Im Atomgesetz (AtG) wird in § 2 Absatz 3a Nummer 1 eine „kerntechnische Anlage“ als „ortsfeste Anlage zur Erzeugung oder zur Bearbeitung oder Verarbeitung oder zur Spaltung von Kernbrennstoffen oder zur Aufarbeitung bestrahlter Kernbrennstoffe nach § 7 Absatz 1 AtG“ definiert. Dies schließt alle deutschen Forschungsreaktoren, inklusive Unterrichtsreaktoren ein. Das deutsche kerntechnische Regelwerk umfasst jedoch nur wenige explizite Vorgaben und Richtlinien für Forschungsreaktoren. Auch wenn Forschungsreaktoren im Vergleich zu einem Kernkraftwerk ein deutlich geringeres Gefährdungspotential besitzen, unterliegen sie grundsätzlich den gleichen Genehmigungs- und Aufsichtsanforderungen. In der Praxis erfolgt daher die sinngemäße Anwendung des kerntechnischen Regelwerks für Kernkraftwerke auf einen spezifischen Forschungsreaktor. Die bisher durch die Genehmigungsbehörden erteilten Genehmigungen für Forschungsreaktoren legten somit die Anforderungen für die Auslegung, den Betrieb, die Genehmigungen, Überprüfungen und Bewertungen unter sinngemäßer beziehungsweise abgestufter Anwendung der für Errichtung und Betrieb bestehenden Regeln und Richtlinien für Kernkraftwerke abhängig vom Gefährdungspotential des jeweiligen Forschungsreaktors fest.

Die systematische Anwendung eines abgestuften Ansatzes („graded approach“) auf das kerntechnische Regelwerk in Bezug auf Forschungsreaktoren in Betrieb und Nachbetrieb wird in diesem Leitfaden dargelegt und umfasst:

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die Zusammenstellung relevanter rechtlicher Rahmenbedingungen,

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die Ermittlung des Gefährdungspotentials,

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die abgestufte Anwendung der Bekanntmachungen des BMI/​BMU /​BMU 23/​ und der KTA-Regeln /​KTA 23/​ auf Forschungsreaktoren in Betrieb und Nachbetrieb.

Für die Anwendung der Bekanntmachungen des BMI/​BMU /​BMU 23/​ und der KTA-Regeln /​KTA 23/​ auf Forschungsreaktoren in Stilllegung wird die Kategorisierung des Stilllegungsleitfadens zu Grunde gelegt. Die Regelungen zur Sicherung werden in diesem Leitfaden nicht betrachtet.

2.1 Grundsätzliches

Das grundsätzliche Ziel, ausgehend von § 1 AtG, den in Nummer 2.3 Absatz 1 der Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke (SiAnf) genannten Schutzzielen und internationalen Vorgaben, ist der sichere Betrieb von Forschungsreaktoren und die Aufrechterhaltung der Sicherheit. Um dieses Ziel zu erreichen, sind Anforderungen an die Auslegung und den Betrieb beziehungsweise wesentliche Bereiche der Sicherheit sowie deren Überprüfungen im kerntechnischen Regelwerk festgeschrieben. Da bis auf wenige Ausnahmen das kerntechnische Regelwerk auf Kernkraftwerke ausgerichtet ist, ist dessen Anwendung nicht uneingeschränkt beziehungsweise nur sinngemäß auf Forschungsreaktoren, insbesondere auf Forschungsreaktoren mit sehr geringer Leistung (Unterrichtsreaktoren), anwendbar. Daher bedarf es einer sicherheitstechnischen Bewertung des Gefährdungspotentials von Forschungsreaktoren, anhand derer das bestehende kerntechnische Regelwerk abgestuft werden kann. Ausgangspunkt für die sicherheitstechnische Bewertung von Forschungsreaktoren ist grundsätzlich die Einhaltung der drei Schutzziele (Kontrolle der Reaktivität, Kühlung der Brennelemente und Einschluss radioaktiver Stoffe) und der radiologischen Sicherheitsziele. Bei der Anwendung eines abgestuften Ansatzes auf die sicherheitstechnischen Anforderungen müssen die erforderliche Vorsorge gegen Schäden durch die Errichtung und den Betrieb des Forschungsreaktors (§ 7 Absatz 2 Nummer 3 AtG) sowie die im kerntechnischen Regelwerk festgelegten Schutzziele und der radiologischen Sicherheitsziele eingehalten werden.

2.2 Gesetze und Verordnungen

Rechtsgrundlage für den Betrieb von Forschungsreaktoren sind das Atomgesetz, das Strahlenschutzgesetz sowie die zugehörigen Rechtsverordnungen und allgemeinen Verwaltungsvorschriften. Insbesondere sind dies:

Atomgesetz (AtG)

Das Gesetz über die friedliche Verwendung der Kernenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren (AtG) enthält in § 7 die grundlegenden Vorschriften für die Genehmigung einer kerntechnischen Anlage. Es umfasst neben der Zweckbestimmung und allgemeinen Vorschriften auch Überwachungsvorschriften, grundlegende Regelungen zu Zuständigkeiten der Verwaltungsbehörden, Haftungsvorschriften sowie Bußgeldvorschriften.

Das AtG knüpft die Errichtung und den Betrieb sowie die Stilllegung, den sicheren Einschluss und den Abbau von Anlagen oder Anlagenteilen an eine behördliche Genehmigung. Es regelt die Voraussetzungen und das Verfahren für die Erteilung von Genehmigungen und für die Durchführung der Aufsicht, einschließlich Regelungen zur Hinzuziehung von Sachverständigen (§ 20 AtG) und zur Erhebung von Kosten (§ 21 AtG). § 2a AtG beschreibt die Stellung der Umweltverträglichkeitsprüfung (UVP) innerhalb des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens und legt grundsätzliche Regeln zu deren Durchführung fest.

Nach § 7c AtG werden Pflichten des Genehmigungsinhabers geregelt. Durch § 19a Absatz 3 und 4 AtG sind die Betreiber von Forschungsreaktoren analog zu den Betreibern von Kernkraftwerken verpflichtet, im Abstand von zehn Jahren eine periodische Sicherheitsüberprüfung (PSÜ) durchzuführen.

Strahlenschutzgesetz (StrlSchG)

Das Strahlenschutzgesetz trifft Regelungen zum umfassenden Schutz des Menschen und dessen Gesundheit sowie der Umwelt vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung. Das Gesetz gliedert sich neben allgemeinen Regelungen in vier Hauptteile: „Strahlenschutz bei geplanten Expositionssituationen“, „Strahlenschutz bei Notfall­expositionssituationen“, „Strahlenschutz bei bestehenden Expositionssituationen“ und „Expositionsübergreifende Vorschriften“. Es enthält unter anderem Vorgaben zum Notfallschutz sowie zu Referenz-, Dosis- und Kontaminationswerten. Konkretisiert wird es durch die Strahlenschutzverordnung (StrlSchV).

Gesetz über die Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG)

Das Gesetz über die Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) legt in der zugehörigen Anlage 1 Nummer 11 im Einzelnen fest, für welche kerntechnischen Anlagen die Verpflichtung zur Durchführung einer Umweltverträglichkeitsprüfung (UVP) besteht.

Atomrechtliche Verfahrensverordnung (AtVfV)

Das Verfahren zur Erteilung einer Genehmigung, einer Teilgenehmigung oder eines Vorbescheides für Anlagen nach § 7 AtG ist nach dieser Verordnung durchzuführen. Darin sind unter anderem die Art und Umfang die einzureichenden Unterlagen ausgeführt.

Atomrechtliche Deckungsvorsorge-Verordnung (AtDeckV)

Die Verordnung regelt die Deckungsvorsorge für Anlagen und Tätigkeiten, bei denen eine atomrechtliche Haftung nach internationalen Verträgen oder nach dem Atomgesetz in Betracht kommt. Diese Vorsorge kann durch eine Haftpflichtversicherung oder eine sonstige finanzielle Sicherheit erbracht werden. Die Regeldeckungssumme beträgt für Reaktoren mit einer Höchstleistung von bis zu 25 Megawatt 70 Millionen Euro. Sie kann sich aufgrund der genehmigten Masse der Kernbrennstoffe erhöhen.

Strahlenschutzverordnung (StrlSchV)

Die Verordnung betrifft den Schutz vor ionisierender Strahlung und somit den Umgang mit radioaktiven Stoffen sowie den Betrieb von Einrichtungen zur Erzeugung von ionisierender Strahlung. Sie konkretisiert unter anderem die Vorgaben des Strahlenschutzgesetzes, wie zum Beispiel Strahlenschutzgrundsätze, Genehmigungs- und Anzeigetatbestände, Grenz- und Referenzwerte. So sind in § 104 StrlSchV „Begrenzung der Exposition durch Störfälle“ Vorgaben zu Störfallplanungswerten explizit aufgeführt.

Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung (AtSMV)

Die Verordnung schreibt vor, dass Unfälle, Störfälle oder sonstige für die kerntechnische Sicherheit bedeutsame Ereignisse (meldepflichtige Ereignisse) der zuständigen Aufsichtsbehörde zu melden sind. Sie ist anzuwenden auf Forschungsreaktoren mit einer Dauerleistung über 50 kW. In den Anlagen der Verordnung werden Meldekriterien definiert, dabei ist für Forschungsreaktoren in Betrieb und Nachbetrieb Anlage 3 relevant.

Atomrechtliche Zuverlässigkeitsüberprüfungs-Verordnung (AtZüV)

Die Verordnung für die Überprüfung der Zuverlässigkeit zum Schutz gegen Entwendung oder Freisetzung radioaktiver Stoffe nach dem Atomgesetz regelt die Überprüfung der Zuverlässigkeit einer Person gemäß § 12b AtG. Sie definiert den zu überprüfenden Personenkreis und Kategorien der Zuverlässigkeitsüberprüfung. Des Weiteren werden Maßnahmen der Überprüfung und das Verfahren näher erläutert.

2.3 Untergesetzliches Regelwerk

Die gesetzlichen Bestimmungen werden durch das untergesetzliche Regelwerk weiter konkretisiert. Die für kerntechnische Anlagen bestehenden Regeln und Empfehlungen, wie Bekanntmachungen (Kriterien, Grundsätze, Richtlinien, Empfehlungen) des zuständigen Bundesministeriums, Beschlüsse des Länderausschusses für Atomkernenergie (LAA), Empfehlungen der Reaktor-Sicherheitskommission (RSK), Empfehlungen der Strahlenschutzkommission (SSK), Empfehlungen der Entsorgungskommission (ESK), Regeln des Kerntechnischen Ausschusses (KTA) und technische Normen, sind vorwiegend für die Errichtung und den Betrieb von Kernkraftwerken geschaffen worden. Spezifische Regelungen für Forschungsreaktoren sind:

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Bekanntmachung vom 16. Februar 1994 (GMBl. 11/​1994 S. 366) des BMU „Richtlinie für den Fachkundenachweis von Forschungsreaktorpersonal“;

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Bekanntmachung vom 14. November 1997 (GMBl. 42/​1997 S. 794) des BMU „Richtlinie für den Inhalt der Fachkundeprüfung des verantwortlichen Schichtpersonals in Forschungsreaktoren“;

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KTA 1507 „Überwachung der Ableitungen radioaktiver Stoffe bei Forschungsreaktoren“ (Fassung 2022-11).

Alle anderen Bekanntmachungen des BMU und die KTA-Regeln sind daher sinngemäß unter Beachtung des Gefährdungspotentials auf Forschungsreaktoren anzuwenden. Für die KTA-Regeln ist dies näher im Merkblatt zum Verständnis und über Inhalt, Aufbau und äußere Form von sicherheitstechnischen Regeln des KTA /​KTA 19/​ erläutert.

Empfehlungen der Reaktorsicherheitskommission (RSK), der Entsorgungskommission (ESK) und Strahlenschutzkommission (SSK)

Neben Empfehlungen, die sich zum jeweiligen Zeitpunkt auf den Bau von Forschungsreaktoren bezogen, wurden die folgenden RSK-Empfehlungen explizit für Forschungsreaktoren veröffentlicht:

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Anlagenspezifische Sicherheitsüberprüfung (RSK-SÜ) deutscher Forschungsreaktoren unter Berücksichtigung der Ereignisse in Fukushima-I (Japan) /​RSK 12/​;

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Bewertung der Umsetzung der Empfehlungen der RSK aus der Sicherheitsüberprüfung deutscher Forschungs­reaktoren /​RSK 17/​.

Die übrigen Empfehlungen der RSK sind auf Übertragbarkeit und sinngemäße Anwendung zu prüfen. Gleiches gilt für die Empfehlungen der SSK und ESK. Ein Beispiel dafür ist die „Rahmenempfehlungen für die Planung von Notfallschutzmaßnahmen durch Betreiber von Kernkraftwerken“ /​SSK 14/​. Sie sind sinngemäß auf andere kerntechnische Anlagen (Forschungsreaktoren, Brennelementzwischenlager, Brennelementfabriken etc.) übertragbar, sofern für diese Einrichtungen eine anlageninterne Notfallschutzplanung erforderlich ist.

Die „Leitlinien zur Stilllegung kerntechnischer Anlagen“ /​ESK 20/​ gelten auch für die Stilllegung von Forschungsreaktoren.

Technische Normen

Die für die Kerntechnik spezifischen DIN-Normen decken unterschiedliche Bereiche ab, wie zum Beispiel Betrieb und Prüfung einzelner Komponenten oder ganzer Systeme, Strahlenmesstechnik, Dosimetrie, Materialverarbeitung und -bearbeitung, Betrieb von Geräten etc. Diese Normen sind, soweit für Forschungsreaktoren zutreffend, anzuwenden. Die Abweichungen sind zulässig, soweit die erforderliche Sicherheit in vergleichbarem Maße gewährleistet ist. Explizit für Forschungsreaktoren heranzuziehen sind die in KTA 1507 enthaltenen DIN-Normen (zum Beispiel DIN EN 1822-1 Schwebstofffilter) /​BAS 18/​.

2.4 Internationale Regelungen, Standards und Empfehlungen

Sicherheitsstandards der Internationalen Atomenergie-Organisation (IAEO)

Die Bundesrepublik Deutschland erkennt die international anerkannten Sicherheitsprinzipien, wie sie beispielsweise in den „Safety Fundamentals“ der IAEO festgehalten sind, an und setzt sie, soweit erforderlich, ins nationale kerntechnische Regelwerk um. Der abgestufte Ansatz („graded approach“) ist im IAEO-Regelwerk in zahlreichen Sicherheitsstandards (Safety Fundamentals, Requirements und Guides) verankert, wobei der Detailierungsgrad, mit dem der „graded approach“ behandelt wird, stark variiert.

Allgemein relevante Anforderungen an nukleare Einrichtungen sind in den Fundamental Safety Principles (SF-1) /​IAE 06/​ und den General Safety Requirements beschrieben. Von besonderer Bedeutung für Forschungsreaktoren in Betrieb sind unter anderem:

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GSR Part 2: Leadership and Management for Safety /​IAE 16a/​

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GSR Part 3: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards /​IAE 14/​

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GSR Part 4 (Rev.1): Safety Assessment for Facilities and Activities /​IAE 16b/​

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GSR Part 7: Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency /​IAE 15/​

Speziell für Forschungsreaktoren werden im SSR-3 „Safety of Research Reactors“ /​IAE 16c/​ Anforderungen aufgeführt. Diese werden in spezifischen Leitfäden (Specific Safety Guides) näher erläutert.

Europäische Union

Am 25. Juni 2009 trat die Richtlinie 2009/​71/​EURATOM /​EUR 09/​ über einen Gemeinschaftsrahmen für die nukleare Sicherheit kerntechnischer Anlagen in Kraft. Diese Richtlinie enthält materielle technische Vorschriften im Bereich der nuklearen Sicherheit, wie etwa zum Sicherheitsziel und zur Sicherheitskultur, und gilt explizit auch für Forschungsreaktoren. Sie wurde am 8. Juli 2014 durch die Richtlinie 2014/​87/​EURATOM /​EUR 14/​ erweitert. Hierbei wurden unter anderem die Ziele der nuklearen Sicherheit mit dem Ausschluss früher und großer Freisetzungen für neue Anlagen definiert. In Artikel 8c werden periodische Sicherheitsüberprüfungen der kerntechnischen Anlagen mindestens alle zehn Jahre und in Artikel 8e Absatz 3 themenbezogene Peer Reviews alle sechs Jahre gefordert. Die Anforderungen der Euratom-Richtlinie werden im nationalen kerntechnischen Regelwerk umgesetzt.

Western European Nuclear Regulators‘ Association (WENRA)

WENRA fördert und entwickelt die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen in den Mitgliedstaaten weiter. Insbesondere die europaweite Harmonisierung der nationalen kerntechnischen Regelwerke in den Mitgliedstaaten ist dabei von Bedeutung, um ein gleichmäßig hohes europäisches Sicherheitsniveau zu gewährleisten. Im WENRA-Report „Safety Reference Level (SRL) for Existing Research Reactors“ /​WEN 20/​ werden zu 20 sicherheitsrelevanten Themen grundlegende Anforderungen an Forschungsreaktoren (nicht für Unterrichtsreaktoren wie homogene Null-Leistungsreaktoren) definiert. Darin wird unter anderem auch der abgestufte Ansatz aufgrund der unterschiedlichen Ausführungen von Forschungsreaktoren und den damit verbundenen Risiken als notwendig erachtet.

Im Folgenden wird die Vorgehensweise zur Ermittlung der Anwendbarkeit des bestehenden kerntechnischen Regelwerks auf Forschungsreaktoren beschrieben. Im Unterkapitel 3.1 werden hierfür drei Kategorien definiert, die die Anwendbarkeit der Bekanntmachungen des BMI/​BMU sowie der KTA-Regeln auf Forschungsreaktoren bewerten. Im Folgenden werden Kriterien zur Ermittlung des Gefährdungspotentials spezifischer Forschungsreaktoren erläutert. Die Ermittlung des Gefährdungspotentials und die daraus resultierende Abstufung bezieht sich in diesem Leitfaden ausschließlich auf die nukleare Sicherheit der Forschungsreaktoren. Das Risikopotential in Bezug auf die Sicherung wird hier nicht betrachtet.

3.1 Kategorisierung des kerntechnischen Regelwerks

Grundsätzlich werden drei Möglichkeiten der Anwendung der Bekanntmachungen des BMI/​BMU und der KTA-Regeln auf Forschungsreaktoren in Betracht gezogen, eine unveränderte Anwendung, eine modifizierte Anwendung und die Nichtanwendbarkeit der Anforderung auf Forschungsreaktoren. Daraus ergeben sich die folgenden drei Kategorien:

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Kategorie 1: Die Regel ist für Forschungsreaktoren einschlägig.

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Kategorie 2: Die Regel ist unter Beachtung des vorhandenen Gefährdungspotentials schutzzielorientiert angepasst beziehungsweise teilweise auf Forschungsreaktoren zu berücksichtigen.

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Kategorie 3: Die Regel ist für Forschungsreaktoren nicht einschlägig.

Die Bekanntmachungen oder Regeln der Kategorie 1 umfassen in ihrem Anwendungsbereich Forschungsreaktoren. Je nach Anlagentyp können einzelne Regelungen jedoch entfallen oder angepasst an das Gefährdungspotential angewendet werden. Dies gilt insbesondere für Unterrichtsreaktoren.

Die Bekanntmachungen oder Regeln der Kategorie 2 beziehen sich in ihrem Anwendungsbereich auf Kernkraftwerke. Diese Regelungen können jedoch auch auf Forschungsreaktoren, eventuell angepasst an den Anlagentyp beziehungsweise das jeweilige Gefährdungspotential, angewendet werden.

Die Bekanntmachungen oder KTA-Regeln der Kategorie 3 sind auf Forschungsreaktoren nicht anwendbar.

Die Zuordnung der Kategorien zu den einzelnen Bekanntmachungen und KTA-Regeln ist in Kapitel 4 dargestellt. Dabei wurden die im Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz (Stand 03/​23) /​BMU 23/​ sowie im KTA-Regelprogramm /​KTA 23/​ enthaltenen Aufstellungen zugrunde gelegt.

Die Vorgehensweise zur Anwendung des abgestuften Ansatzes im Fall einer Kategorie-2-Zuordnung wird im Folgenden näher beschrieben.

3.2 Ermittlung des Gefährdungspotentials und abgestufte Anwendung des Regelwerkes

Wird einer Bekanntmachung des BMI/​BMU oder einer KTA-Regel die Kategorie 2 zugeordnet, so soll diese unter Berücksichtigung des jeweiligen Gefährdungspotentials des betrachteten Forschungsreaktors schutzzielorientiert angepasst beziehungsweise abgestuft angewendet werden. Das Ziel der Einhaltung der Schutzziele „Kontrolle der Reaktivität“, „Kühlung der Brennelemente“ und „Einschluss radioaktiver Stoffe“ muss auch bei einer abgestuften Anwendung der Anforderungen stets gewährleistet werden. Allerdings können die Anforderungen, um diese Ziele zu erreichen, wie zum Beispiel die Anforderungen an die Nachzerfallswärmeabfuhr, abgestuft werden.

Um eine einheitliche Praxis für die Anwendung eines abgestuften Ansatzes („graded approach“) definieren zu können, bedarf es der Ermittlung des spezifischen Gefährdungspotentials der Forschungsreaktoren. Hierzu ist eine Analyse spezifischer sicherheitstechnisch relevanter Faktoren notwendig.

Die thermische Leistung der Forschungsreaktoren bietet eine erste einfache Möglichkeit der Einschätzung des Gefährdungspotentials.

Eine weitere Möglichkeit bietet die Orientierung am Schutzziel „Kühlung der Brennelemente“. Die abzuführende thermische Leistung variiert je nach Forschungsreaktor und dessen Auslegung stark und hängt unter anderem vom Aufbau der Brennelemente sowie der Menge der gebildeten Spaltprodukte ab. Das Schutzziel „Kühlung der Brennelemente“ und damit die Kühlung des Kerns kann nicht abgestuft werden, jedoch können die Anforderungen an das Kühlsystem je nach Reaktorauslegung unterschiedlich sein.

Eine Einordnung kann grob in drei Arten der Wärmeabfuhr vorgenommen werden:

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passive Kühlung ohne Kühlwasser (Luftkühlung, Konvektion etc.),

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passive Kühlung mit Kühlwasser und

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aktive Kühlung mit Kühlwasser.

Auf Grundlage des Schutzziels „Einschluss der radioaktiven Stoffe“ kann das radiologische Gefährdungspotential eingeschätzt werden. Die radiologischen Auswirkungen des hierfür zu betrachtenden Unfallszenarios sind abhängig von der Art des Forschungsreaktors (Reaktortyp, Reaktorgröße beziehungsweise -leistung, Nutzung des Reaktors etc.) und des Quellterms.

Hierbei können drei unterschiedliche Auswirkungen unterschieden werden:

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radiologische Auswirkungen beschränkt auf das Reaktorgebäude,

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radiologische Auswirkungen beschränkt auf das Betriebsgelände,

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radiologische Auswirkungen über das Betriebsgelände hinaus.

Neben den Anforderungen, die sich zur Erfüllung der drei Schutzziele ergeben, kann das Gefährdungspotential aufgrund der spezifischen Charakteristika des jeweiligen Forschungsreaktors stark variieren und hängt von den unterschiedlichen Konstruktionsmerkmalen und unterschiedlichen Betriebsarten des jeweiligen Forschungsreaktors ab.

Daher können weitere Faktoren zu einer Einordnung herangezogen werden, unter anderem sind dies:

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Menge und Anreicherungsgrad an spaltbarem Material,

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abgebrannte Brennelemente, Hochdrucksysteme, Hochtemperatursysteme und die Lagerung von brennbaren Materialien, die die Sicherheit des Forschungsreaktors beeinflussen können,

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Art der verwendeten Brennelemente,

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Art und Menge des verwendeten Moderators, Reflektors und Kühlmittels,

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Reaktivität, die dem Reaktor zugeführt werden kann, die Reaktivitätskontrolle, inhärente und zusätzliche Sicherheitsmerkmale,

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Auslegungsgrenzen von Barrieren und Rückhaltevorrichtungen zum Einschluss radioaktiver Stoffe,

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Bewertung des Standortes, einschließlich standortspezifischer Einwirkungen von außen und der Nähe zu Bevölkerung und die Umsetzbarkeit von Notfallplänen,

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Möglichkeiten zu einer Änderung der Konfiguration des Reaktors,

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Karenzzeiten bei der Störfallbeherrschung.

Auf Grundlage des ermittelten Gefährdungspotentials des Forschungsreaktors können die Anforderungen des bestehenden kerntechnischen Regelwerks abgestuft werden. Die Art und Weise der Abstufung der jeweiligen Anforderung ist zu dokumentieren und nachvollziehbar zu begründen. Hierbei ist die sicherheitstechnische Zielsetzung der betroffenen Anforderung zu erläutern und es ist darzulegen, wie dieses Ziel mit der vorgeschlagenen Abstufung erzielt wird.

Im Rahmen der jeweiligen Verfahren entscheiden die Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden anhand der vorgelegten Unterlagen, ob die abgestufte Anforderung angemessen beziehungsweise zutreffend ist und das Ziel der ursprünglichen Sicherheitsanforderung, des Akzeptanzziels oder -kriteriums gewahrt wird.

Die Bekanntmachungen des BMI/​BMU sowie die KTA-Regeln werden im Hinblick auf ihre Anwendbarkeit auf Forschungsreaktoren in Betrieb und Nachbetrieb bewertet. und Entsprechend der Bewertung einer der in Kapitel 3.1 dargestellten drei Kategorien zugeordnet:

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Kategorie 1: Die Regel ist für Forschungsreaktoren einschlägig.

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Kategorie 2: Die Regel ist unter Beachtung des vorhandenen Gefährdungspotentials schutzzielorientiert angepasst beziehungsweise teilweise auf Forschungsreaktoren zu berücksichtigen.

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Kategorie 3: Die Regel ist für Forschungsreaktoren nicht einschlägig.

Für die Kategorisierung wird die im Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz (Stand 03/​23) /​BMU 23/​ enthaltene Aufstellung zugrunde gelegt beziehungsweise das KTA-Regelprogramm /​KTA 23/​, wobei nur diejenigen Bekanntmachungen gelistet werden, die einen kategorisierungsbedürftigen Bezug zum vorliegenden Leitfaden haben. Abgelöste oder zurückgezogene Bekanntmachungen und Regeln werden in einigen Fällen weiter aufgelistet, wenn diese als Hintergrundinformation sinnvoll sind.

Für einige Bekanntmachungen und Regeln werden zusätzlich zur Kategorisierung Kommentare, zum Beispiel zur schutzzielorientierten Anpassung beziehungsweise teilweisen Anwendung, aufgenommen.