1 (7)Brandlasten und mögliche Zündquellen sind
auf das für den sicheren Betrieb erforderliche Maß zu begrenzen.

3.2.1 (8)Unvermeidbare Brandlasten sind dort, wo
dies konstruktiv und aufgrund der Anforderungen an den Betrieb der Einrichtungenmöglich ist, räumlich ausreichend getrennt
von den in Nummer 3.2.1 (7) bezeichneten
Zündquellen anzuordnen, sodass eine Entzündung durch diese Zündquellen vermieden werden kann.
Raumbereiche mit erheblichen Brandlasten
sind grundsätzlich durch ausreichend feuerwiderstandsfähige Bauteile abzutrennen.

3.2.1 (9)Redundante Einrichtungen des Sicherheitssystems sind grundsätzlich durch ausreichend feuerwiderstandsfähige Bauteile sozu trennen, dass ein durch Brand bedingter
Ausfall von mehreren Redundanten verhindert werden kann.
Sofern der für einen Brand erforderliche
Schutz aus systemtechnischen oder nutzungstechnischen Erfordernissen nicht
durch bauliche Brandschutzmaßnahmen
realisiert werden kann, muss durch andere
Brandschutzmaßnahmen oder durch eine
Kombination dieser Maßnahmen ein gleichwertiger Schutzzustand sichergestellt
werden.

3.2.1 (10)Beim Einbringen brennbarer Stoffe im Zusammenhang mit Instandhaltungsarbeiten
ist durch gesonderte Maßnahmen oder Einrichtungen sicherzustellen, dass die Sicherheit der Anlage nicht unzulässig beeinträchtigt wird.

3.2.1 (11)Die sicherheitsrelevanten Funktionen baulicher Anlagenteile im Brandfall sind durch
bauliche Brandschutzmaßnahmen sicherzustellen.

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3.2.1 (12)3.2.1 (13)

Es sollen grundsätzlich nur nichtbrennbare
Bau- und Werkstoffe verwendet werden.
Ein Einsatz brennbarer Werkstoffe ist dannzulässig, wenn sie konstruktiv unvermeidbar sind, z. B. Dämmstoffe an kaltgehenden
Rohrleitungen, Dekontaminationsbeschichtungen. Es sollen grundsätzlich nur nichtbrennbare Betriebsstoffe verwendet werden. Ausgenommen sind Steuer- und
Schmierflüssigkeiten sowie andere aus
betrieblichen Gründen unvermeidbare
brennbare Stoffe.
Leitungen und Kabel sind grundsätzlich getrennt von warmgehenden Rohrleitungenoder solchen, die brennbare Medien führen,
zu verlegen. Leitungskabel sind grundsätzlich hinreichend getrennt von Signal- und
Steuerkabeln zu verlegen.
Bei unvermeidbaren Kreuzungen mit warm
gehenden Rohrleitungen oder solchen, diebrennbare Medien führen, oder mit Leistungskabeln sind besondere Maßnahmen
und Einrichtungen vorzusehen.

Stand 02/22
wirkungen bis zum Zeitpunkt des Wirksamwerdens dieser Löschanlagen beherrscht
werden.
3.2.1 (20)

Automatisch auszulösende Löschanlagenmüssen so beschaffen und gesichert sein,
dass sie ihrerseits nicht bei Störungen oder
Schäden an Ihnen oder bei Fehlbedienung/Fehlhandlung die bestimmungsgemäße
Funktion von Einrichtungen des Sicherheitssystems sowie die baulichen Anlagenteile mit raumabschließender Funktion
unzulässig beeinträchtigen.

3.2.1 (21)

Die Brandschutzeinrichtungen müssen
regelmäßig Wiederkehrenden Prüfungen im
Hinblick auf ihre Funktionsfähigkeit unterzogen werden. Die Prüffristen sind entsprechend der sicherheitstechnischen Bedeutung der zu schützenden Einrichtung festzulegen.

3.2.1 (22)

Zur Bekämpfung von Bränden ist eine ausreichend leistungsfähige Werkfeuerwehr
nach Landesrecht aufzustellen, auszurüsten und zu unterhalten. Neben dieser ist
auch die zuständige anlagenexterne Feuerwehr mit den Räumlichkeiten der Anlagensowie den besonderen Gegebenheiten
eines Kernkraftwerks vertraut zu machen.
Diese Einweisung ist regelmäßig zu wiederholen. Einsatzübungen sind in ausreichenden Abständen durchzuführen.

3.2.1 (23)

Es ist sicherzustellen, dass auch im Brandbekämpfungsfall alle erforderlichen Maßnahmen zur Gewährleistung des sicheren
Betriebs und zur Beherrschung der Ereignisse der Sicherheitsebenen 3 und 4adurchgeführt werden können.

3.2.2

Anlageninterne Überflutung

3.2.2 (1)Durch geeignete Maßnahmen oder Einrichtungen sind unzulässige Auswirkungen anlageninterner Überflutungen zu verhindern.
Zu diesen Maßnahmen und Einrichtungengehören:Durch geeignete Maßnahmen oder Einrichtungen ist sicherzustellen, dass auch im
Brandfall Energieversorgungs-, Signal- und
Steuerkabel nicht unzulässig beeinträchtigt
werden.
3.2.1 (14)3.2.1 (15)3.2.1 (16)3.2.1 (17)

Bei der Auswahl und Installation der aktiven
und passiven Brandschutzmaßnahmen sinddie im Kontrollbereich vorhandenen
Beschränkungen zu beachten.
Für den Brandfall ist, insbesondere in
Anlagenbereichen mit Sicherheitseinrichtungen und in Kontrollbereichen, durch geeignete Einrichtungen oder Maßnahmeneine zuverlässige, schnelle Branderkennung und Alarmierung sicherzustellen.
Es ist sicherzustellen, dass durch geeignete
Einrichtungen und/ oder Maßnahmen zur
Branderkennung, -alarmierung und-bekämpfung Brände im Sicherheitsbehälter
auch ohne Entrauchung sicher und schnell
lokalisiert und wirksam bekämpft werden
können.
Durch geeignete Maßnahmen und Einrichtungen für eine frühzeitige Gefahrenerkennung, Gefahrenmeldung und Aufforderung
zur Flucht sowie geeignete Vorkehrungenfür einen schnellen Flucht- und Rettungsvorgang über Rettungswege ist sicherzustellen, dass Personen im Gefahrenfall
schnell und sicher ins Freie gelangen und
von außen gerettet werden können.

3.2.2 (2)3.2.1 (18)

Innerhalb der Gebäude sind Rettungswege
anzuordnen. Diese müssen so vor Brandeinwirkungen geschützt werden, dass sie
ausreichend lange zur Verfügung stehen,um die Selbstrettung, die Fremdrettung vonPersonen, die Brandbekämpfung sowie
sicherheitstechnisch erforderliche Personalhandlungen zu ermöglichen.

3.2.1 (19)

Ortsfeste Löschanlagen sind grundsätzlich
automatisch auszulösen. Fernbediente oderörtlich manuell auszulösende Löschanlagensind zulässig, wenn die möglichen Brand--hochwertige Ausführung der Medium
führenden Systeme und Komponenten,-

präzise Vorgaben für Instandhaltungsmaßnahmen an Medium führenden
Systemen und Komponenten, insbesondere bei solchen mit hohemÜberflutungspotential,-

hohe Zuverlässigkeit gegen Fehlauslösungen automatisch auszulösenderortsfester Löschanlagen.

Mögliche auslösende Ereignisse für eineÜberflutung innerhalb der Anlage sind im
Rahmen einer Überflutungsanalyse zu identifizieren (z. B. Lecks, Aktivierung eines
Löschsystems, menschliche Fehlhandlung,
Absturz oder Anstoßen von Lasten, Inbetriebnahme eines Systems nach Instandhaltungsmaßnahmen oder nach Anlagenänderungen mit fälschlicherweise nicht eingebauten Absperreinrichtungen). Als Grundlage für die Auslegung von Vorsorgemaßnahmen dürfen abdeckende Ereignisse
definiert werden.

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3.2.2 (3)3.2.2 (4)3.2.2 (5)3.2.2 (6)3.2.2 (7)Stand 02/22

Ansammlungen von Wasser auf hoch gelegenen Strukturen (z. B. Kabelpritschen mit
ungenügender Entwässerung) sind in dieÜberflutungsanalysen einzubeziehen.
Den Möglichkeiten einer Verstopfung von
Entwässerungsstrukturen oder einer Verlagerung von Gegenständen sowie des Anschwemmens von Partikeln ist Rechnungzu tragen.
Bei der Ermittlung der Überflutungshöheund der mechanischen Einwirkung auf
Komponenten oder Barrieren ist eine mögliche Wellenbildung zu berücksichtigen.
Für alle unterstellten Überflutungsereignisse ist der zu erwartende Zeitverlauf desWasserstands im unmittelbar betroffenen
Raum und in den möglicherweise betroffenen angrenzenden Räumen zu berücksichtigen.
Neben den direkten Auswirkungen einerÜberflutung sind auch indirekte Effekte wie
der Anstieg der Luftfeuchtigkeit zu berücksichtigen.

3.2.2 (8)Ein möglicher Druckanstieg durch den Kontakt von Wasser mit heißen Komponenten
ist zu berücksichtigen.

3.2.2 (9)Für die zu unterstellenden Überflutungsereignisse müssen Maßnahmen und Einrichtungen zur Verhinderung einer unzulässigen Beeinträchtigung der Einrichtungendes Sicherheitssystems vorhanden sein.
Hierbei sind insbesondere die folgenden
Maßnahmen und Einrichtungen entsprechend einem gestaffelten Vorgehen zu
berücksichtigen:3.2.2 (10)-die Sumpfansaugleitungen und deren
Absperrarmaturen,-

Systeme mit einem hohen Nachspeisepotential und deren Absperreinrichtungen,-Einrichtungen zur Verhinderung von redundanzübergreifenden Überflutungenim Ringraum von DWR-Anlagen sowie-

Instandhaltungsarbeiten im Bodenbereich des Reaktordruckbehälters von
SWR-Anlagen.

3.2.3

Komponentenversagen mit potentiellen
Auswirkungen auf sicherheitstechnischwichtige Einrichtungen3.2.3 (1)Sofern ein Komponentenversagen und eine
daraus resultierende Gefährdung von Einrichtungen des Sicherheitssystems nicht
verhindert werden kann, sind Vorkehrungenzum Schutz dieser Einrichtungen vorzusehen.

3.2.3 (2)Alle potentiellen sicherheitstechnisch relevanten Quellen für umherfliegende (hochenergetische) und fallende Bruchstücke(Trümmer) sind zu identifizieren und die Parameter (insbesondere Geometrie, Masse
und Trajektorie) der bei einem Versagen zu
erwartenden Bruchstücke sind zu analysieren oder konservativ abzuschätzen.
Als potentielle Quellen für solche Bruchstücke sind insbesondere zu berücksichtigen:-das Versagen von Behältern, Rohrleitungen und sonstigen Komponenten
mit hohem Energieinhalt,

Hinweis: Zu den Leck- und Bruchannahmen
siehe in den „Sicherheitsanforderungenan Kernkraftwerke“, Anhang 2, dort Anlage 2.

-

Lecküberwachungseinrichtungen,-

Maßnahmen zur Feststellung und
Isolierung von Leckstellen,-

erhöhte Aufstellung von sicherheitstechnisch wichtigen Komponenten,-

das Versagen beweglicher Armaturenteile,-bauliche Einrichtungen (z. B. Auffangwannen, Abschottungen) um sicherheitstechnisch wichtige Komponenten,-

der Auswurf eines Steuerelementsoder Steuerstabs und--Doppelrohrausführungen,-

Schwellen oder gleichwertige Einrichtungen zur Verhinderung der Ausbreitung von Wasser, insbesondere in
Räume benachbarter Redundanten,

das Versagen rotierender Komponententeile (z. B. Schwungradversagen derHauptkühlmittelpumpen, Turbinenschaufeln, Turbinenwelle).

-

aktive oder passive Einrichtungen zur
Entwässerung,-organisatorische Maßnahmen für den
Fall einer Überflutung.

Werden Instandhaltungsmaßnahmen an
Einrichtungen zur Vermeidung von Überflutungsereignissen durchgeführt, so istsicherzustellen, dass deren Funktion, sofern erforderlich, auch während der Instandhaltungsmaßnahme gewährleistet bleibtoder vorsorglich durch anderweitige Maßnahmen vollwertig kompensiert wird. Insbesondere sind im Zusammenhang mit Instandhaltungsmaßnahmen zu berücksichtigen:3.2.3 (3)Die bestimmungsgemäße Funktion der Einrichtungen des Sicherheitssystems ist gemäß Nummer 1 (2) bei Einwirkungen aufgrund eines unterstellten Komponentenversagens sicherzustellen. Mögliche Einwirkungen aufgrund eines Komponentenversagens sind:-direkte mechanische Einwirkungen(Reaktionskräfte, schlagende Rohrleitungen),-hochenergetische Bruchstücke,-Strahlkräfte,-anlageninterne Überflutung,-erhöhte Luftfeuchtigkeit,-

physikalische oder chemische Einwirkungen,

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3.2.3 (4)3.2.3 (5)3.2.3 (6)3.2.3 (7)Stand 02/22-

Druckdifferenzen (statisch und dynamisch),-erhöhte Raumtemperatur und-erhöhter Strahlenpegel.

werke“, Anhang 2, dort Anlage 2 ein doppelendiger Bruch zu unterstellen ist, sind
Maßnahmen zum Schutz gegen Einwirkungen durch Strahl- und Reaktionskräfte auf
sicherheitstechnisch wichtige Einrichtungengemäß Nummer 3.2.3 (6) unter Berücksichtigung folgender Aspekte zu treffen:

Soweit erforderlich, ist bei diesen Einwirkungen auch die Standsicherheit vonAnlagenteilen sicherzustellen.
Die folgenden Maßnahmen und Einrichtungen zum Schutz gegen Einwirkungen aus
einem Komponentenversagen sind dabei in
Betracht zu ziehen:-geeignete Orientierung der als potentielle Quelle von Bruchstücken identifizierten Komponenten im Raum,-

geeignete räumliche Anordnung der als
potentielle Ziele von Bruchstücken
identifizierten Einrichtungen desSicherheitssystems,

3.2.3 (9)3.2.3 (10)Richtung des Rohrausschlags,-

betroffene sicherheitstechnisch wichtige Einrichtungen,-kinetische Energie,-

Anteil der Energie, der von einer betroffenen Komponente aufgenommen
wird,

-

Wirksamkeit von Ausschlagsicherungen und-mögliche Folgewirkungen bei der Einwirkung auf andere Komponenten.

-

Wahl der Gebäudeanordnung derart,
dass die Einrichtungen des Sicherheitssystems nicht innerhalb der wahrscheinlichen Flugrichtung möglicher
Bruchstücke des Turbosatzes liegen;dies gilt auch für Mehrblockanlagen(siehe auch Nummer 3.2.8),

3.2.4

Leck/ Bruch im Frischdampf- oder Speisewassersystem sowie in anderen hochenergetischen Rohrleitungen im Ringraum undin der Armaturenkammer (DWR) bzw. zwischen Sicherheitsbehälter und erster Absperrmöglichkeit außerhalb des Sicherheitsbehälters (SWR)-

bauliche Einrichtungen zum Ablenken
oder Zurückhalten von Trümmern,

3.2.4 (1)

Die Auswirkungen von Lecks-

Ausschlagsicherungen,-

Doppelrohrkonstruktionen bei hochenergetischen Rohrleitungen.

-im Ringraum und in der Armaturenkammer (DWR) an Frischdampf oder
Speisewasser führenden Rohrleitungen,

Schäden am Sicherheitssystem, an Notstandseinrichtungen und weiteren für die
Sicherheit der Anlage erforderlichen Einrichtungen durch Rohrausschläge sind vorzugsweise durch bauliche Einrichtungen an
den Rohrleitungen zu verhindern.

-

im Bereich zwischen Sicherheitsbehälter und erster äußerer Absperrmöglichkeit (SWR) an Frischdampf oder Speisewasser führenden Rohrleitungen,-an einer Dampferzeugerabschlämmleitung (DWR) oder

Sofern das Versagen rotierender Komponenten mit sicherheitstechnisch relevanten
Auswirkungen zu unterstellen ist, sind-an einer anderen hochenergetischen
Leitung-zuverlässige Einrichtungen zur Drehzahlbegrenzung sowie-

Schwingungsüberwachungen zur Erkennung sich anbahnender Schäden(z. B. durch Unwuchten)

dürfen nicht zu unzulässigen Beeinträchtigungen des Sicherheitsbehälters, einschließlich der Durchführungen, sowie vonden im Bereich zwischen Sicherheitsbehälter und Reaktorgebäude (Ringraum) und in
der Armaturenkammer (DWR) installierten
Einrichtungen des Sicherheitssystems, Notstandseinrichtungen und weiteren für die
Sicherheit erforderlichen Einrichtungen oderzu einer unzulässigen Freisetzung radioaktiver Stoffe führen.

vorzusehen.
3.2.3 (8)-Durch geeignete Maßnahmen oder Einrichtungen ist sicherzustellen, dass die
Schwungräder der Hauptkühlmittelpumpen(DWR) beim Kühlmittelverluststörfall nicht
infolge zu hoher Drehzahl zerstört werden.
Bei der Auslegung baulicher Einrichtungenzum Schutz vor hochenergetischen Bruchstücken sind sowohl das lokale (z. B.
Penetration, Abplatzungen) als auch das
globale Trag- und Verformungsverhalten
der baulichen Einrichtung beim Aufprallhochenergetischer Bruchstücke zu berücksichtigen.
Sofern hinsichtlich der Beherrschung vonStrahl- und Reaktionskräften gemäß den„Sicherheitsanforderungen an Kernkraft-

3.2.4 (2)Unzulässige Auswirkungen sind z. B. durch
Doppelrohrkonstruktionen zu beherrschenoder durch entsprechende Auslegung derRohrleitungen in diesem Bereich zu
verhindern.
Hinweis: Siehe auch in den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“, Anhang 2,
Ereignisse D3-06 sowie S3-26.

3.2.5

Absturz und Anprall von Lasten mit potentieller Gefährdung sicherheitstechnisch wichtiger Einrichtungen3.2.5 (1)

Lasten, die mit Hebe- oder Transportmitteln
gehandhabt werden und deren Absturz zum
Ausfall von sicherheitstechnisch wichtigen

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Einrichtungen oder zur Freisetzung radioaktiver Stoffe führen kann, sind zu identifizieren. Zu identifizieren sind auch Lasten, diedurch das Umkippen schwerer und das Anschlagen pendelnder Gegenstände, insbesondere auch von Transport- und Lagerbehältern, entstehen.
3.2.5 (2)Als Ursache für Abstürze von Lasten sindauch Bedienungs- sowie Instandhaltungsfehler am Hebezeug sowie an dessen
Trag-, Lastaufnahme- und Lastanschlagmitteln zu betrachten.

Stand 02/22
3.2.6.2 (4)Temporär vorhandene potentielle elektromagnetische Störquellen wie zum Beispiel
Mess- und Prüfgeräte, Schweißgeräte oder
Mobiltelefone, sind zu berücksichtigen.

3.2.6.2 (5)Störungsbedingte elektromagnetische
Wechselwirkungen (Kurzschluss, Lichtbogen) sind zu berücksichtigen.

3.2.6.3

Qualifizierung der Einrichtungen hinsichtlichdes Schutzes vor unzulässigen elektromagnetischen Einwirkungen3.2.6.3 (1)Für die in Nummer 3.2.6.1 (1) genannten
Einrichtungen, die durch elektromagnetische Einwirkungen beeinträchtigt werden
können, ist durch Prüfungen nachzuweisen,
dass deren elektromagnetische Verträglichkeit in ihrem Einsatzumfeld gegeben ist(EMV-Nachweis).

3.2.5 (3)Ein Lastabsturz mit unzulässigen Folgen ist
zu verhindern.

3.2.6

Elektromagnetische Einwirkungen3.2.6.1

Schutz vor elektromagnetischer Störeinwirkung
3.2.7

3.2.6.1 (1)Das Sicherheitssystem, die Notstandseinrichtungen und weitere für die Sicherheit erforderliche Einrichtungen müssen in ihrem
elektromagnetischen Umfeld zuverlässig
wirksam sein.

Kollision von Fahrzeugen auf dem Anlagengelände mit sicherheitstechnisch wichtigen
baulichen Anlagenteilen, Systemen oder
Komponenten

3.2.7 (1)Die elektromagnetische Verträglichkeit(EMV) der in Nummer 3.2.6.1 (1) genannten Einrichtungen ist mittels einer Analyse(EMV-Analyse) nachzuweisen. Diese umfasst unter anderem die elektromagnetische
Störaussendung, die Störfestigkeit der
Komponenten, die Eigenstörfestigkeit unddie notwendigen Prüfungen.

Sicherheitstechnisch wichtige bauliche Anlagenteile, Systeme oder Komponenten auf
dem Anlagengelände sind so auszulegenoder durch bauliche Einrichtungen so zu
schützen, dass sie durch Kollisionen mit
Fahrzeugen auf dem Anlagengelände inihrer sicherheitstechnischen Funktion nicht
beeinträchtigt werden.

3.2.8

Gegenseitige Beeinflussung von Mehrblockanlagen3.2.8 (1)Einwirkungen von innen dürfen nicht zu unzulässigen Beeinträchtigungen der Sicherheit eines Nachbarblocks führen.

3.2.9

Anlageninterne Explosionen

3.2.9.1

Allgemeine Anforderungen3.2.9.1 (1)Die bestimmungsgemäße Funktion der Einrichtungen des Sicherheitssystems ist durch
geeignete Maßnahmen oder Einrichtungendes Explosionsschutzes sicherzustellen.

3.2.9.1 (2)Durch geeignete Maßnahmen oder Einrichtungen innerhalb und außerhalb von Gebäuden ist eine Verhinderung anlageninterner chemischer und physikalischer Explosionen sicherzustellen, sofern die verursachenden Stoffe in relevanten Mengen im
Bereich der Anlage gelagert oder gehandhabt werden oder entstehen können.

3.2.9.1 (3)Die Explosionsschutzmaßnahmen sind sozu planen und auszuführen, dass eine gestaffelte Abwehr realisiert wird. Die Maßnahmen und Einrichtungen sollen

3.2.6.1 (2)3.2.6.1 (3)Während der Betriebsdauer der Anlage sind
sowohl das Auftreten neuer als auch die
Veränderung vorhandener Störquellen zu
verfolgen und zu analysieren. Der Schutz
der in Nummer 3.2.6.1 (1) genannten Einrichtungen vor elektromagnetischen
Störeinflüssen ist bei sich gegebenenfalls
verändernden Umgebungsbedingungenanzupassen.

3.2.6.2

Begrenzung elektromagnetischer Störaussendung

3.2.6.2 (1)Mögliche elektromagnetische Störquellen
innerhalb der Anlage, deren Einfluss auf diein Nummer 3.2.6.1 (1) genannten Einrichtungen nicht vermieden werden kann, sindzu identifizieren und die möglichen Einflüsse aus diesen Quellen sind zu bewerten. Soweit möglich, erfolgt die Analyse auf
Grundlage abdeckender Störquellen. Die
aus dem Betrieb der Störquellen resultierenden Umgebungsbedingungen am Einsatzort dieser Einrichtungen sind zu ermitteln.

3.2.6.2 (2)3.2.6.2 (3)Elektromagnetische Störungen sind so zu
begrenzen, dass eine ordnungsgemäße
Funktion der in Nummer 3.2.6.1 (1) genannten Einrichtungen gewährleistet ist.
Zur Begrenzung elektromagnetischer Einflüsse aus anlageninternen Störquellen sind
Maßnahmen und Einrichtungen zum Schutz
der Leittechnik gemäß ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung vorzusehen (z. B. Abschirmung, Entkopplung, Erdung, räumliche
Trennung).

-

die Entstehung eines explosionsfähigen Gemisches verhindern,-die Zündung eines dennoch entstandenen explosiven Gemisches verhindern
und-die Auswirkungen einer Explosion soweit begrenzen, dass keine unzulässigen sicherheitstechnischen Auswirkungen auftreten.

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3.2.9.1 (4)3.2.9.1 (5)3.2.9.1 (6)3.2.9.1 (7)3.2.9.1 (8)Stand 02/22

Ist die Bildung explosionsfähiger Gemischenicht zu verhindern, so ist durch geeignete
Maßnahmen oder Einrichtungen sicherzustellen, dass Ein-richtungen des Sicherheitssystems infolge einer Explosion desGemisches nicht unzulässig beeinträchtigt
werden. Zu diesen Maßnahmen und Einrichtungen gehören:Minimierung der Auswirkungen von Radiolysegasreaktionen vorzusehen.
3.2.9.2 (2)Bei den nach Nummer 3.2.9.2 (1) vorzusehenden Maßnahmen und Einrichtungensind alle Systembereiche zu berücksichtigen, die mit Reaktorkühlmitteldampf beaufschlagt werden können.

-

Minimierung der Menge explosionsfähiger Gemische,

3.2.9.2 (3)-Entfernung aller möglichen Zündquellen, gegebenenfalls Kapselung
unvermeidbarer Zündquellen (Ausnahme: Einrichtungen zum Abbau
explosionsfähiger Gemische),Bei der Bestimmung betroffener Systembereiche sind alle Betriebszustände, Betriebsvorgänge und gestörten Zustände zu berücksichtigen. Insbesondere ist die
Ansammlung von Radiolysegas durch Kondensation von Radiolysegas führendem
Dampf an kalten Medien zu berücksichtigen.

-geeignete Belüftung und

3.2.9.2 (4)-Verwendung von Einrichtungen und
Werkzeugen, insbesondere von elektrischen Geräten, die für den Einsatz in
explosionsfähigen Gemischen qualifiziert sind.

Sind Radiolysegasansammlungen aus verfahrenstechnischen Gründen nicht zu verhindern, so sind zur Ermittlung der zu treffenden Vorsorgemaßnahmen Radiolysegasansammlungen sowie Radiolysegasreaktionen zu postulieren.

Die Auswirkungen einer unterstellten
Explosion sind zu minimieren, durch
Maßnahmen und Einrichtungen wie:-

Druckentlastungseinrichtungen,-Einhalten von Sicherheitsabständen zu
Einrichtungen des Sicherheitssystems
und-Schutzeinrichtungen, wie z. B. Trennwände.

Alle unterstellten Explosionen sind hinsichtlich ihrer Auswirkungen auf Ein-richtungendes Sicherheitssystems zu bewerten.
Ist die Vorhaltung explosionsfähiger Stoffe
auf dem Anlagengelände erforderlich, sosind folgende Grundsätze zu beachten:-

Die Menge explosionsfähiger Stoffe ist
zu minimieren.

-

Es ist für eine sachgerechte Lagerungzu sorgen.

-

Es ist ein ausreichender Abstand zu
möglichen Zündquellen einzuhalten.

-

Brand- und Gasmeldeeinrichtungen sowie gegebenenfalls automatisch auszulösende Löschanlagen am Lagerungsort sind vorzusehen.

Der Reaktionsdruck sowie die Auswirkungen auf Einrichtungen des Sicherheitssystems durch Bruchstücke und Druckwellen sowie durch Kühlmittelverlust,
Strahlkräfte, erhöhte Strahlenpegel,
Reaktionskräfte, Temperatur und Feuchte
sind zu ermitteln.
3.2.9.2 (5)Die Wirksamkeit der getroffenen Maßnahmen und Einrichtungen ist kontinuierlich zuüberwachen oder durch wiederkehrende
Prüfungen nachzuweisen.

3.2.9.2 (6)Passiv wirkende Vorkehrungen zur Gewährleistung einer gerichteten Durchströmung sind gegenüber Zwangsdurchströmungen zu bevorzugen.

3.2.9.3

Verhinderung zündfähiger Wasserstoffgemische im Sicherheitsbehälter

3.2.9.3.1

Allgemeine Anforderungen
Im bestimmungsgemäßen Betrieb (Sicherheitsebenen 1 und 2) sowie bei Ereignissen
der Sicherheitsebene 3 ist zur Verhinderung
einer Wasserstoffexplosion oder eines
Wasserstoffbrandes im Sicherheitsbehälter
sowohl integral als auch lokal ein Abstandzur Zündgrenze des Wasserstoffs (4 %Wasserstoff in Luft) durchgehend einzuhalten. Alle Quellen der Wasserstofferzeugung
sind zu berücksichtigen.

Es sind Druckwellen zu berücksichtigen,deren Ursache nicht in einer chemischen
Explosion liegt.

Hinweis: Die bei der Bestimmung der Wasserstoffbildung und Freisetzung zu berücksichtigenden Vorgaben bei Kühlmittelverluststörfällen sind in den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“, Anhang 5, dort Anlage 1
enthalten.

Hinweis: Dazu gehören beispielsweise Druckwellen resultierend aus Lichtbögen inelektrischen Mittel- und Hochspannungsschaltanlagen.

3.2.9.2

Verhinderung unzulässiger Auswirkungenvon Radiolysegasreaktionen in Systemen
und Komponenten
Hinweis: Die nachfolgenden Anforderungengelten vorrangig für Anlagen mit Siedewasserreaktoren.

3.2.9.2 (1)Es sind geeignete Maßnahmen und Einrichtungen zur Verhinderung von Radiolysegasansammlungen und gegebenenfalls zur

3.2.9.3.2

Überwachung der Wasserstoffkonzentrationin Räumen des Sicherheitsbehälters nach
Kühlmittelverluststörfällen

3.2.9.3.2 (1) Es muss ein Messsystem vorhanden sein,
welches auch unter den nach einem Kühlmittelverluststörfall zu erwartenden Bedingungen eine zuverlässige zeitliche Bestimmung der Wasserstoffverteilung innerhalb

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Stand 02/22

der vorrangig beaufschlagten Bereiche desSicherheitsbehälters sicherstellt.

möglich, am Sicherheitsbehälter
liegen. Der Aufstellungsrt und die
Räume, durch die die Zu- und Ableitungen des Rekombinatorsystems geführt werden, müssen
über Aerosol- und Jodfilter entlüftet werden, um unzulässige radioaktive Freisetzungen über eventuelle Leckagen zu verhindern. Die
Rohrleitungen sind entsprechendabzuschirmen.

3.2.9.3.2 (2) Auf Basis geeigneter Rechenverfahren sind
Messstellen festzulegen, die eine zuverlässige Überwachung der Wasserstoffkonzentration ermöglichen.
3.2.9.3.2 (3) An den Messstellen zur Bestimmung derWasserstoffkonzentration ist auch die Temperatur im Sicherheitsbehälter zu messen.
3.2.9.3.3

Verhinderung von zündfähigen Wasserstoffkonzentrationen nach Kühlmittelverluststörfällen

3.2.9.3.3 (1) Für Maßnahmen und Einrichtungen zur
Verhinderung zündfähiger Wasserstoffkonzentrationen in der Sicherheitsbehälteratmosphäre nach einem Kühlmittelverluststörfall gelten folgende Grundsätze:--Ergeben die Berechnungen, dass lokal
die Wasserstoffkonzentration im
Sicherheitsbehälter auf Werte oberhalb
der Zündgrenze ansteigen kann, sosind Einrichtungen vorzusehen, dieeine ausreichende Zwangsdurchmischung der Sicherheitsbehälteratmosphäre sicherstellen.
Ergibt die Berechnung der integralen
Wasserstoffkonzentration, dass ohne
das Vorhandensein von Wasserstoffabbaumaßnahmen ein Erreichen derZündgrenze langfristig nicht verhindert
werden kann, gilt Folgendes:
(i)

(ii)

Die Abbaurate der Einrichtungenzur Rekombination ist so zu bemessen, dass die integrale
Wasserstoffkonzentration bei
maximaler Vorbelastung durch
Wasserstoff insbesondere aus derZr-H2O-Wasser-Reaktion stets
unter der Zündgrenze bleibt.
Durch die Auslegung der Einrichtungen zur Rekombination ist einezuverlässige Verfügbarkeit undFunktion, auch unter den Bedingungen, die zum Zeitpunkt der
notwendigen Aktivierung innerhalb
des Sicherheitsbehälters herrschen, zu gewährleisten. Es ist
nachzuweisen, dass die unter
konservativen Randbedingungenermittelte Spaltproduktbeladung
der Einrichtungen zur Rekombination durch luftgetragene Halogene
und flüchtige Feststoffe und die
dar-aus resultierende Temperaturänderung in den Einrichtungenzur Rekombination deren Funktion
unter radiologischen und sicherheitstechnischen Gesichtspunkten
nicht unzulässig beeinträchtigen.

(iii) Der Aufstellungsort der Einrichtungen zur Rekombination außerhalb
des Sicherheitsbehälters soll im
Hinblick auf die Möglichkeit, dassnach Störfällen u. U. erhebliche
Aktivitätsmengen aus dem Sicherheitsbehälter in den Rekombinatorstrang verlagert werden, so nah
wie von der Zugänglichkeit her

3.2.9.3.3 (2) Aktive Maßnahmen müssen vor Erreichen
einer Wasserstoffkonzentration von 4 %Volumengehalt in Betrieb genommen werden können. Die Ansteuerung darf vonHand erfolgen.
3.2.9.3.3 (3) Im Rahmen der Nachweisführung zur Störfallbeherrschung darf ein Spülen desSicherheitsbehälters (Einspeisen und
Abgabe aus dem Sicherheitsbehälter) als
Maßnahme zur Verringerung der integralen
Wasserstoffkonzentration nicht kreditiert
werden.
4

Anforderungen zur Beherrschung von Einwirkungen von außen sowie von Notstandsfällen

4.1

Allgemeine Anforderungen4.1 (1)

Die naturbedingten und zivilisatorischen
Einwirkungen von außen sind standortspezifisch zu erfassen und hinsichtlich sichgegebenenfalls verändernder Bedingungenregelmäßig zu überprüfen.
Hinweis: Beachte hierzu auch in den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“
die Nummern 2.4 und 4.2 sowie in Anhang 5 zu den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ die Nummern
3.2.1 (3) und (4).

4.1 (2)Bei den gemäß Nummer 4.1 (1) erfassten
Einwirkungen ist sicherzustellen, dass alle
Einwirkungen in die Analyse einbezogen
werden. Falls eine Einwirkung abdeckend
für andere Einwirkungen ist, ist dies auszuweisen. Nach Änderungen von Maßnahmenoder Einrichtungen, die gegen eine abdeckende Einwirkung vorgesehen sind, ist die
fortbestehende Eignung der Maßnahmenoder Einrichtungen erneut nachzuweisen.

4.1 (3)Bei der Auslegung der Maßnahmen oder
Einrichtungen sind für jede zu betrachtende
Einwirkung die Auswirkungen auf die
Anlage unter Berücksichtigung des zeitlichen Verlaufs der Einwirkung und aller zu
erwartenden Folgewirkungen (wie z.B.
Überlagerung mit Berstdruckwelle infolge
von Behältern mit großem Energieinhalt imMaschinenhaus bei Erdbeben) im Rahmeneines Schutzkonzeptes zu ermitteln und zu
berücksichtigen.

4.1 (4)

Das gegen Einwirkungen von außen und
aus Notstandsfällen vorgesehene Schutzkonzept ist in überprüfbarer Form zu dokumentieren. Die Dokumentation ist aktuell zu
halten. Die Dokumentation hat mindestens
eine Auflistung der berücksichtigten Einwirkungen sowie den Nachweis der Eignung
und ausreichenden Zuverlässigkeit der getroffenen Maßnahmen oder Einrichtungenzu enthalten.

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4.1 (5)

Grundsätzlich ist durch die Maßnahmen
und Einrichtungen ein permanent wirkender
Schutz zu verwirklichen. Für Einwirkungenvon außen mit ausreichend langsamer zeitlicher Entwicklung kann von zusätzlichen
temporären Einrichtungen Kredit genommen werden.

4.1 (6)

Einwirkungen von außen sowie aus Notstandsfällen und sich daraus ergebende
Beanspruchungen sind grundsätzlich mit
den spezifizierten statischen und dynamischen betrieblichen Beanspruchungen für
die jeweiligen Anlagenteile zu kombinieren.
Bei kurzzeitigen und sich nicht häufig wiederholenden betrieblichen Beanspruchungen oder Anlagenzuständen kann davon
abgewichen werden, sofern nicht ein gleichzeitiges Eintreten auf Grund der Wahrscheinlichkeit und des Schadensausmaßes
in Betracht zu ziehen ist.

4.1 (7)4.1 (8)

Die Standsicherheit der Transport- und
Lagerbehälter ist für alle Abstellpositionen
grundsätzlich auch bei Einwirkungen vonaußen sowie aus Notstandsfällen zu
gewährleisten. Ausnahmen beschränken
sich auf kurzzeitige, unvermeidbare Abstellungen des Behälters während des Transport- und Handhabungsvorgangs. Die Abstelldauer auf diesen Positionen ist auf die
erforderliche Zeit zu begrenzen.

Stand 02/22
deterministischer und probabilistischer seismologischer Standortgefährdungsanalysen
zu ermitteln. Für das Bemessungserdbebensind die Intensität und entsprechend denzugehörigen seismotektonischen Bedingungen auch maßgebende Magnituden-, Entfernungs- und Herdtiefenbereiche zur Ermittlung der ingenieurseismologischen
Kenngrößen anzugeben. Unabhängig vonstandortspezifischen Festlegungen ist bei
der Auslegung mindestens die Intensität VI
EMS/ MSK zu Grunde zulegen.
4.2.1.1 (2)In Bezug auf die Auslegungsanforderungenan Sicherheitseinrichtungen für den Falleines Bemessungserdbebens gelten die
diesbezüglichen Regelungen in Nummer
2.4 der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“.

4.2.1.1 (3)Neben der Schwingungsanregung von baulichen Anlagenteilen, Systemen und Komponenten sind hierbei auch Untergrundveränderungen (z. B. Bodenverflüssigung
oder Setzung) zu berücksichtigen.

4.2.1.1 (4)Die Anlagenauslegung muss sicherstellen,
dass das Versagen von nicht gegen Erdbeben ausgelegten Einrichtungen keine
unzulässigen Auswirkungen auf die zur
Beherrschung des Bemessungserdbebens
benötigten Sicherheitseinrichtungen hat, d.
h. dass die erforderliche Wirksamkeit und
Zuverlässigkeit dieser Sicherheitseinrichtungen gewährleistet bleibt.

Es ist sicherzustellen, dass Einwirkungenvon außen sowie aus Notstandsfällen die
Zugänglichkeit der Anlage und die Durchführbarkeit sicherheitstechnisch relevanter
Maßnahmen, z. B. Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes oder Feuerwehreinsätze, nicht derart beeinträchtigen,dass diese im benötigten Umfang nicht
mehr wirksam durchgeführt werden können.

4.1 (9)

Kontinuierlich oder kurzfristig sich verändernde Parameter von Einwirkungen vonaußen sowie abgeleitete Prognosen zur
weiteren Entwicklung der für die Sicherheit
relevanten Parameter sind zu verfolgen undvoraus-schauend zu berücksichtigen (z. B.
Wasserstand und -temperatur im Vorfluter).

4.1 (10)Es sind, sofern zutreffend, Grenzwerte undvorgelagerte spezifizierte Werte (Interventionswerte) zu definieren, bei deren Überschreitung rechtzeitig Maßnahmen einzuleiten sind.

4.1 (11)

Nach einer Einwirkung, die einen Interventionswert überschritten hat, ist zu überprüfen, ob sich unzulässige Auswirkungen auf
sicherheitstechnisch wichtige Anlagenteile
ergeben haben.

4.1 (12)Während lang anhaltender Einwirkungensind sicherheitstechnische Überprüfungenin angemessenen Abständen durchzuführen.

4.2

Ereignisspezifische Anforderungen

4.2.1

Naturbedingte Einwirkungen4.2.1.1

Erdbeben

4.2.1.1 (1)Für den Standort sind ein Bemessungserdbeben und die zugehörigen Einwirkungen auf der Grundlage der Ergebnisse

Hinweis: Hinsichtlich der beim Bemessungserdbeben zu berücksichtigenden
Folgeereignisse siehe in den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“, Anhang 2 insbesondere die
Ereignisse D3-39, S3-36, B3-07.

4.2.1.1 (5)Für die Druckführende Umschließung desReaktorkühlmittels und für die Äußeren
Systeme, die für die Erfüllung der Schutzziele benötigt werden, ist das Verhaltenbeim Bemessungserdbeben anhand einer
strukturdynamischen Analyse zu bewerten
und die Erfüllung der Schutzziele sicherzustellen. Eine gleichzeitige Überlagerung derEinwirkungen aus einem Bemessungserdbeben und einem Leck an der Druckführenden Umschließung ist aufgrund ihrer Auslegung und Ausführung nicht zu unterstellen. Eine gleichzeitige Überlagerung eines
Lecks an Äußeren Systemen ist nicht zu
unterstellen, wenn diese gegen Erdbebenausgelegt sind.

4.2.1.1 (6)Bei der Nachweisführung der Sicherstellung
der dauerhaften Unterkritikalität nach einem
Bemessungserdbeben darf beim DWR neben den gegen das Bemessungserdbebenausgelegten Borierungseinrichtungen auchvon der Wirksamkeit der Reaktorschnellabschaltung Kredit genommen werden. Bei
der Nachweisführung ist das Einzelfehlerkonzept anzuwenden.

4.2.1.1 (7)Bei einem Bemessungserdbeben ist die
Einhaltung der der Sicherheitsebene 3 zugeordneten radiologischen Sicherheitszielenachzuweisen.

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4.2.1.1 (8)Stand 02/22

Es ist eine seismische Instrumentierung zu
installieren, anhand derer die ingenieurseismologischen Parameter relevanter Erdbeben festgestellt werden können. Die seismische Instrumentierung muss in der Lagesein, mehrere aufeinanderfolgende Beben
aufzuzeichnen (Vor-, Haupt- und Nachbeben) und eine Überschreitung von Grenzwerten für das Inspektionsniveau der Anlage zuverlässig anzuzeigen. Anhand derAufzeichnungen der seismischen Instrumentierung muss eine Aussage hinsichtlichaller Sicherheitseinrichtungen möglich sein.
Die seismische Instrumentierung muss
einen Vergleich zwischen dem Auslegungsspektrum und den Antwortspektren
registrierter Erdbeben ermöglichen.

4.2.1.1 (9)In den Betriebsvorschriften sind Grenzwerteder seismischen Belastung festzulegen, bei
deren Überschreitung Anlagenkontrollen
und gegebenenfalls Maßnahmen (z. B. Abfahren der Anlage, Prüfung des Anlagenzustands) einzuleiten sind. Es ist sicherzustellen, dass dem Betriebspersonal die relevanten Werte aus der seismischen Instrumentierung zur Verfügung stehen und eine Alarmierung bei der Überschreitung festgelegter
Grenzwerte erfolgt.

4.2.1.2

Überflutung

4.2.1.2 (1)Die möglichen Ursachen für eine Überflutung sind standortspezifisch zu ermitteln
und zu berücksichtigen. Für Hochwasserereignisse aufgrund hoher Wasserstände
im Vorfluter sind ein Bemessungswasserstand und eine dazugehörige Überflutungsdauer festzulegen. Des Weiteren sindStarkregenereignisse auf dem Anlagengelände zu berücksichtigen.

4.2.1.2 (2)4.2.1.2 (3)4.2.1.2 (4)Extreme meteorologische Bedingungen4.2.1.3 (1)Insbesondere folgende extreme meteorologische Bedingungen sind standortabhängig
zu berücksichtigen:-hohe oder niedrige Temperaturen von
Außenluft oder Kühlwasser,-lang anhaltende Trockenheit und deren
Auswirkung auf die Kühlwasserversorgung,-Sturm einschließlich Tornado,

Schneefall,-

Vereisung,-Starkregen, Hagel,-

Blitzschlag,

4.2.1.3 (2)Die Möglichkeit eines Ausfalls von Versorgungseinrichtungen (z. B. Einfrieren vonVersorgungsleitungen oder Betriebsstoffen)
ist zu berücksichtigen.

4.2.1.3 (3)Durch geeignete Maßnahmen oder Einrichtungen ist sicherzustellen, dass extreme
meteorologische Bedingungen die Sicherheit der Anlage nicht unzulässig beeinträchtigen. In den Betriebsvorschriften ist festzulegen innerhalb welcher Grenzen ein Anlagenbetrieb zulässig ist und wie bei Überschreiten dort festgelegter Werte zu verfahren ist.

4.2.1.3 (4)Es sind insbesondere geeignete Maßnahmen oder Einrichtungen gegen Vereisung
im Bereich der sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen wie Kühlwasserentnahme, Zuluftversorgungen oder Frischdampfabblaseeinrichtungen zu treffen.

4.2.1.3 (5)Beim Schutz gegen Sturmeinwirkungensind insbesondere folgende Aspekte zu
berücksichtigen:4.2.1.3 (6)Neben der statischen Einwirkung durch den
Wasserdruck sind auch mögliche dynamische Effekte (z. B. Wellenschlag oderAnprall von Treibgut) zu berücksichtigen.

4.2.1.3

hohe oder niedrige Luftfeuchtigkeit,-

einschließlich Begleiterscheinungen, wie
Salzablagerung auf elektrischen Isolatoren,
Eintrag von Sand oder Aufwirbelung vonGegenständen.

Anlagenexterne Überflutungen dürfen die
Sicherheit der Anlage nicht unzulässig beeinträchtigen. In Bezug auf die Auslegungsanforderungen an Sicherheitseinrichtungenfür den Fall eines Bemessungswasserstands gelten die diesbezüglichen Regelungen in Nummer 2.4 der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“.
Zum Schutz gegen anlagenexterne Überflutung können Maßnahmen und Einrichtungen des permanenten und des temporären
Hochwasserschutzes angewendet werden,
unter Beachtung der Regelungen in Nummer 4.1 (5).

--Windstärke,-Böigkeit,-

Sogwirkung,-Gesamtdauer der Einwirkung,-Wechselwirkung benachbarter Strukturen,-

windbedingter Wasserstand im Vorfluter.

Beim Schutz gegen Starkregenereignissesind insbesondere folgende Aspekte zu
berücksichtigen:-

Wasserstand auf dem Anlagengelände,-Eindringen von Wasser in Gebäude,-fehlende Möglichkeit für temporäre
Maßnahmen,-

Wassereintrag über Entwässerungssysteme und-

Beeinträchtigung der Entwässerungssysteme.

4.2.1.3 (7)Es ein Blitzschutz vorzusehen, der sicherstellt, dass sicherheitstechnisch wichtige
Einrichtungen durch Blitzeinwirkung nicht
unzulässig beeinträchtigt werden.

4.2.1.3 (8)Der Blitzschutz muss entsprechend den anlagentechnischen Erfordernissen aus Maßnahmen zum Einfangen und Ableiten desSeite 85 von 103

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Stand 02/22

Blitzes und aus anlageninternen Maßnahmen zur Reduzierung und Begrenzung vonÜberspannungen bestehen.
4.2.1.3 (9)Die Blitzschutzeinrichtungen sind soweit
wie möglich regelmäßig zu überprüfen.

4.2.1.4

Biologische Einwirkungen4.2.1.4 (1)Insbesondere folgende biologische Einwirkungen sind standortspezifisch zu
berücksichtigen:4.2.1.4 (2)4.2.1.4 (3)-Muschelbewuchs,-

Anfall größerer Mengen von Algen,
Quallen oder Fischen,-

Anfall größerer Mengen von Laub oder
Gras als Treibgut,-

Anfall größerer Mengen biologischen
Treibguts infolge von Hochwasser,-

mikrobiologische Korrosion.

unter Berücksichtigung der Auswirkungen auf Personalhandlungen, elektrische Einrichtungen und die Dieselgenerator-Zuluft.
Hinweis: Die Schutzwirkungen vorgelagerter
Bauwerke dürfen dabei berücksichtigt
werden.
Der Schutz gegen Flugzeugtrümmer
kann bei redundanten Systemen auchdurch räumliche Trennung erreicht
werden.

4.2.2.1 (4)Es sind auch Einwirkungen (z. B. Trümmer
und Brände) aufgrund anlagennaher Flugzeugabstürze zu berücksichtigen.

4.2.2.1 (5)Der Auslegung sind folgende Lastannahmen zugrunde zu legen:-

Durch geeignete Maßnahmen oder Einrichtungen ist sicherzustellen, dass biologische
Einwirkungen die Sicherheit der Anlage
nicht unzulässig beeinträchtigen. Insbesondere ist die Verstopfung von Kühlwasserund Lüftungssystemen zu verhindern.
Sicherheitstechnisch wichtige Kühlwasserund Lüftungssysteme müssen einfach zu
reinigen und zu warten sein.

4.2.1.4 (4)Die notwendigen Reinigungseinrichtungensind in der Anlage vorzuhalten.

4.2.1.4 (5)Der Vorfluter ist im Hinblick auf eine Veränderung der biologischen Verhältnisseregelmäßig zu überprüfen.

4.2.2

Zivilisatorisch bedingte Einwirkungen (Notstandsfälle)4.2.2.1

Flugzeugabsturz

4.2.2.1 (1)Durch geeignete Maßnahmen und Einrichtungen ist sicherzustellen, dass durch einen
Flugzeugabsturz die Sicherheit der Anlage
nicht unzulässig beeinträchtigt wird.

4.2.2.1 (2)Die durch den Flugzeugaufprall induzierten
Erschütterungen sind zu berücksichtigen.

4.2.2.1 (3)Die Auswirkungen von Trümmern, Treibstoffbränden, Treibstoffexplosionen undweiteren Folgewirkungen sind zu berücksichtigen, insbesondere:-

Treibstoffbrand auf dem Anlagengelände,-

Explosion von Treibstoff außerhalb von
Gebäuden,-

Brand oder Explosion von Treibstoff(flüssig oder als Dampf), der durch permanent vorhandene oder durch den
Absturz verursachte Öffnungen in
Gebäude eingedrungen ist,-

Eindringen von Verbrennungsprodukten sowie Ansaugluft mit reduziertem
Sauerstoffgehalt infolge von Verbrennungsvorgängen in Lüftungssysteme

4.2.2.1 (6)Stoßlast-Zeit-Diagramm:
Stoßzeit [ms]Stoßlast [MN]

0

0

10

55

30

55

40

110

50

110

70

0

-

Auftrefffläche: 7 m2 kreisförmig.

-

Auftreffwinkel: normal auf die Tangentialebene im Auftreffpunkt.

Die Auslegung eines Bauwerks auf Vollschutz hat immer dann zu erfolgen, wennsich hinter dem Bauwerk oder innerhalb desBauwerkes Einrichtungen des Sicherheitssystems oder Notstandseinrichtungen fürdie Beherrschung des Ereignisses Flugzeugabsturz befinden, diese durch Bruchstücke oder Trümmerlasten beschädigt werden könnten und bei Ausfall dieser Anlagenteile das Überführen der Anlage ineinen sicheren Zustand nicht mehr sichergestellt sind.
Die permanent vorhandenen Öffnungen von
Gebäuden, in denen Einrichtungen desSicherheitssystems angeordnet sind, sindso anzuordnen und zu schützen, dass bei
einem Flugzeugabsturz kein Treibstoff indiese Gebäude eindringen kann.
Sofern durch die Anordnung und den
Schutz der permanent vorhandenen Öffnungen das Eindringen von Treibstoff nicht
verhindert werden kann, sind diese Öffnungen zumindest so anzuordnen und zu
schützen, dass die bestimmungsgemäß
erforderlichen Einrichtungen des Sicherheitssystems nicht unzulässig beeinträchtigt
werden.

4.2.2.1 (7)Die Ionenaustauscher der Kühlmittelreinigungsanlage, zugehörige Harzabfallbehälter und andere Komponenten und Systeme, die ähnlich hohe Aktivitäten in grundsätzlich brennbarer Form enthalten, sinddurch besondere bauliche Einrichtungenoder brandschutztechnische Maßnahmen
gegen Beschädigungen zu schützen, um

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eine nennenswerte, durch einen Treibstoffbrand verursachte Freisetzung von Radioaktivität zu verhindern.
4.2.2.2

Anlagenexterne Explosion

4.2.2.2 (1)Durch geeignete Maßnahmen oder Einrichtungen ist sicherzustellen, dass zu unterstellende anlagenexterne Explosionen die
Sicherheit der Anlage nicht unzulässig beeinträchtigen. Dabei sind neben chemischen Explosionen auch Explosionen vonDampf-, Gas- oder Flüssigkeitswolken,
Deflagrationen mit partieller Detonation(DDT) und physikalische Explosionen zu
berücksichtigen.

4.2.2.2 (2)Es sind lokale und großräumige Explosionswirkungen zu berücksichtigen.

4.2.2.2 (3)Geeignete Vorkehrungen zum Schutz
gegen die Auswirkungen anlagenexterner
Explosionen sind insbesondere die Auslegung baulicher Anlagenteile und die Einhaltung von Sicherheitsabständen.

4.2.2.2 (4)4.2.2.2 (5)b) Stoffe, die die erforderliche Handlungsfähigkeit des Personals gefährden. Dassind:4.2.2.3 (2)giftige,

narkotische,ätzende,

Sauerstoff verdrängende,

Sauerstoff verzehrende oder

explosionsfähige Stoffe undradioaktive Stoffe.

Durch geeignete Maßnahmen oder Einrichtungen ist sicherzustellen, dass gefährliche
Stoffe die Sicherheit der Anlage und die
Handlungsfähigkeit des Personals nicht
unzulässig beeinträchtigen.
Dabei sind folgende Gesichtspunkte maßgebend:

Bei der baulichen Auslegung sind insbesondere die folgenden Einwirkungen zu berücksichtigen:-standortspezifisches Vorkommen
gefährlicher Stoffe (ortsfest oder auf
Verkehrswegen),-direkte, reflektierte und fokussierte
Druckwellen,-deren Eindringmöglichkeiten in
Gebäude oder Systeme,-

Zeitverlauf von Über- und Unterdruck,--

Trümmer,deren Einwirkungsmechanismen,
einschließlich des zeitlichen Verlaufs(z. B. der Konzentration) sowie-

Boden- und Gebäudeschwingungen,--thermische Einwirkungen.

Möglichkeiten zu deren Erkennung undÜberwachung.

Für die bauliche Auslegung ist der in derRichtlinie für den Schutz von Kernkraftwerken gegen Druckwellen aus chemischen
Reaktionen (Bekanntmachung des Bundesministerium des Innern vom 1. August 1976
- RS I 4 - 513 145/1) angegebene Druckverlauf anzunehmen, sofern keine Hinweise
auf höher zu erwartende Druckverläufe
vorliegen.

4.2.2.2 (6)Zur Beherrschung der Einwirkungen der
Explosion erforderliche sicherheitstechnischwichtige Lüftungsanlagen dürfen durch
Explosionseinwirkungen nicht unzulässig
beeinträchtigt werden.

4.2.2.3

Gefährliche Stoffe

4.2.2.3 (1)Unter Gefährlichen Stoffen sind die folgenden Stoffe zu verstehen:

4.2.2.3 (3)Zur Erkennung des Auftretens von gefährlichen Stoffen und zur Einleitung notwendiger Personalhandlungen sind entsprechende organisatorische Maßnahmen zu
treffen und, soweit notwendig und möglich,
Einrichtungen zu schaffen.

4.2.2.3 (4)Entsprechend der Einwirkung der gefährlichen Stoffe sind neben der erforderlichen
Systemauslegung (z. B. räumliche Trennung der Versorgungsöffnungen für redundante Teilsysteme) insbesondere folgende
Maßnahmen und Einrichtungen in Betracht
zu ziehen:Anlagenbezogen:a) Stoffe, die kurzfristig oder langfristig
zum Ausfall der Funktion sicherheitstechnisch wichtiger Anlagenteile führen
können. Das sind:

explosionsfähige,entzündliche,

den in der Dieselzuluft enthaltenen
Sauerstoff verdrängende oderverzehrende,verstopfende oderkorrosive Stoffe.

a) bei kurzfristig wirkenden gefährlichen
Stoffen-

Unterbrechung der Medienzufuhr(z. B. Lüftungsabschluss),-

Umstellung der Betriebsweise (z. B.
Zuluft-/ Abluftbetrieb auf Umluftbetrieb),b) bei langfristig wirkenden gefährlichen
Stoffen-Inspektion potenziell beeinträchtigter
bzw. zur Vorsorge erforderlicher Einrichtungen, einschließlich wiederkehrender Prüfungen sowie-

Reinigung dieser Einrichtungen.

c) Organisatorisch:-

Ausbildung des Personals,

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Stand 02/22-

Schutz des Personals durch z. B.
Bereitstellung von Atemschutzgeräten, Einrichtung von Bereichen mit
autarker Medienaufbereitung (z. B.
Klimatisierung/ Regenerierung).

4.2.3.2 (4)Ebenerdige Schächte und Öffnungen vonunterirdischen Versorgungseinrichtungenoder Gebäuden sind entsprechend ihren
sicherheitstechnischen Anforderungengegen Eindringen brennbarer Flüssigkeiten
zu schützen.

4.2.3.3

Elektromagnetische Einwirkungen (außer
Blitzschlag)

4.2.3.3 (1)Elektromagnetische Störquellen außerhalb
der Anlage, deren Einfluss auf das Sicherheitssystem, die Notstandseinrichtungenoder weitere für die Sicherheit erforderliche
Einrichtungen nicht vermieden werdenkann, sind umfassend zu identifizieren unddie möglichen Einwirkungen daraus zu bewerten. Die Betrachtung abdeckender Einwirkungen ist zulässig. Eine Analyse derelektromagnetischen Verträglichkeit (EMVAnalyse) ist im erforderlichen Umfang
durchzuführen und zur Prüfung vorzulegen.

4.2.3.3 (2)Sofern elektromagnetische Einflüsse vonaußerhalb der Anlage die Funktion von in
Nummer 4.2.3.3 (1) genannten Einrichtungen beeinträchtigen können, sind Maßnahmen und Einrichtungen zum Schutz ihrer
Leittechnik gemäß ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung vorzusehen.

4.2.3.3 (3)Während der Betriebsdauer der Anlage
muss der Schutz der in Nummer 4.2.3.3 (1)genannten Einrichtungen vor elektromagnetischer Beeinflussung gegebenenfalls den
Veränderungen elektromagnetischer Quellen außerhalb der Anlage angepasst werden.

4.2.3.3 (4)Für in Nummer 4.2.3.3 (1) genannte Einrichtungen, die durch elektromagnetische
Einwirkungen von außerhalb der Anlage beeinträchtigt werden können, ist durch Prüfungen nachzuweisen, dass deren elektromagnetische Verträglichkeit in ihrem Einsatzumfeld gegeben ist (EMV-Nachweis).

d) Zusätzlich:-

Nachweisgeräte für die jeweiligen
gefährlichen Stoffe in den Versorgungsöffnungen, in der Warte, auf
dem Kraftwerksgelände und eventuell in der Nähe gefährdeter Anlagenteile, vorrangig aber in der Näheder potentiellen Gefahrstoffquelle,-

Nachrichtenverbindungen zu den
Orten des Umgangs mit gefährlichen
Stoffen,-Vermeidung des langfristigen Kontakts mit korrosiven Stoffen,-

schützende Beschichtungen und-Sicherheitsabstände.

4.2.2.3 (5)Die Zugänglichkeit der Warte oder Notsteuerstelle und der dauerhafte Aufenthalt
dort sind auch während der Einwirkung
gefährlicher Stoffe im erforderlichen Umfang durch die Bereitstellung von Schutzausrüstung sicherzustellen.

4.2.3

Sonstige zivilisatorisch bedingte Einwirkungen4.2.3.1

Treibgut, Staustufenversagen und Schiffsunfälle

4.2.3.1 (1)Die sicherheitstechnisch erforderliche Kühlwasserversorgung ist auch bei-

Einwirkung von Treibgut,-

Verlust von Kühlwasser durch Staustufenversagen flussabwärts,-Folgen aus Schiffsunfällen und-Kollisionen von Schiffen mit Kühlwasserbauwerken

entsprechend den standortspezifischen
Erfordernissen sicherzustellen.
4.2.3.1 (2)Die Auswirkungen von Schiffsunfällen auf
die sicherheitstechnisch wichtige Versorgung mit Kühlwasser, z. B. durch Beeinflussung der Qualität infolge der Beimischung von Öl oder von anderen gefährlichen Stoffen, ist zu berücksichtigen.

4.2.3.2

Anlagenexterner Brand

4.2.3.2 (1)Durch geeignete Maßnahmen oder Einrichtungen ist sicherzustellen, dass anlagenexterne Brände die Sicherheit der Anlage
nicht unzulässig beeinträchtigen.

4.2.3.2 (2)Neben der thermischen Einwirkung sindauch Verbrennungsprodukte wie Aerosole
und toxische und/ oder korrosive Stoffe zu
berücksichtigen.

4.2.3.2 (3)Die Auswirkungen anlagenexterner Brände
auf Lüftungsanlagen und die Ansaugluft der
Notstromdiesel sowie der mögliche Eintrag
von Verbrennungsprodukten in Gebäude
sind zu berücksichtigen.

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Anhang 4 zu den „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“:Stand 02/22
1

Grundsätze für die Anwendung des Einzelfehlerkriteriums und für die Instandhaltung

Zweck des Einzelfehlerkriteriums
1 (1)Das Einzelfehlerkonzept ist ein deterministisches Konzept für die Auslegung der in den
folgenden Nummern 2.2 bis 2.5 genannten
sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen. Die Unterstellung des Einzelfehlers sowie ggf. eines Instandhaltungsfalls bei Anforderung einer Einrichtung dient derSicherstellung einer ausreichenden
Redundanz.

1 (2)Der erforderliche Redundanzgrad von Einrichtungen zur Sicherstellung der Zuverlässigkeit einer Sicherheitsfunktion ist abhängig von deren sicherheitstechnischer Bedeutung im gestaffelten Sicherheitskonzept
und bei der Beherrschung von Ereignissen
infolge Einwirkungen von innen und außen.
Diesbezügliche Regelungen enthält Abschnitt 2.

1 (3)Wird eine Einrichtung entsprechend dem
Einzelfehlerkonzept ausgelegt, so kann mit
hinreichender Sicherheit davon ausgegangen werden, dass ihre Funktionsfähigkeit
bei Anforderung nicht vom zufälligen Versagen eines beliebigen einzelnen Teils der
Einrichtung oder vom Vorliegen eines
Instandhaltungsfalles abhängt. Die entsprechende Auslegung muss alle Teile dersicherheitstechnisch wichtigen Einrichtung
selbst und aller für ihre Funktion erforderlichen Versorgungs-, Steuerungs-, Stellund Hilfseinrichtungen umfassen.

1 (4)Die Unterstellung eines Einzelfehlers inpassiven Anlagenteilen hat die sinnvolle
Entmaschung von zueinander redundanten
Anlagenteilen zum Ziel. Diese Entmaschung ist so vorzunehmen, dass es als
Folge eines zu unterstellenden passiven
Einzelfehlers zu keinem redundanzübergreifenden Versagen von in Nummer 1 (1)in Bezug genommenen sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen kommt.

1 (5)Im Zusammenhang mit dem Einzelfehlerkonzept ist auch die Dauer der Unverfügbarkeit von in Nummer 1 (1) in Bezug genommenen sicherheitstechnisch wichtigen
Einrichtungen infolge von Instandhaltungsmaßnahmen von Relevanz, da diese Auswirkungen auf die Gesamtzuverlässigkeit
der betroffenen Sicherheitsfunktion hat. Zur
Gewährleistung der erforderlichen Zuverlässigkeit wird demzufolge im Rahmen desEinzelfehlerkonzepts die zulässige Dauer
der Unverfügbarkeit infolge von Instandhaltungsmaßnahmen in Abhängigkeit von der
Art der Instandhaltung und deren Auswirkung auf die Sicherheit der Anlage festgelegt. Diesbezügliche Anforderungen enthält
Nummer 3.

vom 3. März 2015

Gliederung
1
2
2.1
2.2
2.2.1
2.2.2
2.2.3
2.2.4
2.2.5
2.3
2.4
2.5
3
3.1
3.2

3.2.1
3.2.2
3.3

Das Einzelfehlerkonzept – Grundsätze für die
Anwendung des Einzelfehlerkriteriums
Regelungen zur Anwendung des Einzelfehlerkonzepts
Allgemeine Anforderungen
Redundanzanforderungen für sicherheitstechnischwichtige Einrichtungen in den Betriebsphasen A
und B
Redundanzanforderungen für Einrichtungen derSicherheitsebene 1
Redundanzanforderungen für Einrichtungen derSicherheitsebene 2
Redundanzanforderungen für Einrichtungen derSicherheitsebene 3
Redundanzanforderungen für Einrichtungen derSicherheitsebene 4a
Redundanzanforderungen für Einrichtungen derSicherheitsebene 4b und 4c
Redundanzanforderungen für sicherheitstechnischwichtige Einrichtungen in den Betriebsphasen C
bis F
Redundanzanforderungen für Einrichtungen zur
Beherrschung von Notstandsfällen
System- und komponentenspezifische Regelungenfür die Anwendung des Einzelfehlerkriteriums
Instandhaltungen
Allgemeine Anforderungen an die Instandhaltung
Instandhaltungsmaßnahmen zur Herstellung desbestimmungsgemäßen Zustands einer
sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtung(Instandsetzung)
Maßnahmen bei Feststellung von Mängeln ansicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen
Festlegung zulässiger Instandsetzungszeiten

Vorbeugende Instandhaltungsmaßnahmen an
sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen3.3.1 Allgemeine Anforderungen an die Vorbeugende
Instandhaltung
3.3.2 Wartungsmaßnahmen
3.3.3 Anforderungen hinsichtlich Zulässigkeit einer
Vorbeugenden Instandhaltung (VIB) in den
Betriebsphasen A und B
4
Sicherstellung der Funktionsbereitschaft
sicherheitstechnisch wichtiger Einrichtungen

Das Einzelfehlerkonzept – Grundsätze für
die Anwendung des Einzelfehlerkriteriums

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2

Regelungen zur Anwendung des Einzelfehlerkonzepts

2.1

Allgemeine Anforderungen2.1 (1)Ist ein Einzelfehler zu unterstellen, muss
dieser grundsätzlich sowohl bei aktiven Einrichtungen als auch bei passiven Einrichtungen unterstellt werden. Ausnahmen odersystem- und komponentenspezifische Sonderregelungen enthält Nummer 2.5, darüber
hinaus gehende Ausnahmen sind zu
begründen.

2.1 (2)Ein Einzelfehler in redundant aufgebauten
Einrichtungen des Sicherheitssystems, Notstandseinrichtungen oder weiteren für die
Sicherheit erforderlichen Einrichtungen darf
nicht zu sicherheitstechnisch relevanten
Ausfällen in anderen Redundanten dieser
Einrichtungen führen.

2.1 (3)

Im Rahmen der Nachweisführung ist der im
Hinblick auf die Einhaltung des jeweiligen
Nachweiskriteriums ungünstigste Einzelfehler zu wählen, sowie, soweit zu unterstellen,
die insgesamt ungünstigste Kombination
mit dem Instandhaltungsfall. Die Auswahl
ist zu begründen.

2.1 (4)Stand 02/22
2.2.3

In den zur Beherrschung der Ereignisse derSicherheitsebene 3 notwendigen Sicherheitseinrichtungen muss im Anforderungsfall ein Einzelfehler und grundsätzlich
gleichzeitig der Instandhaltungsfall unterstellt werden (Redundanzgrad n+2). Ausnahmen sind im Folgenden angegeben.
Wenn bei einer Sicherheitseinrichtung lediglich ein Redundanzgrad von n+1 realisiert ist, (z.B. bei Primärkreis- oder Gebäudeabschlussarmaturen), dürfen Instandsetzungsmaßnahmen nur durchgeführt werden, wenn während der Dauer der instandsetzungsbedingten Unverfügbarkeit einersolchen Einrichtung deren sicherheitstechnische Funktion durch Ersatzmaßnahmen
anderweitig zuverlässig gewährleistet ist(z. B. vorsorgliches Schließen der 2. Abschlussarmatur) oder die Instandsetzungsmaßnahme ausreichend zeitlich begrenzt
ist und die zulässige Unverfügbarkeit in den
betrieblichen Unterlagen festgelegt ist.
Bei den Instandhaltungsfällen sind alle inden jeweils relevanten Betriebsphasen
zulässigen und durchführbaren Instandhaltungsmaßnahmen zu berücksichtigen.
Einzelheiten bzgl. der Zulässigkeit vonInstandhaltungsmaßnahmen in den verschiedenen Betriebsphasen enthält Nummer 3.

Müssen zur Beherrschung eines zu unterstellenden Anforderungsfalls gemäß den
Nummern 2.2.2, 2.2.3, 2.3 und 2.4. mehrere
sicherheitstechnisch wichtige Einrichtungengleichzeitig oder zeitlich nacheinander ihre
Funktion erfüllen, so ist das Auftreten eines
Einzelfehlers für die Summe der Einrichtungen zu unterstellen, nicht aber in mehrerender benötigten Einrichtungen gleichzeitig.

2.2

Redundanzanforderungen für sicherheitstechnisch wichtige Einrichtungen in den
Betriebsphasen A und B

2.2.1

Redundanzanforderungen für Einrichtungender Sicherheitsebene 1

Hinweise: Eine unterstellte Unwirksamkeit desreaktivitätswirksamsten Steuerelements bei der Nachweisführung derEinhaltung der geforderten Unterkritikalität kann gemäß den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ Nummern 3.2 (6) und 3.2 (7) als Einzelfehler behandelt werden.
Bei unterstellter Nichtberücksichtigung
der ersten Anregung des Reaktorschutzsystems ist bei der Nachweisführung gemäß dem Anhang 5 der„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ Nummer 3.2.4 (2) das
gleichzeitige Auftreten eines Einzelfehlers an aktiven Einrichtungen zu unterstellen, bei gleichzeitiger Instandhaltung jedoch erst nach einem Zeitraum
von 100 Stunden.

Für Einrichtungen der Sicherheitsebene 1
besteht keine Anforderung an redundante
Auslegung (Redundanzgrad n+0).
2.2.2

Redundanzanforderungen für Einrichtungender Sicherheitsebene 2
Für Einrichtungen zur Beherrschung von
Ereignissen der Sicherheitsebene 2 ist fürden Anforderungsfall weder ein Einzelfehler
noch die Unverfügbarkeit einer Redundante
infolge von Instandhaltungsmaßnahmen zu
unterstellen (Redundanzgrad n+0), mit Ausnahme von Leittechnik-Funktionen der Kategorie B, für die ein Einzelfehler zu unterstellen ist (Redundanzgrad n+1).
Hinweis: Sofern bei Ereignissen der Sicherheitsebene 2 Sicherheitseinrichtungen angefordert werden, wie z.B. bei den Ereignissen „Ausfall der Hauptwärmesenke“ und „Notstromfall ≤ 10 Stunden“, sind der Einzelfehler und derInstandhaltungsfall durch die Ausfallannahmen der Sicherheitsebene 3
abgedeckt.

Redundanzanforderungen für Einrichtungender Sicherheitsebene 3

2.2.4

Redundanzanforderungen für Einrichtungender Sicherheitsebene 4a
Bei Ereignissen der Sicherheitsebene 4a ist
das gleichzeitige Auftreten eines Einzelfehlers nicht zu unterstellen; auch ein
gleichzeitiger Instandhaltungsfall wird nicht
postuliert (Redundanzgrad n+0). Einzelheiten bzgl. der Zulässigkeit von Instandhaltungsmaßnahmen in den verschiedenen
Betriebsphasen enthält Abschnitt 3.

2.2.5

Redundanzanforderungen für Einrichtungender Sicherheitsebene 4b und 4c
Für Einrichtungen der Sicherheitsebenen
4b und 4c ist weder ein Einzelfehler nochein Instandhaltungsfall gefordert (Redundanzgrad n+0).

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Stand 02/22

2.3

Redundanzanforderungen für sicherheitstechnisch wichtige Einrichtungen in den
Betriebsphasen C bis F

erfüllt werden, die der sicherheitstechnischen Bedeutung der Anlagenteile
Rechnung tragen.

2.3 (1)

Für die Zeiträume planmäßig durchgeführter Instandhaltungsmaßnahmen in den
Betriebsphasen C bis F (Revision, Stillstandder Anlage) an für diese Betriebsphasen
notwendigen Einrichtungen der Sicherheitsebene 3 ist ein Einzelfehler, jedoch kein
weiterer Instandhaltungsfall zu unterstellen(Redundanzgrad n+1).

Armaturen

2.3 (2)

Ein Redundanzgrad n+0 ist in den Betriebsphasen E und F dann zulässig, wenn bei
Ausfall der sicherheitstechnisch wichtigen
Einrichtung die Zeit bis zur Nichteinhaltung
von Nachweiskriterien mehr als 10 Stunden
beträgt und die ausgefallenen oder in
Instandhaltung befindlichen aktiven sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungenzuverlässig innerhalb dieses Zeitraums
verfügbar gemacht werden können.

2.4

Redundanzanforderungen für Einrichtungenzur Beherrschung von Notstandsfällen

2.4 (1)

Bei Notstandsfällen muss im Anforderungsfall in allen Betriebsphasen für die erforderlichen sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen grundsätzlich weder ein Einzelfehler noch ein Instandhaltungsfall unterstellt werden (Redundanzgrad n+0).

2.4 (2)

Zur Beherrschung der Einwirkungen aus
Notstandsfällen ist für die Funktion von Einrichtungen, die innerhalb der ersten 30 Minuten erforderlich sind, ein Einzelfehler inaktiven Systemteilen dieser Einrichtungen
zu unterstellen (Redundanzgrad n+1). FürEinrichtungen die innerhalb der ersten 30
Minuten nicht benötigt werden, muss weder
ein Einzelfehler noch ein Instandhaltungsfall
unterstellt werden (Redundanzgrad n+0).

2.5

System- und komponentenspezifische
Regelungen für die Anwendung desEinzelfehlerkriteriums

2.5 (3)

Bei Rückflussverhinderern muss ein Einzelfehler dann unterstellt werden, wenndieser im Anforderungsfall für die Wahrnehmung der sicherheitstechnisch wichtigen
Funktion seine Ausgangsstellung ändernmuss.

2.5 (4)Bei Eigenmedium betätigten Sicherheitsventilen, Abblaseventilen und Absperrventilen des Reaktorkühlkreises und desFrischdampfsystems, muss im Anforderungsfall der Einzelfehler in der Vorsteuerung und nicht im Hauptventil selbst unterstellt werden.

3
3.1

Allgemeine Anforderungen an die Instandhaltung

3.1 (1)

Instandhaltungsmaßnahmen, die zur Unverfügbarkeit einer in den Nummern 2.2 bis 2.5
genannten sicherheitstechnisch wichtigen
Einrichtung führen, sind ohne besondere,deren Funktion ersetzende oder ihre Funktionsbereitschaft überflüssig machende Maßnahmen (z. B. Abschaltung, Leistungsminderung, Rückgriff auf andere Systeme) nur
zulässig, wenn für die Dauer des Instandhaltungsvorgangs die Anforderungen desEinzelfehlerkonzepts gemäß Nummer 2 erfüllt sind. Dieser Grundsatz ist auch auf andere Maßnahmen, die zur Unverfügbarkeit
einer sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtung führen, z.B. im Zuge von Änderungen an der Anlage oder deren Betriebsweise, anzuwenden.

3.1 (2)Für die Wiederherstellung (Instandsetzung,Reparatur) der Funktion einer ausgefallenen sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtung gemäß Nummer 3.1 (1) sind für jede
Betriebsphase die zulässigen Ausfallzeiten
dieser Einrichtung in den Betriebsvorschriften der Anlage zu definieren. Einzelheiten
hierzu enthält Nummer 3.2.2.

3.1 (3)

Darüber hinaus sind in den Betriebsvorschriften auch Voraussetzungen und Bedingungen für die Durchführung von Maßnahmen der Vorbeugenden Instandhaltung
insbesondere für den Leistungsbetrieb derAnlage zu definieren. Einzelheiten hierzu
enthält Nummer 3.3.

3.2

Instandhaltungsmaßnahmen zur Herstellung des bestimmungsgemäßen Zustands
einer sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtung (Instandsetzung)

3.2.1

Maßnahmen bei Feststellung von Mängeln
an sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen3.2.1 (1)Bei Feststellung von Mängeln an sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen, dieeine Unverfügbarkeit der Einrichtung im Anforderungsfall zur Folge haben können, sindunverzüglich Maßnahmen zur Identifizierung der Fehlerursache und zur Behebungdes Mangels einzuleiten. Insbesondere ist

Passive Anlagenteile
2.5 (1)2.5 (2)

Für passive Anlagenteile ist das Versagen
im Rahmen des Einzelfehlerkonzepts dannnicht zu unterstellen, wenn nachgewiesen
wird, dass sie gegen die bei allen für sie zu
unterstellenden Anforderungsfällen maximalzu erwartenden Beanspruchungen unter
Berücksichtigung der im Betriebszeitraum
vorhersehbaren Veränderungen der Werkstoffeigenschaften mit ausreichenden
Sicherheitszuschlägen ausgelegt sind, auseinem für den Verwendungszweck geeigneten Werkstoff gefertigt werden und untereiner umfassenden Qualitätssicherung hergestellt, montiert, errichtet, geprüft und betrieben werden, so dass eine ausreichende
Zuverlässigkeit gesichert ist. Die hierbei anzuwendenden Maßnahmen und die Sicherheitszuschläge sind auch entsprechend dersicherheitstechnischen Bedeutung derSicherheitseinrichtungen festzulegen.
Der in Nummer 2.5 (1) geforderte Nachweis
kann als erbracht angesehen werden, wenn
die Anforderungen an Auslegung, Konstruktion, Werkstoffwahl, Herstellung und Prüfbarkeit der Anlagenteile gemäß Vorschriften

Instandhaltungen

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3.2.1 (2)Stand 02/22

dabei zu klären, ob der festgestellte
Schadensmechanismus systematischer
Natur ist.

3.3

Vorbeugende Instandhaltungsmaßnahmen
an sicherheitstechnisch wichtigen EinrichtungenAnlagentechnische Maßnahmen (z. B.
Reduzierung der Anlagenleistung, Abfahrender Anlage) sind bei Notwendigkeit gemäß
den Betriebsvorschriften zu veranlassen.
Diese Betriebsvorschriften sind gemäß
Nummer 3.1 zu ermitteln und festzulegen.

3.3.1

Allgemeine Anforderungen an die Vorbeugende Instandhaltung

3.3.1 (1)Maßnahmen der Vorbeugenden Instandhaltung, die eine Unverfügbarkeit einer
sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtung
gemäß Nummer 3.1 (1) zur Folge haben
und deren Inhalt und Umfang über Wartungsmaßnahmen gemäß Nummer 3.3.2
hinausgehen, sind grundsätzlich in
Betriebsphasen durchzuführen in deneneine Anforderung dieser Einrichtung nicht
ansteht oder wenig wahrscheinlich ist, in
der Regel in den Betriebsphasen C – F.

3.3.1 (2)Maßnahmen der Vorbeugenden Instandhaltung in den Betriebsphasen A und B sind in
begrenztem Umfang und nur unter Einhaltung der Anforderungen gemäß Nummer
3.3.3 zulässig.

3.3.1 (3)

Die Anforderungen an die Vorbeugende
Instandhaltung von Sicherheitseinrichtungen sind sinngemäß auch für andere planbaren Maßnahmen, die eine Unverfügbarkeit sicherheitstechnisch wichtiger Einrichtungen zur Folge haben (z.B. bedingt durch
die Durchführung von Änderungen an derAnlage), anzuwenden. Abweichungen sindzu begründen.

3.3.2

Wartungsmaßnahmen

3.2.1 (3)Kann ein festgestellter Mangel nicht in dem
gemäß Betriebsvorschrift zur Verfügung
stehenden Zeitraum behoben werden, ist
die Anlage in den gemäß den Betriebsvorschriften erforderlichen Anlagenzustand zuüberführen.

3.2.1 (4)Ist bei der Feststellung eines Mangels aneiner sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtung, für die zulässige Instandsetzungszeiten festgelegt sind, abzusehen, dasseine Instandsetzung innerhalb der zulässigen Zeit nicht möglich ist, sind die gemäß
Nummer 3.1 festgelegten Maßnahmen
unverzüglich einzuleiten.

3.2.1 (5)In Fällen, in denen in den Betriebsvorschriften keine expliziten Vorgaben für zulässige
Instandsetzungszeiten für sicherheitstechnisch wichtige Einrichtungen enthalten sind,
ist die Anlage unverzüglich in einen Betriebszustand zu überführen, in dem die
Verfügbarkeit dieser Einrichtungen nichtoder nur in eingeschränktem Umfang
erforderlich ist.

3.2.2

Festlegung zulässiger Instandsetzungszeiten

3.2.2 (1)Die zulässigen Unverfügbarkeitszeiten vonEinrichtungen zur Beherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebenen 2 bis 4a sindunter Berücksichtigung von Zuverlässigkeitsanalysen, soweit erforderlich, und unter
Berücksichtigung von Betriebserfahrungenzu ermitteln und in den Betriebsvorschriften
festzulegen.

3.2.2 (2)3.2.2 (3)Sind zur Gewährleistung der Funktionsfähigkeit von sicherheitstechnisch wichtigen
Einrichtungen Wartungen erforderlich, können diese bei Einhaltung der nachstehenden Bedingungen in allen Betriebsphasen
durchgeführt werden:

Diese Festlegungen müssen mindestens
folgende Angaben enthalten:-

Zulässige Dauer der Unverfügbarkeit
einer oder mehrerer dieser Einrichtungen sowie deren erforderliche Mindestverfügbarkeit für jede Betriebsphase.

-

Eindeutige Beschreibung der Maßnahmen, die bei Erreichung der zulässigen
Unverfügbarkeitszeiten einzuleiten sind(z. B. Leistungseinschränkung, neu
einzustellender Anlagenzustand, weitere Maßnahmen zur Reduzierung derEintrittswahrscheinlichkeit von Ereignissen).

Für in den Betriebsvorschriften nicht im
Detail spezifizierte Fälle müssen die Betriebsvorschriften auch Anweisungen enthalten, wie ein geeigneter Betriebszustand– ein Zustand, in dem die Verfügbarkeit der
Einrichtungen nicht oder nur eingeschränkt
erforderlich ist – zu ermitteln ist.

-

die Wartungsmaßnahme erfordert nur
Unverfügbarkeitszeiten der sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtung < 8Stunden und-die sicherheitstechnisch wichtige Einrichtung kann im Anforderungsfall
rasch in den Betriebszustand zurückversetzt werden, wobei dies auch unterden Bedingungen eines eingetretenen
Störfalls möglich sein muss, und-die Arbeiten bleiben auf jeweils eine
Redundante beschränkt und die anderen Redundanten stehen in diesem
Zeitraum uneingeschränkt zur Verfügung, und-beim An- und Abfahren der Anlage
werden Wartungen auf die unvermeidlichen Umfänge beschränkt.

3.3.3

Anforderungen hinsichtlich Zulässigkeit
einer Vorbeugenden Instandhaltung (VIB) in
den Betriebsphasen A und B

3.3.3 (1)

Die Dauer und die Randbedingungen unter
denen VIB an Einrichtungen zur Beherrschung von Ereignissen der Sicherheitsebenen 2 bis 4a, von Einwirkungen voninnen und außen sowie aus Notstandsfällen
in den Betriebsphasen A und B zugelassen

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Stand 02/22

ist, sind unter Berücksichtigung der sicherheitstechnischen Anforderungen in den
Betriebsvorschriften festzulegen.
3.3.3 (2)Folgende Anforderungen sind bei den Festlegungen gemäß Nummer 3.3.3 (1) einzuhalten:
-

-

-

-

3.3.3 (3)Bei n+3 und höher redundant vorhandenen sicherheitstechnisch wichtigen
Einrichtungen bestehen hinsichtlich
VIB in einer Redundanten keine Einschränkungen. Die Kriterien gemäß
Nummer 3.3.3 (3) sind jedoch unabhängig vom Redundanzgrad dersicherheitstechnisch wichtigen
Einrichtung einzuhalten.
Die Unverfügbarkeit infolge VIB ist bei
Einrichtungen der Sicherheitsebene 3
mit einem Redundanzgrad von n+2
unter Berücksichtigung der Zuverlässigkeitsvorgaben an die jeweilige
Sicherheitseinrichtung zeitlich zu begrenzen. Ohne detaillierte Nachweisführung darf bei n+2 Einrichtungen die
Unverfügbarkeitsdauer pro Redundante und Jahr maximal 7 Tage betragen. Für längere Zeiträume sind anlagenspezifische Einzelnachweise vorzulegen, die ausweisen, dass die längere
Unverfügbarkeit der Sicherheitseinrichtung unbedenklich ist. VIB an Einrichtungen der Sicherheitsebene 3 mit einem Redundanzgrad kleiner als n+2 ist
nicht zulässig.
Einrichtungen der Sicherheitsebene 2
mit einem erforderlichen Redundanzgrad von n+1 dürfen nur dann einer
VIB unterzogen werden, wenn durcheine Bewertung der Einrichtungen unter Berücksichtigung der relevanten
Anforderungsfälle deren ausreichende
Zuverlässigkeit nachgewiesen wurde.
Einrichtungen der Sicherheitsebene 4a
und Notstandseinrichtungen dürfen nur
dann einer VIB unterzogen werden,
wenn durch eine Bewertung der Einrichtungen unter Berücksichtigung der
relevanten Anforderungsfälle deren
ausreichende Zuverlässigkeit nachgewiesen wurde.

VIB-Maßnahmen sind darüber hinaus nur
zulässig, wenn folgende Randbedingungeneingehalten werden:-

Die VIB-Maßnahme darf nicht zu einer
nennenswerten Erhöhung der Eintrittswahrscheinlichkeit für Ereignisse derSicherheitsebenen 2 und 3 führen.

-

VIB-Maßnahmen dürfen nicht gleichzeitig in mehreren Redundanten durchgeführt werden sondern sind auf
jeweils eine Redundante zu beschränken. Ferner ist sicherzustellen, dassdie verbleibenden Redundanzen nicht
durch andere Tätigkeiten, z.B. Änderungsmaßnahmen, in Ihrer Verfügbarkeit eingeschränkt sind. Davon ausgenommen sind notwendige Instandsetzungsmaßnahmen an zufällig zeitgleichausgefallenen sicherheitstechnischwichtigen Einrichtungen.

4-

Die VIB-Maßnahme darf zu keinen
Ausfällen, insbesondere nicht zu Ausfällen infolge von Fehlern mit gemeinsamer Ursache an anderen, nicht
betroffenen sicherheitstechnischwichtigen Einrichtungen führen.

-

Die Einhaltung der Anforderungen an
Instandhaltungsmaßnahmen ist auchunter den Bedingungen der Betriebsphasen A und B bei VIB sicherzustellen(z. B. uneingeschränkte Durchführbarkeit von Funktionsprüfungen nacherfolgter Instandhaltung).

-

Bei An- und Abfahrvorgängen und bei
Versuchsdurchführungen darf keine
VIB durchgeführt werden.

-

Die Integrität der Barrieren Druckführende Umschließung und Sicherheitsbehälter sowie die Zuverlässigkeit ihrer
aktiven sicherheitstechnischen Funktionen dürfen durch VIB-Maßnahmen
nicht unzulässig beeinträchtigt werden.
Sofern nur zwei Absperrungen (n+1)
als Barrieren vorhanden sind, ist eine
VIB Maßnahme an diesen Absperreinrichtungen bei drucklosem Kühlkreislauf zulässig.

Sicherstellung der Funktionsbereitschaft
sicherheitstechnisch wichtiger Einrichtungen

4 (1)Die Funktion von sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtungen ist unter Bedingungen,die möglichst dem Anforderungsfall entsprechen, im erforderlichen Umfang wiederkehrend zu prüfen.

4 (2)Bei den Funktionsprüfungen ist möglichst
der gesamte Funktionsablauf bei Anforderung der Einrichtung zu prüfen. Dazu
zählt auch die Aufschaltung der Notstromversorgung auf die Verbraucher. Sind aus
verfahrenstechnischen Gründen nur Teilprüfungen möglich, ist eine aussagekräftigeÜberlappung der einzelnen Teilprüfungensicherzustellen.

4 (3)Durch die Durchführung von Funktionsprüfungen darf keine nennenswerte Erhöhung der Eintrittswahrscheinlichkeit vonEreignissen der Sicherheitsebene 2 und 3
verursacht werden.

4 (4)Die Funktionsbereitschaft der Einrichtungenist auch während der Funktionsprüfung so
weit wie möglich zu erhalten. Gegebenenfalls sind Ausfallzeiten infolge Prüfung bei
der Zuverlässigkeitsanalyse zu berücksichtigen.

4 (5)Bei prüfungsbedingten Änderungen in derBereitschaftsstellung einer sicherheitstechnisch wichtigen Einrichtung ist sicherzustellen, dass diese bei Eintreten eines Anforderungsfalls rechtzeitig rückgängig gemacht
werden können.

4 (6)Zur Gewährleistung der Funktionsbereitschaft einer sicherheitstechnisch wichtigen
Einrichtung müssen geplante oderstörungsbedingte Unverfügbarkeiten einzelner Komponenten, die eine Unverfügbarkeit zur Folge haben, für das Betriebs-

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personal leicht erkennbar sein (z. B. Abweichung von einer eindeutigen Bereitschaftsstellung, Unverfügbarkeit infolge
Instandhaltung, Ausfälle in leittechnischen
Einrichtungen, störungsbedingte Füllstandsänderungen usw.).

Stand 02/22
Anhang 5 zu den „Sicherheitsanforderungen an
Kernkraftwerke“:Anforderungen an die Nachweisführung und
Dokumentation
vom 3. März 2015

4 (7)Die Fehlpositionierung von Armaturen ist
durch zuverlässige technische Einrichtungen (z. B. Störungsmeldung bei Verlassen
der Bereitschaftsstellung, Armaturenschlösser) ggf. in Verbindung mit zuverlässigen
administrativen Maßnahmen zu vermeiden.

4 (8)Abweichungen von Parameterwerten, die
zur Gewährleistung des sicheren Betriebs
in den Betriebsvorschriften der Anlage
definiert sind, sind dem Betriebspersonal
optisch und akustisch in der Warte zu
melden.

4 (9)Es ist sicherzustellen, dass bei einem Anforderungsfall dem Betriebspersonal alle für
die Beurteilung der Funktionsbereitschaft
und der Wirksamkeit der benötigten Einrichtungen erforderlichen Informationen auf derWarte oder Notsteuerstelle zur Verfügung
stehen oder mit den in der Warte oder Notsteuerstelle verfügbaren Informationen einfach und schnell ermittelt werden können.

4 (10)Die Funktionsbereitschaft und die anforderungsgerechte Funktion sicherheitstechnisch wichtiger Einrichtungen sind nachabgeschlossener Instandhaltungsmaßnahme durch qualifizierte Funktionsprüfungen sicherzustellen.

Gliederung
1
2

Zielsetzung
Grundlegende Anforderungen an die
Systembewertung3
Grundlegende Anforderungen an die deterministische Analyse von Ereignissen oder
Zuständen
3.1
Validierung von Analyseverfahren
3.1.1 Zielsetzung
3.1.2 Durchführung
3.1.3 Dokumentation
3.2
Festlegungen zu Anfangs- und Randbedingungensowie zum Umfang der Nachweisführung
3.2.1 Sicherheitsebenen übergreifende Anforderungen3.2.2 Sicherheitsebene 1 (Normalbetrieb)
3.2.3 Sicherheitsebene 2 (Anomaler Betrieb)
3.2.4 Sicherheitsebene 3 (Störfall)
3.2.5 Sicherheitsebene 4a (Transienten mit unterstelltem
Ausfall der Reaktorschnellabschaltung)3.2.6 Sicherheitsebene 4b (Ereignisse mit Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen) sowie
Sicherheitsebene 4c (Unfälle mit schweren
Brennelementschäden)3.3
Quantifizierung der Ergebnisunsicherheiten
3.4
Abdeckende Nachweisführung
4
Grundlegende Anforderungen an die
messtechnische Nachweisführung
5
Grundlegende Anforderungen an ingenieurmäßige Bewertungen
6
Grundlegende Anforderungen an probabilistische Sicherheitsanalysen
7
Grundlegende Anforderungen an die
Dokumentation
Anlage 1 Detailanforderungen an die Nachweisführung bei Kühlmittelverluststörfällen
Anlage 2 Detailanforderungen an die Ermittlung vonDifferenzdrücken innerhalb desSicherheitsbehälters
Anlage 3 Detailanforderungen an die Ermittlung vonStrahl- und Reaktionskräften bei Lecks an
druckführenden Systemen innerhalb desSicherheitsbehälters

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1
1 (1)Stand 02/22

Zielsetzung

für eine ausreichende Wirksamkeit sowie
den Zustand der betroffenen sicherheitstechnisch wichtigen Maßnahmen und Einrichtungen, gegebenenfalls unter Einbeziehung geplanter Änderungsvorhaben, mit
Angabe der auf den jeweiligen Sicherheitsebenen durchzuführenden Aufgaben oderzu erfüllenden sicherheitstechnischen Funktionen sowie zu deren Aufbau, Anordnung
und Auslegung.

Dieser Regeltext enthält Anforderungen an
sicherheitstechnische Nachweisführungen
und Dokumentationen.
Zum Nachweis der Erfüllung von in den„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ aufgestellten Anforderungen sindgeeignete Nachweismethoden heranzuziehen.
2 (3)Hinweis: Im Folgenden werden übergeordnete
Anforderungen an die Nachweisführung und Dokumentation formuliert.
Detailanforderungen an die Nachweisführung bei Kühlmittelverluststörfällen
finden sich in Anlage 1. Detailanforderungen an die Ermittlung von Differenzdrücken innerhalb des Sicherheitsbehälters finden sich in Anlage 2.
Detailanforderungen an die Ermittlung
von Strahl- und Reaktionskräften bei
Lecks an druckführenden Systemen innerhalb des Sicherheitsbehälters finden sich in Anlage 3. Weitere fachspezifische Anforderungen finden sichgegebenenfalls in den fachspezifischen
Regelwerkstexten.

1 (2)

3

Durch die Analyse von Ereignissen oder
Zuständen ist zu zeigen, dass in den„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ aufgestellte quantitative Nachweiskriterien erfüllt werden.

3 (2)Bei Nachweisführungen durch die Analyse
von Ereignissen oder Zuständen sinda) aktuelle Zusammenstellungen dersicherheitstechnisch wichtigen Informationen über den bestehenden Zustand
der betroffenen sicherheitstechnischwichtigen Maßnahmen und Einrichtungen heranzuziehen, gegebenenfalls
unter Einbeziehung geplanterÄnderungsvorhaben;

Zur Nachweisführung sind gemäß den„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ Nummer 5 (2) deterministischesowie probabilistische Methoden heranzuziehen:a) die rechnerische Analyse von Ereignissen oder Zuständen,b) für den jeweiligen Anwendungsbereich
validierte Analyseverfahren gemäß den
in Nummer 3.1 dargestellten Anforderungen zu verwenden;b) die Messung oder das Experiment,c) die ingenieurmäßige Bewertung.

c) den Analysen hinsichtlich ausgewählter
Anfangs- und Randbedingungen die in
Nummer 3.2 aufgelisteten Vorgaben zu
Grunde zu legen;

Die deterministischen Methoden bilden die
Basis für die Durchführung von Systembewertungen. Ergänzend zu den Ergebnissen aus der Anwendung deterministischer
Methoden fließen im jeweils erforderlichen
Umfang Ergebnisse aus probabilistischen
Analysen in die Systembewertung ein. Die
Systembewertung dient dem Nachweis derErfüllung der Anforderungen an die Wirksamkeit und Zuverlässigkeit der Maßnahmen und Einrichtungen auf den verschiedenen Sicherheitsebenen.

2
2 (1)

2 (2)

d) für die Sicherheitsebenen 1 bis 3 die
Unsicherheiten, die mit dem jeweiligen
Analyseergebnis für das jeweilige Nachweiskriterium verbunden sind, in ihrer
Gesamtheit gemäß Nummer 3.3 zu
quantifizieren und zu berücksichtigenoder gemäß dem Abschnitt 3.4 zu
berücksichtigen;e) für die Sicherheitsebene 4 die Unsicherheiten des Analyseergebnisses im Hinblick auf das Nachweisziel zu bewerten.

Die Nachweisführungen sind in geschlossener und nachvollziehbarer Form in Nachweisunterlagen zu dokumentieren.
Grundlegende Anforderungen an die
Systembewertung
Durch die Systembewertung ist zu zeigen,dass die geforderte Wirksamkeit und Zuverlässigkeit von Maßnahmen und Einrichtungen sowie deren wesentlichen Qualitätsmerkmale erfüllt werden. Die Bedingungen,die sich aus der rechnerischen Analyse vonEreignissen oder Zuständen ergeben, sinddabei zu berück-sichtigen.
Die Durchführung einer Systembewertung
erfordert eine aktuelle Zusammenstellung
der sicherheitstechnisch wichtigen Informationen über die bestehenden Bedingungen

Grundlegende Anforderungen an die deterministische Analyse von Ereignissenoder Zuständen

3 (1)Die deterministischen Methoden umfassen

1 (3)Ergebnisse der Auswertung der Betriebserfahrung sind, sofern für den zu analysierenden Sachverhalt von sicherheitstechnischer Bedeutung, in die Systembewertung
einzubeziehen.

3 (3)Bei Nachweisführungen durch die Analyse
von Ereignissen oder Zuständen sind insbesondere zu dokumentieren:a) die relevanten verwendeten Daten; sofern nicht anlagenspezifische Daten verwendet werden ist deren Übertragbarkeit zu begründen;b) die Begründung der Auswahl der zu
Grunde gelegten Einwirkungen, Ereignisse, Betriebsphasen und Betriebszustände im Hinblick auf die Einhaltung
des jeweiligen Nachweiskriteriums;

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c) bei Verwendung statistischer Verfahren
die Ermittlung der Unsicherheit des Analyseergebnisses, die bei der Analyseverwendeten Verteilungen für die relevanten Eingangsparameter, ihre Herleitung sowie, sofern relevant, ihre Abhängigkeiten gemäß der Nummer 3.3 (1).
3.1

Validierung von Analyseverfahren

3.1.1

Zielsetzung

3.1.1 (1)Analyseverfahren, die für die sicherheitstechnische Nachweisführung zur Einhaltung
der Nachweiskriterien eingesetzt werden,
müssen für den jeweiligen Anwendungsbereich validiert sein.

3.1.1 (2)Werden bei Analysen zur Wirksamkeit vonpräventiven oder mitigativen Notfallmaßnahmen Berechnungsverfahren angewendet, sollen diese für den jeweiligen Anwendungsbereich validiert sein.

3.1.1 (3)Die Validierung eines Analyseverfahrens
muss die Überprüfung des Anwendungsbereichs des Verfahrens umfassen sowie
die Überprüfung der Übereinstimmung der
mit dem Verfahren erzielbaren Ergebnisse
mit Vergleichswerten aus

gentransienten oder anderen Ereignissen mit Angaben zur Genauigkeit derherangezogenen Vergleichswerte,b) Angaben zu dem durch die Validierung
abgesicherten Anwendungsbereich desAnalyseverfahrens,c) Beschreibungen der verwendeten
Rechenverfahren und -modelle sowie
der Eingabedaten.
3.2

Festlegungen zu Anfangs- und Randbedingungen sowie zum Umfang der Nachweisführung

3.2.1

Sicherheitsebenen übergreifende Anforderungen3.2.1 (1)

Für Nachweise zur Standsicherheit vonbaulichen Anlagenteilen, deren Einsturz zu
sicherheitstechnisch relevanten Auswirkungen führen könnte, sind die relevanten
mechanischen, chemischen und thermischen Einwirkungen zu berücksichtigen.
a) Die Einwirkungen, die sich auf Grundder auf den Sicherheitsebenen 1 bis 3
zu unterstellenden Bedingungen, Ereignisse und festgelegten Betriebszustände sowie resultierend aus Einwirkungen von innen und außen ergeben
können, müssen jeweils so angesetzt
oder überlagert werden, dass alle Auswirkungen konservativ erfasst werden.

a) Experimenten, Prüfergebnissen, dem
Anlagenbetrieb, Anlagentransienten
oder anderen Ereignissen,b) analytischen Lösungen oderb) Bei Einwirkungen aus Notstandsfällen
ist eine im Vergleich zur Sicherheitsebene 3 stärkere Ausnutzung der Tragfähigkeit der baulichen Anlagenteile
grundsätzlich zulässig, wobei allewesentlichen Einwirkungs- und Widerstandsgrößen realistisch erfasst sein
müssen.

c) anderen validierten Analyseverfahren.
3.1.1 (4)Ein Analyseverfahren kann dann als validiert gelten, wenn die Anwendbarkeit undhinreichende Genauigkeit des verwendeten
Verfahrens für die jeweilige Anwendung im
Rahmen des durchgeführten und dokumentierten Validierungsumfangs gezeigt ist.
Dies ist insbesondere dann der Fall, wenn
die Ergebnisse des Verfahrens innerhalb
der Bandbreiten experimenteller Ergebnisse(siehe Nummer 3.1.2 (2)) liegen.

3.1.2

Durchführung

3.1.2 (1)

Der Validierung ist eine ausreichende Zahl
von Vergleichswerten zu Grunde zu legen.
Der notwendige Umfang sowie die erforderliche Qualität (siehe Nummer 3.1.2 (2)) der
Vergleichswerte hängen vom Anwendungsbereich des Analyseverfahrens ab.

3.1.2 (2)Für die Validierung herangezogene Experimente sollen hinsichtlich der wesentlichen
Parameter grundsätzlich den Bereich von
Bedingungen abdecken, in dem das Analyseverfahren angewendet werden soll.
Andernfalls ist die Übertragbarkeit derexperimentellen Ergebnisse auf den
Anwendungsbereich zu zeigen.

3.1.3

Dokumentation

3.1.3 (1)

Die Dokumentation der Validierung mussenthalten:a) Daten zu den herangezogenen Vergleichswerten (gemäß Nummer
3.1.1 (3)), bei Experimenten, Prüfergebnissen, dem Anlagenbetrieb, Anla-c) Die Einwirkungen, die sich durch die auf
den Sicherheitsebenen 4b und 4c unterstellten Ereignisabläufe und Bedingungen auf die Anlagenteile ergeben können, können jeweils realistischangesetzt werden.
3.2.1 (2)Für Nachweise zur Integrität und Standsicherheit von Komponenten sind die relevanten mechanischen, chemischen,thermischen und durch Strahlung hervorgerufenen Einwirkungen zu berücksichtigen.
a) Die Einwirkungen, die sich auf Grundder auf den Sicherheitsebenen 1 bis 4a
zu unterstellenden Bedingungen, Ereignisse und festgelegten Betriebszustände sowie resultierend aus Einwirkungen von innen und außen ergeben
können, müssen jeweils so angesetzt
oder überlagert werden, dass alle Auswirkungen auf die tragenden Querschnitte im Hinblick auf den abzudeckenden Versagensmechanismus konservativ erfasst werden.
b) Bei Einwirkungen aus Notstandsfällen
ist eine im Vergleich zur Sicherheitsebene 3 stärkere Ausnutzung der Tragfähigkeit der Komponenten grundsätzlich zulässig, wobei alle wesentlichen
Einwirkungs- und Widerstandsgrößen
realistisch erfasst sein müssen. An den

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maßgebenden Stellen muss die Integrität des tragenden Querschnitts unter
Beibehaltung der grundlegenden Geometrie erhalten bleiben.

c) Die Einwirkungen, die sich durch die auf
den Sicherheitsebenen 4b und 4c unterstellten Ereignisabläufe und Bedingungen auf die Komponenten ergeben können, können jeweils realistisch angesetzt und die Auswirkungen auf den Zustand der Komponenten entsprechend
analysiert werden.
3.2.1 (3)

Die Analysen zur Wirksamkeit von vorgesehenen Maßnahmen auf den Sicherheitsebenen 4b und 4c sollen bis zum Erreichen
des für die Analyse relevanten Zustands
erfolgen.
3.2.1 (7)Bei Quantifizierung der Ergebnisunsicherheiten nach Nummer 3.3 können Mess- undKalibrierfehler statistisch berücksichtigt
werden. Bei abdeckenden Nachweisführungen nach Nummer 3.4 sind die Mess- undKalibrierfehler durch die Anfangs- und
Randbedingungen abzudecken.

3.2.2

Sicherheitsebene 1 (Normalbetrieb)

3.2.2 (1)In Bezug auf die jeweiligen Auslegungsgrenzen ist die gesamte, während derBetriebs- oder Zyklusdauer in Betracht
kommende Bandbreite der Betriebsparameter zu berücksichtigen, unter Einbeziehung der im Normalbetrieb möglichenÄnderungen und Schwankungen.

3.2.3

Sicherheitsebene 2 (Anomaler Betrieb)

Als ereignisbedingte Folgeereignisse bei
Einwirkungen von außen sowie aus Notstandsfällen sind, soweit die jeweiligen
Anlagenteile nicht gegen die Einwirkungenausgelegt sind, die Möglichkeiten für3.2.3 (1)In Bezug auf das jeweilige Nachweiskriterium sind für die jeweiligen Betriebsphasen
ungünstige, innerhalb realistischer Betriebszustände liegende Anfangszustände anzusetzen.

a) Einwirkungen aus Berstdruckwellenbeim Versagen von Behältern, Rohrleitungen und sonstigen Behältern mit
hohem Energieinhalt;

3.2.3 (2)Alle der Sicherheitsebene 2 zugeordneten
und bei dem betrachteten Ereignisablauf
ordnungsgemäß angeforderten Maßnahmen und Einrichtungen können für die
Nachweisführung als verfügbar angenommen werden, wenn sie nicht durch das
unterstellte Ereignis als ausgefallen
anzusetzen sind.

3.2.3 (3)Eine vom Ereignis unabhängige Überlagerung des Notstromfalls muss nicht unterstellt werden.

3.2.4

Sicherheitsebene 3 (Störfall)

3.2.4 (1)

Die anzusetzenden Anfangszustände sind

Kombinationen mehrerer zu unterstellender
Einwirkungen von außen, oder Kombinationen dieser Einwirkungen mit internen
Ereignissen sind gemäß den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ Nummer
4.2 (1) zu unterstellen.
Die Störfall- und Störfallfolgeeinwirkungensind mit den „äußeren Lasten desGebrauchszustandes“ (einschließlich
Schnee- und Windlast) und den „Reaktionen aus Zwang im Gebrauchszustand“ zukombinieren. Es ist zulässig, bei der Überlagerung der Einwirkungen den zeitlichen
Verlauf zu berücksichtigen.

3.2.1 (4)erstrecken, in dem die Anlage dauerhaft
verbleiben kann.

b) mechanische Folgeschäden beim Versagen von Anlagenteilen (einschließlich
von umherfliegenden und fallenden
Bruchstücken sowie von Strahl- undReaktionskräften);c) anlageninterne Überflutungen infolgeeines Versagens von Anlagenteilen;d) anlageninterne Brände und Explosionen;e) erhöhte Strahlenpegel;a) bei einer Nachweisführung nach Nummer 3.4 die in Bezug auf das jeweilige
Nachweiskriterium für die jeweiligen Betriebsphasen ungünstigsten anfänglichen
Betriebszustände des Normalbetriebs
abzudecken oderf) chemische Reaktionen sowieg) Fehlfunktionen von elektrischen, leittechnischen oder verfahrenstechnischen
Einrichtungenzu berücksichtigen undb) bei einer Nachweisführung nach Nummer 3.3 mittels realistischer Parameterwerte unter Einbeziehung ihrer Unsicherheitsbandbreite zu erfassen.

h) das Eintreten eines Notstromfalls
zu unterstellen.
3.2.1 (5)Der Schutz von Bauwerken und Komponenten bei Einwirkungen von innen und außen
sowie Notstandsfällen ist auf Basis spezifizierter Lastannahmen nachzuweisen. Dabei
sind auch induzierte Erschütterungen vonBauwerken und Komponenten zu berücksichtigen.

3.2.1 (6)Die Nachweisführung auf den Sicherheitsebenen 2 bis 4a muss sich vom Eintritt
eines Ereignisses mindestens bis zum Erreichen des kontrollierten Anlagenzustands

3.2.4 (2)Beim Nachweis der Wirksamkeit der Maßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebene 3 ist das Einzelfehlerkonzept gemäß
den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ von Nummer 3.1 (7) sowie gemäß Anhang 4 der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ anzuwenden.
Bei der Analyse von Ereignissen derSicherheitsebene 3 ist die Nichtberücksichtigung der ersten Anregung des Reaktorschutzsystems oder der ersten Anregung

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der Reaktorschnellabschaltung zu unterstellen, sofern aus physikalisch-technischen
Gründen nicht nur ein Anregekriterium verfügbar ist.
Bei unterstellter Nichtberücksichtigung derersten Anregung ist das gleichzeitige Auftreten eines Einzelfehlers an aktiven Einrichtungen zu unterstellen, bei gleichzeitiger
Instandhaltung jedoch erst nach einem Zeitraum von 100 Stunden.

sind erforderlichenfalls geeignete Abbruchkriterien zu spezifizieren.
Hinweis: Detailanforderungen an die Nachweisführung bei Kühlmittelverluststörfällen
sind in Anlage 1 zusammengestellt.

3.2.5

Sicherheitsebene 4a (Transienten mit unterstelltem Ausfall der Reaktorschnellabschaltung)3.2.5 (1)Bei der Analyse von Transienten mit unterstelltem Ausfall der Reaktorschnellabschaltung

Die Ausfallannahmen gemäß den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ derNummern 3.2 (6) und 3.2 (7) sind zu
berücksichtigen.
3.2.4 (3)3.2.4 (4)a) können realistische Anfangs- und Randbedingungen gewählt werden; als Anfangszustand des Reaktorkerns ist jedoch beladungs- und ereignisspezifischvom Betriebszustand zum ungünstigsten Zykluszeitpunkt (im Xenon Gleichgewicht) auszugehen; zudem sind hinsichtlich der Reaktivitätsrückwirkung
Werte zu verwenden, die bestehende
Unsicherheiten abdeckend berücksichtigen;

Bei allen zur Störfallbeherrschung erforderlichen Maßnahmen und Einrichtungen ist
auch, sofern es den Ereignisablauf nachteilig beeinflusst, ereignisabhängig ein
gleichzeitiger oder zeitlich versetzter Ausfall
der elektrischen Eigenbedarfsversorgung
zu unterstellen. Die Berücksichtigung derNotstromversorgung in der Analyse soll entsprechend dem Zuschaltprogramm der mit
Notstrom versorgten Aggregate erfolgen.

b) können alle Maßnahmen und Einrichtungen als verfügbar angenommen
werden, die nicht durch das unterstellte
Ereignis ausgefallen sind; sofern im
Kurzzeitbereich (Zeit bis zum Erreichen
des Druckmaximums) vom Abschaltender Hauptkühlmittelpumpen (DWR)
Kredit genommen wird, muss das Abschalten mit Leittechnik Funktionen derKategorie A oder B angesteuert sein;

Bei Kühlmittelverluststörfällen ist bei den
Ermittlungen der Auswirkungena) des Druck- und Temperaturaufbaus im
Sicherheitsbehälter,b) der Druckdifferenzen innerhalb desSicherheitsbehälters,c) von Bruchstücken, Strahl- und Reaktionskräften undc) sind die durch Steuerungs- und Regelungsvorgänge verursachten Änderungen von Betriebsparametern und Betriebszuständen mit zu berücksichtigen.

d) von Druckwellen innerhalb der druckführenden Umschließung sowiee) bei den Nachweisführungen zur Wirksamkeit der Notkühleinrichtungen undder Standsicherheit von Einbauten(insbesondere Großkomponenten) und
Räumenfür das Spektrum der zu betrachtenden
Leck- oder Bruchgrößen die für die verschiedenen Einzelnachweise jeweils ungünstigste Leck- oder Bruchlage zu ermitteln und zu unterstellen.

3.2.6

Sicherheitsebene 4b (Ereignisse mit Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen)sowie Sicherheitsebene 4c (Unfälle mit
schweren Brennelementschäden)3.2.6 (1)Bei der Analyse der Wirksamkeit von präventiven oder mitigativen Notfallmaßnahmen können für die zu Grunde gelegten
Ereignisabläufe realistische Modelle und realistische Anfangs- und Randbedingungenverwendet werden.

Hinweis: Siehe hierzu neben den beiliegenden
Anlagen 2 und 3 auch in Anhang 2 der„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“, dort Anlage 2.

3.2.4 (5)Bei den Nachweisführungen sind zusätzlich
zu den Ausfallannahmen des Einzelfehlerkonzepts störfallbedingte Folgeausfälle vonMaßnahmen und Einrichtungen, die im
Sinne des Nachweisziels ungünstige Auswirkungen auf den Störfallablauf haben, zu
berücksichtigen.
Das ordnungsgemäße Wirksamwerden vonMaßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebenen 1 und 2 ist zu unterstellen,
sofern sich hieraus relevante ungünstige
Einflüsse auf den Ereignisablauf ergeben.

3.2.4 (6)Der Quellterm für radiologische Nachweise
auf der Sicherheitsebene 3 ist bis zur Beendigung der Freisetzung zu ermitteln. Zur
Definition der Beendigung der Freisetzung

Hinweis: Die Nummer 3.3 und 3.4 müssen fürNachweisführungen zu den Sicherheitsebenen 4b und 4c nicht angewandt werden.

3.3

Quantifizierung der Ergebnisunsicherheiten

3.3 (1)

Bei der Verwendung statistischer Verfahren
ist die Gesamtunsicherheit des jeweiligen
Analyseergebnisses gemäß Nummer 3 (2)Buchstabe d zu quantifizieren. Hierfür sinda) die Parameter (Anfangs- und Randbedingungen sowie Modellparameter) und
Modelle zu identifizieren, die die Ergebnisunsicherheiten wesentlich beeinflussen;b) die gemäß dem aktuellen Kenntnisstandvorhandenen Unsicherheitsbandbreiten
der identifizierten Parameter zu quantifizieren, bei Einsatz von statistischen
Verfahren mitsamt den Verteilungen der
Parameter;

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3- 0.1
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Stand 02/22c) falls erforderlich, Abhängigkeiten oder
Wechselwirkungen zwischen einzelnen
Eingangsparametern festzustellen undzu berücksichtigen.
3.3 (2)

Unsicherheiten einzelner Modelle im
Rechenprogramm, die nicht über eine Variation von Parametern erfasst werden, sinddurch Zuschläge auf das Ergebnis abzudecken, die aus der Validierung des Analyseverfahrens abgeleitet sein sollten.

3.3 (3)

Werden bei der Ermittlung der Gesamtunsicherheit statistische Verfahren angewandt, ist die in Richtung des Nachweiskriteriums gehende einseitige Toleranzgrenze zu ermitteln, wobei für die Einhaltung des Nachweiskriteriums eine Wahrscheinlichkeit von mindestens 95 % mit
einer statistischen Sicherheit von mindestens 95 % nachzuweisen ist.

3.3 (4)

Die Einhaltung statistischer Nachweiskriterien ist mit einer statistischen Sicherheit
von mindestens 95 % nachzuweisen.

3.4

Abdeckende Nachweisführung

3.4 (1)

Auf die Ermittlung der Gesamtunsicherheit
gemäß Nummer 3.3 kann verzichtet
werden,Relevante sicherheitstechnisch nachteilige
Auswirkungen sind zu vermeiden.
4 (2)Werden Messungen oder Experimente nicht
in der zu beurteilenden Anlage oder Einrichtung, sondern z. B. an Prototypen von Komponenten oder an Versuchsständen durchgeführt, so ist die Übertragbarkeit auf die zu
beurteilenden Komponenten, Systeme oder
Systemfunktionen darzulegen. Unsicherheiten bei der Übertragung der Ergebnissesind zu ermitteln.

4 (3)Bei der messtechnischen und der experimentellen Nachweisführung sind Unsicherheiten in der Messung zu berücksichtigen.

4 (4)Der nachzuweisende Sachverhalt, dasmesstechnische oder experimentelle
Verfahren und die Ergebnisse sind nachvollziehbar zu dokumentieren.

5
5 (1)

b) falls die Unsicherheit durch Zuschläge
auf das Analyseergebnis abgedeckt
werden kann oderc) falls bezüglich des jeweiligen Nachweiskriteriums-

ungünstigste innerhalb realistischer
Zustände liegende Parameterkombinationen verwendet werden, oderb) wenn der nach der Nummer 5 (1) Buchstabe a entwickelte Bewertungsmaßstab
nachvollziehbar dokumentiert ist.
5 (2)ungünstige Werte des Unsicherheitsbereichs einzelner Parameterso kombiniert werden, dass das
Analyseergebnis mit mindestens
95 % Wahrscheinlichkeit nichtüberschritten wird, oder

4 (1)Grundlegende Anforderungen an die
messtechnische Nachweisführung
Vor der Durchführung von Messungen oder
Experimenten ist der nachzuweisende
Sachverhalt festzulegen und das messtechnische oder experimentelle Verfahren
detailliert zu planen. Sollen Messungenoder Tests im Kernkraftwerk durchgeführt
werden, sind die Auswirkungen der Messung oder des Tests auf die Sicherheit derAnlage zu prüfen und schriftlich darzulegen.

An die Durchführung der ingenieurmäßigen
Bewertungen werden folgende Anforderungen gestellt:a) zur Bewertung herangezogene Randbedingungen, wie Ergebnisse und Daten
aus durchgeführten Berechnungen undPrüfungen, sind zu begründen und
dokumentieren,d) falls Berechnungsverfahren oder hinreichend konservativ gewählte Einzelparameter verwendet werden, für welche ineinem vergleichbaren Fall nachgewiesen
ist, dass die gemäß Nummer 3.3
quantifizierten Unsicherheiten bezüglich
des jeweiligen Nachweiskriteriums
abgedeckt werden.
4

Ergebnisse aus ingenieurmäßigen Bewertungen können bei der Nachweisführung
herangezogen werden,a) wenn für den zu bewertenden Sachverhalt ein Bewertungsmaßstab vorliegt
und der Bewertung zu Grunde gelegt
wird; dieser Bewertungsmaßstab muss
auf technisch-wissenschaftlich nachvollziehbaren Grundlagen beruhen; bei derErmittlung des Bewertungsmaßstabeskönnen auch geltende Regeln oder Normen, Ergebnisse aus Bewertungen zu
gleichen oder ähnlich gelagerten Sachverhalten, Erkenntnisse aus Experimenten und vorliegende Erfahrungswerte
einbezogen werden; unda) falls durch Standardisierung abgesicherte Verfahren oder Daten vorliegen,aus denen die Unsicherheit oder ein gesicherter Abstand zur Auslegungsgrenze oder zum Nachweiskriterium
abgeleitet werden kann oder-

Grundlegende Anforderungen an ingenieurmäßige Bewertungenb) die Ergebnisse der Bewertung sind vollständig und nachvollziehbar zu dokumentieren,c) bei Anwendung auf interdisziplinäre undkomplexe Fragestellungen ist die ingenieurmäßige Bewertung durch ein geeignet zusammengesetztes Teamdurchzuführen.
5 (3)Bei ergonomischen Analysen von Personalhandlungen müssen die dem Personal zugewiesenen Aufgaben im Rahmen einer
Aufgabenanalyse so in Teilaufgaben zerlegt
sein, dass eine Bewertung im Hinblick auf
die geforderte Zuverlässigkeit der Personalhandlung und die sicherheitstechnischen
Anforderungen durchgeführt werden kann.
Die Aufgabenanalyse muss die folgenden
Aspekte berücksichtigen:

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RS-Handbucha) erforderliche und bereitgestellte Informationen für den Handelnden,Stand 02/22
7 (2)b) erforderliche Informationsverarbeitungsprozesse,

6
6 (1)

6 (2)

c) erforderliche Entscheidungen und Einzelhandlungen,a) Anwendung eines Freigabe-/ Genehmigungsverfahrens, das der Bedeutung
des jeweiligen Dokuments angemessenen ist,d) zeitliche und räumliche Randbedingungen der Aufgaben.

b) eindeutige Kennzeichnung von Dokumenten,

Grundlegende Anforderungen an probabilistische Sicherheitsanalysenc) zeitnahe Aktualisierung von Dokumenten, insbesondere bei Änderungen an
der Anlage,

Die grundlegenden Methoden und Randbedingungen zur Erstellung von probabilistischen Sicherheitsanalysen (PSA) sowie
die Anforderungen an deren Dokumentationsind im „Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalysen“ beschrieben.

e) Sicherstellung der Verfügbarkeit gültiger
Dokumente an den jeweiligen Einsatzorten,f) zeitnahe Anpassung der zur Betriebsführung benötigten Dokumentation an
den aktuellen Anlagenzustand undBereitstellung im Bereich der Warte,g) Sicherstellung der Lesbarkeit und Erkennbarkeit,a) sicherheitstechnisch wichtige Änderungen an Maßnahmen, Einrichtungen oderder Betriebsweise, die in der Anlage
durchgeführt wurden,h) eindeutige und widerspruchsfreie Gestaltung sicherheitsrelevanter operativer
Anweisungen,i)b) sicherheitsrelevante Ereignisse oder
Phänomene, die bekannt geworden sindund deren Übertragbarkeit auf die im
Anwendungsbereich der „Sicherheitsanforderungen an KKW“ benannten
Kernkraftwerke in Deutschland gegeben
ist, undKennzeichnung und Verteilung externer
Dokumente an die jeweiligen Einsatzorte,j)Verhinderung der Verwendung veralteter oder nicht gültiger Dokumente.

6 (3)Für PSA sind anlagenspezifische Daten zu
verwenden. Sofern keine hinreichende
anlagenspezifische Datenbasis aus der
Betriebserfahrung zur Verfügung steht, können generische Daten verwendet werden.
Die Übertragbarkeit der generischen Daten
ist zu begründen.

6 (4)PSA sind von sachkundigem Personal desGenehmigungsinhabers zu erstellen. Eine
Unterstützung durch externes Personal ist
zulässig.

6 (5)Der jeweils erforderliche Umfang und
Detaillierungsgrad der PSA ist anlassbezogen festzulegen.

7 (1)d) Kennzeichnung von Änderungen unddes Überarbeitungsstatus von Dokumenten,

Bei PSA für Bewertungen gemäß den„Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ der Nummern 5 (5a) und 5 (5b) sindaktuelle Methoden, Modelle und Daten zu
verwenden. Die Aktualität der PSA muss
insbesondere folgende Aspekte berücksichtigen:c) die anlagenspezifische Auswertung derBetriebserfahrung im Hinblick auf Zuverlässigkeitskenngrößen von Komponenten oder Eintrittshäufigkeiten vonauslösenden Ereignissen.

7

Die Dokumentation hat folgende Anforderungen zu erfüllen:

7 (3)Die Dokumentation ist nach festgelegten
Regeln zu pflegen und archivieren. Es sindauch Regelungen für Pflege und Archivierung der sonstigen Dokumentation zu
treffen.

7 (4)In einem Dokumentationssystem sind Festlegungen zu Dokumentenart, Dokumentation, Unterlagenpflege, Archivierung, Verantwortlichkeiten und Prüfung zu treffen.

Grundlegende Anforderungen an die
Dokumentation
Alle Unterlagen, die bei der Planung, derErrichtung und dem Betrieb einer Anlage für
das Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren
verwendet wurden oder werden, sind systematisch zu dokumentieren. Der Detaillierungsgrad der Dokumentation muss an diesicherheitstechnische Bedeutung desInhalts der Dokumente angepasst sein.

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Anlage 1
A1 (1)

Stand 02/22

Detailanforderungen an die Nachweisführung bei Kühlmittelverluststörfällen

7. Bei der Berechnung der zeitabhängigen
Wasserhöhe im Reaktorgebäudesumpf sindinsbesondere zu berücksichtigen:

Zum Nachweis der Wirksamkeit der Kernnotkühleinrichtungen sind experimentell abgesicherte
rechnerisch-analytische Nachweise vorzulegen.
Es ist entweder die Quantifizierung der Unsicherheiten der Analyseergebnisse nach Nummer 3.3
oder die abdeckende Nachweisführung nach
Nummer 3.4 mit folgenden Annahmen vorzunehmen:
1. Bei beiden Verfahren ist die ungünstigste
Kombination unterstellt ausa) Ausfall infolge Einzelfehler,a)die Volumenänderung des Primärkühlmittels bei Temperaturänderungen,b)der Befüllungsgrad des Reaktorkühlsystems,c)der Dampfgehalt in der Sicherheitsbehälteratmosphäre,d)die Benetzung der Oberflächen im
Sicherheitsbehälter,e)

Spritzwasser und Ansammlungen vonWasser, welches nicht oder nur verzögert in den Reaktorgebäudesumpf
gelangt.

b) Unverfügbarkeit infolge Instandhaltung,c) Notstromfall,
8.

d) Ausgangsleistung im Kern (bei Störfalleintritt ist von den ungünstigsten Werten
auszugehen, die im bestimmungsgemäßen Betrieb unter Berücksichtigung derZustandsbegrenzungen hinsichtlich derintegralen Leistung, der Stableistung undder Leistungsdichteverteilung auftreten
können),Beim Nachweis, dass die Kernkühlung sowohl kurz- als auch langfristig sichergestellt
ist, ist zu berücksichtigen:a)freigesetztes Isoliermaterial und weitere
Materialien, die die mechanische Stabilität der im Reaktorgebäudesumpf angebrachten Sumpfsiebe und den kavitationsfreien Betrieb der Nachkühlpumpen
für den Sumpfbetrieb sowie die Funktion
weiterer für die Ereignisbeherrschung erforderlicher Einrichtungen beeinflussen
können, wobei im Hinblick auf die Ermittlung der Menge der freigesetzten Materialien als maximale Leckgröße 0,1 F bezogen auf die Hauptkühlmittelleitung angesetzt werden kann, sofern die Anforderungen an den Bruchausschluss für die
Hauptkühlmittelleitung erfüllt sind, sowieb)der Einfluss von freigesetztem Isoliermaterial und weiteren Materialien, die inden Kern eingetragen werden.

e) Zykluszeitpunkt,f) Bruchlage undg) Bruchgröße und Bruchtyp
Hinweis: Zu unterstellende Leckquerschnitte undBrüche sowie weitere Anforderungen an
die Randbedingungen der Nachweisführungen sind in Anhang 2, dort Anlage 2
sowie in Anhang 5 der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke" aufgeführt.

anzusetzen.

Den Nachweisen sind thermohydraulische
Randbedingungen zu Grunde zu legen, die
Leckgrößen einschließlich des doppelendigen
Bruchs der Hauptkühlmittelleitung abdecken.

2. Bei Quantifizierung der Ergebnisunsicherheiten nach Nummer 3.3 können bezüglich
der anfänglichen Kernleistung Mess- und Kalibrierfehler statistisch berücksichtigt werden.
3. Bei Einsatz der abdeckenden Nachweisführung nach Nummer 3.4 ist zusätzlich zu den
Vorgaben gemäß der Nummer A1 (1) 1 bezüglich der Ausgangsleistung im Kern dermaximale Mess- und Kalibrierfehler anzusetzen.
4. Bei der Analyse des Pumpenverhaltens während der Druckentlastungsphase und derWiederauffüllphase sind – soweit nicht entsprechende Vorkehrungen getroffen sind –mögliche Versperrungen freier Strömungsquerschnitte in der Druckführenden Umschließung durch beschädigte Anlagenteile
zu berücksichtigen.

9.

A1 (2)

Bei der Ermittlung der ausreichenden Herbeiführung und dauerhaften Aufrechterhaltung
der Unterkritikalität ist beim DWR zu unterstellen, dass sich der sekundärseitige Inhalt
eines Dampferzeugers mit dem Primärkühlmittel und dem durch die Notkühlung eingespeistem Kühlmittel vermischt.

Beim Nachweis, dass die Wasserstoffkonzentration im Sicherheitsbehälter zu keinem Zeitpunkt
während des Betriebes und nach Kühlmittelverluststörfällen lokal oder integral die Zündgrenze(4 % Wasserstoff in Luft) überschreitet, sindfolgende Vorgaben zu berücksichtigen:

5. Der aus der eindimensionalen Druckentlastungsrechnung resultierende Massenstrom ist
für die Heißstab-Temperaturberechnung unter Berücksichtigung thermohydraulisch bedingter Strömungsverteilungen und eventueller Kühlkanalverengungen um 20 % zu reduzieren, solange keine dynamischen Berechnungen der Hüllrohrdehnungen vorgenommen werden.

1.

6. Für die Ermittlung der Zulaufhöhe der Nachkühlpumpen ist nach Umschaltung auf
Sumpfbetrieb mit Atmosphärendruck im
Sicherheitsbehälter zu rechnen.

2.

Wasserstoffquellen:-

Radiolyse im Kern,-

Radiolyse im Sumpf,-

Radiolyse im Brennelementlagerbecken,-

Metall-Wasser-Reaktion im Kern,-sonstige Metall-Wasser-Reaktionen.

Die Wasserstoffbildung ist für mindestens
100 Tage nach Störfalleintritt zu berechnen.
Hierbei ist anzunehmen, dass der aus MetallWasser-Reaktionen stammende Wasserstoff

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RS-Handbuch
sofort freigesetzt und näherungsweise homogen verteilt wird. Für den langfristig durchRadiolyse entstehenden Wasserstoff ist
anzunehmen, dass dieser kontinuierlich mitoder aus dem Kühlmittel freigesetzt wird. Bei
der Berechnung ist der Freisetzungsort zu
berücksichtigen.
3.

Als Nettoentstehungsrate für die Radiolyse
im Reaktorkern und im Sumpf ist ein G(H2)Wert von 0,44 Moleküle/100 eV anzusetzen(dieser Wert stellt die experimentell abgesicherte obere Grenze der Bildungsrate für die
zu erwartende wirksame Strahlung dar).

4.

Wirksame Nachzerfallsleistung des Kerns:a)Stand 02/22
nachgewiesen ist, dass sie keine nennenswerten Wasserstoffmengen freisetzen.

Als Quelle der radiolytisch wirkenden
Strahlung ist mindestens der der vorgesehenen Abbrandstrategie entsprechende Gleichgewichtskern am Zyklusende anzunehmen, wobei die Spaltstoffund Spaltproduktzusammensetzung derim Kern befindlichen Brennelemente und
die Aktivierungsprodukte zu berücksichtigen sind.

b) Der im Kühlmittel absorbierte Anteil der γNachzerfallsleistung ist als Zeitfunktion zu
ermitteln. Sind für die Berechnung vereinfachende Annahmen erforderlich (z. B.
Einteilung in Energiegruppen, Vereinfachung der Reaktorkern-Geometrie), so ist
nachzuweisen, dass diese Annahmen zu
konservativen Ergebnissen führen. Andernfalls ist ein zeitlich konstanter Wert
von 10 % zu verwenden.
c) Eine Absorption von β-Strahlung im Kühlmittel muss wegen des Selbstabschirmungseffekts nicht berücksichtigt werden.
5.

Bezüglich der wirksamen Nachzerfallsleistung im Sumpf sind für die in das Kühlmittel
freigesetzten Spaltprodukte Werte entsprechend dem maximal zulässigen Brennstabschadensumfang anzusetzen, sofern nicht
durch eine Schadensumfangsanalyse ein
niedrigerer Wert nachgewiesen ist.
Für die Radiolyseberechnung ist in Anlehnung an die Störfallberechnungsgrundlagenanzunehmen, dass sich von den freigesetzten Spalt-produkten folgende Anteile (bezogen auf das Inventar der defekten Brennstäbe) im Sumpfwasser befinden:a)

6 % der Halogene, Alkalimetalle (90 %spontane Ablagerung im Sumpf der 1 %freigesetzten Halogene, Alkalimetalle
und 5 % durch Auslaugung während desSumpfbetriebs),b)

0,5 % der spontanen Feststoffe (99 %Ablagerung im Sumpf der 0,01 % freigesetzten sonstigen Feststoffe und 0,5 %sonstige Feststoffe durch Auslaugung).

Es ist anzunehmen, dass ihre γ- und βStrahlungsenergie zu 100 % vom Sumpfwasser absorbiert wird.
6.

Bei der Berechnung der reagierenden Zirkonmenge im Reaktorkern ist der zeitliche undräumliche Temperaturverlauf den Ergebnissen der Kernnotkühlrechnungen zu entnehmen.

7.

Sonstige Metall-Wasser-Reaktionen können
dann nicht berücksichtigt werden, wenn

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RS-Handbuch
Anlage 2

A2 (1)

Detailanforderungen an die Ermittlung vonDifferenzdrücken innerhalb desSicherheitsbehälters

Bei der Ermittlung der Differenzdrücke innerhalb
des Sicherheitsbehälters ist von folgenden
Vorgaben auszugehen:
1.

Ausgangspunkt ist der Betriebszustand bei
100 % der spezifizierten Leistung.

2.

Es sind gemäß den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke" Anhang 2, dort Anlage 2 („Unterstellte Leckquerschnitte undBrüche in der Druckführenden Umschließung(DfU) sowie in den Äußeren Systemen und
an Komponenten“), der Nummern 2.1 (7) und
3 (9), Leckquerschnitte bis zu 2F in den
Hauptkühlmittelleitungen zu Grunde zu legen.

3.

Beim Einsatz von Mehrfachpunktmodellen ist
eine ausreichend feine Nodalisierung zu wählen (mindestens eine Zone für jeden betrachteten Raum).

4.

Für die Freisetzung Energie- und Masseinhalte aus der Druckführenden Umschließung
des Reaktorkühlmittels und definierter
angrenzender Systeme sind die maximal
möglichen Freisetzungsraten zu Beginn desAusströmvorganges anzusetzen.

5.

Für jeden Raum ist die ungünstigste Bruchsituation zu erfassen.

6.

Die Wärmeabgabe an die Strukturen ist konservativ zu ermitteln. Bei Verwendung experimentell abgesicherter Wärmeübergangsbeziehungen sind die unteren Werte des vorhandenen Unsicherheitsbandes zu berücksichtigen.

7.

Die beim Überströmvorgang zwischen den
Räumen auftretenden Strömungswiderstände
sind in realistischer Weise zu erfassen, jedoch für den Bruchraum konservativ anzusetzen. Die getroffenen Annahmen sindexperimentell abzusichern.

8.

Werden bei der Berechnung der Wassertransport- und Wasserabscheidevorgänge
Rechenmodelle verwendet, die eine Erfassung durch empirische Konstanten vornehmen, so sind diese Konstanten konservativ
für das Differenzdruckverhalten festzulegen.

9.

Annahmen, die nicht durch Experimente abgesichert sind, sind konservativ festzulegen.

Stand 02/22
Anlage 3

A3 (1)

Detailanforderungen an die Ermittlung vonStrahl- und Reaktionskräften bei Lecks an
druckführenden Systemen innerhalb desSicherheitsbehälters

Bei der Ermittlung von Einwirkungen durch
Strahl- und Reaktionskräfte sowie Bruchstücke
an druckführenden Systemen innerhalb desSicherheitsbehälters ist bei der Berechnung vonfolgenden Vorgaben auszugehen:
1.

Ausgangspunkt ist der Betriebszustand bei
100 % der spezifizierten Leistung.

2.

Für die Auswahl und Größe von Lecks gelten
die Annahmen gemäß den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke" Anhang 2, dort
Anlage 2 („Unterstellte Leckquerschnitte undBrüche in der Druckführenden Umschließung(DfU) sowie in den Äußeren Systemen und
an Komponenten“). Für diese Lecks ist
stationäre Ausströmung für verschiedene
Bruchlagen zu unterstellen.

3.

Freistrahlausbreitung und Rückwirkung auf
im Wege liegende Strukturen sind zu erfassen.

4.

Es ist die jeweils ungünstigste Bruchlage zu
wählen.

5.

Zur Berechnung der Reaktionskräfte derRohrleitungen sind entsprechende Rechenmodelle oder experimentell abgesicherte
Beziehungen anzuwenden.

6.

Für die Belastung der sicherheitstechnischwesentlichen Anlagenteile durch Strahlkräfteund durch die von den Strahlkräften gelösten
und beschleunigten Strukturteile ist ein
Sicherheitszuschlag von 15 % zu Grunde zu
legen.

10. Der Sicherheitszuschlag auf die so berechneten maximal auftretenden Differenzdrücke
muss mindestens 15 % betragen. Für den
Differenzdruck ist ein Wert von mindestens
10 000 Pa anzunehmen.

Redaktioneller Hinweis:
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zu stellen, übernimmt jedoch keine Haftung. Bei
Rechtsakten sind die in den amtlichen
Publikationsorganen des Bundes veröffentlichten
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