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Das Atomgesetz schreibt in § 19a eine Sicherheitsüberprüfung für alle Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland vor.

Die Sicherheitsüberprüfung nach § 19a des Atomgesetzes dient der Feststellung des aktuellen Sicherheitsstandes der Kernkraftwerke der Bundesrepublik Deutschland als Ergänzung zur laufenden aufsichtlichen Überprüfung der Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität und wird in Verantwortung und auf Kosten des Betreibers nach den Leitfäden zur Durchführung von periodischen Sicherheitsüberprüfungen (PSU) für Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland in der Fassung der Bekanntmachung vom 18. August 1997 (BAnz. Nr. 232a vom 11. Dezember 1997) vorgenommen.

Bei der Fortentwicklung der Leitfäden beteiligt das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit die Länder, die Reaktor-Sicherheitskommission und die Betreiber der Kernkraftwerke.

Die Reaktor-Sicherheitskommission (RSK) und die Betreiber von Kernkraftwerken sind im Laufe der Erarbeitung des Leitfadens "Sicherheitsüberprüfung für Kernkraftwerke gemäß § 19a des Atomgesetzes - Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse -" (Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse) mehrfach angehört worden.

Der Hauptausschuss des Länderausschusses für Atomkernenergie hat dem von einer Arbeitsgruppe des Länderausschusses für Atomkernenergie erarbeiteten Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse zugestimmt.

Der Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse verweist hinsichtlich der festgelegten Einzelheiten auf die Fachbände "Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke" und "Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke". Diese Fachbände sind Bestandteil des Leitfadens Probabilistische Sicherheitsanalyse und sind über das Bundesamt für Strahlenschutz beziehbar.

Nachfolgend gebe ich den Leitfaden zur Durchführung der "Sicherheitsüberprüfung für Kernkraftwerke gemäß § 19a des Atomgesetzes - Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse -" bekannt.

Sicherheitsüberprüfung für Kernkraftwerke gemäß § 19a des Atomgesetzes

- Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse -

31. Januar 2005

1 Einleitung

Zur Sicherheitsüberprüfung, die der Betreiber einer Anlage zur Spaltung von Kernbrennstoffen zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität (Kernkraftwerk) gemäß § 19a Abs. 1 des Atomgesetzes durchzuführen und der Aufsichtsbehörde vorzulegen hat, gehört eine probabilistische Sicherheitsanalyse (PSA).

Probabilistische Sicherheitsanalysen gehören zum Stand von Wissenschaft und Technik bei der Sicherheitsbeurteilung von Kernkraftwerken. PSa werden in Ergänzung der auf deterministischen Grundlagen beruhenden Sicherheitsbeurteilung eingesetzt. Auf diese Weise kann der Einfluss von Komponenten, Systemen und Strukturen sowie von Personalhandlungen auf das sicherheitstechnische Anlagenverhalten ganzheitlich dargestellt und somit das Sicherheitsniveau quantitativ bewertet werden.

2 Aufgaben und Ziele der probabilistischen Sicherheitsanalyse

Probabilistische Analysen können für einen unterschiedlich großen Umfang auslösender Ereignisse (interne und externe Auslöser), für unterschiedliche Betriebszustände wie Leistungs- und Nichtleistungsbetrieb und mit unterschiedlicher Reichweite (Stufen 1 bis 3) ¹ durchgeführt werden.

Die PSa ist bis einschließlich der Stufe 2 ² mit Methoden des Standes von Wissenschaft und Technik und unter Verwendung von Daten, die nach Stand von Wissenschaft und Technik vorzugsweise anlagenspezifisch ermittelt wurden, durchzuführen.

Für Ereignisse bei Nichtleistungsbetrieb (einschließlich An- und Abfahrvorgänge der Reaktoranlage) werden die Analysen bis zum Verlust von Reaktivitätskontrolle, des Einschlusses radioaktiver Stoffe oder von Brennelementkühlung (Gefährdungs- bzw. Kernschadenszustände) durchgeführt. Analysen der Stufe 2 für Betriebsphasen des Nichtleistungsbetriebs fordert dieser Leitfaden nicht.

Die PSa dient insbesondere dazu, eventuell bestehende Schwachstellen (Schwachstellenanalyse) einer Anlage qualitativ und quantitativ festzustellen und die Ausgewogenheit des sicherheitstechnischen Anlagenkonzepts zu beurteilen. Dabei wird aufgezeigt, mit welcher Häufigkeit Störungen und Störfälle infolge anlageninterner und -externer Ursachen sowie unter Berücksichtigung möglicher Ausfälle und Fehler der nach deterministischen Kriterien ausgelegten Sicherheitseinrichtungen sowie fehlerhaften Personalhandlungen zu nicht auslegungsgemäß beherrschten Anlagenzuständen führen können. Die Ermittlung von Gefährdungszuständen zusätzlich zu den Kernschadenszuständen erfolgt, um eine Beurteilung der Auslegung gegen Störfälle unabhängig von Maßnahmen und Einrichtungen der 4. Sicherheitsebene vornehmen zu können.

Im Einzelnen wird die PSa mit den Zielen durchgeführt, um

• das Sicherheitsniveau quantitativ zu ermitteln;
• aufzuzeigen, ob die sicherheitstechnische Auslegung und die Betriebweise in dem Sinne ausgewogen sind, dass kein auslösendes Ereignis einen überproportionalen oder signifikant erhöhten Beitrag zur Gesamthäufigkeit von nicht beherrschten Anlagenzuständen leistet;