Mein Entwurf zur Anpassung der KTA-Regel 3301 nach ... - ingwer.me

Sicherheitstechnische Regel des KTARegelBasierend auf: Fassung 1984-11Stand: 2011-01-14KTA 3301Nachwärmeabfuhrsysteme von LeichtwasserreaktorenDer KTA hat auf seiner 43. Sitzung am 27. Juni 1989 die "Hinweise für den Benutzer der Regel KTA 3301(11/84)" beschlossen.Die nachfolgend wiedergegebene Regel wurde im Auftrag des Kerntechnischen Ausschusses vom NormenausschußKerntechnik (NKe) vorbereitet. Der NKe beabsichtigt, diese Regel wortgleich als Norm DIN 25447 zu veröffentlichen.Grundlagen 3Inhalt1 Anwendungsbereiche dieser KTA-Regel ................................................................................................. 32 Begriffe .................................................................................................................................................... 43 Einsatzfälle .............................................................................................................................................. 53.1 Bestimmungsgemäßer Betrieb ................................................................................................................ 53.2 Auslegungsstörfälle ................................................................................................................................. 63.3 Zu betrachtende sehr seltende Ereignisse (gegen die die Anlage auszulegen ist) ................................ 63.4 Sonstige Einsatzfälle ............................................................................................................................... 73.5 Notfallmaßnahmen .................................................................................................................................. 74 Verfahrenstechnische Auslegung .................................................................................................................... 74.1 Randbedingungen der Wärmesenke ............................................................................................................ 74.2 Abzuführende Wärmeleistung ................................................................................................................. 74.3 Verfahrenstechnische Auslegung der Komponenten .............................................................................. 84.4 Bemessung der Kühlmittelvorräte ........................................................................................................... 95 Systemkonzept ........................................................................................................................................ 95.1 Systemfunktion ........................................................................................................................................ 95.2 Versagensannahmen und Redundanzforderungen ............................................................................... 105.3 Systeminterne Störungen ...................................................................................................................... 115.4 Sicherer Einschluß des Primärkühlmittels ............................................................................................. 116 Anordnung und konstruktive Maßnahmen ............................................................................................. 126.1 Bestimmungsgemäßer Betrieb .............................................................................................................. 126.2 Anlageninterne Störfälle ........................................................................................................................ 126.3 Einwirkungen von außen ....................................................................................................................... 136.4 Wärmesenke ......................................................................................................................................... 137 Betrieb und Überwachung ..................................................................................................................... 147.1 Bestimmungsgemäßer Betrieb (Sicherheitsebene 1und 2) ................................................................... 147.2 Auslegungsstörfälle (Sicherheitsebene 3) ............................................................................................. 147.3 Sehr seltene Ereignisse (Sicherheitsebene 4a) .................................................................................... 148 Anforderungen an die Ausführung und Schnittstellen des NWA-Systems ........................................... 158.2 Elektrische Energieversorgung.............................................................................................................. 158.3 Nichtelektrische Energieversorgung ...................................................................................................... 159 Sicherstellung der Funktionsfähigkeit und der Funktionsbereitschaft ................................................... 169.1 Inbetriebsetzungsprüfungen .................................................................................................................. 169.2 Wiederkehrende Prüfungen .................................................................................................................. 169.3 Instandhaltung ....................................................................................................................................... 1610 Zuverlässigkeitsanalysen ...................................................................................................................... 1610.1 Zielsetzung ............................................................................................................................................ 16Seite

KTA 3301 Seite 210.2 Umfang ................................................................................................................................................. 1710.3 Systemaufbereitung und Festlegung von Randbedingungen ............................................................... 1710.4 Berechnung der Zuverlässigkeitskenngrößen ...................................................................................... 1710.5 Bewertung der Ergebnisse ................................................................................................................... 17Anhang A Liste der Systeme zum Anwendungsbereich der Regel .................................................................. 18Anhang B Bestimmungen, auf die in dieser Regel verwiesen wird oder hierfür relevant sind ......................... 22Relevante KTA-Regeln .................................................................................................................................... 23Relevante Kapitel aus dem nationalen kerntechnischen Regelwerk ............................................................... 25Relevante Kapitel aus dem nationalen kerntechnischen Regelwerk ............................................................... 26Relevante Empfehlungen der Reaktor-Sicherheitskommission (RSK) in Deutschland ................................... 28Stichwortverzeichnis ........................................................................................................................................ 30

KTA 3301 Seite 3Grundlagen(1) Die Regeln des deutschen Kerntechnischen Ausschusses(KTA) haben die Aufgabe, sicherheitstechnische Anforderungenan die in Deutschland vorhandenen Kernkraftwerkenanzugeben, bei deren Einhaltung die nach dem Stand vonWissenschaft und Technik erforderliche Vorsorge gegenSchäden durch die Errichtung und den Betrieb der Anlagegetroffen ist (§ 7 Absatz 2 Nr. 3 Atomgesetz - AtG), um die imAtG und der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) festgelegtenSchutzziele zu erreichen. Die KTA-Regeln sind Teil desnationalen deutschen kerntechnischen Regelwerkes. Diesesist vom Bundesamt für Strahlenschutz im „Handbuch Reaktorsicherheitund Strahlenschutz“ (RS-Handbuch) zusammengestelltund gepflegt.(2) Zu den Nachwärmeabfuhrsystemen (siehe Begriffe) vonLeichtwasserreaktoren gehören die Systeme, welche dieWärme aus dem Primärkühlmittel und aus dem Sicherheitsbehälteran eine Wärmesenke abführen, wenn die betrieblicheHauptwärmesenke nicht mehr benutzt wird. Die Nachwärmeabfuhrsysteme(im weiteren Regeltext: "NWA-Systeme") übernehmen die Sicherheitsfunktionen:a) Kühlung der Brennelemente und den Einbauten imReaktorkern bei bestimmungsgemäßem Betrieb, beiStörfällen, im Notstandsfall und im Notfallb) Kühlmittelergänzung für die Sicherung der Aufgabe a)c) Wärmeabfuhr aus dem Sicherheitseinschluss nachKühlmittelverluststörfällen.Die Abfuhr der Nachwärme aus dem Brennelementlagerbeckenist in KTA 3303 geregelt.(3) Die Grundlagen für diese Regel KTA 3301 sind im Wesentlichen:a) die "Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke" (RS-Handbuch Kap. 3-1), insbesondere die Kriterienaa) für die Nachwärmeabfuhr im bestimmungsgemäßenBetrieb (Kriterium 4.2),ab) für die Nachwärmeabfuhr nach Kühlmittelverlusten(Kriterium 4.3), undac) für die Wärmeabfuhr aus dem Sicherheitseinschlußnach Kühlmittelverluststörfällen (Kriterium 8.5);b) die "Interpretationen zu den Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke,Einzelfehlerkonzept - Grundsätze für die Anwendungdes Einzelfehlerkriteriums" (RS-Handbuch Kap.3-49) und die „Interpretationen zu den Sicherheitskriterienfür Kernkraftwerke vom 28. November 1979 - ergänzendeInterpretation zu Sicherheitskriterium 4.3: Nachwärmeabfuhrnach Kühlmittelverlusten“ (RS-Handbuch 3-51)c) die "Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerkenmit Druckwasserreaktoren gegen Störfälle imSinne des § 28 Abs. 3 der Strahlenschutzverordnung -Störfall-Leitlinien -" (RS-Handbuch 3-33.1);d) die "RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren“ (RShandbuch4-1) mit den relevanten KTA-Regeln (s. AnlageB) speziell für die Kapitelda) 4.2 Äußere Systeme,db) 7 elektrische Einrichtungendc) 18 Naturbedingte Einwikungendd) 19 zivilisationsbedingte Einwirkungende) 21 zu unterstellende Leckagen und Brüchedf) 22 Systeme zur Nachwärmeabfuhr nach Störfällendg) 25 Störfallinstrumentierung.e) RSK-Empfehlungen (siehe Anlage B), die das Nachwärmabfuhrsystemberühren(3) Die für die Nachwärmeabfuhr bei Störfällen vorgesehenenSysteme gehören zum Sicherheitssystem der Reaktoranlage.Für die NWA-Systeme sind die grundsätzlichen Sicherheitskriterienanzuwenden:a) Redundanzprinzipb) Gestaffeltes Sicherheitskonzept (Begrenzung und Reaktorschutz)c) Basissicherheit oder Postulat der verminderten Leckgrößed) Duale Stromversorgung (Normalstrom-Notstrom)e) Störfallfestigkeit (Umgebungsbedingungen, Einwirkungenvon außen)f) Qualität (KTA 3211, Anschluss an den Primärkreis KTA3201)g) Wiederkehrende Prüfungen.(4) Um die gestellten Sicherheitsfunktionen zum Schutz derGesamtanlage zu erfüllen, sind neben den Anforderungen andie Auslegung und Ausführung des NWA-Systems nochweitere Anforderungenzur Integrität des Reaktorkerns,zur Bauausführung,an die benachbarten Systeme,zur Stromversorgungzum Reaktorschutz undan den Brandschutzzu berücksichtigen. Dadurch sind eine Vielzahl von weiterenRegeln aus dem RS-Handbuch berührt,(5) Die Komponenten der NWA-Systeme gehören aufgrundihrer sicherheitstechnischen Bedeutung zur Gruppe 1 deräußeren Systeme gemäß der RSK-LL/DWR (auch auf SWRübertragbar). Für die Anschlussstutzen der Rohrleitungen derNWA-Systeme an den Primärkreis sind die Anforderungenzur Basissicherheit zugrunde zu legen. Damit sind die KTA-Regeln 3201 und 3211 sowie die KTA-Regeln 3205 für dieKomponentenstützkonstruktionen berührt.(6) Aufgrund der Sicherheitskriterien und der RSK-LL/DWRsind die Primärkühlmittel führenden Komponenten innerhalbdes Sicherheitseinschlusses. Für die Wärmeübertragung andie Wärmesenke durch die NWA-Systeme sind Rohrdurchführungendurch den Sicherheitsbehälter des Sicherheitseinschlussesnotwendig. Damit werden die KTA-Regeln 3403 fürdie Kabeldurchführungen, 3407 für die Rohrdurchführungenund 3404 für die Gabäudeabschlussarmaturen sowie 3601für die lüftungstechnischen Anlagen berührt.(7) Um die Anforderungen dieser Sicherheitssysteme auchnach Störfällen gerecht zu werden, sind die KTA-Regeln 3501(Reaktorschutz), 3502 (Störfallinstrumentierung) sowie 3503bis 3507 für die Leittechnik und 3701 bis 3706 für die Stromversorgungzu berücksichtigen.1 Anwendungsbereiche dieser KTA-Regel(1) Diese Regel ist auf die Nachwärmeabfuhrsysteme vonKernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren (Druck- und Siedewasserreaktoren;im weiteren Regeltext: "DWR" und"SWR") anzuwenden: Sie enthält die sicherheitstechnischenAnforderungen ana) die Einsatzfälle (Kap. 3)b) die verfahrenstechnische Auslegung (Kap. 4),c) den Aufbau und die Funktionssicherheit (Kap. 5 Systemkonzept),d) die Anordnung und konstruktive Maßnahmen (Kap. 6),

KTA 3301 Seite 4e) den Betrieb, die Überwachung und Prüfung der Systeme(Kap. 7)f) die Anforderungen an die Ausführung und Schnittstellendes NWA-Systems (Kap. 8)fa) die Anforderungen an die Ausführung der NWA-Systemefb) die Anforderungen aus dem Reaktorschutzfc) die Anforderungen an die Energieversorgungfd) die Anforderungen an die Kernauslegungfe) die Anforderungen an die Bauausführungff)die Anforderungen an benachbarte Systemefg) die Anforderungen aus dem Brandschutzg) die Sicherstellung der Funktionsfähigkeit und der Funktionsbereitschaft(Kap. 9; Reaktorschutz)h) die Einflüsse auf die Zuverlässigkeit (Kap. 10) undi) die Dokumentation (Kap. 11).(2) Der Anwendungsbereich erstreckt sich auf die Systeme,die nach der Reaktorabschaltung für die Nachwärmeabfuhraus dem Primärkühlmittelsystem und gegebenenfalls ausdem Sicherheitsbehälter an eine Wärmesenke notwendigsind, soweit hierfür nicht die betriebliche Hauptwärmesenkebenutzt wird. Teile der Primär- und Sekundärkühlmittelsystemesind in diesem Zusammenhang dann als Teile der NWA-Systeme anzusehen, wenn ihre Funktion für diese Aufgabenerforderlich ist.(3) Die Anforderungen dieser Regel sind auch auf die Teileder Hilfs-, Versorgungs- und Energiesysteme anzuwenden,deren Funktionen für die NWA erforderlich sind.H i n w e i s :Die zum Anwendungsbereich gehörenden Systeme sind im AnhangA beispielhaft aufgelistet.2 BegriffeDie in dieser KTA-Regel verwendeten Begriffe sind bis auf (7)und (13) bis (29) in der KTA-Begriffesammlung KTA-GS-12definiert und werden hier nicht mehr beschrieben.(1) Aktive Komponente.(2) Ausfall(3) dassBestimmungsgemäßer Betrieb(4) Einzelfehler(5) Funktionsbereitschaft(6) Funktionsfähigkeit(7) HilfsmaßnahmenHilfsmaßnahmen sind von Hand eingeleitete vorgedachte, inschriftlichen betrieblichen Regelungen festgelegte Maßnahmen,auch unter Nutzung betrieblicher Systeme, mit demZiel, die Wirksamkeit von Schutzaktionen langfristig sicherzustellenoder den Störungsablauf günstig zu beeinflussen.(8) Instandhaltung(9) Passive Komponente(10) Redundante(11) Redundanz(12) Störfall(13) Anlageninterne NotfallschutzmaßnahmenAnlageninterne Notfallschutzmaßnahmen werden im auslegungsüberschreitendenBereich angewendeta) zur Verhinderung der Ausweitung eines (Auslegungs-)Störfalls in einen schweren Störfall (präventive Maßnahmen),b) zur Milderung der Auswirkungen solcher schwerer Störfälle(mitigative Maßnahmen), undc) zur Erlangung eines langfristig sicheren Anlagenzustandes.(14) Anlageninterne StörfälleEin anlageninterner Störfall wird durch Einwirkungen vonInnen (EVI) ausgelöst (z. B. durch Lecks oder Brüche anRohrleitungen, interne Brände oder Explosion, Absturzschwerer Lasten, Kurzschluss, Fehlhandlungen).(15) Anomaler BetriebBetriebsvorgänge, die bei Fehlfunktion von Anlagenteilenoder Systemen (gestörter Zustand) ablaufen, soweit hierbeieiner Fortführung des Betriebes sicherheitstechnische Gründenicht entgegenstehen.(16) AuslegungAuslegung umfasst die funktions-, prüf- und fertigungsgerechtePlanung und Gestaltung (Konstruktion) von Systemen,Komponenten und sonstigen Teilen, ihre Dimensionierung(Bemessung), Berechnungen als Nachweis dafür, dass sicherheitstechnischerforderliche Werte bestimmter Größen(Spannungen, Zähigkeiten, Drucke, Temperaturen u.a.m.)eingehalten werden sowie Aufbau und Anordnung (wie Redundanz,Diversität, räumliche Trennung) 1 .(17) AuslegungsstörfallDie auslegungsbestimmenden Störfälle (Auslegungsstörfälle)werden in der Tabelle 1 und 2 der Störfallleitline (RS-Handbuch 3-33.1), Stand 12/01 konkretisiert. Hierzu gehörenEVI-Störfälle und Standortspezifische, naturbedingte äußereEinwirkungen (durch Erdbeben, Blitz, Überschwemmung undWetter wie Wind, Eis, Schnee).(18) Auslegungsüberschreitender StörfallEreignisse mit Mehrfachversagen von erforderlichen Sicherheitseinrichtungen(Sicherheitsebene 4b). Anlagenzuständeinfolge Nichtverfügbarkeit angeforderter Sicherheitseinrichtungen.Es sind Einrichtungen und Maßnahmen vorzuhaltenzur Vermweidung von schwerern Kernschäden (Notfallmaßnahmen).(19) AuslegungszielNach den Sicherheitskriterien (RS-Handbuch 3-1) müssenalle Anlageteile, die erforderlich sind, den Kernreaktor sicherabzuschalten, ihn in abgeschaltetem Zustand zu halten, dieNachwärme abzuführen oder eine etwaige Freisetzung radioaktiverStoffe zu verhindern (sicherheitstechnische Aufgaben),so ausgelegt sein und sich in einem solchen Zustandbefinden und gehalten werden, dass sie die o. a. Sicherheitsaufgabenim Normalbetrieb, anomalem Betrieb und nachStörfällen erfüllen (Auslegungsziele).(20) Einwirkungen von außen1 Systeme, Komponenten und Bauteile, die als Vorsorgemaßnahmenim Rahmen des anlageninternen Notfallschutzes vorgesehen sind,können die Kriterien einer Auslegung im klassischen Sinne nur ineingeschränktem Maße erfüllen: Ereignisabläufe, die anlageninterneNotfallschutzmaßnahmen erfordern, sind durch nach Art und Umfangnicht exakt spezifizierbare Bedingungen gekennzeichnet. Legt mandeshalb die Bedingungen für die Auslegung fest - was ja notwendigist - so nimmt man bewusst die Unvorhersehbarkeiten der Ereignisabläufe,zu deren Beherrschung oder Minderung ihrer Folgenausgelegt wird, in Kauf. Die Verwendung der Bezeichnung "Planungsziel"gegenüber "Auslegungsziel" soll diesem SachverhaltRechnung tragen.

KTA 3301 Seite 5Gemäß den Sicherheitskriterien (RS-Handbuch 3-1) sind diefolgenden Einwirkungen von außen zu berücksichtigen:naturbedingten Einwirkungen, soweit sie in Betracht zuziehen sind, wie Erdbeben, Erdrutsch, Sturm, Hochwasser,Sturmflut, sowie möglichen Einwirkungen von biologischenOrganismen (z.B. Vogelschwärme, Muschelbewuchsin Kühlwasserleitungen) odersonstige Einwirkungen von außen, wie StörmaßnahmenDritter, Flugzeugabsturz, Einwirkungen von gefährlichen,insbesondere explosionsfähigen Stoffen und Bergschäden.Die relevanten Folgeereignisse nach Einwirkungen von außensind mit der Interpretation zu den Sicherheitskriterien fürKernkraftwerke (RS-Handbuch 3-51) definiert.(21) KondensationskammerDie Kondensationskammer ist ein räumlich abgegrenzter Teildes Sicherheitseinschlusses. Diese nimmt bei Überdruck imPrimärkreis den vom Druckausgleichssystem abgegebenenDampf auf und dient als Speicher zur Kühlmittelergänzungdes Primärkreises.(22) Nachwärmeabführsysteme (NWA-System)Die Nachwärmeabfuhrsysteme beinhalten die Systeme:Nukleares NachwärmeabfuhrsystemSekundärseitiges Nachwärmabfuhrsystem (DWR)NotstandssystemeEin Notstandsfall in einem Kernkraftwerk liegt vor nach Zerstörungengrößerer Bereiche durch äußere Einwirkungen wieFlugzeugabsturz, mit dem totalen Ausfall der Energie- undSpeisewasserversorgung. Anforderungen an die Notstandsnachkühlsystemesind in der RSK-LL/DWR, Kap.22.2 geregelt.(23) NotfallGemäß KTA-GS-58, Dezember 1989:Notfall ist ein für die Planung von Notfallmaßnahmen unterstellterschadhafter Anlagenzustand, der erst bei einem Versagender durch Auslegung getroffenen Schutzmaßnahmeneintreten kann (Anlagengefahrenzustand) und der bei weiteremungehinderten Verlauf zu einer Schädigung der aktivitätseinschliessendenBarrieren (Umgebungsgefahrenzustand)und dann zu schweren Schäden in der Umgebungführen kann.(24) Nukleare NachkühlketteDie nukleare Nachkühlkette besteht aus den Systemen: Nukleares Not- und Nachkühlsystem Nukleares Zwischenkühlwassersystem (ZKS) und Nukleares Nebenkühlwassersystem (NKS.(25) Nukleares NachwärmeabfuhrsystemDas nukleare Nachwärmeabfuhrsystem besteht aus redundantennuklearen Nachkühlketten für die Sicherheitsfunktionen: Die Wärme aus dem Primärkreis an die Umgebungabzuführen Den Füllstand im Reaktor für die Kühlung derBrennelemente im Reaktorkern zu sichern (dieseAufgabe kann zeitweilig auch durch andere diversitäreSysteme mit übernommen werden).(26) Sekundärseitiges Nachwärmeabfuhrsystem (DWR)Die sekundärseitige Wärmeabfuhr beim DWR umfasstden Wärmetransport von der Sekundärseite der Dampferzeugerbis zum Kondensator bzw. bis zur Frischdampfabgabean die Atmosphäre.(27) SicherheitsebeneDas gestaffelte Sicherheitskonzept für Kernkraftwerke umfasst5 Sicherheitsebenen (gemäß RS-Handbuch 3.74.1 undProtokoll der 386. RSK-Sitzung):a) Sicherheitsebene 1 "Normalbetrieb"b) Sicherheitsebene 2 "Anomaler Betrieb"c) Sicherheitsebene 3 "Auslegungsstörfälle"d) Sicherheitsebene 4a "Spezielle, sehr seltene Ereignisse"(nach RS-Handbuch 3-74.1 zur Gruppe Unfall gerechnet)e) Sicherheitsebene 4b "Unfälle- Ereignisse mit Mehrfachversagenvon Sicherheitseinrichtungen" (nach RShandbuch3-74.1 mit auslegungsüberschreitende Anlagenzuständebeschrieben); präventive Notfallmaßnahmen,anlageninterner Notfallschutzf) Sicherheitsebene 4c „Unfälle mit schweren Kernschäden“;mitigative Notfallmaßnahmeng) Sicherheitsebene 5 „Unfälle mit erheblicher Freisetzungin die Umgebung“; Maßnahmen des Katastrophenschutzes.(28) UnfälleUnfälle sind gemäß RS-Handbuch 3.74.1:a) spezielle, sehr seltenen Ereignisse (Sicherheitsebene4a, ATWS, Notstandsfall)b) auslegungsüberschreitenden Anlagenzustände (Sicherheitsebene4b), anlageninterner Notfallschutzc) Schadenszustände mit relevanten Auswirkungen auf dieUmgebunga) und b) gehören zur Sicherheitsebene 4, c) erfordertMaßnahmen im Rahmen der mitigativen Notfallmaßnahmenbzw. des Katastrophenschutzes(29) Zu betrachtende sehr seltende Ereignisse (gegen diedie Anlage auszulegen ist)In den Störfall-Leitlinien (RS-Handbuch 3-33.1) wird festgelegt,dassDie Notstandsfälle- Ereignisse infolge Flugzeugabsturzes,- Ereignisse infolge äußerer Einwirkungen gefährlicherStoffe,- Ereignisse infolge äußerer Druckwellen aus chemischenReaktionen, Betriebstransienten mit unterstelltem Ausfall desSchnellabschaltsystems (ATWS)- Ereignisse infolge äußerer Einwirkungen von Mehrblockanlagen,wegen ihres geringen Risikos keine Auslegungsstörfälleim Sinne des § 28 Abs. 3 StrlSchV sind.3 Einsatzfälle3.1 Bestimmungsgemäßer Betrieba) Die NWA-Systeme müssen in der Lage sein, die abgeschalteteReaktoranlage auf eine die Brennelementhandhabungermöglichende Temperatur abzukühlen

KTA 3301 Seite 6(nach Übernahme des Abfahrvorgangs) und im Langzeitbetriebauf dieser Temperatur zu halten.b) Die Kühlmittelvorräte müssen ausreichen, das beimAbkühlen des Primärkreises verringerte Kühlmittelvolumenzu ergänzen. Bei Druckwasserreaktoren ist dabeiein ausreichender Borsäuregehalt im nachzuspeisendenKühlmittel sicher zu stellen. Für diese sicherheitstechnischwichtige Funktion kann auch durch ein redundantesBoreinspeisesystem oder ein Betriebssystem (z. B.Volumenregelsystem) herangezogen werden.c) Bei jedem Brennelementwechsel ist das Fluten undEntleeren des Reaktorraumes und des Abstellplatzes fürdie Kerneinbauten erforderlich und die hierfür nötigenKühlmittelvorräte vorzuhalten.d) Auffüllen und Ergänzung der Kühlmittelvorräte derKühlmittelvorratsbehälter der NWA-Systeme3.2 Auslegungsstörfälle3.2.1 Auslegungsstörfälle ohne KühlmittelverlustBei Auslegungsstörfällen ohne Kühlmittelverlust, müssen dieNWA-Systeme entsprechend den jeweiligen Betriebs-, Anlagen-und Systemzuständen in der Lage sein, die folgendenSicherheitsfunktionen zu erfüllen:(1) Druckwasserreaktorena) Notbespeisen der Dampferzeuger, wenn die Speisewasserpumpennicht verfügbar sind,b) Abblasen des im Dampferzeuger entstehenden Dampfes,bei Ausfall der Hauptwärmesenkec) Abkühlen des Primärkühlmittels und Kühlung der Reaktoranlagebis zum kalt unterkritischen Zustand,d) Füllstandshaltung im Primärkühlmittelsystem redundantzu anderen Sicherheits- oder Betriebssystemen,e) Kühlung der zur NWA benötigten Komponentenf) Auffüllen und Ergänzung der Kühlmittelvorräte der Kühlmittelvorratsbehälterder NWA-Systeme.(2) Siedewasserreaktorena. Abkühlen des Primärkühlmittels und Kühlung der Reaktoranlagebis zum kalt unterkritischen Zustand,b. Abblasen des im Primärkühlmittelsystem entstehendenDampfes über Entlastungsventile in die Kondensationskammer,c. Kühlung des Kondensationskammerwassers,d. Kühlung der zur NWA benötigten Komponenten,e. die Versorgung des Offenhaltesystems der S/E-Ventile imNiederdruckbereichf. Auffüllen und Ergänzung der Kühlmittelvorräte der Kühlmittelvorratsbehälterder NWA-Systeme.3.2.2 Auslegungsstörfälle mit Kühlmittelverlust im Primärkühlsystem(1) Für den Einsatz der NWA-Systeme sind alle zu betrachtendenKühlmittelverluststörfälle im nicht absperrbaren Bereichdes Primärkühlmittelsystems zugrunde zu legen.(2) Entsprechend den jeweiligen Betriebs-, Anlagen- undSytemzuständen müssen die NWA-Systeme bei Kühlmittelverluststörfällenin der Lage sein, die folgenden Sicherheitsfunktionenzu erfüllen:(1) Druckwasserreaktorena) Einspeisen von boriertem Deionat in das Primärkühlmittelsystemund Halten des Füllstands im Primärkühlmittelsystem,b) Rückfördern des aus dem Leck oder Bruch am Primärkühlmittelsystemausgetretenden Kühlmittels über dieNachwärmekühler in das Primärkühlmittelsystem,c) Einspeisung von boriertem Kühlwasser über die Saugleitungendes NWA-Systems in den Gebäudesumpfzwecks Reinigung der Sumpfsiebed) Abkühlung des Kühlwassers im Reaktorsumpf zur Wärmeabfuhraus dem Sicherheitseinschluß (Kriterium 8.5) 2 ,e) Abkühlen des Primärkühlmittels und Kühlung der Reaktoranlagebis zum kalt unterkritischen Zustand,f) Notbespeisen der Dampferzeuger, wenn die Speisewasserpumpennicht verfügbar sind,g) Abblasen des im Dampferzeuger entstehenden Dampfes,h) Kühlung der zur NWA benötigten Komponenteni) Ergänzung der Kühlmittelvorräte der Kühlmittelvorratsbehälterder NWA-Systeme.(2) Siedewasserreaktorena) Einspeisen in das Primärkühlmittelsystem und Halten desFüllstands im Primärkühlmittelsystem,b) Rückfördern des ausgelaufenen Kühlmittels über dieNachwärmekühler in das Primärkühlsystem,c) Einspeisung von Kühlwasser über die Saugleitungen desNWA-Systems in den Gebäudesumpf zwecks Reinigungder Sumpfsiebed) Abkühlung des Kühlwassers im Reaktorsumpf zur Wärmeabfuhraus dem Sicherheitseinschluß (Kriterium 8.5),e) Abkühlen des Primärkühlmittels und Kühlung der Reaktoranlagebis zum kalt unterkritischen Zustandf) Abblasen des im Primärkühlmittelsystem entstehendenDampfes über Entlastungsventile in die Kondensationskammer(SWR),g) Kühlung des Kondensationskammerwassers (SWR, Kriterium8.5),h) Kühlung der zur NWA benötigten Komponenteni) Ergänzung der Kühlmittelvorräte der Kühlmittelvorratsbehälterder NWA-Systemej) die Versorgung des Offenhaltesystems der S/E-Ventile imNiederdruckbereich..3.3 Zu betrachtende sehr seltende Ereignisse (gegen diedie Anlage auszulegen ist)(Entsprechend den jeweiligen Betriebs-, Anlagen- und Systemzuständenmüssen die NWA-Systeme in der Lage sein,die unter 3.2.2 genannten Sicherheitsfunktionen zu erfüllen.Gemäß SSA-Leitfaden (RS-Handbuch 3-74.1) sind für diespeziellen, sehr seltenen Ereignisse (Sicherheitsebene 4a)die Beanspruchungen für bestimmte Systeme und Komponentenzu begrenzen, die Abtragung vorgegebener Lastenvorzusehen und die Überführung der Anlage in einen sicherenZustand zu ermöglichen.Bei Funktionsuntüchtigkeit der Warte muß sichergestellt sein,dass die Anlage mit Hilfe eines Notstandssystems ohneHandeingriff in einen sicheren Zustand übergeht und mindestens10 Stunden darin verbleiben kann. Darüber hinausmuß die Anlage mit Hilfe des Notstandssystemsdurch Abblasen auf der Sekundärseite in einen Zustandgebracht werden können, der die anschließende Nachwärmeabfuhrüber das spezielle Notnachkühlsystem er-2 Ein Gebäudesprühsystem wird nicht mehr als notwendigbetrachtet und ist daher in neueren Anlagen nicht mehr vorhanden.

KTA 3301 Seite 7laubt. Für dieses Notnachkühlsystem ist keine Redundanzerforderlich. Notstandsmaßnahmen, für die eine hinreichendeKarenzzeit besteht oder für deren Auslösungdurch administrative Maßnahmen Vorsorge getroffen werdenkann, müssen nicht automatisiert werden. Zur Langzeitbeherrschungdes Notstandsfalls kann auf örtlicheHilfsmaßnahmen zurückgegriffen werden (RSK-LL/DWR,Kap. 22.2 (1)).3.4 Sonstige EinsatzfälleDie NWA-Systeme dürfen auch für sonstige Einsatzfälleherangezogen werden (siehe Abschnitt 5.1.2), wie zum Beispiel:a) Umwälzen des Primärkühlmittels beim Anfahren von Reaktoranlagen(DWR),b) Flut- und Ablaßvorgänge bei der Brennelementhandhabung,c) Kondensationskammerkühlung zur Erhaltung der Funktionsbereitschaftfür Störfälle (SWR),d) Brennelementlagerbeckenkühlung,e) Versorgung von Kühlstellen in Betriebssystemen außerhalbder NWA-Funktion (z. B. Motorkühlung der Hauptkühlpumpen).3.5 NotfallmaßnahmenEs sind Maßnahmen und Einrichtungen vorzusehen, um dieKühlung der Brennelemente zu erhalten oder wieder herzustellen,um schwere Kernschäden zu vermeiden, sowie umdie Anlage in einen Zustand zu überführen, bei dem langfristigdie Schutzziele aus dem AtG und der StrlSchV eingehaltenwerden.Für Zustände der Sicherheitsebene 4b müssen anlageninterneNotfallschutzmaßnahmen zur Vermeidung schwerer Kernschädenoder zur Minimierung ihrer Auswirkungen (sieheNachweisziele in Anhang B) vorgesehen sein, die eine Wärmeabfuhraus dem Reaktorkern noch gewährleisten oder dieAusweitung eines Kernschadens mindern (z. B. Maßnahmenzur primärseitigen Druckentlastung beim DWR).4 Verfahrenstechnische AuslegungFür die Auslegung der NWA-Systeme sind die Anforderungenaus der RSK-LL/DWR Kap. 22 (sind auch für SWR anzuwenden)verbindlich und in dieser KTA-Regel konkretisiert.4.1 Randbedingungen der Wärmesenke(1) Die vom Standort der Anlage und von der Art der Wärmesenkeabhängigen Randbedingungen sind zu beachten.H i n w e i s :Randbedingungen sind hierbei z. B. Flusswassertemperatur,Wasserführung, Feuchtlufttemperatur, biologische Phänomene,Wasserbeschaffenheit oder Vereisung.Die einzuhaltenen Grenzwertesind aus den Genehmigugnsunterlagen oder aus BHB zuentnehmen und führen bei Erreichen dieser Grenzwerte zu Meldungenin Kapitel 5 (Stör- und Gefahrenmeldungen) des BHB.(2) Bei Wärmeeinleitung in Gewässer (Frischwasserkühlung)muss die zur Einhaltung der Anlagengrenzwerte beiStörfällen abzuführende Wärmeleistung beia) der maximal auftretenden Kühlwasserentnahmetemperatur,b) Niedrig- und Hochwasser undc) extremen WetterbedingungenStandort abhängige Schwankungsbereich der Feuchtthermometertemperaturzu beachten. Für die NWA bei Störfällensoll der Tageshöchstwert der Feuchtthermometertemperaturzugrunde gelegt werden, der im langjährigen Mittel ( 10 a)an fünf Tagen pro Jahr erreicht wird. Bei betrieblicher NWAdarf von niedrigeren Werten ausgegangenwerden, zum Beispielvom Tageshöchstwert der Feuchttermometertemperatur,der im langjährigen Mittel an zwanzig Tagen pro Jahr erreichtwird.H i n w e i s:Statistisches Material über meteorologische Daten kann vomDeutschen Wetterdienst, Zentralamt Offenbach a.M., angefordertwerden.(5) Auslegungsrechnungen mit der niedrigsten Nebenkühlwassertemperatursind durchzuführen im Hinblick auf:a) die festigkeitsmäßige Beanspruchung der Komponentender Nachkühlkette,b) die Vermeidung von Vereisung (bei Naßkühltürmen).4.2 Abzuführende Wärmeleistung4.2.1 Beiträge zur Wärmeleistung(1) Nach Abschaltung der Anlage können folgende Beiträgezur Wärmeleistung vorhanden sein:a) Nachzerfallsleistung des Brennstoffs (siehe Abschnitt4.2.2),b) Nachzerfallsleistung aus aktivierten Strukturmaterialienund Kühlmitteln,H i n w e i s:Dieser Anteil darf bei der Auslegung von NWA Systemen vernachlässigtwerden, da Term b) gegenüber a) bei Leichtwasserreaktorennach Abschalten der Reaktoranlage klein ist.c) Speicherwärmeleistung im Primärkühlmittelsystem, beimDWR einschließlich der Sekundärseite der Dampferzeuger,jeweils bis zur ersten Absperrung außerhalb des Sicherheitsbehälters,d) die Spaltleistung durch verzögerte Neutronen,H i n w e i s:Dieser Term ist nur kurzzeitig nach einer Schnellabschaltungvorhanden.e) Reaktionswärmeleistung aus Zirkon-Wasser-Reaktionzwischen Hüllrohrwerkstoff und Kühlmittel,H i n w e i s :Nur bei Kühlmittelverluststörfällen bis zur Beendigung der Wiederflutungdes Kerns von Bedeutung.f) Wärmeleistung, die durch den Betrieb der NWA-Systemeund deren Hilfs- und Versorgungssysteme einschließlichder elektrischen Schalt- und Verteilungsanlagen und leittechnischenEinrichtungen entstehen,g) wärmeanleistung, die durch den Betrieb von Notstromerzeugungsanlagenentstehen, undh) Pumpenleistung von laufenden Hauptkühlmittelpumpen.(2) Diese Beiträge sind für die Auslegung der NWA-Systeme entsprechend den Einsatzfällen gemäß der nachfolgendenTabelle zu berücksichtigen:(3) Wenn im Rahmen des Kühlkonzeptes noch anderebetriebliche Kühlstellen von den NWA-Systemen versorgtwerden, sind diese zu berücksichtigen (z.B. Brennelement-Lagerbecken).abgegeben werden können.Nachwärmeanteile(4) Bei Wärmeabgabe an die Atmosphäre über speziell fürdie NWA eingesetzte Naßkühlturmanlagen ist der vomEinsatzfälle a) b) c) d) e) f) g) h)Betriebliche NWA x x x x

KTA 3301 Seite 8NWA bei Störfällenohne Kühlmittelverlustoder bei Einwirkungenvon außenNWA bei Kühlmittelverluststörfällenx x 1) x x x 2) x 3)x x x x x x 2) X 3)1) nur zu berücksichtigen bei Abkühlung bes Primärkühlmittelsystems2) entfällt, wenn der Notstromfall nicht berücksichtigt wird3) entfällt, wenn der Notstromfall berücksichtigt wird oder sonst dieHauptkühlmittelpumpen abgeschaltet sind4.2.2 Berechnung der Nachzerfallsleistung des Brennstoffes(1) Die Berechnung der Nachzerfallsleistung ist nachDIN 25 463 durchzuführen. Dabei ist ein Fehlerzuschlag zuberücksichtigen und zwar bei NWA nach Störfällen, derenAuftreten während des Leistungsbetriebs unterstellt wird, inHöhe der doppelten Standardabweichung (2 Sigma), inallen anderen Fällen in Höhe der einfachen Standardabweichung(1 Sigma). Bei Ereinisabläufen mit sehr geringerEintrittshäufigeit ist kein Fehlerzuschlag erforderlich.(2) Die Nachzerfallsleistung eines Brennelementes ist einFunktional der Spaltproduktzusammensetzung (Abbrand),welche aus dem durch die Konstruktion des Kerns und derBrennstoffzusammensetzung vorliegenden lokalen Neutronenflussspektrumfolgt (bei DWR und SWR vereinfachtBrennelementleistung) und der Einsatzzeit im Kern.(3) Für die NWA bei Störfällen, deren Auftreten währenddes Leistungsbetriebs unterstellt wird, ist als Bezugsleistungfür die Berechnung der Nachzerfallsleistung die betrieblichmaximal fahrbare Leistung anzunehmen. Sie ist durch einezuverlässig ausgeführte betriebliche Reaktorleistungsbegrenzung,zum Beispiel Zustandsbegrenzung nach KTA 3501,zuzüglich Instrumentierungs- und Kalibrierungsfehler bestimmt.In allen anderen Fällen sowie bei Ereignissen mit sehr geringerEintrittshäufigkeit darf bei der Berechnung der Nachzerfallsleistungvon der Reaktornennleistung ausgegangen werden.4.2.3 RechenprogrammeFür die Berechnung der Nachzerfallsleistungen der im Reaktorkerneingesetzten Brennelemente sind verifizierte Rechenprogrammeeinzusetzen, welche die Nachzerfallsleistungnach DIN 25 463 berechnen unter Berücksichtigung der lokalenBrennelementleistung im Reaktorkern.4.3 Verfahrenstechnische Auslegung der KomponentenDurch die KTA-Regel 3301 werden die Nachwärmeabfuhrsystemevon Leichtwasserreaktoren beschrieben. Der Umfangder hiervon berührten Systeme ist im Anhang A beschrieben,Für die in Kap. 3 genannten Sicherheitsfunktionen könnenaktive als auch passive Systeme bereitgestellt werden (Vorzugfür passive Systeme gemäß Sicherheitskriterien RS-Handbuch 3.1). Passive Systeme dienen eher kurzfristigerMaßnahmen, die z. B. durch das bevorratete Volumen inKühlmittelspeichern begründet ist. Für langfristige Maßnahmenund für eine höhere Flexibilität haben aktive Maßnahmenin den Reaktoranlagen bis zur IV-Generation den Vorzug.Die Komponenenten dieser aktiven Systeme sind:PumpenRohrleitungenBehälterKühlerArmaturenVentileKomponentenstützkonstruktionen.Die im Rahmen der Auslegung dieser Komponenten gestelltenAnforderungen sind vorgegeben durch die Systemzuständeaus den Betriebsabläufen und Störfallabläufen sowieaus den Anforderungen aus den zu erfüllenden Sicherheitsaufgaben.4.3.1 PumpenBei aktiven NWA-Systemen haben die Pumpen die Sicherheitsaufgaben:a) Einspeisen von Kühlmittel aus einem Vorratsbehälter inden Primärkühlsystemb) Einspeisen von Kühlmittel aus dem Reaktorsumpf in dasPrimärkühlsystemc) Umwälzung von Primärkühlmittel durch die Nachwärmekühlerd) Kühlmittelförderung in nuklearen Zwischenkühlsystemoder in nuklearen Nebenkühlwassersysteme) Einspeisung aus Deionatvorratsbehälter in die Dampferzeuger(DWR)k) Auffüllen und Ergänzung der Kühlmittelvorräte der Kühlmittelvorratsbehälterder NWA-Systemein den zu berücksichtigenden Lastfällen aus bestimmungsgemäßenBetrieb, Störfällen oder Notstandsfällen.(1) Die Förderhöhen und Förderströme der Pumpen, die indas Primär- oder Sekundärkühlmittelsystem einspeisen, sindso festzulegen, dass unter Berücksichtgung der geodätischenHöhen und der Verlusthöhen die erforderlichen Einspeiseratenin Abhängigkeit vom Reaktor-, Dampferzeuger- und Sicherheitsbehälterdruckerreicht werden.(2) Bei der Bestimmung der Haltedruckhöhe der Anlagenach DIN 24260 ist für Pumpen, die beim Kühlmittelverluststörfallaus dem Sicherheitsbehälter ansaugen, die rechnerischermittelte Temperatur des Fördermediums anzusetzen,die den Druckaufbaurechnungen für den Sicherheitsbehälterentnommen werden kann. Der störfallbedingte Druckanstiegim Sicherheitsbehälter darf bei der Berechnung der Haltedruckhöhenicht in Rechnung gestellt werden.(3) Bei Einspeisepumpen, die Sumpfwasser aus dem Reaktorsumpfin den Primärkreis oder bei Sumpfkühlung wiederzurück in den Reaktorsumpf fördern, ist der zunehmendeDruckverlust nach einem Kühlmittelverluststörfall durch dieAblagerung von Isoliermaterial an den Sumpfgittern zu berücksichtigen.Hierzu sind die Ergebnisse endsprechenderAnalysen heran zu ziehen (siehe RSK-Empfehlung 6-1.2.278)(4) Bei niedrigem Füllstand auf der Saugseite der Pumpenkönnen Luftwirbel zu Kavitationsschäden der Pumpe führen.Hierfür sind entsprechende Vorsorgemaßnahmen zu treffen,wenn diese nicht bereits durch konstruktive Gestaltung derAnsaugleitung, der Sumpfkammer oder der Sumpfsiebe gegebensind.(5) Es sind Vorsorgemaßnahmen zu treffen, damit der Anteilvon Inertgasen im Kühlmittel (z. B. Stickstoff aus Druckspeichern,Wasserstoff aus der Zirkon-Wasser-Reaktion ander Oberfläche von Brennstäben) den vom Pumpenherstellergarantierten Wert nicht überschreitet.

KTA 3301 Seite 94.3.2 Druckspeicher (DWR)Das Gesamtvolumen, das Kühlmittelinventar und das Druckniveauder Druckspeicher sind nach den Vorhaben der Auslegungsrechnungenzur Kernnotkühlung festzulegen (sieheAbschnitt 4.4).4.3.3 Kühler in den NWA-SystemenDie Kühler in den NWA-Systemen sind für die bei Störfällenmaximal erforderliche Wärmeleistung unter Berücksichtigungder Temperaturen und der Drücke im Fördermedium sowiederen Strömungsgeschwindigkeiten auszulegen. Für dieKühlflächen sind ausreichende Reserven vorzuhalten, umggf. Kühlerrohre oder Teile der Kühlflächen isolieren zu können,ohne die sicherheitstechnischen Aufgaben wesentlich zubeeinträchtigen.4.3.4 Sicherheits- und Entlastungsventile für das PrimärundSekundärkühlmittelsystemAnsprech- und Schließdrücke, Öffnungs- und Schließverhalten,Abblasekapazität und Aggregatzustand des abzuführendenMediums sowie die physikalischen Bedingungen auf derAbblaseseite sind aus Störfallanalysen abzuleiten.4.3.5 Flutbehälter/ Flutbecken (DWR)Das Gesamtvolumen und das Kühlmittelinventar ergebensich aus betrieblichen Anforderungen zusammen mit anderenKühlmittelspeichern des Volumenregelsystems und den Anforderungenzur Kühlmittelergänzung nach Störfällen, insbesonderenach Störfällen mit Kühlmittelverlust.4.3.6 Kondensationskammer (SWR)Die Kühlmittelvorräte beim SWR werden durch das Auslegungskonzeptdes Druckabbausystems bestimmt.4.3.6 Deionatvorrat für die Notbespeisung der Dampferzeuger(DWR)Nach den RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren, Abschnitt22.2 (1) muß bei Funktionsuntüchtigkeit der Warte sichergestelltsein, dass die Anlage mit Hilfe des Notstandssystemsohne Handeingriff in einen sicheren Zustand übergeht undmindestens 10 Stunden darin verbleiben kann.4.3.7Kühlmittelvorräte für die Notbespeisung des PrimärkühlsystemsNach den RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren, Abschnitt22.2 (1) muß bei Funktionsuntüchtigkeit der Warte sichergestelltsein, dass die Anlage mit Hilfe des Notstandssystemsohne Handeingriff in einen sicheren Zustand übergeht undmindestens 10 Stunden darin verbleiben kann.4.3.8 Kühlmittelvorräte für NotfallmaßnahmenEs ist sicher zu stellen, dass entweder die Kühlmittelvorrätefür die Notbespeisung der Dampferzeuger oder des Primärkühlsystemszur Verfügung stehen oder es sind ERsatzmaßnahmenim Rahmen von Notfallmaßnahmen zu planen zurErfüllung der damit verbundenen Sicherheitsfunktionen.Flutung von Reaktorraum und Absetzbecken zum Brennelementwechselb) Störfälle mit Kühlmittelverlust:ba) Wärmeabfuhr der im Primärkreis freigesetzten Energie.bb) NWA bei kleinen Lecks. Es muß ein sicherer Übergangvon der sekundärseitigen auf die primärseitigeWärmeabfuhr möglich sein.c) Zu betrachtende sehr seltende Ereignisse (gegen die dieAnlage ausgelegt ist):Die Bemessung der Kühlmittelvorräte für die Dampferzeugerbespeisungist bestimmt durch das Schutzkonzeptder Anlage gegen Einwirkungen von außen, insbesonderedurch die Art der Vorratssicherung sowie die Möglichkeitihrer Ergänzung und durch die Eingriffsmöglichkeiten fürdas Personal. Auf Hilfsmaßnahmen darf zurückgegriffenwerden.dass(2) Für die Einspeisung in das Primärkühlmittelsystem nachKühlmittelverluststörfällen muß beim DWR boriertes Kühlmittelbereitgestellt werden.H i n w e i s:Die Anforderungen an die Borierung des Kühlmittels ergeben sichaus der Reaktivitätsbilanz (KTA-Regel 3103).4.4.2 Siedewasserreaktor (SWR)Die Kühlmittelvorräte beim SWR werden durch das Auslegungskonzeptdes Druckabbausystems bestimmt.Das Kondensationskammerinventar dient zur kurzfristigenAufnahme der Nachwärme bei Nichtverfügbarkeit der Hauptwärmesenkeund der im Reaktordruckbehälter gespeichertenSystemwärme sowie als Wasservorrat zur Bespeisung desReaktordruckbehälters und zur Kondensation von Dampf(Druckabbau im Sicherheitsbehälter, Druckentlastung desReaktordruckbehälters).4.4.3 Wasservorrat für NaßkühlturmanlagenDer Wasservorrat in den Speicherbecken ist in Verbindungmit den zur Verfügung stehenden Einrichtungen zur Zusatzwasserversorgungso zu bemessen, dass für die vorgesehenenEinsatzfälle, unter Berücksichtigung maximaler Verdunstungsverluste,genügend Wasser zur Verfügung steht.4.5 Rechenprogramme der NWA-SystemeFür die verfahrenstechnische Auslegung und für die Analysendes mechanischen Verhaltens der NWA-Systeme dürfen nurverifizierte Programme nach dem aktuellen Stand von Wissenschaftund Technik herangezogen werden.Hinweis:Zur Bewertung von geringfügigen Änderungen können auchHandrechungen auf der Basis allgemein nach dem Stand vonWissenschaft und Technik anerkannten Formeln herangezogenwerden, wenn für die nicht geänderten NWA-Systeme geprüfteund testierte Berechnungs- und Analyseergebnisse vorliegen.4.4 Bemessung der Kühlmittelvorräte4.4.1 Druckwasserreaktor (DWR)(1) Die Bemessung der notwendigen Kühlmittelvorräte fürdie primär- und sekundärseitige Einspeisung ist unter Beachtungder in Abschnitt 5.2 geforderten Versagensannahmenund Redundanzforderungen vorzunehmen. Zu berücksichtigensind:a) Bestimmungsgemäßer Betrieb:5 Systemkonzept5.1 Systemfunktion5.1.1 Funktionsgerechte Gestaltung von Systemen undKomponenten(1) Das Schaltungskonzept der NWA-Systeme hat in bezugauf die Untergliederung in Teilsysteme und deren Aufbau denverschiedenen Einsatz allen und den dabei geforderten unterschiedlichenFunktionen Rechnung zu tragen. Die dazubenötigten Komponenten müssen so ausgelegt, konstruiert,

KTA 3301 Seite 10gefertigt und montiert werden, dass die an sie gestelltenAnforderungen unter Berücksichtigung der vom jeweiligenEinsatzfall abhängigen Umgebungsbedingungen zuverlässigerfüllt werden. Dabei ist auch den Erfordernissen, die sichaus der Radioaktivität und der chemischen Zusammensetzungder Kühlmedien sowie aus den Werkstoffeigenschaftenergeben, Rechnung zu tragen.(2) Zur Erfüllung sicherheitstechnischer Funktionen sollenfolgende Auslegungsgrundsätze angewendet werden:a) Systemaufbau und Systemfunktionen sollen einfach undübersichtlich gestaltet werden,b) die benötigten Komponenten sollen so konstruiert undausgerüstet sein, dass sie für die Störfallbeherrschungmöglichst wenig Hilfs- und Versorgungssysteme bedingen,c) die zur Nachwärmeabfuhr notwendigen Verbraucher sindan Notstromanlagen anzuschließen.5.1.2 Kopplung betrieblicher und sicherheitstechnischerFunktionen(1) Die NWA bei bestimmungsgemäßem Betrieb darf durchSysteme mit rein betrieblicher Funktion erfolgen.(2) Es ist zulässig, dass ein und dieselben NWA-Systemesowohl für Betriebsfälle und anlageninterne Störfälle als auchfür Einwirkungen von außen vorgesehen werden, wenn dieForderungen sowohl nach Abschnitt 5.2.2 als auch nachAbschnitt 5.2.3 erfüllt sind.(3) Soweit die NWA-Systeme für den bestimmungsgemäßenBetrieb in der Lage sind einen Störfall zu beherrschen,sollen diese Systeme vor oder zugleich mit den NWA-Systemen, die speziell für die Störfallbeherrschung vorgesehensind, angefordert werden. Dabei dürfen die NWA-Systeme, die für die Störfallbeherrschung vorgesehen sind, inihrer Funktion nicht beeinträchtigt werden. Umgekehrt dürfendie für die Störfallbeherrschung eingesetzten NWA-Systemefür betriebliche Zwecke eingesetzt werden, wenn sichergestelltist,a) dass die NWA-Systeme bei Störfällen umgehend und mitHilfe zuverlässiger Einrichtungen in einen Schaltungszustandversetzt werden, der den sicherheitstechnischenAnforderungen dieser Regel genügt,b) dass betriebliche Steuerungsbefehle die Sicherheitsfunktionennicht beeinträchtigen, undc) dass sich hierbei kein bestimmender Einfluß auf dieNichtverfügbarkeit und Ausfallwahrscheinlichkeit der NWAnach Störfällen ergibt.5.1.3 Kopplung unterschiedlicher sicherheitstechnischerFunktionenBei Kopplung unterschiedlicher sicherheitstechnischer Funktionenin einem System, zum Beispiel NWA und Sicherstellungder langfristigen Unterkritikalität, muß jede dieser Funktionenim jeweiligen Einsatzfall in ihrer Wirksamkeit sichergestelltsein.Die Zuverlässigkeit der sicherheitstechnischen Funktionenbei dieser Kopplung muß gewährleistet sein.5.2 Versagensannahmen und Redundanzforderungen5.2.1 EinzelfehlerkonzeptFür die NWA-Systeme gelten die "lnterpretationen zu denSicherheitskriterien für Kernkraftwerke, EinzelfehlerkonzeptGrundsätze für die Anwendung des Einzelfehlerkriteriums"(RS-Handbuch 3-49). Die in den folgenden Abschnitten beschriebenenAnforderungen enthalten eine Konkretisierungdes Einzelfehlerkonzepts im Hinblick auf die NWA-Systeme.5.2.2 Einsatzfälle der Sicherheitsebenen 1, 2 und 35.2.2.1 Ereigniskombination und Redundanz(1) Für die Auslegung der zur NWA angeforderten Systemesind unter Einschluß der Hilfs-, Versorgungs- und Energiesystemefolgende Ereignisse zugrunde zu legen, die - gleichzeitigoder auch zeitlich versetzt - auftreten können:a) Der zu beherrschende EinsatzfallEs müssen fest umrissene Einsatzfälle mit definiertenSchutz oder Wirksamkeitszielen vorgegeben sein (sieheAbschnitt 3). Der Ausfall der Eigenbedarfsversorgung(Notstromfall) ist dann zu unterstellen, wenn er in den"Störfall-Leitlinien gefordert wird.b) Störfallbedingte Folgeausfälle:Störfallfolgen und Folgeausfälle in denjenigen NWA-Systemen, welche für die Störfallbeherrschung vorgesehensind, sind so zu beschränken, dass die Beherrschungvon Einzelfehler und Instandhaltungsmaßnahmen sichergestelltbleibt.c) Ein Einzelfehler an einer beliebigen Komponente derNWA-Systeme, jedoch unter Beachtung von Abschnitt5.2.2.2.:Zur Beherrschung des Einzelfehlers ergibt sich als Anforderungan NWA-Systeme eine einfach redundante Auslegung(n + 1) der Systeme bezogen auf den jeweiligenEinsatzfall. Eine Redundante, mit deren Unwirksamkeitals Folge eines auslösenden Störfalls zu rechnen ist, zähltbei der Bestimmung der Redundanz nicht mit.H i n w e i s:n ist die Anzahl der zur Beherrschung des Einsatzfalles notwendigenRedundanten.d) Folgeausfälle des EinzelfehlersFolgeausfälle eines Einzelfehlers sollen auf diejenigeRedundante beschränkt bleiben, in der der Einzelfehlerauftritt (strangweise Trennung gemäß Abschnitt 5.2.2.4).e) lnstandhaltungsmaßnahmenAuch während Instandhaltungsmaßnahmen muß dasEinzelfehlerkriterium grundsätzlich erfüllt sein.Deshalb muß für Systeme, bei denen während des LeistungbetriebsInstandsetzungs oder Wartungsmaßnahmenmit Unterbrechung der Funktionsbereitschaft einesStrangs möglich sein sollen, grundsätzlich (nach Maßgabevon Abschnitt 5.2.2.2) eine zweifach redundante Auslegung(n + 2), bezogen auf den jeweiligen Einsatzfall,vorgesehen werden. Für die Berücksichtigung einer Funktionsprüfungin einem weiteren Strang braucht keine zusätzlicheRedundanz vorgesehen zu werden, wenn dieFunktionsbereitschaft des Strangs im Einsatzfall rechtzeitigwieder hergestellt werden kann. Bei der Planung vonInstandhaltungsmaßnahmen bei abgefahrener Reaktoranlagesind grundsätzlich die gleichen Anforderungen zu erfüllen.Es darf jedoch, unter Berücksichtigung des Zeitverhaltensder Reaktoranlage, auf die Erfüllung des Einzelfehlerkriteriumsverzichtet werden, wenn bei einem zusätzlichenAusfall die Systemfunktion rechtzeitig wiederhergestellt oder die NWA auf andere Weise sichergestelltwerden kann, wobei auch Hilfsmaßnahmen zulässig sind.(2) Alle Ausfälle, die im Reaktorschutzsystem zu unterstellensind, sind nach KTA 3501 zu behandeln.(3) Die Hilfs- und Versorgungssysteme innerhalb einesStrangs (z.B. Schmierölpumpen, Kühlwasserarmaturen vonWärmetauschern, hydraulische und pneumatische Steuerungseinrichtungen)sollen so zuverlässig sein, dass sie keinenbestimmenden Einfluß auf die Nichtverfügbarkeit undAusfallwahrscheinlichkeit der NWA nach Störfällen haben.

KTA 3301 Seite 115.2.2.2 Einzelfehler an passiven Komponenten(1) An passiven Komponenten der NWA-Systeme wird keinEinzelfehler unterstellt, wenn die Anforderungen an Auslegung,Konstruktion, Werkstoffwahl, Herstellung und Prüfbarkeitgemäß Vorschriften erfüllt werden, die der sicherheitstechnischenBedeutung der Systemteile Rechnung tragen.H i n w e i s:Solche Vorschriften sind zum Beispiel die RSK-Leitlinien fürDruckwasserreaktoren, Abschnitt 4.1 für die Druckführende Umschließung,Abschnitt 4.2 für die Äußeren Systeme.(2) Bei betrieblichen Abfahrvorgängen ist ein Versagen anRohrleitungen kleiner als oder gleich DN 50 anzunehmen.Speziell bei einem Rohrleitungsversagen im Nachkühlsystemgilt dabei, dass als Ausgangsbedingungen die Primärkühlmittelzuständezum Zeitpunkt der für den Normalbetrieb vorgesehenenÜbernahme der NWA durch die NWA-Systemezugrunde zulegen sind.(3) Nach Störfällen ist nur in der Langzeitpase des Nachkühlbetriebsein Einzelfehler an Rohrleitungen kleiner alsoder gleich DN 50 zu unterstellen.5.2.2.3 Vorzusehende Maßnahmen bei Nichtfunktionsbereitschaftvon Redundanten(1) Bei Ausfall einer Komponente von NWA-Systemen mitsicherheitstechnischer Funktion ist unmittelbar nach der Ausfallerkennungmit der Instandsetzung der Komponente zubeginnen. Die Reparaturzeiten an NWA-Systemen sind imBHB geregelt.(2) Ist bei Nichtfunktionsbereitschaft von Redundanten dieErfüllung des Einzelfehlerkriteriums im verbleibenden intaktenSystembereich nicht mehr möglich, dann ist der Betrieb derReaktoranlage nach Erkennung dieses Zustands einzuschränken(z.B. durch Leistungsminderung oder Abfahren).Muß die Reaktoranlage abgefahren werden, so ist der Abfahrzustandso zu wählen, dass die betriebliche Hauptwärmesenkemöglichst lange erhalten bleibt und die Inanspruchnahmeder durch Ausfall geschwächten Systeme vermiedenwird.(3) Bei Nichtfunktionsbereitschaft einer Redundante, dieaufrund der kurzen Dauer der Instandhaltungsmaßnahmekeinen bestimmenden Einfluß auf die Nichtverfügbarkeit undAusfallwahrscheinlichkeit der NWA nach Störfällen ergibt,braucht der unabhängige Ausfall einer weiteren Redundantenicht betrachtet zu werden.5.2.2.4 Strangtrennung(1) Die bei anlageninternen Störfällen zum Einsatz vorgesehenenNWA-Systeme, einschließlich der zugehörigen Hilfs-, Versorgungs- und Energiesysteme, sind grundsätzlichstrangweise getrennt aufzubauen. Diese Stränge sind soauszuführen, dassa) jeder Strang seine sicherheitstechnischen Funktionenunabhängig von Ausfällen in anderen Strängen erfüllenkann, oderb) Ausfälle von Komponenten, die den Ausfall von mehr alseinem Strang bewirken würden, sicher beherrscht werden.(2) Unter Beachtung des unter (1) formulierten Grundsatzessind Verbindungen von redundanten Strängen und die Benutzunggemeinsamer Komponenten nur dann zulässig,wenn alle zu betrachtenden Versagensmöglichkeiten diesicherheitstechnischen Funktionen nicht beeinträchtigen.Verbindungen von redundanten Strängen über Rohrleitungensollen in der Bereitschaftsstellung geschlossen und müssenbei sicherheitstechnisch relevanten Einsatzfällen sicher absperrbarsein.H i n w e i s:Solche Verbindungsleitungen können sich zum Beispiel durch diebetriebliche Funktion eines Systems oder durch den Anschluß aneine gemeinsame Testleitung ergeben Verbindungen könnenauch im Interesse einer höheren Zuverlässigkeit angebracht sein,zum Beispiel um Komponenten zur Erhöhung der Redundanzaufzuschalten.5.2.3 Einsatzfälle nach sehr seltenen Ereignissen (Sicherheitsebene4a)(1) sehr seltenen Ereignissensind in bezug auf Versagensannahmen und Redundanzanforderungengrundsätzlich den Einsatzfällen gemäß Abschnitt5.2.2 gleichzusetzen.(2) Eine Ausnahme hiervon bilden die Einwirkungen vonaußen mit sehr geringer Eintrittshäufigkeit (z.B. Flugzeugabsturzund Explosionsdruckwelle). Hierbei ist kein Einzelfehlerzu unterstellen (RS-Handbuch 3-49). Auch ein Zusammentreffeneines solchen Ereignisses mit Instandhaltungsvorgängenist nicht zu unterstellen. Bei den für diesen Einsatz vorgesehenenNWA-Systemen, einschließlich der Hilfs-, Versorgungs-und Energiesysteme, ist deshalb von folgenden Ereignissenauszugehen, die gleichzeitig oder auch zeitlichversetzt auftreten können:a) dem zu beherrschenden Einsatzfall,b) dem je nach Einwirkungsart zu unterstellenden Folgeausfallvon Komponenten.5.2.4 Ausfälle aufgrund gemeinsamer UrsacheGegen Ausfälle aufgrund gemeinsamer Ursache, die größereAuswirkungen haben als den Ausfall eines Strangs, sindfolgende Maßnahmen zu ergreifen:a) Qualitätsgesicherte Planung, Auslegung und Konstruktionder Systeme und Komponenten entsprechend den Aufgabenstellungenunter Berücksichtigung aller in Betrachtkommenden Umgebungsbedingungen,b) Strangtrennung und räumliche Trennung der Redundantenc) Wahl geeigneter Werkstoffe und Fertigungsverfahrend) Einsatz von Komponenten mit Eignungsnachweis (z.B.Eignungsprüfung oder Betriebsbewährung),e) Erprobung möglichst unter Einsatzbedingungen,f) zweckentsprechende betriebliche Behandlung und Wartungdurch geschultes Personal,g) wiederkehrende Prüfungen, undh) Qualitätssicherungsmaßnahmen von der Planung bis zumBetrieb.5.3 Systeminterne StörungenStörungen in den NWA-Systemen selbst werden durch dieredundante Ausführung und die räumliche Trennung beherrscht.Die Auswirkungen auf andere Sicherheitseinrichtungen sindso zu begrenzen, dass deren Funktion nicht unzulässig beeinträchtigtwird und die Anlage in einem sicheren Zustandvebleibt.5.4 Sicherer Einschluß des Primärkühlmittels5.4.1 Primärkühlmitteleinschluß bei bestimmungsgemäßemBetrieb(1) Systemteile des an das Primärkühlmittelsystem anschließendenNWA-Systems, deren zulässiger Betriebsüberdruckunter dem des Primärkühlmittelsystems liegt, sind mitautomatisch wirkenden Absperreinrichtungen auszustatten,

KTA 3301 Seite 12und zwar durch zwei in Reihe geschaltete Armaturen, die aufDichtheit im Sitz überwachbar sein müssen.(2) In den Einspeiseleitungen sollen vorzugsweise solcheRückschlagarmaturen eingesetzt werden, die sowohl im Hinblickauf die Einspeisefunktion als auch im Hinblick auf dieAbsperrfunktion selbsttätig wirken.(3) Die Absperrung der Entnahmeleitungen soll mit vergleichbarhoher Zuverlässigkeit erfolgen wie bei den Einspeiseleitungen.(4) An die Umschließung von Primärkühlmittel sind auch imEinsatzfall der NWA-Systeme hohe Dichtheitsanforderungenzu stellen, insbesondere außerhalb des Sicherheitsbehälters.Es muß möglich sein, Leckagen zu erkennen und abzusperren.5.4.2 Aktivitätsbarrieren zur Wärmesenke(1) Eine Aktivitätsabgabe über NWA-Systeme an die Wärmesenkeist nach der Strahlenschutzverordnung zu begrenzen.(2) Eine Überwachung der Kühlstränge auf Leckagen undauf Aktivität ist gemäß KTA 1504 vorzusehen.H i n w e i s:Grundsätzlich werden zwei Aktivitätsbarrieren eingesetzt. Als ersteBarriere kann eine passive Komponente (Wärmetauscher), alszweite Barriere eine zweite passive Komponente oder eine entsprechendeDruckstaffelung vorgesehen werden.Ist nur eine Barriere vorhanden (z. B. beim Abblasen vonDampf aus dem Dampferzeuger in die Atmosphäre), dannwird die Zulässigkeit dieser Maßnahme in bezug auf die Begrenzungder eventuellen Freisetzung radioaktiver Stoffenachgewiesen.5.4.3 Abschließung der Rohrleitungen beim Kühlmittelverluststörfall(1) Die Abschließung der Rohrleitungen der NWA-Systemeohne Notkühlfunktion beim Kühlmittelverluststörfall, die denSicherheitsbehälter durchdringen, ist nach Kriterium 8.4 derSicherheitskriterien zu behandeln.H i n w e i s:Weitere Festlegungen werden in KTA 3404 getroffen.(2) Rohrleitungen ohne Notkühlfunktion, die außerhalb desSicherheitsbehälters an Systemteile der NWA-Systeme anschließen,welche störfallbedingt radioaktiv kontaminiertesKühlmittel führen können, müssen durch zwei Absperreinrichtungenmöglichst nahe an der Anschlußstelle in Hintereinanderschaltungabsperrbar sein.(3) Bei den Rohrleitungen von NWA-Systemen mit Notkühlfunktion,die den Sicherheitsbehälter durchdringen, ist dieNotkühlfunktion vorrangig sicherzustellen. Ein Versagendieser Rohrleitungen außerhalb des Sicherheitsbehälters istnur gemäß dem Einzelfehlerkonzept in Abschnitt 5.2.2.2 (3)zu unterstellen. Dementsprechend sind in Einspeiseleitungenvom NWA-System zum Primärkühlmittelsystem an der Sicherheitsbehälter-Durchdringungdann keine Absperreinrichtungenerforderlich, wenn separate Primärkühlmittelsystem-Absperrungen vorhanden sind, die im betrachteten Fall zuverlässigschließen, und wenn Folgeschäden zwischen Primärkühlmittelsystem-Absperrungund Sicherheitsbehälterausgeschlossen werden können. Auf Entnahmeleitungen ausdem Primärkühlmittelsystem sind die gleichen Kriterien anzuwenden.(4) Teile der primärseitigen NWA-Systeme mit offener Verbindungzur Atmosphäre außerhalb des Sicherheitsbehälters,zum Beispiel Flutbehälter oder Flutbecken, müssen gegenüberdem störfallbedingt radioaktiv kontaminierten Kühlmitteldurch mindestens zwei Absperreinrichtungen in Hintereinanderschaltungsicher absperrbar sein.6 Anordnung und konstruktive Maßnahmen6.1 Bestimmungsgemäßer BetriebDie im Rahmen der Planung der Anlage zu treffenden Vorsorgemaßnahmenzum Schutz des Personals zur Durchführungvon Instandhaltungsmaßnahmen sind der "RL-Strahlenschutz-Planung" zu entnehmen.6.2 Anlageninterne Störfälle6.2.1 Maßnahmen zur Vermeidung von Folgeausfällen(1) Gegen zu betrachtende störfällbedingte Belastungen(z.B. Reaktions-, Strahl- und Geschoßkräfte, Übertlutung undBrand, Erschütterung und Druckwelle) sowie veränderte Umgebungsbedingungen(z.B. Feuchtigkeit, Druck, Temperatur,radioaktive Strahlung), sind geeignete Maßnahmen vorzusehen,wie:a) räumlich getrennte Anordnung der Redundantenb) konstruktive Maßnahmen (z.B. Ausschlagsicherungen,Abdeckungen, Verstärkungen, Stoßbremsen),c) bauliche Maßnahmen (z.B. Abkammerungen, Wände,erhöhte Fundamente),d) eine der Belastung angepaßte Auslegung der Komponenten.(2) Diese Maßnahmen sind auch auf die Hilfs-, Versorgungsund Energiesysteme sowie die Leittechnik der NWA-Systeme anzuwenden.6.2.2 Sicherheitsbehältersumpf6.2.2.1 Allgemeines(1) Bei der Gestaltung des Sicherheitsbehälters und seinerEinbauten ist sicherzustellen, dass im Falle eines Kühlmittelverluststörfallsdas aus der Bruchstelle austretende Wasserin den Sicherheitsbehältersumpf gelangt.(2) Durch geeignete Materialauswahl und konstruktiveMaßnahmen sind die Verunreinigungen im Sicherheitsbehältermöglichst gering zu halten. Dabei sollen folgende Aspektebeachtet werden:a) Ausführung der Isolierungen von Rohrleitungen und Behälternso, dass nur im unmittelbaren Bruchbereich Materialabgelöst werden und die Isolierung nicht zerfasernkann,b) Verwendung von Isoliermaterial mit einer von Wasserdeutlich unterschiedlichen Dichte,c) Verwendung von kurzfaserigem Isoliermaterial undd) Verwendung von festhaftenden Anstrichen an Bauteilen.(3) Durch das Isolierkonzept, die Sauberkeit im Sicherheitsbehälterund die Auslegung der Sumpfsiebe ist sicherzustellen,dass in den ersten zehn Stunden nach Eintreteneines KMV die Auslegungsgrenzen der Sumpfsiebe nichterreicht und die erforderlichen NPSH-Werte für einen kavitationsfreienBetrieb der Not- und Nachkühlpumpen nicht unterschrittenwerden. Die Funktion der zur Kernkühlung erforderlichenKomponenten darf weder kurz- noch langfristigunzulässig beeinträchtigt werden.(4) Der Differenzdruck über die Sumpfsiebe muss durchentsprechend zuverlässige Messeinrichtungenüberwacht werden.(5) Die Begrenzung/Reduzierung hoher Druckdifferenzenhat durch Maßnahmen zu erfolgen, die zu keiner unzulässigenBeeinträchtigung der Kernkühlung führen.

KTA 3301 Seite 13(6) Die Begrenzung/Reduzierung hoher Druckdifferenzendurch Beseitigung von Ablagerungen auf den Sumpfsiebensollte - unter Beachtung eines Sicherheitsabstandes zu denAuslegungsgrenzen der Sumpfsiebe bzw. den erforderlichenNPSH-Werten - so spät wie möglich, d. h. bei einem möglichsthohen noch zulässigen Differenzdruck erfolgen. DieseVorgehensweise hat das Ziel, hohe Druckdifferenzen zubegrenzen und gleichzeitig den Transport von Isoliermaterialdurch die Sumpfsiebe und damit die Ablagerung im Kern zuminimieren.H i n w e i s:Die Anforderungen (3), (4), (5) und (6) sind Empfehlungen desRSK in seiner 406. Sitzung und dahe Bestandteil des nationalenkerntechnischen Regelwerkes.6.2.2.2 Ansaugöffnungen(1) Die Strömungswege zu den Ansaugöffnungen desNWA-Systems sind so zu gestalten, dass sie weder durchBruchstücke so beschädigt noch durch mitgerissene Materialienso verstopft werden können, dass ihre Funktion unzulässigbeeinträchtigt wird.(2) Zur Sicherstellung dieser Forderung sind folgende Vorkehrungenzu treffen:a) Es sind Sumpfgitter zur Grobrückhaltung und SumpfsiebezurFeinrückhaltung vorzusehen, die Sumpfgitter und -siebe sollen senkrecht angeordnet werden. Es dürfenauch Gitterroste mit herangezogen werden, wenn sie derAufgabenstellung entsprechen.b) Die Fläche der Sumpfgitter ist unter Berücksichtigung desmöglichen Anfalls von Verunreinigungen zu bestimmen.c) Die Maschenweite der Sumpfsiebe ist so festzulegen,dass Pumpen und Armaturen nicht gefährdet und Strömungskanälenicht verstopft werden können.d) Die Ansaugöffnungen sind gegenüber dem Sumpfbodenerhöht anzuordnen.e) Sumpfgitter und -siebe sowie die Ansaugöffnungen sindgegen Folgeschäden (z.B. infolge von Strahlkräften) zuschützen.f) Bei der Auslegung der Sumpfgitter und -siebe sind Strömungskräfteund Differenzdrücke infolge von Druckausgleichsvorgängenzu berücksichtigen.g) Die Ansaugöffnungen sind räumlich zu trennen.h) Sumpfgitter und Ansaugöffnungen sind so zu konstruieren,dass sie für Inspektionen zugänglich sind.6.2.2.3 AnsaugleitungenDie Ansaugleitungen vom Sicherheitsbehältersumpf bis zurersten Armatur außerhalb des Sicherheitsbehälters sind soauszubilden, dass ein Wasserverlust unter Störfallbedingungenausgeschlossen werden kann. Hierfür müssen unterBeachtung von Abschnitt 5.2.2.2 (3) technische Vorkehrungengetroffen werden.Die Ansaugleitungen bis zu den Förderpumpen sind mit einemgeringen Gefälle zu versehen, um den Druckverlustdurch die Strömung durch den zunehmenden geodätischenDruck teilweise zu kompensieren.6.2.3 Maßnahmen für LangzeitbetriebDurch Anordnung der NWA-Systeme und Anlagenkonstruktionist sicherzustellen, dass gegebenenfalls unter Einsatzprovisorischer Maßnahmen und unter Heranziehung besondererMaßnahmen zum Schutz des Personals, zum Beispielunter Einsatz von schwerem Atemschutzgerät,a) die Zugänglichkeit zu ausgefallenen Systemteilen wiederhergestellt,b) überflutete Räume gelenzt undc) Leckagen abgedichtet werden können,um Instandhaltungsmaßnahmen an wesentlichen aktivenKomponenten zu ermöglichen. Die Vorschriften der "RL-Strahlenschutz-Planung, der "RL-Strahlenschutz-Maßnahmenund der RL-lnstandhaltung" sind hierbei zu beachten.H i n w e i s:Weitere Festlegungen werden in KTA 1301.1 und KTA 1301.2getroffen.6.3 Einwirkungen von außenDie NWA-Systeme, deren Funktion zur Beherrschung vonEinwirkungen von außen in den Sicherheitsebenen 3 und 4a(ohne FLAB) gefordert ist, sind gegen die hieraus folgendenBelastungen auszulegen. Räumliche Trennung ist als Schutzausreichend, wenn die Belastungen auf Teilbereiche derAnlage begrenzt bleiben.Nach dem Unfall FLAB wird vorsorglich berücksichtigt, dassdie Warte nicht mehr zur Verfügung steht und das NWA-System nicht mehr selbständig in Betrieb gehen und von derWarte aus verfahren werden können. Zu diesem Zweck istein Notstandssystem mit einer Notstandswarte vorzuhalten,damit die Anlage ohne Handeingriff in den sicheren Zustandübergeht und mindestens 10 Stunden darin verbleibt.6.4 Wärmesenke6.4.1 AllgemeinesDie Einrichtungen zur NWA an eine Wärmesenke (wie Wärmeabgabedurch Abblasen von Frischdampf an die Atmosphäre,Warmeeinleitung in Gewässer durch Frischwasserkühlung,Wärmeabgabe an die Atmosphäre über Naßkühltürme)müssen so ausgelegt und angeordnet werden, dassdie NWA bei bestimmungsgemäßem Betrieb, bei Störfällensowie bei den am Standort der Reaktoranlage in Betracht zuziehenden Einwirkungen von außen (z.B. Hochwasser, Dürre,Eisbildung, Treibgutanschwemmung, Muschelbewuchs, Erdbeben,Flugzeugabsturz, Gaswolkenexplosion) sichergestelltist.6.4.2 Anforderungen an die Ausführung von EntnahmebauwerkenEntnahmebauwerke einschließlich der Reinigungsanlagensind für die Entnahme des Kühlwassers aus dem Vorfluterentsprechend der jeweiligen Redundanzanforderung auszulegen.Bei NWA mit Fluß- oder Meerwasser sind folgendeAnforderungen zu erfüllen:a) Es sind Vorkehrungen und Maßnahmen vorzusehen, diedurch Rückhaltung von Treibgut, Algen, Heu, Muschelno.ä., die erforderliche Entnahme von Kühlwasser sicherstellen.Gegen ein Festsetzen von Belägen in den NWA-Systemen (z.B. Muschellarven) sind betriebliche Maßnahmen(z.B. Erwärmung des betroffenen Strangs, Stoßchlorierung)zu treffen.b) Verhinderung des Zufrierens,c) Verhinderung unzulässiger Rückströmung des erwärmtenKühlwassers in den Kühlwasserzulauf undd) Auslegung entsprechend dem Schutzkonzept der Anlagezur Beherrschung von Einwirkungen von außen.6.4.3 Anforderungen an die Ausführung von Einleitungsbauwerkenbei Fluß- oder MeerwasserkühlungEinleitungsbauwerke sind für die Einleitung des Kühlwassersin den Vorfuter bei bestimmungsgemäßem Betrieb und beianlageninternen Störfällen auszulegen. Bei Versagen vonEinleitungsbauwerken infolge Einwirkungen von außen muß

KTA 3301 Seite 14die Ableitung des bei der Kühlung der Reaktoranlage anfallendenKühlwassers auf anderem Wege möglich sein.6.4.4 Anforderungen an die Ausführung von NaßkühlturmanlagenNaßkühlturmanlagen für die NWA einschließlich der zugehörigenWasserspeicher sind entsprechend den jeweiligenRedundanzanforderungen so auszulegen und anzuordnen,dass bei den vorgesehenen Einsatzfällen folgende Anforderungenerfüllt werden:a) Sicherstellung des Betriebs bei Frost (Verhinderung derVereisung) bei allen vorgesehenen Einsatzfällen unterEinbeziehung von Funktionsprüfungen, insbesonderedurch entsprechende Anordnung des Speicherbeckensund durch Vorkeherungen und Maßnahmen (z.B. durchabgestufte Beaufschlagung und Belüftung der Kühlzellen,Beheizung von Laufflächen, Freihalten der Kühleinbautenvon Schnee),b) Vorkehrungen gegen Verschmutzung und Veralgung(z. B. durch Stoßchlorierung)c) Auslegung entsprechend dem Schutzkonzept der Anlagezur Beherrschung von Einwirkungen von außen.7 Betrieb und Überwachung7.1 Bestimmungsgemäßer Betrieb (Sicherheitsebene1und 2)7.1.1 Betriebsweise(1) Eine manuelle Steuerung der NWA-Systeme ist zulässig.Die Steuerung darf komponentenweise - Einzelbetätigung- und für funktionell zusammengehörige Gruppen vonKomponenten gruppenweise - Gruppenbetätigung - erfolgen.(2) Routinemäßig wiederkehrende Funktionsabläufe sollenim Hinblick auf die Entlastung des Bedienungspersonalsautomatisiert werden.(3) Durch betriebliche Maßnahmen ist sicherzustellen, dassbeim Abfahrvorgang die zum Schutz der Komponenten desPrimärkühlmittelsystems vorgegebenen Grenzen der Abkühlgeschwindigkeitsowie weitere zu berücksichtigende Vorgaben(siehe Abschnitt 4.1) eingehalten werden können.(4) Die Betätigungselemente für den NWA-Betrieb sind inder Warte vorzusehen Betätigungselemente für die Durchführungvon Funktionsprüfungen sind vorzugsweise in der Wartevorzusehen, jedoch auch an örtlichen Leitständen zulässig.Der direkte Eingriff des Bedienungspersonals vor Ort in diemaschinentechnischen Komponenten soll auf Instandhaltungsmaßnahmenbeschränkt bleiben.(5) Bei Ausfall der Eigenbedarfsversorgung während derNachkühlung muß über die leittechnischen Einrichtungensichergestellt sein, dass die für die NWA erforderlichen Komponentenmit Notstrom versorgt werden und die NWA umgehendwieder aufgenommen werden kann.7.1.2 Überwachung(1) Wichtige Zustandsgrößen (z.B. Druck, Temperatur,Durchfluß, Wasserstand) sind auf der Warte anzuzeigen oderzu registrieren, damit der Zustand der Systeme schnell undsicher erkennbar ist. Bei unzulässigen Abweichungen sindGefahrenmeldungen der Klassen nach KTA 3501 zu bilden.(2) Einrichtungen zum Schutz von Komponenten sind so zuinstallieren und einzustellen, dass unzulässige Systemzuständeauch bei Fehlfunktion von Komponenten oder Fehlbedienungeiner Komponente vermieden werden (z. B. Einstellungvon Sicherheitsventilen und Ansprechwerten derSchutzverriegelungen).(3) Zur Vermeidung von Aktivitätsableitungen sind Überwachungsmaßnahmennach KTA 1504 vorzusehen.(4) Die zu spezifizierende Wasserqualität der einzelnenSysteme ist einzuhalten und zu überwachen. Probenentnahmestellensind an repräsentativen Stellen anzuordnen.7.1.3 Vorsorgliche Maßnahmen(1) Alle für die Beherrschung von Störfällen und Unfällenvorgesehenen Systeme sind zu überwachen, sowie einsatzbereitoder in Betrieb zu halten, solange mit dem Auftretenvon Störfällen zu rechnen ist. Dazu gehört im allgemeinen,dassa) die Systeme mit den für den Betrieb erforderlichen Mediengefüllt sind,b) die erforderlichen Kühlmedien in auslegungsgemäßerMenge und in bestimmungsgemäßem Zustand bereitstehenundc) die Hilfsmedien in benötigter Menge und für eine angemesseneBetriebsdauer vorhanden sind (z.B. Schmieröl).(2) Fernbetätigte Armaturen sollen, soweit möglich, in derfür die Störfallbeherrschung vorgesehenen Bereitschaftsstellungstehen und mit einer Stellungsüberwachung ausgerüstetsein. Fehlstellungen müssen durch Meldungen auf der Warteangezeigt werden.(3) Sicherheitstechnisch wichtige Handarmaturen sind gegenFehlstellung zu sichern.7.2 Auslegungsstörfälle (Sicherheitsebene 3)7.2.1 BetriebsweiseFolgende Betriebsarten sind zulässig:a) Selbsttätige Funktion von Komponenten ohne leittechnischeSteuerung und ohne Fremdenergie, sondern alleindurch direkte Einwirkung von Prozeßabläufen,b) automatische Auslösung und Steuerung,c) Steuerung durch Handeingriffe von der Warte oder vonörtlichen Leitständen aus, bei Anstehen von Sicherheitsgefahrenmeldungennach KTA 3501. Diese Handeingriffesind im Betriebshandbuch festzulegen.d) Steuerung durch Handeingriffe von der Warte oder vonörtlichen Leitständen aus für die langfristige Durchführungder NWA. Diese Handeingriffe sind im Betriebshandbuchfestzulegen.7.2.2 Überwachung(1) Die für die Erkennung des Zustandes der Systeme wichtigenZustandsgrößen (z.B. Druck, Temperatur, Durchfluß,Füllstand, Druckdifferenzen über die Sumpfsiebe, Druck inden Sumpfsaugleitungen der Einspeisepumpen) sind auf derWarte anzuzeigen oder zu registrieren.(2) Die hierfür notwendigen Einrichtungen sind für die imStörfall zu erwartenden Umgebungsbedingungen auszuführen.H i n w e i s:Die Auslegungskriterien der leittechnischen Überwachungseinrichtungensind in der Regel KTA 3501 näher bestimmt.7.3 Sehr seltene Ereignisse (Sicherheitsebene 4a)7.3.1 BetriebsweiseATWSZivilisatorisch bedingte Unfälle (FLAB, EDW, GEG)

KTA 3301 Seite 15(1) Der Automatisierungsgrad der NWA-Systeme ist inAbhängigkeit vom Schutzkonzept der Anlage so festzulegen,dass nach ATWS die Reaktoranlage (ausgehend vom Leistungsbetrieb)sicher in den Zustand heiß unterkritisch überführtwird und in diesem Zustand gehalten werden kann.(2) Für den Fall, dass nach einem zivilisatorich bedingtenUnfall weder die Warte einsatzfähig, noch die Notsteuerstellebesetzt ist oder in hinreichend kurzer Zeit besetzt werdenkann, muß die NWA hinreichend lang automatisch d.h. ohneHandeingriffe möglich sein, wobei die Reaktoranlage in einemunterkritischen Zustand verbleiben muß.H i n w e i s:Die derzeitige Auslegungspraxis ist mindestens 10 Stunden; sieheRSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren, Abschnitt 22.2 (1).Es muß möglich sein, mit dem Abfahren der Anlage zu beginnen,sobald Personal wieder zur Verfügung steht, wobeiauch Betätigungen von Komponenten vor Ort und der Einsatzvon Hilfsmaßnahmen zulässig sind.(3) Nach nach einem zivilisatorich bedingten Unfall gegenderen Folgen die Warte und das Schaltanlagengebäudegeschützt sind, sind die Betriebsarten gemäß Abschnitt 7.2.1zulässig.(4) Signale und Befehle aus der Notsteuerstelle und ausdem gegen Einwirkungen von außen ausgelegten Teil desReaktorschutzsystems haben Vorrang vor Signalen und Befehlenaus den nicht gegen einen zivilisatorich bedingtenUnfall geschützten Bereichen.7.3.2 Überwachung(1) Die für die Erkennung des Zustandes der Systeme wichtigenZustandsgrößen (z.B. Druck, Temperatur, Durchfluß,Füllstand) sind entsprechend dem Konzept für Einwirkungenvon außen der Warte oder der Notsteuerstelle zuzuordnen.(2) Die hierfür notwendigen Einrichtungen sind für die zuerwartenden Umgebungsbedingungen auszuführen.H i n w e i s:Die Auslegungskriterien der leittechnischen Überwachungseinrichtnngensind in der Regel KTA 3501 näher bestimmt.8 Anforderungen an die Ausführung und Schnittstellendes NWA-Systems8.1 Anforderungen an die Ausführungen der NWA-SystemeDie NWA-Systeme gehören zu den Sicherheitssystemen vonKernkraftwerken. An die Ausführungen sind die Anforderungenaus den KTA-Regeln 3101 für die Anschlussstutzen andas Primärkühlsystem und KTA 3211 für die übrigen Komponentenzu stellen. Für die Komponentenstützkonstruktionensind die Anforderungen in der KTA-Regel 3205 zu berücksichtigen.8.2 Elektrische EnergieversorgungDie elektrische Energieversorgung der NWA-Systeme istgemäß Anforderungen nach KTA 3701 auszulegen.8.3 Nichtelektrische Energieversorgung8.3.1 Direktgekoppelte AntriebsmaschinenDieselmotoren, die zum Direktantrieb von Pumpen dienen,sollen gemäß den Anforderungen an Notstromerzeugungsanlagenmit Dieselagregaten nach KTA 3702 ausgelegt, hergestelltund betrieben werden.8.3.2 Pneumatische und hydraulische EnergieversorgungEs gelten die gleichen Redundanz- und Zuverlässigkeitsanforderungenwie für andere Hilfs- und Versorgungssystemeder NWA-Systeme (siehe dazu auch Abschnitt 5.2.2.1). Führtjedoch ein Ausfall der hydraulischen oder pneumatischenEnergieversorgung zu einem sicheren Zustand, so genügteine einstrangige Ausführung der pneumatischen oder hydraulischenEnergieversorgung.8.4 Anforderungen an die KernauslegungDie NWA-Systeme haben konstruktionsbedingt keinen eigenenZugang zum Reaktorkern, sondern setzen die Integritätdes Reaktors einschließlich des Reaktorkerns voraus. Dahersind für die Anwendung dieser KTA-Regel die Ausführungenan die Druck führende Umschließung (DfU) des Primärkühlsystemsund des Reaktorkerns zugrunde zu legen. Damitsind die Anforderungen aus den KTA-Regeln 3101 für denReaktorkern, 3103 für das Abschaltsystem, 3201 für die DfUund 3206 für die Nachweise zum Bruchausschluss der DfUim Zusammenhang mit der Auslegung der NWA-Systeme zuberücksichtigen.8.5 Anforderungen aus dem ReaktorschutzEs muss sicher gestellt werden, dass die leittechnischenKomponenten (Messwertaufnehmer, Messswertverarbeitungetc.) für die Überwachung, Regelung und Begrenzung derNWA-Systeme in den Sicherheitsebenen 1, 2, 3 und 4a zuverlässigsind und bleiben. Daher sind für diese Komponentendie Anforderungen aus der KTA-Regel 3501, 3502, 3503,3504, 3505, 3506 und 3507 zugrunde zu legen.8.6 Anforderungen an die Bauausführunga) Die Gebäude, in denen die Komponenten der NWA-Systeme vorliegen sind gegen die Lasten aus den Lastfällenin der Sicherheitsebene 3 auszulegen. Damit ist sichergestellt, dass durch ein Versagen der GebäudeFolgefehler für die NWA-Systeme und deren Versagenzu berücksichtigen sind.b) Wenn die NWA-System und die Warte auch gegen dieLasten aus den zivilisatorichen Unfällen der Sicherheitsebene4a ausgelegt sind, ist auf ein eigenständiges Notstandskonzeptnicht erforderlich.c) Die Rückwirkungen der Bautechnik auf die Anlagentechniksind zu ermitteln und erforderlichenfalls zu berücksichtigen.ca Bautechnische Randbedingungen, wie Setzungen,Bauteilverformungen, Verschiebungen des Bauanschlussesunter Last und korrosive Einflüsse derBaustoffe auf die Anlagentechnik sind bei der Auslegungder Anlagenteile zu berücksichtigen.cb Änderungen bestehender Bauanlagen und Abweichungenvon der vorgesehenen Bauausführung sindin sicherheitstechnischer Hinsicht zu bewerten.cc Die Auswirkungen von Änderungen in bautechnischenNormen sind in sicherheitstechnischer Hinsichtzu bewerten.Hinweis: b) entspricht den Empfehlungen der RSK auf der 427.Sitzung8.7 Anforderungen an die benachbarten SystemeGegen Versagen banachbarter Systeme der NWA-Systemeist die redundante Systemausführung der NWA-Systeme unddie räumliche Trennung ein wirksamer Schutz zur Gewährleistungder nach den Sicherheitskriterien (RS-Handbuch 3-1)geforderten Sicherheitsaufgaben:Kernreaktor sicher abzuschalten und ihn im abgeschaltetenZustand zu halten (Begrenzung der Reaktivität),

KTA 3301 Seite 16die Nachwärme abzuführen (Kühlung der Brennelementeund der Strukturen) odereine etwaige Freisetzung radioaktiver Stoffe zu verhindern(Einschluss und Aktivitätsrückhalt).Sind diese Vorraussetzungen nicht gegeben, sind andereVorkehrungen gegen das Versagen benachbarter Systemezum Schutz der NWA-Systeme vorzuhalten.8.8 Anforderungen aus dem BrandschutzMit den baulichen Brandschutzmaßnahmen werden die Sicherheitsfunktionender NWA-Systeme berührt. Ist diesesredundant aufgebaut und räumlich getrennt, dann werden diebaulichen Brandschutzmaßnahmen dazu führen, dass beieinem internen Brand höchsten eine Redundanz der NWA-Systeme ausfällt,Sind diese Vorraussetzungen nicht gegeben, sind andereVorkehrungen gegen unzulässige Auswirkungen internerBrände auf die Sicherheitsfunktionen der NWA-Systeme zubesorgen.9 Sicherstellung der Funktionsfähigkeit und der Funktionsbereitschaft9.1 Inbetriebsetzungsprüfungen9.1.1 ZweckDie Inbetriebsetzungsprüfungen dienen dazu, die Funktionsfähigkeitund Funktionsbereitschaft der NWA-Systeme nachzuweisenund somit eine der Voraussetzungen für die Aufnahmedes Betriebs der Anlage zu schaffen. Weiterhin sinddie Ergebnisse der Inbetriebsetzungsprüfungen als Basis fürdie wiederkehrenden Prüfungen anzusehen.9.1.2 Prüfumfang(1) Folgende Prüfungen sind durchzuführen:a) Einzelfunktionsprüfung der AggregateÜberprüfung der Funktionsfähigkeit und der Einstellungder einzelnen Aggregate und Verriegelungen sowie derenHilfs-, Versorgungs- und Energiesysteme,b) Funktionsprüfung der LeittechnikAnhand der Funktionsbeschreibungen oder Funktionsplänesind Verriegelungen, Schaltkriterien, Gefahrenmeldungenund Funktionsabläufe zu überprüfen (z. B. Anwahl,Anfahren, Abfahren, verschiedene Betriebsweisen).c) Funktionsprüfung der SystemeEs ist die Funktion des gesamten Systems zu prüfen. DiePrüfungen sind derart durchzuführen, dass die ErgebnisseRückschlüsse für die vorgesehenen Einsatzfälle zulassen.(2) Erfüllen einzelne Aggregate mehrere Funktionen, sinddiese Funktionen einzeln zu prüfen.9.1.3 Durchführung und DokumentationEs sind während der einzelnen Prüfschritte gemäß Abschnitt9.1.2 die während der Inbetriebsetzung der NWA-Systeme eingestellten Kriterien und Anzeigen zu kontrollierenund mit den geforderten Sollwerten zu vergleichen. Die Erfüllungder Prüfschritte und die Ergebnisse sind zu dokumentieren.9.2 Wiederkehrende Prüfungen9.2.1 Regelmäßige Funktionsprüfungen9.2.1.1 ZielsetzungDurch regelmäßige Funktionsprüfungen ist festzustellen, obdie geprüften Komponenten oder das geprüfte System hinsichtlichfunktionsbereit sind.9.2.1.2 Anforderungen(1) Die Systeme sind grundsätzlich so auszulegen, dassregelmäßige Funktionsprüfungen ohne Einschränkung desLeistungsbetriebs durchführbar sind. Sollte dies nicht möglichsein, so ist es zulässig, einzelne Komponenten in größerenPrüfintervallen außerhalb des Leistungsbetriebs zu testen.Die Unbedenklichkeit dieser Maßnahme ist im Einzelfallnachzuweisen.(2) Die Prüfung darf die Verfügbarkeit der Systeme zurStörfallbeherrschung nicht unzulässig einschränken. Anregungenaus dem Reaktorschutz müssen Vorrang gegenüberdem Prüfprogramm haben.(3) Der regelmäßige Nachweis der Funktionsbereitschaftsoll, soweit ohne Einschränkungen des Betriebs möglich,unter störfallähnlichen Bedingungen erfolgen. Die regelmäßigenFunktionsprüfungen müssen zusammen mit den vorlaufendenTyp-, Herstellungs- und Inbetriebsetzungsprüfungeneindeutige Rückschlüsse auf die Funktionsbereitschaft unterStörfallbedingungen zulassen.(4) Die zur Störfallbeherrschung notwendige Instrumentierung,Steuerung und Energieversorgung der Systeme soll sogeprüft werden, dass eine Aussage über die Funktionsfähigkeitder Systeme möglich ist.(5) Die Signale aus dem Reaktorschutzsystem dürfen imRahmen des Reaktorschutzprüfprogramms nach KTA 3501simuliert werden.(6) Es sind alle die Größen zu messen und zu dokumentieren,mit deren Hilfe eine Aussage über die Funktionsbereitschaftder Komponenten und Systeme gewonnen werdenkann.9.2.1.3 PrüfzyklenFunktionsprüfungen sind grundsätzlich alle drei bis sechsWochen vorzunehmen. Hiervon abweichende Prüfzyklen sindzu begründen.H i n w e i s:Die Prüfzyklen sind im PHB, in der Prüfliste geregelt. Prüfzyklenfür Druckentlastungsarmaturen werden in KTA 3302 festgelegt.9.2.2 Zerstörungsfreie PrüfungenDie NWA-Systeme sind so zu konzipieren, dass zerstörungsfreiePrüfungen an den Komponenten nach der DruckbehVmöglich sind. Daraus ergeben sich Prüfzyklen, -umfänge und-methoden.9.3 Instandhaltung(1) Die NWA-Systeme sind nach den Betriebs- und Wartungsvorschriftenzu betreiben und instandzuhalten. Instandhaltungsarbeitensind nach dem im Betriebshandbuch festgelegtenArbeitsfreigabeverfahren nach KTA 1201 durchzuführen.(2) Alle durchgeführten Instandhaltungsarbeiten sind zudokumentieren.(3) Nach Instandhaltungsarbeiten sind Funktionsprüfungenvorzunehmen.Die zulässigen Reperaturzeiten sind im BHB festgelegt.10 Zuverlässigkeitsanalysen10.1 Zielsetzung(1) Zuverlässigkeitsanalysen liefern quantitative Aussagenzur Funktionssicherheit der NWA für den jeweiligen Einsatzfall.Die Zuverlässigkeitsanalysen können neben den deterministischenKriterien bei der Auslegung der NWA-Systemeunter Berücksichtigung der Hilfs-, Versorgungs- und Energie-

KTA 3301 Seite 17systeme herangezogen werden, um die Ausgewogenheit desSicherheitskonzepts zu beurteilen.(2) Darüber hinaus können Zuverlässigkeitsanalysen mitdem Ziel durchgeführt werden,a) Auslegungsanforderungen in solchen Fällen abzuleiten,indenen keine oder nicht hinreichend abgesicherte deterministischeKriterien vorliegenb) quantitative Aussagen zur Beurteilung von Auslegungsrandbedingungenzu liefern,c) den Einfluß von Prüfintervallen und Instandhaltungszeitenauf die Zuverlässigkeit zu ermitteln.10.2 UmfangZur Beurteilung der Ausgewogenheit des Sicherheitskonzeptssind Zuverlässigkeitsanalysen für bestimmte Einsatzfälle,zum Beispiel Ausfall der Hauptspeisewasserversorgung,Ausfall der Hauptwärmesenke, kleines Leck im Primärkühlmittelsystemgroßes Leck im Primärkühlmittelsystem, durchzuführen.Dafür sind die Einsatzfälle so auszuwählen, dassdie Analysen die sicherheitstechnischen Funktionen derNWA-Systeme einschließlich der erforderlichen Hilfs-, Versorgungs-und Energiesysteme erfassen und die nicht untersuchtenEinsatzfälle einen geringeren Beitrag zur Häufigkeitdes Ausfalls der NWA liefern. Auf bereits durchgeführte Zuverlässigkeitsanalysenbei vergleichbaren Systemen andererAnlagen darf zurückgegriffen werden.10.3 Systemaufbereitung und Festlegung von Randbedingungen(1) Zur Bestimmung des qualitativen und quantitativenSystemausfallverhaltens ist es erforderlich, dass betrachteteSystem in eimen geeigneten Modell abzubilden. Dazu sindeingeführte Verfahren zum Beispiel die Fehlerbaumanalyse,Methode und Bildzeichen nach DIN 25 424 Teil 1 anzuwenden.(2) Zur Festlegung des unerwünschten Ereignisses dürfenkonservative Wirksamkeitsbedingungen oder Wirksamkeitsbedingungenauf der Basis abgesicherter realistischer Analysenzugrunde gelegt werden. Ferner darf der Einsatz vonBetriebsystemen berücksichtigt werden.(3) Die Berücksichtigung von Handmaßnahmen ist ohnezeitliche Einschränkung zulässig.(4) Die für die Berechnung benötigten Ausfallraten undInstandhaltungszeiten sind im Allgemeinen der Literatur, zumBeispiel auch Berichten über durchgeführte Analysen, zuentnehmen.H i n w e i s:Daten, die aus der Betriebserfahrung deutscher Kernkraftwerkegewonnen wurden, sind zu bevorzugen. Fehler aus gemeinsamerUrsache (common mode failures) sind in Zuverlässigkeitsanalysenzu berücksichtigen, wenn es entsprechend der Zielsetzungerforderlich ist, die Daten auf ausreichender statistischer Basisberuhen und die Anwendbarkeit auf den untersuchten Einsatzfallsowie die systemtechnische Übertragbarkkeit gegeben sind.10.4 Berechnung der Zuverlässigkeitskenngrößen((1) Die Berechnung der Zuverlässigkeitskenngrößen derNWA-Systeme erfolgt regelmäßig im Rahmen der PSÜ durchdie PSA. Darüber hinaus sind die Zuverlässigkeitskenngrößenneu zu bestimmen, wenn relevante Änderungen an denNWA-Systemen vorgenommen werden sollen und abgesschlossensind.(2) Für die Berechnung der Zuverlässigkeitskenngrößen sindverifizierte Programme oder bei Handberechnungen allgemeinanerkannte funktionale Zusammenhänge zu verwenden.3(6) In die Berechnung der Zuverlässigkeitskenngrößen derNWA-Systeme müssen für die unterschiedlichen Ausfallartender einzelnen Komponenten die zugehörigen Ausfallraten, diePrüfintervalle sowie die Instandhaltungszeiten eingehen.Dabei sind im Allgemeinen konstante Ausfallraten oder konstanteAusfallwahrscheinlichkeiten pro Anforderung vorauszusetzen.Dies bedingt, dass die zu Beginn und gegen Endeder Einsatzzeit einer Komponente zu erwartenden höherenAusfallraten durch angemessene Erprobung der Systemeund später durch rechtzeitigen Ersatz der Verschleißteilevermieden werden.10.5 Bewertung der Ergebnisse(1) Die Bewertung der Ergebnisse der Zuverlässigkeitsanalysensoll sich orientieren ana) Anlagen mit vergleichbarem Sicherheitskonzept undb) übergeordneten Untersuchungen, zum Beispiel Risikoanalysen.(2) Bei der Bewertung der Ergebnisse von Zuverlässigkeitsanalysenist zu beachten, dassa) die Eingabedaten mit statistischen Unsicherheiten behaftetsind,b) je nach Rechenverfahren ein Streubereich für die Ergebnissevorhanden ist,c) alle Analysen auf Modellvorstellungen zurückgreifen, diedas Ausfallverhalten der Systeme vereinfacht darstellen,d) insbesondere bei sehr kleinen Werten der Nichtverfügbarkeitoder Ausfallwahrscheinlichkeit, Ausfälle gemeinsamerUrsache einen dominanten Beitrag zum Ergebnis liefernkönnen unde) je nach Systemaufbereitung unter Umständen konservativeRandbedingungen verwendet wurden.11 Die DokumentationDer Umfang der Dokumentation zu den NWA-Systemen istim RS-Handbuch 3-7.1 „Zusammenstellung der in atomrechtlichenGenehmigungs- und Aufsichtsverfahren für Kernkraftwerkezur Prüfung erforderlichen Informationen“ (ZPI), Kap.3.G „Informationszusammenstellung für die Not- und Nachkühlsystemeeinschließlich Nachkühlkette“ vorgegeben.Bei wesentlichen Änderungen an den NWA-Systemen imGenehmigungsverfahren ist Sicherheitsberichtes der Anlagezu aktualisieren (RS-Handbuch 3-5: Merkpostenaufstellungmit Gliederung für einen Standardsicherheitsbericht für Kernkraftwerkemit Druckwasserreaktor oder Siedewasserreaktor“).Hierzu dient das RS-Handbuch 3-35 als aktueller Leitfaden.Die Grenzwerte für die sicherheitsrelevanten Systemdrücke,Systemtemperaturen, Füllstände und Druckdifferenzen imZusammenhang mit Begrenzung und Ansprechen des Reaktorschutzessind für die NWA-Systeme im BHB geregelt (KTA1201).Darüber hinaus sind die Notfallmaßnahmen im Zusammenhangmit den NWA-Systemen im Notfallhandbuch zu beschreiben(KTA 1203).3 Beispiel: E. Dressler, H. Spindler, „Die Nichtverfügbarkeit von Bereitschaftssystemenin Abhängigkeit von Teststrategien und Reparaturzeiten“,TU-München- MRR 144; März 1975

KTA 3301 Seite 18Anhang AListe der Systeme zum Anwendungsbereich der RegelDruckwasserreaktora) Nukleares Nachkühlsystem, bestehend aus- Hochdruck-Einspeisesystem zum Einspeisen vonNotkühlwasser mit Hilfe der Sicherheitseinspeisepumpenbei Kühlmittelverluststörfällen in das Primärkühlmittelsystemin der Phase der NWA über Dampferzeuger,- Druckspeicher zum schnellen Fluten des Reaktorkernsbei Kühlmittelverluststörfällen,- Niederdruck-Einspeisesystem oder Nachkühlkreislaufzum Einspeisen von Notkühlwasser bei Kühlmittelverluststörfällenin das Primärkühlmittelsystem und zumUmwälzen des Kühlmittels über die Nachwärmekühlerbei Störfällen und bei betrieblichen Anforderungen mitHilfe der Nachlkühlpumpen.System zur Reinigung der Sumpfsiebe nach einemKMV-Störfall.b) Notspeisesystem zum Kühlen des Primärkühlmittelsystemsüber Dampferzeuger durch Verdampfung von Wasserund zum Abführen des entstehenden Dampfes in dieUmgebung.c) Frischdampfsicherheits- und Abblaseregelventil zum Abblasenvon Frischdampf in die Umgebung.d) Nuklearer Zwischenkühlkreislauf zur Ableitung der Wärmeaus Kühlern zur NWA und anderen zur Funktion derNWA-Systeme benötigten Komponenten über Zwischenkühlerund als Barriere innerhalb der Kühlkette gegenAustritt radioaktiver Stoffe in die Umgebung.e) Nukleares Nebenkühlwassersystem zum Kühlen der Zwischenkühlerund anderer zur Funktion der NWA-Systemebenötigten Komponenten mit Wärmeeinleitung in Gewässeroder Luft.f) Systeme zur Gewährleistung der NWA bei Einwirkungenvon außen.g) Hilfs- und Versorgungssysteme, deren Funktion für dasbetrachtete System notwendig ist, insofern, dass hier Auslegungskriteriensowie Forderungen für diese Systemeausgesprochen werden (z.B. Stromversorgung, Steuerung,Instrumentierung, Lüftung, bauliche Anlagen).Siedewasserreaktora) Nukleares Nachkühlsystem, bestehend aus- Hochdruck-Einspeisesystem zum Nachspeisen in dasPrimärkühlmittelsystem mit Hilfe der Hochdruckpumpenzur Deckung von Leckverlusten und der über dieEntlastungsventile in die Kondensationskammer abgeführtenDampfmenge,- Niederdruck-Einspeisesystem oder Nachkühlkreislaufzum Einspeisen von Notkühlwasser in das Primärkühlmittelsystembei Kühlmittelverluststörfällen, zurUmwälzung des Kühlmittels über die Nachwärmekühlerund zur Kühlung der Kondensationskammer beiStörfällen und betrieblichen Anforderungen mit Hilfeder Nachkühlpumpen. System zur Reinigung der Sumpfsiebe nach einemKMV-Störfall.b) Sicherheits- und Entlastungsventile zur Druckabsenkungund -begrenzung bei Störfällen des Primärkühlmittelsystemsdurch Ableiten des durch die Nachwärme entstehendenDampfes in die Kondensationskammer.c) Nuklearer Zwischenkühlkreislauf zur Ableitung der Wärmeaus Kühlern zur NWA und anderen zur Funktion derNWASysteme benötigten Komponenten über Zwischenkühlerund als Barriere innerhalb der Kühlkette gegenAustritt radioaktiver Stoffe in die Umgebung.d) Nukleares Nebenkühlwassersystem zum Kühlen der Zwischenkühlerund anderer zur Funktion der NWA-Systemebenötigten Komponenten mit Wärmeeinleitung in Gewässeroder Luft.e) Systeme zur Gewährleistung der NWA bei Einwirkungenvon außen.f) Hilfs- und Versorgungssysteme, deren Funktion für dasbetrachtete System notwendig ist, insofern, dass hier Auslegungskriteriensowie Forderungen für diese Systemeausgesprochen werden (z.B. Stromversorgung, Steuerung,Instrumentierung, Lüftung, bauliche Anlagen).Die Prinzipskizzen Bild A-1, Bild A-2 und Bild A-3 zeigenBeispiele von zurzeit in der Bundesrepublik Deutschlandgebauten Nachwärmeabfuhrsystemen. Dabei wird jeweilseiner der redundanten Stränge dargestellt.

KTA 3301 Seite 19Bild A-1:Vereinfachte Darstellung der Nachwärmeabfuhrsysteme Beispiel 1 (DWR)

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KTA 3301 Seite 21Bild A-3:Vereinfachte Darstellung der Nachwärmeabfuhrsysteme Beispiel 3 (SWR)

KTA 3301 Seite 22Anhang BBestimmungen, auf die in dieser Regel verwiesen wird oder hierfür relevant sind(Verwiesene Bestimmungen gelten nur in der in diesem Anhang angegebenen Fassung. Gleitende Verweise in den hier aufgeführtenBestimmungen gelten nur in der Fassung, die zum Zeitpunkt der Aufstellung dieser Bestimmung vorlag.)StrlSchVVerordnung über den Schutz vor Schäden durch ionisierende Strahlen (Strahlenschutzverordnung-StrlSchV)vom 13. Oktober 1976 (BGBI. I, S. 2905), zuletzt geändertdurch Verordnung vom 22. Mai 1981 (BGBI. I, S. 445)Sicherheits- (1977-10) Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom 21.10.1977 (BAnz. 1977, Nr. 206), RS-Handbuch 3-1kriterienStörfall-Leitlinien (1983-10)Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktorengegen Störfälle im Sinne des § 28 Abs. 3 StrlSchV (Störfall-Leitlinien) vom18.10.1983 (BAnz. 1983, Nr. 245a), RS-Handbuch 3-33.1RL-Strahlenschutzplanung(7/78) Richtlinie für den Strahlenschutz des Personals bei der Durchführung von Instandhaltungsarbeitenin Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren: Die während der Planungder Anlage zu treffende Vorsorge IRWS I, RdSc r. d. BMI v. 10. 7. 1978 (7/78)RS - Handbuch Nr. 3-43.1RL-Strahlenschutzmaßnahmen(01/05) Richtlinie für den Strahlenschutz des Personals bei Tätigkeiten der Instandhaltung,Änderung, Entsorgung und des Abbaus in kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen:Teil 2: Die Strahlenschutzmaßnahmen während des Betriebs und der Stilllegungeiner Anlage oder Einrichtung - IWRS II vom 17. Januar 2005 (GMBl. 2005, Nr. 13, S.258) RS - Handbuch Nr. 3-43.2RL-Instandhaltung (6/78) Richtlinie für das Verfahren zur Vorbereitung und Durchführung von InstandhaltungsundÄnderungsarbeiten in Kernkraftwerken (Bek. d. BMI v. 1. 6. 1978 - RS I 6),(GMBI,1987. S. 342), RS - Handbuch Nr. 3-41Einzelfehlerkonzept (4/84) Interpretationen zu den Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke, Einzelfehlerkonzept -Grundsätze für die Anwendung des Einzelfehlerkriteriums (Bekanntmachung des BMIvom 12. 4. 1984), S. 208, RS-Handbuch 3-49Druckgeräte- (2004-01) Vierzehnte Verordnung zum Geräte- und Produktsicherheitsgesetz (Druckgerätever-verordnungordnung) vom 27. September 2002 (BGBl. I S. 3777, 3806), zuletzt geändert durchdurch Artikel 21 des Gesetzes vom 6. Januar 2004 (BGBl. I S. 2)Druckgeräte- (2003-09) RICHTLINIE 97/23/EG DES EUROPÄISCHEN PARLAMENTS UND DES RATES vomRichtlinie (DGRL)29. Mai 1997 zur Angleichung der Rechtsvorschriften der Mitgliedstaaten über Druckgeräte(ABl. L 181 vom 9.7.1997, S. 1), geändert durch Verordnung (EG)Nr. 1882/2003 des Europäischen Parlaments und des Rates vom 29. September 2003(ABl. L 284 vom 31.10.2003, S. 1), berichtigt durch Berichtigung vom 27. September2007 (ABl. L 265 vom 27.09.1997, S. 110)

KTA 3301 Seite 23Relevante KTA-RegelnKTA-Nr.Regel-Titel / Title Fassung BAnz. Nr.vom1201 Anforderungen an das Betriebshandbuch 2009-11 3a- 07.01.20101203 Anforderungen an das Notfallhandbuch 2009-11 3a- 07.01.20101301.1 Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte beiAuslegung und Betrieb von Kernkraftwerken; Teil 1: Auslegung1301.2 Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte beiAuslegung und Betrieb von Kernkraftwerken; Teil 2: Betrieb1984-11 40 a - 27.02.852008-11 15 a -29.01.091504 Messung flüssiger radioaktiver Stoffe zur Überwachung der radioaktivenAbleitungen2007-11 9 a - 17.01.083101.1 Auslegung der Reaktorkerne von Druck- und Siedewasserreakto-1980-02 92 - 20.05.80ren;Teil 1: Grundsätze der thermohydraulischen Auslegung3101.2 Auslegung der Reaktorkerne von Druck- und Siedewasserreakto-1987-12 44 a- 04.03.88ren;Teil 2: Neutronenphysikalische Anforderungen an Auslegung undBetrieb des Reaktorkerns und der angrenzenden Systeme3101.3 Auslegung der Reaktorkerne von Druck- und Siedewasserreakto-REVren; Teil 3: Mechanische und thermische Auslegung3103 Abschaltsysteme von Leichtwasserreaktoren 1984-03 145 a- 04.08.84Beilage 39/843201.1 Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren;1998-06 170 a- 11.09.98Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen3201.2 Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren;Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung3201.3 Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren;Teil 3: Herstellung3201.4 Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren;1996-06 216 a- 19.11.96Berichtigung 129-13.07.002007-11 9a - 17.01.08Berichtigung 82a-05.06.092010-11 199a- 30.12.10Teil 4: Wiederkehrende Prüfungen und Betriebsüberwachung3205.2 Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssen;1990-06 41 a- 28.02.91Teil 2: Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssenfür druck- und aktivitätsführende Komponenten in Systemenaußerhalb des Primärkreises3205.3 Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssen;2006-11 163 a- 31.08.07Teil 3: Serienmäßige Standardhalterungen

KTA 3301 Seite 24KTA-Nr.Regel-Titel / Title Fassung BAnz. Nr.vom3206 Nachweise zum Bruchausschluss für druckführende Komponentenin Kernkraftwerken3211.1 Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemen außerhalbdes Primärkreises; Teil 1: Werkstoffe3211.2 Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemen außerhalbdes Primärkreises;REV2000-06 194a-14.10.0Berichtigung 132-19.97.12010-11 190-15.12.10Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung3211.3 Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemen außerhalbdes Primärkreises; Teil 3: Herstellung3211.4 Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemen außerhalbdes Primärkreises; Teil 4: Wiederkehrende Prüfungenund Betriebsüberwachung3303 Wärmeabfuhrsysteme für Brennelementlagerbecken von Kernkraftwerkenmit Leichtwasserreaktoren3403 Kabeldurchführungen im Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken3404 Abschließung der den Reaktorsicherheitsbehälter durchdringendenRohrleitungen von Betriebssystemen im Falle einer Freisetzungvon radioaktiven Stoffen in den Reaktorsicherheitsbehälter2003-11 26 a- 07.02.041996-06 216 a- 19.11.961990-06 41 a- 28.02.912010-11 199a- 30.12.102008-11 82a- 05.06.093407 Rohrdurchführungen durch den Reaktorsicherheitsbehälter 1991-06 113 a- 23.06.923501 Reaktorschutzsystem und Überwachungseinrichtungen des Sicherheitssystems1985-06 203 a- 29.10.853502 Störfallinstrumentierung 1999-06 243 b- 23.12.993503 Typprüfung von elektrischen Baugruppen der Sicherheitsleittechnik2005-11 101 a-31.05.20063504 Elektrische Antriebe des Sicherheitssystems in Kernkraftwerken 2006-11 245b- 30.12.063505 Typprüfung von Messwertgebern und Messumformern der Sicherheitsleittechnik3506 Systemprüfung der leittechnischen Einrichtungen des Sicherheitssystemsvon Kernkraftwerken3507 Werksprüfungen, Prüfungen nach Instandsetzung und Nachweisder Betriebsbewährung der Baugruppen und Geräte der Leittechnikdes Sicherheitssystems2005-11 101 a-31.05.20061984-11 40 a- 27.02.852002-06 27 a- 08.02.033601 Lüftungstechnische Anlagen in Kernkraftwerken 2005-11 101 a-31.05.20063701 Übergeordnete Anforderungen an die elektrische Energieversorgungin Kernkraftwerken3702 Notstromerzeugungsanlagen mit Dieselaggregaten in Kernkraftwerken1999-06 243 b- 23.12.992000-06 159 a- 24.08.00

KTA 3301 Seite 25KTA-Nr.Regel-Titel / Title Fassung BAnz. Nr.vom3703 Notstromerzeugungsanlagen mit Batterien und Gleichrichtergerä-1999-06 243 b- 23.12.99ten in Kernkraftwerken3704 Notstromanlagen mit Gleichstrom-Wechselstrom- Umformern inKernkraftwerken3705 Schaltanlagen, Transformatoren und Verteilungsnetze zurelektrischen Energieversorgung des Sicherheitssystems in Kernkraftwerken3706 Sicherstellung des Erhalts der Kühlmittelverlust- Störfallfestigkeitvon Komponenten der Elektro- und Leittechnik in Betrieb befindlicherKernkraftwerke1999-06 243 b- 23.12.992006-11 245b- 30.12.062000-06 159 a- 24.08.003901 Kommunikationseinrichtungen für Kernkraftwerke 2004-11 35 a- 19.02.05KTA-BerichteKTA-GS-12 KTA-Begriffesammlung Januar2011KTA-GS-55Bericht zum Regelvorhaben KTA 1407: Methoden zur Ermittlungvon zulässigen Instandhaltungszeiten in KernkraftwerkeJuni 1989KTA-GS-58 Sicherheitstechnische Grundbegriff Dezember1989KTA-GS-72 Sachstandsbericht zu KTA-BR 2 - Kühlung der Brennelemente April 2004 REVKTA-GS-75KTA-GS-76Sachstandsbericht zu KTA-BR 5 - Allgemeine technische Anforderungen,Sachstandsbericht zu KTA-BR 6 - Methodik der Nachweisführung,April 2004 REVApril 2004 REV

KTA 3301 Seite 26Relevante Kapitel aus dem nationalen kerntechnischen RegelwerkRelevante Kapitel des RS-Handbuches1A-8 Verordnung über den Schutz vor Schäden durch ionisierendeStrahlen (Strahlenschutzverordnung - StrlSchV) vom 20. Juli 2001(BGBl.I 2001, Nr. 38, S. 1714), zuletzt geändert durch Artikel 3 desGesetzes vom 13. Dezember 2007 (BGBl.I 2007, Nr. 65, S. 2930),in Überarbeitung, Dosiskoeffizienten in BAnz 2001, Nr. 163-1 Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom 21. Oktober 1977(BAnz. 1977, Nr. 206)3-5 Merkpostenaufstellung mit Gliederung für einen Standardsicherheitsberichtfür Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor oder Siedewasserreaktorvom 26. Juli 1976 (GMBl. 1976, Nr. 26, S. 418)3-6 Richtlinie für den Schutz von Kernkraftwerken gegen Druckwellenaus chemischen Reaktionen durch Auslegung der Kernkraftwerkehinsichtlich ihrer Festigkeit und induzierten Schwingungen sowiedurch Sicherheitsabstände vom 13. September 1976 (BAnz. 1976,Nr. 179)3-7.1 Zusammenstellung der in atomrechtlichen Genehmigungs- undAufsichtsverfahren für Kernkraftwerke zur Prüfung erforderlichenInformationen (ZPI) vom 20. Oktober 1982 (BAnz. 1983, Nr. 6a)3-9.1 Grundsätze zur Dokumentation technischer Unterlagen durch Antragsteller/Genehmigungsinhaber bei Errichtung, Betrieb und Stillegungvon Kernkraftwerken vom 19. Februar 1988 (BAnz. 1988,Nr. 56)3-9.2 Anforderungen an die Dokumentation bei Kernkraftwerken vom 5.August 1982 (GMBl. 1982, Nr. 26, S. 546)3-33.1 Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken mitDruckwasserreaktoren gegen Störfälle im Sinne des § 28 Abs. 3StrlSchV (Störfall-Leitlinien) vom 18. Oktober 1983 (BAnz. 1983,Nr. 245a)3-35 Merkposten zu Antragsunterlagen in den Genehmigungsverfahrenfür Anlagen zur Erzeugung ionisierender Strahlen vom 12. November2003 (GMBl. 2004, Nr. 1, S. 9)3-41 Richtlinie für das Verfahren zur Vorbereitung und Durchführung vonInstandhaltungs- und Änderungsarbeiten in Kernkraftwerken vom1. Juni 1978 (GMBl. 1978, Nr. 22, S. 342),3-43.1 Richtlinie für den Strahlenschutz des Personals bei der Durchführungvon Instandhaltungsarbeiten in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktor:Teil I : Die während der Planung der Anlage zu treffende Vorsorge -IWRS I vom 10. Juli 1978 (GMBl. 1978, Nr. 28, S. 418),3-43.2 Richtlinie für den Strahlenschutz des Personals bei Tätigkeiten derInstandhaltung, Änderung, Entsorgung und des Abbaus in kerntechnischenAnlagen und Einrichtungen:Teil 2: Die Strahlenschutzmaßnahmen während des Betriebs undder Stilllegung einer Anlage oder Einrichtung - IWRS II vom 17.Januar 2005 (GMBl. 2005, Nr. 13, S. 258)3-49 Interpretationen zu den Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke;Einzelfehlerkonzept - Grundsätze für die Anwendung des Einzelfehlerkriteriumsvom 2. März 1984 (GMBl. 1984, Nr. 13, S. 208)3-50 Interpretationen zu den Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom17. Mai 1979 (GMBl. 1979, Nr. 14, S. 161)- zu Sicherheitskriterium 2.6: Einwirkungen von außen- zu Sicherheitskriterium 8.5: Wärmeabfuhr aus dem Sicherheitseinschluß3-51 Interpretationen zu den Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom28. November 1979 (GMBl. 1980, Nr. 5, S. 90)- zu Sicherheitskriterium 2.2: Prüfbarkeit

KTA 3301 Seite 27- zu Sicherheitskriterium 2.3: Strahlenbelastung in der Umgebung- zu Sicherheitskriterium 2.6: Einwirkungen von außen- zu Sicherheitskriterium 2.7: Brand- und Explosionsschutzergänzende Interpretation zu Sicherheitskriterium 4.3: Nachwärmeabfuhrnach Kühlmittelverlusten4-1 RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren3. Ausgabe vom 14. Oktober 1981 (BAnz. 1982, Nr. 69a) mit denÄnderungen:- in Abschnitt 21.1 (BAnz. 1984, Nr. 104)- in Abschnitt 21.2 (BAnz. 1983, Nr. 106) und- in Abschnitt 7 (BAnz. 1996, Nr. 158a) mit Berichtigung (BAnz.1996, Nr. 214)und den Anhängen vom 25. April 1979 zu Kapitel 4.2 der 2. Ausgabeder RSK-LL von 24. Januar 1979 (BAnz. 1979, Nr. 167a)

KTA 3301 Seite 28Relevante Empfehlungen der Reaktor-Sicherheitskommission (RSK) in Deutschland6-1.2 299 Sicherheitstechnische Anforderungen an der Schnittstelle zwischen Anlagentechnikund Bautechnik in Kernkraftwerken427. Sitzung17.06.20106-1.2 293 Festigkeitshypothesen im Anwendungsbereich des KTA-Regelwerks bei derNachbewertung von Komponenten und Systemen - Bewertung sicherheitstechnischer410. Sitzung24.07.2008Aspekte zur Frage der wahl-weisen Verwendbarkeit der Festig-keitshypothesen nach Mises und Tresca im KTA-Regelwerkhier: Zur Frage der wahlweisen Verwendbarkeit der Festigkeits-hypothesennach von Mises (Gestaltänderungsenergiehypothese, GEH) und Tresca(Schubspannungshypothese, SH) im KTA-Regelwerk für Rohrleitungen6-1.2 290 RSK-Stellungnahme zu Kühlmittelverluststörfälle mit Freisetzung von Isoliermaterialund anderen Stoffen in Druckwasserreaktoren - Ablösung der Ablagerungen406. Sitzung13.03.2008auf den Sumpfsieben6-1.2. 284 Auswirkung fortgeschrittener Kernbeladungen auf das Reaktivitätsverhaltendes Reaktorkerns und seiner Reaktivitätsstellglie-der394. Sitzung10.08.20066-1.2. 280 Beherrschung eines Kühlmittelverluststörfalls bei DWR unter Berücksichtigungvon Totvolumina im Reaktorsicherheitsbehälter - Sicherheitsmanagement-389. Sitzung15./16.12.2005Aspekte6-1.2. 278 Beherrschung eines Kühlmittelverluststörfalls bei DWR unter Berücksichtigungvon Totvolumina im Reaktorsicherheitsbehälter - technischnaturwissenschaftliche388. Sitzung10.11.2005Aspekte6-1.2. 275 Festlegung von Versagungspostulaten für Komponenten 386. Sitzung08.09.20056-1.2. 273 Anforderungen an die Nachweisführung bei Kühlmittelverluststörfall-Analysen 385. Sitzung20./21.07.20056-1.2. 266 Sicherheitsaspekte des Einsatzes hochabgebrannter Brennelemente unterReaktivitätsstörfall-Bedingungen379. Sitzung27.01.20056-1.2. 262 Beherrschung von Alterungsprozessen in Kernkraftwerkenersetzt 4.234 vom 10.01.2002374. Sitzung22.07.20046-1.2. 261 Anforderungen an den Nachweis der Notkühlwirksamkeit bei Kühlmittelverluststörfällenmit Freisetzung von Isoliermaterial und anderen Stoffen374. Sitzung22.07.20046-1.2. 250 Gemeinschaftskernkraftwerk Neckarwestheim, Block 2 (GKN-2)- Abriss des 361. SitzungThermosleeves am Stutzen der kalten Einspeisung JNA 316-1.2. 235 Grundsätze für das Vorgehen zur Beherrschung von Alterungs-prozessen inKernkraftwerkeersetzt durch 4.261 vom 22.07.20046-1.2. 217 Gemeinsame Empfehlung von RSK und GPR für Sicherheitsanforderungen fürzukünftige Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor; in englischer Spracheverabschiedet in den Jahren 1995 bis 19976-1.2. 214 Gemeinsame Empfehlungen von RSK und GPR für Sicherheitsanforderungenan zukünftige Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor; in englischer Spracheverabschiedet im Jahre 199410.04.200310.01.2002BAnz. 1997, Nr.185289. Sitzung15.02.1995BAnz. 1995, Nr.127

Relevante technische RegelungenKTA 3301 Seite 29Druckgeräte- (2004-01) Vierzehnte Verordnung zum Geräte- und Produktsicherheitsgesetz (Druckgerätever-verordnungordnung) vom 27. September 2002 (BGBl. I S. 3777, 3806), zuletzt geändert durchdurch Artikel 21 des Gesetzes vom 6. Januar 2004 (BGBl. I S. 2)Druckgeräte- (2003-09) RICHTLINIE 97/23/EG DES EUROPÄISCHEN PARLAMENTS UND DES RATES vomRichtlinie (DGRL)29. Mai 1997 zur Angleichung der Rechtsvorschriften der Mitgliedstaaten über Druckgeräte(ABl. L 181 vom 9.7.1997, S. 1), geändert durch Verordnung (EG)Nr. 1882/2003 des Europäischen Parlaments und des Rates vom 29. September 2003(ABl. L 284 vom 31.10.2003, S. 1), berichtigt durch Berichtigung vom 27. September2007 (ABl. L 265 vom 27.09.1997, S. 110)DIN 25 463 (7/82) Berechnung der Nachzerfallsleistung der Kernbrennstoffe von Leichtwasserreaktoren

KTA 3301 Seite 31Instandsetzung 2 (7), 5.2.2.1 (1) e)Instrumentierung siehe Überwachung Isolierungen von Rohrleitungen6.2.2.1 (2)Komponente- aktive 2 (1)- AnforderungenandieAusführung5.1.1(1)u.(2)b),5.2.4a)u.d), 6.2.1 (1) d)- Auslegung 4.3- passive 2 (8), 5.2.2.2- Schutz bei Fehlfunküon oder -bedienung 7.1.2 (2)Kühlmittelvorräte, Bemessung 4.4Kühlwasserentnahmetemperatur, maximale 4.1 (2)Nachkühlkette 4.1 (5) a)Nachkühlkreislauf Anhang A: DWR a), SWR a)Nachkühlsystem, nukleares Anhang A: DWR a), SWR a)Nachwärme, Beiträge 4.2.1Nachwärmeabfuhrsysteme- Anordnung, konstruktive Maßnahmen 6- Anwendungsbereich 1 (1), 1 (2), Anhang A undBild A-1, 2, 3- Aufgaben siehe Einsatzfälle- Auslegung 4.2.1 (2), 10.1 (1)- Automatisierungsgrad siehe Betriebsweise- Erprobung 5.2.4 e), 10.4 (6)- Kopplung unterschiedlicher Funktionen 5.1.2., 5.1.3- Schaltungskonzept 5.1.1 (1), 9.2.1.2 (1)Nachzerfallsleistung, Berechnung 4.2.2Naßkühlturmanlagen- Anforderungen an die Ausführung 6.4.4- Auslegungs-Randbedingungen 4.1 (4) u. (5) b), 4.4.3Nebenkühlwassersystem, nukleares Anh. A: DWR e), SWR d)Nebenkühlwassertemperatur, niedrigste 4.1 (5)Nichtfunktionsbereitschaft von Redundanten, vorzusehendeMaßnahmen 5.2.2.3Nichtverfügbarkeit 10.4 (3) u. (5)Niederdruck-Einspeisesystem Anhang A: DWR a), SWR a)Notspeisesystem Anhang A: DWR b)Notstandssystem 4.4.1 c) HinweisNotsteuerstelle 7.3.1 (2) u. (4), 7.3.2 (1)Notstromanlagen 5.1.1 (2) c), siehe auch Energieversorgung,elektrischNotstromfall siehe EigenbedarfsversorgungPersonalschutz, Maßnahmen 6.2.3Primär-und Sekundärkühlmittelsysteme als Teile der NWA-Systeme 1 (2), 4.4.3Primärkühlmittel, sicherer Einschluß 5.4Probenentnahmestellen 7.1.2 (4)Prüfintervall 9.2.1.2 (1), 10.1 (2) c), 10.4 (6), siehe auchPrüfzyklenPrüfumfang 9.1.2, 9.2.2Prüfungen- wiederkehrende 5.2.4 g), 9.2- zerstörungsfreie 9.2.2Prüfzyklen 9.2.1.3, 9.2.2, siehe auch PrüfintervallRedundante 2 (9), 5.2.2.1 (1) c) HinweisRedundanz 2 (10)Redundanzforderungen 5.2.2.1, 5.2.3 (1)Reparatur siehe InstandsetzungSicherheitsbehälter- Gestaltung 6.2.2.1 (1)- Temperatur und Druck beim Kühlmittelverluststörfall4.3.1 (2)Sicherheitsbehältersumpf 6.2.2Sicherheitskonzept, Ausgewogenheit 10.1 (1), 10.2Steuerung siehe BetriebsweiseStörfall 2 (11)Störfallannahmen 1 (4) b)Störfälle mit Kühlmittelverlust- Anforderungen 4.3.1 (2), 4.4.1 (1) b) u. (2), 5.4.3,6.2.2.1, 6.2.2.2, 6.2.2.3- Einsatzfälle 3.2.2Störfälle ohne Kühlmittelverlust, Einsatzfälle 3.2.1Störfälle- Anforderungen 4.1 (2) u. (4), 4.2.2 (1) u. (3), 5.1.2 (3)- anlageninterne- - Einsatzfälle 3.2- - Anforderungen 5.2.2, 5.2.2.4 (1), 6.2, 6.4.1, 6.4.3- - Betrieb und Überwachung 7.2- Maßnahmen gegen Belastung durch 6.2.1 (1)Störungen, systeminterne 5.3Strang 2 (5), 2 (6), 2 (9)Strangtrennung 5.2.2.1 (1) d), 5.2.2.4, 5.2.4 b)Sumpfgitter und -siebe 6.2.2.2 (2)Systemfunktion 5.1Systemkonzept 5Teilsystem 2 (5), 2 (6), 2 (9), 5.1.1 (1)Trennung, räumliche 5.2.4 b), 6.2.1 (1) a), 6.2.2.2 (2) g), 6.3Umgebungsbedingungen, Berücksichtigung 5.1.1 (1), 5.2.4a), 6.2.1 (1), 7.3.2 (2)Unverfügbarkeit siehe NichtverfügbarkeitÜberwachung- bei anlageninternen Störfällen 7.2.1- bei Einwirkungen von außen 7.3.1- im bestimmungsgemäßen Betrieb 7.1.2- vorsorgliche 7.1.3Versagen siehe AusfallVersagensannahmen 5.2, 5.2.3 (1)Vorfluter, Grenzwerte 4.1 (3)Warte 7.1.1 (4), 7.1.2 (1), 7.1.3 (2), 7.2.2 (1), 7.3.1 (2),7.3.2 (1)Wartung 2 (7), 5.2.2.1 (1) e), 5.2.4 f)Wartungsvorschriften 9.3 (1)Wärmeabgabe über Naßkühlturmanlagen 4.1 (4), 6.4.1, sieheauch NaßkühlturmanlagenWärmeeinleitung in Gewässer 4.1 (2), 6.4.1, 6.4.2 (1), 6.4.3Wärmelastplan 4.1 (2), 4.1 (3) HinweisWärmesenke 4.1, 6.4Wirksamkeitsbedingungen 10.3 (2)Wirksamkeitsnachweise 1 (4) c)Zuverlässigkeitsanalysen- Bewertung der Ergebnisse 10.5- Umfang 10.2- Zielsetzung 10.1Zuverlässigkeitskenngrößen, Berechnung 10.4Zwischenkühlkreislauf, nuklearer- Anhang A: DWR d), SWR c)