INES-Handbuch
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Tabelle 1: Allgemeine Kriterien für die INES-Einstufung
1 Grundlagen und Anwendung von INES
1.1 Hintergrund1.2 Allgemeine Beschreibung der Bewertungsskala
1.3 Anwendungsbereich der Bewertungsskala
1.4 Grundsätze der Bewertungskriterien von INES
1.4.1 Mensch und Umwelt
1.4.2 Radiologische Barrieren und Überwachungsmaßnahmen
1.4.3 Gestaffelte Sicherheitsvorkehrungen
1.4.4 Abschließende Einstufung1.5 Anwendung der Skala
1.6 Mitteilung ereignisbezogener Informationen
1.6.1 Allgemeine Grundsätze
1.6.2 Internationale Kommunikation1.7 Gliederung des Handbuchs
2 Auswirkung auf Mensch und Umwelt
2.1 Allgemeine Beschreibung
2.2 Freigesetzte Aktivität
2.2.1 Methoden zur Bewertung von AktivitätsfreisetzungenTabelle 2: Radiologische Äquivalenz zu I-131 für Freisetzungen in die Atmosphäre
2.2.2 Definition der Bewertungsstufen auf der Grundlage der freigesetzten Aktivität3 Stufe 7
2.3 Strahlenexposition von Personen
2.3.1 Bestimmung der minimalen Einstufung bei Strahlenexposition einer Person Stufe 4 ist die niedrigste Stufe für Ereignisse mit
2.3.2 Berücksichtigung der Anzahl exponierter Personen
2.3.3 Methoden zur Dosisabschätzung
2.3.4 ZusammenfassungTabelle 3: Überblick über die Einstufungen auf der Grundlage der Strahlenexposition von Personen
2.4 Anwendungsbeispiele
Beispiel 1. Strahlenexposition eines Elektrikers in einem Krankenhaus - Stufe 2 Ereignisbeschreibung
Beispiel 2. Strahlenexposition eines Werkstoffprüfers - Stufe 2 Ereignisbeschreibung
Beispiel 3. Strahlenexposition eines Prüfers für zerstörungsfreie Prüfungen in der Industrie - Stufe 3 Ereignisbeschreibung
Beispiel 4. Zerstörung einer zurückgelassenen hochradioaktiven Strahlenquelle - Stufe 5 Ereignisbeschreibung
Beispiel 5. Freisetzung von Jod-131 aus einem Reaktor - Stufe 5 Ereignisbeschreibung
Beispiel 6. Überhitzen eines Lagerbehälters für hochradioaktive Abfälle in einer Wiederaufarbeitungsanlage - Stufe 6 Ereignisbeschreibung
Beispiel 7. Bedeutende Aktivitätsfreisetzung infolge eines Kritikalitätsstörfalls mit Brand - Stufe 7 Ereignisbeschreibung
3 Auswirkung auf radiologische Barrieren und Überwachungsmaßnahmen in Anlagen und Einrichtungen
3.1 Allgemeine Beschreibung
3.2 Definition der Stufen der BewertungsskalaTabelle 4: Radiologische Äquivalenz für die Kontamination einer Anlage oder Einrichtung
3.3 Berechnung der radiologischen Äquivalenz
3.4 Anwendungsbeispiele
Beispiel 8. Ereignis in einem Labor zur Herstellung radioaktiver Quellen - unterhalb der Skala/Stufe 0 Ereignisbeschreibung
Beispiel 9. Brennstoffschädigung in einem Reaktor - Stufe 0 Ereignisbeschreibung
Beispiel 10. Austritt von mit Plutonium kontaminierter Flüssigkeit und Kontamination des Laborbodens - Stufe 2 Ereignisbeschreibung
Beispiel 11. Inkorporation von Plutonium in einer Wiederaufarbeitungsanlage - Stufe 2 Ereignisbeschreibung
Beispiel 12. Evakuierung in der Nähe einer kerntechnischen Anlage -Stufe 4 Ereignisbeschreibung
Beispiel 13 Reaktorkernschmelzen - Stufe 5 Ereignisbeschreibung
4 Beeinträchtigung der Sicherheitsvorkehrungen für Ereignisse bei der Beförderung und im Zusammenhang mit radioaktiven Strahlenquellen
4.1 Allgemeine Grundsätze für die Einstufung von Ereignissen4.2 Detaillierte Anleitung für die Einstufung von Ereignissen
4.2.1 Ermittlung der größtmöglichen AuswirkungenTabelle 5: Beziehung zwischen A/D-Verhältnis, Quellkategorie, größtmögliche Auswirkungen und Einstufung gemäß gestaffeltem Sicherheitskonzept.
4.2.2 Einstufung auf der Grundlage der Wirksamkeit von Sicherheitsvorkehrungen
Tabelle 6: Ereigniseinstufung für verlorene oder gefundene radioaktive Strahlenquellen, Geräte oder Versandstücke
Tabelle 7: Einstufung von Ereignissen im Zusammenhang mit Mängeln in den Sicherheitsvorkehrungen
Tabelle 8: Einstufung sonstiger sicherheitsrelevanter Ereignisse4.3 Anwendungsbeispiele
Beispiel 14. Abtrennung und Bergung einer industriellen radiographischen Strahlenquelle - unterhalb der Skala/Stufe 0 Ereignisbeschreibung
Beispiel 15. Entgleisung eines mit abgebranntem Kernbrennstoff beladenen Zuges - unterhalb der Skala/Stufe 0 Ereignisbeschreibung
Beispiel 16. Gebinde durch einen Gabelstapler beschädigt - unterhalb der Skala/Stufe 0 Ereignisbeschreibung
Beispiel 17. Gestohlene industrielle Radiographiequelle - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 18. Fund verschiedener Strahlenquellen in Altmetall - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 19. Verlust eines Dichtemessers - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 20. Diebstahl einer radioaktive Quelle bei der Beförderung - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 21. Verschütten radioaktiver Stoffe in einer Abteilung für Nuklearmedizin - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 22. Zusammenstoß eines Zuges mit Versandstücken mit radioaktiven Stoffen - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 23. Fund von Kernmaterial in angeblich leeren Versandbehältern - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 24. Auffällige Dosis auf einem Filmdosimeter - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 25. Einschmelzen einer herrenlosen Strahlenquelle - Stufe 2 Ereignisbeschreibung
Beispiel 26. Verlust einer hochradioaktiven Strahlentherapiequelle - Stufe 3 Ereignisbeschreibung
5 Beeinträchtigung der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen insbesondere bei Ereignissen in Leistungsreaktoren während des Betriebs
5.1 Ermittlung der Basiseinstufung unter Berücksichtigung der Wirksamkeit von Sicherheitsvorkehrungen
5.1.1 Feststellung der Häufigkeit eines auslösenden Ereignisses
5.1.2 Verfügbarkeit der Sicherheitsfunktionen
5.1.3 Basiseinstufung für Ereignisse mit "auslösendem Ereignis"Tabelle 9: Ereignisse mit einem auslösenden Ereignis
5.1.4 Bewertung der Basiseinstufung für Ereignisse ohne auslösendes Ereignis
Tabelle 10: Ereignisse ohne auslösendes Ereignis
5.1.5 Potenzielle Ereignisse (einschließlich Befunde)
5.1.6 Ereignisse unterhalb der Skala/Stufe 05.2 Berücksichtigung zusätzlicher Faktoren
5.2.1 Ausfälle aus gemeinsamer Ursache (Common-Cause-Fehler)
5.2.2 Mängel in Betriebsvorschriften
5.2.3 Mängel in der Sicherheitskultur5.3 Anwendungsbeispiele
Beispiel 27. Reaktorschnellabschaltung nach Einfall von Steuerelementen - unterhalb der Skala/Stufe 0 Ereignisbeschreibung
Beispiel 28. Reaktorkühlmittelleckage beim Brennelementwechsel während des Leistungsbetriebs - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 29. Nichtverfügbarkeit des Containmentsprühsystems infolge fälschlich geschlossener Ventile - Stufe 1
Beispiel 30. Primärkreisleckage über Berstscheiben des Druckhalterabblasebehälters - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 31. Absturz eines Brennelements während des Brennelementwechsels - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 32. Fehlerhafte Kalibrierung der Detektoren zur Erfassung lokaler Überleistung - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 33. Ausfall eines Stranges des Sicherheitssystems während einer routinemäßigen Prüfung - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 34. Unzureichender Überflutungsschutz bei möglichem Rohrleitungsversagen - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 35. Nichtzuschalten von zwei Notstromdieseln nach Ausfall der Netzanbindung - Stufe 2 Ereignisbeschreibung
Beispiel 36. Ausfall der Zwangsumwälzung im Reaktorkühlkreislauf für 15 bis 20 Minuten - Stufe 2 Ereignisbeschreibung
Beispiel 37. Kleines Leck im Primärkreislauf - Stufe 2 Ereignisbeschreibung
Beispiel 38. Teilweises Blockieren des Kühlwassereinlaufs bei kalter Witterung - Stufe 3 Ereignisbeschreibung
Beispiel 39. Reaktorschnellabschaltung durch Störung im Versorgungsnetz nach einem Tornado -Stufe 3 Ereignisbeschreibung
Beispiel 40."Station Blackout" durch Brand im Maschinenhaus - Stufe 3 Ereignisbeschreibung
6 Beeinträchtigung der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen bei Ereignissen in den übrigen Anlagen und Einrichtungen
6.1 Allgemeine Grundsätze für die Einstufung von Ereignissen6.2 Detaillierte Anleitung für die Einstufung
6.2.1 Identifizierung der maximal möglichen Auswirkungen
6.2.2 Identifizierung der Anzahl von Sicherheitsbarrieren
6.2.3 Bewertung der GrundeinstufungTabelle 11: Einstufung von Ereignissen anhand des Sicherheitsbarrieren-Ansatzes
6.2.4 Berücksichtigung zusätzlicher Faktoren
6.3 Anleitung für die Verwendung des Sicherheitsbarrieren-Ansatzes für spezifische Ereignisse
6.3.1 Ereignisse mit Ausfällen in Kühlsystemen bei abgeschaltetem Reaktor
6.3.2 Ereignisse mit Versagen der Brennelementlagerbecken-Kühlsysteme
6.3.3 Kritikalitätskontrolle
6.3.4 Nicht genehmigte Freisetzung oder Verbreitung von Kontamination
6.3.5 Mängel in der Dosisüberwachung
6.3.6 Ausfall von Verriegelungen von Türen zu abgeschirmten Bereichen
6.3.7 Versagen von Abluft- und Filtereinrichtungen sowie Reinigungssystemen
6.3.8 Handhabungsstörfälle und Absturz schwerer Lasten
6.3.9 Ausfall der Stromversorgung
6.3.10 Brände und Explosionen
6.3.11 Einwirkungen von außen
6.3.12 Ausfall von Kühlsystemen6.4 Anwendungsbeispiele
6.4.1 Ereignisse bei abgeschaltetem LeistungsreaktorBeispiel 41. Ausfall der Nachkühlung durch Anstieg des Kühlmitteldrucks - unterhalb der Skala/Stufe 0 Ereignisbeschreibung
Abbildung 1 Darstellung der Sicherheitsvorkehrungen für Beispiel 41
Beispiel 42. Ausfall der Nachkühlung durch fehlerhaften Betrieb von Druckmesssonden - unterhalb der Skala/Stufe 0 Ereignisbeschreibung
Beispiel 43. Vollständiger Ausfall der Nachkühlung - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 44. Ausfall der Nachkühlung durch Anstieg des Kühlmitteldrucks - Stufe 2 Ereignisbeschreibung
Abbildung 2 Darstellung der Sicherheitsbarrieren für Beispiele 44 und 46
Beispiel 45. Ausfall der Nachkühlung durch fehlerhaften Betrieb von Druckmesssonden - Stufe 3 Ereignisbeschreibung
Beispiel 46. Ausfall der Nachkühlung durch Anstieg des Kühlmitteldrucks - Stufe 3 Ereignisbeschreibung6.4.2 Ereignisse bei Anlagen des Brennstoffkreislaufs und Forschungsreaktoren
Beispiel 47. Druckaufbau im Hohlraum über der Flüssigkeitsoberkante in einem Auflösegefäß für Brennelemente - unterhalb der Skala/Stufe 0
Beispiel 48. Ausfall der Kühlung in einem kleinen Forschungsreaktor - unterhalb der Skala/Stufe 0 Ereignisbeschreibung
Abbildung 3 Schematische Darstellung des Kühlsystems für Beispiel 48
Beispiel 49. Hohes Strahlungsniveau in einer nuklearen Wiederaufarbeitungsanlage - unterhalb der Skala/Stufe 0 Ereignisbeschreibung
Beispiel 50. Kumulierte Ganzkörperdosis einer Person des Betriebspersonals oberhalb des Genehmigungswertes - Stufe 1
Beispiel 51. Ausfall der Kritikalitätsüberwachung - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 52. Anhaltender Ausfall der Lüftung in einer Brennelementfertigungsanlage - Stufe 1 Ereignisbeschreibung
Beispiel 53. Versagen des Verriegelungssystems von Abschirmtüren - Stufe 2 Ereignisbeschreibung
Beispiel 54. Leistungsexkursion eines Forschungsreaktors bei Brennelementwechsel - Stufe 2 Ereignisbeschreibung
Beispiel 55. Beinahe-Kritikalität in einer nuklearen Wiederaufarbeitungsanlage - Stufe 2 Ereignisbeschreibung
7 Einstufungsverfahren
Abbildung 4: Allgemeiner Ablauf der INES-Einstufung
Abbildung 5: Ablauf der Einstufung nach den Auswirkungen auf Mensch und Umwelt (für nähere Erläuterungen siehe Tabelle 3 und Abschnitt 2.4)
Abbildung 6: Ablauf der Einstufung nach den Auswirkungen auf radiologische Barrieren und Überwachungsmaßnahmen in Anlagen und Einrichtungen
Abbildung 7: Allgemeiner Ablauf der Einstufung zur Beurteilung der Beeinträchtigung der Sicherheitsvorkehrungen
Abbildung 8: Ablauf der Einstufung zur Beurteilung der Beeinträchtigung der Sicherheitsvorkehrungen für Ereignisse bei der Beförderung und im Zusammenhang mit radioaktiven Strahlenquellen
Abbildung 9: Ablauf der Einstufung zur Beurteilung der Beeinträchtigung der Sicherheitsvorkehrungen für Ereignisse, insbesondere bei Ereignissen in Leistungsreaktoren während des Betriebs (nähere Erläuterungen siehe Abschnitt 5.1)
Abbildung 10: Ablauf der Einstufung zur Beurteilung der Beeinträchtigung der Sicherheitsvorkehrungen bei Ereignissen in verschiedenen Einrichtungen (Vorgehen bei einem potentiellen Ereignis siehe Abschnitt 6.2.3.2)Tabelle 12: Beispiele für Einstufung mit INES in kerntechnischen Einrichtungen
Tabelle 13: Beispiele für Einstufung mit INES für Ereignisse mit radioaktiven Quellen und bei der Beförderung
8 Quellen
8.1 Quellen des internationalen Handbuchs
8.2 Zusätzliche Quellen des deutschen INES-Benutzerhandbuchs
9 Anhang I: Berechnung der radiologischen Äquivalenz
9.1 Einführung
9.2 Methodik
9.3 AusgangsdatenTabelle 14: Faktoren für die Kontamination innerhalb einer Anlage (nur Inhalation)
Tabelle 15: Freisetzung in die Atmosphäre: Dosis durch Ablagerung am Boden und Inhalation
Tabelle 16: Radiologische Äquivalenz
10 Anhang II: Schwellenwerte für deterministische Strahlenwirkungen
10.1 Deterministische Schäden mit Todesfolge
10.2 Andere deterministische SchädenTabelle 17: Wahrscheinlichkeit eines deterministischen Schadens mit Todesfolge durch Strahlenexposition
Tabelle 18: Schwellenwerte für RBW-gewichtete Dosis durch äußere Exposition
Tabelle 19: Grenzwerte für RBW-gewichtete Dosis bei interner Exposition
Tabelle 20: RBWs für schwere deterministische Strahlenschäden
11 Anhang III: D-Werte für ausgewählte Isotope
11.1 D2-Werte für Radionuklide zur Anwendung mit den in Kapitel 2 verwendeten KriterienTabelle 21: D2-Werte für usgewählte Isotope
11.2 D-Werte für Radionuklide zur Anwendung mit den in Kapitel 4 verwendeten Kriterien Tabelle 22: D-Werte für ausgewählte Isotope
Tabelle 22: D-Werte für ausgewählte Isotope
11.3 Berechnung von Summenwerten
Tabelle 23: Kategorisierung radioaktiver Strahlenquellen anhand typischer Anwendungsbereiche
12 Anhang IV: Kategorisierung radioaktiver Strahlenquellen anhand des Anwendungsbereiches
Tabelle 23: Kategorisierung radioaktiver Strahlenquellen anhand typischer Anwendungsbereiche
13 Annex I: Konzept der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen
Tabelle 24: Gestaffelte Sicherheitsvorkehrungen in Auslegung und Betrieb
14 Annex II: Beispiele für auslösende Ereignisse und ihre Eintrittshäufigkeit
14.1 Druckwasserreaktoren
14.1.1 Ereignisklasse 1 (zu erwartende Ereignisse)
14.1.2 Ereignisklasse 2 (mögliche Ereignisse) - Kleiner Kühlmittelverluststörfall (LOCA)
14.1.3 Ereignisklasse 3 (unwahrscheinliche Ereignisse)14.2 Siedewasserreaktoren
14.2.1 Ereignisklasse 1 (zu erwartende Ereignisse)
14.2.2 Ereignisklasse 2 (mögliche Ereignisse)
14.2.3 Ereignisklasse 3 (unwahrscheinliche Ereignisse)14.3 Schwerwassermoderierte Druckwasserreaktoren (CANDU)
14.3.1 Ereignisklasse 1 (zu erwartende Ereignisse)
14.3.2 Ereignisklasse 2 (mögliche Ereignisse)
14.3.3 Ereignisklasse 3 (unwahrscheinliche Ereignisse)14.4 RBMK Reaktoren (LWGR)
14.4.1 Ereignisklasse 1 (zu erwartende Ereignisse)
14.4.2 Ereignisklasse 2 (mögliche Ereignisse)
14.4.3 Ereignisklasse 3 (unwahrscheinliche Ereignisse)14.5 Gasgekühlte Reaktoren
14.5.1 Ereignisklasse 1 (zu erwartende Ereignisse) - Reaktorschnellabschaltung
14.5.2 Ereignisklasse 2 (mögliche Ereignisse)
14.5.3 Ereignisklasse 3 (unwahrscheinliche Ereignisse) - Großer Druckentlastungsstörfall