Anlage 14

zu § 89a Abs. 6 und 7

Inhalte von Sicherheitsbericht, Notfallplan und Periodischer Sicherheitsüberprüfung

A. Inhalte des Sicherheitsberichts

Allgemeine Beschreibung des Forschungsreaktors;

Aspekte der Anlagenplanung, insbesondere Sicherheitsziele und technische Auslegung;

Standortmerkmale;

Aktuelle Beschreibung der Anlage, insbesondere von

1. – Gebäude und Strukturen,
2. – Reaktor,
3. – Kühlsysteme und damit zusammenhängende Systeme,
4. – technische Sicherheitseinrichtungen,
5. – Regel- und Steuersysteme,
6. – elektrische Energieversorgung,
7. – Hilfssysteme, einschließlich Brennelementlagerung und -handhabung, Lüftung und Brandschutz;

Darlegung der Betriebsführung und Betriebssicherheit, insbesondere

1. – Beschreibung der Reaktornutzung,
2. – Strahlenschutz,
3. – Beschreibung der Betriebsorganisation,
4. – Aus- und Fortbildung,
5. – Betriebsvorschriften,
6. – Instandhaltungsprogramme,
7. – Wiederholprüfpläne insbesondere Prüfhandbuch;

Darstellung des Sicherungsstatus der Anlage;

Sicherheits-/Störfallanalyse, insbesondere

1. – Zugrundegelegtes Störfallspektrum (Identifikation und Klassifizierung von Störfällen),
2. – Abschätzungen von Quelltermen,
3. – Abschätzungen der radiologischen Auswirkungen von Störfällen auf Menschen und Umwelt,
4. – Probabilistische Sicherheitsanalyse,
5. – Beschreibung der Ergebnisse basierend auf den Sicherheitszielen und Anforderungen an die Auslegung und den gesetzlich zulässigen Freisetzungen oder Ableitungen von radioaktiven Stoffen;

Auszug aus dem Stilllegungskonzept;

Überblick über die Notfallplanung;

Notfallplan.

B. Inhalte des Notfallplans

1. – Beschreibung der Anlage und deren Ausstattung in Hinblick auf Störfälle, inklusive eines Bestandsverzeichnisses der Ausrüstungsgegenstände und deren Aufbewahrungsort,
2. – Festlegungen zur Erkennung und Klassifizierung eines Störfalls,
3. – Festlegung der Zuständigkeiten, insbesondere die der Betriebsorganisation, bei Störfällen,
4. – Darstellung der Abläufe bei Störfällen, insbesondere der Alarmierungsabläufe,
5. – Zusammenfassung der Meldepflichten an die Behörden einschließlich der Festlegung der relevanten Kontaktadressen und Meldewege,
6. – Vorkehrungen zur Sicherstellung der Verlässlichkeit aller Kommunikationswege,
7. – Vereinbarungen mit externen Einsatzorganisationen und Behörden bezüglich Unterstützung bei Störfällen, insbesondere betreffend die Bereitstellung zusätzlicher Personalressourcen,
8. – Einrichtungen für erste und nachfolgende Abschätzungen der radiologischen Auswirkungen, einschließlich der radiologischen Umgebungsüberwachung,
9. – Schutzmaßnahmen für die Minimierung der Strahlenexposition von Personen, insbesondere Festlegung von Sammelplätzen für die Beschäftigten inner- und außerhalb des Reaktorgebäudes und Maßnahmen zur Abgrenzung und Kennzeichnung des Bereiches der Strahlengefährdung und Dekontaminierungsmaßnahmen,
10. – Maßnahmen zur Sicherstellung der medizinischen Versorgung von verletzten Personen, insbesondere deren Unterbringung in Krankenanstalten,
11. – Technische Maßnahmen zur Verhinderung der Ausweitung der Folgen von Störfällen, insbesondere Maßnahmen zur Minimierung der Freisetzung und Ausbreitung radioaktiver Stoffe,
12. – Vorgaben für die Begrenzung der Dosis für das anlageninterne Einsatzpersonal,
13. – Regelungen betreffend Öffentlichkeitsinformation,
14. – Regelungen für die Wiederaufnahme des Normalbetriebs nach Beendigung eines Störfalls,
15. – Maßnahmen zur Beweissicherung,
16. – Regelungen betreffend Training des Personals und Abhaltung von Übungen,
17. – Regelungen betreffend Überprüfung und Aktualisierung des Notfallplans.

C. Inhalte der Periodischen Sicherheitsüberprüfung

Sicherheitsbericht in der aktuellen Fassung;

Darlegung des aktuellen Zustands der Systeme, Gebäudestrukturen und Komponenten insbesondere

1. – Ergebnisse der Wiederholungsprüfungen,
2. – Instandhaltungsarbeiten,
3. – Qualitätszustand,
4. – Alterungsprozesse;
5. – Nachweis, dass die sicherheitstechnischen Anforderungen erfüllt sind,

Auswertung der Betriebserfahrung, insbesondere

1. – Darlegung der betrieblichen Sicherheit,
2. – Erfahrungsrückfluss aus dem Betrieb der Anlage,
3. – Berücksichtigung der Betriebserfahrung vergleichbarer Anlagen und neuer Forschungsergebnisse;

Abschließende Gesamteinschätzung des Sicherheitsstatus der Anlage durch den Bewilligungsinhaber, erforderlichenfalls mit Angabe möglicher Maßnahmen zur Verbesserung der Sicherheit.

Schlagworte

Brennhandhabung, Regelsystem, Ausbildung

Zuletzt aktualisiert am

27.04.2018

Gesetzesnummer

20004773

Dokumentnummer

NOR40137318