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. Regelwerk für Atomkraftwerke einschließlich etwaiger mitigativer Maßnahmen (Sicherheitsebene 4) komplett davon ausgeht, dass es zu keinem Versagen des Reaktordruckbehälters kommt (sogenannte Basissicherheit), und kann es weiter bestätigen, dass in den aktuellen Rahmenempfehlungen für den nuklearen Katastrophenschutz der Strahlenschutzkommission Freisetzungsszenarien nach Versagen des Reaktordruckbehälters nicht berücksichtigt sind?