Berücksichtigung eines möglichen Versagens des Reaktordruckbehälters in den Sicherheitskonzepten für Atomkraftwerke

Originaltext der Frage(n):<br /> <br /> Kann das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit bestätigen, dass das deutsche Sicherheitskonzept bzw. das Kerntechnische Regelwerk für Atomkraftwerke davon ausgeht, dass es zu keinem spontanen/katastrophalen Versagen des Reaktordruckbehälters kommt (sogenanntes Leck-vor-Bruch-Konzept und sogenannte Basissicherheit; vgl. hierzu in den Interpretationen zu den Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke vom 22. November 2012 die Nummern 3.4 (1), 3.4 (3) und 3.4 (4)), und kann es weiter bestätigen, dass in den aktuellen Rahmenempfehlungen für den nuklearen Katastrophenschutz der Strahlenschutzkommission Freisetzungsszenarien nach einem spontanen/katastrophalen Versagen des Reaktordruckbehälters nicht berücksichtigt sind?