Dekret Nr. 162 / 2017 Coll.
Verordnung über die Sicherheitsbewertung nach dem Atomgesetz
Gültig
In Kraft seit 15.06.2017
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162
Ordnung
vom 25. Mai 2017
über die Anforderungen an die Sicherheitsbewertung nach dem Atomgesetz
Gemäß § 236 des Gesetzes Nr. 263 / 2016 Slg., Atomgesetz, zur Umsetzung von § 48 Abs. 6:
Gegenstand
Diese Verordnung führt die einschlägigen Vorschriften des Euuratons1) durch und sieht vor:
a) die Regeln für die Durchführung von Sicherheitsbewertungen und die verschiedenen Arten von Bewertungen und die Fristen, innerhalb derer sie durchgeführt werden;
b) die Methode zur Dokumentation der Sicherheitsbewertung und der unterschiedlichen Bewertungsarten und des Inhalts der Sicherheitsbewertungsdokumentation und der unterschiedlichen Bewertungsarten; und
c) die Methode der Verwendung der Sicherheitsbewertung.
Bezeichnung
Im Sinne dieses Erlasses:
a) eine Analyse der Unsicherheiten der Auswirkungen von Unsicherheiten, die mit den verschiedenen Elementen des logischen Modells des aktuellen Zustands der Kernanlage verbunden sind, die im Rahmen der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilung (nachfolgend als "Schutzsicherheitsbeurteilungsmodell" bezeichnet) auf die Gesamtergebnisse der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilung erstellt wurde;
b) Analyse der Sensitivitätsanalyse der Auswirkungen der verwendeten Annahmen und Eingabedaten auf die Ergebnisse der Auswertung;
c) durch generische Betriebsdaten eine numerische Anzeige der Zuverlässigkeit der Systeme, Strukturen und Komponenten, die nicht auf der Grundlage von Informationen über vergangene Zustände der bewerteten Kernanlage beruhen und für die Bestimmung der Zuverlässigkeit der Systeme, Strukturen und Komponenten dieser Kernanlage gelten;
d) eine Initiierung, die die Reaktion einer Kernanlage oder deren Operation zur Übertragung einer Kernanlage auf einen sicheren Zustand erfordert, der im Falle eines Ausfalls der Reaktion zu einer Schädigung eines Kernbrennstoffs oder einem Leck eines radioaktiven Stoffes aus einer Kernanlage führen könnte;
e) ein Szenario einer Folge von Ereignissen, die insbesondere das zufällige Auftreten eines Initiationsereignisses, die Reaktion einzelner Systeme, Strukturen und Komponenten, die Sicherheitsfunktionen bereitstellen, und die Übertragung von Kernanlagen auf einen sicheren oder anderen Zustand umfassen;
f) eine spezifische Betriebsanzeige für die Zuverlässigkeit der Systeme, Strukturen und Komponenten auf der Grundlage von Informationen über vergangene Zustände der bewerteten Kernanlage;
g) ein großes Frühleck von 137C aus einer Kernanlage mit einer Aktivität von mehr als 2,0E + 15 Bq innerhalb von 10 Stunden nach Bekanntgabe eines Strahlenunfalls,
(h) ein großes Leck von 137Cs aus einer Kernanlage mit einer Aktivität größer als 2,0E + 15 Bq.
Allgemeine Sicherheitsbewertungsanforderungen
(1) Die Sicherheitsbewertung muss nach aktueller und praktischer Anwendung bewährter Methoden gemäß dem aktuellen Stand der Wissenschaft und Technologie und der guten Praxis durchgeführt werden.
(2) Bei der Sicherheitsbewertung werden Änderungen berücksichtigt, die die nukleare Sicherheit, den Strahlenschutz, die technische Sicherheit, die Überwachung der Strahlungssituation, die Bewirtschaftung des radiologischen Vorfalls und der Sicherheit, die während des Lebenszyklus der Kernanlage auftreten, beeinflussen können.
(3) Die Sicherheitsbewertung berücksichtigt neue Erkenntnisse aus operativen Erfahrungen und Informationen über die Risiken und Folgen der Verwendung von Kernenergie, die für die nukleare Sicherheit relevant sind, was die Sicherheitsbewertung erheblich beeinflussen könnte.
(4) Das in den Absätzen 2 und 3 genannte Verfahren wendet einen abgestuften Ansatz auf der Grundlage der Auswirkungen der Tatsachen auf die nukleare Sicherheit, den Strahlenschutz, die technische Sicherheit, die Überwachung der Strahlungssituation, die Bewirtschaftung der radiologischen Notfälle und die Sicherheit an.
Sicherheitsdeterminante Bewertung
(1) Eine deterministische Sicherheitsbewertung muss die Annehmbarkeit der Folgen der Reaktion der Kernenergieanlagen und ihrer Systeme, Strukturen und Komponenten und des Personals auf die nukleare Sicherheit, den Strahlenschutz, die technische Sicherheit und das Management der radiologischen Notfälle demonstrieren.
(2) Die deterministische Sicherheitsbewertung muss bewertet werden
a) die Fähigkeit von Kernanlagen, die Einhaltung der Grundsätze der sicheren Nutzung der Kernenergie sicherzustellen;
b) die Widerstandsfähigkeit, Zuverlässigkeit und Wirksamkeit von Sicherheitssystemen und anderen nuklearen sicherheitsrelevanten Systemen, Strukturen und Komponenten unter den Bedingungen, für die sie bestimmt sind, und
c) die Fähigkeit der Arbeitnehmer, sicherzustellen, dass die wesentlichen Sicherheitsfunktionen einer Kernanlage erfüllt sind.
(3) Die deterministische Sicherheitsbewertung muss die Einhaltung der Anforderungen des Erlasses über Anforderungen an ein Kernanlagenprojekt bewerten.
(4) Die Ergebnisse der deterministischen Sicherheitsbewertung werden im Sicherheitsbericht über die Auftragsvergabe, dem vorläufigen Sicherheitsbericht, dem operativen Sicherheitsbericht für die erste physikalische Einführung von Kernanlagen mit Kernreaktor, dem Sicherheitsbericht und dem Stilllegungssicherheitsbericht angegeben.
Wahrscheinliche Sicherheitsbewertung
(1) Die voraussichtliche Sicherheitsbewertung muss Folgendes umfassen:
a) 1. die Höhe der Wahrscheinlichkeitsbeurteilung der Sicherheit, unter der das Projekt einer Kernanlage und deren Betrieb, einschließlich der vorangegangenen Phasen des Lebenszyklus, analysiert werden muss, um eine Folge von Ereignissen aufzuzeigen, die zu Schäden an Kernbrennstoff oder System, Konstruktion oder Komponente mit anderen in dieser Anlage vorkommenden radioaktiven Stoffen führen können und die Häufigkeit des Auftretens pro Jahr bestimmen können, mit denen solche Schäden infolge der Abfolge solcher Ereignisse auftreten können; und
b) Ebene 2 der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilung, die die zeitliche Entwicklung der Folgen von Schäden an Kernbrennstoffen und anderen Systemen, Strukturen oder Komponenten, die radioaktive Stoffe in der Kernanlage enthalten, in der ersten Höhe der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilung, einschließlich der quantitativen Bewertung der daraus resultierenden Phänomene, analysiert; im Rahmen der probabilistischen Sicherheitsbeurteilung sind die Mittel zu ermitteln, mit denen entkommene radioaktive Stoffe auf die Umwelt ausgebreitet werden können.
(2) Die voraussichtliche Sicherheitsbewertung muss berücksichtigen:
a) in einer Kernanlage vorkommende radioaktive Stoffe;
b) Betriebsregime für Kernanlagen, einschließlich Ausfälle; und
c) interne und externe Initiationsereignisse, einschließlich derjenigen, die sich aus den Standorteigenschaften des Gebiets ergeben.
(3) Es wird ein Modell zur Bewertung der Sicherheitswahrscheinlichkeit erstellt, das auf einer realistischen Modellierung des Fortschritts von internen und externen Initiationsereignissen basiert.
(1) Bei der Erstellung eines Modells der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilung,
a) Daten aus dem Projekt der Kernanlage über die Tatsachen, die die nukleare Sicherheit, den Strahlenschutz und die Bewirtschaftung der radiologischen Notfälle betreffen;
b) gerechtfertigt durch die Festlegung der Zeit, zu der die Reaktion von Kernanlagen auf interne und externe Initiationsereignisse modelliert wird;
c) die Betriebsmodi der Kernanlage nach den Tatsachen, die sich auf den Zustand der Kernanlage beziehen, in Teilbetriebsbedingungen aufgeteilt werden, was zu der gleichen Reaktion der Kernanlage auf die Einleitungsereignisse führen kann;
d) für Unterbetriebsbestände, Initiationsereignisse, die nicht praktisch ausgeschlossen sind;
e) Gruppen von Initiationsereignissen gemäß Buchstabe d einrichten und die Häufigkeit ihres Auftretens pro Jahr bestimmen;
(f) festgestellt:
1. Annahmekriterien für die Nichterzielung von nuklearen Brennstoffen oder für die Nichterreichung der in der probabilistischen Ebene 2 untersuchten Kategorie von radioaktiven Stoffleckagen und
2. Mindestkriterien für den Erfolg von Korrekturmaßnahmen zur Vermeidung von Schäden an Kernbrennstoffen oder zur Verhinderung der Leckage radioaktiver Stoffe jeder Leckagekategorie auf der Grundlage der in Nummer 1 genannten Annahmekriterien;
g) eine kausale Analysemethode, die zur Bewertung des Verfahrensfortschritts und seiner Ereignisse verwendet wird, die zu einer möglichen Schädigung des Kernbrennstoffs oder einer möglichen Leckage radioaktiver Stoffe der Kategorie führen, die anhand der Annahmekriterien und der Mindestkriterien für den Erfolg von Korrekturmaßnahmen nach Buchstabe f analysiert werden;
(h) Bäume von Ereignissen werden für jede Gruppe von Initiationsereignissen in Form eines grafischen logischen Modells auf der Grundlage der Ergebnisse der Verwendung einer kausalen Analysemethode konstruiert;
i) Das Radfahren im Sicherheitswahrscheinlichkeitsbeurteilungsmodell wird gelöst, um funktionale Abhängigkeiten zwischen Systemen, Strukturen oder Komponenten zu berücksichtigen;
(j) eine auf einem probabilistischen Ansatz basierende deduktive Methode, die die Entwicklung eines negativen Ereignisses oder Systemversagens rückwirkend analysiert, um alle Ursachenketten zu finden, die zu einem solchen Ereignis führen können, wobei die Annahmekriterien nach Buchstabe f herangezogen werden;
(k) Bäume von Störungen werden für jedes System, Design oder Bauteil, das als Antwort auf das Initiationsereignis in Form eines grafischen Logikmodells auf Basis der Ergebnisse der Anwendung des deduktiven Verfahrens verwendet wird, konstruiert;
(1) Eine umfassende Analyse des menschlichen Faktors wird durchgeführt, um mögliche Fehler des Personals einzubeziehen, das Tätigkeiten im Zusammenhang mit der Nutzung von Kernenergie, Expositionssituationen und strahlungsnotwendigen Bewirtschaftungstätigkeiten durchführt; Diese Analyse berücksichtigt Faktoren, die die Tätigkeiten der Arbeitnehmer in allen Unterbetriebszuständen einer Kernanlage beeinflussen können, einschließlich Abhängigkeiten zwischen menschlichen Fehlern,
(m) eine umfassende Analyse gemeinsamer Ursachenstörungen durchgeführt wurde; und
(n) eine Analyse der radiologischen Vorfälle, die zu analysierten Kategorien radioaktiver Leckagen aus Kernanlagen führen.
(2) Im Modell der wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung ist weiter zu berücksichtigen:
a) funktionelle Abhängigkeiten zwischen Systemen, Strukturen oder Komponenten;
b) jede physikalische Abhängigkeit, die sich aus dem Standort von Systemen, Strukturen oder Komponenten ergibt, und
c) Interdependenz zwischen verschiedenen Kernanlagen im selben Gebiet für den Standort der Kernanlage.
Basierend auf einem Modell der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbewertung,
a) eine Berechnung der Schadensquote für Kernbrennstoffe in der aktiven Zone des Kernreaktors (nachfolgend als "aktive Zone" bezeichnet) erfolgt pro Jahr unter Beteiligung von
1. die Gesamtfrequenz des Auftretens,
2. die Häufigkeit des Auftretens für jeden Teilbetriebszustand; und
3. Häufigkeit des Auftretens für jede Gruppe von Initiationsereignissen;
b) eine Berechnung der Häufigkeit von nuklearen Brennstoffschäden, die in und außerhalb der aktiven Zone pro Jahr auftreten, wobei
1. die Gesamtfrequenz des Auftretens,
2. die Häufigkeit des Auftretens für jeden Teilbetriebszustand; und
3. Häufigkeit des Auftretens für jede Gruppe von Initiationsereignissen;
c) eine Berechnung der Häufigkeit der großen frühen Freisetzungen und der wichtigsten Freisetzungen radioaktiver Stoffe pro Jahr,
1. die Gesamtfrequenz des Auftretens,
2. die Häufigkeit des Auftretens für jeden Teilbetriebszustand; und
3. Häufigkeit des Auftretens für jede Gruppe von Initiationsereignissen;
d) die Genauigkeit der Berechnung des Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilungsmodells, um realistische Ergebnisse zu erzielen;
e) die wichtigsten Szenarien, die zu einer Schädigung des nuklearen Brennstoffs oder radioaktiver Leckage von Kernanlagen für Stufe 1 und Stufe 2 der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilung führen;
f) für die 1. und 2. Höhe der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilung die kleinste Menge der Ereignisse ermittelt;
1. deren Mitwirkung im Szenario zu einer Schädigung des Kernbrennstoffs oder zur Freisetzung radioaktiver Stoffe aus einer Kernanlage führt; und
2. die den größten Beitrag zum Gesamtrisiko von Kernanlagen leisten;
(g) eine Bewertung der Bedeutung für die Gesamtergebnisse der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilung, die vom einzelnen durchgeführt wird
1. Systeme, Strukturen und Komponenten,
2. durch menschlichen Faktor verursachte Fehler und
3. Häufige Ursachen Störungen und
(h) Überwachung des Risikos der Kernanlage während des Betriebs der Kernanlage.
(1) Ein Sicherheitswahrscheinlichkeitsbewertungsmodell muss durchgeführt werden
a) Analyse statistischer Ungewissheiten im Zusammenhang mit den Daten, die im Modell für die Sicherheitswahrscheinlichkeitsbeurteilung verwendet werden, und zur Feststellung der Zuverlässigkeit von Systemen, Strukturen und Komponenten sowie der Wahrscheinlichkeit oder jährlichen Fehlerquoten der Arbeitnehmer; und
b) Sensitivitätsanalyse von Variablen, die einen hohen Grad an Unsicherheit zeigen, kann signifikante Auswirkungen auf die Ergebnisse der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbewertung haben und mit
1. die anfänglichen Annahmen, die bei der Entwicklung eines Modells der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilung verwendet werden;
2. die im Sicherheitswahrscheinlichkeitsbeurteilungsmodell verwendeten Daten zur Bestimmung der Zuverlässigkeit von Systemen, Strukturen und Komponenten, um ihre vorgeschriebene Funktion auszuführen; und
3. die Daten, die in dem Sicherheitswahrscheinlichkeitsbeurteilungsmodell verwendet werden, um die Wahrscheinlichkeit oder die jährliche Häufigkeit des Fehlers der Arbeitnehmer zu bestimmen.
(2) Die Ergebnisse der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbewertung werden mit den Wahrscheinlichkeitskriterien für die Annahme verglichen, um zu überprüfen, ob die nukleare Sicherheit mit ihnen übereinstimmt. Die Ergebnisse von Sensitivitätsanalysen und Unsicherheiten werden beim Vergleich der Ergebnisse der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbewertung mit den Wahrscheinlichkeitskriterien berücksichtigt.
(3) Die voraussichtliche Sicherheitsbewertung wird anschließend einer unabhängigen Sachverständigenbewertung unterzogen, um etwaige Mängel festzustellen.
(4) Alle Elemente, die die Bewertung der Sicherheitswahrscheinlichkeit beeinflussen, sind bei dieser Bewertung der Sicherheitswahrscheinlichkeit zu berücksichtigen, wenn sie für die Bewertung von
a) die Häufigkeit der Prüfung von Systemen, Strukturen und Bauteilen;
b) zulässige Stilllegungszeiten für Systeme, Strukturen und Bauteile oder
c) Änderungen der in a) oder b) genannten Mengen.
Fristen für die Umsetzung der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilung
(1) Die voraussichtliche Sicherheitsbewertung wird innerhalb von 12 Monaten nach der Änderung der Verwendung von Kernenergie in den Teilen durchgeführt, die von der Änderung betroffen sein könnten, wenn
a) die Merkmale des Gebiets für den Standort der Kernanlage;
b) der tatsächliche Zustand und der Betrieb der Kernanlage nach einer Änderung des Projekts der Kernanlage oder einer Änderung der Funktionsweise der Kernanlage;
c) den aktuellen Stand der internen Vorschriften;
d) die Daten, die zur Feststellung der Zuverlässigkeit von Systemen, Strukturen und Bauteilen und der Wahrscheinlichkeit einzelner menschlicher Fehler erforderlich sind, insbesondere auf der Erfassung spezifischer Betriebsdaten einer Kernanlage oder einer ähnlichen Kernanlage;
e) aktuelle technische Informationen über den Stand der Kernanlage; oder
f) aktuelle Informationen über die Merkmale und das Verhalten einer Kernanlage in einem operationellen Ereignis, einschließlich eines radiologischen Notfalls.
(2) Die voraussichtliche Sicherheitsbewertung wird mindestens einmal alle 5 Jahre des Betriebs der Kernanlage kumulativ durchgeführt.
(3) Bei einer wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung gemäß Absatz 2
a) die aktualisierten Daten, die zur Feststellung der Zuverlässigkeit von Systemen, Strukturen und Komponenten benötigt werden, und die Wahrscheinlichkeit eines individuellen Fehlers der Arbeitnehmer auf der Grundlage von:
1. spezifische Betriebsdaten von Kernanlagen oder Kernanlagen ähnlicher Art, sofern vorhanden, oder
2. generische Betriebsdaten einer Kernanlage oder einer ähnlichen Kernanlage; und
b) Verwendung der derzeit verfügbaren Analysenmethoden und der guten Praxis entsprechende Werkzeuge.
Verwendung der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbewertung
(1) Die voraussichtliche Sicherheitsbewertung wird während des Lebenszyklus einer Kernanlage zur Bewertung von signifikanten Informationen über das Risiko und die Folgen der Nutzung von Kernenergie, zur Neubewertung des bestehenden Niveaus der nuklearen Sicherheit, des Strahlenschutzes und des Strahlennotmanagements und zur Bekämpfung und Verbesserung ihres Niveaus herangezogen.
(2) Die wahrscheinliche Sicherheitsbewertung muss laufend genutzt werden, um das Risiko der Kernanlage zu begrenzen, um die Notwendigkeit von Änderungen des nuklearen Anlagenprojekts aufgrund von Mängeln zu ermitteln.
a) ein Kernanlagenprojekt oder
b) interne Regeln.
(3) Die wahrscheinliche Sicherheitsbewertung muss verwendet werden, um die Planung von Maßnahmen zur Erhöhung des Niveaus der nuklearen Sicherheit, des Strahlenschutzes und der Bewirtschaftung der radiologischen Notfälle zu priorisieren. Bei dieser Planung müssen Maßnahmen mit erheblichen Auswirkungen auf die nukleare Sicherheit, den Strahlenschutz, das Strahlennotmanagement und die Sicherheit hervorgehoben werden.
(4) Die wahrscheinliche Sicherheitsbewertung muss zur Beurteilung des Gesamtrisikos von Kernanlagen herangezogen werden.
(5) Die wahrscheinliche Sicherheitsbewertung muss zur Überprüfung herangezogen werden
a) die Bilanz des Kernanlagenvorhabens;
b) keine Kantenwirkung;
c) das Fehlen von Elementen eines Kernanlagenprojekts oder einer Gruppe von Initiationsereignissen, die einen unverhältnismäßigen Beitrag zum Gesamtrisiko der Kernanlage darstellen; und
d) die Tatsache, dass das insgesamt niedrige Risiko nicht von Beiträgen mit erheblicher Unsicherheit abhängig ist.
(6) Ebenso muss die Sicherheitsbewertung zur Bewertung herangezogen werden
a) die Notwendigkeit und Annehmbarkeit von Änderungen an Kernanlagen;
b) die Notwendigkeit und Annehmbarkeit von Änderungen in Grenzen und Bedingungen;
c) die Bedürfnisse und die Annehmbarkeit von Änderungen an den internen Vorschriften und
d) die Ernsthaftigkeit der Ereignisse auf der Kernanlage.
(7) Die Methode zur Verwendung der wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung gemäß Absatz 1 unter den Bedingungen des Zulassungsinhabers ist in der internen Verordnung des Zulassungsinhabers festgelegt.
(1) Die wahrscheinliche Sicherheitsbewertung muss für die Verarbeitung von Notfallverfahren und die Überprüfung ihrer Genauigkeit verwendet werden.
(2) Die Ergebnisse der wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung werden verwendet, um zu überprüfen, ob das operationelle Kontrollprogramm alle Systeme, Strukturen und Komponenten mit nuklearen Sicherheitsaspekten abdeckt.
(3) Die Ergebnisse der wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung werden verwendet, um zu überprüfen, ob alle Systeme, Strukturen und Komponenten mit nuklearen Sicherheitsaspekten dem kontrollierten Alterungsprozess unterliegen.
(4) Die Wahrscheinlichkeitsbewertung der Sicherheit wird verwendet, um Systeme, Strukturen und Komponenten zu identifizieren, die sich auf die nukleare Sicherheit auswirken, deren Betriebsfähigkeit stets gewährleistet ist. Die Ergebnisse einer wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung zur Identifizierung solcher Systeme, Strukturen und Komponenten sind im vorläufigen Sicherheitsbericht, im operativen Sicherheitsbericht für die erste physische Inbetriebnahme von Kernkraftwerken mit Kernreaktor, im operativen Sicherheitsbericht und im Sicherheitsbericht zur Stilllegung von Kernanlagen zu entnehmen.
(5) Die Ergebnisse der wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung werden als Eingabeinformationen bei der Vorbereitung und Überprüfung von sicherheitsrelevanten Schulungsprogrammen, einschließlich der Ausbildung von Simulator-Block-Supervisor-Betreibern, verwendet.
(6) Jede Verwendung einer wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung muss die Beschränkungen dieser Verwendung erkennen und berücksichtigen. Die Eignung der Verwendung der probabilistischen Sicherheitsbewertung wird anhand dieser Einschränkungen überprüft.
Dokumentation der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbewertung
Die Dokumentation der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbewertung umfasst:
a) eine Beschreibung des Ausmaßes der wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung;
b) eine Beschreibung der verwendeten Methodik und Dokumentation, um die Qualität der wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung zu gewährleisten;
c) Informationen über die für die Durchführung einer wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung erforderlichen nuklearen Anlagen;
d) eine Liste der Unterbetriebszustände der Kernanlage, denen alle Betriebsmodi der Kernanlage für die Zwecke der wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung und einer Beschreibung des Verfahrens zu ihrer Bestimmung zugewiesen wurden;
e) eine Beschreibung des Prozesses der Auswahl und Gruppierung von Initiationsereignissen, ihrer Liste und einer Beschreibung jeder Gruppe von Initiationsereignissen mit jährlichen Frequenzen, einschließlich einer Analyse dieser Frequenzen, und die Zuordnung jeder Gruppe von Initiationsereignissen zu jedem Teilbetriebszustand der Kernanlage, dem die Operation dieser Anlage zur Durchführung einer wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung zugewiesen wurde;
f) eine Beschreibung der Bäume von Ereignissen, einschließlich der Annahmen und Kriterien, die gemäß Artikel 6 Absatz 1 Buchstabe h verwendet werden;
g) eine Liste von Fehlern, die durch den menschlichen Faktor verursacht werden, der in der wahrscheinlichen Sicherheitsbewertung und einer Beschreibung ihrer Analyse enthalten ist;
h) eine Liste der Daten, die erforderlich sind, um die Zuverlässigkeit der Systeme, Strukturen und Komponenten zu ermitteln, die zur Modellierung des Ausfalls der Ausrüstung und ihrer Reparatur, Wartung und Prüfung verwendet werden, und eine Beschreibung ihrer Analyse;
— eine Liste gemeinsamer Ursachen und eine Beschreibung ihrer Analyse;
(j) eine Beschreibung der Fahrradlösung im Modell der Sicherheitswahrscheinlichkeitsbeurteilung;
(k) eine Liste der wichtigsten Annahmen, die bei der Durchführung der Wahrscheinlichkeits-Sicherheitsbewertung und der Begrenzung des Wahrscheinlichkeits-Sicherheitsbewertungsmodells verwendet werden;
(l) eine Beschreibung der Analyse der Systeme und der Bäume von Störungen, einschließlich der verwendeten Annahmen;
(m) eine Beschreibung der Beziehungen zwischen 1. und 2. Höhe der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilung;
n) eine Beschreibung der Analyse des radiologischen Notstands, der zu einer Leckage von radioaktivem Material aus Kernanlagen führt, die den wichtigsten Beitrag zum Risiko von Kernanlagen leistet;
— die Definition der Kategorien von Freisetzungen radioaktiver Stoffe, die nach Größe und Zeit in die Nähe von Kernanlagen freigesetzt werden;
p) die Beschreibung und die Merkmale der in die Nähe der Kernanlage abgegebenen radioaktiven Stoffe in Abhängigkeit von der in Buchstabe o genannten Streukategorie;
(q) eine Beschreibung der wichtigsten Ergebnisse der 1. und 2. Höhe der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbewertung gemäß Abschnitt 7;
(r) Ergebnisse von Sensitivitätsanalysen;
(s) die Ergebnisse der Analyse von Unsicherheiten,
(t) Schlussfolgerungen und Empfehlungen zur möglichen Verbesserung des Niveaus der nuklearen Sicherheit, einschließlich einer Bewertung der Wirksamkeit der schweren Unfallmanagementstrategie; und
(u) eine Beschreibung der 1. und 2. Höhe der Wahrscheinlichkeitssicherheitsbeurteilung auf jeder Ebene
1. Wahrscheinlichkeitsbewertung der Sicherheit für Stromzustände;
2. eine wahrscheinliche Sicherheitsbewertung für leistungs- und netzarme Bedingungen und
3. wahrscheinliche Sicherheitsbewertung für einzelne interne und externe Initiationsereignisse.
Allgemeine Anforderungen an die Durchführung einer regelmäßigen Sicherheitsbewertung
(1) Die regelmäßige Sicherheitsbewertung muss den Stand der nuklearen Sicherheit, den Strahlenschutz, die technische Sicherheit, die Überwachung der Strahlungssituation, das Management des radiologischen Notstands und die Sicherheit, die auf Kernanlagen erzielt werden, mit den regulatorischen Anforderungen und mit denen aus dem aktuellen Stand der Wissenschaft und Technik und der guten Praxis (nachfolgend "Sicherheitsanforderungen") im Zeitpunkt ihrer Umsetzung vergleichen.
(2) Die folgenden Bereiche müssen systematisch und umfassend durch die periodische Sicherheitsbewertung in vorgegebenen Abständen untersucht werden:
(a) Kernkraftwerksprojekt;
b) den tatsächlichen Zustand der Systeme, Strukturen und Komponenten;
c) die Förderfähigkeit von Systemen, Strukturen und Bauteilen zur Erfüllung der vom Kernanlagenprojekt benötigten Funktionen (nachstehend „Qualifizierung der Anlage“ genannt).
d) Alterung von Systemen, Strukturen und Komponenten;
e) deterministische Sicherheitsanalysen;
f) Wahrscheinlichkeitsbewertung der Sicherheit,
(g) Risikoanalyse;
(h) Sicherheit;
— die Nutzung der operativen Erfahrungen aus anderen Kernanlagen und das Wissen über Wissenschaft und Forschung;
Organisation und Verwaltung;
(k) Verfahren und Vorschriften;
(l) menschlicher Faktor,
(m) Verwaltung der radiologischen Notfälle und
(n) die Wirkung des Betriebs einer Kernanlage auf ihre Umwelt im Hinblick auf den Strahlenschutz.
(3) Die regelmäßige Sicherheitsbewertung einer Forschungs-Kernanlage in vorbestimmten Abständen muss die spezifische Art der Verwendung des Kernreaktors für Forschung, Ausbildung, Produktion von Radionukliden, Neutronen-Radiographie, Prüfung von Materialien oder die Bereitstellung von Gesundheitsdiensten (nachfolgend "nuklearer Reaktoreinsatz") weiter systematisch und umfassend untersuchen.
(4) Eine regelmäßige Sicherheitsbewertung muss systematisch und umfassend für die radioaktive Abfalllagerung in vorgegebenen Abständen im Bereich der spezifischen Verwendung radioaktiver Abfälle durchgeführt werden.
(5) Die periodische Sicherheitsbewertung muss die in Absatz 1 genannte Bedingung für den Betrieb und die Stilllegung einer Kernanlage und während der Gültigkeitsdauer der Genehmigung zum Schließen der radioaktiven Abfalllagerstätte prüfen.
(6) Für jeden in den Absätzen 2 bis 4 genannten Bereich werden eine Reihe von Anforderungen und Kriterien festgelegt und die Sicherheitsanforderungen gelten als erfüllt.
(7) Für jeden in den Absätzen 2 bis 4 genannten Bereich ist eine teilweise Bewertung aller Sicherheitsanforderungen für den betreffenden Bereich durchzuführen. Die Ergebnisse der Unterbewertungen der in den Absätzen 2 bis 4 genannten Gebiete werden zur Gesamtbewertung aller Gebiete herangezogen.
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Informationen zur Vorschrift
| Zitierung | Dekret Nr. 162 / 2017 Coll., über Sicherheitsbewertung Anforderungen nach Atomrecht |
|---|---|
| Art der Vorschrift | - |
| Autor | - |
| Sammlung | Gesetzessammlung |
| Verkündungsdatum | 02.06.2017 |
|---|---|
| In Kraft seit | 15.06.2017 |
| In Kraft bis | - |
| Status | Gültig |
Der Wortlaut der Vorschrift hat informativen Charakter.
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