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Frühere Fassung der Regel:
1980-06 (BAnz. Nr. 188a vom 8. Oktober 1980)
1985-06 (BAnz. Nr. 203a vom 29. Oktober 1985)

Grundlagen

(1) Die Regeln des Kerntechnischen Ausschusses (KTA) haben die Aufgabe, sicherheitstechnische Anforderungen anzugeben, bei deren Einhaltung die nach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderliche Vorsorge gegen Schäden durch die Errichtung und den Betrieb der Anlage getroffen ist (§ 7 Abs. 2 Nr. 3 Atomgesetz - AtG), um die im AtG und in der Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV) festgelegten sowie in den "Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke" ( SiAnf) und den "Interpretationen zu den Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke" weiter konkretisierten Schutzziele zu erreichen.

(2) Die Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke enthalten in der Anforderung Nr. 3.6 "Anforderungen an den Sicherheitseinschluss" sowie im Abschnitt 6 "Sicherheitsbehälter" der Interpretation 1-2 "Anforderungen an die Ausführung der Druckführenden Umschließung, der Äußeren Systeme sowie des Sicherheitsbehälters" grundlegende Anforderungen an den Sicherheitsbehälter.

Die genannten Sicherheitsanforderungen werden für Sicherheitsbehälter aus Stahl mit den Regeln

Für die Abschließung der den Reaktorsicherheitsbehälter durchdringenden Rohrleitungen von Betriebssystemen im Falle einer Freisetzung von radioaktiven Stoffen in den Reaktorsicherheitsbehälter gilt KTA 3404.

(3) Dem Reaktorsicherheitsbehälter fällt die Aufgabe zu, den zugrunde zu legenden Druck- und Temperaturbelastungen, die bei Störfällen der Anlage mit Freisetzung radioaktiver Stoffe innerhalb des Reaktorsicherheitsbehälters, insbesondere bei den zu unterstellenden Leckquerschnitten an der Hauptkühlmittelleitung auftreten können, so standzuhalten, dass eine unzulässige Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Umgebung verhindert wird. Deswegen ist der Reaktorsicherheitsbehälter einschließlich aller Durchführungen und Kühleinrichtungen, soweit ihre Funktion zur Beherrschung der Störfallfolgen notwendig ist, so zu gestalten und auszulegen, dass er unter Einhaltung der zugrunde gelegten Leckrate den statischen, dynamischen und thermischen Belastungen standhält, die im Zusammenhang mit den obengenannten Störfällen und ihren Folgen auftreten können. Dem Reaktorsicherheitsbehälter fällt weiterhin die Aufgabe der Lüftungsführung während des Normalbetriebs zu.

(4) Für ortsfeste Leichtwasserreaktoren wird der Reaktorsicherheitsbehälter z.B. als technisch gasdichte Stahlkugel konzipiert, in die die erforderlichen Rohr- und Kabeldurchführungen sowie Schleusen für Personen und Material eingefügt sind. Um diese Aufgabe erfüllen zu können, müssen technische, organisatorische Maßnahmen, wie z.B.

• Auswahl und Verwendung von Werkstoffen großer Zähigkeit und guter Verarbeitbarkeit,
• Festigkeitsmäßige Auslegung und entsprechende konstruktive Gestaltung,
• Auswahl von Fertigungs- und Prüfverfahren sowie Dokumentation von Prüfschritten und Ergebnissen,
• eindeutige Anweisungen für Tätigkeiten bei der Herstellung des Werkstoffs und dessen Verarbeitung

geregelt werden.

(5) Diese genannten Maßnahmen werden in den vier Regeln KTA 3401.1, KTA 3401.2, KTA 3401.3 und KTA 3401.4 behandelt. Durch Einhaltung der in dieser Regel getroffenen Festlegungen

1. zu Lastfällen und Beanspruchungsstufen,
2. zur konstruktiven Gestaltung,
3. zum Tragsicherheitsnachweis,

ist sichergestellt, dass die sicherheitstechnischen Anforderungen an die Auslegung, Konstruktion und Berechnung des Reaktorsicherheitsbehälters erfüllt werden.

1 Anwendungsbereich

Diese Regel gilt für die Auslegung, Konstruktion und Berechnung von Reaktorsicherheitsbehältern aus Stahl für ortsfeste Leichtwasserreaktoren einschließlich der mit dem Reaktorsicherheitsbehälter fest verbundenen Stutzen und für drucktragende Teile von Schleusen.

2 Begriffe

(1) Auslegungsdruck (Dimensionierungsüberdruck) des Reaktorsicherheitsbehälters