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Zur aktuellen Fassung

Frühere Fassungen der Regel:
6/78 (BAnz-Nr. 189a vom 6. Oktober 1978)
6/94 (BAnz-Nr. 238a vom 20. Dezember 1994)

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 "Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke" und den "Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren gegen Störfälle im Sinne des § 28 Abs. 3 StrlSchV - Störfall-Leitlinien - " (in der Fassung vom 18.10.1983) weiter konkretisierten Schutzziele zu erreichen.

(2) Dem Schutz von Personen innerhalb und außerhalb der Anlage vor ionisierenden Strahlen sowie der Kontrolle der bestimmungsgemäßen Funktion von Einrichtungen zur Rückhaltung fester, flüssiger und gasförmiger radioaktiver Stoffe in den vorgesehenen Umschließungen, zur Handhabung und kontrollierten Führung der radioaktiven Stoffe innerhalb der Anlage sowie zur Überwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe dient unter anderem die festinstallierte und bewegliche Strahlenschutzinstrumentierung. An diese Instrumentierung werden in den Regeln der Reihe KTA 1500 konkrete sicherheitstechnische Anforderungen gestellt.

(3) Die Regel KTA 1504 beinhaltet Anforderungen an technische Einrichtungen und ergänzende organisatorische Maßnahmen, die als notwendig angesehen werden, um die Ableitung radioaktiver Stoffe mit Wasser im bestimmungsgemäßen Betrieb und bei Störfällen zu überwachen.

(4) Die Überwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe mit Wasser liefert einen Beitrag zur Erfüllung der Anforderungen der §§ 6, 47 und 48 StrlSchV, nach denen dafür zu sorgen ist, dass

1. jede Strahlenexposition oder Kontamination von Mensch und Umwelt unter Beachtung des Standes von Wissenschaft und Technik und unter Berücksichtigung aller Umstände des Einzelfalles auch unterhalb der in der StrlSchV festgelegten Grenzwerte so gering wie möglich gehalten wird (§ 6 Abs. 2 StrlSchV),
2. radioaktive Stoffe nicht unkontrolliert in die Umwelt abgeleitet werden (§ 47 Abs. 1 Satz 2 StrlSchV) und
3. die Ableitung überwacht und nach Art und Aktivität spezifiziert der zuständigen Behörde mindestens jährlich angezeigt wird (§ 48 Abs. 1 StrlSchV). Diese Überwachungseinrichtungen müssen die Anforderungen des § 67 StrlSchV erfüllen.

(5) Die Überwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe mit Wasser hat folgende Aufgaben zu erfüllen:

1. Bilanzierung der mit Wasser abgeleiteten radioaktiven Stoffe als eine Grundlage zur Beurteilung der radiologischen Auswirkungen.
2. Automatische Auslösung von Signalen.

(6) Neben den Anforderungen dieser Regel sind das Gesetz zur Ordnung des Wasserhaushalts (Wasserhaushaltsgesetz - WHG) und das jeweilige Landeswassergesetz zu erfüllen. Danach bedarf die Einleitung von Abwasser in Gewässer - unabhängig von den atomrechtlichen Genehmigungen - einer wasserrechtlichen Erlaubnis oder Bewilligung (§§ 2 und 8 WHG). Hierbei ist zu beachten, dass

1. die Schadstofffracht des Abwassers an radioaktiven Stoffen so gering zu halten ist, wie dies bei Einhaltung der Anforderungen nach dem Stand der Technik möglich ist (§ 7a Abs. 1 WHG) und
2. eine Verunreinigung des Gewässers oder eine sonstige nachteilige Veränderung seiner Eigenschaften verhütet wird (§ 1 a Abs. 2 WHG).

Beim Einleiten von Abwasser in eine öffentliche Kanalisation sind die jeweiligen Anforderungen und Verbote des kommunalen Satzungsrechts zu beachten.

1 Anwendungsbereich

Diese Regel ist auf Einrichtungen zur Überwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe mit Wasser aus Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren im bestimmungsgemäßen Betrieb und bei Störfällen anzuwenden.

Hinweis 1:

Die in dieser Regel enthaltenen Anforderungen an die festinstallierten Messeinrichtungen berücksichtigen, dass sowohl im bestimmungsgemäßen Betrieb als auch bei Störfällen die Ableitung radioaktiver Stoffe kontrolliert erfolgt. Beim Versagen von Behältern, Komponenten und sie verbindenden Rohrleitungen werden die austretenden Wässer in den als Wannen ausgebildeten Räumen aufgefangen oder über Entwässerungssysteme in Sümpfen, Auffangwannen oder Behältern gesammelt, so dass im Störfall keine unmittelbare Freisetzung in die Umgebung erfolgt. Eine systematische Zuordnung der Regelungsinhalte in die Kategorien Störfallübersichtsanzeige und Weitbereichsanzeige ist daher nicht erforderlich.

Hinweis 2:

Die Anforderungen für Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren beziehen sich auf Anlagen mit U-Rohrdampferzeugern.

2 Begriffe

2.1 Ableitung radioaktiver Stoffe

Ableitung radioaktiver Stoffe ist die Abgabe flüssiger, aerosolgebundener oder gasförmiger radioaktiver Stoffe aus der Anlage auf hierfür vorgesehenen Wegen.

2.2 Bestimmungsgemäßer Betrieb Bestimmungsgemäßer Betrieb umfasst

1. Betriebsvorgänge, für die die Anlage bei funktionsfähigem Zustand der Systeme (ungestörter Zustand) bestimmt und geeignet ist (Normalbetrieb);
2. Betriebsvorgänge, die bei Fehlfunktion von Anlagenteilen oder Systemen (gestörter Zustand) ablaufen, soweit hierbei einer Fortführung des Betriebes sicherheitstechnische Gründe nicht entgegenstehen (anomaler Betrieb);
3. Instandhaltungsvorgänge (Inspektion, Wartung, Instandsetzung).

2.3 Bilanzierung radioaktiver Stoffe

Bilanzierung ist eine besondere Form der Überwachung und besteht aus der Identifizierung und Aktivitätsbestimmung der in einer vorgegebenen Zeitspanne abgeleiteten Radionuklide oder Radionuklidgruppen.

2.4 Caesium 137-Äquivalent (Wasser)

Caesium 137-Äquivalent ist eine abgeleitete Messgröße mit der Einheit Bq/m³. Sie wird durch Multiplikation der gemessenen Gamma-Zählrate des Messpräparates mit dem unter gleichen Bedingungen ermittelten Verhältnis von Aktivitätskonzentration zu Gamma-Zählrate mit einer Caesium 137-Standardlösung erhalten.

Hinweis:

Bei den Messungen sowohl des Messpräparates als auch des Caesium 137 Standardpräparates werden die gleiche Messeinrichtung mit derselben Messanordnung, gleiche Präparate und dieselben Energiebereiche der Gammastrahlung verwendet.

2.5 Freisetzung

Freisetzung radioaktiver Stoffe ist das Entweichen radioaktiver Stoffe aus den vorgesehenen Umschließungen in die Anlage oder in die Umgebung.

2.6 Kalibrierung einer Messeinrichtung der Strahlungsüberwachung

Kalibrierung einer Messeinrichtung der Strahlungsüberwachung ist die Ermittlung des Zusammenhangs zwischen der Anzeige und dem Wert der Messgröße.

2.7 Mischprobe

Mischprobe ist eine Mischung von Einzelproben oder Sammelproben oder von Teilen dieser Proben aus einer spezifizierten Zeitspanne.

2.8 Nachweisgrenze und Erkennungsgrenze einer Messeinrichtung für ein bestimmtes Radionuklid oder Radionuklidgemisch

2.8.1 Nachweisgrenze

Die Nachweisgrenze dient der Prüfung, ob eine Messeinrichtung für einen Messzweck geeignet ist. Dazu wird die berechnete Nachweisgrenze mit einer vorgegebenen Nachweisgrenze verglichen. Die Nachweisgrenze für ein bestimmtes Radionuklid oder Radionuklidgemisch ist derjenige Wert der Messgröße, der unter Verwendung statistischer Kenngrößen nach den in 2.8.3 aufgeführten Gleichungen zu berechnen ist.

Hinweis:

Messgrößen sind z.B. Aktivität, Aktivitätskonzentration, Zeitintegral der Aktivitätskonzentration.

2.8.2 Erkennungsgrenze

Die Erkennungsgrenze dient zur Entscheidung, ob bei einer Aktivitätsmessung ein Beitrag des untersuchten Mediums vorliegt, oder ob lediglich der Nulleffekt gemessen wurde. Die Erkennungsgrenze für ein bestimmtes Radionuklid oder Radionuklidgemisch ist derjenige Wert der Messgröße, der unter Festlegung statistischer Kenngrößen nach den in 2.8.3 aufgeführten Gleichungen zu berechnen ist.

2.8.3 Definition der Nachweis- und Erkennungsgrenze:

Nachweisgrenze G_N= f · k_N· S

Erkennungsgrenze G_E= f · k_E· S

Dabei gilt für die Standardabweichung S der Zählrate:

a) für die integrale digitale Messung:

b) für die integrale analoge Messung:

c) für die Gamma-Spektrometrie:

d) für die Alpha-Spektrome1trie:

Bedeutung der Symbole:

Die Berechnung von Nachweis- und Erkennungsgrenzen bei alphaspektrometrischen Messungen erfolgt unter der Annahme, dass die Summe der Kanalinhalte unter einer Alpha-Linie als integrale digitale Messung mit einem Einkanalanalysator aufgefasst wird.

Hinweis:

Die angegebenen Gleichungen stellen Näherungsgleichungen für den praktischen Gebrauch dar. Sie gelten für den Fall nicht zu kleiner Nulleffektimpulszahlen (größer als 20). Einzelheiten sind in den Normen der Reihe DIN 25482 enthalten.

2.9 Repräsentative Probe (Wasser)

Eine repräsentative Probe ist eine solche Probe, deren Untersuchung die Ermittlung der mit Wasser abgeleiteten radioaktiven Stoffe nach Art und Menge gestattet.

Hinweis:

Prinzipiell kommen die mengenproportionale und die zeitproportionale Probenahme in Betracht. Letztere ist jedoch nur dann in Bezug auf Repräsentativität geeignet, wenn bei allen Betriebszuständen nach dem Betriebshandbuch der betreffenden Anlage eine Korrelation zwischen den gezogenen Proben und dem zu überwachenden Medium möglich ist.

2.10 Sammelprobe

Sammelprobe ist eine in einer vorgegebenen Zeitspanne durch kontinuierliche oder quasikontinuierliche Entnahme erstellte Probe.

Hinweis:

Als Woche gilt die Zeitspanne von Montag, 0.00 Uhr, bis zum darauffolgenden Sonntag, 24.00 Uhr.

Als Monat gilt die Zeitspanne der aufeinanderfolgenden Wochen, die ganz oder überwiegend in den jeweiligen Kalendermonat fallen.

Als Vierteljahr gilt die Zeitspanne, die dem Kalendervierteljahr unter Berücksichtigung der obengenannten Definitionen von Woche und Monat entspricht.

Als Jahr gilt die Zeitspanne, die dem Kalenderjahr unter Berücksichtigung der obengenannten Definitionen von Woche, Monat und Vierteljahr entspricht.

2.11 Schaltwert

Schaltwert einer Messeinrichtung ist derjenige Wert (z.B. Aktivitätskonzentration), bei dessen Überschreitung eine automatische Schalthandlung durchgeführt wird.

2.12 Störfall

Störfall ist ein Ereignisablauf, bei dessen Eintreten der Betrieb der Anlage oder die Tätigkeit aus sicherheitstechnischen Gründen nicht fortgeführt werden kann und für den die Anlage auszulegen ist oder für den bei der Tätigkeit vorsorglich Schutzvorkehrungen vorzusehen sind.

2.13 Überwachung

Überwachung ist ein Sammelbegriff für alle Arten einer kontrollierten Erfassung von physikalischen Größen einschließlich eines Vergleichs mit vorgegebenen Werten.

Hinweis:

Die Überwachung erfolgt z.B. durch

1. die kontinuierliche Messung,
2. Analyse von Proben (z.B. im Labor) oder
3. die Verknüpfung von Messwerten

jeweils in Verbindung mit dem Vergleich mit vorgegebenen Werten der physikalischen Größen (z.B. Genehmigungswerten, betrieblichen Werten).

3 Messobjekte und Messverfahren

Hinweis:

Zur Veranschaulichung des Regeltextes sind beispielhaft in den Anhängen C und D die zu überwachenden Systeme mit den dazugehörigen Messeinrichtungen und Probeentnahmestellen dargestellt.

3.1 Zu überwachende Wässer und zugehörige Systeme

Die folgenden Wässer und die zugehörigen Systeme sind auf radioaktive Stoffe zu überwachen, soweit radioaktive Ableitungen nicht aufgrund der Auslegung und des Betriebs der Kernkraftwerksanlage ausgeschlossen werden können:

(1) Radioaktiv kontaminiertes Abwasser

Übergabebehälter des Systems zur Ableitung von Abwasser aus dem Kontrollbereich.

(2) Nebenkühlwasser

Offenes System zur Kühlung der nuklearen Zwischenkühlkreisläufe, die radioaktiv kontaminiert sein können.

(3) Maschinenhausabwasser

System zur Ableitung von Abwasser aus dem Wasser- oder Dampfkreislauf und von betrieblich bedingt anfallendem Abwasser aus dem Maschinenhaus.

Hinweis:

Hierzu gehören z.B. beim DWR auch die Rückspül- oder Regenerierungswässer aus der Kondensatreinigung und der Abschlämmentsalzung sowie beim SWR die Wässer des Kühlwasserentleerungsbeckens.

(4) Hilfsdampfsystem

System zur Versorgung von Verbrauchern in den nuklearen und konventionellen Bereichen mit Heizdampf.

(5) Hauptkühlwasser

System zur Kühlung der Turbinenkondensatoren.

(6) Abflutwasser

System zur Abflutung aus den Rückkühlanlagen.

(7) Weitere anlagenspezifische Pfade

Für weitere anlagenspezifisch gegebene Pfade ist eine Bilanzierung der Aktivitätsabgaben vorzusehen, wenn sie das Geringfügigkeitskriterium nach 3.8 nicht erfüllen.

3.2 Radioaktiv kontaminiertes Abwasser

3.2.1 Probeentnahme

Vor der Ableitung ist eine für den gesamten Inhalt des Übergabebehälters repräsentative Probe zu entnehmen. Dazu ist der gesamte Behälterinhalt vor der Probeentnahme zu homogenisieren, z.B. durch Umpumpen, Umwälzen oder Rühren mit einem Rührwerk. Die Durchmischungszeit sollte der Behältergröße angepasst sein und mindestens 30 min betragen. Vor der Probeentnahme ist die Probeentnahmeleitung mit dem homogenisierten Wasser zu spülen. Von der Probe ist ein Liter für die Entscheidungsmessung zu verwenden und als Belegprobe für die Dauer eines Jahres aufzubewahren (Einliterprobe). Aus anderen Teilen der Probe sind proportional zur Menge der Ableitung Wochen-, Vierteljahres- und Jahresmischproben für die Bilanzierung (siehe Anhang B) und Monatsmischproben für die Auswertung von Tritium nach 3.2.4.5 herzustellen. Vom Zeitpunkt der Probeentnahme an bis zum Ende des Ableitungsvorgangs darf dem Übergabebehälter kein Wasser zufließen.

3.2.2 Entscheidungsmessung

Zur Entscheidung über die Ableitung aus dem Übergabebehälter ist an der Einliterprobe das Caesium 137-Äquivalent durch integrale Messung im Energiebereich oberhalb 60 keV zu bestimmen.

3.2.3 Ableitung

Das Wasser aus dem Übergabebehälter darf nur dann abgepumpt werden, wenn der Wert des Caesium 137-Äquivalents nicht größer ist als 2 · 10⁷ Bq/m³ und wenn die schriftliche Freigabe durch einen verantwortlichen Beauftragten vorliegt. Während der Ableitung ist die Aktivitätskonzentration des Abwassers kontinuierlich mit einer Messeinrichtung zur integralen Messung der Gamma-Strahlung zu überwachen. Sowohl die Überschreitung eines Wertes des Caesium 137-Äquivalents von 2 · 10⁷ Bq/m³ als auch der Ausfall der Messeinrichtung sind auf der Warte anzuzeigen und zu registrieren; die Ableitung ist automatisch zu unterbrechen.

3.2.4 Bilanzierung

3.2.4.1 Gammastrahler

Für die Bilanzierung sind die Wochenmischproben innerhalb der jeweils folgenden Woche gammaspektrometrisch zu untersuchen. Dabei sind mindestens die in Tabelle 3-1 aufgeführten Radionuklide zu berücksichtigen. Die Nachweisgrenze der Messeinrichtung zur Bestimmung der Aktivitätskonzentrationen darf bei Messung einer Deionatprobe den Wert von 1 · 10³ Bq/m³ für Kobalt 60 nicht überschreiten. Die Messzeit bei der Bilanzierungsmessung muss mindestens der Messzeit entsprechen, die zum Erreichen der geforderten Nachweisgrenze für Kobalt 60 erforderlich ist. Im Rahmen der gammaspektrometrischen Untersuchungen ist zu überprüfen, ob anlagenspezifisch im Abwasser weitere Radionuklide auftreten, die nicht in Tabelle 3-1 aufgeführt sind. Werden solche nachgewiesen, so sind nur Radionuklide mit Halbwertszeiten größer als 8 Tage in die Bilanzierung aufzunehmen.

Tabelle 3-1: Bei der Bilanzierung zu berücksichtigende Radionuklide: Gammastrahler

3.2.4.2 Radioaktives Strontium

Innerhalb des auf ihre Fertigstellung folgenden Monats sind die Vierteljahresmischproben auf ihren Gehalt an Strontium 89 und Strontium 90 zu untersuchen. Die Nachweisgrenze des Verfahrens zur Bestimmung der Aktivitätskonzentrationen darf den Wert von 5 . 10² Bq/m³ nicht überschreiten.

3.2.4.3 Alphastrahler

Innerhalb des auf ihre Fertigstellung folgenden Monats sind die Vierteljahresmischproben auf ihren Gehalt an Alphastrahlern (Gesamtaktivität) zu untersuchen. Die Nachweisgrenze des Verfahrens zur Bestimmung der Gesamtalpha-Aktivitätskonzentration darf den Wert von 2 · 10² Bq/m³ für Americium 241 nicht überschreiten. Wird bei der Untersuchung einer Probe ein Wert der Gesamtalpha-Aktivitätskonzentration ermittelt, der größer als 1 · 10³ Bq/m³ ist, muss diese Probe auf ihren Gehalt an einzelnen Alphastrahlern untersucht werden. Dabei sind die in Tabelle 3-2 aufgeführten Radionuklide zu berücksichtigen. Die Nachweisgrenze des Verfahrens zur Bestimmung der Aktivitätskonzentrationen darf den Wert von 50 Bq/m³ für Americium 241 nicht überschreiten. Bei der Bilanzierung ist eine Zusammenfassung des Radionuklidpaares Plutonium 239 und Plutonium 240 zulässig.

Tabelle 3-2: Bei der Bilanzierung zu berücksichtigende Radionuklide: Alphastrahler

3.2.4.4 Eisen 55 und Nickel 63

Innerhalb des auf ihre Fertigstellung folgenden Quartals sind die Jahresmischproben auf ihren Gehalt an Eisen 55 und Nickel 63 zu untersuchen. Die Nachweisgrenze des Verfahrens zur Bestimmung der Aktivitätskonzentrationen darf den Wert von 2 · 10³ Bq/m³ nicht überschreiten.

3.2.4.5 Tritium

Innerhalb des auf ihre Fertigstellung folgenden Monats sind die Monatsmischproben auf ihren Gehalt an Tritium zu untersuchen. Die Nachweisgrenze des Verfahrens zur Bestimmung der Aktivitätskonzentration darf den Wert von 4 · 10⁴ Bq/m³ nicht überschreiten.

3.2.4.6 Zerfallskorrektur

Die Aktivitätskonzentrationen der bei den Bilanzierungsmessungen in den Mischproben nachgewiesenen Radionuklide sind entsprechend ihren Halbwertszeiten auf die Mitte des jeweiligen Sammelzeitraums umzurechnen.

3.3 Nebenkühlwasser

3.3.1 Überwachung der Aktivitätsableitung

(1) Die Überwachung der Aktivitätsableitung hat indirekt durch die Überwachung der Aktivitätskonzentration des Caesium 137-Äquivalents in den nuklearen Zwischenkühlkreisläufen und der Deionatnachspeisemengen in den nuklearen Zwischenkühlkreisläufen zu erfolgen. Dazu

1. ist in jedem nuklearen Zwischenkühlkreislauf eine kontinuierlich integral messende Gamma-Messeinrichtung ständig zu betreiben.
2. sind die zur Deckung der Wasserverluste aus den nuklearen Zwischenkühlkreisläufen erforderlichen Deionatnachspeisemengen für jeden der Zwischenkühlkreisläufe täglich zu bestimmen und aufzuzeichnen. Deionatmengen, die nachweislich nicht in das Nebenkühlwasser gelangt sind, brauchen dabei nicht berücksichtigt zu werden.
3. ist monatlich eine Probe aus jedem nuklearen Zwischenkühlkreislauf zu entnehmen und auf ihren Gehalt an Tritium zu untersuchen.

(2) Aus dem Zwischenkühlkreislauf des Generators ist, sofern das Kühlwasser des Generatorkühlkreislaufs mit Tritium versetzt ist, monatlich eine Probe zu entnehmen und auf ihren Gehalt an Tritium zu untersuchen.

(3) Im Falle der unmittelbaren Einleitung des Nebenkühlwassers in ein Gewässer ist nach 3.6.1, 3.6.2 und 3.6.4 zu verfahren.

3.3.2 Beweissicherung

Zur Beweissicherung ist dem Nebenkühlwasser im rücklaufenden Wasserstrom vor Vermischung mit anderen Wässern durch automatisch arbeitende Einrichtungen eine Sammelprobe von mindestens einem Liter über den Zeitraum einer Woche zu entnehmen und jeweils für die Dauer eines Jahres aufzubewahren.

3.3.3 Bilanzierung

(1) Es ist wöchentlich eine Probe aus dem jeweiligen nuklearen Zwischenkühlkreislauf zu entnehmen, wenn das Produkt aus dem Wert des Caesium 137-Äquivalents und der Deionatnachspeisemenge größer als oder gleich 4 · 10⁶ Bq/d ist. Bei einem Produkt aus dem Wert des Caesium 137-Äquivalents und der Deionatnachspeisemenge größer als oder gleich 4 · 10⁸ Bq/d ist die Probe täglich zu entnehmen. Für die Bilanzierung sind diese Proben innerhalb der jeweils folgenden Woche nach 3.2.4.1 gammaspektrometrisch zu untersuchen.

Hinweis:

Auch gleichzeitig auftretende Leckagen an den nuklearen Kühlstellen und den Zwischenkühlern können anhand der Tritiummessung nach 3.3.1 erkannt werden.

(2) Aus den innerhalb eines Monats nach (1) anfallenden Proben ist eine Mischprobe herzustellen und innerhalb des auf ihre Fertigstellung folgenden Monats auf ihren Gehalt an Strontium 89 und Strontium 90 nach 3.2.4.2 und Tritium nach 3.2.4.5 zu untersuchen.

(3) Ebenso sind aus den Proben nach (1) Vierteljahresproben herzustellen und innerhalb eines Monats auf ihren Gehalt an Alphastrahlern nach 3.2.4.3 zu untersuchen.

(4) Die Aktivitätskonzentrationen in den Proben sind entsprechend den Halbwertszeiten der Radionuklide auf die Mitte des jeweiligen Probeentnahmezeitraums umzurechnen und dann mit den in diesem Zeitraum festgestellten Deionatnachspeisemengen nach 3.3.1 (1) b) zu multiplizieren.

(5) Bei diesen Untersuchungen sind die Anforderungen an die Nachweisgrenzen nach 3.2.4 einzuhalten.

3.3.4 Ausfall einer Gamma-Messeinrichtung

Bei Ausfall einer Gamma-Messeinrichtung der nuklearen Zwischenkühlkreisläufe ist täglich aus dem zugehörigen nuklearen Zwischenkühlkreislauf eine Probe von einem Liter zu entnehmen und der Wert des Caesium 137-Äquivalents dieser Probe durch integrale Messung der Gamma-Strahlung im Energiebereich oberhalb 60 keV zu bestimmen. Wird dabei festgestellt, dass das Produkt aus dem Wert des Caesium 137-Äquivalents und der Deionatnachspeisemenge größer als oder gleich 4 · 10⁶ Bq/d ist, so ist eine Bilanzierung nach 3.3.3 vorzunehmen.

3.4 Maschinenhausabwasser

3.4.1 Maschinenhausabwasser aus Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren

3.4.1.1 Überwachung der Aktivitätsableitung

(1) Die Überwachung der Aktivitätsableitung hat indirekt durch die Messung des Caesium 137-Äquivalents in der Dampferzeugerabschlämmung mittels kontinuierlich integral messender Gamma-Messeinrichtungen zu erfolgen.

(2) Monatlich ist eine Probe aus dem Wasserbereich des Sekundärkreises zu entnehmen und auf ihren Gehalt an Tritium auszuwerten.

(3) Durch betriebliche Regelungen ist sicherzustellen, dass kein Wasser aus dem Maschinenhaus abgeleitet wird, in dem der Wert der Gesamtaktivitätskonzentration größer ist als 2 · 10⁷ Bq/m³.

3.4.1.2 Beweissicherung

Zur Beweissicherung sind aus dem Maschinenhausabwasser vor der Vermischung mit anderen Wässern durchflussproportionale Sammelproben oder abgabemengenproportionale Mischproben über den Zeitraum einer Woche herzustellen. Davon ist jeweils ein Liter für die Dauer eines Jahres aufzubewahren.

3.4.1.3 Bilanzierung

(1) Bei Überschreitung des Wertes des Caesium 137-Äquivalents von 4 . 10⁵ Bq/m³ bei der Überwachung nach 3.4.1.1 ist ein weiterer Teil der Sammel- oder Mischprobe nach 3.4.1.2 gammaspektrometrisch zu untersuchen. Aus diesen innerhalb eines Monats anfallenden Proben ist eine abgabemengenproportionale Mischprobe herzustellen und innerhalb des auf ihre Fertigstellung folgenden Monats auf ihren Gehalt an Strontium 89 und Strontium 90 nach 3.2.4.2 zu untersuchen. Innerhalb des auf ihre Fertigstellung folgenden Monats sind die Monatsmischproben auf ihren Gehalt an Tritium nach 3.2.4.5 zu untersuchen. Ebenso sind Vierteljahresproben herzustellen und innerhalb eines Monats auf ihren Gehalt an Alphastrahlern nach 3.2.4.3 zu untersuchen.

(2) Bei Überschreitung einer Tritium-Aktivitätskonzentration von 1 · 10⁶ Bq/m³ bei der Überwachung nach 3.4.1.1 ist die Ableitung von Tritium zu bilanzieren.

(3) Die Aktivitätskonzentrationen in den Proben sind entsprechend den Halbwertszeiten der Radionuklide auf die Mitte des jeweiligen Probeentnahmezeitraums umzurechnen und dann mit den in diesem Zeitraum festgestellten Maschinenhausabwassermengen zu multiplizieren.

(4) Bei diesen Untersuchungen sind die Anforderungen an die Nachweisgrenzen nach 3.2.4 einzuhalten.

3.4.1.4 Ausfall einer Gamma-Messeinrichtung in der Dampferzeugerabschlämmung

Bei Ausfall einer Gamma-Messeinrichtung in der Dampferzeugerabschlämmung ist täglich aus dem zugehörigen Abschlämmstrang eine Probe von einem Liter zu entnehmen und das Caesium 137-Äquivalent in dieser Probe durch integrale Messung der Gamma-Strahlung im Energiebereich oberhalb 60 keV zu bestimmen. Wird dabei die Überschreitung eines Wertes des Caesium 137-Äquivalents von 4 · 10⁵ Bq/m³ festgestellt, so ist eine Bilanzierung nach 3.4.1.3 vorzunehmen.

3.4.1.5 Überwachung der Aktivitätsableitung aus dem Maschinenhaussumpf bei Anlagenstillstand

(1) Bei Anlagenstillstand sind aus dem Maschinenhausabwasser hergestellte durchflussproportionale Tagessammelproben oder abgabemengenproportionale Tagesmischproben täglich zu entnehmen und unverzüglich durch integrale Messung der Gamma-Strahlung im Energiebereich oberhalb 60 keV zu bestimmen. Bei Überschreiten des Wertes des Caesium 137-Äquivalents von 4 · 10⁴ Bq/m³ ist die Aktivitätsableitung nach 3.2.4.1 zu bilanzieren.

(2) Alternativ zu (1) ist auch die Überwachung der Aktivitätsableitung durch die Messung des Caesium 137-Äquivalents mittels kontinuierlich integral messender Gamma-Messeinrichtungen möglich. Bei einer Überschreitung des Wertes des Caesium 137-Äquivalents von 4 · 10⁴ Bq/m³ ist nach 3.4.1.5 (1) zu verfahren.

3.4.1.6 Kondensatreinigung

Das bei Rückspülung oder Regenerierung sowie anschließenden Spülungen in der Kondensatreinigung anfallende Wasser ist vor einer Ableitung zu prüfen. Dazu ist eine repräsentative Probe im Labor entsprechend 3.2.2 auszuwerten. Bei einem Wert des Caesium 137-Äquivalents größer als 2 · 10⁶ Bq/m³ ist die Charge den Anlagen zur Behandlung von radioaktiv kontaminiertem Wasser zuzuleiten. Bei einem Wert des Caesium 137-Äquivalents kleiner als oder gleich 2 · 10⁶ Bq/m³ darf das Wasser ohne Behandlung direkt abgeleitet werden. Die Ableitungen sind entsprechend 3.2.4 zu bilanzieren. Bei einem Wert des Caesium 137-Äquivalents kleiner als 4 · 10⁴ Bq/m³ ist eine Bilanzierung der Ableitungen nicht erforderlich.

3.4.1.7 Abschlämmentsalzung

Das bei Rückspülung oder Regenerierung sowie anschließenden Spülungen in der Abschlämmentsalzung anfallende Wasser ist vor einer Ableitung zu prüfen. Dazu ist eine repräsentative Probe im Labor entsprechend 3.2.2 auszuwerten. Bei einem Wert des Caesium 137-Äquivalents größer als 2 · 10⁶ Bq/m³ ist die Charge den Anlagen zur Behandlung von radioaktiv kontaminiertem Wasser zuzuleiten. Bei einem Wert des Caesium 137-Äquivalents kleiner als oder gleich 2 · 10⁶ Bq/m³ darf das Wasser ohne Behandlung direkt abgeleitet werden. Die Ableitungen sind entsprechend 3.2.4 zu bilanzieren. Bei einem Wert des Caesium 137-Äquivalents kleiner als 4 · 10⁴ Bq/m³ ist eine Bilanzierung der Ableitungen nicht erforderlich.

3.4.2 Maschinenhausabwasser aus Kernkraftwerken mit Siedewasserreaktoren

(1) Das Maschinenhaus ist Bestandteil des Kontrollbereiches. Das im Maschinenhaus anfallende Abwasser ist den Anlagen zur Behandlung von radioaktiv kontaminiertem Wasser zuzuleiten und nach Aufbereitung entsprechend 3.2 abzuleiten.

(2) Bei Ableitung von Wasser aus dem Kühlwasserentleerungsbecken ist durch automatisch arbeitende Einrichtungen aus der Ablaufleitung eine durchflussproportionale Sammelprobe oder abgabemengenproportionale Mischprobe über den Zeitraum von bis zu einer Woche zu erstellen. Davon ist an einer Einliterprobe eine integrale Messung der Gamma-Strahlung im Energiebereich oberhalb 60 keV vorzunehmen. Bei einem Wert des Caesium 137-Äquivalents größer als 4 · 10⁴ Bq/m³ ist die Probe entsprechend 3.2.4.1 zu untersuchen und die Ableitung zu bilanzieren.

3.5 Hilfsdampfsystem

3.5.1 Überwachung

Hinweis:

Siehe auch Anhang A.

(1) Zur Erkennung möglicher Kontaminationen eines Hilfsdampfsystems, das auch nukleare Verbraucher versorgt, ist das Caesium 137-Äquivalent im Hilfsdampfkondensat mittels einer kontinuierlich integral messenden Gamma-Messeinrichtung zu überwachen.

(2) Bei Überschreitung einer festgelegten Aktivitätskonzentration (Schaltwert) an der Messstelle nach (1) ist die Rückförderung des Hilfsdampfkondensats aus dem Kontrollbereich automatisch zu unterbrechen und das Hilfsdampfkondensat den Anlagen zur Behandlung von radioaktiv kontaminiertem Wasser zuzuleiten.

(3) Der Schaltwert nach (2) darf den Wert des Caesium 137-Äquivalents von 2 · 10⁶ Bq/m³ nicht überschreiten.

(4) Bei einem Schaltwert größer als der Wert des Caesium 137-Äquivalents von 2 · 10⁵ Bq/m³ ist dreimal pro Woche eine Probe aus dem Hilfsdampfkondensat zu entnehmen und innerhalb eines Tages das Caesium 137-Äquivalent in dieser Probe durch integrale Messung der Gamma-Strahlung im Energiebereich oberhalb 60 keV zu bestimmen.

(5) Bei Überschreitung eines Wertes des Caesium 137-Äquivalents von 2 · 10⁵ Bq/m³ in einer Probe nach (4) ist unverzüglich die Rückförderung des Hilfsdampfkondensats aus dem Kontrollbereich zu unterbrechen und das Hilfsdampfkondensat den Anlagen zur Behandlung von radioaktiv kontaminiertem Wasser zuzuleiten.

(6) Bei Siedewasserreaktoren ist der Hilfsdampferzeuger mit Hilfe einer Dosisleistungsmesseinrichtung kontinuierlich auf Leckagen zu überwachen. Bei Überschreiten eines betrieblich festzulegenden Schaltwertes an der Messeinrichtung nach Satz 1 ist die Frischdampfzufuhr zum Hilfsdampferzeuger und der sekundärseitige Dampfaustritt automatisch abzusperren.

(7) Der Schaltwert nach (6) ist so einzustellen, dass ein vollständiger Abriss eines Heizrohres des Hilfsdampferzeugers (bei Volllastbetrieb der Reaktoranlage) erfasst wird.

3.5.2 Maßnahmen bei Dampfentnahme aus einem Hilfskesselsystem außerhalb des Kontrollbereiches

(1) Bei Überschreitung einer festgelegten Aktivitätskonzentration (Schaltwert) an der Messstelle für das Hilfsdampfkondensat nach 3.5.1 (1) ist automatisch die Rückförderung des Hilfsdampfkondensats in den Hilfskesselspeisewasserbehälter zu unterbrechen.

(2) Der Schaltwert nach (1) darf den Wert des Caesium 137-Äquivalents von 2 · 10⁶ Bq/m³ nicht überschreiten.

(3) Bei einem Schaltwert größer als der Wert des Caesium 137-Äquivalents von 2 · 10⁵ Bq/m³, ist abweichend von (4), einmal täglich eine Probe zu entnehmen und auszuwerten. Nach An- und Abfahrvorgängen von Verbrauchern, die primärseitig mit einem radioaktiven Medium beaufschlagt werden, ist unverzüglich eine Probe aus dem Hilfsdampfkondensat zu entnehmen und zeitnah auszuwerten. Das Caesium 137-Äquivalent ist in diesen Proben durch integrale Messung der Gamma-Strahlung im Energiebereich oberhalb 60 keV zu bestimmen.

(4) Bei einer Anzeige größer als 4 · 10⁴ Bq/m³ an der Messstelle nach (1) ist dreimal pro Woche eine Probe aus dem Hilfsdampfkondensat zu entnehmen und innerhalb eines Tages das Caesium 137-Äquivalent in dieser Probe durch Messung der Gamma-Strahlung im Energiebereich oberhalb 60 keV zu bestimmen.

(5) Wenn in einer Probe nach (3) oder (4) der gemessene Wert des Caesium 137-Äquivalents größer als 4 . 10⁴ Bq/m³ ist, ist unverzüglich die Rückförderung des Hilfsdampfkondensats in den Hilfskesselspeisewasserbehälter zu unterbrechen.

(6) Vor Abschlämm- oder Entleerungsvorgängen des Hilfskesselsystems ist eine Probe zu entnehmen. Das Caesium 137-Äquivalent in dieser Probe ist durch integrale Messung der Gamma-Strahlung im Energiebereich oberhalb 60 keV zu bestimmen.

(7) Bei Überschreitung des Wertes des Caesium 137-Äquivalents von 2 · 10⁶ Bq/m³ in einer Probe nach (6) sind die Wässer aus dem Hilfskesselsystem den Anlagen zur Behandlung von radioaktiv kontaminiertem Wasser zu übergeben. Bei einem Wert des Caesium 137-Äquivalents bis zu 2 · 10⁶ Bq/m³ darf das Wasser ohne Behandlung direkt abgeleitet werden. Die Ableitungen sind entsprechend 3.2.4 zu bilanzieren. Bei einem Wert des Caesium 137-Äquivalents kleiner als 4 · 10⁴ Bq/m³ ist eine Bilanzierung der Ableitungen nicht erforderlich.

3.5.3 Ausfall der Gamma-Messeinrichtung im Hilfsdampfkondensat

(1) Bei Ausfall der Gamma-Messeinrichtung nach 3.5.1 (1) ist einmal täglich eine Probe zu entnehmen und auszuwerten. Nach An- und Abfahrvorgängen von Verbrauchern, die primärseitig mit einem radioaktiven Medium beaufschlagt werden, ist unverzüglich eine Probe aus dem Hilfsdampfkondensat zu entnehmen und zeitnah auszuwerten. Das Caesium 137-Äquivalent in diesen Proben ist durch integrale Messung der Gamma-Strahlung im Energiebereich oberhalb 60 keV zu bestimmen.

(2) Bei Überschreitung eines Wertes des Caesium 137-Äquivalents von 2 · 10⁵ Bq/m³ in einer Probe nach (1) ist unverzüglich die Rückförderung des Hilfsdampfkondensats aus dem Kontrollbereich zu unterbrechen und das Hilfsdampfkondensat den Anlagen zur Behandlung von radioaktiv kontaminiertem Wasser zuzuleiten.

(3) Bei Dampfentnahme aus dem Hilfskesselsystem ist bei Überschreitung eines Wertes des Caesium 137-Äquivalents von 4 · 10⁴ Bq/m³ in einer Probe nach (1) unverzüglich die Rückförderung des Hilfsdampfkondensats in den Hilfskesselspeisewasserbehälter zu unterbrechen.

3.6 Hauptkühlwasser

3.6.1 Kontinuierliche Messung

Zur Erkennung und Beweissicherung von unbeabsichtigten Ableitungen ist im Rücklaufkanal, Einleitungsbauwerk oder sonstigen Einleitungsstellen eine kontinuierlich integral messende Gamma-Messeinrichtung zu betreiben.

3.6.2 Probeentnahme, Auswertung und Beweissicherung

(1) Zur Beweissicherung ist durch automatisch arbeitende Einrichtungen im Rücklaufkanal, Einleitungsbauwerk oder der sonstigen Einleitungsstelle eine Tagessammelprobe von mindestens einem Liter zu erstellen. Die während eines Monats gesammelten Tagessammelproben sind einen weiteren Monat aufzubewahren. Aus den Tagessammelproben eines Monats ist eine Monatsmischprobe herzustellen, die innerhalb eines Monats gammaspektrometrisch zu untersuchen ist. Ein Liter der Monatsmischprobe ist jeweils für die Dauer eines Jahres aufzubewahren.

(2) Bei Ausfall der automatisch arbeitenden Probeentnahmeeinrichtung sind durch Entnahme von Stichproben Tagesmischproben zu erstellen. Diese sind nach (1) zu behandeln und auszuwerten.

(3) Bei diesen Untersuchungen sind die Anforderungen an die Nachweisgrenzen nach 3.2.4 einzuhalten.

(4) Bei Überschreitung eines Wertes des Caesium 137-Äquivalents an der Messeinrichtung nach 3.6.1 von 4 . 10⁵ Bq/m³ ist die jeweilige Tagessammelprobe nach 3.6.2 (1) oder Tagesmischprobe nach 3.6.2 (2) gammaspektrometrisch unverzüglich zu untersuchen. Zusätzliche Proben sind zu entnehmen und ebenfalls unverzüglich gammaspektrometrisch zu untersuchen. Diese Tagessammelproben sind für die Dauer eines Jahres aufzubewahren.

3.6.3 Vorbelastung des Vorfluters

(1) Zur Beweissicherung der durch Entnahme von Wasser aus dem Vorfluter in das Kernkraftwerk gelangenden radioaktiven Stoffe sind im Entnahmekanal oder Entnahmebauwerk nach 3.6.2 Sammelproben oder Mischproben zu erstellen, zu untersuchen und aufzubewahren.

(2) Bei Überschreitung eines Wertes des Caesium 137-Äquivalents von 4 · 10⁵ Bq/m³ an der Messeinrichtung nach 3.6.1 ist die Tagesprobe unverzüglich gammaspektrometrisch zu untersuchen.

3.6.4 Ausfall der Gamma-Messeinrichtung im Hauptkühlwasser

Bei Ausfall der Gamma-Messeinrichtung im Hauptkühlwasser nach 3.6.1 ist das Caesium 137-Äquivalent in der Tagessammelprobe nach 3.6.2 (1) oder in der Tagesmischprobe nach 3.6.2 (2) durch integrale Messung der Gamma-Zählrate im Energiebereich oberhalb 60 keV zu bestimmen. Wird dabei die Überschreitung des Wertes des Caesium 137-Äquivalents von 4 · 10⁵ Bq/m³ festgestellt, so ist die Probe unverzüglich gammaspektrometrisch zu untersuchen. Zusätzliche Proben sind zu entnehmen und ebenfalls unverzüglich gammaspektrometrisch zu untersuchen.

3.7 Abflutwasser

Sofern die Überwachung des Abflutwassers nicht mit dem Kühlwasser vorgenommen wird, ist wie nach 3.6 zu verfahren.

3.8 Weitere anlagenspezifische Pfade

(1) Zur Festlegung erforderlicher Überwachungsmaßnahmen für über weitere Pfade abgeleitete radioaktive Stoffe ist die Kenntnis möglicher weiterer anlagenspezifischer Pfade notwendig. Es sind daher alle weiteren Wege zu betrachten, auf denen im bestimmungsgemäßen Betrieb oder bei Störfällen radioaktive Stoffe in solchen Mengen an die Umgebung abgeleitet werden können, dass von einer Emissionsüberwachung nicht abgesehen werden darf.

(2) Die Möglichkeit einer Aktivitätsabgabe braucht nicht angenommen zu werden, wenn zwischen dem betrachteten System und der Umgebung mindestens zwei Materialbarrieren oder eine Materialbarriere und eine Druckbarriere vorhanden sind und wenn auch unter Störfallbedingungen eine Materialbarriere vorhanden ist.

(3) Für Abgabewege, für die festgestellt wird, dass die Aktivitätsabgaben an die Umgebung das Kriterium der Geringfügigkeit erfüllen, ist die Bilanzierung der Aktivitätsabgaben im bestimmungsgemäßen Betrieb nicht erforderlich. Das Kriterium gilt als erfüllt, wenn die Aktivität, die im bestimmungsgemäßen Betrieb in einer Woche an einen Vorfluter oder Kanal abgegeben werden kann, kleiner ist als die Aktivität, die sich als Produkt des mittleren wöchentlichen Abwasservolumens aus Übergabebehältern (siehe 3.2) mit den in 3.2.4.1 bis 3.2.4.4 zu unterschreitenden Nachweisgrenzen für die Bilanzierung der jeweiligen Radionuklidgruppe ergibt. Das Geringfügigkeitskriterium für Tritium gilt als erfüllt, wenn die Aktivitätskonzentration den Wert von 1 · 10⁶ Bq/m³ unterschreitet.

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