Einleitung

Allgemeine Kriterien für die INES-Einstufung

1 Grundlagen und Anwendung von INES

1.1 Hintergrund

1.2 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 Einstufung

1.5 Anwendung der Skala

1.6 Mitteilung ereignisbezogener Informationen

1.6.1 Allgemeine Grundsätze

1.6.2 Internationale Kommunikation

1.7 Gliederung des Handbuchs

2 Auswirkung auf Mensch und Umwelt

2.1 Allgemeine Beschreibung

2.2 Freigesetzte Aktivität

2.2.1 Methoden zur Bewertung von Aktivitätsfreisetzungen

2.2.2 Definition der Bewertungsstufen auf der Grundlage der freigesetzten Aktivität³

2.3 Strahlenexposition von Personen

2.3.1 Bestimmung der minimalen Einstufung bei Strahlenexposition einer Person

2.3.2 Berücksichtigung der Anzahl exponierter Personen

2.3.3 Methoden zur Dosisabschätzung

2.3.4 Zusammenfassung

2.4 Anwendungsbeispiele

3 Auswirkung auf radiologische Barrieren und Überwachungsmaßnahmen in Anlagen und Einrichtungen

3.1 Allgemeine Beschreibung

3.2 Definition der Stufen der Bewertungsskala

3.3 Berechnung der radiologischen Äquivalenz

3.4 Anwendungsbeispiele

4 Beeinträchtigung der Sicherheitsvorkehrungen für Ereignisse bei der Beförderung und im Zusammenhang mit radioaktiven Strahlenquellen

4.1 Allgemeine Grundsätze für die Einstufung von Ereignissen

4.2 Detaillierte Anleitung für die Einstufung von Ereignissen

4.2.1 Ermittlung der größtmöglichen Auswirkungen

4.2.2 Einstufung auf der Grundlage der Wirksamkeit von Sicherheitsvorkehrungen

4.2.2.1 Berücksichtigung der Sicherheitskultur

4.2.2.2 Ereignisse im Zusammenhang mit verloren gegangenen oder gefundenen radioaktiven Strahlenquellen/Geräten/Versandstücken

4.2.2.3 Ereignisse im Zusammenhang mit Mängeln in den Sicherheitsvorkehrungen

4.2.2.4 Sonstige sicherheitsrelevante Ereignisse

4.3 Anwendungsbeispiele

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“

5.1.3.1 Einstufungsgrundlage

5.1.3.2 Einstufungsverfahren

5.1.4 Bewertung der Basiseinstufung für Ereignisse ohne auslösendes Ereignis

5.1.4.1 Einstufungsgrundlage

5.1.4.2 Einstufungsverfahren

5.1.5 Potenzielle Ereignisse (einschließlich Befunde)

5.1.6 Ereignisse unterhalb der Skala/Stufe 0

5.2 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 Sicherheitskultur

5.2.3.1 Verletzung von Grenzen oder Vorgaben der Sicherheitsspezifikation

5.2.3.2 Weitere Hinweise für Mängel in der Sicherheitskultur

5.3 Anwendungsbeispiele

6 Beeinträchtigung der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen bei Ereignissen in den übrigen Anlagen und Einrichtungen

6.1 Allgemeine Grundsätze für die Einstufung von Ereignissen

6.2 Detaillierte Anleitung für die Einstufung

6.2.1 Identifizierung der maximal möglichen Auswirkungen

6.2.2 Identifizierung der Anzahl von Sicherheitsbarrieren

6.2.2.1 Identifizierung von Sicherheitsbarrieren

6.2.2.2 Einschluss von radioaktiven Stoffen

6.2.2.3 Sicherheitsbarriere mit hoher Integrität

6.2.2.4 Verfügbare Zeit

6.2.3 Bewertung der Grundeinstufung

6.2.3.1 Der Einstufungsprozess

6.2.3.2 Potenzielle Ereignisse (einschließlich Befunde)

6.2.3.3 Ereignisse unterhalb der Skala/Stufe 0

6.2.4 Berücksichtigung zusätzlicher Faktoren

6.2.4.1 Ausfälle aus gemeinsamer Ursache (Common Cause-Fehler)

6.2.4.2 Mängel in Betriebsvorschriften

6.2.4.3 Ereignisse mit Auswirkungen auf die Sicherheitskultur

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

6.3.8.1 Ereignisse ohne Beteiligung von Brennelementen

6.3.8.2 Ereignisse bei der Brennelementhandhabung

6.3.9 Ausfall der Stromversorgung

6.3.10 Brände und Explosionen

6.3.11 Einwirkungen von außen

6.3.12 Ausfall von Kühlsystemen

6.4 Anwendungsbeispiele

6.4.1 Ereignisse bei abgeschaltetem Leistungsreaktor

6.4.2 Ereignisse bei Anlagen des Brennstoffkreislaufs und Forschungsreaktoren

7 Einstufungsverfahren

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 Ausgangsdaten

9.4 Ergebnisse

10 Anhang II: Schwellenwerte für deterministische Strahlenwirkungen

10.1 Deterministische Schäden mit Todesfolge

10.2 Andere deterministische Schäden

11 Anhang III: D-Werte für ausgewählte Isotope

11.1 D2-Werte für Radionuklide zur Anwendung mit den in Kapitel 2 verwendeten Kriterien

11.2 D-Werte für Radionuklide zur Anwendung mit den in Kapitel 4 verwendeten Kriterien

11.3 Berechnung von Summenwerten

12 Anhang IV: Kategorisierung radioaktiver Strahlenquellen anhand des Anwendungsbereiches

13 Annex I: Konzept der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen

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)

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)

14.5.2 Ereignisklasse 2 (mögliche Ereignisse)

14.5.3 Ereignisklasse 3 (unwahrscheinliche Ereignisse)