ARCHIVESHISTORIQUES
DELACOMMISSION
COLLECTION RELIEEDES
DOCUMENTS "COM"
COM(81)519
Vol.1981/0156

Disclaimer
Conformément aurèglement(CEE,Euratom)n°354/83duConseildu1erfévrier1983
concernantl'ouvertureaupublicdesarchiveshistoriquesdelaCommunauté économique
européenne etdelaCommunauté européenne del'énergieatomique(JOL43du15.2.1983,
p.1),telquemodifiéparlerèglement(CE,Euratom)n°1700/2003du22septembre2003
(JOL243du27.9.2003,p.1),cedossierestouvertaupublic.Lecaséchéant,lesdocuments
classifiésprésentsdanscedossierontétédéclassifiés conformément àl'article5dudit
règlement.
Inaccordance withCouncilRegulation(EEC,Euratom)No354/83of1February1983
concerningtheopeningtothepublicofthehistoricalarchivesoftheEuropeanEconomic
Community andtheEuropeanAtomicEnergyCommunity (OJL43,15.2.1983,p.1),as
amendedbyRegulation(EC,Euratom)No1700/2003of22September2003(OJL243,
27.9.2003,p.1),thisfileisopentothepublic.Wherenecessary,classifieddocuments inthis
filehavebeendeclassified inconformitywithArticle5oftheaforementioned regulation.
InÜbereinstimmung mitderVerordnung(EWG,Euratom)Nr.354/83desRatesvom1.
Februar1983überdieFreigabederhistorischen ArchivederEuropäischen
Wirtschaftsgemeinschaft undderEuropäischen Atomgemeinschaft (ABI.L43vom15.2.1983,
S.1),geändertdurchdieVerordnung (EG,Euratom)Nr.1700/2003vom22.September2003
(ABI.L243vom27.9.2003,S.1),istdieseDateiderÖffentlichkeit zugänglich.Soweit
erforderlich,wurdendieVerschlusssachen indieserDateiinÜbereinstimmung mitArtikel5
dergenanntenVerordnungfreigegeben.

«
KOMMISSION DEREUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
KOM(81)519 endg.
Brüssel/den23.September 1981
MITTEILUNG DERKOMMISSION ANDENRAT
Sicherheitskriterien für
Leichtwasserreaktoren-Kernkraftwerke
C-%\fic\

GejvVy S43
DieEntschLiessung desRates vom 22..Juli 1975 über dietechnolpgischen
Probleme dernuklearen Sicherheit sieht ,eine Gemeinschaftsaktion zur
schrittweisen Harmonisierung derSicherheitsanforderungen und -kriterien
vor -die indrei Phasen erfolgen soll .
* -
Die erste Phase besteht ineinem Informationsaustausch und der Auf- -
listung derMethoden ,Kriterien undNormen ,die indeneinzelnen Mit­
gliedstaaten angewandt werden .Diese Arbeit istweitgehend abgeschlossen ,
obgleich eine regelmässige Überarbeitung dererstellten Bestandsver -
zeichnisse erforderlich ist,umderEntwicklung dertechnologischen
Probleme der .nuklearen Sicherheit Rechnung zutragen . .
Diezweite Phase besteht inderAufzeichnung derÄhnlichkeiten und
Unterschiede und ineiner Analyse derzugrunde liegenden Ursachen .
Ziel derdritten Phase istdieAbgabe vonEmpfehlungen gemäss Artikel
124zweiter Gedankenstrich desEuratom-Vertrags .
Während derArbeiten anderersten undzweiten Phase ,die .inder
Arbeitsgruppe über dieSicherheit von Leichtwasserreaktoren "An­
gleichung vonMethoden ,Normen ,Kriterien undRichtlinien "mit
aktiver Zusammenarbeit vonVertretern vonKontrollbehörden ,Ge- •
nehmigungsbehörden und/oder zugezogenen Sicherheits -undÜber-
wachungsorganisationen ,Betreibern undAnlagenl ieferern /Herstel lern
durchgeführt wurden ,hatessich gezeigt ,dass sich jegliche .
spezifische Harmonisierung nur aufvorherige Harmonisierungsbe -
mühungen über diegrundlegenden Prinzipien derSicherheit stützen '
kann ,vondenen dieAnforderungen undKriterien abhängen .
Eswurde eine Task Force eingesetzt ,derSachverständige derna­
tionalen Sicherheitsbehörden angehören unddiedieUnterstützung der .
zuständigen Dienststellen derKommission hatte ;diese Gruppe hatte
I
dieAufgabe ,eine Reihe grundlegender^Sicherheit?pr inzipien zusammen­
. " i ' , */
zustellen undeinSchema für .diespäteren Anforderungen undKriterien
fürLeichtwasser-Kernkraftwerke auszuarbeiten ,dieimallgemeinen'
auch aufandere Arten vonKernkraftwerken anwendbar sind .-I-
EINFÜHRUNG

-II-
.<'I
ψ
DieErgebnisse dieser Arbeiten sind imvorliegenden Dokument aufgeführt ,
das von derKommission offiziell angenommen worden ist und das den
übrigen Gemeinschaftsinstitutionen und derÖffentlichkeit zurKenntnis
gebracht wird.
1 '
Mit diesem Dokument gibt dieKommission diegrundlegenden Sicherheits -
prinzipien fürLeichtwasserreaktor-Kernkr aftwerke inleichtverständ -
licher Form zurKenntnis ,die der wachsenden Bedeutung und der Be­
achtung derSicherheitsprobleme"seitens derKernindustrie ,der
Kontrollbehörden undderÖffentlichkeit Rechnung trägt ."
■ -e
Diese grundlegenden Prinzipien ,die diefundamentalen undallgemeinen
Sicherheitsgrundsätze darstellen ,bilden eine geschlossene Einheit .
Obgleich sieallgemeiner Natur sind ,werden sie -doch einen Beitrag zu
denÜberlegungen derMitgliedstaaten undderGemeinschaftsinstitutionen
über die Probleme der Sicherheit vonLeichtwasserreaktoren leisten ;
insbesondere sollen sie denBezugsrahmen fürBeurteilungen bilden ,die
ν
dieKontrollbehbrden ,Genehmigungsbehörden ,Betreiber ,Anlagen -
lieferer /Herstel ler,betreuende Ingenieurbüros usw .abgeben müssen ,
umeinkohärentes undeinheitliches Vorgehen zugewährleisten .
Dieses Dokument bildet dieGrundlage fürweitere Harmonisierungs -
tätigkeiten .

Einleitung
DiemeistenTätigkeiten desMenschenbildeneinepotentielleGefahr.für
dieGesundheit undSicherheit vonEinzelpersonen undderBevölkerung »
'Generellkanngesaßtwerden,dassderMenschunddieGesellschaft umso
grössereAnstrengungen machenmüssen,jegrösserdiepotentiellen Folgen
einesgefährlichen ;Ereignisses sind,umdieWahrscheinlichkeit desEin-
tretenseinessolchenEreignisses zureduzieren undseineFolgenzube-
, - .:....
schränken./ ; -- .
Beiderfriedlichen Anwendung .Kernenergie hatmanvonAnfangandem
SchutzgegenGefahren-d.h-:4er!VerhütungvonStörfällen ,undderBe­
grenzungvonschädlichenÄ4$^j,r^yngeti ^.besondereAufmerksamkeit ge­
widmet. '.1 ,
OerartigeBesorgnisse warenzwangsläufig auchaufGemeinschaftsebene
vonBedeutung;dieskommtinverschiedenen ArtikelndesEuratom-Vei–
tragsundauchinderRatsentschliessung vom22.Juli1975überdie
technologischen ProblemedernuklearenSicherheit zumAusdruck.Im'.
LichtedieserEntschliessung wurdenTätigkeiten (entfaltet,insbesondere
imHinblickaufdieschrittweise Harmonisierung derSicherheitser --
fordernisse und-kriterien.IndiesemZusammenhang könnendiefolgenden
Beobachtungen gemachtwerden:.
-ObgleicheineHarmonisierung vonAnforderungen undKriterienaufbe­
stimmtenEbenenmöglichist,istsiedochnichtaufallendiesen
Ebenenpraktikabel,dasichdieseAnforderungen undKriterien ,
--ψ
häufigz.B.aufspezifische AspekteeinerSchutzfunktion beziehen,
dieePufunterschiedliche Weiseerreichtwerdenkann;
-JeglicheHarmonisierung kannsichnuraufvorherigeHarmonisierungs -,
bemühungen undfundamentale Sicherheitsprinzipien stützen,vondenen
dieAnforderungen undKriterien abhängen;
-ObgleichdasZieldarinbesteht,einenäquivalenten undzufrieden­
stellenden GraddesSchutzesderBevölkerung undderUmweltzueT-
v
reichen,könnensichdieMethodenzurErlangungdiesesSchutzgrades
vonLandzuLandunterscheiden . ,
Diegrundlegenden Prinzipien jedochmüssenundkönneneinheitlich sein,
soweitsiedieZielewiderspiegeln ,jedochnichtdieMethodenzuihrer
Erlangung.

Dienachstehend aufgeführten Grundsätzesindallgemeiner Naturundfürdie
Konstrukteure ,BetreiberundGutachtergedacht.
DieHarmonisierung derSicherheitsgrundsätze ,Anforderungen und/oder
Kriterienist-sowünschenswert sieauchseinmag-alleinnichtaus­
reichend,umdieHarmonisierungderSicherheitsniveaus zugarantieren.
Ausserdemgewährleistet diealleinigeBerücksichtigung technischer Aspekte
nochnichtdieSicherheiteinerkerntechnischen Anlage,wenndamitnicht
umfassende undeingehendeBegutachtungen inVerbindung miteinerange­
messenenAufsichteinhergehen.
DennochistdieHarmonisierung dergrundlegenden (fundamentalen undallge­
meinen)Sicherheitsgrundsätze dernotwendige Ausgangspunkt fürjegliche
weitereHarmonisierung .
ZweckundUmfangdesDokuments
Dieindiesem'Dokumentbeschriebenen GrundsätzesindinzweiKategorien
unterteilt.IndererstenKate"goriefindenwirdiefundamentalen Sicher-
heitsgrundsätze ,aufdenendiezweiteKategoriebasiert.
DiezweiteKategorieführtdieallgemeinen Sicherheitsgrundsätze auf,mit
denendieindererstenKategorieaufgeführten Zieleerreichtwerden
sollen,d.h.:Vermeidung vonStörfällen undBegrenzungderradiologischen
Konsequenzen desBetriebsdesKernkraftwerks inallenBetriebsphasen und
(1)unterallenStörfallbedingungen .
DasDokumentumfassteinendrittenTeil,indemdieThemenaufgeführt
sind,fürdie•Sicherheitsanforderungen ausgearbeitet werdenkönnen,um
dieimweitenTeilenthaltenen allgemeinenSicherheitsprinzipien zuer-
füllen.
(1)SieheBegriffsbestimmungen imAnhang

-3-
AusderEinleitung gehthervor,dassnichtvorgeschrieben werdensoll,auf
welcheWeisedieZieleerreichtwerdenkönnten*Ebensowenig wirdbeab­
sichtigt,dieAnforderungen aufzuführen,diezugeeigneterZeitundinge­
eigneterReihenfolge ausgearbeitet werdenkönnten,dadiebeiderHarmoni­
sierungauftretenden Schwierigkeiten berücks.ichtigtwerdenmüssen.
DieindiesemDokumentaufgeführten Grundsätze beziehensichaufKernkraft­
werkemitLeichtwasserreaktor ,obgleichsiegenerellauchaufandereKern­
kraftwerke anwendbar seinkönnen. 1
Bemerkung :DieVerwendung vontechnischen Begriffen,diespezieller Natur,
sindorderderenBedeutungspezifiziert werdenmuss,wurdeindiesemDokument
aufeinMindestmass beschränkt.FürbestimmteAusdrücke musstenjedochBe­
griffsbestimmungen beigefügtwerden(sieheAnhang).DieBegriffsbestimmungen\ :- *
stammenausdemSicherheit .steßhnischen Kriteriensatz der.IAEOSicherheits--
SerieNr-50* /
TEILI
Fundamentale Sieherheitsprinzipien
1.Kernkraftwerke müssensö-angesiedelt,ausgerichtet ,errichtet,
geprüft,betriebenundStillgelegt werden,dassangemessene
,•/.Gewährdafürgegebeni^tLdassdasPersonal,dieBevölkerung
z. ** .l'.fI»
...- !*
unddieUmgebungkeinenj'.ynzulässigen Risiko7ausgesetztsind.
/ •■'-.I. -■;., --i.. ■
'■ ■'u:^ ■:'.:
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Imvorliegenden Dokumentwerdenöüf1diejenigen radiologischen Aspekteberück-
•üi'i '.sichtigt,diefürdjeGesundheit'<des Menschenrelevantsind;fürdieümwelt-
relevanten Aspekte-z.B.Schut?,;Üernatürlichen,landwirtschaftlichen und
industriellen UmgebungunddesL^bensraums desMenschen--werdenkeineLeit­
wertegegeben;ebensowenig werde#spezifische HinweiseaufGrundsätze der
Standortwahl gegeben,obgleichtri(diesemkomplexenBereichimRahmenderGe-
meinschaftstatigkeiten einInformationsaustausch durchgeführt wird.-.;•{i - .v
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IAEO:Internationale Atomenei*gie-Organisation ,Wien_ ^

.%-
Diecharakteristisch ^Gefahr eines Kernkraftwerkes rührt daher ,dass inder
Anlage bestimmte Mengen vonradioaktiven Produkten vorhanden sind .
Eine Gefahr fürdenMenschen kann durch externe Strahlung oder auch dadurch
entstehen ,dass der Körper entweder durch Einatmen oder durch orale Auf­
nahme radioaktiver Stoffe ionisierender Strahlung ausgesetzt ist .
r- I
Daher
;•|>.i . , '
2.müssen Massnahmen ergriffen Werden /damit gewährleistet wird ,dass
j ' '* Ïdie indenAnlagen vorhandenen .radioaktiven Stoffe aufgeeignete
Weise eingeschlossen j^tf-den * "
,J\'■»\i'V
3.muss dieAbgabe von radioaktiven Stoffen soniedrig gehalten werden .
t
wiedies vernünftigerweise erreichbar ist.
t(..
«
4.müssen geeignete Massnahmen bei der Auslegung ,beim Betrieb und bei
derStillegung derAnlage getroffen werden ,umzugewährleisten ,
dass alle Belastungen infolge ionisierender Strahlung soniedrig ge­
halten werden ,wiedies vernünftigerweise erreichbar ist.
Dieoben aufgeführten Grundsätze zielen inerster Linie aufden Normalbetrieb
der Anlage ab (einschliesslich Abfallbehandlung ),aber sie sind auch anwend­
bar aufStörfallbedingungen .
Während des Normalbetriebes eines Kernkraftwerks ist eine Strahlenbelastung
des amStandort tätigen Personals sowie derBevölkerung unvermeidbar .Radio­
aktive Ableitungen ingasförmiger oder flüssiger Form "finden statt ,unddies
führt zueiner Belastung derBevölkerung .DieStrahlendosen infolge der Ab­
leitungen vonRadioaktivität während desNormalbetriebs eines KKWkann jedoch
beientsprechenden Vorsi chtsmassnahmen sehr niedrig gehalten werden .
Dersichere Betrieb einer Anlage erfordert ausserdem einen angemessenen Grad
derÜberwachung ,einschliesslich ;Inspektionen ,Wartung ,Abfallbehandlung und
Instandsetzung ,was zueiner Strahlenbelastung des amStandort tätigen
/
Personals fuhrt . ;'i- ,.
I'

FolglichgelteninÜbereinstimmung mitderEuratom-Richtlinie überden
'. .(*)Strahlenschutz undmitden-Empfehlungen derICRPdienachstehenden
Prinzipienfür.denStrahlenschutz :
-5.DieInviduatdosen müssenstetsinnerhalbvorgeschriebener Grenz-7
wertegehaltenwerden.AusserdemmüssendieIndividual-und,
Kollektivdosen sowohlfürdasamStandorttätigePersonalals.
' - • - I,..
auchfürdieBevölkerung währendallerBetriebsphasen desKern­
kraftwerkes soniedriggehaltenwerden,wiediesaufvernünftige\
Weiseerreichbarist.','
HierbeiIstwiehtig,«JasselieAbhängigkeit zwischenderBelastungdesam
StandorttätigenPersonals ,undderBelastungderBevölkerung berücksichtigt
wird. : ^
Bemerkung : '
''■f '' ' •. •',•• . :
Umfestzustellen ,obeineVerringerung einerDosisunterhalbder
empfohlenen Grenzwerte"aufvernünftige Weiseerreichbarist",müssen
aufdereinenSeitedererhöhteNutzeneinersolchenVerringung undv
aufderanderenSeitediedamiteinhergehende Erhöhungderwirtschaft­
lichenundsozialenKostenberücksichtigt werden.GemässderInterr
\nationalen Strahlenschutzkommission (ICRP)wirddasOptimum .beieinem
WertderKollektivdosis erreicht,beidemdieSchadensreduzierung be­
zogenaufdieDosiseinheit durchdieerhöhtenKostenausgeglichen
wird(ICRP26,S.74)..-„" .-~
DieAnwendung desempfohlenen Optimierungsprozesses hatnochnicht .
,denStanderreicht,andemgemeinsamequantitative Begrenzungen für
-Kollektivdosen angegeben werden.können.
DieVerhütung vonStörfällen bzw.-*dasichStörfälle dennochereignenkönnen
dieAbschwächung ihrerFolgensindvongrundlegender Bedeutung.Jeschwer*
wiegenderdiepotentiellen FolgenvonStörfällen sind,umsostrengermüssen
die"Anforderungen sein,umFehlerzuvermeiden,diezuderartigenStörfällen
/
führen,überdieserforderndieseStörfälleumfangreiche Schutzmassnahmen zum
Einschluss der.radioaktiven .Produkte.Esgeltendemnachdienachstehenden ,:
Grundsätze : <.
-6.Esmüssenallevernünftigerweise praktikablen Massnahmen zurVerhütung
.vonStörfällenergriffen werden.-
(*)Internationale Strahlenschutzkommission

-6-
7.Essollenallevernünftigerweise praktikablen Massnahmenergriffen
werden,umdieradiologischen FolgeneinesStörfalls-soferner
eintritt-fürdieBevölkerung aufeinMindestmass zubegrenzen.
8.Essollenallevernünftigerweise praktikablen Massnahmenergriffen
werden,umdieradiologischen FolgeneinesStörfalls-soferner
sichereignet-fürdasamStandorttätigePersonalaufeinMindest-
masszubegrenzen. ;;
* ,5«''
'V1..:'f
9.Jeschwerwiegender diepotentiellen FolgeneinesStörfallssind,um
sogeringersollteseineEintMfclJswahrscheinl ichkeitsein.
Umzugewährleisten,da$$(lasa'mStandorttätigePersonalallepraktikablen
Massnahmen ergreifen kann,umdieStörfallsituation unter.Kontrolle zube­
kommenundalleerforderlichen AktionenzurBegrenzung derStörfallfolgen
,durchzuführen ,müssenVorkehrungen getroffen werden,umdiesesPersonalgegen
übermässige Strahlenbelastung zuschützen.,
Daher
10.sollenVorkehrungen getroffen werden,umzuverhindern,dassdie
Strahlenbelastung desamStandorttätigenPersonalseinenGrader­
reicht,derdieerforderlichen AktionenzurEindämmung derStörfall-
folgenbehindert.
Zusätzliche Bemerkungen zü°diesenGrundsätzen : •"
Betreffend dieAnwendungderobengenannten Grundsätze 1,3,4und5sindAn­
leitungeninderEuratom-Richtlinie desRates"Grundnormen fürdenGesund-
heitsschutz derBevölkerung undderArbeitskräfte gegendieGefahren'
•-4ionisierender Strahlungen",15.Juli1?80*)sowieinden"Empehlungen der~/
ICRP"zufinden.
Dosisgrenzwerte füreinzelneArbeitskräfte undfürdieBevölkerung für
kontrollierbare Expositionen sindz.B.inArtikel7bis13derobengenannten
Grundnormen vorgeschrieben .InArtikel6istausserdemvorgeschrieben ,dass
dieStrahlenexposition soniedrigzuhaltenist,wiediesvernünftigerweise
erreichbarist(ALARA-Prinzip ).FürdasALARA-Prinzipempfiehlt ICRßeinen
Optimierungsprozess aufderGrundlageeinerKosten/Nutzen-Analyse .
*)ABl.L246vom17.9.80

AusgehendvondenICRP-Empfehlungen istesratsam,dassderAspektder
jährlichenEinzeldosis -undderDosisverteilungfürdasamStandort '
tätigePersonalbereitsinderPlanungsphase desKernkraftwerks berück
sichtigtwerden.
Anleitungen überdieAnwendungderGrundsätze 6,7,8und10sindin/
TeilIIunterbesonderemHinweisaufeinKonzeptder."mehrstufigen .•
Sicherheitsvorsorge "enthalten.Bezüglichderprobabilistischen Aspekt
imZusammenhang mitdemGrundsatz9kannfolgendesge-sagtwerden:
IndieGenehmigungsverfahren wurdengenerellkeineRisikobetrachtungen
aufgenommen,diedieWahrschefnlichkeit vonStörfall/Unfallsituationen
undihreentsprechenden Folgen-inersterLinieradiologische Folgen
berücksichtigen .EssindjedochbereitsersteSchritteindieser
Richtungunternommen worden;eindiesbezügliches Beispiel,dasvon.
diesemVorgehenabgeleitetwordenist.,istimAnhangzuTeilIaufge­
führt.DasHauptaugenmerk beidieserVorgehensweise istdaraufge­
richtet,dieEreignissenachderHäufigkeitihresAuftretens,ihren
FolgensowienachFehlersequenzen inKategorien zuerfassen.
DasimAnhangaufgeführte SchemagibtnureineallgemeineVorstellung
derErfassungvonStörfällen undFehlersequenzen inKategorien.Die
ErfassunginKategorienaufeinemehrquantitative Artkanndanner­
folgen,wennnochweitereInformationen überdieHäufigkeitunddie
FolgendieserEreignisse undderFehlersequenzen vorliegen.

-8-
'ANHANG ZUTEIL I ,
1Ereignisse (öetr'febsvorfcofnmnisse Jmft ,ma^-fgem U%uf1 qkeltsqrüd ,
vondenen jedes jnjeder Kernkraftanlage während derLebens­
dauer der Anlage ;mehrma 1sauftreten kann .Dank der Schutzmaß­
nahmen indieser Anlage ufern diese Ereignisse nicht 'inSitua-
tionen aus ,in (jenen dievorgeschriebenen jährlichen Dosis -
grenzwerte (Betp'ebsgrenzen )überschri tten werden ,obgleich der
Grad der normalen Belastung während kurzen Zeiträumen über­
schritten werdep kann .
Beispiele fürdiese hypothetischen Erei gnissesind :
.Verlust von normalem Speisewasser
.Teilverlust von Kernkühlmittel
.Vollständiger Lastabwurf und/oder Turbi nenschnell schl uß
.Ausfall der Fremdenergie
ν
2.Ereignisse oder Fehlersequenzen ,von denen jede "während der
Lebensdauer einer einzelnen Anlage auftreten kann .Dank der
Schutzmaßnahmen inder Anlage ist nicht damit zurechnen ,daß
diese Ereignisse oder Fehlersequenzen inSituationen ausufern ,
4
bei denen weitere externe Gegenmaßnahmen zum Schutze der Be­
völkerung erforderlich sind als z.B. die bei einem OberwaChungs
.programm notwendigen Vorsichtsmaßnahmen (betreffend .Nahrungs­
mittel ),obgleich dievorgeschriebenen jährlichen Dosisgrenz -
' , »-
werte für den normalen Betrieb überschritten werden können .
Ein Beispiel eines hypothetischen Ereignisses ist :
.Verlust von Primärkühlmittel aus einem kleinen Rohrbruch ,
derdienormale Reaktorabschal tung undAbkühlung verhindern
kann ,,wotVe1 davon «usqeoanqon wird ,daßderAusgleich ledig­
lich durch dennormalen Ausgleich erfolgt .

Ereignisseoderfehlersequenzen fvondenennichtangenommen
wird,daßsiewährendderLebensdauereinerbestimmten Anlage
auftreten,deren,AuftretenjedochimEntwurfberücksichtigt
wordenist.*
DankderSchutzmaßnahmen inderAnlageistnichtdamitzu
rechnen,daßdieseEreignisseoderFehlersequenzen inSitua-\
tionenausarten,indenenumfangreiche Gegenmaßnahmen ,außer*
halbderAnlageerforderlich sind,umdieüffehtlichkeitzu
schlitzen.. "-••
EinBeispielfüreinhypothetisches Ereignisist:'
.doppelseitiger BrucheinesgroßenRohresinderPrimärein-.
Schließung .i/. 'y<,
■i■ . -'■> .•*
-■:. .') ■ ■•--t.•'• -- '■rr;!-v":î■■,-" •-"
Hypothetische Ereignisse^desr^'Fehlersequenzen mitsehrgeringer
Wahrscheinlichkeit ,de$»n/,Atyf.tjrtefre'nimEntwurfnichtberücksich
tigtwordensind.Di^aft,jonenkönntenumfangreiche Gegen­
maßnahmenzumSchulederBevölkerungerfordern,die.aufeinem
Notstandsplan basieren, /;'•

.10-
TEILII
Allgemeine Sicherheitsprinzipien
\
ZumSchutzedesMenschenundderUmweltgegendieschädlichen Aus­
wirkungen vonionisierenden Strahlungen müssenKernkraftanlagen
nacheinerReihevonSicherheitsgrundsätzen ausgelegt ,gebaut,er­
probtundbetrieben werden.Esistvonausschlaggebender Bedeutung
daßdieFreisetzung vonradioaktiven Stoffen'ünd ihrEntweichen
währendallerBetriebsstadien undbeiUnfal1bedingungenvermieden
wird.
ZurErreichung diesesSicherheitsziels wirdnormalerwei seeinKon­
zeptder"grundlegenden Verteidigung "angewandt .Sosindz.B.vier
verschiedene undzuweilenaufeinanderfolgende undeinanderverstär
kendeStufenderVerteidigung erforder1ich,umeinenschwerwiegen­
denUnfallmitAuswirkungen aufdieÖffentlichkeit zuverhindern .
11
.EineersteStufediesergrundlegenden Verteidigung legtdas
Schwergewicht aufdieUnfallverhütung .Hierbeiisterforderlich,
daßdieAnlagesolideundaufherkömmliche "Weisenachstrengen
Qualitätsnormen undBaupraktiken ausgelegtt<gebautundbetrieben
wird.
ImBasisentwurf mußdieMöglichkeit vorhersehbarer Betriebsvor-
kommnisse undStörfal 1bedingungenaufeinMindestmaß beschränkt
werden. x
.EinzweiterSchrittderVerteidigung basiertaufderAnnahme,
daßDefekteoderBetriebsfehler währendderaktivenLebensdauer
einer•Kernkraftanl ageungeachtet derVorbeugungsmaßnahmen ein­
.tretenwerden.Dementsprechend sindspezifische Systemeerfor­
derlichem denSchadeninfolgesolcherDefektezuverhüten
oderaufeinMindestmaß zubeschränken .Dasangestrebte Ziel
istdabei,Abweichungen vondennormalenBetriebsbedingungen
aufzuzeigen undihnenzuvorzukommen ,umzuverhindern ,daßsicu
kleinereStörfälle zugroßenStörfällen auswachsen .

.EindritterSchrittsieht^usjffalsch*Sicherheitssysteme zum
SchutzederBevölkeruX^|sg§^U^itlevor.EswirdeineAnzahl
vonUnfallfolgenal/'''^ruhd1 ,^g:^\fü*rdieEinbeziehungdieserzu­
sätzlichen Sicherheiti5systeme^'^usgewählt,dieerforderlich sind,
umdieFolgensolcherUnff^'le-abzuschwächen . *
,EinvierterSchrittderVerteidigung -dersichvomKonzepther
-vonderReaktorauslegung unterscheidet -istdasVorbereitetsein
fürrtctfälle;diesbeziehtsichsowohl,aufdiePlanungaußerhalb
desStandortsalsauchamStandortselbst.DiesesVorbereitetsein
aufNotfälleziehtauchUnfallbedingungen inBetracht,diezur
Freisetzung vonradioaktivem Stoffführenunddieüberdieinder
drittenStufeinsAugegefaßten'Ereignisse ^hinausgehen . .
Einetechnische MethodezurVerVirklichungdesKonzeptes dergrund­
legendenVerteidigung istdieAufrechterhaltung einerReihevon
Schutzschranken ,dieeinEntweichen vonradioaktiven Stoffenver-
hindern. ■ j
Diedreiwichtigsten Schutzschranken sind:
.DieersteSchutzschrank ?umfaßtdasRückhaitevermögen derBrenn-
stoffmatrix undderBrennstoffumhiillung.Esistvonwesentlicher
Bedeutung ,daßdieUnversehrtheit dieserSphrankegewährleistet
ist;daherist,einezuverlässige KühlungdesReaktorkerns sowie
eineReaktivitätskontroll eerforderlich,umdieTemperatur des
Brennstoffes undderUmhüllungbeiNormalbetriebsowievorherseh­
bareBetriebsvorkommnissezu./beschränken ,z.B.Transienten und
y.■:;■ .i•.. ■'Unfallbedingungen .Fernermüssenzuverlässige Mitteleingesetzt
werden,umdieRestwärmenapin'^inerAbschältungabzuleitenund<
somitdieUnversehrtheit def^'krennstoffe zuwahren.

.DiezweiteSchrankeIstdiePrimhrelnschl1eßuhg;innerhalbdieser
SchrankefindendieWärmeerzeugung undderWärmeaustausch statt.
DieseSchrankeverhindert dasEntweichen vonradioaktiven Stoffen,
diesichinderKühlflüssigkeit befinden.EineBeschädigung dieser
SchrankeführtzueinemKühlmittelverlust ,derseinerseits ein
VersagenderBrennstoffumhüllung verursachen kann.Dahersind
Vorkehrungen notwendig,umdieFolgendesVersagensderzweiten
Schrankezuverhindern .
\•
.DiedritteSchrankewird,durcheinEinschließungssystem gebildet.
SeineHauptfunktion istdieAbschwächung derFolgeneinesEntwei-
chensvonradioaktiven Stoffen'ausdemPrimärkreislauf unddie
Beschränkung desEntweichens diesersStoffeindieUmgebung.
'' .' '' ■■ '
ImZusammenhang mitdenallgemeinenSicherheitsgrundsätzen sind
nochweitereAspektezuberücksichtigen .
'HiMWKV'..
DieAblagemußso.betriebenwerdendaßdieProzeß-undSystempara-
meterinnerhalbderBetriebsgrerizen gehaltenwerden.Jegliche Ab­
weichungvondenBetriebsbereichen mußaufgedeckt werdenundsollte
zuangemessenen Maßnahmenführen,mitdenendieProzeß-undSystem-
parameterinnerhalbihrerSicherheitsgrenzen gehaltenwerden.
EsmußdafürSorgegetragenwerden,daßdieZuverlässigkeit der
Strukturteile ,SystemeundKomponenten währenddergesamtenLebens­
dauerderAnlagegemäßdenwahrzunehmenden .Sicherheitsfunktionen
aufeinemangemessenen Standbeibehalten wird.Dieskannerreicht
werdendurchentsprechende Auslegung sordnungsgemäßen BauundBe-.
triebunddadurch,daßinderEntwurfphase angemessene Anlagenzur
Erprobung,Inspektion ,WartungundInstandsetzung zurVerfügung
stehen.DieBetriebserfahrung kann-einewichtigeQuellefürSicher-
heitsanl^iturtgen fürKernkraftwerke sein;<iiebeimBetriebundbei
Unfallbedingungengewonnenen'ErfahrungensolltendaherderAuslegung
demBauundBetriebvonKernkraftwerkenzugutekommen.
.■..MA • 1''••
N *
Esisteinangemessenes ProgrammderQualitätssicherung erfor^'-r
lieh;imQualitätsniveaumuß\SichdieBedeutungderSicherheitfür
dieStrukturen ,SystemeundKomponenten widerspiegeln .

VongroßerBedeutungsindaußerdemdieAspektedesManagements
undderOrganisation ,einschließlich derQualifikation undder
Ausbildung vonPersonal.
DieAuswirkungen derStand.ortmer kmaleunddieinderUmgebung
durchgeführten TätigkeitenaufdieSicherheitderAnlagesind
ebenfallszuberücksichtigen .Esmußeinangemessener Schutz
gewäli.-lpistetseingegenEinwirkungen vonaußen,dievomMen­
schenodervonderNaturverursacht werdenkönnen.SolcheEin­
wirkungensindz.B.Erdbeben,Überschwemmungen ,Orkane,Flug­
zeugabstürze ,Explosionen ,Brändeusw.
ObgleichdieBedeutungderNotstandsplanung alsletztendliche
MaßnahmefürdenSchutzderBevölkerung gegendieAuswirkungen
vonunfallbedingten Freisetzungen vonradioaktiven Stoffenein­
geräumtwird,wirddieseFrageimvorliegenden Dokumentnicht
spezifischbehandelt,*
Dievorstehenden Überlegungen findenindennachstehenden allgemei­
nenSicherheitsprinzipienihrenAusdruck :f
1.ZurAnwendungdesfundamentalen Sicherheitsprinzips -eswerden
allepraktischen Maßnahmenergriffen,umUnfällezuverhindern
unddieStrahlenfolgen einesetwaigenUnfallsaufeinMindest­
maßzubeschränken -wirdeineStrategieder"grundlegenden
Verteidigung "angewandt.
DieseStrategieführtzudenfolgendenErfordernissen :'
.A '■ , •:
,-Auslegung,BauundBetriebderAnlagebiieteneine,angemessene
Sicherheitsmarge beiNormalbetrieb,verhindern dasAuftretenvon
DefektenimSystemundbeschränken dieSensitivität' derAnlage
gegenDefekte,Betriebsstörungen undBetriebsfehler aufein
Minimum.'
-DieAnlagewirdsoausgelegt,gebautundbetrieben,daßvonder
Normabweichende Bedingungen (z.B.vorhersehbare Betriebsvorkomm
nisse)aufgezeigtwerdenkönnenunddaßverhindertwird,daß
kleinereStörfällezugrößerenUnfällenführen.

14-
-Esmüssenzuverlässige Charakteristika vorliegenundbetrieb­
liche\indorganisatorische Vorkehrungengetroffenwerden,um
jedemglaubwürdigen internenoderexternenEreignisodereiner
glaubwürdigen Kombination vonbeidenbegegnenzukönnen.Dies
erfordert,daßdieAnlagesicherabgeschaltet werdenundin
abgeschaltetem Zustandgehaltenwerdenkann,daßdieRestwärme
abgeleitetwerdenkannunddaßdieFreisetzung vonradioaktiven ;
Stoffenbeschränktist.
-Notstandspläne (amStandortundaußerhalbdesStandorts)sind
zu1iefern. ,
2.EswirdeineSicherheitsbewertung durchgeführt ,uminsbesondere
nachzuweisen ,daßAuslegung,BauundBetriebderAnlagegemäß
derStrategiedergrundlegenden Verteidigung erfolgen.Diese
BewertungbasiertaufTests,aufErfahrungundaufAnalysen
unterBerücksichtigung vonUngewißheiten derDatenundderAna­
lyse.AnhandderSicherheitsbewertung wirdsichzeigen,welche
EreignisseundKombination vonEreignissen undwelcheihrerFol­
geninErwägunggezogenwerden.
3.FürdieSicherheitbelangreiche Strukturen ,SystemeundKomponen­
tenwerdennachQualitätsnormen entworfen ,,hergestellt ,gebaut,
inspiziert underprobt,diederBedeutungderwahrzunehmenden
Sicherheitsfunktionen entsprechen .SofernCodesundNormenange­
wandtwerden,sinddiesezuidentifizieren undzubewerten,um
ihreAngemessenheit zuermitteln;gegebenenfalls werdensieer­
gänztoder,geändert. :
EinProgrammzurGewährTeistungderQualitätwirdaufgestellt und
angewandt,umangemessene Gewährdafürzubieten,daßdieseStruk­
turen,SystemeundKomponenten ihreSicherheitsfunktion imBe-
darfsfälle währenddervoraussichtlichen BetriebsdauerderAnlage
zufriedenstellend erfüllen.
Inallgemeinerer Hinsichtisteinumfassendes ProgrammderQuali­
tätssicherung fürdieAuslegung,denBau,dieIndienststellung ,
denBetriebunddieStillegung zuerstellen,welchesalleTätig­
keitenumfaßt,diesichaufdieSicherheit vonKKWauswirken
können. -

-15
4.DUZuv#rl3s§1skelt§1nifi1eh§r»h§1tiiehr&nkg .©difeinesHeher-
-heitssystems mußderzuerfüllenden Sicherheitsfunktion angemes­
sensein.Unzulänglichkeiten derAusrüstung ,Einzelfeh1er,Com­
mon-Mode-Fai1uresundFolgefehler (z.B.infolgevonAusfallen
derAusrüstung )müsseninBetrachtgezogenwerden.Eswerdenger
eigneteMaßnahmenergriffen,umdieWahrscheinlichkeit desAuf­
tretensvonCommon-Mode-Fai1uresaufeinMindestmaß zubeschrän­
ken.AußerdemsindauchandereSysteme,Strukturen oderKomponen­
tenzuberücksichtigen ,diedieSicherheitsleistung dieserSchran­
ken,Sicherheitssysteme oderderAnlagebeeinflussen können.
,DieAnforderungen anunterstützende MerkmaledesSicherheits­
systemsstimmenmitdenAnforderungen andiegeliefertenSicher­
heitssysteme überein.
5.Allesicherheitsrel evantenBauteilemüssenüberprüfbar seinund
müssensogehaltenwerdenkönnen,daßsiedieentsprechende Si­
cherheitsfunktion wahrnehmen können.Sofernsicherheitsrelevante
Strukturen ,SystemeoderKomponenten nichtinerwünschtem Aus­
maßegetestetwerdenkönnen,sindangemessene Sicherheitsvorkeh-
'rungei>;zutreffen,ummöglicheunentdeckte Fehlerauszugleichen .
OieAuswirkungen vonStrahlungen undsonstigenUmweltbedingungen
werdenindiesemZusammenhang berücksichtigt . _
6.Zusätzlich zumSchutzgegeninterneVorkommnisse -einschließlich
z.B.VerlustanKühlmittel ,BrandundExplosion,Turbinenexplo-
sionusw.-müssenSchutzmaßnahmen gegenäußereEreignisseins
Augegefaßtwerden;dieseEreignisse könnennatürlicher Art(Erd­
beben,Orkane,Überflutung usw.)odervomMenschenverursacht
sein(Flugzeugabstürze ,UnfälleinChemieanlagen ,Bergbauarbei ten
usw.).Einequantitative probabi1istiseheAnnäherung andiese
•äußerenEreignisse undanihreFolgenwäreinErwägungzuziehen.
/ ''
7.tir.e'WechselwirkungzwischenderAnlageundderUmweltisteben­
fallszuberücksichtigen .IndiesemZusammenhang werdenu.a.Dien­
steaußerhalbdesStandortesinBetrachtgezogen,vondenendie
SicherheitderAnlageundderSchutzdes.Anlagenpersonals undder
Bevölkerung abhängenkönnen:Hier,sindz.B.zunennenWärmesenke ,
Stromversorgung undFeuerwehrdienste . '

-16-
8.Sicherheitsrele'vanteStrukturen ,SystemeundKomponenten sollen
nichtgemeinsam.von mehrerenKernkraftwerksblöcken aneinem
Standortbenutztwerden,sofernnichtnachgewiesen werdenkann,
daßeineUnfal1situationineinemBlockdieordnungsgemäße Ab­
schaltung,AbkühlungundRestwärmeentf ernungdesanderenBlocks
amStandortnichtbeeinträchtigt ,wobeiSituationen -inBetracht
zuziehensindwiez.B.AusfallvonFremdenergie .-r-^-~^
9.ImInteressederSicherheit sindangemessene ergonomische Grund­
sätzeindenArbeitsbereichenundder.ArbeitsumweltdesStand-
ortpersonals untergebührender Berücksichtigung derAktionenan­
zuwenden,die'diesesPersonal/bei'NormalbetriebundinUnfall-
Situationen zuergreifenha.t.iFernersolltedieMöglichkeit von
FehlerndurchdasStandqr.tpersöpal durchordnungsgemäße Ausle­
gungundentsprechende' ...^e^waltuhgsmaßnahmen auf.einMinimumbe­
schränktwerden.v
f i
10.DerZugangzuden-Sicherheits-undHilfssystemen mußentsprechend
i»beschränktsein;dabeimußderNotwendigkeit Rechnunggetragen
werden,unbefugten Zugangzuverhindern undsichgegenunbeab-
fsichtigtenoderbeabsichtigten Schadenzuschützen.Zudenange­
wandtenMethodengehörenentsprechende Kombinationen desObjekt-
schutzesundvonVerwaltungsmaßnahmen .
11.DasPersonalmußausreichendqualifiziert undausgebildet sein,
umdieerforderlichenAufgabenwahrnehmen zukönnen.,

-17
TEILIII
ThemenfürSicherheitsanforderungen
1.Einleitung
WährendinTeilIIdjeallgemeinenSicherheitsprinzipien aufgeführtsind,die
fürKernkraftwerke vqnglobalerBedeutungsind,sindinTeilIIIdieSchlüssel­
wörterfürSicherhei||sanforderungen systematischaufgelistet,vondeneneinige
späternochweiterausgeführt werdenkönnen.
fi '• ' . •
Eswirdeingeräumt,jäasseinigeAnforderungen sichaufmehralseineder
folgendenPhasenbeziehenkönnen: ■'
rV'j.^ .
-Standortgebung v;/i
-Auslegung v.i•'•
-Errichtung ; V';
-Inbetriebnahme (
-Betrieb '
-Stillegung;
dieseAnforderungen unterscheiden sichihrerNaturnachvondenjenigen,diefür
einzelnederobenaufgeführten Phasengelten.SiebeziehensichaufdieBereiche
-Sicherheitsbeurtei lung
-Qualitätssicherung '
-Strahl-enschutz ,einschliesslich Abfallbehandlung
-Ergonomie
-Katastrophenschutzplanung '
FürdiespeziellenPhasenderAuslegung,Errichtung,derInbetriebnahme .,des
BetriebsundderStillegungsollterjrfürjedeEinzelphaseallgemeineAn­
forderungenausgearbeitet werden;d-anachsolltendannspezifische Anforderungen
■. ]}' *fürdiespezifischen ThemenjenerPhaseentwickelt werden.
'«
4.4■>*
l!'
DiebeiliegendeAbbildung2eigtimDiagrammeineSkizzedesvorgeschlagenen
SchemasfürSicherheitsanforderungen .

-18-
\
InAbschnitt 2vonTfcilIIIistderEntwurfeinerListederThemenallgemeiner
undspezifischer Anforderungen fürdieeinzelnenPhasenaufgeführt;Abschnitt
3enthältdieHauptthemenzurErarbeitungvonSicherheitsanf^rderungen für
dieBereiche, '.H
2.Sicherheitsanforderungen fürdieeinzelnen Phasen
2.1.STAND0RTGE8UNG
-allgemeineKriterienfürdieVorprüfung undAuswahlvonStandorten
-KriterienfürdieBerücksichtigung vonexternenEreignissen
-KriterienzurErmittlungpotentieller Auswirkungen desKKWaufdie
Umgebung
-Erwägungen imHinblickaufdieBevölkerung
SpezjfiseheAnforderunggn_für_sj3ezifi sche_Jhemen
-Überschwemmungen
-GeologieundSeismologie
-Tornados
-Flugzeugabsturze
-chemischeExplosionen undAuswirkungen gefährlicher Gase
-Dispersion vonradioaktiven Stoffen
-standortbezogene radiöökologische Aspekte
-Bevôlkerungsvertei lung
-weiterestandortbezogene Parameter.
GemässTeilIsinddieAspektederStandortgebung indiesemStadiumlediglich
eineAngelegenheit desInformationsaustausches .

-19-
AUSLEGUNG
emeineAnforderungen '
-Sicherheitsklassif ikationen
-Zuverlässigkeitsaspekte (probabilistisclvdeterministisch ;Einzelfehler-
kriterium,Diversität,räumlicheTrennung,sicherheitsgerichtetes Ver­
halten) ,-.
-StandortmitMehrblockanlagen
-Vorkehrungen fürdieStillegung
Sßezjische_Anforderurj2en_für_sße sche._Ihemen .
Bauwerke,SystemeundKomponenten
-Auslegung gegenexterneEreignisse (natürliche undvomMenschenver-
.ursachteEreignisse )
-Auswirkungen imZusammenhang mitVersagenvonAnlageteilen(z„B.abge-
schleuderte Bruchstücke,schlagende Rohrleitungen )
-SchutzgegenBrandundExplosionen
-Gebäude(inkl.Sicherheitsbehälter )
Reaktorkern
-Reaktorauslegung (einschl.inhärenteSicherheit )
-Brennelemente ,,
-Reaktorregelung
-Reaktorembauten
-Rsaktorkuhl system
-globaleAuslegungdesReaktorkühlsystems (
-druckführende Umschliessung
-Nachwârmeabfuhr
-Kernnotkùhlung 4
-HiIfsanlagenfürdasReaktorkühlsystem (z.b.ReinigungdesReaktorkühl-
mittels)
\
Dampfkraftanlage ''
-Dampferzeuger
G '
-Turbine

-20-
Instrumentierung ,Regelung und Steuerung
-globale Auslegung der Instrumentierung
-Schaltwarte und zusätzliche Schaltstel len
-Überwachung derStrahlung und derAbleitung radioaktiver Stoffe
-Stôrfallinstrumentierung
-sicherheitsrelevante Instrumentierung
Reaktorschutzsystem
-Trennung vonBetriebssystemen
Stromversorgung
-blockseitige Eigenbedarfsversorgung
-netzseitige Eigenbedarfsversorgung
-Notstrom
Sicherheitseinschluss
-globale Auslegung (z.B. Leckage ,Prüfung ,Abschluss )
-Hilfsanlagen (z.B. Wärmeabf uhrsystem ;Luftreinigungssystem ,Sicher
heitsbehältereinbauten )
HiIfs'systeme
-Brennstof fhandhabung und -lagerung
-lüftungstechnische Systeme
-Brandschutzsysteme
-weitere Hilfssysteme

21-
2.3 .INBETRIEBNAHME UND BETRIEB
AL_l2eme2ne_Anf orderungen
-Überwachung desBetriebs
-Organisation desManagements
-.Betriebsgrenzen und -bedingungen '
-Einstellung ,Ausbildung und Ermächtigung vonPersonal
Sgezjfj ,sche_Anforde run2en >_fijr_ sche_Themen -
Inbetriebnahme
-Programm
-Prüfverfahren
Betrieb
-Verfahren (Leistungsbetrieb ,Brennstoffwechsel ,Abschaltung ,Anlagen -
änderungen usw.)
-Anweisungen (Bet'r iebshandbuch ;Aufzeichnungen undBerichte ,einschl .
Störfallberichterstattung )
Wartung ,Erprobung ,Prüfung und Inspektion
-Programm
-Verfahren

-22-
2.4.STILLEGUNG
FürdiesePhasewerdenderzeitkeineAnforderungen gestellt.
3.Sicherheitsanforderungen fürdieBereiche
3.1.SICHERHEITSBEURTEILUNG
Anforderungen
.Ziele
»Dokumentation (Sicherheitsberichte undergänzende Unterlagen )
.Verfahren
.PhasenundThemen
.Methodologie
-deterministisch (KriterienfürEinzelfehler ,postulierte auslösende
Ereignisse )
-probabilistisch (Risikokonzept ,Fehlerbaum,Zuverlässigkeit usw.)
3.2«QUALITÄTSSICHERUNG
Anforderungen
-Programme
-Organisation
-Kontrolle (Dokument,Auslegung,Beschaffung,Material,Verfahren)
-Inspektion
-Abweichungen
-Korrekturmassnahmen
-Aufzeichnungen
-Audits

* • ■ ■ • - ■• •«- •
x-23-
3,3 .STRAHL "NSCHUTZ #EINSCHLIESSLICH BRENNSTOrr HANDHABlING UND ABFALLBEHANDLUNG
Anforderungen
-StrahLenschutzaspekt imHinblick aufdieStandortgebung
-Strahlenschutz während derAuslegungsphase
%
-Strahlenschutz während des Betriebs
-Brennstof fhandhabung und -bewirtschaftung
-AbfalIbehandlung
3.4.ERGONOMIE
Anforderunqen
*-Arbeitsumwelt (z.B. Klima ,Beleuchtung ,Lärm undVibrationen )
-Arbeitsplatz (z.B. Auslegung undAnordnung vonBetätigungs -undAnzeige -
vorrichtungen -
,· ι· ·
-Anlagenvorschriften undArbeitsorganisation .
3.5 .KATASTROPHENSCHUTZPLANUNG
Anforderungen
-Planung amStandort
-Planung ausserhalb desStandorts
-Koordinierung derVerantwortung amundausserhalb desStandorts .

Fundamentale Sicherheitsprinzipien Tel1Iro
Al1gemeineSicherheitsprinzipien Tei1II
Sicherheitsanforderungen TeilIII
(Phasen) (Bereiche)
Stand-
ortge-
bungAus1e-
gungIndienst-
stel1ung
Reaktor-
ausle-
gung
Struk­
turen,
Systeme
■KUh1ung
des
Reaktor-
kernsBetriebjStill-îIlegung!Sicher-
heiisbe-
wertungen
QuaiifîRa­
tiondes
Personals
Anlaufen
Aufzeich-
nungenund
BerichteAl1gemeine
Anforderungen
(soallgemein,
daßsienicht
aufalleThemen
anwendbarSind)
Spezifisehe
Anforderungen
(themenspezifisch)Quaiitats
sicherungStrahlen'
schützErgo­
nomieNot­
stands-
planung
ZS
o
-s
CL
CD
-$
C
3
ta
(O
3
Abbildung-SchemafürSicherheitsanforderunaen

«25-
ANHANG
BEGRIFFSBESTIMMUNGEN
4
Dienachstehenden Begriffsbestimmungen sinddemsicherheitstechnischen
Kriteriensatz derIAEA-Sicherheitsserie Nr.50entnommen.
Automatisches Sicherheitssystem' (Protective System)
EinSicherheitssystem ,dassoausgelegtundeingebautist,dasses
automatischsicherstellt,dasseinerodermehrereSicherheitsgrenzwerte
nichtüberschritten werden.
Betrieb(Operation)*
AlleTätigkeiten,diedurchgeführt werden,umaufsichereWeiseden
Zweckzuerreichen,fürdendieAnlageerrichtetwordenist,einschliesslich
\ ' *»
Wartung,Brennstoffwechsel ,Wiederholungsprüfung undanderedamitverbundene
Tätigkeiten.
Betn^bsgrenzwerte undBetriebsbedingungen (Operational LimitsandConditions )
EineReihevonVorschriften,diejeweilsParametergrenzwerte ,Funktions--
fähigkeitundLeistungsniveau vonEinrichtungen undPersonalfestlegenund
vonderKontrollbehörde fürdensicherenBetriebdesKernkraftwerks genehmigt
wordensind.
Betriebszustände (OperationalStates)
DiejenigenZustände,dieunterdenPunktenNormalbetrieb undvorhersehbare
Betriebsereignisse definiertsind(siehe"Normalbetrieb "und"Vorhersehbare
Betriebsereignisse ").
. ■ >/
*DieBegriffeStandortwahl,Errichtung,Inbetriebnahme ,BetriebundStillegung
werdenbenutzt,umdiefünfHauptphasen desGenehmigungsverfahrens zube­
schreiben.EinigederPhasenkönnengleichzeitig vorkommen,z.B.Errichtung
undInbetriebnahme oderInbetriebnahme undBetrieb.

-26-
Einzelfehler(SingleFailure)
Einzufälliges Versagen,daszumVerlustderFähigkeiteinerKomponente,
ihrebeabsichtigte Sicherheitsfunktion zuerfüllen,führt.Folgefehler,die
sichauseinemeinzelnen,zufälligen Ereignisergeben,werdenalsTeildes
Einzelfehlers betrachtet.
Nachwârme (Residual Heat)
DieSummederWärme,dieausdemradioaktiven ZerfallunddernachAb­
schaltungweitergehenden Kernspaltung entsteht,undderWärme,dieinden
zumReaktorgehörendenStrukturteilen undindenWärmetransportmedien ge­
speichertist.
Personal-AmStandorttatigesPersonal (SitePersonnel )
AllePersonen,diesowohldauerndälsauchnurzeitweise imStandort
arbeiten.
Qualitâtssicherung (QualityAssurance )
Planmässige undsystematische Massnahmen undTätigkeiten,dienotwendig
sind,umeineangemessene Vertrauensbasis dafürherzustellen ,dasseinTeil
odereineAnlageimBetriebzufriedenstellend arbeitenwird.
Schutzsystem (Protection System)
EinSystem,dassalleelektrischen undmechanischen Vorrichtungen und
KreisevondenGebernbiszudenEingangsklemmen derBetätigungsvorrichtungen
umfasst,dieanderErzeugungsolchermitderSchutzfunktion verbundenen
Signalebeteiligtsind.
Sicherheitsgrenzwerte (SafetyLimits)
Grenzwerte derProzessvariablen ,innerhalbderereinsichererBetrieb
/
desKernkraftwerkes nachgewiesen wordenist.

-27-
>
*
\ • "' -■»
\ ' . ■
*V ~
Sicherheitssystemé <|afety Systems )
J; ' '
Sicherhcitstecljnisch wichtige Systeme ,dievorgesehen sind ,umunter
allen Bedingungen diesichert Abschaltung desReaktors unddieWärmeabfuhr
ausdemReaktorkern izugewähr le'.-.+on und/oder die Folgen vonvorhersehbaren
Betriebsereignissen undvonStörfal .Bedingungen zubegrenzen (siehe "Stör-
falIbedingungen "und"Vorhersehbare Bc>triebsereignisse "):, '
1 ■
Sicherheitstechnisc ^»wichtige Teile (items ,,important tosafety )
Aile Telle ,die
1.diejenigen Bauwerke ,.Systeme undKomponenten umfassen ,deren Fehl­
funktion oder Versagen zueiner ^Unzulässigen Strahlenbelastung des
amStandort tätigen Personalls oder derBevölkerung führen könnte *);
2,diejenigen Bauwerke ,Systeme undKomponenten umfassen ,die ver­
hindern ,dass vorhersehbare Betriebsereignisse zuStörfallbe -
dingungen führen ; .
3«diejenigen Einrichtungen umfassen ,dievorgesehen sind ,umdie
Folgen einer Fehlfunktion oder eines Versagens vonBauwerken ,
Systemen oder Komponenten zubegrenzen .
Standort (Site )
OerBereich ,derdieAnlage umschliesst ,durch eine Grenze genau be­
zeichnet istund unter wirksamer Kontrolle derWerksleitung steht .
Stòrfallbedmgungen (accident conditions )
\
Wesentliche Abweichungen vonBetriebszuständen ,vondenen zuerwarten
ist,dass sieselten sind ,unddie zurFreisetzung nicht-akzeptabler Mengen
radioaktiver Stoffe führen könnten ,falls dieeinschlägigen technischen
Sicherheitseinrichtungen nicht sowie inderAuslegung beabsichtigt
funkt ionieren -
)Dies schliesst aufeinanderfolgende Barrieren ein,diegegen die Frei­
setzung radioaktiver Stoffe auskerntechnischen Anlagen errichtet
worden sind .
vfl

-28-
Vorgeschriebene Grenzwerte (Prescribed Limits )**
Grenzwerte ,die vonder Kontrol Ibehbrde festgelegt oder akzeptiert
v.\ .
worden sind .
Vorher sehbare Betriebsereignisse (anticipated operational occurrences )
Alle Betriebsvorgänge ,dievomNormalbetrieb abweichen undvon de.nen
zuerwarten ist,dass sieeinmal oder mehrmals während derLebensdauer der
Anlage auftreten werden und dieangesichts geeigneter Vorkehrungen inder
Auslegung weder nennenswerten Schaden ansicherheitstechnisch wichtigen
Teilen verursachen noch zuStörfallbedingungen führen (siehe Betriebszu­
stände ).
Zuver lassigkeit (Reliability )
DieWahrscheinlichkeit ,dass eine Vorrichtung ,einSystem oder eine
Anlage dievorgesehene Funktion unter festgelegten Betriebsbedingungen
zufriedenstellend während eines genau bezeichneten Zeitraumes erfüllen
wird . "' 1
h