Übereinkommen über nukleare sicherheitdipbt.bundestag.de/doc/btd/14/077/1407732.pdf · tabelle...

Zugeleitetmit Schreiben desBundesministeriums fürUmwelt, Naturschutz undReaktorsicherheit vom19.Oktober 2001.

Deutscher Bundestag Drucksache 14/773214. Wahlperiode 23. 10. 2001

Unterrichtungdurch die Bundesregierung

Übereinkommen über nukleare Sicherheit

Bericht der Regierung der Bundesrepublik Deutschland für dieZweite Überprüfungstagung im April 2002

Inhal tsverzeichnis

Seite

Einführung . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6

Zu Artikel

6 Vorhandene Kernanlagen . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10

7 Rahmen für Gesetzgebung und Vollzug . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 13

7 (1) Rahmen für Gesetzgebung und Vollzug . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 137 (2i) Sicherheitsvorschriften und -regelungen . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 137 (2ii) Genehmigungssystem . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 167 (2iii) Behördliche Prüfung und Beurteilung (Aufsicht) . . . . . . . . . . . . . 187 (2iv) Durchsetzung von Vorschriften und Bestimmungen . . . . . . . . . . . 19

8 Staatliche Stelle . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20

8 (1) Behörden, Gremien und Organisationen . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 208 (2) Aufgabentrennung bei Überwachung und Nutzung der Kern-

energie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23

9 Verantwortung des Genehmigungsinhabers . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24

10 Vorrang der Sicherheit . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25

11 Finanzmittel und Personal . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25

11 (1) Finanzmittel . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2511 (2) Personal und Personalqualifikation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26

12 Menschliche Faktoren . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30

Drucksache 14/7732 – 2 – Deutscher Bundestag – 14. Wahlperiode

13 Qualitätssicherung . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31

14 Bewertung und Nachprüfung der Sicherheit . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32

14 (i) Bewertung der Sicherheit . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3214 (ii) Nachprüfung der Sicherheit . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 35

15 Strahlenschutz . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 42

16 Notfallvorsorge . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 49

16 (1) Notfallvorsorge, Notfallpläne . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4916 (2) Information der Bevölkerung und der Nachbarstaaten . . . . . . . . . 5516 (3) Notfallvorsorge bei Vertragsparteien ohne Kernanlagen . . . . . . . . 55

17 Standortwahl . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 55

17 (i) Bewertungskriterien für die Standortwahl . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5617 (ii) Bewertung der mutmaßlichen Auswirkungen . . . . . . . . . . . . . . . . 5717 (iii) Neubewertung zur Gewährleistung der Sicherheitsakzeptanz . . . . 5817 (iv) Konsultationen mit Nachbarländern . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 58

18 Auslegung und Bau . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 59

18 (i) Sicherheitskonzept . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5918 (ii) Eignung und Bewährung der eingesetzten Techniken . . . . . . . . . . 6218 (iii) Zuverlässige und betriebsgerechte Auslegung . . . . . . . . . . . . . . . . 63

19 Betrieb . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6519 (i) Technische Grundlagen der Erlaubnis für den Betriebsbeginn . . . 6519 (ii) Grenzwerte und Bedingungen des sicheren Betriebs . . . . . . . . . . . 6719 (iii) Einhaltung genehmigter Verfahren für Betrieb, Wartung, Inspek-

tion und Erprobung . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6819 (iv) Vorgehensweisen bei Störungen, Störfällen und Notfällen . . . . . . 7019 (v) Ingenieurtechnische und technische Unterstützung . . . . . . . . . . . . 7119 (vi) Meldung von Ereignissen, behördliches Meldeverfahren . . . . . . . 7219 (vii) Sammlung, Analyse und Austausch von Betriebserfahrungen . . . . 7319 (viii) Behandlung radioaktiver Abfälle und abgebrannter Brenn-

elemente . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 76

Aktivitäten der Atomaufsicht des Bundes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 80

Anhang 1 Kernkraftwerke in Betrieb und außer Betrieb . . . . . . . . . . . . . . . 83

Anhang 2 Bei der periodischen Sicherheitsüberprüfung heranzuziehendeStörfälle und auslegungsüberschreitende Störfälle, DWR undSWR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 88

Anhang 3 Sicherheitstechnische Auslegungsmerkmale, DWR und SWR . . 91

Anhang 4 Referenzliste kerntechnisches Regelwerk . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 93

Seite

Deutscher Bundestag – 14. Wahlperiode – 3 – Drucksache 14/7732

Abbildungsverzeichnis

Abbildung 6.1 Kernkraftwerke in Deutschland . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12

Abbildung 7.1 Beteiligte am atomrechtlichen Verfahren . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17

Abbildung 8.1 Länderausschuss für Atomkernenergie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21

Abbildung 15.1 Mittlere Jahreskollektivdosen der Kernkraftwerke pro Jahr und Anlage . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48

Abbildung 15.2 Jahreskollektivdosen der Kernkraftwerke 2000 getrennt nachBetriebszuständen . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48

Abbildung 16.1 Organisation des Notfallschutzes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 50

Abbildung 18.1 Gemeldete Ereignisse über Rohrleitungsschäden des Reaktor-kühlkreislaufs und der nuklearen Hilfssysteme . . . . . . . . . . . . . 64

Abbildung 18.2 Gemeldete Ereignisse über Rohrleitungsschäden des Wasser-Dampfkreislaufes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 65

Abbildung 18.3 Anzahl der pro Jahr neu verschlossenen Dampferzeuger-heizrohre in DWR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66

Abbildung 19.1 Störfall-Leitschema . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70Abbildung 19.2 Meldepflichtige Ereignisse aus Kernkraftwerken nach Art des

Auftretens . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 75Abbildung 19.3 Meldepflichtige Ereignisse aus Kernkraftwerken nach

Betriebszuständen und Auswirkungen auf den Betrieb . . . . . . . 75Abbildung 19.4 Mittlere Anzahl ungeplanter Reaktorschnellabschaltungen pro

Anlage und Jahr . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 76

Seite


SeiteTabellenverzeichnis

Tabelle 6.1 Mittlere Verfügbarkeiten der deutschen Kernkraftwerke . . . . . 11

Tabelle 8.1 Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder für Kern-anlagen im Sinne der Konvention . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20

Tabelle 11.1 Simulatoren für Kernkraftwerke . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29

Tabelle 14.1 Wiederkehrende Prüfungen pro Jahr . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36Tabelle 14.2 Umfassende Sicherheitsüberprüfungen der Kernkraftwerke . . . 37Tabelle 14.3 Wesentliche Nachrüstungen bei Kernkraftwerken nach

Generationen und Baulinien getrennt . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41

Tabelle 15.1 Dosisgrenzwerte aus der Strahlenschutzverordnung . . . . . . . . 43Tabelle 15.2 Ableitung radioaktiver Stoffe mit der Fortluft aus Kernkraft-

werken 1999 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 46Tabelle 15.3 Ableitung radioaktiver Stoffe mit dem Abwasser aus Kern-

kraftwerken 1999 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47

Tabelle 16.1 Ereignisgruppen, die bei der Notfallschutzplanung berück-sichtigt sind . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 53

Tabelle 16.2 Eingreifrichtwerte für Schutzmaßnahmen [3-15] . . . . . . . . . . . 54

Tabelle 18.1 Ebenen des gestaffelten Sicherheitskonzeptes . . . . . . . . . . . . . . 61

Tabelle 19.1 Anzahl meldepflichtiger Ereignisse aus Kernkraftwerken nachKategorien . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 74

Tabelle 19.2 Bestand radioaktiver Abfälle am 31. Dezember, 1996 bis 1999 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 77

Tabelle 19.3 Zwischenlagerung von abgebrannten Brennelementen in denNasslagern aller Kernkraftwerke am 31. Dezember, 1997 bis 2000 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78

Tabelle 19.4 Beantragte Standortzwischenlager . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79


Abkürzungen

BfS Bundesamt für Strahlenschutz

BMBF Bundesministerium für Bildung, Wissenschaft, Forschung und Technologie

BMU Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit – Bun-desumweltministerium –

DWR Druckwasserreaktor

GRS Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit

IAEA International Atomic Energy Agency

ICRP International Commission on Radiological Protection

KTA Kerntechnischer Ausschuss

LAA Länderausschuss für Atomkernenergie

OECD/NEA Organisation for Economic Co-operation and Development/Nuclear Ener-gy Agency

PSÜ Periodische Sicherheitsüberprüfung

RSK Reaktor-Sicherheitskommission

SSK Strahlenschutzkommission

SWR Siedewasserreaktor

WANO World Association of Nuclear Operators


EinführungIm Hinblick auf den verfassungsrechtlichen Schutz des menschlichen Lebens sowie denSchutz der Gesundheit der Bevölkerung wurde in Deutschland eine Neubewertung der Ge-fahren der Kernenergienutzung vorgenommen. Als Ergebnis dieser Abwägung auf derGrundlage heutiger Erkenntnisse und Erfahrungen wird die Bundesrepublik Deutschlanddie Nutzung der Kernenergie zur gewerblichen Stromerzeugung geordnet beenden. DerAusstieg wird durch die Befristung der Regellaufzeit der Kernkraftwerke auf 32 Jahre seitInbetriebnahme umgesetzt.

Nach Auffassung der Bundesregierung ist das bisher vom Gesetzgeber als sozialadäquathingenommene „Restrisiko“ der gewerblichen Nutzung der Kernenergie zur Elektrizitäts-erzeugung im Hinblick auf das bei einem Unfall mögliche Schadensausmaß nur noch füreinen begrenzten Zeitraum hinnehmbar. Auch die Risiken der Entsorgung und der Wie-deraufarbeitung bestrahlter Brennelemente sowie des Missbrauchs von Kernbrennstoffenerfordern nach Auffassung der Bundesregierung eine baldige und endgültige Beendigungder Kernenergienutzung. Dieser Beschluss wird von einer breiten Mehrheit der Bevölke-rung getragen.

Die 1959 mit dem Atomgesetz getroffene Entscheidung zugunsten der friedlichen Nutzungder Atomenergie beruhte auf einer gesetzgeberischen Abwägung der Vorteile mit den Ri-siken für Leben und Gesundheit der Bevölkerung. Die Notwendigkeit, die Kernenergie-nutzung zu beenden, ergibt sich für die Atomaufsicht des Bundes aus der Neubewertungihrer Risiken und der dazu seit Beginn der Nutzung der Kernkraft zur Elektrizitätserzeu-gung weltweit gewonnenen Erkenntnisse über den Betrieb von Kernkraftwerken, die Ent-sorgung radioaktiver Abfälle, die Wiederaufarbeitung und den Missbrauch von Kern-brennstoffen. Zugleich dienen diese Regelungen zur Befriedung eines tiefgreifendengesellschaftlichen Konflikts. Die bestehenden Risiken, die bislang als sozialadäquate Res-trisiken toleriert wurden, sind, soweit der deutsche Gesetzgeber auf sie einzuwirken ver-mag, nach Auffassung der Bundesregierung nur noch für einen begrenzten Zeitraum hin-nehmbar. Sie sind nur durch einen Verzicht auf die Nutzung der Kernenergie zurgewerblichen Erzeugung von Elektrizität aus deutschen Anlagen zu beseitigen. Deshalbwird an der mit dem Atomgesetz von 1959 getroffenen Entscheidung zugunsten der Kern-energie nicht mehr festgehalten.

Auch wenn nach dem Atomgesetz gegen mögliche Schäden Vorsorge nach dem Stand vonWissenschaft und Technik getroffen sein muss und auf dieser Grundlage bei den inDeutschland betriebenen Kernkraftwerken ein international vergleichsweise hohesSchutzniveau gewährleistet ist, zeigt die internationale Erfahrung – wie das BeispielTschernobyl eindringlich bewiesen hat –, dass die Möglichkeit von Unfällen mit großenFreisetzungen nicht lediglich theoretisch existiert. Die seit Beginn der Atomenergienut-zung gesammelten Erfahrungen belegen darüber hinaus, dass immer wieder neue, zuvornicht erkannte Risiken auftreten. Hieran ändern auch alle an den Kernkraftwerken vorge-nommenen sicherheitstechnischen Verbesserungen grundsätzlich nichts.

Die Bundesregierung schätzt auch das Strahlenrisiko auf Grundlage des Ergebnisses einerNeubewertung empirischer Daten durch die Internationale Strahlenschutzkommission,höher ein, als es zurzeit der Genehmigungen der deutschen Kernkraftwerke auf Grundlagedes Atomgesetzes aus dem Jahre 1959 angenommen worden war.

Einen weiteren Grund für den Atomausstieg sieht die Bundesregierung in der weithin un-gesicherten Entsorgung hochradioaktiver Abfälle. Der Schutz von Leben, körperlicherUnversehrtheit, Gesundheit der Bevölkerung und der natürlichen Lebensgrundlagen ge-bietet, dass radioaktive Abfälle für immer sicher von der Biosphäre getrennt aufbewahrtwerden. Das Problem der Endlagerung hochradioaktiver Abfälle ist weltweit praktischzurzeit noch nicht gelöst. Die radioaktiven Abfälle können die Nachwelt belasten. DerAtomausstieg begrenzt demgegenüber das Entstehen weiteren radioaktiven Abfalls ausKernkraftwerken.

Die Atomenergienutzung erfüllt nach Auffassung der Bundesregierung auch nicht die An-forderungen an eine nachhaltige Energieversorgung im Sinne der AGENDA 21, d. h. eineEnergieversorgung, die nicht auf Kosten künftiger Generationen wirtschaftet.

Mit der Vereinbarung zwischen der Bundesregierung und den Elektrizitätsversorgungs-unternehmen vom 14. Juni 2000 respektiert die deutsche Wirtschaft die Entscheidung der


Bundesregierung, die Stromerzeugung aus Kernenergie geordnet zu beenden und auf dieUmsetzung der neuen Energiepolitik hinzuarbeiten. Wesentliche Eckpunkte dieser Verein-barung sind:

– Die Laufzeiten der Kernkraftwerke werden auf eine regelmäßige Gesamtlaufzeit von32 Jahren nach Maßgabe des so genannten Strommengenmodells begrenzt. Dabei wirddie Gesamtlaufzeit für jedes einzelne Kernkraftwerk in Strommengen umgerechnet.Die jeweils erzeugten Strommengen sind monatlich dem Bundesamt für Strahlenschutzzu melden. Die Vereinbarung lässt die Übertragung von Stromproduktionsrechten zwi-schen den Kernkraftwerken zu, grundsätzlich aber nur von älteren auf neuere und vonkleineren auf größere Anlagen. Über Ausnahmen vom Grundsatz „alt auf neu“ musseine Monitoring-Gruppe befinden.

– Sondervereinbarungen gibt es für das Kernkraftwerk Mülheim-Kärlich, das nicht mehrin Betrieb genommen wird und für das der Betreiber eine Stromgutschrift zur Übertra-gung an bestimmte andere Anlagen erhält.

– Für das – besonders nachrüstungsbedürftige – Kernkraftwerk Biblis A wird bei Ein-haltung einer definierten Reststrommenge ein Nachrüstungsprogramm festgelegt (Ka-pitel 14 (ii)).

– Bei der Sicherheit der Kernkraftwerke gibt es keine sicherheitstechnischen Abstriche.Es bleibt bei den dynamischen Anforderungen des Atomgesetzes nach dem Stand vonWissenschaft und Technik. Die Bundesregierung wird keine Veränderungen der be-währten deutschen Sicherheitsphilosophie vornehmen. Erstmals werden obligatori-sche, periodische, alle zehn Jahre stattfindende Sicherheitsüberprüfungen für die Kern-kraftwerke im Atomgesetz festgeschrieben (Kapitel 10).

– Die atomrechtliche Deckungsvorsorge für den Fall von Unfällen in Kernkraftwerkenwird auf 2,5 Milliarden Euro erhöht, also verzehnfacht.

– Die Abgabe bestrahlter Brennelemente in die Wiederaufarbeitung wird bis 2005 been-det. Mit diesem Schritt und mit der Einrichtung dezentraler Zwischenlager an denStandorten der deutschen Kernkraftwerke wird die Zahl der Atomtransporte stark ver-ringert. Künftig wird die Zahl der Transporte auf bis zu ein Drittel reduziert, wenn dieabgebrannten Brennelemente auf dem Anlagengelände zwischengelagert und nur nochnach Beendigung der Zwischenlagerung ins Endlager gebracht werden müssen.

– Die Erkundung des Salzstocks in Gorleben als Endlagerstandort wird unterbrochen.Dies schafft während der Moratoriumszeit von bis zu zehn Jahren den notwendigenzeitlichen Freiraum, konzeptionelle und sicherheitstechnische Fragen zu klären.

Die am 14. Juni 2000 paraphierte Vereinbarung wurde am 11. Juni 2001 von der Bundes-regierung und den Stromversorgungsunternehmen EnBW, E.ON, HEW und RWE unter-zeichnet. Obwohl die Vereinbarung keine rechtliche Bindungswirkung entfaltet, enthält sieaber eine Fülle von vereinbarten Maßnahmen, die derzeit von den Beteiligten umgesetztwerden:

– Wichtigste Maßnahme ist die Novellierung des Atomgesetzes. Hiermit werden zentraleElemente der Vereinbarung umgesetzt. Der Entwurf wird derzeit zwischen den Bun-desressorts abgestimmt. Wann das Gesetz in Kraft treten kann, hängt vom weiteren par-lamentarischen Verfahren ab.

– Zum Kernkraftwerk Biblis A wurde ein Nachrüstmaßnahmen-Katalog erarbeitet, umbestehende Sicherheitsdefizite möglichst kurzfristig und zielgerichtet zu beheben (Ka-pitel 14 (ii)).

– Eine „Ständige Koordinierungsgruppe Transporte“ hat sich Ende August 2000 unterVorsitz des Bundesumweltministeriums konstituiert. Sie soll insbesondere den unab-weisbaren Transportbedarf feststellen, aber keine neue Bedürfnisprüfung einführen.

– Das Bundesamt für Strahlenschutz führt die Genehmigungsverfahren für die Zwi-schenlager an den Standorten der in Betrieb befindlichen Kernkraftwerke zügig durch.Dies gilt auch für die zusätzlichen Genehmigungsverfahren für Interimslager an eini-gen Standorten, d. h. für Zwischenlösungen bis zur Fertigstellung der dezentralen Zwi-schenlager, die der Transportvermeidung dienen sollen.


– Die Wiederaufarbeitung setzt den Nachweis der schadlosen Verwertung zurückge-nommener Wiederaufarbeitungsabfälle voraus. Anforderungen an Art und Inhalt die-ses Verwertungsnachweises sollen durch eine neue Vorschrift im Atomgesetz konkre-tisiert werden.

– Die Erkundung des Salzstocks Gorleben ist am 1. Oktober 2000 für mindestens drei,höchstens jedoch zehn Jahre unterbrochen worden. Die Unterbrechung wird dazu ge-nutzt, sicherheitstechnische und konzeptionelle Fragen der Endlagerung zu klären so-wie wissenschaftlich fundierte Endlagerkriterien und ein nachvollziehbares Auswahl-verfahren in einem pluralistischen Prozess festzulegen. Für diese Aufgabe wurde derArbeitskreis „Auswahlverfahren Endlagerstandorte“ im Februar 1999 eingerichtet.

– Der Betreiber des Kernkraftwerks Mülheim-Kärlich hat am 12. Juni 2001 den atom-rechtlichen Antrag auf Stilllegung und Rückbau der Anlage gestellt.

Für die Restlaufzeit der Kernkraftwerke ist deren sicherer Betrieb zu gewährleisten. Hierzuist eine effiziente und wohl informierte atomrechtliche Überwachung unbedingte Voraus-setzung. Um dies auch weiterhin zu gewährleisten, werden die zuständigen staatlichenStellen in Deutschland die erforderlichen finanziellen Ressourcen, die fachliche Kompe-tenz des Personals, die Personalstärke sowie eine zweckmäßige und effiziente Organisa-tion sicherstellen. Die staatliche Aufsicht wird Maßnahmen ergreifen, um dies im gleichenSinne bei den Betreibern der Anlagen zu gewährleisten.

Die Bundesregierung steht zu den bestehenden internationalen Verpflichtungen Deutsch-lands. Dies gilt im besonderem Maße für die Erfüllung des Übereinkommens über nukleareSicherheit.

In der Bundesrepublik Deutschland sind durch das Grundgesetz die staatliche Pflicht, Leben und Gesundheit sowie die natürlichen Lebensgrundlagen zu schützen, die Gewal-tenteilung, die Selbstständigkeit der Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden und die Über-prüfung der Verwaltungstätigkeit durch unabhängige Gerichte als Prinzipien einer demo-kratischen Gesellschaftsordnung festgelegt. Auf dem Gebiet der friedlichen Nutzung derKernenergie sind die Gesetzgebung, die Verwaltungsbehörden und die Rechtsprechung alsRahmen geschaffen worden für ein System zur Gewährleistung des Schutzes von Leben,Gesundheit und Sachgütern der Beschäftigten und der Bevölkerung vor den Gefahren derKernenergie und den schädlichen Wirkungen ionisierender Strahlung sowie zur Regelungund Überwachung der Sicherheit bei Errichtung und Betrieb von Kernanlagen. Nach dengesetzlichen Anforderungen hat die Gewährleistung der Sicherheit im kerntechnischen Be-reich Vorrang. Das Regelwerk ist konform zu international anerkannten Sicherheitsprinzi-pien, wie sie beispielsweise in den „Safety Fundamentals“ der IAEA festgehalten sind. Einwichtiges Ziel der Sicherheitspolitik der Bundesregierung im Bereich der Kernenergie warund ist, dass die Betreiber von Kernanlagen im Rahmen ihrer Eigenverantwortung aucheine hohe Sicherheitskultur entwickeln.

In der Vergangenheit wurde in Deutschland mit staatlicher Förderung ein technisch wis-senschaftliches Umfeld geschaffen, welches die Weiterentwicklung der zunächst in Lizenzgebauten Leichtwasserreaktoren ermöglichte. Dabei wurde ein Sicherheitskonzept ent-wickelt, das gekennzeichnet ist durch eine Basissicherheit der drucktragenden Kompo-nenten, eine Aufgliederung der Sicherheitssysteme in unabhängige Redundanzen, die Ge-staltung der Gesamtanlage auf gute Zugänglichkeit für Prüfung, Wartung und Reparatursowie Schutz gegen externe Ereignisse mit geringen Eintrittshäufigkeiten und Einführungvon Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes. Die Absicherung des Sicherheits-konzepts in den verschiedenen Entwicklungsschritten erfolgte durch großtechnische ex-perimentelle Versuchsvorhaben und eigenständige Entwicklung von Rechencodes zurStörfallanalyse.

Teil der von der Bundesregierung mit den Betreibern getroffenen Vereinbarung zur Been-digung der Nutzung der Kernenergie ist die klare Verpflichtung, dass während der Rest-laufzeiten der Kernkraftwerke die nach Recht und Gesetz erforderliche dynamische Scha-densvorsorge nach dem Stand von Wissenschaft und Technik und damit zugleich derinternational geforderte hohe Sicherheitsstandard weiter gewährleistet sein muss.

Mit Vorlage des zweiten Berichtes zeigt die Bundesrepublik Deutschland, dass sie dasÜbereinkommen über nukleare Sicherheit erfüllt. Gleichwohl besteht für die Zukunft noch


Handlungsbedarf, um das geforderte hohe Sicherheitsniveau der deutschen Kernkraft-werke während der Restlaufzeiten aufrechtzuerhalten. Es gilt vor allem, den mit der Alterung der Kernkraftwerke, der Liberalisierung der Strommärkte und der Gefahr derVerringerung sicherheitstechnischer Kompetenz in einem auslaufenden Technikbereichverbundenen Herausforderungen wirkungsvoll zu begegnen (Aktivitäten der Atomaufsichtdes Bundes).

Der zweite Bericht ist, wie der erste Bericht zum Übereinkommen, folgendermaßen ge-staltet: Er folgt in Aufbau und Inhalt dem Übereinkommen und berücksichtigt die Leit-linien zur Berichterstellung. Die Kapitelnummerierung entspricht der Nummerierung derArtikel des Übereinkommens. Zu jeder Verpflichtung wird separat Stellung genommen.Wie in den Leitlinien zur Berichtserstellung vorgeschlagen, sind die Angaben des Berich-tes generisch gehalten, anlagenspezifische Angaben werden dort gemacht, wo dies die Er-füllung des Übereinkommens im Einzelnen verdeutlicht. Eine Darstellung der Historie derKernenergienutzung in Deutschland ist in Kapitel 6 enthalten.

Zum Nachweis der Einhaltung der Verpflichtungen werden die einschlägigen Gesetze,Verordnungen und Regelwerke erläutert, und es wird dargestellt, auf welche Weise die we-sentlichen Sicherheitsanforderungen erfüllt werden. Ausführungen zum Genehmigungs-verfahren und zur staatlichen Aufsicht sowie zu den Maßnahmen in Eigenverantwortungder Betreiber zur Aufrechterhaltung eines angemessenen Sicherheitsniveaus sind wie-derum Schwerpunktthemen des hier vorgelegten zweiten nationalen Berichts.

Bei der ersten Überprüfungskonferenz zum Übereinkommen über nukleare Sicherheit imApril 1999 wurde mit Blick auf die Erfüllung des Artikel 8 (2) des Übereinkommens voneinigen Staaten die effektive Trennung der deutschen atomrechtlichen Behörden von wirt-schaftlichen Interessen hinterfragt. Die Bundesregierung hat deshalb diese Frage aufge-griffen und ihr Prüfergebnis in dem vorliegenden Bericht ausführlich dargelegt. Im Er-gebnis wird bestätigt, dass Institutionen mit Zuständigkeiten für Genehmigung undAufsicht über Kernkraftwerke in Deutschland von Institutionen, die sich mit Nutzung oderFörderung der Kernenergie befassen, organisatorisch ausreichend getrennt sind (Kapi-tel 8 (2)).

Während der ersten Überprüfungskonferenz wurden auch Fragen zur Organisation desNotfallschutzes in der Bundesrepublik Deutschland gestellt. Im Bericht wird diese The-matik daher detaillierter dargestellt (Kapitel 16).

Der Berichtsanhang enthält die Auflistung der derzeit betriebenen und stillgelegten Kern-kraftwerke, eine Zusammenstellung der bei der Sicherheitsüberprüfung heranzuziehendenStörfälle und auslegungsüberschreitenden Ereignisse, eine Übersicht über sicherheitsrele-vante Merkmale der betriebenen Kernkraftwerke (Kernanlagen im Sinne des Überein-kommens), aufgeschlüsselt nach Typ und Generation der Kernkraftwerke, und eine um-fassende Liste der Rechtsvorschriften, Verwaltungsvorschriften, Regeln und Richtlinienim kerntechnischen Bereich, die für die Sicherheit der Kernanlagen im Sinne des Über-einkommens von Bedeutung sind und auf die im Bericht Bezug genommen wird.

6 Vorhandene Kernanlagen

Historische Entwicklung

Forschung und Entwicklung auf dem Gebiet der zivilenKernenergienutzung wurden in Deutschland im Jahre1955 aufgenommen, nachdem die BundesrepublikDeutschland förmlich auf die Entwicklung und den Besitzvon Nuklearwaffen verzichtet hatte und als souveränerStaat anerkannt worden war. Das Forschungs- und Ent-wicklungsprogramm beruhte auf einer intensiven interna-tionalen Kooperation und beinhaltete die Konstruktioneiner Reihe von Prototyp-Reaktoren, die Ausarbeitungvon Konzepten für einen geschlossenen Brennstoffkreis-lauf und für die Endlagerung von radioaktivem Abfall intiefen geologischen Formationen.

Im Jahre 1955 richtete die Bundesregierung das Bundes-ministerium für Atomfragen ein und Deutschland wurdeGründungsmitglied von EURATOM und der NuclearEnergy Agency (NEA) der OECD. Mithilfe von US-ame-rikanischen Herstellern begannen deutsche Elektrizitäts-versorgungsunternehmen kommerzielle Kernkraftwerkezu entwickeln (Siemens/Westinghouse für DWR, AEG/General Electric für SWR).

In den folgenden Jahren wurden die westdeutschen Kern-forschungszentren gegründet:

1956 in Karlsruhe (Kernforschungszentrum KarlsruheKfK), in Geesthacht (Gesellschaft für Kernener-gieverwertung in Schiffbau und Schifffahrt GKSS)und in Jülich (Kernforschungsanlage Jülich KFA);

1959 in Berlin (Hahn-Meitner-Institut für Kernfor-schung HMI) und in Hamburg (Deutsches Elek-tronen-Synchrotron DESY);

1969 in Darmstadt (Gesellschaft für Schwerionenfor-schung GSI).

Viele Universitäten wurden mit Forschungsreaktoren aus-gestattet.

Im Jahre 1958 wurde bei General Electric und AEG daserste deutsche Kernkraftwerk, das 15-MWe-Versuchs-atomkraftwerk (VAK) in Kahl bestellt, das 1960 in Be-trieb ging. Eine deutsche Reaktorentwicklung begann1961 mit dem Auftrag an BBK/BBC für den 15-MWe-Hochtemperatur-Kugelhaufenreaktor (ArbeitsgemeinschaftVersuchsreaktor [AVR] in Jülich). Er erreichte 1966 dieerste Kritikalität und war bis 1988 in Betrieb. Seither ister endgültig abgeschaltet. Leistungsreaktoren mit 250 bis350 MWe und 600 bis 700 MWe wurden zwischen 1965und 1970 in Auftrag gegeben.

Nach 15 Jahren deutscher Nukleartechnik bekam diedeutsche Industrie erste Aufträge aus dem Ausland, denNiederlanden (Borssele) und Argentinien (Atucha). ImJahre 1972 wurde mit dem Bau des (damals) weltweitleistungsstärksten Druckwasserreaktors (Biblis A, 1200MWe) begonnen, der 1974 erstmals kritisch wurde. Zwi-schen 1970 und 1975 wurden durchschnittlich dreiBlöcke jährlich bestellt (Anhang 1). Seit dieser Zeit liegtder nukleare Anteil an der Stromerzeugung in Deutsch-land bei etwas über 30 %.

Im Jahre 1969 gründeten Siemens und AEG gemeinsamdie Kraftwerk Union (KWU) und legten die jeweiligennuklearen Aktivitäten zusammen. Damit begann die Ent-wicklung von deutschen Druckwasserreaktoren, die inmehreren Schritten mit einem standardisierten 1 300 MWeDWR dem Konvoi abgeschlossen wurde. Die zuletzt inDeutschland errichteten Kernkraftwerke waren drei die-ser Konvoi-Anlagen, die 1988 in Betrieb gingen.

In der Bundesrepublik Deutschland wurde je ein Prototypfür den Hochtemperatur-Reaktor als Kugelhaufenreaktorauf Thoriumbasis (THTR 300) und den Schnellen Brüter(SNR 300) mit einer Leistung von jeweils 300 MWe ent-wickelt. Der THTR 300 in Hamm-Uentrop wurde 1983kritisch und nach nur fünf Betriebsjahren 1988 aufgrundsicherheitstechnischer und finanzieller Probleme endgül-tig abgeschaltet. Das SNR-300-Projekt in Kalkar wurde1991 wegen ungelöster Sicherheitsprobleme und finanzi-eller Gründe eingestellt ohne Kritikalität erreicht zu haben.

Der andere Teil Deutschlands, die ehemalige DeutscheDemokratische Republik (DDR), begann ebenfalls imJahre 1955 ein Nuklearprogramm zur friedlichen Nut-zung der Kernenergie zu entwickeln und wurde dabei vonder Sowjetunion unterstützt. Als Kernforschungszentrumwurde 1956 das Zentralinstitut für Kernphysik (ZfK) inRossendorf bei Dresden gegründet. Dort ging 1957 einvon der Sowjetunion gelieferter Forschungsreaktor in Be-trieb. Der erste kommerzielle Reaktor – ein 70-MWe-Druckwasserreaktor sowjetischer Bauart – wurde inRheinsberg gebaut und 1966 kritisch.

Von 1973 bis 1979 wurden die vier Druckwasserreaktorenvom sowjetischen Typ WWER-440/W-230 in Greifswaldin Betrieb genommen. 1989 begann die Inbetriebnahmevon Block 5 (WWER 440/213). Im Zuge der deutschenWiedervereinigung wurden dann eingehende Sicherheits-analysen für die Kernkraftwerke sowjetischer Bauartdurchgeführt und ergaben Sicherheitsdefizite gegenüberdem westdeutschen Regelwerk. Wegen technischer undvor allem ökonomischer Gründe – im Wesentlichen dieUnwägbarkeiten bei den Genehmigungsverfahren vonNachrüstmaßnahmen und gleichzeitig ein abnehmenderElektrizitätsverbrauch – fand sich kein Investor für dieNachrüstung der Reaktoren. Sie wurden abgeschaltet.Aufgegeben wurde auch die Errichtung der Blöcke 6, 7und 8 (WWER-440/W-213) in Greifswald und die Arbei-ten an den beiden WWER-1000 Blöcken in Stendal.

Nach der Euphorie der 50er- und 60er-Jahre hatte sich inDeutschland bald Skepsis gegenüber der Kernenergieentwickelt. Eine immer größer werdende Zahl von Bür-gern setzte sich gegen die Risken der Atomenergie, ins-besondere gegen einen Ausbau des Kernkraftwerkparks,zur Wehr. Namen, wie Wyhl, Brokdorf, Gorleben,Wackersdorf oder Kalkar sind Synonyme für diesen Pro-test. Spätestens nach dem Unfall von Harrisburg in 1979und endgültig dann nach der Katastrophe von Tscherno-byl in 1986 war deutlich geworden, dass die Risiken derKernenergienutzung nicht nur theoretischer Natur sind.Durch den erklärten Willen der Bundesregierung zumAusstieg aus der Kernenergienutzung, die zu der Verein-barung zwischen der Bundesregierung und den Elek-



trizitätsversorgungsunternehmen vom 14. Juni 2000 (unterzeichnet am 11. Juni 2001) geführt hat, hat inDeutschland die geordnete Beendigung der Kernenergie-nutzung begonnen.

Kernanlagen im Sinne des Übereinkommens

Gegenwärtig sind an 14 Standorten 19 Kernkraftwerks-blöcke mit insgesamt 22 365 MWe in Betrieb. Anhang 1.1gibt eine Übersicht über die betriebenen Kernkraftwerke,Abbildung 6.1, Seite 12, zeigt deren Standorte.

Das Kernkraftwerk Mülheim-Kärlich mit 1 302 MWe istseit dem 9. September 1988 aufgrund von Gerichtsent-scheidungen abgeschaltet. Nach der Vereinbarung zwi-schen der Bundesregierung und den Elektrizitätsversor-gungsunternehmen vom 14. Juni 2000 wird der Betreiberdie Wiederinbetriebnahme der Anlage nicht mehr weiterverfolgen. Er hat am 12. Juni 2001 den atomrechtlichenAntrag auf Stilllegung und Rückbau der Anlage gestellt.

Entsprechend der Auslegung bei der Errichtung könnendie Kernkraftwerke in vier Generationen bei Druckwas-serreaktoren und zwei Baulinien bei Siedewasserreakto-ren eingeteilt werden. Die Zuordnung zu den Generatio-nen und Baulinien ist in Anhang 1.1 vermerkt und wirdweiterhin im Bericht in den dargestellten Ergebnissenverwendet. Einige grundlegende sicherheitsrelevante An-lagenmerkmale in dieser Zuordnung enthält der An-hang 3. Sie verdeutlichen auch die Weiterentwicklung derSicherheitstechnik.

Seit 1988 trägt die Kernenergie etwa ein Drittel zur öf-fentlichen Elektrizitätsversorgung und rund 12 % zur ge-samten Primärenergieversorgung in Deutschland bei.2000 (1999) betrug die Stromerzeugung aus den deut-schen Kernkraftwerken 169,69 (169,72) TWh. Wie in denVorjahren wiesen auch die im Jahr 2000 in Deutschlandbetriebenen Kernkraftwerke wieder eine hohe Verfügbar-keit aus (Tabelle 6.1).

In der Bundesrepublik Deutschland bestehen Erfahrungenauf dem Gebiet der Plutonium-Rezyklierung in Leicht-wasserreaktoren durch den Einsatz von Mischoxid-Brennelementen (MOX). Für zehn Druckwasserreaktor-blöcke ist der Einsatz von MOX-Brennelementen durchdie zuständigen Landesbehörden genehmigt. Die geneh-migten Einsatzmengen liegen zwischen 9 % und 50 % desKerninventars. Bei den Siedewasserreaktorblöcken ist fürdas Kernkraftwerk Gundremmingen, Blöcke B und C, derEinsatz genehmigt bis zu einem Anteil am Kerninventarvon 38 %. Weitere Anträge sind gestellt. MOX-Brennele-mente wurden bisher bis zu 33 % des Kerninventars beiDruckwasserreaktoren und bis zu 24 % bei Siedewasser-reaktoren eingesetzt.

Die derzeit erreichten oder angestrebten Entladeabbrändeliegen in der Größenordnung von 40 bis 50 GWd proTonne Schwermetall. Durch die von mehreren Betreiberngeplante, beantragte und zum Teil bereits behördlich ge-nehmigte Erhöhung der Anfangsanreicherung an U-235und des Anteils an spaltbarem Plutonium bei MOX-Brennelementen können Abbrände bis über 55 GWd proTonne Schwermetall erreicht werden. Bei den Druckwas-serreaktoren bedingt dies auch den Einsatz von mit B-10angereicherter Borsäure.

Sonstige kerntechnische Einrichtungen

Zur Vervollständigung des Bildes über die Anwendungder Kernenergie in Deutschland wird ein kurzer Überblickgegeben über andere kerntechnische Einrichtungen, dienicht Gegenstand des Übereinkommens sind. Ein Teildieser Anlagen wird dann im Bericht zum GemeinsamenÜbereinkommen über die Sicherheit der Behandlung ab-gebrannter Brennelemente und über die Sicherheit derBehandlung radioaktiver Abfälle behandelt werden.

Insgesamt 22 Kernkraftwerksblöcke sind stillgelegt oderwurden als Projekt während der Bauzeit aufgegeben (An-hang 1.2). Hiervon wurden 14 Kernkraftwerksblöcke mit3 875 MWe nach Betriebszeiten zwischen 0,5 und 25 Jah-renendgültigabgeschaltet.SiewerdenderzeitmitdemZielder vollständigen Beseitigung abgebaut oder für den si-cheren Einschluss vorbereitet bzw. befinden sich im siche-ren Einschluss. Zum größten Teil sind dies die Reaktorenmit geringer Leistung aus den Anfangszeiten der Kern-energienutzung. Zwei Kernkraftwerke sind bereits voll-ständig abgebaut und ihre Standorte rekultiviert worden.

Die weiteren kerntechnischen Einrichtungen umfassenForschungsreaktoren und Anlagen des Kernbrennstoff-kreislaufes und der Entsorgung. In Betrieb sind eine Uran-Anreicherungsanlage in Gronau und eine Brennele-mentfertigung in Lingen. Die Pilot-Wiederaufarbeitungs-anlage in Karlsruhe ist stillgelegt und wird abgebaut. Diedort noch vorhandenen hochaktiven Spaltproduktlö-sungen sollen endlagergerecht verglast werden. Zur Zwischenlagerung von Brennelementen sowie zur Be-handlung, Konditionierung und Zwischenlagerung radio-aktiver Abfälle sind mehrere Einrichtungen in Betrieb.Das Genehmigungsverfahren für die Pilotkonditionie-rungsanlage (PKA) wurde im Dezember 2000 mit Ertei-lung der dritten Teilerrichtungsgenehmigung abgeschlos-

Tabel le 6.1

Mittlere Verfügbarkeiten der deutschen Kernkraftwerke

Jahr Zeitverfüg-

barkeit %

Arbeitsver-fügbarkeit

%

Arbeitsaus-nutzung

%

1996 88,1 87,0 82,8 1997 92,9 92,3 87,3 1998 87,4 87,2 82,7 1999 91,1 90,2 87,0 2000 91,0 90,6 85,9

Zeitverfügbarkeit (time availability): verfügbare Betriebszeit/Ka-lenderzeit

Arbeitsverfügbarkeit (energy availability): mögliche Energieerzeugung/Nennarbeit

Arbeitsausnutzung (energy utilization): tatsächliche Energieerzeu-gung/Nennarbeit


Abbildung 6.1

Kernkraftwerke in Deutschland

DWR DWR DWR DWRDWR

SWR

SWR

DWR

DWR

DWRSWR

DWR

DWR DWR

DWRSWR

DWR

DWR SNR

HTR

HTR

DWR

DRR

SWR

SWR

DWR

DWR

SWR SWR SWR

DWR DWR

DWR

SWR

HDR

DWR

Legende

DWR DruckwasserreaktorSWR Siedewasserreaktor SNR Schneller BrutreaktorHTR HochtemperaturreaktorDRR Druckröhrenreaktor HDR Heißdampfreaktor

Zahlen: Bruttoleistung [MWe]

in Betrieb

außer Betrieb


sen. Die Nutzung der Anlage wird entsprechend der Ver-einbarung zwischen der Bundesregierung und den Elek-trizitätsversorgungsunternehmen vom 14. Juni 2000 aufdie Reparatur schadhafter Behälter beschränkt.

Für die Endlagerung radioaktiver Abfälle (außer Kern-brennstoffe) war bis zum September 1998 das EndlagerMorsleben in Betrieb. Das Planfeststellungsverfahren fürdas Endlager Schacht Konrad läuft mittlerweile fast19 Jahre. Die Arbeiten im Erkundungsbergwerk Gorlebensind für mindestens drei Jahre und höchstens zehn Jahreunterbrochen.

Ergebnis der Bewertung der Kernanlagen

Alle im Anhang 1.1 genannten derzeit betriebenen Kern-kraftwerksblöcke haben eine unbefristete Betriebsgeneh-migung. Mit der Umsetzung der am 11. Juni 2001 unter-zeichneten Vereinbarung zwischen der Bundesregierungund den Elektrizitätsversorgungsunternehmen vom14. Juni 2000 wird über die festgelegte Reststrommengedie Laufzeit begrenzt werden. Durch die den Betriebsge-nehmigungen zugrunde liegende Auslegung der Anlagenwird erreicht, dass der nach Stand von Wissenschaft undTechnik erforderliche Schutz gegen Schäden durch radio-logische Auswirkungen des Anlagenbetriebs zum Zeit-punkt der Inbetriebnahme gegeben ist.

Im Rahmen des regulatorischen Systems zur Nutzung derKernenergie, insbesondere des behördlichen Aufsichts-verfahrens (Kapitel 7), werden kontinuierlich und anlass-bezogen Sicherheitsbewertungen sowie ergänzende peri-odische Sicherheitsüberprüfungen durchgeführt. Wennneue sicherheitsrelevante Erkenntnisse vorliegen, wirddie Notwendigkeit und Angemessenheit von Verbesse-rungen geprüft. Damit soll eine Dynamisierung der Anlagensicherheit erreicht werden. Bei den Sicherheits-überprüfungen festgestellte Mängel werden nach auf-sichtlichen Vorgaben beseitigt (Kapitel 14). Mit den Sicherheitsbewertungen im Rahmen der behördlichenAufsicht erfolgt eine Überprüfung im Sinne des Artikels 6des Übereinkommens.

In den vergangenen Jahren sind zahlreiche Verbesserun-gen verwirklicht worden (Kapitel 14 (ii)), insbesondereauch im auslegungsüberschreitenden Bereich (Kapi-tel 18 (i)). Im Ergebnis wurden dadurch teilweise auch äl-tere Kernkraftwerke auf einen besseren sicherheitstechni-schen Stand gebracht. Für das Kernkraftwerk Biblis Asind Nachrüstmaßnahmen im Ergebnis von durchgeführ-ten Sicherheitsüberprüfungen erforderlich. Hierfür liegenAnträge des Betreibers vor, die allerdings noch nicht voll-ständig den Nachrüstbedarf abdecken. Sie werden derzeitvon der zuständigen Landesbehörde geprüft. Die Bundes-regierung dringt auf eine alsbaldige Erteilung der erfor-derlichen Genehmigungen und auf eine zügige Umset-zung dieser Maßnahmen durch den Betreiber.

Zusammenfassend stellt die Bundesregierung fest, dassdie Voraussetzungen für einen sicheren Betrieb der deut-schen Kernkraftwerke für deren noch verbleibende Nut-zung bis zur Beendigung der Kernenergieanwendung inDeutschland gegeben sind.

7 Rahmen für Gesetzgebung und Vollzug

7 (1) Rahmen für Gesetzgebung und Vollzug

Die Verfassung (Artikel 74 (1) 11a des Grundgesetzes[1A-1]) verleiht, entsprechend der föderalen Struktur derBundesrepublik Deutschland, dem Bund die Zuständig-keit zur Gesetzgebung für „die Erzeugung und Nutzungder Kernenergie zu friedlichen Zwecken, die Errichtungund den Betrieb von Anlagen, die diesen Zwecken dienen,den Schutz gegen Gefahren, die bei Freiwerden von Kern-energie oder durch ionisierende Strahlen entstehen, unddie Beseitigung radioaktiver Stoffe“.

Das Atomgesetz [1A-3] wurde nach dem erklärten Ver-zicht der Bundesrepublik Deutschland auf Atomwaffenam 23. Dezember 1959 verkündet. Der Geltungsbereichumfasste ursprünglich nur die Bundesrepublik Deutsch-land in den Grenzen vor 1990 und das Land Berlin.

Die Gesetzgebung und der Vollzug müssen in Deutsch-land daneben die bindenden Vorgaben aus den Regelun-gen der Europäischen Gemeinschaften beachten. Hierzugehören im Bereich des Strahlenschutzes die aufgrund derArtikel 30 ff. des EURATOM-Vertrages [1F-1] erlassenenEURATOM-Grundnormen [1F-18] für den Gesundheits-schutz der Bevölkerung und der Arbeitnehmer gegen dieGefahren ionisierender Strahlungen. Die Verwendungvon Erzen, Ausgangsstoffen und besonderen spaltba-ren Stoffen unterliegt dem Kontrollregime der Europä-ischen Atomgemeinschaft nach den Artikeln 77 ff. des EURATOM-Vertrages.

7 (2i) Sicherheitsvorschriften und -regelungen

Gesetze und Verordnungen, insbesondere Atomgesetz

Das Atomgesetz enthält die grundlegenden nationalenRegeln für die Sicherheit von Kernanlagen in Deutsch-land und ist die Grundlage für die zugehörigen Verord-nungen. Sein Zweck ist es vor allem, Leben, Gesundheitund Sachgüter vor den Gefahren der Kernenergie und derschädlichen Wirkung ionisierender Strahlen zu schützenund verursachte Schäden auszugleichen. Weiterhin sollverhindert werden, dass durch Nutzung der Kernenergiedie innere oder äußere Sicherheit der BundesrepublikDeutschland gefährdet wird. Ebenso soll das Gesetz dieErfüllung internationaler Verpflichtungen Deutschlandsauf dem Gebiet der Kernenergie und des Strahlenschutzesgewährleisten.

Zum Schutz gegen die von radioaktiven Stoffen ausge-henden Gefahren und zur Kontrolle ihrer Verwendungknüpft das Atomgesetz Errichtung und Betrieb von Kern-anlagen an eine behördliche Genehmigung.

Voraussetzung für die Genehmigung der bestehenden An-lagen war vor allem, dass die Maßnahmen zur Vorsorgegegen Schäden dem Stand von Wissenschaft und Technikentsprechen müssen. Dies war eine Verschärfung der imdeutschen technischen Sicherheitsrecht verwendeten


Anforderung des Standes der Technik oder der noch we-niger anspruchsvollen allgemein anerkannten Regeln derTechnik. Damit musste für eine Genehmigung einer Kern-anlage diejenige Vorsorge gegen Schäden getroffen wer-den, die nach den neuesten wissenschaftlichen Erkennt-nissen für erforderlich gehalten wurde. Wäre die Vorsorgetechnisch nicht zu verwirklichen gewesen, hätte die Ge-nehmigung nach dem Gesetz verweigert werden müssen.Diese Anforderungen für die Genehmigung von Kern-kraftwerken sind heute nur noch für Änderungen von An-lagen bedeutsam, weil der Bau neuer Kernkraftwerkenicht mehr beabsichtigt ist und zukünftig gesetzlich aus-geschlossen wird.

Aufgrund des Atomgesetzes wurden für den Bereich derKerntechnik mehrere Verordnungen erlassen. Die wich-tigsten betreffen:

– den Strahlenschutz [1A-8],

– das Genehmigungsverfahren [1A-10] und

– die Meldung von meldepflichtigen Ereignissen [1A-17].

Die Sicherheitsvorschriften und -regelungen des Atomge-setzes und der Verordnungen werden weiter konkretisiertdurch Allgemeine Verwaltungsvorschriften, Richtlinien,KTA-Regeln, RSK- und SSK-Empfehlungen und durchkonventionelles technisches Regelwerk.

Neben dem Atomgesetz, das die Sicherheit der Anlagenregelt, schreibt das Strahlenschutzvorsorgegesetz von1986 [1A-5], das im Gefolge des Reaktorunfalls vonTschernobyl entstand, Aufgaben der Umweltüberwa-chung auch bei Ereignissen mit nicht unerheblichen ra-diologischen Auswirkungen fest (Kapitel 15 und 16).

Allgemeine Verwaltungsvorschriften

Im Bereich unterhalb der Gesetze und Verordnungen re-geln Allgemeine Verwaltungsvorschriften die Handlungs-weise der Behörden verbindlich. Im kerntechnischen Be-reich sind zu nennen die Vorschriften:

– zur Berechnung der Strahlenexposition im bestim-mungsgemäßen Betrieb der Kernkraftwerke [2-1],

– zum Strahlenpass [2-2],

– zur Umweltverträglichkeitsprüfung [2-3] und

– zur Umweltüberwachung [2-4].

Richtlinien

Das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz undReaktorsicherheit (BMU) erstellt nach Beratung und inder Regel im Konsens mit den Ländern Richtlinien.Diese Richtlinien dienen der detaillierten Konkretisie-rung technischer und verfahrensmäßiger Fragen aus demGenehmigungs- und Aufsichtsverfahren (Kapitel 8 (1)).Sie beschreiben die Auffassung des Bundesministeriumsfür Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit zu allge-meinen Fragen der kerntechnischen Sicherheit und derVerwaltungspraxis, und dienen den Landesbehörden alsOrientierung bei Vollzug des Atomgesetzes. Die Richtli-

nien sind aber für die Landesbehörden im Unterschied zuden Allgemeinen Verwaltungsvorschriften nicht verbind-lich. Derzeit liegen etwa 50 Richtlinien aus dem kern-technischen Bereich vor (siehe Anhang 4, dort unter „Bekanntmachungen“ [3-...]). Es handelt sich um Vor-schriften:

– zu generellen Sicherheitsanforderungen („Sicher-heitskriterien“),

– zur Konkretisierung der bei der Auslegung zu be-trachtenden Störfälle,

– zur Ausbreitungsrechnung,

– für zu planende Notfallschutzmaßnahmen der Betrei-ber für angenommene schwere Störfälle,

– für Katastrophenschutzvorkehrungen in der Umge-bung der Anlagen,

– zu Maßnahmen gegen Störungen oder sonstige Ein-wirkungen Dritter,

– zum Strahlenschutz bei Revisionsarbeiten,

– zur Dokumentation,

– zu Unterlagenforderungen bei Anträgen auf Genehmi-gung und

– zur Fachkunde des Personals kerntechnischer Anla-gen.

Empfehlungen der RSK und SSK, RSK-Leitlinien

Für Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren spielen dieEmpfehlungen der Reaktor-Sicherheitskommission(RSK) und der Strahlenschutzkommission (SSK) einewichtige Rolle. Diese beiden Expertengremien beratendas Bundesumweltministerium in Fragen der nuklearenSicherheit und des Strahlenschutzes (Kapitel 8 (1)).

In den RSK-Leitlinien in der letzten Fassung von 1996 [4-1] hat die Reaktor-Sicherheitskommission die sicher-heitstechnischen Anforderungen zusammengefasst, diebei der Auslegung, dem Bau und dem Betrieb eines Kern-kraftwerks erfüllt werden sollten. Die RSK legt dieseLeitlinien ihren Beratungen und Stellungnahmen zu-grunde. Sie weicht davon ab, wenn sich für bestimmte Be-reiche der Stand von Wissenschaft und Technik zwi-schenzeitlich geändert hat.

KTA-Regeln

Detaillierte und konkrete Ausführungen technischer Artenthalten die Regeln des Kerntechnischen Ausschusses(KTA), (Kapitel 8 (1)). Nach seiner Satzung formuliert erRegelungen, wenn „sich auf Grund von Erfahrungen eineeinheitliche Meinung von Fachleuten der Hersteller, Er-steller und Betreiber von Atomanlagen, der Gutachter undder Behörden abzeichnet“. Aufgrund der regelmäßigenÜberprüfung und gegebenenfalls Überarbeitung der ver-abschiedeten Regeltexte spätestens alle fünf Jahre wer-den die Regelungen dem aktuellen Stand von Wissen-schaft und Technik angepasst. Die KTA-Regeln entfaltenzwar keine rechtliche Bindungswirkung, aufgrund ihres


Entstehungsprozesses und Detaillierungsgrades kommtihnen aber eine weit reichende praktische Wirkung zu.Derzeit besteht das KTA-Regelwerk (Stand 6/00) aus88 Regeln und 4 Regelentwürfen, 12 Regelentwürfe sindin Vorbereitung, 12 Regeln befinden sich im Änderungs-verfahren.

Die KTA-Regeln betreffen:

– administrative Vorschriften,

– Arbeitsschutz (spezielle Ergänzungen im kerntechni-schen Bereich),

– Bautechnik,

– nukleare und thermohydraulische Auslegung,

– Werkstofffragen,

– Instrumentierung,

– Aktivitätskontrolle und

– sonstige Vorschriften.

Die Qualitätssicherung nimmt einen breiten Raum ein; inden meisten Regeln wird dieser Aspekt für den Rege-lungsgegenstand behandelt. Der Qualitätssicherungsbe-griff des KTA-Regelwerkes umfasst auch das im interna-tionalen Bereich heute separat betrachtete Gebiet derAlterung (Kapitel 13).

Historisch gesehen entwickelte sich das KTA-Regelwerkauf der Basis von vorhandenen deutschen Regelwerkenund amerikanischen kerntechnischen Sicherheitsregeln.Für die Auslegung und Berechnung von Komponentenwar der ASME-Code (Section III) Vorbild.

Um die Zuordnung und Integration von internationalenRegeln und Spezifikationen in das nationale Regelwerkkünftig zu vereinfachen, hat der KTA das Arbeitspro-gramm „KTA 2000“

begonnen. Das wesentliche Ziel des Vorhabens ist es, An-forderungen des Regelwerkes für den Bereich der Reak-torsicherheit (Auslegung, Bau und Betrieb von Kern-kraftwerken) geschlossen und hierarchisch strukturiert inForm einer Regelpyramide darzustellen, als

– KTA-Grundlagen,

– KTA-Basisregeln und

– KTA-Fachregeln.

Die KTA-Grundlagen beschreiben die konzeptionellenSicherheitsanforderungen des kerntechnischen Regelwer-kes. Es werden Schutzziele (Kapitel 18 (i)) sowie Vorge-hensweisen zum Erreichen dieser Schutzziele angegeben.Die sieben KTA-Basisregeln konkretisieren die sicher-heitstechnischen Anforderungen unabhängig von derBaureihe der Kernkraftwerke. Die KTA-Fachregeln be-schreiben Anforderungen und Vorgehensweisen, wie sieentsprechend dem Stand von Wissenschaft und Technikzur Vorsorge gegen Schäden realisiert wurden. Auf derSitzung des KTA im Juni 2001 wurden die ersten Ent-würfe verabschiedet.

Konventionelles technisches RegelwerkAußerdem gilt – wie für Bau und Betrieb von allen tech-nischen Anlagen – das konventionelle technische Regel-werk, insbesondere die nationale Normung des DeutschenInstituts für Normung DIN und auch die internationaleNormung nach ISO und IEC, soweit das konventionelleRegelwerk dem Stand von Wissenschaft und Technikgenügt.

Gesamtbild des RegelwerkesInsgesamt gesehen bildet das deutsche kerntechnischeRegelwerk eine hierarchisch strukturierte Pyramide, wo-bei zu beachten ist, dass dem technischen Regelwerk Ver-bindlichkeit nur im Rahmen des Standes von Wissen-schaft und Technik zukommt (s. o.).

AtomgesetzVerordnungen

Allgemeine VerwaltungsvorschriftenRichtlinien

Empfehlungen der RSK und SSK/RSK-LeitlinienKTA-Regeln

DIN-Normen, internationale technische Normung

abstrakt

konkret


Kerntechnische Regelungen, außer Gesetzen, Verordnun-gen und Allgemeinen Verwaltungsvorschriften, erlangenihre regulatorische Bedeutung allein aufgrund der gesetz-lichen Anforderung des Standes von Wissenschaft undTechnik. Nach der Rechtsprechung kann vermutet wer-den, dass das kerntechnische Regelwerk diesen Stand zu-treffend wiedergibt. Deshalb verdrängt eine belegte wis-senschaftliche Weiterentwicklung die Anwendung einerdadurch veralteten Regel, ohne dass diese aufgehobenwerden müsste. Die gesetzlich vorgesehene Dynamisie-rung der sicherheitstechnischen Anforderungen ist damitnicht an Regelsetzungsverfahren gebunden.

Auf die Inhalte der einzelnen Regelungen wird im vorlie-genden Bericht bei der Behandlung der betreffenden Arti-kel der Konvention Bezug genommen. Der Anhang 4 „Re-ferenzliste kerntechnisches Regelwerk“ enthält dieaktuellen Regelungen zu kerntechnischen Anlagen in derhier erläuterten hierarchischen Ordnung. Alle Regel-werkstexte sind öffentlich zugänglich. Sie werden in denamtlichen Publikationsorganen des Bundes veröffentlicht.

Die hier vorgestellten Sicherheitsvorschriften und -rege-lungen haben ihre Struktur und inhaltliche Ausprägung imWesentlichen in den 70er-Jahren erhalten. Sie sind seit-dem in allen atomrechtlichen Genehmigungs- und Auf-sichtsverfahren herangezogen worden und wurden, so-weit erforderlich, in Anpassung an den Stand vonWissenschaft und Technik weiterentwickelt.

7 (2ii) GenehmigungssystemDie Genehmigung von Kernanlagen ist im Atomgesetz[1A-3] geregelt. Nach § 7 dieses Gesetzes bedürfen dieErrichtung, der Betrieb oder das Innehaben einer ortsfes-ten Anlage zur Erzeugung, Bearbeitung, Verarbeitungoder zur Spaltung von Kernbrennstoffen, einer wesentli-chen Veränderung der Anlage oder ihres Betriebes undauch der Stilllegung der Genehmigung. Eine solche Ge-nehmigung darf nur erteilt werden, wenn die in diesemParagraphen des Gesetzes genannten Genehmigungsvo-raussetzungen durch den Antragsteller erfüllt werden:

– nach Stand von Wissenschaft und Technik erforderli-che Vorsorge gegen Schäden,

– Zuverlässigkeit und Fachkunde der verantwortlichenPersonen,

– notwendige Kenntnisse der sonst tätigen Personenüber einen sicheren Betrieb der Anlage,

– Schutz gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwir-kungen Dritter,

– Vorsorge für gesetzliche Schadensersatzverpflich-tungen,

– Berücksichtigung öffentlicher Interessen im Hinblickauf die Umweltauswirkungen.

Weiter ist zu beachten, dass jeglicher Umgang mit radio-aktiven Stoffen – und dies trifft auch bei Errichtung undBetrieb von Kernkraftwerken zu – den Überwachungsvor-schriften und den Schutzvorschriften unterworfen ist, diein der Strahlenschutzverordnung [1A-8] verbindlich fest-gelegt sind. In der Strahlenschutzverordnung sind auch die

Benennung der verantwortlichen Personen des Genehmi-gungsinhabers, die Dosisgrenzwerte für die Strahlen-exposition der Beschäftigten und der Bevölkerung im bestimmungsgemäßen Betrieb geregelt. Darüber hinausenthält sie Planungsrichtwerte für die Auslegung vonKernkraftwerken gegen Auslegungsstörfälle.

Genehmigungen für Kernkraftwerke können zur Gewähr-leistung der Sicherheit mit Auflagen verbunden werden.Der Betrieb, das Innehaben, eine wesentliche Verände-rung oder die Stilllegung einer Kernanlage ohne die hier-für erforderliche Genehmigung ist strafbar [1B-1].

Die Genehmigung von Kernanlagen erfolgt durch die ein-zelnen Bundesländer. In den Bundesländern sind jeweilsMinisterien zuständig für die Erteilung von Genehmigun-gen zu Errichtung, Betrieb, wesentlicher Veränderung undStilllegung von Kernkraftwerken (Tabelle 8.1). Der Bundübt die Aufsicht über den Vollzug des Atom- und Strah-lenschutzrechts durch die Länder aus (Bundesaufsicht).Dabei hat er insbesondere das Recht, zu Sach- undRechtsfragen in jedem Einzelfall verbindliche Weisungenzu erteilen.

Die Ausgestaltung und Durchführung des Genehmigungs-verfahrens gemäß Atomgesetz ist in der AtomrechtlichenVerfahrensverordnung [1A-10] näher geregelt. Festgelegtsind die Antragstellung mit der Vorlage von Unterlagen,die Öffentlichkeitsbeteiligung und die Möglichkeit derAufteilung in mehrere Genehmigungsschritte (Teilgeneh-migungen), darüber hinaus die Umweltverträglichkeits-prüfung [1F-12] und die Beachtung anderer Genehmi-gungserfordernisse (z. B. für nichtradioaktive Emissionenund für Ableitungen in Gewässer (Kapitel 17 (ii)).

Zu allen fachlich-wissenschaftlichen Fragen der Geneh-migung und der Aufsicht kann die zuständige Behördegemäß § 20 Atomgesetz Sachverständige mit behör-denähnlichen Inspektions- und Informationsrechten zuzie-hen. Die Behörde ist an die fachliche Beurteilung durch dieSachverständigen nicht gebunden (Kapitel 8 (1)).

Das Zusammenspiel der am atomrechtlichen Verfahrenbeteiligten Behörden und Stellen sowie die Beteiligungder Öffentlichkeit sind in Abbildung 7.1 dargestellt. Hier-durch wird eine breite und differenzierte Entscheidungs-grundlage geschaffen, die Entscheidungen unter Berück-sichtigung aller Belange ermöglicht.

Die geltenden atomrechtlichen Haftungsvorschriften set-zen das Pariser Atomhaftungs-Übereinkommen [1E-11],ergänzt durch das Brüsseler Zusatzübereinkommen [1E-12] in nationales Recht um. Einzelheiten zur Festset-zung der Deckungsvorsorge regelt eine Rechtsverordnung[1A-11]. In Deutschland bedeutet dies für die Betreiber inder Regel den Abschluss von Haftpflichtversicherungen,deren Deckungssumme im atomrechtlichen Genehmi-gungsverfahren festgelegt wird. Darüber hinaus tragen derBund und das genehmigende Bundesland gemeinsam eineFreistellungsverpflichtung, die von Geschädigten in An-spruch genommen werden kann. Die Höchstsumme derDeckungsvorsorge beträgt zurzeit 250 Millionen Euro, dieder Freistellungsverpflichtung maximal das Doppelte. DieDeckungssumme soll durch Änderung des Atomgesetzesauf 2,5 Milliarden Euro angehoben werden.


Atomrechtliches Genehmigungsverfahren im Einzelnen

Atomrechtliche Genehmigungsverfahren werden fürKernkraftwerke derzeit nur für die Veränderung beste-hender Anlagen durchgeführt.

Antragstellung

Die Energieversorgungsunternehmen oder ihre Tochter-gesellschaften sind Antragsteller für Errichtung und Betrieb eines Kernkraftwerkes. Sie reichen einen schrift-lichen Genehmigungsantrag bei der Genehmigungs-behörde des Bundeslandes ein, in dem die Anlage er-richtet werden soll. Dem Genehmigungsantrag sindUnterlagen beizufügen, die in der Atomrechtlichen Ver-fahrensverordnung [1A-10] genannt sind und deren Aus-gestaltung in Richtlinien spezifiziert ist. Eine wichtigeUnterlage ist der Sicherheitsbericht (Kapitel 14 (i)), indem die Anlage und ihr Betrieb sowie die damit verbun-denen Auswirkungen einschließlich der Auswirkungenvon Auslegungsstörfällen beschrieben und die Vorsorge-maßnahmen dargelegt werden. Er ist mit Lageplänen undÜbersichtszeichnungen ausgestattet. Zur Erfüllung derGenehmigungsvoraussetzungen sind weitere Unterlagenvorzulegen, z. B. ergänzende Pläne, Zeichnungen und Be-schreibungen sowie Angaben

– zum Schutz der Anlage gegen Störmaßnahmen odersonstiger Einwirkungen Dritter,

– zur Person desAntragstellers und derVerantwortlichen,einschließlich deren Fachkunde und Zuverlässigkeit,

– über die notwendigen Kenntnisse der beim Betrieb derAnlage sonst tätigen Personen,

– zur Sicherheitsspezifikation,

– zur Deckungsvorsorge,

– über die Art der anfallenden radioaktiven Reststoffeund deren Entsorgung,

– zu den vorgesehenen Schutzmaßnahmen für die Um-welt.

Zudem muss für die Öffentlichkeitsbeteiligung mit demAntrag eine Kurzbeschreibung der geplanten Anlageeinschließlich Angaben zu ihren voraussichtlichen Aus-wirkungen auf die Bevölkerung und die Umwelt in derUmgebung vorgelegt werden.

Antragsprüfung

Die Genehmigungsbehörde prüft auf der Grundlage dervorgelegten Unterlagen, ob die Genehmigungsvorausset-zungen erfüllt sind. Im Genehmigungsverfahren sind alleBehörden des Bundes, der Länder, der Gemeinden undder sonstigen Gebietskörperschaften zu beteiligen, derenZuständigkeitsbereich berührt wird, insbesondere dieBau-, Wasser-, Raumordnungs- und Katastrophenschutz-behörden. Wegen des großen Umfangs der zu prüfenden

Abbildung 7.1

Beteiligte am atomrechtlichen Verfahren

BeratungsgremienRSKSSK

Sachverständige (z. B. GRS)

Sachverständige (z. B. TÜV) Antragsteller

Betreiber

Öffentlichkeit

Genehmigungs- und AufsichtsbehördeLandesministerium

Sachverständige für den nicht-nuklearen

Teil

weitere Landes- und nachgeordnete

Behörden

weitereBundesbehörden

Bundesamt fürStrahlenschutz

(BfS)

Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz

und Reaktorsicherheit(BMU)


Sicherheitsfragen werden in der Regel Sachverständigen-organisationen zur Unterstützung der Genehmigungs-behörde mit der Begutachtung und Überprüfung der Antragsunterlagen beauftragt. In ihren Sachverständigen-gutachten legen sie dar, ob die Anforderungen an die kern-technische Sicherheit und den Strahlenschutz erfüllt wer-den. Sie haben keine eigenen Entscheidungsbefugnisse.

Die Genehmigungsbehörde des Landes beteiligt das Bun-desumweltministerium im Rahmen der Bundesauftrags-verwaltung. Bei der Wahrnehmung der Bundesaufsichtlässt dieses sich durch seine Beratungsgremien, die Reak-tor-Sicherheitskommission und die Strahlenschutzkom-mission, sowie häufig durch die Gesellschaft für Anlagen-und Reaktorsicherheit beraten und fachlich unterstützenund nimmt gegenüber der zuständigen LandesbehördeStellung zum Projekt. Bei ihrer Entscheidungsfindung hatdie Landesbehörde diese Stellungnahme zu berücksichti-gen.

Öffentlichkeitsbeteiligung

Die Genehmigungsbehörde beteiligt die Öffentlichkeit anden Genehmigungsverfahren. Damit werden vor allemdiejenigen Bürger geschützt, die von der geplanten An-lage betroffen sein können. Die Atomrechtliche Verfah-rensverordnung [1A-10] enthält Regelungen über:

– die öffentliche Bekanntmachung des Vorhabens undöffentliche Auslegung der Antragsunterlagen an einergeeigneten Stelle in der Nähe des Standortes für einenZeitraum von zwei Monaten, einschließlich der Auf-forderung etwaige Einwendungen innerhalb der Aus-legungsfrist vorzubringen,

– die Durchführung eines Erörterungstermins, auf demdie vorgebrachten Einwände zwischen Genehmi-gungsbehörde, Antragsteller und Einwendern bespro-chen werden können.

Die Genehmigungsbehörde würdigt die Einwendungenbei ihrer Entscheidungsfindung und stellt dies in der Ge-nehmigungsbegründung dar.

Umweltverträglichkeitsprüfung

Die Erforderlichkeit einer Umweltverträglichkeitsprüfungbei Genehmigung von Errichtung, Betrieb und Stilllegungeines Kernkraftwerkes oder bei einer wesentlichen Verän-derung der Anlage oder ihres Betriebes und der Ablauf derUmweltverträglichkeitsprüfung innerhalb des atomrecht-lichen Genehmigungsverfahrens sind im Gesetz über dieUmweltverträglichkeitsprüfung [1F-12] in Verbindungmit dem Atomgesetz und der darauf beruhenden Atom-rechtlichen Verfahrensverordnung geregelt. Die zustän-dige Behörde führt anhand der atom- und strahlenschutz-rechtlichen Anforderungen eine abschließende Bewertungder Umweltauswirkungen durch, die die Grundlage derEntscheidung über die Zulässigkeit des Vorhabens im Hin-blick auf eine wirksame Umweltvorsorge ist.

Genehmigungsentscheidung

Die Antragsunterlagen, die Gutachten der beauftragtenSachverständigen, die Stellungnahme des Bundesum-

weltministeriums, die Stellungnahmen der beteiligtenBehörden, die Erkenntnisse zu den im Erörterungsterminvorgebrachten Einwendungen aus der Öffentlichkeit bil-den in ihrer Gesamtheit die Basis für die Entscheidung derGenehmigungsbehörde. Die Einhaltung der Verfahrens-vorschriften gemäß der Atomrechtlichen Verfahrensver-ordnung ist Voraussetzung für die Rechtmäßigkeit derEntscheidung. Gegen die Entscheidung der Genehmi-gungsbehörde kann vor Verwaltungsgerichten Klage er-hoben werden.

7 (2iii) Behördliche Prüfung und Beurteilung(Aufsicht)

Während der gesamten Lebensdauer mit Einschluss derErrichtung und der Stilllegung unterliegen Kernkraft-werke nach Erteilung der erforderlichen Genehmigung ei-ner kontinuierlichen staatlichen Aufsicht gemäß Atomge-setz und den zugehörigen atomrechtlichen Verordnungen.Die Länder handeln auch bei der Aufsicht im Auftrag desBundes (Kapitel 7 (2ii)), d. h. der Bund kann auch hierverbindliche Weisungen zu Sach- und Rechtsfragen in je-dem Einzelfall erteilen. Wie im Genehmigungsverfahrenlassen sich die Länder durch unabhängige Sachverstän-dige unterstützen.

Oberstes Ziel der staatlichen Aufsicht über kerntechni-sche Anlagen ist wie bei der Genehmigung der Schutz derBevölkerung und der in diesen Anlagen beschäftigtenPersonen vor den mit dem Betrieb der Anlage verbunde-nen Risiken.

Die Aufsichtsbehörde überwacht insbesondere

– die Einhaltung der Bestimmungen, Auflagen und Ne-benbestimmungen der Genehmigungsbescheide,

– die Einhaltung der Vorschriften des Atomgesetzes, deratomrechtlichen Verordnungen und sonstiger sicher-heitstechnischer Regeln und Richtlinien und

– die Einhaltung der erlassenen aufsichtlichen Anord-nungen.

Zur Gewährleistung der Sicherheit überwacht die Auf-sichtsbehörde auch mithilfe ihrer Sachverständigen oderdurch andere Behörden:

– die Einhaltung der Betriebsvorschriften,

– die Durchführung der wiederkehrenden Prüfungen si-cherheitstechnisch relevanter Anlagenteile,

– die Auswertung besonderer Vorkommnisse,

– die Durchführung von Änderungen der Anlage oderihres Betriebes,

– die Strahlenschutzüberwachung des Kernkraftwerks-personals,

– die Strahlenschutzüberwachung der Umgebung, auchdurch das betreiberunabhängige Fernüberwachungs-system für Kernkraftwerke,

– die Einhaltung der anlagenspezifisch genehmigtenGrenzwerte bei der Ableitung von radioaktiven Stof-fen,


– die Maßnahmen gegen Störungen oder sonstige Ein-wirkungen Dritter,

– die Zuverlässigkeit und Fachkunde und den Fachkun-deerhalt der verantwortlichen Personen sowie denKenntniserhalt der sonst tätigen Personen auf der An-lage,

– die Qualitätssicherungsmaßnahmen.

Die von der Aufsichtsbehörde zugezogenen Sachver-ständigen haben nach dem Atomgesetz jederzeit Zugangzur Anlage und sind berechtigt, notwendige Untersu-chungen durchzuführen und Information zur Sache zuverlangen.

Die Betreiber der Kernkraftwerke müssen den Aufsichts-behörden regelmäßig Betriebsberichte vorlegen. Darinsind enthalten Angaben zum Betriebsverlauf, zu Instand-haltungsmaßnahmen und Prüfungen, zum Strahlenschutzund zu radioaktiven Abfällen. Sicherheitstechnisch re-levante Vorkommnisse sind den Behörden zu melden[1A-17]. Die Regelungen und Vorgehensweisen zu mel-depflichtigen Ereignissen und deren Auswertung sind inKapitel 19 (vi) bis (vii) beschrieben.

7 (2iv) Durchsetzung von Vorschriften undBestimmungen

Zur Durchsetzung der geltenden Vorschriften sind beiVerstößen Sanktionen im Strafgesetzbuch [1B-1], imAtomgesetz [1A-3] und in den atomrechtlichen Verord-nungen vorgesehen:

Straftatbestände

Alle als Straftatbestände geltenden Regelverstöße sind imStrafgesetzbuch behandelt. Mit Freiheitsstrafen oderGeldstrafen wird bestraft, wer z. B.:

– eine Kernanlage ohne die hierfür erforderliche Ge-nehmigung betreibt, innehat, verändert oder stilllegt,

– eine kerntechnische Anlage wissentlich fehlerhaft her-stellt,

– mit Kernbrennstoffen ohne die erforderliche Geneh-migung umgeht,

– ionisierende Strahlen freisetzt oder Kernspaltungsvor-gänge veranlasst, die Leib und Leben anderer schädi-gen können,

– Kernbrennstoffe, radioaktive Stoffe oder geeigneteVorrichtungen zur Ausübung einer Straftat sich be-schafft oder herstellt.

Ordnungswidrigkeiten

Im Atomgesetz und den zugehörigen Verordnungen sindOrdnungswidrigkeiten geregelt, die mit Bußgeldern ge-gen die handelnden Personen geahndet werden. Ord-nungswidrig handelt, wer z. B.

– Kernanlagen ohne Genehmigung errichtet,

– einer behördlichen Anordnung oder Auflage zuwider-handelt,

– ohne Genehmigung mit radioaktiven Stoffen umgeht,

– als verantwortliche Person nicht für die Einhaltung derSchutz- und Überwachungsvorschriften der Strahlen-schutzverordnung sorgt.

Nach dem Atomgesetz und den zugehörigen Rechtsver-ordnungen sind die für den Umgang mit radioaktivenStoffen, den Betrieb von Anlagen und für deren Beauf-sichtigung verantwortlichen Personen zu benennen. Bei Ordnungswidrigkeiten können Bußgelder bis zu50 000 Euro gegen diese Personen verhängt werden. Einrechtswirksam verhängtes Bußgeld kann die als Geneh-migungsvoraussetzung geforderte Zuverlässigkeit derverantwortlichen Personen in Frage stellen, sodass einAustausch dieser verantwortlichen Personen nötig wer-den könnte (Kapitel 9).

Durchsetzung durch aufsichtliche Anordnungen, insbesondere in Eilfällen

Bei Nichtbeachtung der gesetzlichen Vorschriften oderder Bestimmungen des Genehmigungsbescheides oderbei Verdacht auf Gefahr für Leben, Gesundheit und BesitzDritter kann die zuständige atomrechtliche Genehmi-gungs- und Aufsichtsbehörde nach § 19 des Atomgesetzesanordnen,

– dass und welche Schutzmaßnahmen zu treffen sind,

– dass radioaktive Stoffe bei einer von ihr bestimmtenStelle aufzubewahren sind und

– dass der Umgang mit radioaktiven Stoffen, die Errich-tung und der Betrieb von Anlagen unterbrochen odereinstweilig oder bei fehlender oder bei widerrufenerGenehmigung endgültig eingestellt wird.

Durchsetzung durch Änderung oder Widerruf derGenehmigung

Unter bestimmten, in § 17 des Atomgesetzes geregeltenVoraussetzungen kann die atomrechtliche Genehmi-gungs- und Aufsichtsbehörde Auflagen zur Gewährleis-tung der Sicherheit nachträglich verfügen. Geht von einerkerntechnischen Anlage eine erhebliche Gefährdung derBeschäftigten oder der Allgemeinheit aus und kann diesenicht durch geeignete Maßnahmen in angemessener Zeitbeseitigt werden, muss die Genehmigungsbehörde die er-teilte Genehmigung widerrufen. Ein Widerruf ist auchmöglich, wenn Genehmigungsvoraussetzungen späterwegfallen oder der Betreiber gegen Rechtsvorschriftenoder behördliche Entscheidungen verstößt.

Erfahrungen

Aufgrund der intensiven staatlichen Aufsicht über Pla-nung, Errichtung, Inbetriebnahme, Betrieb und Stillle-gung von Kernanlagen (Kapitel 7 (2iii)) werden inDeutschland unzulässige Zustände in der Regel bereits imVorfeld erkannt und deren Beseitigung gefordert unddurchgesetzt, bevor es zu den gesetzlich möglichen Maß-nahmen wie Auflagen, Anordnungen, Ordnungswidrig-keitsverfahren und Strafverfahren kommt.


8 Staatliche Stelle

8 (1) Behörden, Gremien und Organisationen

Die Bundesrepublik Deutschland ist ein Bundesstaat. DerVollzug der Bundesgesetze liegt in der Verantwortung derGliedstaaten, der Länder, soweit nichts anderes bestimmtist. Im Falle der zivilen Nutzung der Kernenergie, in dem esim Besonderen auf einen bundeseinheitlichen Gesetzes-vollzug ankommt, ist angeordnet, dass die Länder die Ge-setze im Auftrag des Bundes ausführen (Bundesauftrags-verwaltung). Das heißt, die Länder unterliegen bei derAusführung des Atomgesetzes und seiner Verordnungender Aufsicht des Bundes über die Recht- und Zweckmäßig-keit ihres Handelns und sie sind den Weisungen des Bundesunterworfen (Artikel 85 Grundgesetz, § 24 Atomgesetz).

Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden für Kernanlagensind Ministerien des Landes, in welchem der Standort derAnlage liegt (Kapitel 7 (2 ii) und (2 iii)). Bundesauf-sichtsbehörde ist das BMU. Tabelle 8.1 führt die Geneh-migungs- und Aufsichtsbehörden der Länder auf, in denenKernanlagen im Sinne des Übereinkommens liegen.

Länderausschuss für Atomkernenergie

Die föderale Struktur der Bundesrepublik Deutschlandbirgt im Interesse eines bundeseinheitlichen Vollzuges desAtomgesetzes und der Verordnungen für den Bund unddie Länder einen hohen Abstimmungsaufwand in sich.Bund und Länder verständigen sich in der Regel einver-nehmlich über den Vollzug des Atomgesetzes. Im Einzel-fall wird das BMU im Interesse der Durchsetzung einesmöglichst hohen Sicherheitsniveaus von seinem Wei-sungsrecht Gebrauch machen.

Land Kernkraftwerk Genehmigungsbehörde Aufsichtsbehörde

Baden-Württemberg Obrigheim Neckarwestheim 1 Neckarwestheim 2 Philippsburg 1 Philippsburg 2

Wirtschaftsministerium im Einvernehmen mit Ministerium für Umwelt und Verkehr und Innenmi-nisterium

Ministerium für Umwelt und Verkehr

Bayern Isar 1 Isar 2 Grafenrheinfeld Gundremmingen B Gundremmingen C

Staatsministerium für Lan-desentwicklung und Um-weltfragen, im Einvernehmen mit Staatsministerium für Wirt-schaft, Verkehr und Tech-nologie

Staatsministerium für Lan-desentwicklung und Um-weltfragen

Hessen Biblis A Biblis B

Ministerium für Umwelt, Landwirtschaft und Forsten

Niedersachsen Stade Unterweser Grohnde Emsland

Umweltministerium

Rheinland-Pfalz Mülheim-Kärlich Ministerium für Umwelt und Forsten

Schleswig-Holstein Brunsbüttel Krümmel Brokdorf

Ministerium für Finanzen und Energie

Tabel le 8.1

Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder für Kernanlagen im Sinne der Konvention


Zur vorbereitenden Koordinierung der Tätigkeiten vonBund und Ländern beim Vollzug des Atom- und Strahlen-schutzrechts besteht ein Bund-Länder-Ausschuss, derLänderausschuss für Atomkernenergie (LAA). In diesemGremium sind das Bundesumweltministerium, welchesden Vorsitz führt, und die zuständigen Landesministerienvertreten. Im Länderausschuss für Atomkernenergie wer-den alle interessierenden Fragen der Gesetzgebung unddes Gesetzesvollzuges, insbesondere Sicherheitsfragen,ausführlich erörtert. Das Gremium fasst seine Beschlüssein der Regel einvernehmlich. Im Falle eines fachlichenoder rechtlichen Dissenses entscheidet außerhalb desLAA im Einzelfall die Bundesaufsicht. Der Länderaus-schuss für Atomkernenergie besteht aus dem Hauptaus-schuss sowie vier nachgeordneten Fachausschüssen fürdie Themen Recht, Reaktorsicherheit, Strahlenschutz so-wie Brennstoffkreislauf. Die Fachausschüsse verfügen jenach Bedarf über ständige oder Ad-hoc-Arbeitskreise.

Hauptausschuss, Fachausschüsse und die permanentenArbeitskreise tagen mindestens zweimal jährlich, bei Be-darf häufiger. In Fällen großen Abstimmungsbedarfs zwi-schen Bund und Ländern, wie dies z. B. bei der Bewälti-gung der Fragen des Stopps der Brennelementtransporte

der Fall war, werden in kurzer Folge Sondersitzungen derzuständigen Gremien einberufen.

Auf dem Feld der Gesetzgebung ist der LAA ein wichti-ges Mittel zur frühzeitigen und umfassenden Beteiligungder Länder, welches die förmlichen Mitwirkungsrechteder Länder am Gesetzgebungsverfahren durch den Bun-desrat ergänzt.

Personal und Finanzierung

Der behördliche Personalaufwand für Genehmigung undAufsicht ist nicht abstrakt zahlenmäßig festgelegt. Er istkonkret abhängig davon, ob und wie viele Kernkraftwerkein einem Bundesland der Genehmigung und Aufsichtunterliegen. Für die staatliche Aufsicht, insbesondereeinschließlich Gutachtertätigkeit, ergibt sich ein Personal-einsatz von 30 bis 40 Mannjahren pro Jahr und Kernkraft-werksblock. Die den Behörden zur Verfügung stehendenMittel für eigenes Personal und für die Zuziehung vonSachverständigen werden vom Bundestag und den Lan-desparlamenten im jeweiligen Haushaltsplan festgesetzt.

Die Erteilung von Genehmigungen für Kernkraftwerkesowie die Aufsichtstätigkeiten sind kostenpflichtig, die

Abbildung 8.1

Länderausschuss für Atomkernenergie

Länderausschuss für AtomkernenergieHauptausschuss

FachausschussRecht

FachausschussReaktorsicherheit

FachausschussBrennstoffkreislauf

ArbeitskreisAufsicht

Reaktorbetrieb

ArbeitskreisStilllegung

ArbeitskreisForschungs-

reaktoren

ArbeitskreisSicherung ortsfester Anlagen

ArbeitskreisSicherung Transporte

ArbeitskreisLandes-

sammelstellen

ArbeitskreisBeförderung radioaktiver Reststoffe

ArbeitskreisUmwelt-

radioaktivität

FachausschussStrahlenschutz


Kosten werden vom Genehmigungsinhaber an die Staats-kasse gezahlt. Für eine Errichtungs- und Betriebsgeneh-migung eines Kernkraftwerkes sind insgesamt 2 Promil-le der Errichtungskosten zu zahlen. Eine genehmi-gungspflichtige Veränderung kostet zwischen 500 und500 000 Euro. Die Gebühren für die Aufsicht werden nachdem entstandenen Aufwand für einzelne Tätigkeiten ab-gerechnet und betragen zwischen 25 und 250 000 Euro.Die Vergütungen für die zugezogenen Sachverständigenwerden als Auslagen ebenfalls durch den Antragstelleroder Genehmigungsinhaber erstattet.

Sachverständige

Das Sachverständigenwesen hat in Deutschland einelange Tradition. Die Anfänge liegen in den privatenDampfkesselüberwachungsvereinen im 19. Jahrhundert,die durch Einführung von unabhängigen Überwachungendie Qualität, Sicherheit und Zuverlässigkeit solcher Anla-gen verbessern halfen.

Bei ihrer Genehmigungs- und Aufsichtstätigkeit könnendie Landesministerien Gutachterorganisationen oder Ein-zelsachverständige zuziehen. In § 12 Atomgesetz sind diebei der Beauftragung von Sachverständigen zu berück-sichtigenden Gesichtspunkte genannt:

– Ausbildung,

– berufliche Kenntnisse und Fähigkeiten,

– Zuverlässigkeit und

– Unparteilichkeit.

Weitere Konkretisierungen der Anforderungen enthaltenRichtlinien [3-8, 3-34].

Mit der Einbeziehung von Sachverständigen wird einevom Antragsteller unabhängige Beurteilung der sicher-heitstechnischen Sachverhalte vorgenommen. Die Sach-verständigen nehmen dazu eigene Prüfungen und Berech-nungen vor mit vorzugsweise anderen Methoden undRechenprogrammen als der Antragsteller. Die an den ab-gegebenen Gutachten beteiligten Personen unterliegenkeiner fachlichen Weisung, sie werden der beauftragen-den Behörde namentlich genannt. Die Behörden sind inihren Entscheidungen nicht an die Beurteilung der Sach-verständigen gebunden.

Für seine bundesaufsichtlichen Aktivitäten zieht das Bun-desumweltministerium in gleicher Weise bei BedarfSachverständige aus dem In- und Ausland zu.

Bundesamt für Strahlenschutz

Das Bundesumweltministerium wird bei der Wahrneh-mung der Bundesaufsicht über die Landesministeriendurch das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) unterstütztauf den Gebieten der kerntechnischen Sicherheit und desStrahlenschutzes. Es wurde 1989 als nachgeordneteBehörde des BMU gegründet und hat u. a. folgende Auf-gaben:

– staatliche Verwahrung von Kernbrennstoffen,

– Errichtung und Betrieb von Endlagern,

– Genehmigung der Aufbewahrung von Kernbrennstof-fen,

– Genehmigung der Beförderung von Kernbrennstoffenund Großquellen,

– Führung eines Registers über die Strahlenexpositionberuflich strahlenexponierter Personen,

– Ermittlung von Referenzwerten für die medizinischeDiagnostik,

– Unterstützung in Fragen der kerntechnischen Sicher-heit,

– Dokumentation meldepflichtiger Ereignisse in kern-technischen Anlagen.

Reaktor-Sicherheitskommission, Strahlenschutzkommission

Weiterhin wird das Bundesumweltministerium von derReaktor-Sicherheitskommission (RSK) und der Strahlen-schutzkommission (SSK) beraten. Die Reaktor-Sicher-heitskommission wurde 1958 gebildet, die Strahlen-schutzkommission 1974. In den Kommissionen müssenUnabhängigkeit, Qualifikation und Widerspiegelung destechnisch-wissenschaftlichen Meinungsspektrums ge-währleistet sein, die Mitglieder sind durch Satzungen zurneutralen und wissenschaftlich nachvollziehbaren Mei-nungsäußerung verpflichtet. Derzeit bestehen die Kom-missionen aus 15 bzw. 16 Mitgliedern verschiedenerFachrichtungen. Die Mitglieder werden vom BMU beru-fen, beide Gremien wurden 1999 neu besetzt. DerSchwerpunkt ihrer Tätigkeit liegt vor allem in der Bera-tung von Fragen grundlegender Bedeutung sowie in derInitiierung weiterführender sicherheitstechnischer Ent-wicklungen. Die Beratungsergebnisse der Kommissionenwerden in allgemeinen Empfehlungen und einzelfallbe-zogenen Stellungnahmen gefasst und können veröffent-licht werden.

Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit

Die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit(GRS) ist eine zentrale Gutachterorganisation. Sie be-treibt, vorwiegend im Auftrag des Bundes, wissenschaft-liche Forschung auf dem Gebiet der kerntechnischen Si-cherheit und unterstützt das Bundesumweltministerium inFachfragen. In begrenztem Maße wird die GRS auch imAuftrag der Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden derLänder tätig.

Der Kerntechnische Ausschuss

Der Kerntechnische Ausschuss (KTA) wurde 1972 ge-bildet beim – damals zuständigen – Bundesinnenminis-terium und setzt sich aus den fünf Fraktionen der Her-steller, der Betreiber, der Behörden des Bundes und derLänder, der Gutachter und der Vertreter öffentlicher Be-lange – z. B. der Gewerkschaften, des Arbeitsschutzesund der Haftpflichtversicherer – zusammen. Nach sei-ner Satzung formuliert er detaillierte Regelungen (Kapi-tel 7 (2i)), wenn „sich auf Grund von Erfahrungen eineeinheitliche Meinung von Fachleuten der Hersteller,


Ersteller und Betreiber von Atomanlagen, der Gutachterund der Behörden abzeichnet.“ Die Regelungenwerden in Unterausschüssen und Arbeitsgremien vonFachleuten erarbeitet und vom KTA verabschiedet.Die fünf Fraktionen sind gleich stark mit jeweils zehnStimmen vertreten. Eine Regel wird nur verabschiedet,wenn 5/6 der Mitglieder dem zustimmen. Keine ge-schlossen stimmende Fraktion kann somit überstimmtwerden.

8 (2) Aufgabentrennung bei Überwachungund Nutzung der Kernenergie

Im Rahmen der ersten Überprüfungskonferenz zum Über-einkommen über nukleare Sicherheit wurde von ver-schiedenen Vertragsstaaten die Einhaltung der im Über-einkommen geforderten organisatorischen Trennung derdeutschen atomrechtlichen Behörden kritisch hinterfragt.Im Vordergrund stand dabei die Frage, inwieweit die Er-füllung des Artikel 8 (2) des Übereinkommens dadurchberührt sei, dass die Aufgabenwahrnehmung für die Be-reiche der Kernenergieaufsicht und der Energiewirt-schaftsförderung teilweise innerhalb einer Behörde ver-ankert seien.

Die Bundesregierung hat deshalb diese Frage aufgegrif-fen und stellt die Ergebnisse im Folgenden ausführlichdar. Zusammenfassend wird bestätigt, dass Institutionen,die sich mit der Nutzung oder Förderung der Kernenergiebefassen, und Institutionen, die für die Genehmigung undAufsicht über Kernkraftwerke zuständig sind, in Deutsch-land die notwendige rechtliche und organisatorische Tren-nung aufweisen.

Anforderungen der Konvention

Artikel 8 (2) des Übereinkommens enthält eine materielleSchutzvorschrift, die die organisatorisch-strukturelleTrennung der Genehmigungs- und Aufsichtstätigkeit desStaates von dessen Förderungstätigkeit fordert. Die fürdie staatliche Organisation der Aufgabenwahrnehmunghieraus erwachsenen Konsequenzen lassen sich mit Blickauf den Zweck der Regelung sowie die Tatsache bestim-men, dass der Trennungsgrundsatz aufgrund der in denVertragsstaaten zum Teil sehr unterschiedlich ausgestalte-ten nationalen Rechtssysteme offen formuliert ist.

Das Übereinkommen über nukleare Sicherheit dient derWahrung und Entwicklung des Sicherheitsniveaus vonKernanlagen. In diesem Zusammenhang soll die durchArtikel 8 (2) des Übereinkommens geforderte wirksameTrennung eine von Förderungsinteressen unbeeinflussteÜberwachung von Kernanlagen gewährleisten.

Die angesprochene Tätigkeit der Genehmigung und Auf-sicht durch staatliche Stellen nimmt notwendig hoheitli-che Befugnisse gegenüber den Betreibern in Anspruch. Ineinem demokratischen Rechtsstaat, wie der Bundesrepu-blik Deutschland, bedarf die Ausübung staatlicher Gewaltder Legitimation durch den Souverän, das Volk. Entspre-chend den aus Artikel 20 (2) des Grundgesetzes folgendenverfassungsrechtlichen Vorgaben wird diese Legitimation

durch die Letztverantwortlichkeit der jeweiligen politi-schen Entscheidungsträger vermittelt.

Verwirklichung in Deutschland

In rechtlicher Hinsicht ist darauf hinzuweisen, dass dieGenehmigungs- und Aufsichtsbehörden – sowohl aufBundes- wie auf Landesebene – staatliche Verwaltungs-stellen sind. Von Verfassungs wegen sind diese Stellendaran gebunden (Artikel 20 (3) des Grundgesetzes), nachRecht und Gesetz zu handeln. Dabei steht die Verpflich-tung aus dem Atomgesetz im Vordergrund, die erforder-liche Vorsorge gegen Schäden durch die Errichtung undden Betrieb der Anlage auf Grundlage des Standes vonWissenschaft und Technik im kerntechnischen Bereich zugewährleisten. Der ursprünglich in § 1 des Atomgesetzesgenannte Zweck der Förderung der friedlichen Nutzungder Kernenergie soll nach dem Willen der Bundesregie-rung zudem durch die Novellierung des Gesetzes weg-fallen.

In organisatorischer Hinsicht ist zwischen der aufLänderebene angesiedelten Tätigkeit der zuständigenGenehmigungs- und Aufsichtsbehörden sowie der demBund zustehenden Aufsichts- und Weisungsrechte zu un-terscheiden. Teilweise sind in den Ländern, parallel zurSituation auf Bundesebene, für Fragen der Sicherheitkerntechnischer Anlagen einerseits, sowie der Förderungund Nutzung der Kernenergie andererseits unterschiedli-che Ministerien verantwortlich. Soweit die Aufgabener-füllung der Bereiche Kernenergieaufsicht und Energie-wirtschaftsförderung innerhalb eines Ministeriumsverankert sind, wird die Trennung durch die Zuständig-keit jeweils eigenständiger Organisationseinheiten ge-währleistet. Zur Unterstützung der staatlichen Verwal-tungsstellen kann in Fachfragen auf – privatrechtlichorganisierte – Sachverständige zurückgegriffen werden,die ihrerseits zu einer unparteiischen und qualifiziertenAussage verpflichtet sind (Kapitel 7 (2ii) und (2iii) undKapitel 8(1)).

Für das aus den Artikeln 85 (3) und 87 c des Grundgeset-zes folgende Weisungsrecht des Bundes in Fragen der Genehmigung und Aufsicht von Kernanlagen ist das Bun-desministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsi-cherheit zuständig, das seinerseits keine Aufgaben hin-sichtlich der Nutzung und Förderung der Kernenergiewahrnimmt.

Auch andere Stellen der Bundesregierung fördern dieKernenergienutzung nicht. Die Politik der Bundesregie-rung ist vielmehr darauf gerichtet, die Kernenergienut-zung geordnet zu beenden. Auf dem Gebiet der Reaktor-sicherheitsforschung wurde daher das Studium neuerReaktorlinien beendet. Die Mittel für die Verbesserungder sicherheitstechnischen Kenntnisse und die Weiterent-wicklung der Methoden zur Sicherheitsbewertung sollenallmählich zur Erforschung alternativer Energien hin ver-lagert werden.

Gegenüber den genannten staatlichen Stellen sind die Betreiber von Kernkraftwerken – als Nutzer und gegebe-nenfalls Förderer der Kernenergie – privatrechtliche Wirt-


schaftsunternehmen. Diese sind entweder selber Strom-versorgungsunternehmen oder haben überwiegend Ge-sellschafter aus den Reihen der deutschen Stromversor-gungsunternehmen. Diese Gesellschafter sind ihrerseitsprivatrechtlich organisierte Unternehmen, in der RegelAktiengesellschaften (Kapitel 11 (1)) ohne Einfluss aufdas sicherheitsgerichtete Handeln der Genehmigungs-und Aufsichtsbehörden.

Auch bei den Verhandlungen zwischen der Bundesregie-rung und den Elektrizitätsversorgungsunternehmen überden Atomausstieg hat die Bundesregierung von vornhe-rein klargestellt, dass es keine Abstriche bei der Sicherheitgeben kann.

Im Ergebnis ist daher festzustellen, dass die staatliche Organisation in Deutschland die Anforderungen von Arti-kel 8 (2) des Übereinkommens erfüllt.

9 Verantwortung des Genehmigungs-inhabers

Die primäre Verantwortung für die Sicherheit eines Kern-kraftwerks liegt beim Genehmigungsinhaber. Diesemdarf die Genehmigung nur erteilt werden, wenn er die inKapitel 7 (2ii) aufgeführten Genehmigungsvoraussetzun-gen erfüllt. Eine dieser Voraussetzungen ist, dass die ver-antwortlichen Personen zuverlässig sind. Sie müssen auchdie erforderliche Fachkunde nachweisen. Damit sind dieVoraussetzungen für eine verantwortliche Ausübung derGenehmigung geschaffen.

Der Verantwortliche bei Kapitalgesellschaften mit mehre-ren vertretungsberechtigten Vorstandsmitgliedern wirdder Behörde benannt. Dieser Verantwortliche hat auch füreine funktionsfähige Organisation und fachkundiges Per-sonal im Kernkraftwerk einzustehen. Der übrige verant-wortliche Personenkreis ist in einer speziellen Fachkun-derichtlinie [3-2] konkretisiert:

– Der Leiter der Anlage trägt die Verantwortung für densichereren Betrieb der gesamten Anlage, insbesonderefür die Einhaltung der Bestimmungen des Atomrechtsund der Genehmigungen. Er ist weisungsbefugt ge-genüber den Fach- oder Teilbereichsleitern.

– Die Fach- oder Teilbereichsleiter tragen für ihren tech-nischen Bereich die Verantwortung und sind wei-sungsbefugt gegenüber den Mitarbeitern.

– Das verantwortliche Schichtpersonal aus Schichtlei-tern, Schichtleitervertretern und Reaktorfahrern hatdie Aufgabe, im Rahmen der bestehenden Betriebsan-weisungen und des vorgesehenen Fahrplanes bei be-stimmungsgemäßem Betrieb die Anlage zu bedienenund bei Störfällen entsprechend zu handeln („unmit-telbarer Betriebsablauf“).

Ein Eingriff des Leiters der Anlage oder der Fach- oderTeilbereichsleiter in den unmittelbaren Betriebsablauf er-folgt nur in begründeten Ausnahmefällen. Außerhalb dernormalen Tagesarbeitszeit trägt der Schichtleiter in Ver-tretung für den Leiter der Anlage die Verantwortung fürden sicheren Betrieb des Kernkraftwerks. Für die Schicht-

leiter sowie deren Vertreter und die Reaktorfahrer sindFachkundeprüfungen und die behördliche Lizensierungvorgeschrieben (Kapitel 11 (2)).

Der Inhaber einer Genehmigung ist als so genannterStrahlenschutzverantwortlicher zugleich für den Gesamt-bereich des Strahlenschutzes verantwortlich (Kapitel 15).Für die fachliche Tätigkeit und die Beaufsichtigung desBetriebes sind zusätzlich Strahlenschutzbeauftragte zubenennen. Diese sorgen gemeinsam mit dem Strahlen-schutzverantwortlichen für die ordnungsgemäße Einhal-tung aller Schutz- und Überwachungsvorschriften derStrahlenschutzverordnung (Kapitel 15). Die Strahlen-schutzbeauftragten dürfen bei der Erfüllung ihrer Pflich-ten nicht behindert oder wegen ihrer Tätigkeit benachtei-ligt werden.

Für die speziellen Belange der kerntechnischen Sicherheitwurde als weitere Instanz innerhalb der Betriebsorganisa-tion der kerntechnische Sicherheitsbeauftragte geschaffen[1A-17]. Dieser überwacht unabhängig von den unter-nehmerischen Anforderungen eines wirtschaftlichen An-lagenbetriebes die Belange der kerntechnischen Sicher-heit in allen Betriebsbereichen. Er wirkt bei allenÄnderungsmaßnahmen mit, beurteilt die meldepflichti-gen Ereignisse (Kapitel 19 (vi)) und die Betriebsauswer-tung und hat jederzeit Vortragsrecht bei dem Leiter derAnlage.

Sowohl die Strahlenschutzbeauftragten als auch der kern-technische Sicherheitsbeauftragte üben ihre Tätigkeitenunabhängig von der Unternehmenshierarchie aus.

Weitere Personen mit herausgehobener Stellung und be-sonderen Funktionen für die Anlagensicherheit und mitVortragsrecht beim Leiter der Anlage sind nach der Fach-kunderichtlinie [3-2]:

– der Ausbildungsleiter,

– der Leiter der Qualitätssicherungsüberwachung und

– der Objektsicherungsbeauftragte.

Die Struktur der Betriebsorganisation liegt – unter Be-rücksichtigung der Vorgaben über die oben genanntenverantwortlichen Personen und ihrer Aufgaben und vonRegelungen aus dem Bereich der Qualitätssicherung (Ka-pitel 7 (2i), KTA-Regeln) – im Ermessen des Betreibers.Der Organisationsplan des Kernkraftwerkes mit Vertei-lung der Aufgaben und Benennung der verantwortlichenPersonen ist der Genehmigungs- und Aufsichtsbehördevorzulegen.

Alle Durchsetzungsmaßnahmen der zuständigen Behör-den richten sich zunächst an den Inhaber der Genehmi-gung mit dem Ziel, dass die verantwortlichen Personenihren Verpflichtungen persönlich nachkommen. Ist diesnicht der Fall, kann die Behörde die als Genehmigungs-voraussetzung erforderliche Zuverlässigkeit dieser Per-sonen infrage stellen. Folgerichtig richten sich dann insbesondere Ordnungswidrigkeits- und Strafverfahrenbei Regelverstößen gegen einzelne Personen (Kapi-tel 7 (2iv)).


10 Vorrang der Sicherheit

Die Gewährleistung der kerntechnischen Sicherheit istder zentrale Zweck des deutschen Atomgesetzes. Er ist beider Anwendung stets zu berücksichtigen. Bereits 1972 hatdas Bundesverwaltungsgericht als oberstes deutschesVerwaltungsgericht entschieden, dass die kerntechnischeSicherheit Vorrang vor den übrigen Gesetzeszwecken hat.Dieses Urteil wurde in ständiger Rechtsprechung be-stätigt. Konkretisiert wird dieser Grundsatz in § 7 desAtomgesetzes, nach dem eine Genehmigung zur Errich-tung, Betrieb oder Änderung eines Kernkraftwerkes nurerteilt werden darf, wenn die nach dem Stand von Wis-senschaft und Technik erforderliche Vorsorge gegenSchäden durch die Errichtung und den Betrieb der Anlagegetroffen ist (Vorsorgeaspekt).

Bei Abfassung der atomrechtlichen Verordnungen wieauch der Allgemeinen Verwaltungsvorschriften, Regelnund Richtlinien für Auslegung, Bau und Betrieb vonKernkraftwerken (Kapitel 7(1)), in denen die Anforde-rungen an die technische Realisierung festgeschriebensind, stand dieser Vorsorgeaspekt stets im Vordergrund.Auch bei der Weiterentwicklung der Anforderungen zurnuklearen Sicherheit ist dem Vorsorgeaspekt Rechnung zutragen.

Wesentliches Element für die Umsetzung des Sicherheits-vorrangs in der Praxis ist nach wie vor die primäre Ver-antwortung der Betreiber für die kerntechnische Sicher-heit (Kapitel 9). Dabei muss das Sicherheitsmanagementalle Maßnahmen umfassen, die zur Gewährleistung einesausreichenden Sicherheitsniveaus erforderlich sind und esmuss absehbaren neuen Herausforderungen vorausschau-end begegnen.

Mit der am 11. Juni 2001 unterzeichneten Vereinbarungzwischen der Bundesregierung und den Elektrizitäts-versorgungsunternehmen vom 14. Juni 2000 werdendie Rahmenbedingungen für die Umsetzung der Ent-scheidung der Bundesregierung definiert, die Stromer-zeugung aus Kernenergie geordnet zu beenden. Kern-punkt der Vereinbarung ist die Übereinkunft, dieNutzung der bestehenden Kernkraftwerke durch dieBegrenzung der Produktion von Strommengen zu be-fristen, wobei von einer Gesamtlaufzeit von 32 Jahrenausgegangen wurde. Damit sind neue Herausforderun-gen an Erhalt und Weiterentwicklung der technischenSicherheit und der Sicherheitskultur verbunden.Während der Restlaufzeiten ist der von Recht und Ge-setz geforderte hohe Sicherheitsstandard weiter zu ge-währleisten, Abstriche am Sicherheitsniveau sind nichtzulässig. Insbesondere

– dürfen ökonomische Zwänge nicht zu Einschränkun-gen der Sicherheitsvorkehrungen oder zu einem Ver-zicht auf sicherheitstechnischen Nachrüstungenführen,

– muss die sicherheitstechnische Kompetenz so langeerhalten bleiben, wie dies für den sicheren Betriebwährend der Restlaufzeit erforderlich ist.

Die Bundesregierung ist sich dieser neuen Herausforde-rungen bewusst, ohne bereits über konkrete Lösungenzu verfügen. Sie entwickelt zusammen mit den zustän-digen Landesbehörden ein entsprechendes Arbeitspro-gramm (Aktivitäten der Atomaufsicht des Bundes). Da-bei wird die Bundesregierung dafür Sorge tragen, dasses auf keinen Fall zu Abstrichen am Sicherheitsniveaukommt, sondern dass dem Grundsatz „Sicherheit hatVorrang“ weiterhin nachdrücklich Geltung verschafftwird.

11 Finanzmittel und Personal

11 (1) Finanzmittel

Aufwendungen der Genehmigungsinhaber

Alle in Betrieb befindlichen Kernkraftwerke werden vonprivaten Kapitalgesellschaften geführt. Die Bereitstellungder Finanzmittel erfolgt durch die Kapitalgeber aus denVerkaufserlösen der Stromproduktion. Neben der Anpas-sung der Anlagensicherheit beinhalten die Aufwendungenauch Investitionen in die betriebliche Zuverlässigkeit unddie Wirtschaftlichkeit der Anlagen. Die Finanzierung er-folgt im Allgemeinen auf der Grundlage von Wirtschafts-plänen, in denen die jeweils notwendigen Mittel für dievorgesehenen Maßnahmen des Folgejahres aufgelistetsind. Bei größeren Nachrüstungen, die sich über mehrereJahre erstrecken, werden projektbezogene Ablaufpläneerstellt, welche die notwendigen Finanzmittel über dieLaufzeit verteilt enthalten. Die Genehmigung von Projek-ten durch die Geschäftsführungen oder die Aufsichtsgre-mien erstreckt sich immer auch auf die benötigten Fi-nanzmittel.

Die Vereinigung der Großkraftwerksbetreiber (VGB),dem die Betreiber aller Kernkraftwerke in Deutsch-land und einiger ausländischer Kernkraftwerke an-gehören, wendet ca. 2 bis 3 Millionen Euro jährlich fürErfahrungsauswertung und Erfahrungsrückfluss (Kapi-tel 19 (vii)) auf. In den letzten zehn Jahren wurden darü-ber hinaus vom VGB ca. 350 Projekte finanziert, von de-nen ca. ¾ unmittelbare Projekte zur Verbesserung derSicherheit mit einem Gesamtaufwand von ca. 70 Milli-onen Euro waren.

Um die Folgekosten des Kernkraftwerksbetriebes zutragen, sind die Betreiber nach Handelsrecht verpflich-tet, Rückstellungen für die Stilllegung und Beseitigungder Anlagen sowie für die Entsorgung und Endlage-rung der radioaktiven Stoffe einschließlich der abge-brannten Brennelemente zu bilden. Diese Rückstellun-gen sind steuerfrei. Bislang wurden Rückstellungen inHöhe von ca. 35 Milliarden Euro gebildet, von denenetwa 45 % auf die Stilllegung und Beseitigung entfal-len und etwa 55 % auf die Entsorgung. Aufgrund der1999 geänderten steuerrechtlichen Regelungen mussein Teil dieser Rückstellungen nachträglich aufgelöstwerden, vor allem weil nunmehr die Mittel mit einemZinssatz von 5,5 % auf den prognostizierten Verwen-dungszeitpunkt abzuzinsen sind. Die zur Deckung derStilllegungs- und Entsorgungskosten zur Verfügung zu


stellenden Mittel ergeben sich somit aus den jährlichzurückgestellten Beträgen, sowie einer Verzinsung von5,5 %.

Über die rechnerische Abzinsung von 5,5 % hinausge-hende Erträge aus den Rückstellungen stehen den Kern-kraftwerksbetreibern zusätzlich zur Verfügung. Eine imAuftrag des BMU im Jahr 2000 durchgeführte Untersu-chung hat ergeben, dass bei fast allen Kernkraftwerkendie abgeschätzten Einnahmen aus Zins- und Beteili-gungserträgen aus den Rückstellungen höher liegen alsaus dem eigentlichen Stromgeschäft und sogar bei etwader Hälfte der Kernkraftwerke ohne diese Einnahmen einnegatives Geschäftsergebnis vorliegen würde.

Staatliche finanzielle Aufwendungen

Die Personalaufwendungen der Länder für Genehmigungund Aufsicht sind in den Länderhaushalten enthalten; dieprojektspezifischen Kosten für Genehmigung und Auf-sicht werden den Antragstellern und Genehmigungsinha-bern in Rechnung gestellt (Kapitel 8 (1)).

Von der Bundesregierung werden mit derzeit jährlich ca.24 Millionen Euro die bundesaufsichtlichen Aktivitätenauf dem Gebiet der Reaktorsicherheit finanziert, die fürErfahrungsauswertung, sicherheitstechnische Untersu-chungen, Entwicklung fortgeschrittener Anforderungenan kerntechnische Einrichtungen und Bearbeitung vonSach- und Einzelfragen im Bereich Genehmigung undAufsicht über Kernkraftwerke erforderlich sind. Weiter-hin werden mit jährlich ca. 9 Millionen Euro Untersu-chungen im Bereich Strahlenschutz finanziert.

Die Bundesrepublik Deutschland beteiligt sich an denweltweiten Bemühungen zur Weiterentwicklung des Si-cherheitsstandards von Kernkraftwerken durch eigene,unabhängige Forschung. Die Bundesregierung stellt der-zeit jährlich ca. 18 Millionen Euro für Arbeiten zur Reak-torsicherheitsforschung bereit. Die Forschungsarbeitenbetreffen unter anderem experimentelle oder analytischeUntersuchungen zum Anlagenverhalten von Leichtwas-serreaktoren bei Störfällen, zur Sicherheit druckführenderKomponenten, zum Kernschmelzen und zum mensch-lichen Verhalten sowie zur zerstörungsfreien Früh-erkennung von Schädigungen bei schwer prüfbaren Werkstoffen und die Entwicklung von Methoden für pro-babilistische Sicherheitsanalysen.

Weitere finanzielle Mittel stellt die BundesrepublikDeutschland für die Stilllegung derjenigen kerntechni-schen Anlagen zur Verfügung, für die der Bund die Ver-antwortung übernommen hat (Pilotanlagen, Versuchs-und Forschungsreaktoren). Jährlich werden hierfür ca.260 Millionen Euro ausgegeben. Hinzu kommen jährlichca. 33 Millionen Euro für die zugehörigen gesetzlichenEndlageraufwendungen.

11 (2) Personal und PersonalqualifikationDie in Betrieb befindlichen deutschen Kernkraftwerkeverfügen über Betriebspersonal mit langjähriger prakti-scher Erfahrung im Kernkraftwerksbetrieb. In den Ein-zelblockanlagen sind ca. 300 Mitarbeiter und bei den

Doppelblockanlagen ca. 500 Mitarbeiter tätig. Darüberhinaus ist Personal für Projektmanagement, Projekt-planung, Genehmigungsverfahren und technische Unter-stützung zum Teil auch in den Hauptverwaltungen der Betreiberunternehmen beschäftigt. Neben dem Eigenper-sonal wird in den deutschen Kernkraftwerken in großemUmfang Personal von Fremdfirmen eingesetzt, insbeson-dere für Instandhaltungsaufgaben im Rahmen der Jahres-revisionen, bei Brennelementwechsel und bei Anlagenän-derungen. Darin eingeschlossen ist auch Personal derHersteller von Kernkraftwerken und andere externe Spe-zialisten für besondere Aufgaben, z. B. für vertraglich ver-einbarte Instandhaltung und Prüfung bestimmter Kompo-nenten.

Vorschriften zur Personalqualifikation

In § 7 des Atomgesetzes [1A-3] ist als Genehmigungs-voraussetzung festgelegt, dass die Genehmigung zur Er-richtung und zum Betrieb eines Kernkraftwerks nur erteiltwerden darf, wenn die für Errichtung und Betrieb verant-wortlichen Personen die erforderliche Fachkunde besit-zen. Ebenso müssen auch die beim Betrieb der Anlagesonst tätigen Personen die notwendigen Kenntnisse überden sicheren Betrieb der Anlage, die möglichen Gefahrenund die anzuwendenden Schutzmaßnahmen besitzen.Weiterhin dürfen keine Bedenken gegen die Zuverlässig-keit des Personals bestehen. Allen Genehmigungsanträ-gen für Errichtung, Betrieb oder wesentliche Veränderungsind somit die entsprechenden Nachweise über die Fach-kunde der verantwortlichen Personen und die notwendi-gen Kenntnisse der beim Betrieb der Anlage sonst tätigenPersonen beizufügen [1A-10]. Die Zuverlässigkeit wirdunmittelbar durch die Genehmigungs- und Aufsichts-behörde nach den Vorgaben der Verordnung [1A-19]überprüft. Im Rahmen der atomrechtlichen Aufsicht (Ka-pitel 7 (2iii)) werden die Fachkundenachweise und die re-gelmäßigen Schulungsmaßnahmen zum Erhalt der Fach-kunde sowie zur Gewährleistung der notwendigenKenntnisse überprüft.

Die Anforderungen für die Qualifikation und die fachspe-zifischen Kenntnisse des Personals sind in den Richtlinienzur Fachkunde [3-2] und [3-27] festgelegt. Die dort ge-nannten Eingangsqualifikationen bauen auf der berufli-chen Ausbildung und Qualifikation des technischen Per-sonals auf.

Das öffentliche Berufsbildungssystem in Deutschlandschafft die notwendigen Voraussetzungen dafür, dass dieBetreiber von Kernkraftwerken Facharbeiter, Meister,Techniker, Ingenieure und Wissenschaftler einstellenkönnen, die im Rahmen ihrer Schul- und Berufsausbil-dung eine den beruflichen Anforderungen entsprechendetechnische Grundausbildung mit einer staatlich anerkann-ten Abschlussprüfung erhalten haben. Im Allgemeinensind die Mitarbeiter in den handwerklichen und ingeni-eurtechnischen Fachdisziplinen Maschinenbau, Verfah-renstechnik, Elektrotechnik, Physik oder Chemie bereitsqualifiziert, bevor sie ihre Tätigkeit im Kernkraftwerkaufnehmen. Die Ingenieure können sich während des Stu-diums auf Kerntechnik spezialisieren. Zusätzlich zur öf-fentlichen Berufsausbildung haben die Kraftwerksbetrei-


ber 1970 eine Kraftwerksschule gegründet, um den An-forderungen an das Kraftwerkspersonal Rechnung zu tra-gen durch Ausbildungsgänge zum Kraftwerker und zumKraftwerksmeister der Disziplinen Maschinentechnik,Elektrotechnik, Mess-, Steuer- und Regeltechnik sowieKerntechnik.

Die oben erwähnten Richtlinien zur Fachkunde inKernkraftwerken [3-2; 3-27] werden ergänzt durch dieRichtlinien [3-38; 3-39; 3-40; 3-61; 3-65] zur Fachkun-deprüfung des verantwortlichen Schichtpersonals, zumErhalt der Fachkunde und zu der besonderen Fachkundeder verantwortlichen Personen im Strahlenschutz. DieRichtlinien beschreiben für das technische Personal inKernkraftwerken die funktionsbezogene Eingangs-qualifikation, Aus- und Weiterbildungsanforderungen,die Schulungsdurchführung, den praktischen Erfah-rungserwerb sowie die für das verantwortliche Schicht-personal je nach Zuständigkeit erforderlichen Prüfun-gen und Lizenzierungen. Unter Berücksichtigung derSicherheitsrelevanz der Tätigkeiten sind die Anforde-rungen an das verantwortliche Schichtpersonal detail-liert geregelt.

Als verantwortliches Personal werden im Regelwerk diefolgenden Funktionen beschrieben:

– der Leiter der Anlage,

– die Fach- oder Teilbereichsleiter,

– das verantwortliche Schichtpersonal,

– der Ausbildungsleiter,

– der Leiter der Qualitätssicherungsüberwachung,

– die Strahlenschutzbeauftragten,

– der kerntechnische Sicherheitsbeauftragte und

– der Objektsicherungsbeauftragte.

Für den nicht zum verantwortlichen Personal zählendenPersonenkreis (sonst tätige Personen) sind in der Richtli-nie [3-27] bestimmte sicherheitsbezogene Kenntnissefestgelegt, zu denen mindestens die ThemenbereicheStrahlenschutz, Brandschutz, Arbeitsschutz und Betriebs-kunde gehören. Hierzu werden gemäß den in dieser Richt-linie enthaltenen Anforderungen je nach Art der Tätigkeitberufliche Qualifikationen und in unterschiedlichem Um-fang und Tiefgang praktische Erfahrungen und Kenntnis-nachweise sowie Einweisungen am Arbeitsplatz gefor-dert. Für das sonst tätige Personal sind die folgendenPersonengruppen unterschieden:

– einsatzlenkendes Personal,

– Leitstandsfahrer,

– Einsatzpersonal,

– Assistenzpersonal,

– Nebenbereichspersonal.

Diese Personengruppen umfassen gleichermaßen auchdas eingesetzte Fremdpersonal.

Für die Planung, Durchführung, Verfolgung und Doku-mentation der Schulung ist der Ausbildungsleiter des Betreibers der Kernkraftwerks verantwortlich. Diesererstellt auf der Grundlage der in [3-27; 3-28; 3-39] ent-haltenen Lernziele ein anlagen- und aufgabenspezifi-sches Programm zum Erwerb der Fachkunde und zumFachkundeerhalt. Die Schulungen für das verantwortli-che Schichtpersonal finden statt in einer kerntechni-schen Lehrstätte, beim Hersteller, im Kernkraftwerkselbst und an einem anlagenspezifischen Trainings-Voll-simulator.

Ausbildung von Schichtpersonal

Neu eingestelltes Schichtpersonal nimmt zunächst an ei-nem dreimonatigen externen kerntechnischen Grundla-genkurs teil, der einer Anerkennung nach einheitlichenKriterien [3-65] durch die zuständigen Behörden bedarfund der mit Prüfungen auf dem jeweiligen Ausbildungs-niveau abschließt. Im Rahmen der Kundenschulungdurch den Hersteller finden Spezialkurse (z. B. Thermo-hydraulik-, Leittechnik-, Pumpenkurse) und mehr-wöchige Systemkurse statt, die den Aufbau, die Funk-tion und den Betrieb aller wesentlichen Systeme derAnlage zum Inhalt haben. Die anlagenspezifische Erst-schulung im Kernkraftwerk selber setzt sich aus theore-tischem Unterricht, einer Mitarbeit in verschiedenenFachabteilungen und einer längeren Teilnahme amSchichtdienst auf der Warte zusammen. Für das Simula-tortraining sind mindestens sieben Wochen (Siedewas-serreaktor) bzw. acht Wochen (Druckwasserreaktor)vorgeschrieben. Die Erstschulung am Simulator er-streckt sich über alle Betriebszustände, von den Fahr-weisen des Normalbetriebs, des anomalen Betriebs undder Störfallbeherrschung bis hin zu auslegungsüber-schreitenden Ereignisabläufen.

Die Qualifizierung des verantwortlichen Schichtperso-nals schließt mit einer schriftlichen und einer mündli-chen Prüfung ab. Die mündlichen Prüfungen werdenvon einem Prüfungsausschuss abgenommen, der sichaus Vertretern der Aufsichtsbehörde, unabhängigen Ex-perten, Vertretern der Kursstätten (nur bei kerntechni-scher Grundlagenprüfung) und des Betreibers (anla-genspezifische Prüfung) zusammensetzt. Für einepositive Prüfungsentscheidung ist Einstimmigkeit vor-geschrieben.

Angehörige des verantwortlichen Schichtpersonals erhal-ten nach Erfüllung aller Zulassungsvoraussetzungen eineunbefristete Zulassung in ihrer Funktion für das betref-fende Kernkraftwerk. Die Teilnahme an Schulungen zumFachkundeerhalt, am Simulatortraining und mindestenszwei Wochen pro Halbjahr Tätigkeit auf der Warte sind er-forderlich, um die Lizenz zu erhalten. Eine erneute Fach-kundeprüfung ist erforderlich, wenn der Lizenzinhaber zueinem anderen Kernkraftwerk überwechselt oder für län-gere Zeit (mehr als ein Jahr) die betreffende Funktionnicht ausgeübt hat.

Die physische Eignung des verantwortlichen Schichtper-sonals für den Einsatz auf der Kernkraftwerkswarte wirddurch medizinische Untersuchungen ermächtigter Ärzte


vor Beginn ihrer verantwortlichen Tätigkeit festgestellt.Die physische und psychische Eignung wird durch jährli-che medizinische Untersuchungen und über die laufendeBeobachtung durch Vorgesetzte auch in der Folgezeitüberprüft. Dies erfolgt unmittelbar auf Veranlassung desBetreibers.

Schulung an Simulatoren und Modellen

Für alle Kernkraftwerke existieren anlagenähnliche, zumTeil anlagenspezifische Vollsimulatoren. Zwei Simulato-ren befinden sich am Anlagenstandort (Stade und Krüm-mel). Alle anderen Simulatoren, insgesamt 13, sind imzentralen Simulatorzentrum der Kraftwerks-Simulator-Gesellschaft mbH (KSG) in Essen eingerichtet. Die Schu-lungen werden von der Gesellschaft für Simulatorschu-lung mbH (GfS) durchgeführt. Beide Gesellschaften mitinsgesamt ca. 150 Mitarbeitern zur Instandhaltung undWeiterentwicklung der Simulatoren und zur Durch-führung der Schulungen sind gemeinsame Tochterunter-nehmen der deutschen Kernkraftwerksbetreiber. Tabelle11.1 zeigt die Zuordnung der Kernkraftwerke zu den vor-handenen Simulatoren.

Betreibervorgaben gewährleisten einen einheitlichen ho-hen Standard der Simulatoren, die Qualifikation der In-struktoren und eine adäquate Kursgestaltung. Für Schu-lungen zum Erhalt der Fachkunde sind mindestens20 Tage pro Dreijahreszyklus mit mindestens 80 StundenÜbungen am Simulator (Druckwasserreaktor) und15 Tage pro Dreijahreszyklus mit 60 Stunden Übungenam Simulator (Siedewasserreaktor) vorgeschrieben. Nor-malbetrieb, anomale Betriebszustände, Störfälle undauch auslegungsüberschreitende Störfälle sind dieSchwerpunkte der Übungen. Das Schulungsprogrammdes Simulatorzentrums wird im Auftrag des Bundesum-weltministeriums regelmäßig von einem Gutachter über-prüft.

Ein weiterer Simulator wird seit 1990 von der Kernkraft-werks-Herstellerfirma Siemens erst in Karlstein und seit1997 in Offenbach betrieben. Hierbei handelt es sich imRahmen des firmeneigenen Trainingszentrums um einennuklearen Funktionstrainer. Es ist ein Anlagensimulatorfür die wichtigsten sicherheitstechnischen Vorgänge in ei-nem Druckwasserreaktor neuerer Bauart (4. Generation,Konvoi).

Ein Glasmodell des Primärsystems eines Druckwasserre-aktors im Maßstab 1:10 befindet sich beim KernkraftwerkBiblis und erlaubt das Studium und die anschauliche Dar-stellung thermohydraulischer Phänomene bei Störfällen.Dieses Glasmodell wird durch das Personal aller Kern-kraftwerke, auch das der Siedewasserreaktoren, für Aus-bildungszwecke der Erstschulung und der Weiterbildunggenutzt.

Erhalt der Fachkunde, Weiterbildung

Die Programme zur Erhaltung der Fachkunde des verant-wortlichen Schichtpersonals werden als Dreijahres-Programme geplant und durchgeführt. Sie werden regel-mäßig neuen Erkenntnissen oder Sachverhalten ange-

passt. Der zeitliche Mindestumfang der jährlichen Wie-derholungsschulung beläuft sich auf 100 Stunden; unterEinbeziehung des vorgeschriebenen Simulatortrainingsergeben sich im Durchschnitt etwa 150 Stunden. In dieSchulungen einbezogen werden unter anderem durchge-führte Änderungen an der Anlage oder ihrer Betriebs-weise, neue behördliche Auflagen und Anordnungen sowie die Vermittlung von Methoden zur Stressbewälti-gung. Besondere Beachtung wird dem Rückfluss aus denBetriebserfahrungen beigemessen. Ein wichtiger Teil derSchulungen sind die Übungen an den anlagenspezifischenSimulatoren (siehe oben), wobei der Behandlung vonStörungen und Störfällen besonderes Gewicht beigemes-sen wird. Auch die regelmäßigen Notfallübungen (Kapi-tel 16 (1)) dienen dem Fachkundeerhalt, insbesondere diein den letzten Jahren vermehrt durchgeführten realitäts-nahen Übungen unter Verwendung von Simulatoren. Dasbei auslegungsüberschreitenden Störfällen erforderlicheschutzzielorientierte Vorgehen wird bereits seit mehrerenJahren am Simulator trainiert.

Die Gesamtkonzeption der Dreijahresprogramme, der Inhalt und die Behandlungstiefe der Schulungsmaßnah-men sowie die dabei gewonnenen Erfahrungen werdenvon den Betreibern der Kernkraftwerke in einem Berichtfür die Aufsichtsbehörde ausführlich beschrieben. Nachjeweils einem Jahr wird der Aufsichtsbehörde der Um-fang der tatsächlich durchgeführten Schulungsmaßnah-men und die Teilnahme des Betriebspersonals nachge-wiesen.

Auch für den Leiter einer Anlage sowie für die Fach-und Teilbereichsleiter werden Schulungsmaßnahmenzur Erhaltung der Fachkunde durchgeführt. In diesemFall zählen hierzu auch die Teilnahme an Fachtagungenund Spezialkursen. Die Durchführung der Schulungs-maßnahmen für diesen Personenkreis wird ebenfalls im jährlichen Bericht an die Aufsichtsbehörde nachge-wiesen.

Auch für das sonst tätige Personal (nicht zum verantwort-lichen Personal gehörende Personen) wird das Weiterbil-dungsprogramm für die sicherheitsbezogenen Kenntnisseregelmäßig angepasst. Die Teilnahme an den Schulungenwird dokumentiert.

Bewertung der Personalqualifizierung

Alle Kernkraftwerke verfügen über Betriebspersonalmit im Mittel langjähriger praktischer Erfahrung imKernkraftwerksbetrieb. Das technische Personal wird imRahmen der Erstausbildung und der Weiterbildungs-maßnahmen regelmäßig auf sicherheitsorientiertes Handeln hingewiesen, wobei die Erkenntnisse aus derBetriebs- und Ereignisauswertung von besonderer Be-deutung sind.

Bei stillgelegten Anlagen wird das Personal entsprechendder tatsächlichen Notwendigkeit verringert. In der nachdem Atomgesetz erforderlichen Stilllegungsgenehmi-gung ist auch die Betriebsorganisation und der aus sicher-heitstechnischer Sicht notwendige Personalbestand fest-gelegt.


Tabel le 11.1

Simulatoren für Kernkraftwerke

Kernkraftwerk

Typ Brutto-leistung MWe

Bezeichnung und Standort

des Simulators

a) Hersteller des Simula-tors

b) Anzahl der Signale zur Warte

Schulungsbeginn

1 Obrigheim KWO

DWR 357

D56 KSG/GfS a) Thomson b) 10 600

1997 bis 1996 am D1

2 Stade KKS

DWR 672

D1 KSG/GfS a) Singer b) 12 900

1977

KKS-Simulator Stade

a) CAE b) 18 000

1998

3 Biblis A KWB A

DWR 1225


1977

4 Biblis B KWB B

DWR 1300


1977

5 Neckarwestheim 1 GKN 1

DWR 840


1997 bis 1996 am D1

6 Brunsbüttel*) KKB

SWR 806

S1 KSG/GfS a) Singer b) 14 800

1978

7 Isar 1 KKI 1

SWR 912

S31 KSG/GfS a) Atlas Elektronik b) 18 000

1997 bis 1996 am S1

8 Unterweser KKU

DWR 1410


1997 bis 1996 am D1

9 Philippsburg 1 KKP 1

SWR 926

S32 KSG/GfS a) Atlas Elektronik b) 16 600

1997 bis 1996 am S1

10 Grafenrheinfeld KKG

DWR 1345

D3 KSG/GfS a) Krupp Atlas Elektronik b) 26 500

1988

11 Krümmel KKK

SWR 1316

S1 KSG/GfS a) Singer b) 14 800

1978 bis 1997

Simulator KKK Krümmel

a) Siemens/S3T b) 27 000

1997

12 Gundremmingen B KRB B

SWR 1344

S2 KSG/GfS a) Siemens b) 21 800

1993

13 Grohnde KWG

DWR 1430

D3 KSG/GfS a) Krupp Atlas Elektronik b) 26 500

1988

14 Gundremmingen C KRB C

SWR 1344

S2 KSG/GfS a) Siemens b) 21 800

1993

15 Philippsburg 2 KKP 2

DWR 1458

D42 KSG/GfS a) Siemens/S3T b) 26 700

1997 bis 1997 am D1, D3

16 Brokdorf KBR

DWR 1440


1996 bis 1997 am D3

17 Isar 2 KKI 2

DWR 1475


1996 bis 1995 am D3

18 Emsland KKE

DWR 1400


1996 bis 1995 am D3

19 Neckarwestheim 2 GKN 2

DWR 1365


1996 bis 1995 am D3

*) Es ist geplant, in 2001 einen neuen KKB-Simulator bei KSG/GfS in Betrieb zu nehmen.


12 Menschliche FaktorenDer sichere Betrieb eines Kernkraftwerkes hängt sowohlvon der Zuverlässigkeit der technischen und baulichenEinrichtungen als auch vom sicherheitsorientierten Han-deln des Personals in einer adäquaten Betriebsorganisa-tion ab. Neben der entsprechenden Qualifikation und demQualifikationserhalt des Personals (Kapitel 11 (2)) sinddie Gestaltung der Einrichtungen und der Arbeitsabläufewesentlich. Im Folgenden wird der Stand deutscher Kern-kraftwerke hinsichtlich der Gestaltung von Einrichtungenund Arbeitsabläufen zunächst unter dem GesichtspunktMensch-Maschine-Schnittstelle zusammengefasst. Da-nach werden im Abschnitt Organisation und Sicherheits-kultur die administrativen und organisatorischen Ge-sichtspunkte behandelt.

Mensch-Maschine-Schnittstelle

Deutsche Kernkraftwerke sind in hohem Maße automati-siert. So sind im betrieblichen Bereich neben umfang-reichen Regel- und Steuerungssystemen weitere Automa-tiken für komplexere Schalthandlungen vorhanden.Dadurch wird das Personal von zahlreichen Handeingrif-fen entlastet.

Von besonderer Bedeutung sind die automatischen Be-grenzungseinrichtungen. Sie sollen die über die Rege-lungsbänder hinausgehenden Abweichungen des Normal-betriebs so beschränken, dass der Reaktorschutz in derRegel nicht angeregt wird. Aufgabe eines Teils der Be-grenzungen ist, bestimmte, in den Störfallanalysen unter-stellte Randbedingungen einzuhalten. Das Sicherheits-system ist so konzipiert, dass Störfälle in der Regel fürmindestens 30 Minuten automatisch beherrscht werden,ohne dass Handeingriffe erforderlich werden. Bei Störun-gen und Störfällen soll damit ausreichend Zeit für die Dia-gnose und das Einleiten von Maßnahmen zur Verfügungstehen. Die vom Reaktorschutzsystem angeregten Maß-nahmen haben grundsätzlich Vorrang vor Handmaßnah-men und betrieblichen Automatiken. Bei Funktionsver-lust der Warte wird die Anlage mithilfe unabhängigerNotstandssysteme in der Regel ohne Handeingriff in ei-nen sicheren Zustand übergehen und mindestens zehnStunden darin verbleiben können.

Deutsche Kernkraftwerke werden jeweils von einer zen-tralen Warte aus überwacht und bedient. Die Warte ist mitallen hierzu erforderlichen Informations-, Betätigungs-,und Kommunikationseinrichtungen für Normalbetrieb,Störungen und Störfalle ausgerüstet. Sollte die Wartenicht verfügbar sein, kann das Kernkraftwerk von einerNotsteuerstelle aus in einen sicheren Zustand überführtund in diesem auf Dauer gehalten werden [KTA 3904].Eine Ausnahme besteht für das KKW Biblis, Blöcke Aund B (Doppelblockanlage, Kapitel 14 (ii)).

Die Anzeigen und Stellteile auf den Pulten und Tafeln derWarte sind in verfahrenstechnischen oder elektrischenFließbildern angeordnet, die den Aufbau der Systeme unddie Beziehungen zwischen den Systemen schematisch ab-bilden. Freigabetasten sollen gegen unbeabsichtigte Be-dienung sichern. In allen Kernkraftwerken unterstützenrechnergestützte Informationssysteme die Operateure.

Im Bereich der Instandhaltung sind insbesondere für wie-derkehrende Prüfungen umfangreiche technische Maß-nahmen getroffen, um Fehlhandlungen zu vermeiden oderihre Auswirkungen zu minimieren [KTA 3201.4; KTA3211.4; 3-41; 3-43]. Diese Maßnahmen reichen von fest-installierten und verwechslungssicheren Prüfeinrichtun-gen über Prüfrechner bis zur automatischen Rückstellungvon Sicherheitseinrichtungen bei Anforderung durch dasReaktorschutzsystem während einer Prüfung. Die Soll-stellung sicherheitstechnisch wichtiger Handarmaturenist durch zwei unterschiedliche Maßnahmen zu gewähr-leisten. Dies sind Meldeschleifen mit zugehörigen Alar-men, um eine etwaige Fehlstellung rasch zu erkennen undzu beseitigen, oder aber Schlüsselsysteme.

Neben einer entsprechenden Gestaltung der technischenEinrichtungen sind umfassende Betriebsvorschriften undeine umfassende Betriebsdokumentation für das zuverläs-sige und sicherheitsgerichtete Handeln des Betriebsperso-nals vorhanden. Die Betriebsdokumentation [KTA 1404]umfasst die Zusammenstellung von sicherheitstechnischwichtigen Betriebsaufzeichnungen, Unterlagen über denStrahlenschutz des Personals und der Umgebung sowieNachweisen über die Erhaltung der Qualität der Anlageund über die Erfüllung von Vorschriften und Auflagen.

Zu den Betriebsvorschriften gehören im Wesentlichen dasBetriebshandbuch, das Prüfhandbuch und das Notfall-handbuch (Kapitel 19 (iii)).

Im Betriebshandbuch [KTA 1201] sind die im Normalbe-trieb und bei Störfällen erforderlichen Handlungen desPersonals im Einzelnen festgelegt (Kapitel 19 (ii) bis(iv)). Es umfasst einerseits die Betriebsordnungen, die dieAufgaben, Befugnisse und Verantwortlichkeiten des Per-sonals sowie wichtige organisatorischen Abläufe regeln,andererseits die Anweisungen zum Betrieb der Gesamt-anlage und der einzelnen Systeme sowie zur Beherr-schung von Störungen und Störfällen. So legt die Instand-haltungsordnung nach der Instandhaltungsrichtlinie[3-41] das Vorgehen bei Instandhaltungs- und Ände-rungsarbeiten im Detail fest. Die Einhaltung der sicher-heitsrelevanten Vorgaben des Betriebshandbuches ist Vor-schrift, Abweichungen sind nur in Ausnahmefällenzulässig.

Das Prüfhandbuch [KTA 1202] enthält die Prüfvorschrif-ten.

Das Notfallhandbuch umfasst das Vorgehen und die Maß-nahmen zur Beherrschung schwerer Störfälle.

Neben den Unterlagen in Papierform ist in allen Anlagenein Betriebsführungssystem vorhanden. Dieses ermög-licht eine rechnergestützte Vorgabe und Kontrolle von Ar-beitsabläufen sowie eine teilweise automatische Überprü-fung der einzuhaltenden Randbedingungen.

Die Betriebserfahrung wird von den Betreibern sowie denBehörden und ihren Gutachtern systematisch auch hin-sichtlich menschlicher Fehlhandlungen und möglicherdaraus abzuleitender Verbesserungsmaßnahmen ausge-wertet. Das Verfahren zur Nutzung der Betriebserfahrungist in Kapitel 19 (vii) beschrieben.


Zur Optimierung der Mensch-Maschine-Schnittstellewurde von den Betreibern zusätzlich ein Human Factors-Programm eingeführt. Erfasst und untersucht werden ne-ben meldepflichtigen Ereignissen auch Störungsberichteund freiwillige Meldungen von Mitarbeitern. Bei der Ana-lyse und Bestimmung der Ursachen werden allgemein an-erkannte Verfahren aus der Arbeitswissenschaft angewen-det. Für das Human Factors-Programm ist in jedemdeutschen Kernkraftwerk ein HF-Bearbeiter eingesetzt.Die Ergebnisse und die Maßnahmen aus dem Human Fac-tors-Programm werden von den Betreibern in jährlichenBerichten für die Behörden zusammengefasst.

Organisation und Sicherheitskultur

In allen Kernkraftwerken sind Aufgaben und Verantwor-tungen des Personals in der personellen Betriebsorganisa-tion festgelegt, die Teil der Sicherheitsspezifikation ist(Kapitel 19 (iii)). Die Funktionen Betrieb, Instandhaltungund Strahlenschutz sind organisatorisch voneinander ge-trennt. Das Führungskonzept baut auf Fachwissen, Ver-ständnis für die sicherheitstechnischen Zusammenhänge,Schaffung guter Arbeitsbedingungen und Verantwortungfür die Sicherheit auf (Kapitel 9).

Die Betreiber haben in ihrem Positionspapier zur Sicher-heitskultur in deutschen Kernkraftwerken Grundsätze sicherheitsbewussten Denkens, Handelns und Kommuni-zierens beschrieben. Es soll zum einheitlichen Verständ-nis des Begriffes Sicherheitskultur beitragen und enthältgleichzeitig einen Katalog von Merkmalen zur kraft-werksinternen Bewertung der Sicherheitskultur.

Im Jahr 1998 haben die deutschen Kernkraftwerksbe-treiber ein Pilotprojekt National Peer Reviews initiiert,nachdem das bisher einzige INES-2-Ereignis in einemdeutschen Kernkraftwerk und das Ereignis Kontamina-tion von Brennelement-Transportbehältern aufgetretenwaren. Dieses Selbstbeurteilungsprogramm soll vor al-lem den Status der Betriebsführung in den deutschen An-lagen erfassen sowie aufzeigen, ob ein derartiges Instru-mentarium geeignet ist, die Betriebsführung derAnlagen zu optimieren. Nach Durchführung von mehre-ren Review-Serien bis zum Jahr 2000 werden nunmehrVorbereitungen getroffen, ein derartiges Selbstbeurtei-lungsprogramm dauerhaft zu installieren. Darüber hi-naus wurde in einigen Anlagen ein Messsystem für dieBewertung von Sicherheitsleistung (safety perfor-mance) und Sicherheitskultur der Betriebsorganisationeingeführt. Zusätzlich entwickelt ein Betreiber derzeitein Prozess-Monitoringsystem, welches die Qualität sicherheitsrelevanter Prozesse auf Basis messbarer Grö-ßen erfassen soll.

13 Qualitätssicherung Alle deutschen Kernkraftwerksbetreiber sind zu einemumfassenden Qualitätsmanagement verpflichtet. Hierzuwerden in allen deutschen Kernkraftwerken umfassendeQualitätssicherungssysteme eingesetzt, die auf den Fest-legungen an die Qualitätssicherung in den Sicherheitskri-terien [3-1] und dem Regelwerk des KerntechnischenAusschusses aufbauen. Sie haben übergeordnet die Ziel-

setzung, die für die Sicherheit der Anlage erforderlicheQualität auf allen Ebenen des gestaffelten Sicherheits-konzepts (Kapitel 18 (i)) zu gewährleisten. Durch dieQualität der betrieblichen Kraftwerkssysteme soll einmöglichst störungsfreier und umweltverträglicher Betriebder Anlagen erreicht und Störfälle vermieden werden.

Die allgemeinen Forderungen an die Qualitätssicherungsind in [KTA 1401] enthalten

– Zweck der Qualitätssicherung ist es nachweisbar si-cherzustellen, dass die Qualitätsanforderungen an dieErzeugnisformen, Bauteile, Komponenten und Sys-teme festgelegt und bei der Fertigung und Montage sowie bei der Errichtung baulicher Anlagen erfülltwerden. Weiterhin ist unter Berücksichtigung der Be-anspruchungen bei Betrieb und Instandhaltung bis zurStilllegung des Kernkraftwerkes die Erfüllung der An-forderungen im jeweils erforderlichen Umfang auf-recht zu erhalten.

– Der Betreiber ist für die Planung, Durchführung undÜberwachung der Wirksamkeit seines Qualitätssiche-rungssystems verantwortlich. Deshalb hat er auchdafür zu sorgen, dass seine Auftragnehmer einschließ-lich deren Unterauftragnehmer die Qualitätssicherungnach den Vorgaben seines Qualitätssicherungssystemplanen und durchführen.

Auf der Basis der im Regelwerk festgelegten Anforde-rungen wird von den Betreibern für jedes Kernkraftwerkein umfassendes Qualitätssicherungsprogramm aufge-stellt. In den zugehörigen Dokumenten wird festgelegt,wie und von wem die für die Sicherheit erforderlichenQualitätsanforderungen aufgestellt und eingehalten wer-den und wie und von wem ihre Erfüllung nachgewiesenwird. Es beschreibt ferner die zur Qualitätssicherung ein-geführte Organisation und verweist auf Arbeitsanweisun-gen zur Durchführung der Qualitätssicherung. Das Pro-gramm wird im Genehmigungsverfahren vorgelegt,Änderungen werden der zuständigen Behörde angezeigt.Auf Einzelheiten der Qualitätssicherung druckführenderKomponenten wird in den Kapiteln 18 (ii) und 18 (iii) ein-gegangen.

Im Folgenden sind die wesentlichen Anforderungen an das Qualitätssicherungssystem zusammengestellt[KTA 1401]:

– Vor Errichtung einer Anlage, aber auch vor Änderun-gen und Umbauten ist festzulegen, welche Bauteile,Komponenten, Systeme und baulichen Anlagen desKernkraftwerks die Sicherheit der Anlage beeinflus-sen und deshalb als sicherheitstechnisch wichtig ein-zustufen sind. Für diese ist wiederum festzulegen,welche Qualitätsmerkmale mit Bezug auf die Anla-gensicherheit zu betrachten sind und welche qualitäts-sichernden Maßnahmen erforderlich sind, damit dieQualitätsmerkmale auch erreicht werden.

– Personen, die mit der Einführung und Prüfung desQualitätssicherungssystems beauftragt sind, müssenbefugt sein, alle erforderlichen Informationen zubeschaffen, Lösungswege vorzuschlagen und die


Einhaltung der Qualitätssicherungsmaßnahmen zuüberwachen. Sie müssen unabhängig sein von dendurch sie überwachten Personen und Organisations-einheiten.

– Alle mit der Ausführung von Arbeiten beauftragtenPersonen sind selbst für die Erfüllung der damit ver-bundenen Qualitätsanforderungen verantwortlich.

– Qualitätsprüfungen durch unabhängige Prüfer müssenvon solchen Personen durchgeführt werden, die wedermit der Erzeugung der Produkte noch bereits mit derTätigkeit beauftragt waren oder dafür verantwortlichsind.

– Wenn es für das Erreichen der Qualitätsmerkmale not-wendig ist, sind Anforderungen an die Qualifikationdes ausführenden Personals festzulegen; die Personal-qualifikation und ihre Erhaltung muss nachweisbarsein.

– Durch ein Ordnungs-, Kennzeichnungs- und Ände-rungssystem sind alle Unterlagen eindeutig zu kenn-zeichnen, und es ist dafür Sorge zu tragen, dass nur mitgültigen und zur Anwendung freigegebenen Unterla-gen gearbeitet wird. Unterlagen sind vollständig undmit Fristen nach [KTA 1404] aufzubewahren.

– Jeder Auftraggeber soll die Eignung seiner Auftrag-nehmer für die Durchführung der Arbeiten anhand ei-ner produktbezogenen Beschreibung des Qualitätssi-cherungssystems vor der Auftragsvergabe beurteilen.Diese Beurteilung darf nur entfallen, wenn die Erfül-lung der Qualitätsanforderungen auch durch produkt-bezogene Maßnahmen, wie z. B. Eingangsprüfungen,nachgewiesen werden kann.

– Für Serienerzeugnisse, die in den meisten Fällen nichtspeziell für das Kraftwerk geplant oder gefertigt wer-den, wie z. B. Elektronikbaugruppen, Schalter, Kabel,Schrauben oder Muttern ist es zulässig, dass die Nach-weise zur Erfüllung der erforderlichen Qualitätsan-forderungen mit den im konventionellen oder kern-technischen Regelwerk festgelegten Methodengeführt werden (Typ-, Werksprüfungen, Betriebsbe-währungsnachweise). Hierbei ist zusätzlich nachzu-weisen, dass die Serienerzeugnisse unter den Einsatz-bedingungen im Kernkraftwerk nicht unzulässigbeansprucht werden.

– Entscheidungen und Maßnahmen mit sicherheitstech-nischer Bedeutung dürfen nur von Personen getroffenwerden, die aufgrund ihrer Fachkunde und ihrer Stel-lung in der Aufbauorganisation dazu befugt sind. Diezur Erfüllung der Qualitätsanforderungen im Anla-genbetrieb einzuhaltenden Verfahren sind im Be-triebshandbuch und im Prüfhandbuch der Anlage de-tailliert festgelegt (Kapitel 19 (iii)).

– Der Betreiber und jeder seiner Auftragnehmer habensich regelmäßig von der korrekten Anwendung undder Wirksamkeit ihrer jeweiligen Qualitätssicherungs-systeme zu überzeugen. Außerdem hat sich jeder Auftraggeber regelmäßig von der Wirksamkeit des

Qualitätssicherungssystems der jeweiligen Auftrag-nehmer zu überzeugen. Die Ergebnisse der Prüfungensind schriftlich zu dokumentieren. Erkannte Lückenund Schwachstellen sind unverzüglich zu beseitigen,was durch Nachprüfung bestätigt werden muss.

Die Qualitätssicherung wird vom Betreiber im Rahmenseiner Eigenverantwortung für die Sicherheit der Anlagedurchgeführt. Die Aufsichtsbehörde überzeugt sich durchentsprechende Prüfungen von der korrekten Implementie-rung sowie von der sachgerechten Anwendung und Wirk-samkeit des Qualitätssicherungssystems.

Alterung

In Kapitel 7 (2i) wurde bereits darauf hingewiesen, dassdie Maßnahmen zur langfristigen Aufrechterhaltung dererforderlichen Qualität (Alterungsmanagement) ein inte-graler Bestandteil der Qualitätsanforderungen im deut-schen Regelwerk von Anbeginn an waren. Alterungsphä-nomene sind im deutschen Regelwerk unter dem BegriffBetriebseinflüsse behandelt (Kapitel 14 (ii)).

In den deutschen Kernkraftwerken kommen umfangrei-che Maßnahmen zum Tragen, um unzulässigen Auswir-kungen der Alterung zu begegnen. Diese sind insbeson-dere:

– die Auslegung, Konstruktion, Fertigung und Prüfungder technischen Einrichtungen unter Berücksichti-gung des jeweiligen Wissensstandes bezüglich der Al-terung (Kapitel 14 (ii))

– die Überwachung der Einrichtungen und Betriebsbe-dingungen hinsichtlich sicherheitsrelevanter Verände-rungen (Kapitel 14 (ii))

– der regelmäßige Austausch von erfahrungsgemäß an-fälligen Bauteilen der Einrichtungen im Rahmen dervorbeugenden Instandhaltung (Kapitel 19 (iii))

– die Ertüchtigung oder der Austausch von technischenEinrichtungen im Falle der Feststellung sicher-heitstechnisch bedeutsamer Schwachstellen (Kapi-tel 18 (ii))

– die Optimierung der technischen Einrichtungen undder Betriebsbedingungen (Kapitel 14 (ii))

– die kontinuierliche Auswertung der Betriebserfahrungeinschließlich der Umsetzung des Erfahrungsrück-flusses (Kapitel 19 (vii))

– der Fachkundeerwerb und -erhalt auf ausreichend ho-hem Niveau (Kapitel 11 (2)).

Ergänzt wird dieses Vorgehen durch weiterführende For-schungs- und Entwicklungsarbeiten.

14 Bewertung und Nachprüfung der Sicherheit

14 (i) Bewertung der SicherheitDie Bewertung der Sicherheit bei der Errichtung und derInbetriebnahme eines Kernkraftwerkes und bei wesentli-


chen Änderungen erfolgt im Genehmigungsverfahren(Kapitel 7 (2ii)). Die laufende Bewertung der Sicherheitwährend des Betriebes wird im Rahmen der atomrechtli-chen Aufsicht durchgeführt.

Bewertung der Sicherheit im Genehmigungsverfahren

Um die Genehmigung zur Errichtung und zum Betrieb,zu einer wesentlichen Änderung oder zur Stilllegung ei-nes Kernkraftwerkes zu erhalten, ist ein Antrag an diezuständige Behörde notwendig. Darin ist im Einzelnendarzulegen, inwieweit die Anlage über die erforderli-chen Sicherheitseigenschaften verfügt und den Vorga-ben des gültigen kerntechnischen Regelwerks ent-spricht. Die Bewertung der Sicherheit erfolgt auf derBasis des Antrages und der beizufügenden Unterlagen(Kapitel 7 (2ii)).

Art und Umfang der Unterlagen, die dem Antrag beizufü-gen sind, regelt der § 3 der Atomrechtlichen Verfahrens-verordnung [1A-10]. Es gehören dazu:

– ein Sicherheitsbericht, der zu beurteilen erlaubt, obdurch die mit dem Anlagenbetrieb verbundenen Aus-wirkungen Dritte in ihren Rechten verletzt werdenkönnen (siehe unten),

– ergänzende Pläne, Zeichnungen und Beschreibungender Anlage und ihrer Teile,

– Angaben über Maßnahmen gegen Störungen odersonstige Einwirkungen Dritter,

– Angaben über Zuverlässigkeit und Fachkunde des fürdie Errichtung und den Betrieb verantwortlichen Per-sonals sowie Kenntnisse des sonst tätigen Personals,

– eine Sicherheitsspezifikation mit den für die Sicher-heit der Anlage und ihres Betriebes bedeutsamen An-gaben (siehe unten),

– Angaben zur Erfüllung der gesetzlichen Schadenser-satzverpflichtungen,

– Beschreibung der anfallenden radioaktiven Reststoffeund vorgesehene Maßnahmen zur Behandlung,

– Beschreibung der Maßnahmen zur Reinhaltung vonWasser, Luft und Boden.

Sicherheitsbericht

Im Sicherheitsbericht werden die Konzeption, die sicher-heitstechnischen Auslegungsgrundsätze und die Funktionder Anlage einschließlich ihres Betriebs- und Sicherheits-systems dargestellt und erläutert. Die mit der Anlage undihrem Betrieb verbundenen Auswirkungen einschließlichder berücksichtigten Auslegungsstörfälle werden be-schrieben. Die Vorsorgemaßnahmen gegen Schädendurch die Errichtung und den Betrieb des Kernkraftwer-kes werden dargestellt.

Für Anlagen mit Druck- und Siedewasserreaktoren gibtdie Richtlinie [3-5] eine standardisierte Form mit detail-lierter Gliederung der Sachthemen und zusätzlichen Er-läuterungen der Inhalte vor. Der Sicherheitsbericht ist

eine Grundlage für die Bewertung der Sicherheit der An-lage. Er enthält Angaben:

– zum Standort,

– zur Kraftwerksanlage,

– zur Organisation und den Verantwortlichkeiten,

– zu den in der Anlage vorhandenen radioaktiven Stof-fen und den hierzu getroffenen Schutzmaßnahmen,

– zu den Schutzmaßnahmen gegen übergreifende Ein-wirkungen,

– zum Betrieb des Kraftwerkes,

– zu den Störfallanalysen.

Darüber hinaus werden auch Angaben zur Stilllegung desKraftwerkes verlangt. Die Angaben zu den Maßnahmengegen Störungen oder sonstige Einwirkungen Dritterwerden in einem separaten Sicherungsbericht zusam-mengestellt, der als vertrauliches Dokument zu behan-deln ist.

Weitere zur Bewertung der Sicherheit erforderlicheInformationen

Zur Erleichterung der Prüfung und zur Vereinheitlichungder Genehmigungsverfahren regelt eine Richtlinie [3-7-1]Zeitpunkt, Umfang und Tiefe der zusätzlich einzurei-chenden Unterlagen. Man unterscheidet Unterlagen, dievor einem anstehenden Genehmigungsschritt einzurei-chen sind und solche, die baubegleitend – z. B. zur Erfül-lung von Auflagen – erforderlich werden. Die Informa-tionen dienen zum einem den zuständigen Behörden alsEntscheidungsgrundlage, zum anderen den zugezogenenSachverständigen als Grundlage ihrer gutachterlichenStellungnahme.

Es werden Angaben zu folgenden Sachthemen gemacht:

– Standort,

– Reaktorsicherheitsbehälter,

– Reaktorkern mit Steuerelementen,

– druckführende Umschließung einschließlich Reaktor-druckbehälter,

– Einbauten des Reaktordruckbehälters,

– Not- und Nachkühlsysteme,

– Hilfsanlagen des Reaktorkühlsystems,

– Einrichtungen für die Handhabung und Lagerung vonBrennelementen,

– Systeme zur Handhabung und Lagerung radioaktiverStoffe,

– Lüftungsanlagen,

– Dampfkraftanlage,

– Turbinenanlage,

– Kühlwassersysteme,


– elektrische Versorgung des Sicherheitssystems,

– Alarmanlagen und Kommunikationsmittel,

– Leittechnik, Warte und örtliche Leitstände,

– Reaktorschutzsystem und

– Strahlenschutz- und Aktivitätsüberwachung.

Für alle diese Sachthemen werden Angaben zu den fol-genden Verfahrensschritten gemacht:

– Konzept,

– Errichtung der baulichen Anlagen,

– Herstellung der Erzeugnisformen,

– Herstellung der Komponenten,

– Druckprüfung im Herstellerwerk,

– Einbau der Komponenten,

– Druck- und Leckratenprüfung auf der Baustelle,

– Inbetriebsetzung der Systeme,

– Anlieferung der Brennelemente,

– Beladen des Reaktors mit dem Erstkern,

– Nukleare Inbetriebsetzung der Anlage und

– Brennelementwechsel.

Im atomrechtlichen Genehmigungsverfahren sind dieBauaufsichtsbehörden beteiligt. Hierfür werden geson-dert Unterlagen eingereicht. Für alle sicherheitstechnischwichtigen Gebäude oder baulichen Anlagen sind die er-forderlichen Unterlagen in der Richtlinie [3-7-2] ge-nannt:

– Sicherheitsbericht,

– Bauantrag,

– Baustelleneinrichtung,

– Rohbauarbeiten,

– Bauüberwachung,

– Rohbauabnahme,

– Ausbauarbeiten und deren Überwachung,

– Schlussabnahmen.

Sicherheitsspezifikationen

Die spätestens mit dem Antrag auf Betriebsgenehmigungeinzureichenden Sicherheitsspezifikationen umfassenalle Daten, Grenzwerte und Maßnahmen, die für den si-cheren Zustand eines Kernkraftwerkes von Bedeutungsind. Damit wird ein Überblick über die sicherheitstech-nisch wichtigen Eigenschaften der Anlage gegeben, unddie Bedingungen für einen sicheren Betrieb werden fest-gelegt. Weiterhin sind die Maßnahmen angegeben, die fürdie sichere Beherrschung von Störungen und Störfällenvorgesehen sind. Der Rahmenplan für die Prüfungen ansicherheitstechnisch wichtigen Teilen der Anlage ist eben-

falls Bestandteil der Sicherheitsspezifikationen (Kapi-tel 19 (ii).

Inhalt und Form der Sicherheitsspezifikationen ist in ei-ner Richtlinie [3-4] festgelegt. Danach umfasst der InhaltAngaben zu:

– Betriebsorganisation,

– sicherheitsrelevanten Auflagen,

– Grenzwerten des Reaktorschutzsystems,

– Schemata wichtiger Komponenten mit Betriebswer-ten, vorgelagerten Grenzwerten, auslösenden Grenz-werten und Auslegungswerten,

– Rahmenprüfplan für sicherheitstechnisch wichtigeSysteme und Komponenten,

– Behandlung meldepflichtiger Ereignisse,

– Störfallablaufbeschreibungen.

Änderungen an Angaben, die in die Sicherheitsspezifika-tionen aufgenommen wurden, bedürfen grundsätzlich derBilligung durch die Genehmigungs- und Aufsichtsbe-hörden.

Einschaltung von Gutachtern

Für die fachspezifischen Aspekte werden von den zu-ständigen Genehmigungsbehörden in der Regel gemäß§ 20 Atomgesetz Sachverständige zur Begutachtung zu-gezogen (Kapitel 8 (1). Die grundsätzlichen Anforderun-gen an Gutachten sind in einer Richtlinie [3-34] formu-liert.

Die Gutachter überprüfen detailliert die vom Antragstel-ler eingereichten Angaben. Anhand der im Gutachten dar-zulegenden Bewertungsmaßstäbe werden eigene Prüfun-gen und Berechnungen – vorzugsweise mit anderenMethoden und Programmen als vom Antragsteller – vor-genommen und diese Ergebnisse gutachterlich gewürdigt.Die am Gutachten beteiligten Personen sind frei von Er-gebnisweisungen und werden der Behörde namentlich ge-nannt.

Bewertung der Sicherheit im Aufsichtsverfahren

Nachdem die jeweilige Genehmigung erteilt ist, wird dieBewertung der Sicherheit bei Errichtung, Inbetriebset-zung und dem folgenden Leistungsbetrieb eines Kern-kraftwerkes durch die atomrechtliche Aufsichtsbehördenach § 19 Atomgesetz wahrgenommen (Kapitel 7 (2iii)).Sie stellt fest, ob die Bedingungen und Voraussetzungen,die zur Genehmigung geführt haben, bei der Umsetzungdurch den Antragsteller eingehalten werden. Auch für dieAufsichtstätigkeit werden von der AufsichtsbehördeSachverständige hinzugezogen.

Die atomrechtliche Aufsicht erstreckt sich über die ge-samte Lebensdauer eines Kernkraftwerkes und endeterst, wenn nach der Stilllegung alle radioaktiven Stoffeaus der Anlage entfernt wurden oder unter ein nicht mehrüberwachungspflichtiges Niveau abgesunken sind. DasKernkraftwerk kann dann durch die Aufsichtsbe-


hörde aus der atomrechtlichen Überwachung entlassen werden.

Begleitende Prüfungen während der Errichtung undInbetriebsetzung

Im Rahmen der Begutachtung der eingereichten schriftli-chen Unterlagen werden von den im Auftrag der Auf-sichtsbehörde zugezogenen Gutachtern begleitende Prüfungen während der Errichtungs- und Inbetriebset-zungsphase durchgeführt. Diese begleitenden Prüfungensind vom Hersteller unabhängige Prüfungen, die die inden eingereichten schriftlichen Unterlagen festgelegtenWerte, Abmessungen oder Funktionsweisen verifizierensollen. Dazu werden z. B. in den Herstellerwerken dieMaterialzusammensetzungen überprüft, die Montage vonKomponenten kontrolliert und Funktionsprüfungen vor-genommen. Ähnliche Prüfungen erfolgen während derErrichtung auf der Baustelle. Während der Inbetrieb-setzung werden die Festlegungen in den Sicherheits-spezifikationen für die Anlage und die Gültigkeit der Randbedingungen für die Störfallanalyse überprüft (Ka-pitel 19 (i)).

Prüfungen vor Ort während des Betriebes

Die Sachverständigen führen im Auftrag der Aufsichts-behörde eigene Messungen, Prüfungen und Auswer-tungen durch oder nehmen an denen des Kernkraft-werkbetreibers oder in dessen Auftrag durchgeführtenMessungen und Prüfungen teil. Das betrifft folgende Ge-biete:

– Ableitung radioaktiver Stoffe,

– Strahlenschutzüberwachung des Personals und derUmgebung,

– wiederkehrende Prüfungen an Anlagenteilen, Kompo-nenten und Bauwerken.

Neben den Messungen und Prüfungen werden durch dieBehörde und durch ihre Sachverständigen auch Begehun-gen und Inspektionen zu speziellen Fragestellungendurchgeführt.

Werden Mängel festgestellt, verlangt die Aufsichts-behörde vom Kraftwerksbetreiber entsprechende Beseiti-gung. Wenn ausreichende Sicherheitsvorsorge nicht mehrgewährleistet ist, kann die Genehmigungs- und Auf-sichtsbehörde anordnen, dass der Betrieb bis zur Behe-bung der Mängel einstweilen eingestellt wird (Kapi-tel 7 (2iv)).

Auswertung meldepflichtiger Ereignisse

Treten in einem Kernkraftwerk sicherheitstechnisch rele-vante Ereignisse auf, werden sie vom Kraftwerksbetrei-ber der zuständigen Aufsichtsbehörde gemeldet nachKriterien, die in der Atomrechtlichen Sicherheitsbeauf-tragten- und Meldeverordnung [1A-17] festgelegt sind.Zusätzlich erfolgt die Einstufung nach der internationa-len Bewertungsskala INES. Die Aufsichtsbehörde unter-richtet BMU und BfS und beauftragt in der Regel zuge-zogene Sachverständige mit der Bewertung dieser

Ereignisse und der vom Betreiber getroffenen oder ge-planten Abhilfe- und Verbesserungsmaßnahmen. (Kapi-tel 19 (vi) und (vii)).

14 (ii) Nachprüfung der Sicherheit Die Kernkraftwerksbetreiber müssen im Rahmen ihrerEigenverantwortung für die Sicherheit der Anlagen dasSicherheitsniveau über die gesamte Betriebszeit ihrer An-lagen auf dem erforderlichen Niveau halten. Wenn neuesicherheitsrelevante Erkenntnisse vorliegen, ist von ihnendie Notwendigkeit und Angemessenheit von Verbesse-rungen zu prüfen. Die Erfüllung der Betreiberpflichtenwird von der atomrechtlichen Genehmigungs- und Auf-sichtsbehörde überwacht und gegebenenfalls durchge-setzt (Kapitel 7 (iv)). Die Behörde führt ihrerseits eigeneSicherheitsbewertungen kontinuierlich, anlassbezogenoder periodisch durch. Hinzu kommen internationale Si-cherheitsüberprüfungen.

Nachfolgend wird auf die nationalen und internationalenSicherheitsüberprüfungen und ihre wesentlichen Ergeb-nisse näher eingegangen. Die insgesamt daraus resultie-renden relevanten sicherheitstechnischen Änderungen inden deutschen Anlagen werden dargestellt.

Regelmäßige Sicherheitsnachweise des Betreibers

Im Anlagenbetrieb muss auf Grundlage der Bestimmun-gen in den Genehmigungen regelmäßig nachgewiesenwerden, dass die für die Sicherheit der Anlage wesentli-chen Systemfunktionen gegeben sind und sich die Qua-lität der dafür wesentlichen Einrichtungen nicht unzuläs-sig verschlechtert hat. Hierzu werden vom Betreiberabgestuft nach ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung re-gelmäßig wiederkehrende Prüfungen an den Sicherheits-einrichtungen durchgeführt. Zu den wiederkehrendenPrüfungen gehören die Funktionsprüfungen zum Nach-weis der Funktionsfähigkeit und die ZerstörungsfreienPrüfungen zum Nachweis des fehlerfreien Zustandes.Außerdem werden beim Anlagenbetrieb regelmäßige undvorbeugende Instandhaltungsmaßnahmen an allen Kraft-werkssystemen durch den Betreiber geplant und durchge-führt sowie die Betriebserfahrungen ausgewertet (Kapi-tel 19 (vii)).

Die wiederkehrenden Prüfungen an sicherheitstechnischwichtigen Systemen werden entsprechend dem Prüfhand-buch durchgeführt (Kapitel 19 (iii)). In der darin enthalte-nen Prüfliste werden Gegenstand, Art, Umfang und Inter-vall der Prüfung zusammen mit dem Betriebszustand derAnlage bei der Prüfung, der Bezeichnung der Prüfanwei-sung und die in manchen Fällen erforderliche Anwesen-heit von unabhängigen Sachverständigen festgelegt. DiePrüfliste ist Teil der genehmigungspflichtigen Sicher-heitsspezifikationen der Anlagen. Die Nachweisführungwird in Abhängigkeit von der Prüfbarkeit der jeweiligenSystemfunktion festgelegt. Hierbei wird angestrebt, diePrüfungen unter Randbedingungen durchzuführen, diedem sicherheitstechnischen Anforderungsfall entspre-chen. Sind wesentliche Systemfunktionen nicht direktprüfbar, z. B. die Integrität auf erhöhtem Druck- und Tem-peraturniveau, werden indirekte Nachweise geführt. Die


Festlegungen zur Durchführung der Prüfungen werdenunter Berücksichtigung der Betriebserfahrungen und derFortschritte in der Sicherheitsforschung regelmäßig über-prüft und erforderlichenfalls geändert. Aktualisierungendes Prüfhandbuchs werden der Aufsichtsbehörde zur Zu-stimmung vorgelegt. Art und Umfang der nach Prüflisteerforderlichen wiederkehrenden Prüfungen zeigt dienachfolgende Tabelle 14.1, die als typisch für ein Kern-kraftwerk mit Druckwasserreaktor (DWR) gelten kann.

Tabel le 14.1

Wiederkehrende Prüfungen pro Jahr, typisch füreinen DWR mit jährlicher Revision

Prüfobjekte während Betrieb

bei Revision Gesamt

Funktionsprüfungen 2 780 330 3 110 Aktivitätsüberwachung 395 15 410 Hebezeuge 75 5 80 Zerstörungsfreie Prüfungen

–

40

40

Gebäude 50 10 60 Anlagensicherung 150 – 150

Summe 3 450 400 3 850

Neben den wiederkehrenden Prüfungen an sicherheits-technisch wichtigen Systemen und Anlagenteilen führtder Betreiber in Eigenverantwortung weitere wiederkeh-rende Prüfungen durch. Sie dienen primär der Erhöhungder Verfügbarkeit.

Bei den Prüfungen und der Auswertung der Betriebserfah-rungen wird insbesondere auch die rechtzeitige Erkennungvon alterungsbedingten Ausfallursachen verfolgt. Alte-rungsbedingte Ausfallursachen sind häufig auf systema-tische Phänomene zurückzuführen. Hinsichtlich der Alte-rung sind im Regelwerk zu bestimmten AnlagenteilenspezielleAnforderungen enthalten (z. B. Ermüdungsanaly-sen bei der Komponentenauslegung oder bei den Typprü-fungen leittechnischer Komponenten gemäß [KTA 3503]oder [KTA 3504]). Aufgrund der hohen Prüfhäufigkeit derSicherheitseinrichtungen in deutschen Kernkraftwerkenwird in der Regel bereits beim Beginn des Alterungspro-zesses das Phänomen erkannt und es werden Gegenmaß-nahmen eingeleitet. Deshalb sind alterungsbedingte Aus-fälle, die auf systematische Phänomene zurückzuführensind, bisher auch nur sehr selten zu beobachten. Einen Son-derfall der Alterung stellt die Neutronenbestrahlung derdruckführenden Wandung des Reaktordruckbehälters dar.Zur Feststellung der Änderungen der Materialeigenschaf-ten infolge Neutronenversprödung sind Einhängeprobendes Originalwerkstoffes des Reaktordruckbehälters überder gesamten Betriebszeit in mehreren Intervallen zu über-prüfen. Aus den Ergebnissen werden bruchmechanischeKennwerte abgeleitet, die der Integritätsbewertung des Re-aktordruckbehälters zugrunde gelegt werden.

Ebenso werden regelmäßig die behördlich auf der Basisdes konventionellen Regelwerks geforderten Prüfungen

durch den Betreiber durchgeführt (z. B. nach der Dampf-kesselverordnung).

Überprüfungen im Rahmen der Bundes- und Landesaufsicht

Die kontinuierliche atomrechtliche Aufsichtstätigkeit derBundesländer hat einen Umfang von 30 bis 40 Mannjah-ren (einschließlich Sachverständige) pro Jahr und Kern-kraftwerksblock. Die Bundesaufsicht hat die Aufgabeeine einheitlich gute Qualität der Landesaufsicht, insbe-sondere die bundeseinheitliche Berücksichtigung neuersicherheitstechnischer Erkenntnisse, zu sichern. Sie lässtsich dabei von der RSK beraten.

Meldepflichtige Ereignisse, Veränderungen der Anlageoder ihres Betriebes, Instandhaltungsvorgänge oderneuere Erkenntnisse über die erforderliche Sicherheitkönnen dazu führen, dass die Aufsichtsbehörde eine Si-cherheitsüberprüfung bestimmter Systeme, Komponen-ten oder Sachverhalte verlangt. Solche Sicherheitsüber-prüfungen können auch probabilistische Analysenumfassen. Diese Überprüfungen und Analysen werden inder Regel vom Betreiber durchgeführt und von den zuge-zogenen Sachverständigen bewertet.

Aus anlagenspezifischen Prüfungen während des Betriebssowie aus der Auswertung der nationalen und internatio-nalen Betriebserfahrung resultierten vielfältige anla-genspezifische Verbesserungen, die sich in der Regel aufEinzelkomponenten und Instandhaltungsmaßnahmen be-zogen. Auf diese Einzelmaßnahmen wird hier im Einzel-nen nicht eingegangen. Darüber hinaus gab es Änderun-gen, die jeweils eine größere Anzahl von Anlagenbetrafen. Diese Änderungen sind in der weiter unten fol-genden Zusammenstellung der Nachrüstungen und si-cherheitstechnischen Verbesserungen enthalten.

Vor dem Hintergrund des schweren Unfalls im Kernkraft-werk Tschernobyl erfolgte in den Jahren 1986 bis 1988eine kursorische Sicherheitsüberprüfung aller deutschenKernkraftwerke durch die Reaktor-Sicherheitskommis-sion. Dabei wurden Auslegungsstörfälle unter demAspekt des Erreichens der Schutzziele (Kapitel 18 (i)) be-trachtet. Ein Schwerpunkt lag außerdem im auslegungs-überschreitenden Bereich und führte zu Vorschlägen fürweitere Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes(Kapitel 18 (i)). Weiterhin empfahl die RSK, periodischeSicherheitsüberprüfungen im Abstand von zehn Jahrendurchzuführen.

Periodische Sicherheitsüberprüfung

Seit Anfang der Neunzigerjahre werden periodische Si-cherheitsüberprüfungen (PSÜ) nach bundeseinheitlichenKriterien durchgeführt. Sie umfassen einen deterministi-schen und einen probabilistischen Teil und ergänzen diekontinuierliche Überprüfung im Rahmen der atomrechtli-chen Aufsicht. Die Ergebnisse der PSÜ sind der Auf-sichtsbehörde vorzulegen und werden in der Regel vonunabhängigen Sachverständigen im Auftrag der Auf-sichtsbehörde begutachtet. Zur Durchführung dieser PSÜim Abstand von zehn Jahren hatten sich die Betreiber derdeutschen Kernkraftwerke seinerzeit freiwillig verpflich-


tet. Für sieben Kernkraftwerke ist die Durchführungdurch Auflage im Genehmigungsbescheid festgelegt.

Künftig wird die Durchführung einer zehnjährlichen peri-odischen Sicherheitsüberprüfung gesetzlich festgeschrie-ben werden. Die Termine der nächsten PSÜ wurden in deram 11. Juni 2001 unterzeichneten Vereinbarung zwischender Bundesregierung und den Energieversorgungsunter-nehmen vom 14. Juni 2000 festgelegt und sind in Ta-belle 14.2 enthalten. Die Pflicht zur Vorlage der Ergeb-nisse einer PSÜ entfällt, wenn der Genehmigungsinhabergegenüber der Aufsichtsbehörde und der Genehmigungs-behörde verbindlich erklärt, dass er den Leistungsbetriebder Anlage spätestens drei Jahre nach dem in Tabelle 14.2zuletzt genannten Termin endgültig einstellen wird.

Der Durchführung der PSÜ von Kernkraftwerken sindbundeseinheitliche Leitfäden [3-74] für die deterministi-sche und probabilistische Sicherheitsanalyse zugrunde zulegen. Sie werden weiter entwickelt, um eine Anpassungan den fortschreitenden Stand von Wissenschaft undTechnik zu erreichen. Grundlage für die deterministischeSicherheitsbeurteilungen der bestehenden Kernkraft-

werke sind Störfälle wie in Anhang 2 zusammengestellt,und darüber hinaus ein Spektrum von Notfallschutzmaß-nahmen für auslegungsüberschreitende Zustände (eben-falls Anhang 2).

Insgesamt wurden bisher für 15 Kernkraftwerke determi-nistische Sicherheitsstatusanalysen abgeschlossen. Pro-babilistische Sicherheitsanalysen wurden für alle 19 inBetrieb befindlichen Kernkraftwerke durchgeführt (Ta-belle 14.2). Die in früheren Jahren im Behördenauftragdurchgeführten umfassenden Sicherheitsüberprüfungen äl-tererAnlagensindteilweisealsäquivalentzurPSÜzusehen.

Probabilistische Sicherheitsanalysen

In Deutschland wurde Mitte der 70er-Jahre damit begon-nen, probabilistische Sicherheitsanalysen ergänzend zurdeterministischen Sicherheitsbeurteilung einzusetzen.

Die Risikostudie Phase A orientierte sich methodisch weit-gehend an WASH 1400 und behandelte auch radiologischeAuswirkungen entsprechend dem damaligen Kenntnis-stand. In der Phase B (1985 bis 1989) wurden fortgeschrit-tene Methoden verwendet, allerdings beschränkte sich die

Vorlage bei der Behörde Kernkraftwerk Typ Probabilistische

Sicherheitsanalyse Sicherheitsstatus-

analyse

1 Obrigheim*) KWO DWR 1999 ----- 1997 ---- 2 Stade KKS DWR 1997 2000 1987 2000 3 Biblis A KWB A DWR 1990 2001 1991 2001 4 Biblis B KWB B DWR 1989 2000 ----- 2000 5 Neckarwestheim 1 GKN 1 DWR 1997 2007 1997 2007 6 Brunsbüttel KKB SWR 1997 2001 ----- 2001 7 Isar 1 KKI 1 SWR 1994 2004 1994 2004 8 Unterweser KKU DWR 1995 2001 1990 2001 9 Philippsburg 1 KKP 1 SWR 1995 2005 1995 2005 10 Grafenrheinfeld KKG DWR 1999 2008 1999 2008 11 Krümmel*) KKK SWR 1997 2008 1997 2008 12 Gundremmingen B KRB B SWR 1998 2007 1998 2007 13 Grohnde KWG DWR 1998 2000 ----- 2000 14 Gundremmingen C KRB C SWR 1998 2007 1998 2007 15 Philippsburg 2 KKP 2 DWR 1999 2008 1999 2008 16 Brokdorf*) KBR DWR 1996 2006 1996 2006 17 Isar 2*) KKI 2 DWR 2000 2009 2000 2009 18 Emsland*) KKE DWR 1999 2009 1999 2009 19 Neckarwestheim 2*) GKN 2 DWR 1999 2009 1999 2009 Mülheim-Kärlich**) KMK DWR ----- ----- ----- ----

*) Genehmigungsauflage zur periodischen Sicherheitsüberprüfung**) Stilllegungsantrag gestellt

Tabel le 14.2

Umfassende Sicherheitsüberprüfungen der Kernkraftwerke Jahr der Vorlage der Prüfungsergebnisse bei der Behörde, und Jahr der Vorlage der nächsten PSÜ,

Stand September 2000


Untersuchung auf System- und Kernschadenshäufigkeiten.Zur Weiterentwicklung der probabilistischen Methodenund zu ihrer Erprobung wurden bis in die 90er-Jahre fürverschiedene Kernkraftwerke Sicherheitsanalysen mit pro-babilistischen Methoden außerhalb des atomrechtlichenGenehmigungs- und Aufsichtsverfahrens durchgeführt.

Seit über zehn Jahren werden probabilistische Sicher-heitsanalysen im atomrechtlichen Aufsichtsverfahren alsBestandteil der periodischen Sicherheitsüberprüfung füralle deutschen Kernkraftwerke erstellt. Abweichend vominternationalen Vorgehen wird dabei nicht die Kernscha-denshäufigkeit, sondern die Häufigkeit für den Ausfall derauslegungsgemäßen Funktionen der Brennelementküh-lung (Stufe 1) und der aktiven Funktionen des Sicher-heitsbehälterabschlusses (Stufe 1+) ermittelt. Diese Vor-gehen wird mit dem hohen Automatisierungsgrad derdeutschen Anlagen im Auslegungsbereich begründet. Diefür die probabilistische Sicherheitsanalyse anzuwenden-den Methoden und Daten sind in ergänzenden Dokumen-ten zu den behördlichen Leitfäden [3-74] beschrieben.

Eine Übersicht der bisher im Rahmen der periodischen Si-cherheitsanalysen durchgeführten probabilistischen Si-cherheitsanalysen zeigt die Tabelle 14.2. Inzwischen lie-gen für alle deutschen Kernkraftwerke probabilistischeSicherheitsanalysen nach [3-74] vor, sie haben zu zahlrei-chen Erkenntnissen und Systemmodifikationen geführt.

Die Methoden und Daten der probabilistischen Sicher-heitsanalyse werden ständig weiterentwickelt. DeutlicheFortschritte wurden erzielt bei der Erweiterung der Un-tersuchungstiefe (Stufe 2), der Einbeziehung des Nicht-leistungsbetriebes , der genaueren Bewertung von Perso-nalhandlungen und der Betrachtung der Entstehung undAuswirkung von Bränden. Ende 2000 wurde die PSA füreine Konvoi-Anlage fertig gestellt, bei der die jetzt ver-fügbaren weiterentwickelten Methoden zum Einsatz ka-men. Ereignisse des Leistungsbetriebes wurden mit Stufe2, Ereignisse des Nichtleistungsbetriebes mit Stufe 1 ana-lysiert. Künftig sollen PSA der Stufe 2 im Rahmen allerperiodischen Sicherheitsüberprüfungen durchgeführtwerden. Hinsichtlich der besonders sensiblen Frage dergemeinsam verursachten Ausfälle beteiligt sich Deutsch-land aktiv am internationalen Erfahrungs- und Datenaus-tausch (ICDE-International Common Cause Failure DataExchange [OECD/NEA]).

Die entsprechenden Untersuchungen für SWR-Anlagender Baulinie 69 wurden begonnen.

Internationale Überprüfungen, OSART-Missionen

In Deutschland wurden bislang auf entsprechenden An-trag hin vier OSART-Missionen der IAEA durchgeführt,und zwar bei den Kernkraftwerken Biblis A (DWR) 1986,Krümmel (SWR) 1987, Philippsburg 2 (DWR) 1987 undGrafenrheinfeld (DWR) 1991 (Mission) und 1993 (Fol-low-up Visit).

Die bei diesen Missionen untersuchten Teilbereiche desKraftwerksbetriebs– Betriebsführung, Organisation und Administration,– Personalschulung und Qualifikation,

– Anlagenbetrieb,– Instandhaltung,– Technische Unterstützung,– Strahlenschutz,– Chemie und– Notfallplanung und -vorsorge,

ergaben in keinem Fall größere Mängel. Die vorgeschla-genen Verbesserungen zu Einzelpunkten wurden in denAnlagen umgesetzt, wie sich am Beispiel der Folge-In-spektion im Kernkraftwerk Grafenrheinfeld zeigte. Zudiesem Zeitpunkt nicht umgesetzte Anregungen warensolche, bei denen der Genehmigungsprozess noch nichtabgeschlossen war oder eine bundeseinheitliche Rege-lung zunächst erfolgen sollte.

Nachrüstungen und sicherheitstechnische Verbesserungen

Die während der Betriebszeit der Kernkraftwerke vorge-nommenen Sicherheitsbewertungen haben immer wiederzu Nachrüstungen und sicherheitstechnischen Verbesse-rungen der Anlagen geführt. Nachfolgend sind Beispielefür wesentliche Nachrüstungen und sicherheitstechni-schen Verbesserungen aufgeführt, die jeweils eine grö-ßere Anzahl von Kernkraftwerken betrafen.

Verbesserung der elektrischen Netzanschlüsse

Zur Erhöhung der Zuverlässigkeit der Netzanschlüssewurden, soweit noch nicht bei der Errichtung schon er-folgt, bei allen Anlagen zwei Netzanschlüsse (Haupt- undReservenetzanschluss) installiert. Darüber hinaus ist beiallen Anlagen durch die Nachrüstung einer dritten, unab-hängigen Netzanbindung eine auch gegen seltene äußereEinwirkungen gesicherte Notstromversorgung geschaffenworden.

Erweiterte Automatisierung

Analysen haben gezeigt, dass durch eine Erweiterung derder Sicherheitsleittechnik vorgelagerten leittechnischenBegrenzungen und durch eine weitergehende Auto-matisierung von Prozeduren zur Beherrschung von Be-triebsstörungen die Eintrittshäufigkeit von unzulässigenthermohydraulischen Zuständen und von Transienten er-heblich reduziert werden kann. Entsprechende Maßnah-men wurden anlagenspezifisch vorgenommen.

Um die Zuverlässigkeit der Beherrschung von Kühlmit-telverluststörfällen mit kleinem Leck zu erhöhen, wurdendarüber hinaus bei DWR Maßnahmen zum automatisier-ten Teilabfahren eingeführt.

Entmaschung von Betriebs- und Sicherheitssystemen

Nach den Ergebnissen von Zuverlässigkeitsanalysen istbei Sicherheitssystemen, die von Betriebssystemen ge-trennt sind, eine höhere Zuverlässigkeit gegeben als beivermaschten Systemen. Darüber hinaus ist dabei auch dieStöranfälligkeit der Betriebssysteme geringer. Deshalb istbei neueren Anlagen eine weitgehende Entmaschung derSysteme schon bei der Errichtung realisiert worden. So-weit möglich wurden bei älteren Anlagen nachträgliche


Verbesserungen vorgenommen oder der Einfluss auf dieSicherheit im Einzelnen bewertet.

Zuverlässigkeit der Nachwärmeabfuhr bei abgeschalteter Anlage (DWR)

Aufgrund von Erkenntnissen aus neueren Untersuchun-gen zur sicherheitstechnischen Relevanz von Anlagenzu-ständen bei abgeschaltetem Reaktor werden, soweit durchdie Anlagenauslegung noch nicht erfolgt, Maßnahmen zurErhöhung der Zuverlässigkeit der Nachwärmeabfuhr ge-troffen, z. B. beim Mitte-Loop-Betrieb der Kühlsysteme.

Überprüfung und Erweiterung des Störfallspektrums

Die im Rahmen von Genehmigungsverfahren durchge-führten Störfallanalysen führten im Verlauf der Ent-wicklung der Anlagen zu einer Erweiterung und Diffe-renzierung der Auslegungsstörfälle. Dazu gehört dieKonkretisierung der radiologisch repräsentativen Stör-fälle außerhalb des Sicherheitsbehälters sowie die Präzi-sierung der Dampferzeugerheizrohrleckage. Dies führtedazu, dass bei älteren Anlagen entsprechende Nachweisezur Störfallbeherrschung, z. T. auch in Verbindung mit Er-tüchtigungsmaßnahmen, nachträglich ebenfalls erfolgten.

Überprüfung der Schnittstellen von Hochdruck- inNiederdruckbereichen in kühlmittelführenden Systemen

Ausgehend von einem Ereignis, bei dem es zu einem geringen Austrag von Kühlmittel außerhalb des Sicher-heitsbehälters kam, wurde in allen Anlagen die Druck-absicherung in Systemen, die an die druckführende Um-schließung des Kühlmittels anschließen, sowie auch dieQualität der Absperrungen eingehend überprüft. Darausresultierten anlagenspezifische Verbesserungen in derSystemtechnik und der Auslegung von Armaturen.

Nachrüstung eines unabhängigen Nachwärme-abfuhrsystems bei SWR

Probabilistische Analysen ergaben Hinweise auf die Not-wendigkeit der Verbesserung der Zuverlässigkeit derFunktion der Nachwärmeabfuhr bei SWR der Baulinie 72.Durch Nachrüstung eines von den vorhandenen Systemenunabhängigen und diversitären Systems wurde eine aus-reichend hohe Zuverlässigkeit erreicht.

Verbesserung der Störfallfestigkeit

Vor dem Hintergrund der in den neueren Anlagen wesent-lich verbesserten Störfallfestigkeit, insbesondere von Instrumentierungen, Messumformern, Kabelanlagen(Verteilungen, Durchführungen, Anschlusskästen) undStellantrieben für die Druck-, Temperatur- und Feuch-tebedingungen in einem Kühlmittelverluststörfall wurdendie entsprechenden Einrichtungen in den älteren Anlageneingehend überprüft und ertüchtigt.

Erhöhung der Diversität sicherheitstechnischerEinrichtungen

Alle durchgeführten probabilistischen Bewertungen zei-gen eine besondere Bedeutung der gleichzeitigen Ausfall-möglichkeiten mehrerer Redundanzen von Sicherheitsein-

richtungen aus Fehlern gemeinsamer Ursache. TechnischeAbhilfe bietet hier eine Diversität der Einrichtungen,Funktionen oder Prozeduren. So wurden bei allen SWR di-versitäre, motorgetriebene Druckentlastungsventile undbei SWR der Baulinie 69 diversitäre Steuerventile für dieSicherheits- und Entlastungsventile nachgerüstet.

Untersuchungen zu system- und redundanz-übergreifenden Ereignisabläufen

Auf Anregung der RSK wurden in den älteren Anlagen, indenen die bautechnische Trennung redundanter Sicher-heitseinrichtungen nicht in dem Umfang und in der Art wiein neueren Anlagen realisiert ist, spezielle Überprüfungenvorgenommen. Dabei wurden insbesondere die Auswir-kungen von Bränden und von Überflutungen durch Rohr-leitungsbrüche oder Instandhaltungsfehler und deren Folgen eingehend untersucht. Weiterhin ist die elektrische Entkopplung der redundanten Sicherheitsleit-technik überprüft worden. Die Ergebnisse der Untersu-chungen führten zu generellen Verbesserungen der Brand-schutzmaßnahmen. Bezüglich Überflutungen wurdenzusätzliche anlagenspezifische Maßnahmen getroffen.

Optimierte Beherrschung des Dampferzeuger-heizrohrlecks bei DWR

Die in der Phase B der deutschen Risikostudie erfolgte ver-tiefte Untersuchung der unterschiedlichen Ereignisabläufebei einem Dampferzeugerheizrohrleck zeigte wesentlicheOptimierungsmöglichkeiten sowohl in der Systemtechnikals auch in den Prozeduren auf. Sie betrafen insbesonderedie Detektion des betroffenen Dampferzeugers, die Anhe-bung der Ansprechdrücke zur Frischdampfabgabe an dieAtmosphäre und die primärseitige Druckabsenkung zurReduzierung des Kühlmittelaustrags sowie besondere Ab-fahrweisen zur Verminderung des Ansprechens der Hoch-drucksicherheitseinspeisung. Unter Berücksichtigung dervorgegebenen Anlagentechnik erfolgte eine anlagenspezi-fische Optimierung bei allen DWR.

Nachrüstung von Notstandssystemen

Im Anschluss an die Einführung der Schutzmaßnahmengegen Flugzeugabsturz und Explosionsdruckwelle beiden neueren Anlagen wurde bei älteren Anlagen einvon der vorhandenen Sicherheitstechnik räumlich undsystemtechnisch unabhängiges Notstandssystem reali-siert, welches unter den Randbedingungen solcher Ereig-nisse und im Fall von Einwirkungen Dritter ausgefalleneSicherheitsfunktionen, wie Reaktorabschaltung, Speise-wasserversorgung und die Nachwärmeabfuhr, überneh-men kann. Zu diesen Nachrüstungen gehört auch eine vonder Warte unabhängige Notsteuerstelle. Eine Ausnahmebesteht für das KKW Biblis, Blöcke A und B (Doppel-blockanlage). Diese Blöcke haben keine blockspezifi-schen Notstandssysteme, im Notstandsfall stehen für je-den Block Notstandsfunktionen durch den Nachbarblockzur Verfügung. Blockspezifische Notstandssysteme be-finden sich in der Planung.

Verbesserung von Brandschutzmaßnahmen

Aufgrund der Entwicklung der Brandschutzkonzepte hinzu vorrangig bautechnischen Brandschutzmaßnahmen


sowie der Fortentwicklung der Qualitäts- und Prüfanfor-derungen an brandschutztechnische Einrichtungen wurdenbei älteren Kernkraftwerken umfangreiche Verbesserun-gen vorgenommen. Neben der allgemeinen Ertüchtigungder bautechnischen Maßnahmen, insbesondere auch zumSchutz von Kabeln, gehörten zusätzliche oder erweiterteFeuerlöschanlagen und, soweit noch nicht vorhanden,eine Betriebsfeuerwehr auf dem Ausbildungsstand einerBerufsfeuerwehr.

Austausch von Werkstoffen bei Frischdampf- undSpeisewasserleitungen und Behältern mit großemEnergieinhalt

Ausgehend von früheren Diskussionen zur Berstsicher-heit von großen Behältern und Rohrleitungen und anlässlich von Rissbefunden an Frischdampf- und Spei-sewasserleitungen in SWR wurde von der Reaktor-Si-cherheitskommission ein Konzept zum Bruchausschlussvon druckführenden Umschließungen erarbeitet. DiesesKonzept beinhaltet Anforderungen zur Basissicherheit anWerkstoff, Konstruktion, Herstellung, Prüfungen sowiedie entsprechende Qualitätssicherung, sodass großeBrüche mit hoher Wahrscheinlichkeit ausgeschlossenwerden können. Entsprechend diesem Konzept erfolgtebei allen SWR, deren Leitungen bis zur Zweitabsperrungnicht den Anforderungen der Basissicherheit genügten,ein Austausch. Bei Siedewasser- und DWR wurde ein sol-cher Austausch auch bei Behältern mit großem Energie-inhalt vorgenommen, soweit dadurch ein deutlicher Bei-trag zur Risikominderung erreichbar war.

Verbesserung der Störfallinstrumentierung

Zur Anpassung an den heutigen Stand des Regelwerkes istin älteren Anlagen die Störfallinstrumentierung [KTA3502] in Umfang und Qualität ertüchtigt worden. Dabeiwurde in allen Anlagen entsprechend der Empfehlung derReaktor-Sicherheitskommission auch eine Erweiterungder Instrumentierung zur besseren Durchführbarkeit vonNotfallschutzmaßnahmen vorgenommen.

Ausstattung von Warte und Notsteuerstelle für denNotfallschutz

In Zusammenhang mit der Einführung von anlageninter-nen Notfallschutzmaßnahmen wurden Maßnahmen ge-troffen, um die umfangreichen Überwachungs- und Ein-griffsmöglichkeiten von der Warte und der Notsteuerstelleaus auch unter Bedingungen, wie sie bei schweren Stör-fällen auftreten können, sicherzustellen. Dazu gehört ins-besondere eine unabhängige Belüftung der Warte mit derMöglichkeit der Rückhaltung radioaktiver Stoffe sowieeiner Verbesserung der Notstromversorgung aus Batte-rien.

Ertüchtigung der primärseitigen Druckbegrenzungund -reduzierung (DWR)

Zur Verbesserung der Wirksamkeit und Zuverlässigkeitder primärseitigen Druckbegrenzung bei ATWS sowie zurDruckreduzierung für „bleed and feed“ als präventiveNotfallschutzmaßnahme wurde, soweit nicht schon beider Errichtung der Anlage berücksichtigt, eine Ertüchti-gung der Druckhalterarmaturen vorgenommen.

Begrenzung der Wasserstoffkonzentration bei schweren Störfällen mit Kernschäden in DWR

Untersuchungen zeigen, dass bei schweren Störfällen mitKernschäden bis hin zu einem vollständigen Kernschmel-zen mit der Entstehung großer Mengen von Wasserstoff zurechnen ist. Die Reaktor-Sicherheitskommission hat Unter-suchungen und Entwicklungen zur frühzeitigen Beseitigungund Reduzierung des Wasserstoffs gefordert. Die Entwick-lungen und Vorbereitungen zur Implementierung von Maß-nahmen sind, wie auch in Kapitel 18 (i) erwähnt, weitgehendabgeschlossen. Die Maßnahmen werden zurzeit umgesetzt.

Inertisierung des Sicherheitsbehälters bei SWR

Zur Beherrschung der Wasserstofffreisetzung bei schwe-ren Störfällen in SWR der Baulinie 69 wurde eine Inerti-sierung der Sicherheitsbehälter im Leistungsbetrieb reali-siert. Durch diese Maßnahme werden auch ungünstigeZustände bei Kühlmittelverluststörfällen voll abgedeckt.Bei SWR der Baulinie 72 wurde die Kondensationskam-mer inertisiert und die Druckkammer mit Katalysatorenausgestattet (Kapitel 18).

Maßnahmen zur gefilterten Druckentlastung des Sicherheitsbehälters nach schweren Störfällen mit Kernschäden

Zum Erhalt der Integrität des Sicherheitsbehälters beischweren Störfällen mit Kernschäden hat die Reaktor-Si-cherheitskommission für alle Anlagen die Nachrüstung ei-nes Druckentlastungssystems mit Filterung zur Rückhal-tung von radioaktiven Aerosolen und Jod empfohlen und dieAnforderungen an die Auslegung und Einsatzweise spezifi-ziert. Diese zu den Notfallschutzmaßnahmen gehörendenEinrichtungen sind inzwischen, wie in Kapitel 18 (i) bei denpräventiven Maßnahmen der vierten Sicherheitsebene be-schrieben, realisiert. In Biblis Aist die Maßnahme beantragt.

Fazit

Als Ergebnis der durchgeführten Sicherheitsbewertungenund der daraus resultierenden Nachrüstungen und sicher-heitstechnischen Verbesserungen ist festzuhalten, dass dergenehmigteSicherheitsstatusderAnlagennichtnurerhaltenwurde, sondern auch neuere sicherheitstechnische Erkennt-nissewährenddesBetriebsderAnlagenangemessenberück-sichtigt wurden. Damit konnte die Sicherheit der Kernkraft-werke dem fortschreitenden Stand von Wissenschaft undTechnik weitgehend und soweit im Rahmen der Anlagen-konzeptionmöglichnachgeführtwerden.FürdasKKWBib-lis A sind wesentliche Teile der geforderten Nachrüstungnoch nicht realisiert. Basierend auf der SicherheitsanalysefürBiblisAvon1991wurdenvonderAufsichtsbehördeAuf-lagen zur Ertüchtigung der Anlage gemacht, die zu einerVielzahl von Änderungsanträgen des Betreibers geführt ha-ben.DerzeitstehtdieGenehmigungeineswesentlichenTeilsder beantragten Änderungen noch aus.

Die Tabelle 14.3 (Seite 42) gibt eine Überblick über we-sentliche durchgeführte sicherheitstechnische Verbesse-rungen, aufgeschlüsselt nach den vier GenerationenDruckwasserreaktoren und den beiden Baulinien Siede-wasserreaktoren.


Tabel le 14.3

Wesentliche Nachrüstungen bei Kernkraftwerken nach Generationen und Baulinien getrennt

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X Verbesserung durch Nachrüstung

� bereits in der Auslegung enthalten


15 Strahlenschutz

Grundlagen

Die rechtliche Grundlage für den Umgang mit radioak-tiven Stoffen ist die Strahlenschutzverordnung [1A-8].Sie enthält Vorschriften, mit denen Menschen und Um-welt vor Schäden durch ionisierende Strahlung zivilisa-torischen und natürlichen Ursprungs geschützt werden.Es werden darin Anforderungen und Grenzwerte fest-gelegt, die bei einer Nutzung radioaktiver Stoffe zu-grunde zu legen sind. Hierzu zählt auch der Umgang mitKernbrennstoffen sowie Errichtung, Betrieb und Stillle-gung von Kernanlagen im Sinne des § 7 des Atomge-setzes.

Die Verordnung wurde im Laufe der Zeit mehrfach geän-dert, neu gefasst und an die jeweiligen EURATOM-Grundnormen [1F-18] angepasst. Diese geben den Rah-men im Strahlenschutz für die Europäische Union vor.Die Novellierung der Strahlenschutzverordnung zur An-gleichung an die EURATOM-Grundnormen von 1996 tratam 1. August 2001 in Kraft. Die gesetzlichen Vorausset-zungen hierfür wurden zuvor durch die Novellierung desAtomgesetzes vom 3. Mai 2000 geschaffen.

Die Strahlenschutzverordnung regelt auch die Genehmi-gungs- und Anzeigepflicht für den Umgang mit künstlicherzeugten radioaktiven Stoffen, für ihre Ein- und Ausfuhrund ihre Beförderung und schreibt organisatorische undphysikalisch-technische Schutzmaßnahmen und medizi-nische Überwachungen vor. Zum Geltungsbereich gehörtauch der Umgang mit natürlich vorkommenden radioak-tiven Stoffen.

Maßgeblich für Tätigkeiten im Bereich des Strahlen-schutzes sind die in § 6 Strahlenschutzverordnung formu-lierten Strahlenschutzgrundsätze:

– Jede unnötige Strahlenexposition oder Kontaminationvon Mensch und Umwelt ist zu vermeiden.

– Jede Strahlenexposition oder Kontamination vonMensch und Umwelt ist unter Beachtung des Standesvon Wissenschaft und Technik und unter Berücksich-tigung aller Umstände des Einzelfalles auch unterhalbder festgesetzten Grenzwerte so gering wie möglichzu halten.

Gemeinsam mit dem Verhältnismäßigkeitsprinzip, das alsVerfassungsgrundsatz stets zu berücksichtigen ist, ergibtsich aus diesen Grundsätzen ein Minimierungsgebot fürdie Strahlenexposition.

Die wesentlichen in der Strahlenschutzverordnung fest-gelegten Dosisgrenzwerte werden in den folgenden Text-abschnitten behandelt und sind in Tabelle 15.1 zusam-mengestellt. Erstmals sind umfangreiche Regelungen zurFreigabe radioaktiver Stoffe (Kapitel 19 (viii)) in derStrahlenschutzverordnung festgelegt worden.

Beruflich strahlenexponierte Personen

Grenzwert der Körperdosis für beruflich strahlenexpo-nierte Personen ist eine effektive Dosis von maximal

20 mSv pro Jahr vorgeschrieben. Weitere Grenzwertesind für Organe und Gewebe festgelegt. Personen unter18 Jahren und gebärfähige Frauen unterliegen strengerenGrenzwerten. Ein ungeborenes Kind darf durch die Be-rufstätigkeit der Mutter nicht mehr als 1 mSv erhalten. DieSumme der in allen Kalenderjahren ermittelten effektivenDosen beruflich strahlenexponierter Personen darf die Le-benszeitdosis von 400 mSv nicht überschreiten.

Abweichend von diesen Grenzwerten können Strahlenex-positionen zugelassen werden, um Gefahren für Personenabzuwehren. Die aus solchen Anlässen erhaltenen Körperdosen dürfen in einem Kalenderjahr 100 mSv und250 mSv nur einmal im Leben nicht überschreiten.

Die neue Strahlenschutzverordnung enthält für den Zeit-raum bis zum Jahr 2005 Übergangsvorschriften, die an dieGrenzwerte der alten Strahlenschutzverordnung anknüp-fen, aber dennoch den EURATOM-Grundnormen gerechtwerden. Die Tabelle 15.1 stellt die Werte der neuen Strah-lenschutzverordnung dar.

An Personen, die sich im Kontrollbereich aufhalten, sinddie Körperdosen zu ermitteln. Dazu wird in der Regel diePersonendosis gemessen. Alle beruflich strahlenexpo-nierten Personen werden von behördlich dazu ermächtig-ten Ärzten untersucht.

Die Strahlenschutzverordnung regelt weiterhin die Doku-mentation der Personendosen und der Ergebnisse der ärzt-lichen Überwachung sowie die Anzeige- und Melde-pflichten gegenüber der Aufsichtsbehörde. Daten über dieStrahlenexposition beruflich strahlenexponierter Perso-nen werden zur Überwachung der Einhaltung von Dosis-grenzwerten und der Beachtung der Strahlenschutz-grundsätze in einem beim Bundesamt für Strahlenschutzgeführten Register erfasst.

Die Auslegung des Kernkraftwerks ist so durchzuführen,dass die Schutzvorschriften der Strahlenschutzverord-nung für die in Kernkraftwerken tätigen beruflich strah-lenexponierten Personen eingehalten werden können.Der Konstrukteur muss die für den Strahlenschutz wich-tigen Gesichtspunkte bereits bei der Konstruktionberücksichtigen [3-43], [KTA 1301]. Organisatorischeund technische Maßnahmen zum Schutz der im Kern-kraftwerk tätigen Personen vor Strahlenexpositionwährend des Anlagenbetriebes sind ebenfalls in[KTA 1301] beschrieben.

Strahlenexposition der Bevölkerung im bestimmungsgemäßen Betrieb

Für die Strahlenexposition der Bevölkerung durch kern-technische Anlagen im bestimmungsgemäßen Betriebgelten die in den §§ 46 und 47 der Strahlenschutz-verordnung festgelegten Dosisgrenzwerte und Anforde-rungen.

Für die effektive Dosis durch Direktstrahlung einschließ-lich der Strahlenexpositionen aus Ableitungen ist alsGrenzwert 1 mSv im Kalenderjahr festgelegt. Darüber hi-naus existieren Grenzwerte für einzelne Organe und Ge-webe.


Tabel le 15.1

Dosisgrenzwerte aus der Strahlenschutzverordnung

§ Geltungsbereich Zeitraum Grenzwert [mSv]

Auslegung und Betrieb kerntechnischer Anlagen

46 Umgebung kerntechnischer Anlagen effektive Dosis: Direktstrahlung aus Anlagen einschließlich Ableitungen Kalenderjahr 1,0 Organdosis für die Augenlinse Kalenderjahr 15 Organdosis für Haut Kalenderjahr 50 47 Grenzwerte für Ableitungen mit Luft oder Wasser im bestimmungsgemäßen

Betrieb

Effektive Dosis Kalenderjahr 0,3 Organdosis für Knochenoberfläche, Haut Kalenderjahr 1,8 Organdosis für Keimdrüsen, Gebärmutter, rotes Knochenmark Kalenderjahr 0,3 Organdosis für Dickdarm, Lunge, Magen, Blase, Brust, Leber, Speiseröh-

re, Schilddrüse, andere Organe oder Gewebe, soweit nicht oben genannt Kalenderjahr

0,9

49 Störfallplanungswerte für Kernkraftwerke Effektive Dosis Ereignis 50 Organdosis Schilddrüse und Augenlinse Ereignis 150 Organdosis Haut, Hände, Unterarme, Füße, Knöchel Ereignis 500 Organdosis Keimdrüsen, Gebärmutter, rotes Knochenmark Ereignis 50 Organdosis Knochenoberfläche Ereignis 300 Organdosis Dickdarm, Lunge, Magen, Blase, Brust, Leber, Speiseröhre,

andere Organe oder Gewebe, soweit nicht oben genannt Ereignis

150

Dosisgrenzwerte für beruflich strahlenexponierte Personen 55 Beruflich strahlenexponierte Personen der Kategorie A Effektive Dosis, Kalenderjahr 20 Organdosis für die Augenlinse Kalenderjahr 150 Organdosis für Haut, Hände, Unterarme, Füße und Knöchel Kalenderjahr 500 Organdosis für Keimdrüsen, Gebärmutter, rotes Knochenmark Kalenderjahr 50 Organdosis für Schilddrüse, Knochenoberfläche Kalenderjahr 300 Organdosis für Dickdarm, Lunge, Magen, Blase, Brust, Leber, Speiseröh-

re, andere Organe oder Gewebe, soweit nicht oben genannt Kalenderjahr 150

Beruflich strahlenexponierte Personen der Kategorie B Effektive Dosis Kalenderjahr 6 Teilkörperdosis für Augenlinse Kalenderjahr 45 Teilkörperdosis Haut, Hände, Unterarme, Füße, Knöchel Kalenderjahr 150 Körperdosis für Personen unter 18 Jahren Kalenderjahr 1 Auszubildende 16 bis 18 Jahre mit Erlaubnis der Behörde Kalenderjahr 6 Teilkörperdosis Gebärmutter für gebärfähige Frauen Monat 2 Ungeborenes Kind Schwangerschaft 1 56 Effektive Dosis Gesamtes Leben 400

58 Beseitigung von Störfallfolgen (nur Kategorie A, nach Genehmigung durch die Behörde)

Effektive Dosis Organdosis für die Augenlinse Organdosis für Haut, Hände, Unterarme, Füße und Knöchel

Gesamtes Leben Gesamtes Leben Gesamtes Leben

100 300

1 000

59 Abwehr von Gefahren für Personen (nur über 18 Jahre, keine Schwangeren)

Kalenderjahr Einmal im Leben

100 250


Die technische Auslegung und der Betrieb einer Anlageoder Einrichtung ist so zu planen, dass die durch Ablei-tung radioaktiver Stoffe aus diesen Anlagen oder Einrich-tungen mit Luft oder Wasser bedingte Strahlenexpositionder Bevölkerung jeweils den Grenzwert der effektivenDosis im Kalenderjahr von 0,3 mSv nicht überschreitet.Weitere Grenzwerte gelten für einzelne Organe und Ge-webe.

Radioaktive Ableitungen werden nuklidspezifisch bilan-ziert und ermöglichen damit die Berechnung der Strah-lenexposition in der Umgebung der Anlagen. Die dabeizu verwendenden Rechenmodelle und Parameter sind inder Strahlenschutzverordnung und in einer AllgemeinenVerwaltungsvorschrift [2-1] angegeben. Danach ist dieStrahlenexposition für eine Referenzperson an den un-günstigsten Einwirkungsstellen zu berechnen. Die un-günstigsten Einwirkungsstellen sind die Stellen in derUmgebung der Anlage, die aufgrund der Verteilung derabgeleiteten radioaktiven Stoffe in der Umgebung beiAufenthalt von Personen oder durch Verzehr dort er-zeugter Lebensmittel die höchste Strahlenexposition derReferenzperson erwarten lassen. Für die Referenzpersonwerden ungünstige Ernährungsgewohnheiten und Auf-enthaltszeiten angenommen, sodass die zu erwartendeStrahlenexposition des Menschen keinesfalls unter-schätzt wird.

Strahlenexposition der Bevölkerung bei Störfällen

Zentraler Sachpunkt, der im Genehmigungsverfahren fürKernkraftwerke überprüft wird, sind die geplanten bauli-chen oder sonstigen technischen Schutzmaßnahmen ge-gen Auslegungsstörfälle (Kapitel 18 (i)). Hierzu ist nach§ 49 der Strahlenschutzverordnung nachzuweisen, dassunbeschadet des Minimierungsgebotes als effektive Dosisin der Umgebung der Anlage auch im Störfall der Pla-nungswert von 50 mSv (berechnet über alle Expositions-pfade als 50-Jahre-Folgedosis) nicht überschritten wird.Weitere Planungswerte gelten für einzelne Organe undGewebe. Die für die Nachweisführung zu benutzenden ra-diologischen Berechnungsmethoden und -annahmen sindin den Berechnungsgrundlagen [3-33] festgelegt. Für an-dere kerntechnische Anlagen legen die zuständigenBehörden nach § 50 der Strahlenschutzverordnung Artund Umfang der Schutzmaßnahmen unter Berücksichti-gung des Einzelfalls, insbesondere des Gefährdungspo-tenzials der Anlage und der Wahrscheinlichkeit des Ein-tritts des Störfalls fest.

Emissionsüberwachung

Die Ableitungen aus kerntechnischen Anlagen müssennach § 48 der Strahlenschutzverordnung überwacht undnach Art und Aktivität spezifiziert der zuständigenBehörde mindestens jährlich angezeigt werden.

Die grundsätzliche Forderung einer Emissionsüberwa-chung wird in konkrete Messprogramme umgesetzt.Diese Messprogramme sind in der Richtlinie zur Emissi-ons- und Immissionsüberwachung [3-23] festgelegt. DieRichtlinie gibt in einem allgemeinen Teil die Zielsetzun-gen und Grundsätze der Emissions- und Immissionsüber-

wachung an und erläutert zudem die für alle kerntechni-schen Anlagen gültigen Anforderungen. In den Anhängenwird das Messprogramm – differenziert nach der Art derkerntechnischen Anlage – konkret aufgelistet.

Der Anhang A für Kernkraftwerke verweist bei der Emis-sionsüberwachung auf Regeln des Kerntechnischen Aus-schusses (KTA). In der Regel [KTA 1503.1] wird dieÜberwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe mit derKaminfortluft von Kernkraftwerken bei bestimmungs-gemäßem Betrieb geregelt, in [KTA 1503.2] die Überwa-chung bei Störfällen. Die entsprechenden Anforderungenan die Messungen zur Überwachung der Ableitungen mitdem Abwasser findet man in [KTA 1504].

Das in der Richtlinie [3-23] festgelegte Emissionsüber-wachungsprogramm führt der Betreiber der kerntechni-schen Anlage in Eigenverantwortung durch. Die Mess-ergebnisse werden der Aufsichtsbehörde vorgelegt.

Zur Beurteilung der radiologischen Auswirkungen vonEmissionen im bestimmungsgemäßen Betrieb sowie beiAuslegungsstörfällen oder schweren Störfällen werdendie für die Ausbreitung und Ablagerung radioaktiverStoffe bedeutsamen meteorologischen und hydrologi-schen Parameter standortspezifisch vom Betreiber er-fasst. In der Regel wird eine meteorologische Instrumen-tierung eingesetzt, die alle meteorologischen Größenfortlaufend erfasst, die für Ausbreitungsrechnungen er-forderlich sind [KTA 1508]. Für die Erfassung der Aus-breitungsverhältnisse und Ablagerungsbedingungen imVorfluter werden im Wesentlichen der mittlere jährlicheAbfluss und der mittlere Abfluss für das Sommerhalbjahrbestimmt.

Die Dosis durch Direktstrahlung wird durch Messungender Ortsdosis am Zaun der Anlage direkt überwacht.

Neben den Überwachungseinrichtungen des Betreibersgibt es auch Überwachungsmessstellen der Behörde,z. B. im Kamin, die ihre Messwerte direkt über die KFÜ-Datenleitung der Behörde melden (siehe unten). Die Bi-lanzierungsmessungen der Betreiber an Wochen-, Mo-nats-, Quartals- und Jahresproben für Luft und Wasserwerden regelmäßig durch ein unabhängiges Labor über-prüft [3-44].

Immissionsüberwachung

Die Betreiber der Kernkraftwerke führen nach § 48 derStrahlenschutzverordnung ein behördlich angeordnetesProgramm zur Immissionsüberwachung in der Umge-bung der Anlage durch. Zusätzlich zu den Immissions-messungen des Betreibers werden von der zuständigenBehörde routinemäßige Immissionsüberwachungen inder Umgebung durch eine unabhängige Institution veran-lasst. Sie sollen die Emissionsüberwachung ergänzen mitden Zielen:

– die Aktivitätsabgaben zusätzlich zu kontrollieren,

– die Einhaltung der Dosisgrenzwerte in der Umgebungzu verifizieren und


– langfristige Akkumulationen in der Umwelt zu erken-nen.

Verwaltungsbehörden des Bundes führen Vergleichsmes-sungen und Vergleichsanalysen zur Qualitätssicherungdurch.

In den Anhängen zur Richtlinie zur Emissions- und Im-missionsüberwachung kerntechnischer Anlagen [3-23]sind die Programme zur Immissionsüberwachung derUmgebung vor Inbetriebnahme und im bestimmungs-gemäßen Betrieb für Kernkraftwerke, Brennelementfa-briken, Brennelement-Zwischenlager und Endlager je-weils für den Genehmigungsinhaber und die unabhängigeInstitution spezifiziert.

Um eine Erhöhung der Radioaktivität in der Umgebungkerntechnischer Anlagen über den schon vorhandenenUntergrund erkennen zu können, müssen zwei Jahre vorder Inbetriebnahme Null-Pegel-Messungen durchgeführtwerden, deren Umfang sich an den Messungen für den be-stimmungsgemäßen Betrieb orientieren. Darüber hinauswird präzisiert, zu welchem Zeitpunkt und in welchemUmfang Überwachungsmaßnahmen nach der Stilllegungund dem sicheren Einschluss entfallen können oder wei-tergeführt werden müssen.

Die Richtlinie [3-23] fordert ferner, dass der Genehmi-gungsinhaber und die unabhängigen Institutionen Probe-nahme-, Mess- und Auswerteverfahren für einen Störfalloder Unfall im erforderlichen Umfang bereithalten und er-proben. Entsprechend sind in den Anhängen Störfallmess-programme spezifiziert, sowohl für den Genehmigungsin-haber als auch für die unabhängige Institution. DieseMessprogramme sollen in einem Ereignisfall als ersteMaßnahme durchgeführt werden. Sie sind so konzipiert,dass mit den aufgeführten Messungen die radiologischeSituation schnell erfasst und bewertet werden kann.

Bei der Aufstellung der Überwachungsprogramme sindalle Expositionspfade zu berücksichtigen, die zu einerStrahlenexposition des Menschen führen können. DieProbenahmen und die Messungen sind so gestaltet, dassrelevante Dosisbeiträge durch äußere Bestrahlung, durchInhalation und Ingestion im bestimmungsgemäßen Be-trieb erkennbar sowie im Störfall oder Unfall ermittelbarsind.

Fernüberwachung von Kernkraftwerken

Wie dargelegt, wird die Eigenüberwachung des Geneh-migungsinhabers durch verschiedene unabhängige Mess-programme kontrolliert. Meist handelt es sich um Probenüber einen kürzeren oder längeren Zeitraum, also diskon-tinuierliche Kontrollen. Eine kontinuierliche Kontrolleder aktuellen Kraftwerksparameter wird über die Fern-überwachung von Kernkraftwerken (KFÜ) [3-54] vorge-nommen. Eine Auswahl von Messgrößen aus:

– Betrieb,

– Emissionsüberwachung,

– Immissionsüberwachung und

– Meteorologie

wird online an die zuständigeAufsichtsbehörde des Landesgemeldet. Dieses System arbeitet sowohl im bestimmungs-gemäßen Betrieb als auch im Störfall oder Unfall, soweitdie Instrumentierung geeignet und noch verfügbar ist.

Integriertes Mess- und Informationssystem

Zusätzlich zur Standortüberwachung der Kernkraftwerkewie bisher geschildert wird nach dem Strahlenschutzvor-sorgegesetz [1A-5] eine großräumige Messung des Strah-lenpegels auf dem Gebiet der Bundesrepublik durch dasIntegrierte Mess- und Informationssystem zur Überwa-chung der Umweltradioaktivität (IMIS) vorgenommen.Durch die Messungen lassen sich schon geringfügige Änderungen der Umweltradioaktivität schnell und zuver-lässig erfassen und bewerten und die Öffentlichkeit ge-gebenenfalls informieren. Dieses Mess- und Informa-tionssystem ist permanent im Einsatz. Bei erhöhtenMesswerten wird auf Veranlassung des Bundesumwelt-ministeriums vom Routinebetrieb auf einen Intensivbe-trieb umgeschaltet, der im Wesentlichen in einer erhöhtenMess- und Probenahmefrequenz besteht.

Das bundesweite Messnetz umfasst mehr als 2 000 Mess-stellen, deren Daten bei der Zentralstelle des Bundes zurÜberwachung der Umweltradioaktivität im Bundesamtfür Strahlenschutz zusammenlaufen und von dort an dasBundesumweltministerium weitergeleitet werden. DerUmfang und die Verfahren der erforderlichen Messungensind in der Allgemeinen Verwaltungsvorschrift [2-4] so-wie den Richtlinien für den Routinebetrieb [3-69] und denIntensivbetrieb [3-69-2] festgelegt. Die Ergebnisse wer-den auch im internationalen Informationsaustausch ver-wendet (Kapitel 16 (2)). Es werden ständig zwei Kartender Umweltradioaktivität im Internet bereitgestellt, diewöchentlich aktualisiert werden.

Ergebnisse des Strahlenschutzes in Kernkraftwerken

Die Daten über die Ableitungen radioaktiver Stoffe mitLuft und Wasser aus kerntechnischen Anlagen inDeutschland und die Werte der daraus resultierendenStrahlenexposition werden in den jährlichen Berichtender Bundesregierung an den Deutschen Bundestag über„Umweltradioaktivität und Strahlenbelastung“ und aus-führlicher in den gleichnamigen Jahresberichten des Bun-desumweltministeriums veröffentlicht. Die bilanziertenJahresableitungen liegen im Allgemeinen deutlich unterden für jede Anlage separat behördlich genehmigtenEmissionsgrenzwerten, zum größten Teil bei nur wenigenProzenten dieser Werte. Daher sind auch die aus den Ab-leitungen berechneten Werte der Strahlenexposition derBevölkerung in der Regel kleiner als 5 % der in der Strah-lenschutzverordnung bisher festgelegten Dosisgrenz-werte.

Die bilanzierten radioaktiven Stoffe bei Ableitungen ausden deutschen Kernkraftwerken im Jahre 1999 sind in Ta-belle 15.2 und Tabelle 15.3 zusammengestellt. Für die Ab-leitungen von Tritium mit dem Abwasser aus den Anlagenmit Druckwasserreaktor werden technisch bedingt die Ge-nehmigungsgrenzwerte zu etwa 35 % ausgeschöpft.


Tabel le 15.2

Ableitung radioaktiver Stoffe mit der Fortluft aus Kernkraftwerken 1999

Edelgase [Bq]

Aerosole [Bq]

Iod 131 [Bq]

Tritium [Bq]

C-14 [Bq]

Druckwasserreaktoren

Obrigheim 2,9 E+11 1,2 E+06 6,6 E+05 1,3 E+11 4,7 E+101)

Stade 1,5 E+12 5,3 E+05 1,4 E+06 5,3 E+11 1,9 E+112)

Biblis A 1,0 E+12 9,2 E+06 2,3 E+05 2,4 E+11 3,0 E+113)

Biblis B 1,2 E+12 1,5 E+06 2,9 E+05 1,8 E+11 1,0 E+114)

Neckarwestheim 1 7,0 E+11 2,6 E+055) 2,6 E+05 1,3 E+11 2,4 E+116)

Unterweser 3,9 E+12 1,6 E+06 5,2 E+05 4,4 E+11 3,7 E+10

Grafenrheinfeld 3,5 E+11 1,8 E+06 u. N.*) 2,7 E+11 5,0 E+10

Grohnde 3,0 E+11 5,1 E+05 6,2 E+04 2,6 E+11 3,3 E+117)

Philippsburg 2 3,2 E+12 3,3 E+05 2,6 E+06 1,1 E+12 1,8 E+118)

Mülheim-Kärlich u. N. u. N. u. N. 2,9 E+10 5,1 E+08

Brokdorf 2,6 E+11 u. N. u. N. 3,2 E+11 3,0 E+119)

Isar 2 5,0 E+11 u. N. u. N. 4,8 E+11 5,4 E+11

Emsland 9,7 E+11 u. N. 2,0 E+05 2,5 E+12 7,0 E+1110)

Neckarwestheim 2 2,8 E+11 u. N. u. N. 2,6 E+11 2,7 E+1111)

Siedewasserreaktoren

Brunsbüttel 3,7 E+12 5,7 E+07 7,1 E+06 7,5 E+10 2,7 E+11

Isar 1 3,3 E+10 4,6 E+06 3,9 E+07 8,1 E+10 2,9 E+1112)

Philippsburg 1 3,7 E+11 9,6 E+06 1,4 E+07 5,5 E+10 6,2 E+11

Krümmel 1,1 E+11 1,2 E+07 1,8 E+08 3,9 E+10 4,8 E+11

Gundremmingen B + C 9,7 E+09 u. N. 2,5 E+06 9,6 E+11 9,0 E+11 *) u. N.: Messwert lag unter der Nachweisgrenze1) davon entfallen 9,6 E+09 Bq auf CO22) davon entfallen 2,6 E+10 Bq auf CO23) davon entfallen 2,5 E+10 Bq auf CO24) davon entfallen 2,5 E+10 Bq auf CO25) davon entfallen 1,7 E+04 Bq auf Sb 122 (Halbwertszeit < 8 Tage)6) davon entfallen 1,0 E+10 Bq auf CO27) davon entfallen 1,9 E+10 Bq auf CO28) davon entfallen 4,0 E+10 Bq auf CO29) davon entfallen 5,2 E+10 Bq auf CO210) davon entfallen 3,3 E+11 Bq auf CO211) davon entfallen 1,1 E+11 Bq auf CO212) davon entfallen 2,7 E+11 Bq auf CO2


Die Personendosen der Beschäftigten in den deutschenKernkraftwerken sind in den vergangenen Jahren konti-nuierlich zurückgegangen. Die Abbildung 15.1 zeigt diemittleren Kollektivdosen pro Jahr und Anlage bezogenauf die Generationen und Baulinien. Die Spitze bei denSiedewasserreaktoren zu Beginn der 80er-Jahre erklärtsich durch umfangreiche Nachrüstmaßnahmen im nu-klearen Bereich.

Zum Rückgang der Personendosen haben vor allem diestetigen Verbesserungsmaßnahmen im Strahlenschutz-und Instandhaltungsbereich und bei der Betriebsführungbeigetragen. Insbesondere ist hier auf die technische Aus-legung der drei zuletzt in Betrieb gegangenen Kernkraft-werke mit Druckwasserreaktor hinzuweisen. Der konse-quente Verzicht auf kobalthaltige Werkstoffe in nahezuallen Komponenten des Primärsystems hat zu einer er-

heblichen Verringerung des Gehalts an Co-60 in den Kor-rosionsprodukten des Kühlwassers geführt und damit dieDosisleistung an den entsprechenden Komponenten ge-genüber älteren DWR-Anlagen deutlich reduziert. Diesschlägt sich in den niedrigen kumulierten Personendosenfür die Druckwasserreaktoren der 4. Generation, insbe-sondere während des jährlichen Anlagenstillstandes nie-der (Abbildung 15.2).

Für SWR wurde in den 90er-Jahren eine Reduktion derPersonendosis für Betriebs- und Fremdpersonal erreicht –vor allem durch zwei Maßnahmen:

– Entfall des Lagerdruckwassersystems durch Umbauder internen Zwangsumwälzpumpen der Baulinie 69

– und Verringerung der Anzahl der zu prüfendenSchweißnähte durch Rohrleitungstausch.

Tabel le 15.3

Ableitung radioaktiver Stoffe mit dem Abwasser aus Kernkraftwerken 1999

Spalt- und Aktivierungsprodukte

(außer Tritium) [Bq]

Tritium [Bq]

�-Strahler [Bq]

Druckwasserreaktoren

Obrigheim 4,3 E+08 6,1 E+12 u. N.*)

Stade 4,3 E+07 3,0 E+12 2,7 E+04

Biblis A 1,1 E+08 1,6 E+13 u. N.

Biblis B 3,0 E+08 1,6 E+13 u. N.

Neckarwestheim 1 1,9 E+06 6,7 E+12 3,3 E+05

Unterweser 7,1 E+07 7,7 E+12 u. N.

Grafenrheinfeld 3,2 E+07 1,4 E+13 u. N.

Grohnde 5,1 E+06 1,9 E+13 u. N.

Philippsburg 2 4,4 E+08 1,8 E+13 u. N.

Mülheim-Kärlich 6,8 E+06 9,0 E+09 u. N.

Brokdorf 6,9 E+06 1,8 E+13 u. N.

Isar 2 9,5 E+05 2,4 E+13 u. N.

Emsland u. N. 1,7 E+13 u. N.

Neckarwestheim 2 3,6 E+07 1,7 E+13 u. N.

Siedewasserreaktoren

Brunsbüttel 3,9 E+08 2,6 E+11 u. N.

Isar 1 7,7 E+07 3,5 E+11 u. N.

Philippsburg 1 2,9 E+08 5,9 E+11 u. N.

Krümmel 1,9 E+06 3,5 E+11 u. N.

Gundremmingen B+C 1,0 E+09 6,5 E+12 u. N. *) u. N.: Messwert lag unter der Nachweisgrenze


Abbildung 15.1

Mittlere Jahreskollektivdosen der Kernkraftwerke pro Jahr und Anlage

0

2

4

6

8

10

12

Jahr

Per

sonen

-Sie

ver

t

DWR 1.Generation

DWR 2.Generation

DWR 3.Generation

DWR 4.Generation

SWR Baulinie 69

SWR Baulinie 72

Abbildung 15.2

Jahreskollektivdosen der Kernkraftwerke 2000 getrennt nach Betriebszuständen

0

1

2

3

4

5

6

7

8

KW

O

KK

S

KW

B A

KW

B B

GK

N 1

KK

U

KK

G

KW

G

KK

P 2

KB

R

KK

I 2

KK

E

GK

N 2

KK

B

KK

I 1

KK

P 1

KK

K

KR

B B

KR

B C

Kernkraftwerke

Per

sonen

-Sie

ver

t

Betriebs-Dosis

Stillstands-Dosis

Revisions-Dosis

Revisionsdauer

in Tagen

3837

135

33

20 29 41

2328

16 20 1916

1923 23 35

36

18

1. DWR

Generation

2. DWR

Generation

3. DWR

Generation

4. DWR

Generation

SWR

Baulinie 69

SWR

Baulinie 72

Betriebsdosis: Kollektivdosis bei LeistungsbetriebStillstandsdosis: Kollektivdosis bei anderen AnlagenstillständenRevisionsdosis: Kollektivdosis bei Anlagenrevision

1980

1982

1984

1986

1988

1990

1992

1994

1996

1998

2000


Im Wesentlichen wurde dadurch die Aufenthaltsdauer desPersonals im strahlenschutzüberwachten Bereich deutlichverkürzt, was sich in der reduzierten Personendosis nie-derschlägt. Wie bei DWR zeigen sich auch bei SWR diestrahlenschutztechnisch günstigeren Eigenschaften derneueren Baulinie.

In dem Zehnjahreszeitraum 1991 bis 2000 wurden für biszu 21 betriebene Kernkraftwerke (ohne KMK) – das sindinsgesamt 194 Reaktorbetriebsjahre – insgesamt 1 332 Er-eignisse aus den in Betrieb befindlichen Kernkraftwerken(ohne stillgelegte Anlagen) gemeldet, die nach den Krite-rien der atomrechtlichen Meldeverordnung [1A-17] mel-depflichtig waren (Kapitel 19 (vi)). Mit diesen Ereignis-sen waren keine Grenzwertüberschreitungen bei Abgabenmit Abluft oder Abwasser und keine Freisetzungen radio-aktiver Stoffe außerhalb des umgrenzten Anlagengelän-des verbunden.

16 Notfallvorsorge

16 (1) Notfallvorsorge, NotfallpläneZum Schutze der Bevölkerung wurde in Deutschland – unter Berücksichtigung der föderalen Struktur der Bun-desrepublik und der daraus resultierenden Zuständigkei-ten auf Bundes- und Landesebene – ein Konzept der nu-klearen Notfallvorsorge eingerichtet, das im Ereignisfallsehr frühzeitig, d. h. bereits bei einer Überschreitung derGrenzwerte der Ableitungen des bestimmungsgemäßenBetriebes oder bei einem Störfall greift. Dabei erfordertdie föderale Struktur Deutschlands eine sehr enge Zu-sammenarbeit zwischen den zuständigen Behörden desBundes und der Länder.

Das Konzept der Notfallvorsorge setzt auf den Maß-nahmen des Betreibers zur Störfallbeherrschung(Kapitel 19 (iv)) und zum anlageninternen Notfallschutz (Kapitel 18) auf. Es umfasst anlagenextern behördlicheMaßnahmen der Strahlenschutzvorsorge und des Kata-strophenschutzes.

Strahlenschutzvorsorgemaßnahmen dienen dem vorsor-genden Gesundheitsschutz der Bevölkerung auch unter-halb der Eingreifrichtwerte des Katastrophenschutzes.Diese Maßnahmen sind längerfristig angelegt und in derRegel nicht lokal begrenzt. Sie sind überwiegend Aufgabedes Bundes und umfassen Empfehlungen zu Maßnahmeninsbesondere im landwirtschaftlichen Bereich im Einver-nehmen mit den zuständigen Bundesressorts und denobersten Landesbehörden.

Katastrophenschutzmaßnahmen dienen der unmittelbarenGefahrenabwehr und sind räumlich und zeitlich begrenzt.Die Zuständigkeit liegt bei den Ländern, bei den Innen-behörden und ihren regionalen oder lokalen Verwaltungs-behörden. ImFall einerKatastrophewirdeineKatastrophen-schutzleitung gebildet, die je nach Bundesland beim Landoder bei den regionalen Regierungsstellen installiert wird.

Aufgabe des Bundes beim Katastrophenschutz ist dessenUnterstützung und Harmonisierung. Zu diesem Zweck hatder Bund zusammen mit den Ländern die „Rahmenemp-fehlungen für den Katastrophenschutz in der Umgebungkerntechnischer Anlagen“ und die „Radiologischen Grund-

lagen für Entscheidungen über Maßnahmen zum Schutzder Bevölkerung bei unfallbedingten Freisetzungen vonRadionukliden“ [3-15] erarbeitet. Daneben ist der Bund fürdie Information ausländischer Stellen zuständig. Dem In-formationsaustausch mit ausländischen Stellen im Fall vonkerntechnischen Unfällen innerhalb der EuropäischenUnion dient das sprachenunabhängige System ECURIE.

Bei einer Überschreitung der Grenzwerte der Ableitungendes bestimmungsgemäßen Betriebes oder bei einem Stör-fall ist der Betreiber durch die Richtlinie zur Emissions-und Immissionsüberwachung [3-23] verpflichtet, die Aus-wirkungen auf die Umgebung messtechnisch zu ermittelnund der zuständigen Behörde zu übermitteln. Unabhängigdavon kann diese Lage auch durch das System zur Fern-überwachung von Kernkraftwerken (Kapitel 15) und beiFreisetzungen durch das Überwachungssystem für dieUmweltradioaktivität (auch Kapitel 15) erkannt werden.

Bei Bedrohungen durch umfangreichere Freisetzungen,z. B. in einem kerntechnischen Unfall, werden in der Um-gebung der Anlage durch die zuständigen Katastrophen-schutzbehörden Katastrophenschutzmaßnahmen zumSchutz der Bevölkerung durchgeführt. Nachdem der Be-treiber die zuständigen Behörden alarmiert hat, unterstützter sie – unabhängig von seinen anlageninternen Maßnah-men zur Beherrschung der Lage oder Vermeidung/Begren-zung der Freisetzung (Kapitel 19) – durch Messungen, In-formations- und Datenübermittlung sowie durch Beratungbezüglich der Einschätzung der Lage in derAnlage. In demräumlich nach außen anschließenden Gebiet, in dem Kata-strophenschutzmaßnahmen nicht mehr gerechtfertigt sind,dienen Maßnahmen der Strahlenschutzvorsorge dazu, dieStrahlenexposition der Bevölkerung zu reduzieren. Soweites sich um Ereignisse mit ausschließlich regionaler Aus-wirkung handelt, kann die zuständige Strahlenschutz-behörde des Landes entsprechend der Lage auch unterhalbvon Eingreifrichtwerten des Katastrophenschutzes Maß-nahmen zum vorbeugenden Gesundheitsschutz der Bevöl-kerung, z. B. Verzehrverbote oder Verhaltensanweisungen,entsprechend Strahlenschutzvorsorgegesetz [1A-5] ergrei-fen. Sind von einer solchen Freisetzung mehrere Bundes-länder betroffen, liegt die Zuständigkeit für Maßnahmennach dem Strahlenschutzvorsorgegesetz beim Bund.

Aufgrund der vorgesehenen Meldewege und Meldever-pflichtungen vom Betreiber zu den zuständigen Landes-behörden und von dort zum BMU sind die notwendigenInformationen zur Ausfüllung der Informationspflichtengegenüber der Öffentlichkeit und Behörden und Organi-sationen auf nationaler und internationaler Ebene verfüg-bar und werden entsprechend zur Information der Partnergenutzt.

Organisation des Notfallschutzes

Aufgrund der föderalen Struktur der BundesrepublikDeutschland kooperieren bei einem Notfall Behörden undOrganisationen der verschiedenen Ebenen, um – bei einem Ereignis in Deutschland zusammen mit dem Be-treiber – den Schutz der Bevölkerung entsprechend der Lage durch Maßnahmen der Strahlenschutzvorsorgeund des Katastrophenschutzes zu gewährleisten (Abbil-dung 16.1, Seite 50).


Gesetze, Verordnungen, Richtlinien und Empfehlungen

Über die Zusammenstellung und Erläuterung der Gesetze,Verordnungen, Richtlinien und Empfehlungen in Kapi-tel 7 hinaus sind folgende Vorgaben für den Notfallschutzin Deutschland besonders relevant:

Das Strahlenschutzvorsorgegesetz [1A-5] regelt die Zu-ständigkeiten bei nicht unerheblichen Freisetzungen ra-dioaktiver Stoffe und enthält Festlegungen zu:

– Messaufgaben des Bundes und der Länder zur Über-wachung der Umweltradioaktivität,

– Einrichtung eines integrierten Mess- und Informati-onssystems (IMIS) einschließlich einer Zentralstelledes Bundes zur Überwachung der Umweltradioakti-vität,

– Ermächtigung zur Festlegung von Dosis- und Konta-minationswerten,

– Erlass von Verboten und Beschränkungen bei Lebens-mitteln, Futtermitteln, Arzneimitteln und sonstigenStoffen,

– Befugnissen im grenzüberschreitenden Verkehr.

Die Länder haben die Aufgaben des Katastrophen-schutzes als gesetzliche Regelungen in Form von Kata-strophenschutzgesetzen festgelegt. Die unterschiedliche

Struktur der Länder sowie das jeweilige Alter der Gesetzehaben dazu beigetragen, dass Unterschiede zwischen deneinzelnen gesetzlichen Regelungen bestehen. Unter ande-rem resultieren aus den Katastrophenschutzgesetzen undder Verwaltungsstruktur der einzelnen Länder z. T. unter-schiedliche Zuständigkeiten der verschiedenen Verwal-tungsebenen im Falle einer Katastrophe.

Die Rahmenempfehlungen [3-15] bilden die Grundlagefür eine bundeseinheitliche Erstellung der besonderenKatastrophenschutzpläne für die Umgebung kerntechni-scher Anlagen durch die Länderbehörden. Sie behandelninsbesondere im Detail:

– die Verpflichtungen des Betreibers einer kerntechni-schen Anlage zum Zusammenwirken mit der Kata-strophenschutzbehörde,

– die Grundsätze für die Aufstellung von besonderenKatastrophenschutzplänen für die Umgebung kern-technischer Anlagen, d. h. für den Inhalt der Pläne,

– Erläuterungen und Hinweise zu den vorgesehenenAlarmmaßnahmen.

In Anhängen wird detailliert auf die Eingreifrichtwerte fürdie Einleitung von Maßnahmen, die Iodblockade und denAufbau und Betrieb von Notfallstationen eingegangen.Ergänzend sind Begriffserläuterungen und Muster fürTextbausteine für die Information der Bevölkerung zu-sammengestellt.

BundesregierungLandesregierungregionale Verwaltung

Abbildung 16.1

Organisation des Notfallschutzes

Katastrophenschutz-leitung

Fachberatung

Polizei, Feuerwehr, Krankenhäuser,

Technisches Hilfswerk

Maßnahmen zur Information und zum

Schutz der Bevölkerung

Innenbehörden

Atomrechtliche Aufsichtsbehörde

Strahlenschutzbehörde

KKW-Betreiber

anlageninterner Notfallschutz

Bundesministerium fürUmwelt, Naturschutz und

Reaktorsicherheit

RSK, SSK, BfS

IMIS

KFÜ Internationale Information (IAEA, EU,

Nachbarländer)

regionaleStrahlenschutzüberwachung

lokaleStrahlenschutzüberwachung

bundesweiteStrahlenschutzüberwachung


Die Radiologischen Grundlagen in [3-15] enthalten diebei der Erarbeitung der Rahmenempfehlungen und derFestlegung der Eingreifrichtwerte benutzten Grundlagensowie Zusatzinformationen, die für die Erstellung der be-sonderen Katastrophenschutzpläne, aber auch bei der Ent-scheidung über Katastrophenschutzmaßnahmen verfüg-bar sein und genutzt werden sollten.

Die Alarmierungskriterien selbst sind in den Betriebs-handbüchern der Kernkraftwerke (Alarmordnung imTeil 1) enthalten, sie regeln die frühzeitige Alarmierungder Katastrophenschutzbehörde. Neben den Emissions-kriterien und Immissionskriterien gibt es vorgelagertetechnische Kriterien, die auf eine Empfehlung der RSKzurückgehen. Diese technischen Kriterien sind anla-genspezifisch verschieden realisiert, sie ermöglichendeutlich früher eine Beurteilung der Anlagensituation alses allein Emissions- und oder nur Immissionskriterien er-lauben würden. Die Immissions- und Emissionskriterienorientieren sich an den Eingreifrichtwerten für Katastro-phenschutzmaßnahmen.

Verantwortlichkeiten auf Bundesebene

Auf Bundesebene ist das BMU auf der Grundlage desStrahlenschutzvorsorgegesetzes [1A-5] zuständig fürMaßnahmen im Bereich der Strahlenschutzvorsorge imEinvernehmen mit weiteren Bundesressorts. Dabei werdennachgeordnete Stellen des BMU zur Unterstützung tätig.

Im Bereich des Katastrophenschutzes liegt die Verantwor-tung in Friedenszeiten bei den Ländern. Im Falle eineskerntechnischen Unfalls unterstützt und berät das BMUdie Länder und koordiniert im Bedarfsfall die Maßnahmender Länder. Zur Vereinheitlichung des Katastrophen-schutzes hat das BMU zusammen mit den zuständigenLandesbehörden Empfehlungen für die Planung von Kata-strophenschutzmaßnahmen, für Eingreifrichtwerte und dieDurchführung von Schutzmaßnahmen erarbeitet [3-15].

Zusätzlich zu diesen Aufgaben ist das BMU für die Wahr-nehmung der internationalen und bilateralen Informati-onsverpflichtungen zuständig und hält in diesem RahmenKontakte mit der Europäischen Union, der IAEA und mitanderen Staaten. In diesem Zusammenhang wurden miteiner Vielzahl von Staaten entsprechende bilaterale Ver-einbarungen getroffen (Kapitel 16 (2) und 17 (iv)).

Im Rahmen der Bundesaufsicht über den Vollzug desAtomgesetzes hat das BMU in besonderen Gefahrenlagenzu gewährleisten, dass es unverzüglich tätig werden kann,sei es zur bundesaufsichtlichen Stellungnahme oder zuraufsichtlichen Korrektur von Entscheidungen der Länder.Außerdem hat das BMU bei schwerwiegenden Ereignis-sen, d. h. bei Störfällen oder Unfällen in kerntechnischenAnlagen, die Aufgabe einer Anlauf-, Informations- undfür bestimmte Aufgaben einer Koordinierungsstelle. Da-bei sind in Abhängigkeit von der jeweiligen Gefahrenlageund Zuständigkeit folgende Schwerpunktaufgaben zu be-arbeiten:

– Entscheidung über Schutzmaßnahmen für die Bevöl-kerung im Rahmen des Strahlenschutzvorsorgege-setzes,

– Koordinierung zwischen den fachlich zuständigenBundesressorts,

– Anforderung von Hilfeleistungen von anderen Res-sorts,

– Koordinierungsmaßnahmen zwischen Bundes- undLandesebene,

– Empfehlungen an Landesbehörden,

– Zuziehung/Beteiligung von anderen Organisationenzur Hilfeleistung im Rahmen des Strahlenschutzvor-sorgegesetzes,

– Informationen der Bevölkerung (Presseerklärungen),

– Informationen für externe Organisationen im nationa-len und internationalen Bereich im Rahmen der Mel-deverpflichtungen des BMU.

Verantwortlichkeiten auf Landesebene

Gemäß Artikel 30 des Grundgesetzes der BundesrepublikDeutschland sind die Länder für den Katastrophenschutzzuständig. Sie erstellen entsprechend ihrer Aufgabe be-sondere Katastrophenschutzpläne für kerntechnische An-lagen und führen auf der Grundlage des Strahlenschutz-vorsorgegesetzes auch die in ihren Bereich fallendenAufgaben der Strahlenschutzvorsorge in Bundesauf-tragsverwaltung aus. So sind gemäß Strahlenschutz-vorsorgegesetz Messungen der Umweltkontamination – z. B. die Ermittlung der Radioaktivität in Lebensmit-teln, Futtermitteln, Trink-, Grund- und Oberflächen-wasser sowie im Boden und in Pflanzen – ihre Aufgabe.Weitere Zuständigkeiten nach dem Strahlenschutzvor-sorgegesetz gehen nur dann an das Land über, wenn essich um ein lokal auf das Landesgebiet begrenztes Ereig-nis handelt.

Auf Landesebene sind mehrere Ministerien der Landesre-gierung als Fachbehörden für Fragen des Notfallschutzeszuständig. Sie entscheiden eigenständig im Rahmen ihresAufgabenbereichs oder werden gegenüber Nachbarres-sorts in der Landesregierung beratend tätig. Zu unter-scheiden sind hinsichtlich ihrer Aufgabenverteilung

– die Katastrophenschutzbehörden,

– die atomrechtlichen Aufsichtsbehörden,

– die Strahlenschutz-Vorsorge-Behörden sowie

– die diesen Behörden nachgeordnete Dienststellen,

wobei jedoch landesspezifisch auch mehrere dieser Aufgaben in einem Ministerium zusammengefasst seinkönnen.

Katastrophenschutzbehörden auf Landesebene

Die Aufgaben des Katastrophenschutzes auf Landesebenewerden in den Ländern in der Regel von den Innenbehör-den als oberste Katastrophenschutzbehörde wahrgenom-men. Ihre Aufgabe ist es, durch die Planung, Vorbereitungund Umsetzung von kurzfristigen Schutzmaßnahmen denSchutz der Bevölkerung im Nahbereich einer von einemUnfall betroffenen Anlage zu gewährleisten. Diese


Aufgaben verteilen sich auf die verschiedenen Verwal-tungsebenen der für den Katastrophenschutz zuständigenBehörden innerhalb eines Landes, wobei die Landes-behörden für die landesweite Koordinierung und Gesamt-planung, die nachgeordneten regionalen Katastrophen-schutzbehörden für die Aufstellung der besonderenKatastrophenschutzpläne für die jeweilige Anlage, für dieVorbereitung und Durchführung von Maßnahmen sowiedie Ausbildung und das Training des Einsatzpersonals zu-ständig sind.

Atomrechtliche Aufsichtsbehörden

Die zuständige atomrechtliche Aufsichtsbehörde des Lan-des stellt – über ihre aufsichtlichen Tätigkeiten hinaus –in einem Notfall das Verbindungsglied in der Kommuni-kationskette zwischen dem Betreiber der kerntechnischenAnlagen ihres Landes, den anderen befassten Ressorts derLandesregierung sowie dem BMU bezüglich des techni-schen Zustandes der Anlage und des zu erwartenden wei-teren Ereignisablaufs dar. Sie arbeitet mit den Katastro-phenschutzbehörden des Landes zusammen und berätdiese.

Für die Strahlenschutzvorsorge zuständige Behörden

Die Aufgabe dieser Behörden eines Bundeslandes bestehtdarin, Messaufgaben nach dem Strahlenschutzvorsorge-gesetz durchzuführen sowie Fachfragen zum Strahlen-schutz zu bearbeiten. Die Strahlenschutzbehörde ist inden Abstimmungsprozess mit dem BMU über Maßnah-men der Strahlenschutzvorsorge eingebunden und setztdie getroffenen Entscheidungen im Lande um. Zusammenmit der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde unterstützt undberät sie die Katastrophenschutzbehörden mit radiolo-gischen Lagebewertungen. Bestimmte Aufgaben derStrahlenschutzbehörden der Länder können nachgeordne-ten Behörden übertragen sein.

Verantwortlichkeiten der Betreiber

Der Betreiber ist für die Vorbereitung und Durchführungder anlageninternen Maßnahmen zur Vermeidung oderReduzierung von Auswirkungen eines Ereignisablaufesauf die Umgebung verantwortlich (Kapitel 19 (iv)).Hierzu verfügt er über die erforderliche Organisations-struktur und hält die notwendigen technischen, organisa-torischen und personellen Ressourcen vor (anlageninterneNotfallmaßnahmen, Kapitel 18).

Zu den organisatorischen Voraussetzungen, die in allenKernkraftwerken für die Bewältigung von Notfällen ge-troffen sind, gehört ein Krisenstab, der von weiterem Ein-satzpersonal aus der Betriebsmannschaft unterstützt wird.Der Krisenstab soll innerhalb einer Stunde arbeitsfähigsein. Geeignete Räume, Arbeits- und Kommunikations-mittel werden vorgehalten. Kooperationen mit externenInstitutionen, wie dem Hersteller der Anlage und demKerntechnischen Hilfsdienst – einer Gemeinschaftsein-richtung aller Betreiber der deutschen Kernkraftwerke zurBewältigung von Notfällen und Beseitigung eventuellerFolgen – sind vertraglich vereinbart.

Der Betreiber sorgt für die notwendige Ausbildung desPersonals sowie die für den Erhalt der Kenntnisse und

Fähigkeiten notwendigen Übungen. Außerhalb der An-lage ist er verpflichtet, bei einem Ereignis mit radioakti-ven Freisetzungen im Nahbereich um die Anlage und imhöchstbetroffenen Sektor Messungen und Probenahmedurchzuführen und die Ergebnisse der Messungen undAuswertungen an die Behörde weiterzuleiten [3-23]. Beieinem Ereignis alarmiert der Betreiber die zuständigenBehörden. Alarmierungspläne und Organisationsstruktu-ren sind im Betriebshandbuch festgelegt, die einzelnen zuergreifenden technischen Maßnahmen sind in einer sepa-raten Unterlage, dem Notfallhandbuch beschrieben. EineBeschreibung des Übergangs vom Vorgehen nach Be-triebshandbuch zu einem Vorgehen nach Notfallhandbuchenthält Kapitel 19 (iv). Im Verlauf der Ereignisses hält derBetreiber enge Verbindung mit den Behörden zum Infor-mations- und Datenaustausch.

Messaufgaben zur Ermittlung der radiologischenLage

Neben den Messprogrammen des Betreibers zur Umge-bungsüberwachung während des Betriebs und im Notfall,deren Umfang und Einzelheiten in der Genehmigung so-wie in [3-23, 3-23-2] festgelegt wurden, nehmen auchLandesbehörden und Bundesbehörden unabhängige Mes-sungen vor. Umfang, Art und Häufigkeit der Messungenorientieren sich eng an den Erfordernissen des jeweiligenFalls. Entscheidend für die Einleitung von Maßnahmen ineinem Notfall sind die Ergebnisse der Emissions- und Im-missionsmessungen im Umkreis des Kernkraftwerkes(Kapitel 15). Zur weiteren Beurteilung des Anlagenzu-stands und der radiologischen Lage kann je nach Sachlageauch das Fernüberwachungssystem für KernkraftwerkeKFÜ (Kapitel 15) durch die Aufsichtsbehörde herangezo-gen werden.

Die großräumige und anlagenunabhängige Überwachungder Radioaktivität in der Umwelt wird in Deutschlandüber das Integrierte Mess- und Informationssystem IMISvorgenommen (Kapitel 15).

Klassifizierung von Notfallsituationen

Unabhängig von den Meldeverpflichtungen nach derAtomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten- und Meldever-ordnung [1A-17] alarmiert der Betreiber in einer Notfall-situation die Katastrophenschutzbehörden. Nach denAlarmierungskriterien im Betriebshandbuch entscheidetder Betreiber, ob bei einem Ereignis Voralarm oder Kata-strophenalarm ausgelöst werden muss.

Um gegenüber der Öffentlichkeit eine international ver-gleichbare Bewertung von Ereignissen zu ermöglichen,wird die von der IAEA entwickelte internationale Bewer-tungsskala INES benutzt. Für die in Tabelle 16.1 aufgelis-teten Ereignisgruppen ist neben den INES-Stufen die Zu-ordnung des Notfallschutzbereichs angegeben. WeitereEreignisse, wie Satellitenabsturz, Transportunfälle beiTransporten mit hohem Aktivitätsinventar im In- undAusland, Gefahrenlagen durch Androhung des Miss-brauchs radioaktiver Stoffe (Nuklearkriminalität) oderUnfälle mit stationären Großquellen sind durch die ge-nannten Kategorien abgedeckt.


Katastrophenschutzpläne der Länder

Für die behördliche Vorsorge zum Schutz der Bevölke-rung in der Umgebung kerntechnischer Anlagen werdenvon den zuständigen Katastrophenschutzbehörden – inder Regel auf regionaler Ebene – besondere Katastro-phenschutzpläne erstellt, die sich inhaltlich an den Rah-menempfehlungen orientieren. Diese Pläne dokumentie-ren Verantwortlichkeiten und Zuständigkeiten für dieKatastrophenschutzleitung sowie die verfügbaren Res-sourcen für Katastrophenschutzmaßnahmen.

Die Pläne werden für Kernkraftwerke für einen Umkreisvon ca. 25 km Radius erstellt. Die Durchführung von Ka-tastrophenschutzmaßnahmen für die Bevölkerung wirdbis etwa zehn km vorgeplant, die weitere Planung bis25 km umfasst nur Mess- und Alarmierungsaufgaben. DiePlanung für einen bestimmten Bereich/Radius besagtnicht, dass Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerungaußerhalb dieses Radius nicht durchgeführt werden kön-nen. Das Schutzkonzept geht davon aus, dass Katastro-phenschutzmaßnahmen im Nahbereich der Anlage gege-benenfalls kurzfristig durchgeführt werden müssen unddeshalb in diesem Bereich bereits vorgeplant sein sollten.Außerhalb dieses Bereichs können geeignete Schutzmaß-nahmen auf der Basis von Messungen in einem gefährde-ten Bereich entsprechend der ermittelten radiologischenLage auch kurzfristig durchgeführt werden. Das Gebiet,in dem im akuten Fall Katastrophenschutzalarm ausgelöstwird, orientiert sich allein an den radiologischen Ein-greifwerten für den Katastrophenschutz.

Notfallpläne der Betreiber

Die vom Betreiber vorgesehen Maßnahmen zum Schutzder Bevölkerung und des Betriebspersonals sind im Be-triebshandbuch und im Notfallhandbuch festgelegt. Dabeisind die organisatorischen Vorgaben bei Ereignissen in-nerhalb der Anlage in der Alarmordnung im Betriebs-

handbuch niedergelegt. Hierzu gehören Kriterien fürMaßnahmen innerhalb der Anlage, zur Einberufung desanlageninternen Krisenstabes und zur Alarmierung derKatastrophenschutzbehörden, weiterhin Vorgaben fürMaßnahmen des Einsatzpersonals des Betreibers in derAnlage und zur Unterstützung der Katastrophenschutz-behörden (z. B. Messtrupps). Die Maßnahmen des anla-geninternen Notfallschutzes (Kapitel 18) sind im Notfall-handbuch beschrieben.

Der Betreiber ist durch die Rahmenempfehlungen gehal-ten, die Behörde bei der Erstellung des Katastrophen-schutzplanes für die Anlage zu unterstützen.

Schutzmaßnahmen für die Bevölkerung

Maßnahmen des Katastrophenschutzes bei einem Unfallin einer kerntechnischen Anlage dienen der unmittelbarenGefahrenabwehr in der Umgebung und sind im Allgemei-nen zeitlich begrenzt. Sie setzen ein, sobald eine Gefahrbringende Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Umge-bung festgestellt wurde oder droht, die zum Erreichenbzw. Überschreiten der Eingreifrichtwerte für Katastro-phenschutzmaßnahmen führen kann. Entsprechend demGrundsatz, dass die Gefahrenabwehr eine höhere Prioritätals Maßnahmen der Strahlenschutzvorsorge hat, werdenin einem betroffenen Gebiet Maßnahmen des Katastro-phenschutzes vorrangig ausgeführt. Zur effektivenDurchführung werden die Maßnahmen des Katastrophen-schutzes vorgeplant. Als Maßnahmen für die Bevölke-rung sind im Rahmen der Katastrophenschutzplanungvorgesehen:

– Aufenthalt in Gebäuden,

– Einnahme von Jodtabletten,

– Evakuierung,

– Unterbindung des Verzehrs frischer, lokal produzier-ter Nahrungsmittel.

Tabel le 16.1

Ereignisgruppen, die bei der Notfallschutzplanung berücksichtigt sind

Ereignis Zuordnung

nach INES-Skala

Zuordnung Katastrophenschutz

Strahlenschutzvorsorge

Störfall 3 atomrechtliche Aufsichtsbehörde Strahlenschutzvorsorge

Inla

nd

Kerntechnischer Unfall 4 bis 7 Katastrophenschutz (Nahbereich) Strahlenschutzvorsorge

Störfall (grenznahes Ausland)

3 Strahlenschutzvorsorge

Kerntechnischer Unfall (grenznahes Ausland)

4 bis 7 Katastrophenschutz (Nahbereich) Strahlenschutzvorsorge

Aus

land

kerntechnischer Unfall (grenzfernes Ausland)

4 bis 7 Strahlenschutzvorsorge


Die Entscheidung über die drei erstgenannten Maßnah-men erfolgt nach radiologischen Eingreifrichtwerten; dieUnterbindung des Nahrungsmittelverzehrs erfolgt vor-sorglich. Sie wird nachfolgend auf der Grundlage vonMessungen bestätigt oder aufgehoben. Die zu den Kata-strophenschutzmaßnahmen gehörigen Eingreifrichtwertesind in [3-15] festgelegt (Tabelle 16.2). Die angegebenenradiologischen Eingreifrichtwerte sind als so genannte„Startwerte“ festgelegt, d. h. Maßnahmen bei Dosiswer-ten unter den Eingreifrichtwerten sind aus radiologischenGründen nicht gerechtfertigt. Die Umsiedlung selber wirdnicht auf der Grundlage von vorbereiteten Plänen, son-dern nach der aktuell durch Messungen ermittelten radio-logischen Gefahrenlage durchgeführt.

Maßnahmen sowie Empfehlungen nach dem Strahlen-schutzvorsorgegesetz, über die anhand von ermitteltenoder gegebenenfalls auch prognostizierten Daten zur Um-weltkontamination entschieden wird, sind in folgendenBereichen vorgesehen:

– Maßnahmen im landwirtschaftlichen Bereich

Diese umfassen Maßnahmen zur Kontaminationsver-hinderung von landwirtschaftlichen Produkten, zurKontaminationsreduzierung bei der Produktion oderVerarbeitung und zur langfristigen Bodenverbesse-rung oder Änderung der Nutzung von Agrarflächen.

– Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung im Bereichdes normalen Lebens und der normalen Arbeit

Enthalten sind z. B. Maßnahmen bei Filterwechsel,Messungen und Dekontamination im grenzüber-schreitenden Verkehr; Maßnahmen sowie Empfehlun-gen zu strahlenschutzorientiertem Verhalten der Be-völkerung.

Insbesondere können auf Basis des Strahlenschutzvorsor-gegesetzes [1A-5] Dosis- und Kontaminationswerte zurEinleitung von Maßnahmen bundesweit festgelegt sowieVerbote und Beschränkungen bei der Verwendung vonLebens- und Futtermitteln ausgesprochen werden.

Eine Zusammenstellung von Katastrophenschutzmaß-nahmen und Maßnahmen der Strahlenschutzvorsorgesind im so genannten Maßnahmenkatalog zusammenge-stellt. Für die darin aufgeführten Maßnahmen wurden ab-geleitete Richtwerte berechnet, die als Basis für Entschei-dungen über die Einleitung der jeweiligen Maßnahmendienen. Diese Richtwerte orientieren sich an den Ein-greifrichtwerten aus [3-15], einem Referenzwert von1 mSv bzw. an den Höchstwerten an Radioaktivität inNahrungs- und Futtermitteln der EU [1F-30].

Übungen

Da Notfallschutzmaßnahmen nur erfolgreich durchge-führt werden können, wenn die beteiligten Personen ent-sprechend qualifiziert und vorbereitet sind, wird demTraining besondere Bedeutung beigemessen.

Die Aus- und Weiterbildung des verantwortlichenSchichtpersonals erstreckt sich nach [3-2], [3-38] auchauf die Hilfs- und Ersatzmaßnahmen bei unvorhergesehe-

Tabel le 16.2

Eingreifrichtwerte für Schutzmaßnahmen [3-15]

Eingreifrichtwerte Maßnahme

Organdosis Schilddrüse Effektive Dosis Integrationszeiten, Expositionspfade

Aufenthalt in Gebäuden

10 mSv äußere Exposition in 7 Tagen und effektive Folgedosis durch die in diesem Zeitraum inhalierten Radionuklide

Einnahme von Iodtabletten

50 mSv Kinder bis zu 12 Jahren sowie Schwangere

250 mSv Personen von 13 bis 45 Jahre

Im Zeitraum von 7 Tagen inhaliertes Radioiod einschließlich der Folgeäquivalentdosis

Evakuierung 100 mSv äußere Exposition in 7 Tagen und effektive Folgedosis durch die in diesem Zeitraum inhalierten Radionuklide

langfristige Umsiedlung

100 mSv äußere Exposition in 1 Jahr durch abgelagerte Nuklide

temporäre Umsiedlung

30 mSv äußere Exposition in 1 Monat


nen Ereignisabläufen. Die Notfallschutzmaßnahmen desBetreibers werden regelmäßig auf der Anlage geübt, ins-besondere auch das Zusammenwirken mit dem internenKrisenstab. In den letzten Jahren wurden vermehrt rea-litätsnahe Übungen unter Verwendung von Simulatorendurchgeführt. Übungen unter Beteiligung des Herstellersfinden im Dreijahreszyklus statt. Sie sind Bestandteil ver-traglicher Vereinbarungen zwischen den Betreibern unddem Hersteller, die ferner die Einrichtung von Krisen-stabszentren beim Hersteller mit ihren technischen Aus-rüstungen sowie sonstige Unterstützungsmaßnahmenzum Inhalt haben.

Innerhalb der Katastrophenschutzbehörden auf Landes-und regionaler Ebene werden an den Standorten vonKernkraftwerken regelmäßig, aufgrund des großen Auf-wandes jedoch in Zeitabständen von mehreren Jahren,große Notfallschutzübungen durchgeführt, in denen dasZusammenwirken der verschiedenen beteiligten Stellenund Organisationen geübt wird. An diesen Übungennimmt auch der Betreiber teil. Eine aktive Beteiligung derpotenziell betroffenen Bevölkerung erfolgt dabei nur insehr kleinem Umfang. Das Szenarium der Übung wirdvon der Behörde erarbeitet; in der Regel wird dabei eineFreisetzung in die Umgebung unterstellt, jedoch auf denBezug auf einen konkreten Unfallablauf in der Anlageverzichtet.

Im Rahmen der internationalen Zusammenarbeit sind auf-grund bilateraler Verträge Behörden der Nachbarländerbei Übungen grenznaher Anlagen zumindest als Beo-bachter beteiligt, in der Regel sind sie auch Beteiligte der Übung. Bei den regelmäßigen Übungen der EU(ECURIE-Übungen) und der OECD/NEA (INEX-Übun-gen) nehmen entsprechend ihrer Zuständigkeit Mitarbei-ter des BMU teil, darüber hinaus je nach Übungslage auchunterstützende Stellen und die zuständigen Behörden vonBundesländern.

16 (2) Information der Bevölkerung und derNachbarstaaten

Die EURATOM-Richtlinie zur Information der Bevölke-rung in radiologischen Notstandssituationen [1F-29] istim § 53 der Strahlenschutzverordnung umgesetzt, nachder die Bevölkerung mindestens alle 5 Jahre über die Si-cherheitsmaßnahmen und das richtige Verhalten bei sol-chen Ereignissen zu informieren ist. Die wichtigstenPunkte, über die informiert werden muss, betreffen:

– Grundbegriffe der Radioaktivität und Auswirkungender Radioaktivität auf Menschen und Umwelt,

– radiologische Notstandssituationen und ihre Folgenfür Bevölkerung und Umwelt,

– Auskünfte darüber, wie betroffene Personen gewarntund über den Verlauf der Situation fortlaufend unter-richtet werden sollen,

– Auskünfte darüber, wie betroffene Personen sich ver-halten und handeln sollen.

In der Praxis geschah und geschieht dies vorlaufend mit-hilfe einer Broschüre, die, von den Betreibern finanziert,

der Bevölkerung in der Umgebung kerntechnischer Anla-gen zugestellt wird.

Bei einem Ereignis in einer kerntechnischen Anlage wirddie Bevölkerung vom Betreiber und den zuständigenBehörden informiert und erforderlichenfalls durch dieBehörde alarmiert. Während der Betreiber Informationenzum Anlagenzustand ausgibt, wird bei Bedarf die zustän-dige Behörde zusätzlich zu den Informationen zur techni-schen Lage und radiologischen Situation auch Anweisun-gen und Informationen zur Durchführung vonKatastrophenschutzmaßnahmen herausgeben oder Ver-haltensempfehlungen zum vorbeugenden Strahlenschutzveröffentlichen, wenn dies nach Lage angezeigt ist. EineAbstimmung der jeweiligen Veröffentlichungen bzw.Presseerklärungen zwischen den beteiligten Stellen istvorgesehen.

Messdaten, die im Rahmen der oben genannten Überwa-chungsprogramme erhoben werden, bilden in einer Not-fallsituation die Grundlage für die Berichterstattung nachder EU-Vereinbarung zum beschleunigten Informations-austausch [1F-28], dem Schnellinformationsabkommenmit der IAEA [1E-6], dem Deutschland 1989 beigetretenist, und zur Erfüllung bilateraler Vereinbarungen. Da-durch wird eine zeitgerechte Information der Nachbar-staaten Deutschlands sichergestellt. Die Routinemessun-gen nach [3-69] werden auch zur Berichterstattunggegenüber der EU im Rahmen von Artikel 36 des EURATOM-Vertrages verwendet.

Bilaterale Vereinbarungen zur Hilfeleistung in Katastro-phenfällen hat Deutschland mit 8 der 9 Nachbarstaatenabgeschlossen, nämlich mit den Niederlanden, Belgien,Luxemburg, Frankreich, Schweiz, Österreich, Polen undDänemark. Ein weiteres Abkommen mit der Tschechi-schen Republik ist paraphiert. Daraus ergibt sich aucheine Zusammenarbeit auf lokaler Ebene an den grenzna-hen Standorten. Darüber hinaus bestehen entsprechendeHilfeleistungsvereinbarungen mit Litauen, Ungarn undmit der Russischen Föderation; Hilfeleistungsabkom-men mit Italien und Bulgarien sind paraphiert bzw. inArbeit.

Abkommen zur Information über nukleare Sicherheit undStrahlenschutz wurden außerdem mit weiteren 14 Staatengeschlossen: Argentinien, Brasilien, Bulgarien, China,Finnland, Großbritannien, Japan, Kanada, Norwegen,Schweden, Spanien, Ukraine, Ungarn und den USA.

16 (3) Notfallvorsorge bei Vertragsparteienohne Kernanlagen

entfällt für Deutschland

17 StandortwahlIn Deutschland ist ein Neubau von Kernkraftwerken nichtvorgesehen. Deshalb beschränken sich die nachfolgendenAusführungen auf die Vorgehensweise bei der Standort-wahl der in Betrieb befindlichen Anlagen sowie auf dieAuslegung gegen Einwirkungen von außen und deren ak-tuelle Bewertung.


17 (i) Bewertungskriterien für die Standortwahl

Die für alle Bundesländer einheitlichen Bewertungskrite-rien für Standorte von Kernkraftwerken sind in einerRichtlinie [3-12] beschrieben. Sie enthält insbesonderedie für die Standortvorauswahl des Betreibers und für dasatomrechtliche Genehmigungsverfahren wichtigen stand-ortspezifischen Kriterien und spricht darüber hinausAspekte an, die die Eignung des Standortes hinsichtlichRaumordnung und Landesplanung sowie Umweltschutz,Naturschutz und Landschaftspflege betreffen. Bezüglichder kerntechnischen Sicherheit sind folgende Punkte zuberücksichtigen:

– Meteorologie hinsichtlich der Ausbreitungsbedingun-gen,

– Hydrologie hinsichtlich Kühlwasserverfügbarkeit,Ableitungen radioaktiver Stoffe über den Wasserpfadund Trinkwasserschutz,

– Bevölkerungsverteilung am Standort und in der Um-gebung,

– Geologische Beschaffenheit des Baugrundes und Erd-bebengefährdung,

– Gefährdung von außen durch Hochwasser, Flugzeug-absturz oder Explosionsdruckwellen aus Ereignissenaußerhalb der Anlage,

– Verkehrswege hinsichtlich Zugänglichkeit und Zu-fahrtsmöglichkeiten,

– Abstand zu militärischen Anlagen.

Vorgehensweise im Genehmigungsverfahren

Nach der Standortvorauswahl durch den Antragsteller er-folgt ein dem atomrechtlichen Genehmigungsverfahrenvorgelagertes Raumordnungsverfahren. Dieses berück-sichtigt alle Einflüsse des vorgesehenen Projektes auf Be-völkerung, Verkehrswege, Landesentwicklung, Land-schaftsschutz und den Naturschutz. Im atomrechtlichenGenehmigungsverfahren (Kapitel 7 (2ii)) wird neben denEigenschaften des Standortes die Auslegung der Anlagegegen äußere Einwirkungen geprüft. Weiterhin wird dortauch geprüft, ob öffentliche Interessen der Wahl desStandortes entgegenstehen. Im Rahmen des Genehmi-gungsverfahrens wird von den anderen jeweils zuständi-gen Behörden untersucht, ob auch die Anforderungen desWasserrechts, des Immissionsschutzes sowie des Natur-schutzes eingehalten werden. Die Genehmigungen derdeutschen Kernkraftwerke wurden alle vor Inkrafttretender europäischen Richtlinie zur Umweltverträglichkeits-prüfung [1F-12] erteilt, Prüfungen zu den Umweltauswir-kungen wurden ausschließlich nach nationalem Rechtvorgenommen.

Auslegung gegen Einwirkungen von außen

Hinsichtlich der zu berücksichtigenden Einwirkungenvon außen wird in den Sicherheitskriterien [3-1] gefor-dert, dass alle Anlagenteile, die erforderlich sind, um denKernreaktor sicher abzuschalten, die Nachwärme abzu-

führen oder eine etwaige Freisetzung radioaktiver Stoffezu verhindern, so auszulegen sind, dass sie ihre sicher-heitstechnischen Aufgaben auch bei natur- und zivilisati-onsbedingten Einwirkungen von außen erfüllen können.Dabei sind in Betracht zu ziehen:

– naturbedingte äußeren Einwirkungen, wie z. B. Erd-beben, Hochwasser, extreme Wetterbedingungen, und

– zivilisationsbedingte äußere Einwirkungen, wie z. B.Flugzeugabsturz, Einwirkungen von gefährlichen,insbesondere explosionsfähigen Stoffen

– und Störmaßnahmen oder sonstige EinwirkungenDritter.

Bei den Anforderungen an die Auslegung gegen dieseEinwirkungen wird entsprechend den Störfall-Leitlinien[3-33] unterschieden zwischen solchen Einwirkungenvon außen, die als Störfälle im Sinne der Leitlinie (Ausle-gungsstörfälle) zu behandeln sind und anderen Einwir-kungen, die wegen ihres geringen Risikos keine Ausle-gungsstörfälle sind und für die Maßnahmen mit dem Zielder Risikominderung getroffen werden. Danach sind naturbedingte Einwirkungen (Erdbeben, Hochwasser,äußerer Brand, Blitzschlag) als Auslegungsstörfälle zubehandeln, während für die Ereignisse Flugzeugabsturz,Druckwellen oder Einwirkung gefährlicher Stoffe aus Er-eignissen außerhalb der Anlage risikomindernde Maß-nahmen getroffen werden.

Bei der Errichtung der deutschen Kernkraftwerke wurdenfür die Anforderungen an die Auslegung und an dieSchutzmaßnahmen gegen äußere Einwirkungen die Vor-gaben des jeweils gültigen Regelwerks zugrundegelegt.In den Fällen, in denen das Regelwerk noch keine detail-lierten Vorgaben enthielt, wurden konkrete Festlegungenim Genehmigungsverfahren getroffen. Auf wesentlicheEntwicklungsschritte der Anforderungen wird nachfol-gend eingegangen. Die in diesem Zusammenhang rele-vante Neubewertung von Anlagen wird in Kapitel 17 (iii)behandelt.

Alle Anlagen wurden schon bei ihrer Errichtung nicht nurgegen die üblichen naturbedingten äußeren Einwirkungenwie Wind und Schnee, sondern auch gegen Hochwasserund, an Standorten mit entsprechender Gefährdung, ge-gen Erdbeben ausgelegt. Dabei kamen sowohl kerntech-nische Regeln als auch konventionelle bautechnische Re-gelwerke zur Anwendung. Je nach Kühlkonzept derAnlage resultierten aus der Systemauslegung auch Anforderungen an die sicherheitstechnisch wichtigeKühlwasserversorgung. Dabei ist für die jeweiligenStandortgegebenheiten nachzuweisen, dass diese Kühl-wasserversorgung auch unter möglichen ungünstigen Be-dingungen, wie z. B. Niedrigwasser des Vorfluters oderVersagen einer Staustufe, sichergestellt ist.

Auslegung gegen Hochwasser

Die Anforderungen für Schutzmaßnahmen gegen Hoch-wasser sind in der kerntechnischen Regel [KTA2207] ent-halten. Bei den für den Standort maßgeblichen Lastkom-binationen ist das 100-jährliche Hochwasser zu


berücksichtigen. Die KKW-Standorte liegen größtenteilsan Flüssen im Landesinnern und in einigen Fällen anFlussmündungen mit Tideeinfluss. In den meisten Fällenwurden ausreichend hoch gelegene Standorte gewählt. Inden anderen Fällen wurden sicherheitsrelevante Bau-werke mit einer Abdichtung versehen, der Beton wasser-undurchlässig ausgeführt und grundsätzlich die Höhen-lage von Öffnungen (z. B. Türen) oberhalb des höchstenzu erwartenden Hochwassers festgelegt. Falls die ge-nannten Maßnahmen nicht ausreichen, sind mobile Bar-rieren zur Absperrung von Öffnungen vorhanden.

Auslegung gegen Erdbeben

Für die Auslegung gegen Erdbeben wird seit 1990 ent-sprechend dem Regelwerk [KTA 2201.1] ein Bemes-sungserdbeben (früher „Sicherheitserdbeben“) zugrun-degelegt. Das früher zusätzlich berücksichtigte sogenannte Auslegungserdbeben wurde durch ein „Inspek-tionserdbeben“ ersetzt, bei dem der Anlagenzustand le-diglich zu überprüfen ist. Für dieses Bemessungserdbe-ben ist das Erdbeben mit der für den Standort größtenIntensität anzunehmen, das unter Berücksichtigung einergrößeren Umgebung des Standortes (bis etwa 200 kmUmkreis) nach wissenschaftlichen Erkenntnissen auftre-ten kann. Je nach Standort liegt die Intensität I des Be-messungserdbebens zwischen unter 6 und maximal 8(MSK-Skala). Die Bemessung der Bauwerke, Kompo-nenten und Anlagenteile erfolgte bei den älteren Kern-kraftwerken zum Teil mit vereinfachten (quasistatischen)Verfahren und daraus folgenden konstruktiven Vorgaben.Bei neueren Anlagen wurden zusätzlich dynamischeAnalysemethoden angewendet. Es ist vorgesehen, dieErdbebensicherheit aller deutschen Kernkraftwerke auf-sichtlich neu zu bewerten.

Schutz gegen Flugzeugabsturz

Der Schutz gegen Flugzeugabsturz erfolgte vor dem Hin-tergrund der in den 70er-Jahren zunehmenden Anzahl vonKernkraftwerken in Deutschland und unter dem Eindruckder damals hohen Absturzrate von Militärflugzeugen. Ba-sis war eine Analyse der Absturzhäufigkeiten (Treffhäu-figkeit für das Reaktorgebäude im Mittel über alle Stand-orte etwa 10 bis 6 pro Jahr und Anlage) und der mit einemsolchen Absturz verbundenen Belastungen des Reaktor-gebäudes. Ab Mitte der 70er-Jahre wurden Lastannahmenfür die Einwirkungen eines Flugzeugabsturzes ent-wickelt, die für die Schutzmaßnahmen bei den nachfol-gend errichteten Kernkraftwerken zugrundegelegt wurden. Nach [4-1] wird als Lastannahme standortunab-hängig ein Stoßlast-Zeit-Diagramm mit einer Stoßzeitvon 70 ms und einer maximalen Stoßlast von 110 MN derAuslegung zugrundegelegt. Seit Ende der 80er-Jahre istdie Absturzrate von militärischen Flugzeugen aber erheb-lich zurückgegangen, sodass die Absturzhäufigkeit heuteum etwa eine Größenordnung geringer einzuschätzen ist.

Die Auslegung der neueren Anlagen gegen Flugzeugab-sturz erstreckte sich neben dem Reaktorgebäude auch aufweitere Gebäude mit Systemen, die der Beherrschung die-ses Ereignisses dienen (z. B. das Notspeisegebäude beineueren Druckwasserreaktoren). Weiterhin wurden

Schutzmaßnahmen gegen die im Fall eines Flugzeugab-sturzes induzierten Erschütterungen von Einbauten undKomponenten durchgeführt, z. B. durch Entkopplung vonDecken und Innenwänden von der Außenwand oder durcheine spezielle Bemessung.

Schutz gegen Explosionsdruckwelle

Die Anforderungen zum Schutz von Kernkraftwerken ge-gen Druckwellen aus chemischen Reaktionen bei Unfäl-len außerhalb der Anlage sind in den 70er-Jahren auf-grund standortspezifischer Gegebenheiten an Flüssen mitentsprechendem Schiffsverkehr und explosionsfähigemTransportgut entstanden. Die Lastannahmen – ausgehendvon einem maximalen Überdruck von 0,45 bar – sind in[3-6] im Einzelnen geregelt und werden seither standort-unabhängig angewendet. Außerdem werden unter demGesichtspunkt möglicher darüber hinausgehender Druck-werte am Unfallort ausreichende Sicherheitsabstände zupotenziellen Explosionsorten (z. B. Transportwegen, In-dustrieanlagen) eingehalten.

17 (ii) Bewertung der mutmaßlichen Auswirkungen

Bei den Auswirkungen, die ein in Betrieb befindlichesKernkraftwerk auf die Umgebung und die dort lebendeBevölkerung hat oder haben kann, ist zu unterscheidenzwischen konventionellen Auswirkungen, wie sie auchvon anderen Industrieanlagen ausgehen können, und denradiologischen Auswirkungen sowohl bei bestimmungs-gemäßem Betrieb der Anlage als auch bei Störfällen.

Konventionelle Auswirkungen der Anlage auf dieUmgebung

Seit Anfang der 90er-Jahre sind bei der Errichtung und derwesentlichen Änderung von kerntechnischen Anlagen dieAnforderungen der Gesetze zum Schutz vor schädlichenkonventionellen Umwelteinwirkungen, wie z. B. Luftver-unreinigungen mit toxischen oder korrosiven Stoffen undGeräuschbelästigungen, explizit auf der Grundlage desGesetzes über die Umweltverträglichkeitsprüfung [1F-12] zu bewerten (Kapitel 7 (2ii)). Mit der Umwelt-verträglichkeitsprüfung werden die Auswirkungen derAnlage auf die Umwelt frühzeitig und umfassend ermit-telt, beschrieben und bewertet. Ziel ist, schädliche Um-welteinwirkungen beim Betrieb einer kerntechnischenAnlage so gering wie möglich zu halten. Hierzu sind z. B.die Vorschriften des Bundes-Immissionsschutzgesetzes[1B-3] mit seinen einzelnen Verordnungen einzuhalten.

Die Wärmeeinleitung in Flüsse oder Gewässer durch Ab-gabe von aufgewärmtem Kühlwasser beim Leistungsbe-trieb (bei Frischwasserkühlung oder Mischkühlung mitNasskühltürmen) darf die in den Genehmigungsverfahrenfestgelegten Grenzwerte nicht überschreiten. Sofern auf-grund extremer Wetterbedingungen eine Überschreitungabsehbar ist, muss die betroffene Anlage ihren Leistungs-betrieb entsprechend reduzieren. Bei der Wärme-einleitung soll eine Aufwärmspanne von �T = 3–5 K nichtüberschritten werden. Wetterbedingte Leistungsreduzie-rungen kommen bei einigen deutschen Standorten vor.


Für die Nutzung von Wasser und die Einleitung von Kühl-und Abwasser wird ein eigenes Genehmigungsverfahrennach dem Wasserrecht in Abstimmung mit dem atom-rechtlichen Genehmigungsverfahren durchgeführt.

Radiologische Auswirkungen beim Betrieb derAnlage und bei Störfällen

Im bestimmungsgemäßen Betrieb der Anlage und beiStörfällen sind nach Strahlenschutzverordnung [1A-8]Dosisgrenzwerte und Planungsrichtwerte für die Strah-lenexposition der Bevölkerung einzuhalten. Diese werdenin Kapitel 15 behandelt.

17 (iii) Neubewertung zur Gewährleistung derSicherheitsakzeptanz

Kapitel 17 (i) beschreibt die vorhandene Auslegung derdeutschen Kernkraftwerke gegen äußere Einwirkungen.

Im Rahmen von Sicherheitsüberprüfungen wurden um-fassende Analysen und Bewertungen zum Schutzzustandder Anlagen durchgeführt. Dabei wurden neuere sicher-heitstechnische Erkenntnisse und auch die Fortentwick-lung des Regelwerkes einbezogen. Die im Abstand vonzehn Jahren vorgesehenen periodischen Sicherheitsüber-prüfungen (Kapitel 14 (ii)) beinhalten auch Neubewer-tungen der getroffenen Schutzmaßnahmen der Anlagengegen Einwirkungen von außen unter Berücksichtigungstandortbezogener Faktoren sowie die Entwicklung desKenntnisstandes zu den Lastannahmen, deren Wirkungs-weisen sowie dem Verhalten der Bauwerke und Kompo-nenten unter den resultierenden Lastannahmen bei den je-weiligen Einwirkungen. Als Ergebnis der Überprüfungenwurden, sofern erforderlich, Maßnahmen getroffen bzw.geplant.

Auf wesentliche sicherheitstechnische Entwicklungenund neuere Bewertungen wird nachfolgend anhand derEreignisse Hochwasser, Erdbeben, Flugzeugabsturz undExplosionsdruckwelle eingegangen.

Hochwasser

Im Rahmen der regelmäßigen Überprüfungen des kern-technischen Regelwerks erfolgt derzeit eine Überarbei-tung der Regel [KTA 2207] zum Hochwasserschutz. DieAktualisierung betrifft insbesondere die Annahmen zurFestlegung des Bemessungshochwassers. Dabei werdenauch Erkenntnisse aus dem Überflutungsereignis im fran-zösischen Kernkraftwerk Blayais berücksichtigt. Vor demHintergrund dieses Ereignisses hat die Bundesaufsichteine Überprüfung der Auslegung bei allen Anlagen ver-anlasst. Es ist nicht auszuschließen, dass Nachrüstungenerforderlich werden.

Erdbeben

Bei älteren Anlagen wurden aufgrund fortschreitendermethodischer Entwicklungen bei der Ermittlung derseismischen Lastannahmen und der fortgeschrittenenEntwicklung der Nachweisverfahren zur AuslegungNeubewertungen durchgeführt. Diese Untersuchungensind z. T. noch nicht abgeschlossen. Bei der Vorgehens-

weise zur Ermittlung von seismischen Lastannahmenzeigten sich bei den Sachverständigen Meinungsunter-schiede. Die Meinungsunterschiede sind charakterisiertdurch unterschiedliche Ansätze bei der seismogeogra-phischen bzw. seismotektonischen Zonenzuordnung, beider Datenbasis für die Ermittlung standortspezifischerBodenantwortspektren sowie der unterschiedlichen Be-rücksichtigung probabilistischer Vorgehensweisen. Beiden Neubewertungen zur Auslegung von Komponentenzeigte sich im Allgemeinen, dass unter Berücksichti-gung präzisierter seismischer Kenngrößen und moder-ner Nachweisverfahren die anlagentechnischen Einrich-tungen erhebliche Reserven gegen Erdbebenbelastungenaufweisen. Bei einigen älteren Anlagen (z. B. Philipps-burg 1 und Biblis A) zeichnet sich aus den Neubewer-tungen auch die Notwendigkeit einer umfangreichen si-cherheitstechnischen Ertüchtigung von Systemen undKomponenten ab.

Flugzeugabsturz

Für die älteren Anlagen erfolgten nachträgliche Unter-suchungen zur Abtragbarkeit von Belastungen in Ver-bindung mit probabilistischen Sicherheitsbewertungen.Als Resultat der probabilistischen Bewertung zeigtesich, dass auch in den Fällen, in denen das Reaktorge-bäude den heute definierten Lastannahmen nicht stand-hält, der ermittelte Beitrag zu Schadenszuständen miterheblicher Freisetzung gering eingeschätzt wird. Durchdie nachträgliche Errichtung von systemtechnisch unab-hängigen und räumlich getrennten Notstandssystemenbei älteren Anlagen (Kapitel 14 (ii)) wurde eine weitereRisikominderung erreicht. Insgesamt ist der Risikobei-trag durch Flugzeugabsturz als vernachlässigbar zu be-trachten.

Explosionsdruckwelle

Für Anlagen, bei denen Schutzmaßnahmen gegen Explo-sionsdruckwellen nicht bereits bei der Errichtung getrof-fen wurden und bei denen aufgrund der Standortbedin-gungen derartige Einwirkungen nicht ausgeschlossenwerden können, sind im Rahmen von Sicherheitsüberprü-fungen entsprechende Analysen durchgeführt worden.Die Ergebnisse zeigen, dass in nahezu allen Fällen dievorhandene bauliche Auslegung die Belastungen aus dendefinierten Lastannahmen aufnehmen kann. In jedem Fallist ein unter Risikogesichtspunkten ausreichender Schutzder Anlagen gegeben. Durch die Nachweisverpflichtun-gen in den Genehmigungsverfahren für Industrieanlagenist sichergestellt, dass bei der Ansiedlung neuer Industrie-anlagen in der Umgebung des Kernkraftwerkes keine dasKernkraftwerk gefährdenden neue Einwirkungsmöglich-keiten auftreten können.

17 (iv) Konsultationen mit NachbarländernDeutschland hat schon frühzeitig einen grenzüberschrei-tenden Informationsaustausch im Zusammenhang mitder Errichtung von grenznahen Anlagen aufgenommen.In bilateralen Abkommen mit sechs der neun Nachbar-länder Deutschlands wurden Vereinbarungen zum Infor-mationsaustausch über grenznahe nukleare Einrichtun-


gen abgeschlossen: mit den Niederlanden, Frankreich,Schweiz, Österreich, der Tschechischen Republik undDänemark. Gegenstand solcher Abkommen sind unteranderem:

– die Berücksichtigung von Belangen des Nachbarlan-des bei der Standortauswahl,

– die Zugänglichkeit von Genehmigungsunterlagen,

– das Gebiet mit gegenseitiger Informationspflicht und

– der Rahmen für Gespräche.

Gemeinsame Kommissionen zur regelmäßigen Konsulta-tion in Fragen der Reaktorsicherheit und des Strahlen-schutzes wurden mit den Niederlanden, Frankreich,Schweiz, Österreich und der Tschechischen Republik ge-bildet. Der Informationsaustausch über grenznahe nu-kleare Anlagen betrifft

– technische oder genehmigungsrelevante Veränderun-gen bei grenznahen kerntechnischen Einrichtungen,

– Betriebserfahrungen, insbesondere zu meldepflichti-gen Ereignissen,

– Berichterstattung über Entwicklungen in der Kern-energiepolitik und im Strahlenschutz,

– regulatorische Entwicklung der Sicherheitsanforde-rungen, insbesondere auch zu Notfallschutzmaßnah-men bei schweren Störfällen.

Die europäische Verpflichtung zur grenzüberschreitendenBehördenbeteiligung [1F-12] wurde durch eine Ergän-zung der atomrechtlichen Verfahrensverordnung [1A-10]umgesetzt. Danach müssen die Behörden benachbarterStaaten am atomrechtlichen Genehmigungsverfahren be-teiligt werden, wenn ein Vorhaben erhebliche Auswirkun-gen in einem anderen Staat haben könnte.

Deutschland hat die Espoo-Konvention [1E-1] zur grenz-überschreitenden Beteiligung gezeichnet, die EU istrechtskräftig beigetreten.

Gemäß Artikel 37 des EURATOM-Vertrages wird die Europäische Kommission über jeden Plan zur Ableitungradioaktiver Stoffe aller Art unterrichtet. Hierzu werdenallgemeine Angaben über den Standort und die wesentli-chen Merkmale der Kernanlage mindestens sechs Mo-nate, bevor diese Ableitungen von den zuständigenBehörden genehmigt werden, übermittelt. Dies dient zurFeststellung möglicher Auswirkungen in anderen Mit-gliedsländern [siehe auch 1F-11]. Nach Anhörung einerSachverständigengruppe nimmt die Kommission Stellungzum Vorhaben.

Insgesamt gesehen werden die Nachbarländer durch diegesetzlichen Regelungen in Deutschland, die bilateralenAbkommen und die gemeinsamen Kommissionen in dieLage versetzt, Auswirkungen grenznaher Kernanlagenauf die Sicherheit des eigenen Landes selbst zu beurteilen.Die Informations- und Hilfevereinbarungen für Notfällemit benachbarten und anderen Ländern und weitere Ver-einbarungen mit anderen Ländern sowie mit der IAEAund der EU sind in Kapitel 16 (2) behandelt.

18 Auslegung und Bau

18 (i) Sicherheitskonzept

Schutzziele

Übergeordneter Sicherheitsgrundsatz bei der friedlichenNutzung der Kernenergie in Deutschland ist der Schutzvon Leben, Gesundheit und Sachgütern vor den Gefahrender Kernenergie und der schädlichen Wirkung ionisieren-der Strahlen. Dieser Grundsatz ist in § 1 des Atomgeset-zes verankert und bestimmt die Auslegung und das Si-cherheitskonzept der Kernkraftwerke. Sie müssen miteffektiven Sicherheitsvorkehrungen ausgestattet sein, umdas Anlagenpersonal und die Bevölkerung sowie die Um-welt vor der mit dem Betrieb der Anlage verbundenen ra-dioaktiven Strahlung zu schützen.

Um diesen Schutz zu gewährleisten, werden die – im We-sentlichen im Reaktorkern konzentrierten – radioaktivenStoffe durch mehrere Barrieren eingeschlossen. Dies sinddie Brennstabhüllen, die druckführende Umschließungdes Reaktorkühlkreislaufs und der Sicherheitsbehälter.Um die Integrität der Barrieren sicherzustellen, muss dieReaktivität des Reaktorkerns in engen Grenzen gehaltenund die Brennelemente müssen immer ausreichendgekühlt werden. Ausgehend von diesem Konzept sind fürKernkraftwerke vier Schutzziele zu beachten:

– Kontrolle der Reaktivität,

– Kühlung der Brennelemente,

– Einschluss der radioaktiven Stoffe und

– Begrenzung der Strahlenexposition.

Hierfür sind folgende Anforderungen grundsätzlicher Artzu erfüllen:

Kontrolle der Reaktivität

– Reaktivitätsänderungen bleiben auf zulässige Wertebeschränkt,

– der Reaktorkern ist sicher abschaltbar und kann lang-fristig unterkritisch gehalten werden,

– die Brennelemente bleiben bei der Handhabung sowieim Lager für frische Brennelemente und im Brennele-mentlagerbecken stets unterkritisch.

Kühlung der Brennelemente

– Kühlmittel und Wärmesenken sind stets ausreichendbereitgestellt,

– der Wärmetransport vom Brennstoff bis zur Wärme-senke ist sichergestellt,

– die Wärmeabfuhr aus dem Brennelementlagerbeckenist sichergestellt.

Einschluss der radioaktiven Stoffe

– das Aktivitätsinventar des Reaktorkerns ist durchmehrere Barrieren sicher eingeschlossen, die in ihrerGesamtheit auch im Störfall eine hinreichende Dicht-heit gewährleisten,


– für das sonstige Aktivitätsinventar in der Anlage ist si-chergestellt, dass auch im Fall von Leckagen eine un-zulässige Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Um-gebung verhindert wird.

Begrenzung der Strahlenexposition

– Aktivitätsinventar und Aktivitätsfluss in der Anlagewerden kontrolliert und begrenzt,

– die Ableitung radioaktiver Stoffe ist begrenzt,

– bauliche Anlagen und technische Einrichtungen genü-gen den Anforderungen des Strahlenschutzes,

– Strahlung und Aktivität in der Anlage und der Umge-bung werden überwacht.

Gestaffeltes Sicherheitskonzept

Die Einhaltung der Schutzziele und damit die Integritätder Barrieren wird durch ein gestaffeltes Sicherheitskon-zept in mehreren Ebenen (defence-in-depth) erreicht. Die-ses Konzept besteht aus einer Kombination von Maßnah-men zur Verhinderung von Störungen und Störfällen,Maßnahmen zu deren Beherrschung und schließlich Maß-nahmen zur Begrenzung der Auswirkungen von eventuel-len schweren Störfällen. Die Einteilung der Anlagenzu-stände (Tabelle 18.1) entspricht der mit der Revision desIAEA-Regelwerkes neu festgelegten Unterscheidung imauslegungsüberschreitenden Bereich.

Auf der ersten Sicherheitsebene – der Betriebsebene –sollen gute Auslegungs- und Fertigungsqualität sowieSorgfalt in der Betriebsführung für eine hohe Verfügbar-keit der Anlage sorgen; zugleich sollen dadurch Störun-gen vermieden werden.

Folgende Grundsätze sollen beachtet werden:

– ausreichende Sicherheitszuschläge bei der Auslegungder Systeme und Anlagenteile,

– sorgfältige Auswahl der Werkstoffe, umfangreicheWerkstoffprüfungen,

– umfassende Qualitätssicherung bei Fertigung, Errich-tung und Betrieb,

– unabhängige Prüfung der erreichten Qualität,

– Überwachung der Qualität (entsprechend der betrieb-lichen Belastung) durch wiederkehrende Prüfungen,

– Instandhaltungsfreundlichkeit der Systeme unterBerücksichtigung möglicher Strahlenexposition desPersonals,

– sichere Überwachung der Betriebszustände,

– Berücksichtigung von Betriebserfahrungen,

– umfassende Schulung des Betriebspersonals und

– Verhinderung von Fehlbedienungen, z. B. durch Ver-riegelungen.

Auf der zweiten Sicherheitsebene sollen Betriebsstörun-gen durch inhärente Sicherheitseigenschaften der Anlageund mithilfe von aktiven Systemen so begrenzt werden,dass die Anlage innerhalb der Auslegungsgrenzen für den

bestimmungsgemäßen Betrieb gehalten wird. Solche Vor-kehrungen auf der zweiten Ebene sind:

– die Auslegung des Reaktorkerns mit dem Ziel, dassauch bei Ausfall von Regeleinrichtungen der Kernohne aktiven Eingriff stabile Temperatur- und Druck-zustände einnimmt,

– Zustands- und Störungsmeldungen auf der Warte zurInformation des Betriebspersonals und um manuelleGegenmaßnahmen zu ermöglichen,

– Regelungs- und Begrenzungseinrichtungen, die dieAnlage innerhalb zulässiger Auslegungsgrenzen hal-ten. So wird verhindert, dass Betriebsstörungen sichzu Störfällen ausweiten.

Auf der dritten Sicherheitsebene sollen Störfälle durch Si-cherheitseinrichtungen so beherrscht werden, dass dieStrahlenbelastung für Bevölkerung und Umgebung unter-halb vorgegebener Werte bleibt.

Der Nachweis der Störfallbeherrschung wird mittels einerSicherheitsanalyse geführt, die ursprünglich rein determi-nistischer Natur war. Im Laufe der Zeit wurden in zuneh-mendem Umfang ergänzende probabilistische Untersu-chungen in die Sicherheitsanalyse eingeführt, z. B.Zuverlässigkeitsanalysen für das Reaktorschutzsystemund die Kernnotkühlsysteme.

Die deterministische Sicherheitsanalyse umfasst eineSystemanalyse und eine Störfallanalyse. Die Systemana-lyse dient dem Nachweis, dass Systeme zur Betriebs-führung und -überwachung vorhanden sind, durch derenAuslegung Störfälle als Folgen anomaler Betriebszu-stände mit hoher Zuverlässigkeit vermieden werden unddarüber hinaus ausreichend zuverlässige technische Si-cherheitseinrichtungen zur Beherrschung von Störfälleninstalliert sind. Eine weitere wichtige Aufgabe der Sys-temanalyse ist der Nachweis, dass die gemäß [3-1] gel-tenden Auslegungsgrundsätze erfüllt sind:

– Redundanz, im Allgemeinen werden Einzelfehler undReparaturfall angenommen,

– Diversität,

– weitgehende Entmaschung der Stränge,

– räumliche Trennung redundanter Stränge,

– weitgehende Automatisierung (30-Minuten-Kon-zept),

– Sicherheitsreserven und

– nach Möglichkeit sicherheitsgerichtetes Systemver-halten bei Fehlfunktion (fail-safe).

Die Störfallanalyse untersucht das Verhalten des Kern-kraftwerks bei den nach dem Regelwerk zu unterstellen-den Betriebstransienten und Störfällen mithilfe aufwendi-ger Computersimulationen. Zentraler Punkt der Analyseist die Wirksamkeit der Sicherheitseinrichtungen. Die Berechnungsgrundlagen und Berechnungsmethoden be-rücksichtigen alle bedeutsamen physikalischen Effekte.Die eingesetzten Rechenmodelle sind weitest möglichexperimentell verifiziert. Die Konservativität der Analy-senergebnisse wird durch ungünstige Rechenannahmen


und Randbedingungen sichergestellt. Bei entsprechenderQualität der Rechenverfahren und Eingangsdaten werdenin neuerer Zeit auch best-estimate-Analysen unter Angabeder Unsicherheiten der Ergebnisse durchgeführt.

Die die Auslegung der Sicherheitseinrichtungen bestim-menden Störfälle (Auslegungsstörfälle) werden so defi-niert, dass sie repräsentativ für alle zu unterstellendenStörfälle sind. Im Genehmigungsverfahren wird insbe-sondere nachgewiesen, dass für radiologisch relevanteStörfälle die Werte für die Strahlenexposition der amstärksten betroffenen Personen, die in § 49 der Strahlen-schutzverordnung vorgegeben wurde, nicht überschrittenwerden (Kapitel 15). Dabei kann der Nachweis einer aus-reichenden anlagentechnischen Schadensvorsorge auchdadurch geführt werden, dass vorgelagerte technischeKriterien erfüllt werden, z. B. die Einhaltung von Tempe-ratur- oder Druckgrenzwerten, bei denen eine Gefährdungder Integrität von Barrieren zum Einschluss radioaktiverStoffe ausgeschlossen ist.

Mit der vierten Sicherheitsebene werden im gestaffeltenSicherheitskonzept Ereignisse berücksichtigt, die bei derursprünglichen Auslegung wegen ihrer geringen Eintritts-wahrscheinlichkeit nicht als Auslegungsstörfälle betrach-tet worden sind. In dieser Ebene werden Maßnahmengegen spezielle, sehr seltene Ereignisse wie Flugzeugab-sturz, äußere Druckwelle und ATWS (anticipated transi-ents without scram) getroffen. Für diese Ereignisse beste-hen gegenüber der dritten Sicherheitsebene reduzierteAnforderungen. Die Nachweisführung ist aber vergleich-bar. Darüber hinaus sind in dieser Ebene seit den80er-Jahren die Maßnahmen des anlageninternen Notfall-schutzes vorgesehen, um auslegungsüberschreitende Zu-stände frühzeitig und sicher zu erkennen, zu kontrollierenund mit möglichst geringen Schäden zu beenden. Die

präventiven Maßnahmen des anlageninternen Notfall-schutzes sollen schwere Kernschäden verhindern; Haupt-ziel ist die Erhaltung oder Wiederherstellung der Kern-kühlung und die Überführung derAnlage in einen sicherenZustand. Die schadensmindernden Maßnahmen sollen beiKernschäden schwere radiologische Auswirkungen in derAnlage und der Umgebung mildern; Hauptziel ist hier dieErhaltung der noch vorhandenen aktivitätseinschließen-den Barrieren und die Absicherung eines langfristig kon-trollierten Zustandes zum Schutz der Umgebung.

Die anlageninternen Notfallmaßnahmen stützen sich aufdie flexible Nutzung verfügbarer Sicherheits- und Be-triebssysteme auch außerhalb ihres auslegungsgemäßvorgesehenen Einsatzgebietes und mit dem Risiko ihrerBeschädigung und auf externe Systeme. Um die Maßnah-men im Ernstfall wirksam durchführen zu können, wur-den in den deutschen Kernkraftwerken umfangreichetechnische und organisatorische Vorkehrungen getroffen.

Die Vorkehrungen betreffen für Druckwasserreaktorendie präventiven Maßnahmen:

– sekundärseitige Druckentlastung und Einspeisung,

– primärseitige Druckentlastung mit Einspeisung,

und die schadensmindernden Maßnahmen:

– gesicherter Gebäudeabschluss,

– primärseitige Druckentlastung,

– gefilterte Druckentlastung des Reaktorsicherheits-behälters,

– H2-Gegenmaßnahmen,

– Wartenzuluftfilterung.

Tabel le 18.1

Ebenen des gestaffelten Sicherheitskonzeptes

Sicherheitsebene Maßnahmen Ziele

1 bestimmungsgemäßer Betrieb

Normalbetrieb Qualität der Betriebssysteme und der betrieblichen Abläufe sowie sicherheitsgerichtetes Handeln

Verhinderung von Betriebs -störungen

2 Anomaler Betrieb inhärent sicheres Anlagenv er-halten, Begrenzungssysteme

Verhinderung von Ausle -gungsstörfällen

3 Auslegungsstörfälle inhärent sicheres Anlagenver -halten, passive und aktive Sicherheitseinrichtungen

Beherrschung von Ausle -gungsstörfällen

4 spezielle, sehr seltene Ereignisse

punktuelle Maßnahmen Beherrschung spezieller, sehr seltener Ereignisse

auslegungsüber-schreitende Störfälle Maßnahmen des anlageninter -

nen Notfallschutzes Vermeidung von Kern-schäden

schwere Störfälle/Not-fälle

Maßnahmen des anlageninter -nen und anlagenexternen Not-fallschutzes

Begrenzung der Umgebungs -auswirkungen bei Kern -schäden


Für Siedewasserreaktoren betreffen sie die präventivenMaßnahmen:

– autarkes Einspeisesystem,

– zusätzliche Ein- oder Nachspeisemöglichkeit im Re-aktordruckbehälter,

und die schadensmindernden Maßnahmen:

– gesicherter Gebäudeabschluss,

– Druckentlastung des Reaktordruckbehälters,

– gefilterte Druckentlastung des Reaktorsicherheitsbe-hälters,

– Inertisierung des Sicherheitsbehälters (Baulinie 69)oder nur der Kondensationskammer, ergänzt durchH2-Gegenmaßnahmen (Baulinie 72),

– Wartenzuluftfilterung.

Als Hilfsmaßnahmen zur Unterstützung der präventivenund schadensmindernden Maßnahmen für beide Reaktor-typen zählen die Vorkehrungen:

– Notstromversorgung durch den Nachbarblock (fallsvorhanden),

– ausreichende Batteriekapazitäten,

– Möglichkeiten einer schnellen Netzrückschaltung,

– eine zusätzliche Netzanbindung (Erdkabel),

– Probenahmesystem im Reaktorsicherheitsbehälter,

– Notfallorganisation mit Schulungen und Notfall-übungen.

Die technische Entwicklung der H2-Gegenmaßnahmen für Druckwasserreaktoren ist abgeschlossen, der Einbauvon katalytischen Rekombinatoren wurde von der RSKempfohlen und wird zurzeit durchgeführt. Ein Probenah-mesystem für die Kontrolle der Atmosphäre im Reaktorsi-cherheitsbehälter wurde entwickelt und wird zurzeit inmehreren Anlagen implementiert. Alle anderen Maßnah-men des anlageninternen Notfallschutzes sind mittlerweilein fast allen Anlagen realisiert, ansonsten geplant. DerNachweis der Funktionstüchtigkeit der anlageninternenNotfallmaßnahmen erfolgt auf der Grundlage repräsenta-tiver Abschätzungen und Plausibilitätsbetrachtungen.

Dieses in vier Ebenen gestaffelte Sicherheitskonzept wirdheute bei allen deutschen Kernkraftwerken verfolgt.

18 (ii) Eignung und Bewährung der eingesetzten Techniken

Entsprechend den Prinzipien des gestaffelten Schutzkon-zepts bestehen Anforderungen an die Eignung und Be-währung der eingesetzten Techniken und die Zuverlässig-keit der sicherheitstechnisch wichtigen Strukturen,Komponenten und Systeme. Diese sind in allgemeinerForm in den Sicherheitskriterien [3-1] festgelegt. Im Ein-zelnen werden Anforderungen auch aus Sicherheitsanaly-sen abgeleitet. Präzisierungen zu deren technischer Aus-führung sind in den Richtlinien und Regeln enthalten. Diezugehörigen Regeln des KTA sind in Anhang 4 aufgelis-tet. Es sind dies im Wesentlichen die Regeln der Reihen

1400, 3200, 3400, 3500, 3700 und 3900. Auf den Einsatzbewährter Techniken wird darin Bezug genommen.

Passive Einrichtungen

Zu den passiven Einrichtungen zählen Einrichtungen, dieim Hinblick auf ihre Funktion keine Betätigung erfordern(z. B. Rohrleitungen, Behälter).

Für die eingesetzten Werkstoffe gibt es allgemeine Anfor-derungen zum Eignungsnachweis. Die Eignungsnach-weise folgen weitgehend der sich aus der technischen Er-fahrung gebildeten Praxis für überwachungsbedürftigeIndustrieanlagen und aus den bauaufsichtlichen Vor-schriften. Bei Kernkraftwerken sind der Umfang und dieArt der Nachweise entsprechend der sicherheitstechni-schen Bedeutung der Komponenten ausgeweitet.

Bezüglich der konstruktiven Ausführung bestehen Anfor-derungen an eine spannungsgünstige und prüfgerechte Ge-staltung. Sofern spezifisch kerntechnische Einflüsse z. B.durch Strahlung zu erwarten sind, wird dies in den werk-stofftechnischen Vorgaben und im Eignungsnachweisbesonders berücksichtigt. Der Einfluss von bekannt gewor-denen qualitätsmindernden Faktoren auf die Sicherheitsre-servenbeiderHerstellungderKomponentenmitBarrieren-wirkung wurde mit konservativen Annahmen untersuchtund der Nachweis erbracht, dass die in den Regeln enthalte-nen Vorgaben ausreichende Reserven sicherstellen.

Die Anforderungen zum Nachweis der Eignung der eingesetzten Herstellungsverfahren sind in Regeln imEinzelnen festgelegt. Diese Regeln unterscheiden nachWerkstoffen, Vorprodukten und Einsatz- oder Anwen-dungsbereich, z. B. druckführende Umschließung, sekun-däre Systeme, Sicherheitsbehälter, Hebezeuge. Die Eig-nungsprüfung der Herstellungsverfahren wird unterpraxisnahen Bedingungen und für jeden Hersteller sepa-rat durchgeführt und in festgelegten Zeitintervallen er-neuert. Bei wichtigen Verfahrensschritten zum Nachweisder Eignung von Werkstoffen, Herstellungsverfahren undKomponenten ist ein unabhängiger Sachverständiger be-teiligt. Die Ergebnisse der Prüfungen werden dokumen-tiert und die Bewertungen des Sachverständigen der Ge-nehmigungsbehörde vorgelegt.

Aktive Einrichtungen

Zu den aktiven Einrichtungen zählen die Einrichtungen,die durch die Leittechnik angesteuert und betätigt werden,sowie auch handbetätigte Einrichtungen.

Die meisten aktiven Komponenten und ihre Betriebsmittelsind Serienerzeugnisse, für die umfangreiche industrielleErfahrungen vorliegen. Dies gilt insbesondere für die Ein-richtungen der Elektro- und Leittechnik, wie z. B. Elektro-motoren, Stellgetriebe, Schaltanlagen, Messwertaufneh-mer, Messwertverarbeitung und Kabel. Aber auch beimaschinentechnischen Komponenten kommen Seriener-zeugnisse zum Einsatz, wie z. B. Armaturen und Pumpen,soweit sie nicht zur druckführenden Umschließunggehören sondern z. B. in Kühlwasser- und Hilfssystemenund im Turbinenbereich eingesetzt sind. Solche Einrich-tungen kommen sowohl im konventionellen Energieerzeu-gungsanlagen als auch in der chemischen Prozessindustriezum Einsatz. Dies gilt auch für die verwendeten Hilfsstoffe,


wie z. B. Öle, Schmierstoffe, Gleitmittel, Treibstoffe, Gaseund chemische Stoffe z. B. zur Wasseraufbereitung.

Für die aktiven Komponenten des Sicherheitssystems neh-men dieAnforderungen zum Eignungsnachweis stärker alsbei passiven Komponenten auf die Serienfertigung Bezug(Kapitel 13 ). Die Art und der Umfang der Eignungsnach-weise sind entsprechend der sicherheitstechnischen Bedeu-tung sowohl im kerntechnischen als auch im konventionel-len Regelwerk festgelegt. Sofern spezifisch kerntechnischeEinflüsse, z. B. durch die Umgebungsbedingungen, zu er-warten sind, wird die Eignung durch ergänzende Nach-weise belegt. Sofern für bestimmte Komponenten keine in-dustrielle Erfahrung vorliegt, werden die Eignung dervorgesehenen Technik in umfangreichen Testserien aufge-zeigt und die erreichten Ergebnisse der Genehmigungs-behörde zur Prüfung vorgelegt, z. B. für Regelstabantriebeoder interne Axialpumpen für Siedewasserreaktoren.

Zur Erprobung der Systemfunktionen, des Zusammen-spiels von Einbauten, der Wirkung der Sicherheitsein-richtungen etc. werden umfangreiche Kalt- und Warmer-probungen bei der Inbetriebnahme durchgeführt(Kapitel 19 (i)).

Nachweis der Eignung und Bewährung

Der Nachweis der Eignung und Bewährung der einge-setzten Techniken erfolgt auf unterschiedlichen Wegen.Diese sind:

– praktische Erfahrung im langfristigen Einsatz bei ver-gleichbaren Betriebsbedingungen,

– experimentelle Untersuchungen zum Verhalten dereingesetzten Werkstoffe und Komponenten bei Be-triebs- und Störfallbedingungen,

– Nachweise auf der Basis verifizierter Modelle,

– Zuverlässigkeitsangaben oder Betriebsbewährungs-nachweise für Komponenten der Elektro- und Leit-technik,

– Grenzbelastungsanalysen.

Die Eignung der bei der Auslegung eingesetzten Rechen-modelle wird nachgewiesen.

Alle Prüfprogramme werden der Genehmigungs- oderAufsichtsbehörde zur Zustimmung vorgelegt und vom zu-gezogenen Sachverständigen geprüft. Der Sachverstän-dige nimmt darüber hinaus an den Tests und Erprobungenteil. Für sicherheitstechnisch bedeutsame Sachverhaltewerden Kontrollrechnungen mit vorzugsweise unabhängi-gen Rechenmodellen vom zugezogenen Sachverständigendurchgeführt. Für die im Genehmigungs- und Aufsichts-verfahren zu beurteilenden Sachverhalte prüft der Sach-verständige im Einzelfall, ob dazu über die bestehendenRegeln hinaus Zusatzanforderungen erforderlich sind.

Zur Beurteilung der Eignung und Bewährung der einge-setzten Techniken ist der Erfahrungsrückfluss sowohl ausder Herstellung als auch aus dem Betrieb bedeutsam (Ka-pitel 19 (vi) und (vii)).

Aus dem Erfahrungsrückfluss haben sich in Einzelfällenaufgrund von Schadensereignissen oder auch aus techni-

schen Erkenntnissen Hinweise ergeben, dass die Eignungtechnischer Einrichtungen für den langfristigen Betriebals unzureichend zu bewerten war oder begründete Zwei-fel vorlagen. Als Bestandteil der Sicherheitskultur in derBundesrepublik Deutschland hat es sich in solchen Fällenbewährt, im Konsens der Beteiligten nach technischenLösungen zu suchen, die über das sicherheitstechnischzwingend erforderliche hinaus langfristige Verbesserun-gen erwarten lassen. Beispiele für solche Fälle sind derAustausch von Rohrleitungen des Frischdampf- und Spei-sewassersystems von Siedewasserreaktoren innerhalbund außerhalb des Sicherheitsbehälters, Umrüstungen aufdiversitäre Vorsteuerventile im Druckabsicherungssystemder Siedewasserreaktoren, Umstellung aller Druckwas-serreaktoren auf Hoch-AVT-Fahrweise in der sekundär-seitigen Wasserchemie, Herstellung besser prüffähigerSchweißnahtoberflächen für den Einsatz von Ultraschall-verfahren durch Bearbeitung der Oberflächen oder Neufertigung der Schweißnaht bei Komponenten undRohrleitungen von Druck- und Siedewasserreaktoren.Weiterhin wurde die Instrumentierung zur genauen Erfas-sung lokaler Belastungen, z. B. thermischer Schichtungenund Fluktuationen, bei allen Anlagen erweitert. Die Er-gebnisse dieser Messungen werden sowohl für die Opti-mierung der Betriebsweise als auch in der Alterungsbeur-teilung zur verbesserten Bestimmung des erreichtenAusnutzungsgrades von Komponenten verwertet.

18 (iii) Zuverlässige und betriebsgerechteAuslegung

Zur Sicherstellung eines zuverlässigen und problemlosenBetriebs der Kernkraftanlage sind Anforderungen an ein-fache Systemgestaltung, räumliche Trennung, Zugäng-lichkeit für Prüfung, Wartung und Reparatur in den Si-cherheitskriterien festgelegt [3-1, 3-51]. Ebenso bestehendort Festlegungen allgemeiner Art zur Gestaltung von Ar-beitsplatz, Arbeitsablauf und Arbeitsumgebung. Detailan-forderungen dazu sind in technischen Regeln und Richtli-nien festgelegt, sowohl die technischen Maßnahmen alsauch die Vorkehrungen bei der Organisation und Durch-führung von Arbeitsabläufen [4-1.1, Regeln der KTA-Reihen 3200 und 1200].

In der Umsetzung der Vorgaben haben sich Konzepte he-rausgebildet, die durch folgende Merkmale gekennzeich-net sind (Kapitel 18 (i), 19 (iii)):

– beanspruchungs-, fertigungs- und prüfgerechte Ge-staltung der Barrieren,

– gute räumliche Zugänglichkeit der Komponenten fürWartung, Prüfung und Reparatur,

– räumliche Systemtrennung zur Vermeidung vonWechselwirkungen zwischen redundanten Systemen,

– hoher Redundanzgrad des Sicherheitssystems,

– Berücksichtigung eines möglichen systematischenAusfalls,

– dem Sicherheitssystem vorgelagerte Begrenzungsein-richtungen,

– hoher Automatisierungsgrad des Sicherheitssystems,


– unabhängige Notstandssysteme,

– ergonomische Gestaltung der Warte,

– ergonomisch gestaltetes, in sich geschlossenes Be-triebshandbuch für alle Anlagenzustände,

– situationsgerechte Aufbereitung der Meldungen beiStörungen, Störfällen und wiederkehrenden Prüfungen.

Über die genannten allgemeineren Merkmale für alle Bar-rieren hinaus wurde für die druckführende Umschließungsowie weitere druckführende Komponenten Ende der70er-Jahre das Konzept der Basissicherheit entwickelt.Dieses enthält detaillierte Vorgaben um ein katastrophalesVersagen der Anlagenteile aufgrund herstellungsbeding-ter Mängel auszuschließen. Die Basissicherheit eines An-lagenteils wird bestimmt durch folgende Grundsätze:

– hochwertige Werkstoffeigenschaften, insbesondereZähigkeit,

– konservative Begrenzung der Spannungen,

– Vermeidung von Spannungsspitzen durch optimaleKonstruktion,

– Gewährleistung der Anwendung optimierter Herstel-lungs- und Prüftechnologien,

– Kenntnis und Beurteilung gegebenenfalls vorliegen-der Fehlerzustände,

– Berücksichtigung des Betriebsmediums.

Diese Grundsätze wurden bei den neueren Anlagen direktumgesetzt, bei den älteren Anlagen erfolgten und erfolgennoch Nachqualifizierungen entweder zur Einhaltung die-ser Grundsätze oder zur Bewertung der festgestellten Ab-weichungen. Aus den Bewertungen ergab sich teilweise

ein Bedarf für erweiterte Sicherheitsnachweise und Maß-nahmen, die noch nicht in allen betroffenen Anlagen um-gesetzt wurden (DWR der 2. Generation, Anhang 3).

Die Entwicklung der Werkstoffe für die Sicherheitsbehäl-ter von Druckwasserreaktoren erfolgte über verschiedenehochfeste Stähle, wie sie bei der 1. bis 3. Generation derDruckwasserreaktoren eingesetzt wurden, zu einem opti-mierten Stahltyp mit niedrigerer Festigkeit, aber höhererZähigkeit und besserer Verarbeitbarkeit (15 MnNi 6 3).

Die erreichten Ergebnisse für die Zuverlässigkeit des Be-triebs lassen sich anhand der Betriebserfahrung wie folgtcharakterisieren:

– Die Anzahl der Defekte der Brennelementhüllrohre,die zu Undichtheiten führen, ist bei den derzeit er-reichten Brennelement-Abbränden (ca. 60 MWd/kgfür DWR und 55 MWd/kg für SWR) im Mittel 1 bis 2pro Anlage und Jahr.

– Die Eintrittshäufigkeit von Kleinstleckagen der„druckführenden Umschließung“ liegt im Bereich von10-1 pro Jahr und Anlage. Leckagen an der Barrieredruckführende Umschließung, die zu einem Anspre-chen des Sicherheitssystems geführt hätten, sind inden letzten zwanzig Jahren beim Betrieb deutscherKernkraftwerke nicht aufgetreten. Sofern insgesamtRissbefunde aufgrund von Qualitätseinschränkungenund betrieblichen Einflüssen aufgetreten sind, wurdendiese Komponenten repariert oder ausgetauscht. Diegetroffenen Gegenmaßnahmen waren bislang wirk-sam, wie das gleichbleibend niedrige Niveau derSchadensmeldungen über Rohrleitungsschäden dernuklearen Hilfssysteme und des Reaktorkühlkreis-laufs sowie des Wasser-Dampf-Kreislaufes belegt(Abbildungen 18.1 und 18.2). Diese Meldungen um-

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Anzahl der Anlagen DWR

Anzahl der Anlagen SWR

Abbildung 18.1

Gemeldete Ereignisse über Rohrleitungsschäden des Reaktorkühlkreislaufs und der nuklearen Hilfssysteme


fassen sowohl die wanddurchdringenden Risse mitLeckagen als auch lediglich festgestellte Anrisse derRohrwand ohne Leckagen.

– Die Einhaltung der Anforderungen an die Dichtheitdes Sicherheitsbehälters wurden in den Prüfungen je-weils nachgewiesen. Funktionseinschränkungen be-standen nur in wenigen Einzelfällen, z. B. bei einemnicht absperrbaren Abriss einer Messleitung.

– Die Häufigkeit von Lecks zwischen der druckführen-den Umschließung und den angeschlossenen Syste-men ist gering. Bei den Druckwasserreaktoren habensich die im Jahr 1987 abgeschlossenen Maßnahmenzur Optimierung der Wasserchemie hinsichtlich deseingesetzten, für Spannungsrisskorrosion unempfind-lichen Werkstoffes für die Dampferzeugerheizrohrepositiv ausgewirkt (Abbildung 18.3, Seite 66). Seitdiesem Zeitpunkt liegt die Zahl der aufgrund vonWandschwächung zu verschließenden Dampferzeu-gerheizrohre für alle betriebenen Druckwasserreakto-ren in Summe bei wenigen Heizrohren pro Jahr. DerAnstieg der Schäden in den Jahren 1998 und 1999 istdarauf zurückzuführen, dass eine ungeeignete Proze-dur für die Reinigung der DE-Rohrbodenplatten ge-wählt wurde und dass Schäden infolge Reibkorrosion(fretting), verursacht durch lose Teile, gefunden wur-den. Nach Entdeckung dieser Schäden wurde derPrüfumfang wesentlich erhöht. Bei den zusätzlichenPrüfungen wurden bisher unentdeckte Anzeigen in-folge Reibkorrosion mit den Tragstrukturen und wei-tere Befunde entdeckt, die auf die früher üblichePhosphatfahrweise zurückzuführen waren (wastage).

Als Konsequenz dieser Prüfergebnisse wurden mitAnzeigen behaftete Heizrohre auch dann verschlos-sen, wenn deren Wandschwächung weit unterhalb deszulässigen Grenzwertes von 40 % Wandschwächunglag. Die beschriebenen Schäden traten aber nur in ei-nigen, nicht in allen DWR auf.

– Die entsprechend Prüfprogramm (Kapitel 14 (i) und19 (iii)) durchgeführten Funktionsprüfungen zeigen,dass die Funktionen des Sicherheitssystems unterPrüfbedingungen zuverlässig sind.

Der laufende Erfahrungsrückfluss (Kapitel 19 (vi) und(vii)) soll sicherstellen, dass für die sicherheitstechnischwichtigen Systeme aktuelle Informationen zur Qualitätbei der Herstellung und zur Zuverlässigkeit des Betriebesvorliegen und Abweichungen vom erwarteten Verhaltenrechtzeitig erkannt werden.

19 Betrieb

19 (i) Technische Grundlagen der Erlaubnisfür den Betriebsbeginn

Die folgende Beschreibung in diesem Kapitel 19 (i) schil-dert die Vorgehensweise nach Regelwerk in der Vergan-genheit, neue Kernkraftwerke sind in Deutschland nichtvorgesehen.

Die Errichtung, Montage, Inbetriebsetzung und der kom-merzielle Probebetrieb der Kernkraftwerke werden in derRegel von einem Generalunternehmer durchgeführt.Dieser ist zusammen mit dem späteren Betreiber Inhaberder Genehmigung. Nach erfolgreichem Probebetrieb

Abbildung 18.2

Gemeldete Ereignisse über Rohrleitungsschäden des Wasser-Dampfkreislaufes

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Anzahl der Ereignisse in DWR

Anzahl der Ereignisse in SWR

Anzahl der Anlagen DWR

Anzahl der Anlagen SWR


übergibt dieser die Anlage schlüsselfertig an den Betrei-ber. Die Verantwortung für die Sicherheit der Anlageliegt bis zur Übergabe an den Betreiber beim Generalun-ternehmer. Das für die Inbetriebsetzung erforderlichePersonal wird vom Hersteller gestellt und muss die er-forderliche Fachkunde nach [3-2] nachweisen. Das Per-sonal des späteren Betreibers der Anlage nimmt an derInbetriebsetzung teil und übernimmt dabei sukzessive dieÜberwachung von fertig gestellten oder betriebsbereitenTeilen der Anlage.

Die Erlaubnis für den Betriebsbeginn der bestehendenKernkraftwerke basiert auf den Ergebnissen einer Sicher-heitsanalyse und deren detaillierter Begutachtung durchdie von den zuständigen Behörden hinzugezogenen Sach-verständigenorganisationen (Kapitel 14 (i)), einer beglei-tenden Kontrolle bei der Errichtung sowie den Ergebnis-sen eines umfassenden von der Behörde gebilligtenInbetriebsetzungsprogramms. Insbesondere wird nachge-wiesen, dass die zum Zeitpunkt der Erlaubnis für den Be-triebsbeginn bestehenden Sicherheitsanforderungen deskerntechnischen Regelwerks erfüllt sind. Insgesamt wirdfestgestellt, dass die Anlage, wie sie gebaut wurde, denAuslegungs- und Sicherheitsanforderungen zum Zeit-punkt der Erteilung der Genehmigung für den Betriebs-beginn entspricht.

Die herstellerseitigen Prüfungen auf der Baustelle sowiedie Inbetriebsetzungsversuche werden im Auftrag der zu-ständigen Behörde von Sachverständigenorganisationen(z. B. Technische Überwachungsvereine) überwacht unddurch eigene Prüfungen der Sachverständigen ergänzt.

Sicherheitsanalyse

Die Sicherheitsanalyse umfasst eine Systemanalyse undeine Störfallanalyse. Diese Sicherheitsanalyse war ur-sprünglich rein deterministischer Natur und wurde späterin zunehmendem Umfang durch probabilistische Unter-suchungen ergänzt. Umfang und Durchführung der Si-cherheitsanalyse sind in Kapitel 18 (i) beschrieben. Dievom Antragsteller vorgelegte Sicherheitsanalyse wirddurch die von den Behörden zugezogenen Sachverständi-gen begutachtet. Dabei werden in erheblichem Umfangeigene Rechenprogramme oder anerkannte alternativeBerechnungsmethoden eingesetzt.

Begleitende Kontrolle bei der Errichtung

Durch die herstellungsbegleitende Kontrolle wird ge-prüft, ob die konkrete Ausführung der sicherheitstech-nisch wichtigen Systeme und Komponenten den im Rahmen der Begutachtung festgelegten Anforderungengenügt. Die begleitende Kontrolle ist unterteilt in Vorprü-fung, Werkstoff-, Bau- und Druckprüfung, Abnahme- undFunktionsprüfung. Die Prüfergebnisse werden in Berich-ten, Bescheinigungen und Zeugnissen dokumentiert. DieVorprüfung dient der Beurteilung der konstruktiven Ge-staltung, der Dimensionierung, der verwendeten Werk-stoffe, der Herstellungs- und Fertigungsverfahren, desAufbaus von Schaltungen, der Montage, der Prüfbarkeit,Wartungs- und Reparaturzugänglichkeit sowie der einge-setzten Leittechnik anhand von Plänen und Zeichnungen.Bei der Werkstoff-, Bau- und Druckprüfung wird die Prü-fung und Beurteilung der tatsächlichen Ausführung in

Abbildung 18.3

Anzahl der pro Jahr neu verschlossenen Dampferzeugerheizrohre in DWR

1971 1976 1981 1986 1991 1996

Dampferzeugeraustausch KWO

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Bezug auf Übereinstimmung mit den Vorprüfungsunterla-gen vorgenommen. Die Abnahme- und Funktionsprüfungdient der Prüfung und Beurteilung der sachgerechtenMontage von Komponenten und Systemen sowie ihresfunktionalen Verhaltens. Sie wird für spezielle Kompo-nenten auf Prüfständen und im Rahmen des Inbetriebset-zungsprogramms durchgeführt.

Inbetriebsetzungsprogramm

Mit den Prüfungen im Rahmen des Inbetriebsetzungspro-gramms wird die sichere und ordnungsgemäße Funktionder einzelnen Komponenten und Systeme sowie der Ge-samtanlage in Übereinstimmung mit Planung und Ausle-gung nachgewiesen. Sie wird generell in vier Phasendurchgeführt:

– Inbetriebsetzung der Systeme,

– Warmprobebetrieb 1,

– Warmprobebetrieb 2 und

– Nulllast- und Leistungsversuche.

Bei den vorbetrieblichen Prüfungen (Systeminbetriebset-zung) werden alle Funktions- und Leistungsnachweiseerbracht, die notwendig sind, um Einzelkomponentenoder Systeme funktionsfähig bereitzustellen. BeimWarmprobebetrieb 1 wird erstmalig das Reaktorkühlsys-tem zusammen mit den Reaktorhilfsanlagen und anderenSystemen betrieben, um die Funktionsfähigkeit der Ge-samtanlage nachzuweisen, soweit dies ohne nukleareDampferzeugung und ohne Beladung des Reaktors mög-lich ist. Nach dem ersten Kernbeladen werden im Warm-probebetrieb 2 Inbetriebsetzungstätigkeiten durchge-führt, die bei unbeladenem Reaktor nicht möglich odersinnvoll sind. Ziel ist der Nachweis der Funktionsfähig-keit und Sicherheit der Gesamtanlage vor Aufnahme desnuklearen Betriebes. In der letzten Phase der Inbe-triebsetzung erfolgen nach dem ersten Kritischmachenumfangreiche Nulllast- und Leistungsversuche bei je-weils derjenigen Leistungsstufe, die technisch und phy-sikalisch zum Nachweis der einwandfreien Funktion derAnlage am zweckmäßigsten ist.

Im Auftrag der Aufsichtsbehörde wird die gesamte Inbe-triebsetzung vom Gutachter überprüft. Er bewertet das In-betriebsetzungsprogramm und nimmt an den von ihmausgewählten Versuchen und Prüfungen teil. In der letz-ten Phase der Inbetriebsetzung (Nulllast- und Leistungs-versuche) erfolgt die Freigabe der einzelnen Leistungs-stufen durch die Aufsichtsbehörde.

19 (ii) Grenzwerte und Bedingungen des sicheren Betriebs

Alle Daten, Grenzwerte und Maßnahmen, die für den si-cheren Betrieb sowie für die Beherrschung von Störfällenvon Bedeutung sind, werden entsprechend der atomrecht-lichen Verfahrensverordnung [1A-10] und einer Richtli-nie über die Anforderungen an Sicherheitsspezifikationenfür Kernkraftwerke [3-4] in den Sicherheitsspezifikatio-nen (Kapitel 14(i)) zusammengefasst. Sie geben einenschnellen und lückenlosen Überblick über die die Sicher-

heit der Anlage bestimmenden Grenzwerte, Bedingungen,Auflagen und Maßnahmen. Die Sicherheitsspezifikatio-nen sind Bestandteil des Betriebshandbuches (BHB). DerTeil 2 des BHB enthält als Sicherheitsspezifikation diefolgenden Kapitel:

– Voraussetzungen und Bedingungen zum Betriebeinschließlich zulässiger Ausfall- oder Instandset-zungszeiten,

– sicherheitstechnisch wichtige Grenzwerte,

– Festlegungen zum anomalen Betrieb (z. B. Lastab-wurf auf Eigenbedarf, Turbinenschnellabschaltung,Ausfall einer Kühlmittelpumpe),

– Meldeverfahren und -kriterien für meldepflichtige Er-eignisse.

Die von der Genehmigungsbehörde genehmigten Grenz-werte und Bedingungen des sicheren Betriebs müsseneingehalten werden. Änderungen der Sicherheitsspezifi-kationen dürfen nur mit Zustimmung der Genehmigungs-oder Aufsichtsbehörde vorgenommen werden.

Unter Berücksichtigung der anlagenspezifischen, natio-nalen und internationalen Betriebserfahrungen sowieneuer Erkenntnisse der Sicherheitsforschung werden dieFestlegungen der Sicherheitsspezifikationen regelmäßigsowohl vom Betreiber als auch von den Aufsichtsbehör-den und ihren Sachverständigen daraufhin überprüft, obÄnderungen erforderlich sind. So wurden als Ergebnis derprobabilistischen Sicherheitsanalysen für deutscheDruckwasserreaktoren zur Optimierung der Vorgehens-weisen bei Leck im Druckhalter und bei Leckagen anDampferzeugerheizrohren die Grenzwerte für „Dampfer-zeugerfüllstand hoch“ und „Füllstand im Reaktordruck-behälter tief“ zusätzlich in die Sicherheitsspezifikationenaufgenommen.

Die Grenzwerte des sicheren Betriebs umfassen alleSchutz- und Gefahrengrenzwerte einschließlich der Re-aktorschutzgrenzwerte und die Gefahrenmeldungen, die

– eine Leistungseinschränkung aus sicherheitstechni-schen Gründen bedingen oder

– dem Schutz des Betriebspersonals dienen oder

– eine unzulässige Umgebungsbelastung anzeigen.

Neben diesen sicherheitstechnisch wichtigen Grenzwer-ten enthält dieser Teil des Betriebshandbuches weitere si-cherheitstechnisch wichtige Messwerte und eine Zusam-menstellung wichtiger Störmeldungen:

– Messwerte über die Wirksamkeit der Reaktorschnell-abschaltung, der Nachwärmeabfuhr, der Druckabsi-cherungen, des Aktivitätseinschlusses,

– Messwerte zum Zustand im Sicherheitsbehälter, imReaktorgebäude und Maschinenhaus,

– Messwerte der Emissionsüberwachung,

– Messwerte zur Beurteilung der Auslegungsgrenzender Aktivitätsbarrieren bei schweren Störfällen,


– sicherheitstechnisch wichtige Störmeldungen undKurzbeschreibung der einzuleitenden Maßnahmenz. B. für Umschalten auf Nachkühlbetrieb, Ausfall derbetrieblichen Speisewasserversorgung sowie Dampf-erzeugerheizrohrleck (bei Meldungen dieser Störungsind kurzfristige Handmaßnahmen durch das Be-triebspersonal zu ergreifen),

– sicherheitstechnisch wichtige Störmeldungen mit An-gabe der Grenzwerte der konventionellen Meldean-lage,

– tabellarische Zusammenstellung der Störfallinstru-mentierung auf der Warte und der Notsteuerstelle.

Die Bedingungen des sicheren Betriebs resultieren ausden in den Genehmigungsbescheiden genannten Aufla-gen, den in den Genehmigungsunterlagen genanntenRandbedingungen, den technischen Regeln und Richtli-nien sowie der allgemeinen Verpflichtung des Betrei-bers für einen sicheren Betrieb seiner Anlage. Sie um-fassen:

– die Voraussetzungen und Bedingungen zum Betriebder Anlage mit z. B. Definition einzuhaltender Anla-genzustände, Verweise auf einzuhaltende Vorschriftenund betriebliche Regelungen zur Berichterstattung anBehörden, Dokumentation und Aufbewahrungsfri-sten, Vorschriften zur Vorgehensweise bei Anlagenän-derungen und Änderung von Betriebsvorschriften so-wie die Bedingungen für die Ableitung radioaktiverStoffe mit Fortluft und Abwasser;

– Voraussetzungen und Bedingungen zum Anfahren,zum Leistungsbetrieb, zum Stillstand der Anlage undzum Brennelementwechsel;

– Bedingungen zur Instandhaltung während Leistungs-betrieb mit Festlegung zulässiger Ausfallzeiten vonSicherheitseinrichtungen, Regelung zur vorbeugen-den Instandhaltung.

Der Umfang der Festlegungen zu Grenzwerten und Be-dingungen des sicheren Betriebs sowie ihre Zusammen-fassung in besonderen gekennzeichneten Abschnitten desBetriebshandbuchs haben sich beim Anlagenbetrieb be-währt.

19 (iii) Einhaltung genehmigter Verfahren fürBetrieb, Wartung, Inspektion und Erprobung

Die Einhaltung der genehmigten Verfahrensweisen fürden Betrieb, aber auch für die im Kapitel 19 (iv) be-schriebene Beherrschung von Störungen und Störfällenwird im Wesentlichen durch die Aufbau- und Ablauforga-nisation des Kernkraftwerkes sichergestellt. Diese ist imBetriebshandbuch der jeweiligen Anlagen detailliert fest-gelegt. Für die Aufbauorganisation sind unter anderem diefolgenden Grundsätze von Bedeutung:

– Der Leiter der Anlage oder dessen Stellvertreter ist fürden sicheren Betrieb verantwortlich. Bei deren Abwe-

senheit geht die Verantwortung auf den Dienst haben-den Schichtleiter über.

– Weisungen an den Schichtleiter mit Bedeutung für dieSicherheit der Anlage dürfen nur durch den Leiter derAnlage und über die unmittelbare Führungslinie desSchichtleiters erfolgen. Unmittelbare Eingriffe in denBetriebsablauf nehmen diese aber nur in begründetenAusnahmefällen vor.

– Die Aufgaben des Führungspersonals sind klar, ein-deutig und vollständig so festgelegt, dass konkurrie-rende Arbeitsanweisungen von mehreren Führungs-personen vermieden werden.

– Die für die Qualitätssicherung und den Strahlenschutzzuständigen Organisationseinheiten und Personensind organisatorisch unabhängig vom FachbereichBetrieb, um Interessenkonflikte zu vermeiden.

Die organisatorischen Abläufe für den genehmigungs-konformen, sicheren Betrieb der Anlage sind im Be-triebshandbuch und im Prüfhandbuch festgelegt.

Betriebshandbuch

Aufbau und Inhalt des Betriebshandbuches sind in der Re-gel [KTA 1201] festgelegt. Das Betriebshandbuch enthältdie im gesamten Kraftwerk gültigen Betriebsordnungensowie alle betriebs- und sicherheitstechnischen Anwei-sungen, wie detaillierte Handlungsanweisungen für dasSchichtpersonal sowie zusätzliche Informationen für ver-schiedene Anlagensituationen. Sicherheitsspezifikationensind als solche explizit kenntlich gemacht. Das Betriebs-handbuch enthält die folgenden Teile:

– Betriebsordnungen

Hierzu zählen neben der personellen Betriebsorgani-sation (Aufgaben, Verantwortlichkeiten, Unterstellun-gen etc.) die Warten- und Schichtordnung, Instandhal-tungsordnung, Strahlenschutzordnung, Wach- undZugangsordnung, Alarmordnung, Brandschutzord-nung und Erste-Hilfe-Ordnung. Alle Betriebsordnun-gen der Anlage gehören zu den Sicherheitsspezifika-tionen.

– Betrieb der Gesamtanlage

Dieser Teil enthält die Voraussetzungen und Bedin-gungen zum Betrieb und die sicherheitstechnischwichtigen Grenzwerte (Kapitel 19 (ii)), die Kriterienfür die Meldung von Ereignissen an die Aufsichts-behörde und Ablaufbeschreibungen einschließlichHandlungsanweisungen für die Fahrweisen des nor-malen und anomalen Betriebs. Die im Genehmi-gungsverfahren betrachteten anomalen Betriebsfällesind sowohl als Kurzfassung (Strategiepapier) alsauch in Form einer Langfassung behandelt. Die Kurz-fassung enthält Erkennungskriterien, automatischeMaßnahmen, durchzuführende manuelle Maßnahmenund angestrebten Endzustand und besonders zu über-wachende Anlagenparameter. In der Langfassungwerden alle Maßnahmen in ihrer zeitlichen Abfolgeals Schrittprogramme dargestellt. Dieser Teil gehört


mit Ausnahme der Handlungsanweisungen für dieFahrweisen beim bestimmungsgemäßem Betrieb zurSicherheitsspezifikation.

– Störfälle

Dieser Teil des Betriebshandbuchs ist analog des TeilsBetrieb der Gesamtanlage aufgebaut und gehört zurSicherheitsspezifikation. Die Vorgehensweise beiStörfällen wird in Kapitel 19 (iv) behandelt.

– Betrieb der Systeme

Hierin sind für alle Systeme für die verschiedenenFahrweisen die Ausgangszustände und die vomSchichtpersonal durchzuführenden Maßnahmen inForm von Schrittprogrammen festgelegt. Außerdemsind ergänzende Informationen, Schemata und Hin-weise enthalten.

– Stör- und Gefahrenmeldungen

Hier sind alle Stör- und Gefahrenmeldungen aufge-listet und die zugehörigen Gegenmaßnahmen ein-schließlich möglicher Alternativen systembezogenaufgeführt.

Notfallhandbuch

Alarmierungspläne und Organisationsstrukturen zur Be-wältigung eventueller Notfälle sind im Betriebshandbuchfestgelegt, die einzelnen in der Anlage zu ergreifendentechnischen Maßnahmen, Notfallprozeduren und diehierzu erforderlichen Hilfsmittel sind in einer separatenUnterlage, dem Notfallhandbuch, beschrieben.

Prüfhandbuch

Aufbau und Inhalt des Prüfhandbuches sind in der Regel[KTA 1202] festgelegt. Das Prüfhandbuch enthält An-wendungshinweise, die Prüfliste und die dazu gehörendenPrüfanweisungen für die wiederkehrenden Prüfungen.

In den Anwendungshinweisen sind allgemeine Erläute-rungen zur Anwendung und Handhabung des Prüfhand-buchs und alle übergeordneten Vorgaben dazu festgelegt,z. B. zur Organisation der Prüfdurchführung und Ergeb-nisbewertung, zulässige Abweichungen bei Prüfinterval-len, die Vorgehensweisen bei der Beteiligung von unab-hängigen Sachverständigen und bei Änderungen desPrüfhandbuchs.

Die Prüfliste führt alle sicherheitstechnisch wichtigenwiederkehrenden Prüfungen auf. Sie enthält den Prüfge-genstand, den Prüfumfang, das Prüfintervall, den Be-triebszustand der Anlage bei der Prüfung und die eindeu-tige Bezeichnung der Prüfanweisung. Die Prüfliste istBestandteil der Sicherheitsspezifikationen.

Die Prüfanweisungen bestehen jeweils aus Angaben zuPrüfgegenstand, Prüfgrundlage (z. B. Genehmigungsauf-lage), Prüfart, Prüfziel, Prüfumfang, Hilfsmitteln und Un-terlagen, Prüfvoraussetzungen, Prüfdurchführung (beiFunktionsprüfungen z. B. Schaltfolgeprogramm) undProtokollierung sowie Herstellung des Endzustands nachAbschluss der Prüfung.

Festlegung von Verfahren und Intervallen bei Prüfungen, Inspektionen und Instandhaltung

In Kapitel 14 (ii) ist das Vorgehen beschrieben, mit demder Betreiber nachweist, dass die für die Sicherheit derAnlage wesentlichen Funktionen erbracht werden unddass sich die dafür wichtigen Qualitätsmerkmale im Be-trieb nicht unzulässig verändern. Erstmals bei der Errich-tung und später bei Anlagenänderungen sind die für dieSicherheit wesentlichen Systemfunktionen, die sicher-heitstechnisch wichtigen Systeme und Komponenten an-zugeben und entsprechend der sicherheitstechnischen Be-deutung die Qualifizierungsnachweise, wiederkehrendenPrüfungen, Inspektionen, vorbeugenden Instandhaltungs-und Wartungsmaßnahmen sowie die zulässigen System-fahrweisen festzulegen. Basis hierfür ist die Instandhal-tungsrichtlinie [3-41]. Aufgrund dieser Festlegungen wer-den während des Betriebs einer Anlage die folgendenMaßnahmen durchgeführt:

– wiederkehrende Prüfungen gemäß Prüfhandbuch, wo-bei die Prüfungen möglichst abdeckend für die jewei-ligen Anforderungen sein sollen. Ist dies nicht mög-lich, wird nach dem Prinzip der überlappendenTeilprüfungen vorgegangen.

– regelmäßige vorbeugende Instandhaltungs- und War-tungsarbeiten in Eigenverantwortung des Betreibers,

– Funktionsnachweis von Systemen und Komponentennach Instandhaltungs- und Wartungsarbeiten,

– regelmäßige Auswertung der Betriebs- und Prüfdoku-mentation,

– Rückführen der Betriebserfahrungen in die betriebli-che Praxis.

Die Prüf- und Instandhaltungskonzepte haben sich seitder Errichtung der Anlagen infolge Betriebserfahrungenund neuerer Erkenntnisse aus der Sicherheitsforschungweiterentwickelt. Zum Zeitpunkt der Errichtung der An-lagen (1969 bis 1989) wurden die Nachweise weitgehenddeterministisch geführt. So erfolgte bei der Errichtung derAnlagen die Zuordnung zu den sicherheitstechnischwichtigen Systemen, Komponenten und Anlagenteilensowie die Festlegung von Prüfumfang und Prüfintervallim Wesentlichen durch ingenieurmäßige Betrachtung.Anhand der Systemunterlagen wurden die Komponentenidentifiziert, welche für die Sicherheitsfunktionen einerAnlage benötigt werden. Unter Berücksichtigung der Betriebserfahrungen, des Kenntnisstandes über die Zu-verlässigkeit der Komponenten und Empfehlungen derKomponentenhersteller wurde das Konzept für die wie-derkehrenden Prüfungen entwickelt. Bestehende Lückenbei der Umsetzung der Prüfkonzepte, bedingt durch feh-lende Zugänglichkeit, technische Einschränkungen oderunzureichende Aussagekraft der Prüfungen im Hinblickauf den Anforderungszustand wurden durch Änderungender Komponenten, der Prüftechniken oder der Prüf-abläufe weitgehend beseitigt. Bezüglich der erreichtenZuverlässigkeit der Komponenten wird auch auf Kapi-tel 18 (iii) verwiesen.


In den letzten Jahren haben probabilistische Sicherheits-untersuchungen die ingenieurmäßigen Betrachtungen zu-nehmend ergänzt. In Einzelfällen sind auch früher diedeterministischenVorgabenprobabilistischüberprüftwor-den (z. B. hinsichtlich Reaktorschutzsystem und Notkühl-systemen). Mit Unterstützung probabilistischer Methodenwurde und wird die Ausgewogenheit des Anlagenkonzep-tes und das Zusammenspiel vonAnlagentechnik,Anlagen-betrieb und Prüfungen mit Blick auf das gestaffelte Sicher-heitskonzept (Kapitel 18 (i)) bewertet. Falls erforderlich,erfolgen Korrekturen oder Optimierungen der Betriebsan-weisungen, der betrieblichen Fahrweisen, der Prüfungenund der Systemtechnik. Änderungen sind aber weiterhinEinzelfallentscheidungen unter Berücksichtigung aller an-lagenspezifischen Gegebenheiten.

19 (iv) Vorgehensweisen bei Störungen, Störfällen und Notfällen

Störungen des Normalbetriebs (anomaler Betrieb) habenzwar Einschränkungen zur Folge, (z. B. die Absenkungder Reaktorleistung bei Ausfall einer Hauptkühlmittel-pumpe), der bestimmungsgemäße Betrieb der Anlagemuss jedoch nicht aus sicherheitstechnischen Gründenabgebrochen werden. Hingegen muss bei Störfällen derBetrieb der Anlage aus sicherheitstechnischen Gründenabgebrochen werden. Für die im Genehmigungsverfahrenbetrachteten Störungen und Störfälle sind an den jeweili-gen Ablauf angepasste Fahrweisen in detaillierten Proze-

duren für das Schichtpersonal festgelegt. Diese sind imBetriebshandbuch in den Teilen 2 und 3 enthalten.

Die Prozeduren zur Beherrschung von Störfällen stelleneine Kombination aus schutzzielorientiertem und ereig-nisorientiertem Vorgehen dar. Das Vorgehen zur Beherr-schung von Störungen und Störfällen orientiert sich anfolgenden schriftlichen Anweisungen und Hilfen:

– Störfall-Leitschema,

– Kontrolle der Schutzzielkriterien,

– Störfallentscheidungsbaum,

– schutzzielorientierte Störfallbehandlung,

– ereignisorientierte Störfallbehandlung.

Bei Auftreten eines Störereignisses, das eine Reaktor-schnellabschaltung zur Folge hat, legt das Störfall-Leit-schema (Abbildung 19.1) das Vorgehen des Schichtperso-nals fest. Im ersten Schritt wird vom Schichtpersonal eineKontrolle der Schutzzielkriterien durchgeführt, um fest-zustellen, ob die Schutzziele

– Kontrolle der Reaktivität (Unterkritikalität),

– Kühlung der Brennelemente (Kühlmittelinventar,Wärmetransport und Wärmesenke),

– Einschluss der radioaktiven Stoffe (insbesondere Inte-grität des Reaktorsicherheitsbehälters)

Abbildung 19.1

Störfall-Leitschema

Störereignis

Störfallbeherrschung mit automatischen Maßnahmen

Schutzzielkriterien erfüllt

ja nein

Ereignisablauf identifizierbar

ja nein

Notfallkriterien erfüllt

ja nein

Ereignisorientierte Maßnahmen

SchutzzielorientiertesVorgehen

Übergang zu den Notfallprozeduren


erreicht sind und damit die Aktivitätsabgabe an die Um-gebung die Störfallplanungswerte nicht überschreitet.Wird festgestellt, dass ein Schutzzielkriterium verletzt ist,so wird versucht, mithilfe der schutzzielorientierten Prozeduren die Anlagenparameter wieder in den Normal-bereich zurückzuführen. Wird keine Verletzung vonSchutzzielkriterien festgestellt und ist das Ereignis einemStörfalltyp zuzuordnen, wird ereignisorientiert vorgegan-gen. Im Falle auslegungsüberschreitender Anlagenzu-stände werden durch das Personal ergänzend Notfallent-scheidungsbäume und Notfallprozeduren herangezogen.Der Übergang von der Störfallbehandlung zu den Notfall-prozeduren ist im Unterkapitel „SchutzzielorientiertesVorgehen“ des Betriebshandbuches erläutert.

Unabhängig davon, nach welcher Vorgehensweise dieStörfallbehandlung erfolgt, müssen die Schutzzielkrite-rien zyklisch überprüft und die Vorgehensweise gegebe-nenfalls angepasst werden.

Zu den organisatorischen Voraussetzungen, die in allenKernkraftwerken für die Bewältigung von Notfällen ge-troffen worden sind, gehört eine Notfallorganisation miteinem Krisenstab, der von weiterem Einsatzpersonal ausder Betriebsmannschaft unterstützt wird. Der Krisenstabsoll innerhalb einer Stunde arbeitsfähig sein. GeeigneteRäume, Arbeits- und Kommunikationsmittel werden vor-gehalten. Kooperationen mit externen Institutionen, wiedem Hersteller der Anlage und dem KerntechnischenHilfsdienst – einer Gemeinschaftseinrichtung aller Be-treiber der deutschen Kernkraftwerke zur Bewältigungvon Notfällen und Beseitigung eventueller Folgen – sindvertraglich vereinbart. Alarmierungspläne und Organisa-tionsstrukturen sind im Betriebshandbuch festgelegt, wei-tergehende technische Maßnahmen und Notfallprozedu-ren im Notfallhandbuch.

Schutzzielorientiertes Vorgehen

Das schutzzielorientierte Vorgehen orientiert sich am be-obachteten Anlagenzustand (Symptom) und erfordertnicht die Identifizierung des eingetretenen Ereignisses. ImBetriebshandbuch sind jedem SchutzzielAnlagenparame-ter zugeordnet, anhand derer die Einhaltung der Schutz-zielanforderungen geprüft werden muss. Jede schutzziel-orientierte Prozedurbeschreibung ist gegliedert in:

– Definition,

– Liste der wichtigen Anlagenparameter,

– Liste der wichtigen Betriebs- und Grenzwerte,

– Wirksamkeitsbedingungen der zur Verfügung stehen-den Maßnahmen,

– Beschreibung der Maßnahmen zur Einhaltung derSchutzzielkriterien,

– Hinweise und zugehörige Diagramme.

Gelingt die Einhaltung der Schutzzielkriterien nicht, mussanhand weiterer festgelegter Kriterien der Übergang zuden Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes er-folgen, die im Notfallhandbuch behandelt werden (Kapi-tel 18 (1)).

Ereignisorientiertes Vorgehen

Ereignisorientiert wird vorgegangen, wenn kein Schutz-ziel gefährdet ist und das Ereignis eindeutig einem Stör-falltyp (z. B. Kühlmittelverluststörfall, Störung der Wär-meabfuhr ohne Kühlmittelverlust, Einwirkungen vonaußen) zugeordnet werden kann. Dabei wird die Anlageanhand vorgegebener detaillierter Schrittprogramme ineinen langfristig sicheren Zustand gebracht. Parallelhierzu wird regelmäßig überprüft, ob die Schutzzielkrite-rien weiterhin eingehalten werden. Wird eine Verletzungvon Schutzzielkriterien festgestellt, ist das ereignisorien-tierte Vorgehen abzubrechen und nach dem schutzzielori-entierten Verfahren sind die betroffenen Anlagenparame-ter wieder in zulässige Bereiche zurückzuführen.

19 (v) Ingenieurtechnische und technischeUnterstützung

Die Qualifikation des Personals für die ingenieurtechni-sche und technische Unterstützung basiert auf dem be-währten Ausbildungssystem für technische Berufe inDeutschland und auf den in fast vier Jahrzehnten gesam-melten deutschen Erfahrungen mit der Kernenergie imgroßtechnischen Einsatz. Den jeweiligen Tätigkeiten ent-sprechend liegen die Erfahrungen bei den mit Herstel-lung, Errichtung, Begutachtung und Genehmigung derKernkraftwerke befassten Institutionen, bei den Betrei-bern selber sowie bei den kerntechnischen Ausbildungs-und Forschungsinstituten vor.

Der Betreiber muss nach dem Atomgesetz [1A-3] u. a. denNachweis erbringen, dass er über Personal mit dem erfor-derlichen Sachverstand verfügt. Dies wird mit den spezi-ellen Fachkundenachweisen des Personals, die auch Si-mulatortraining enthalten, erbracht (Kapitel 11 (2)).

Der für den Anlagenbetrieb unmittelbar zuständige Fach-bereich Produktion wird gemäß der in deutschen Kern-kraftwerken vorhandenen Organisationsstruktur durchService-Einheiten z. B. für Technik, Instandhaltung undÜberwachung unterstützt. Diese Organisationseinheiten,deren Einbindung in die Organisationsstruktur von An-lage zu Anlage unterschiedlich sein kann, haben klar de-finierte Aufgaben und halten zu deren Erfüllung das er-forderliche Spezialwissen bereit:

– Technik

Erhaltung und Optimierung der Funktionsfähigkeitund Betriebssicherheit der maschinen- und elektro-technischen Komponenten und Systeme (ingenieur-technisches Spezialwissen über die eingesetztenKomponenten und Systeme).

– Instandhaltung

Planung, Steuerung, Durchführung und Überwachungvon Instandhaltungs-, Neubau- und Umbaumaßnah-men.

– Überwachung

Bearbeitung und Lösung aller auftretenden Fachfra-gen auf den Gebieten Physik, Chemie, Strahlenschutz,


Umweltschutz, Brandschutz und Anlagensicherung,welche die Anlage oder deren Betrieb betreffen.

An allen Änderungsmaßnahmen wie auch an der Auswer-tung der Betriebserfahrungen und der meldepflichtigenEreignisse wird der kerntechnische Sicherheitsbeauf-tragte beteiligt (Kapitel 9).

Außerdem gibt es für übergeordnete Serviceleistungen jenach Betreiber noch Stabsabteilungen der Geschäftslei-tung oder Planungs- und Ingenieurabteilungen der Haupt-verwaltungen. Für spezielle Fragestellungen, die über denAnlagenbetrieb hinausgehen, stehen dem Betreiber zu-sätzlich die Anlagen- und Komponentenhersteller sowiedie wissenschaftlich-technischen Einrichtungen wie Uni-versitäten, Institute und Forschungseinrichtungen zurVerfügung.

Der Umfang externer Serviceleistungen ist in Deutsch-land je nach Unternehmensstrategie der Betreiber unter-schiedlich. Insbesondere bei Anlagenrevisionen, größerenÄnderungs- oder Instandhaltungsmaßnahmen, aber auchbei größeren Planungsarbeiten und bei der Erstellung undPflege der Anlagendokumentation wird in hohem Um-fang externes Personal eingesetzt. Fremdfirmen sind z. B.eingesetzt bei der Berechnung der Kernbeladung, derNotstromdiesel-, Armaturen- oder Pumpenrevision, beiden zerstörungsfreien Werkstoffprüfungen, der Überprü-fung der Dampferzeuger, aber auch bei der Erstellung undPflege der Genehmigungsdokumentation, der Betriebs-,Prüf- und Qualitätshandbücher. Das Eigenpersonal derBetreiber leitet in allen Fällen den Einsatz des Fremdper-sonals und führt die Qualitätssicherung durch. Es trägt dieVerantwortung für die fachliche Überwachung aller Ar-beiten insbesondere hinsichtlich der Gewährleistung derSicherheit der Anlage. Durch diese Aufgaben ist der Min-destumfang des Eigenpersonals des Betreibers bestimmt.Um die Qualität der Arbeitsergebnisse der Fremdfirmenzu sichern, werden von allen Betreibern grundsätzlich ne-ben den Herstellern der Kernkraftwerke nur Firmen her-angezogen, die sich im Laufe der Jahre bewährt und alserfahren erwiesen haben und mit qualifiziertem Personalausgestattet sind. Um Terminüberschneidungen für dieauf bestimmte Revisionsarbeiten (z. B. an Hauptkühlmit-telpumpen oder Sicherheitsventilen) spezialisierten Fir-men zu vermeiden, werden die Revisionstermine im na-tionalen Rahmen unter den Betreibern abgestimmt.

19 (vi) Meldung von Ereignissen, behördliches Meldeverfahren

Eine Meldepflicht für Unfälle und sonstige Schadensfällean die zuständige Aufsichtsbehörde wurde bereits mit derursprünglichen Fassung des Atomgesetzes von 1959 [1A-3] festgelegt. 1975 wurde ein zentrales Meldesystemauf Beschluss des Länderausschusses für Atomkernener-gie eingeführt, nach dem die Betreiber der Kernkraftwerkein Deutschland verpflichtet sind, meldepflichtige Ereig-nisse nach bundeseinheitlichen Meldekriterien an die Auf-sichtsbehörden zu melden. Mit der Atomrechtlichen Si-cherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung von 1992[1A-17] wurde die Verpflichtung der Betreiber kerntech-nischer Einrichtungen – Kernkraftwerke, Forschungsreak-

toren mit mehr als 50 kW thermischer Leistung und An-lagen des Brennstoffkreislaufes – zur Meldung von Un-fällen, Störfällen oder sonstigen für die kerntechnische Sicherheit bedeutsamen Ereignissen (meldepflichtige Er-eignisse) an die zuständigen Aufsichtsbehörden auf Ver-ordnungsebene festgelegt.

Das behördliche Meldeverfahren ist ein Element deratomrechtlichen Aufsicht. Auf der Basis der Meldungenkann die Aufsichtsbehörde frühzeitig etwaige Mängel er-kennen. Die Meldungen und die daraus resultierenden Er-kenntnisse werden in einem bundesweiten Informations-system verbreitet und unterstützen damit vorbeugendeMaßnahmen gegen das Auftreten ähnlicher Fehler in an-deren Anlagen.

Meldepflichtige Ereignisse werden nach einer ersten in-genieurtechnischen Einschätzung unterschiedlichen Mel-dekategorien zugeordnet. Diese Kategorien berücksichti-gen insbesondere den Gesichtspunkt, dass die Behördeunabhängig von der tatsächlichen Bedeutung eines Ereig-nisses vorsorgliche Maßnahmen treffen können muss.

Kategorie S (Sofortmeldung – Meldefrist: unverzüg-lich)

Der Kategorie S sind solche Ereignisse zu-zuordnen, die der Aufsichtsbehörde sofortgemeldet werden müssen, damit diese ge-gebenenfalls in kürzester Frist Prüfungeneinleiten oder Maßnahmen veranlassenkann. Hierunter fallen auch Ereignisse, dieauf akute sicherheitstechnische Mängelhinweisen.

Kategorie E (Eilmeldung – Meldefrist: innerhalb von24 Stunden)

Der Kategorie E sind solche Ereignisse zu-zuordnen, die zwar keine Sofortmaßnah-men der Aufsichtsbehörde verlangen, derenUrsache aber aus Sicherheitsgründen ge-klärt und gegebenenfalls in angemessenerFrist behoben werden muss. In der Regelhandelt es sich dabei um sicherheitstech-nisch potenziell – aber nicht unmittelbar –signifikante Ereignisse.

Kategorie N (Normalmeldung – Meldefrist: innerhalbvon fünf Tagen)

Der Kategorie N sind Ereignisse von gerin-ger sicherheitstechnischer Bedeutung zu-zuordnen. Sie gehen nur wenig über routi-nemäßige betriebstechnische Ereignissebei vorschriftsmäßigem Anlagenzustandund -betrieb hinaus. Sie werden ausgewer-tet, um mögliche Schwachstellen bereits imVorfeld zu erkennen.

Kategorie V (Vor Kernbeladung – Meldefrist: innerhalbvon zehn Tagen)

Der KategorieVsind solche Ereignisse wäh-rend der Errichtung und Inbetriebnahme


eines Kernkraftwerkes zuzuordnen, über diedie Aufsichtsbehörde im Hinblick auf denspäteren sicheren Betrieb der Anlage infor-miert werden muss.

Die Erfassung und Klassifizierung meldepflichtiger Ereig-nisse erfolgt auf Meldeformularen mithilfe von ca. 80 Mel-dekriterien. Diese Meldekriterien sind Bestandteil deratomrechtlichen Meldeverordnung und untergliedern sichin einen radiologischen Teil, der für alle kerntechnischenEinrichtungen gemeinsam ist, und in getrennte technischeTeile für Kernkraftwerke und Forschungsreaktoren sowiefür die Anlagen des Brennstoffkreislaufes.

Der Betreiber eines Kernkraftwerks meldet ein Ereignisan die zuständige Aufsichtsbehörde des Bundeslandes,wenn es entsprechend den Meldekriterien meldepflichtigist. Der Betreiber trägt die Verantwortung für die frist-gemäße, zutreffende und vollständige Meldung einesmeldepflichtigen Ereignisses. Die Aufsichtsbehörde ih-rerseits meldet das Ereignis nach einer ersten Prüfung desSachverhaltes an das Bundesumweltministerium – zu-ständig für die Bundesaufsicht – und parallel dazu an diezentrale Erfassungsstelle, das Bundesamt für Strahlen-schutz, und an den für das Bundesumweltministeriumtätigen Gutachter, die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit. Können innerhalb der Frist für dieschriftliche Meldung mittels Meldeformular nicht alle er-forderlichen Angaben gemacht werden, ist die Meldungals vorläufig zu kennzeichnen. Der Aufsichtsbehörde isteine vervollständigte Meldung (endgültige Meldung) vor-zulegen, sobald die fehlenden Daten bekannt sind.

Der Inhalt der schriftlichen Meldung des Ereignisses wirddurch das Meldeformular geregelt. Dabei werden schnelleInformationen über die radiologische Lage, ein Überblicküber die sicherheitstechnische Bedeutung und weitereDetailinformationen für auswertende Stellen berücksich-tigt. Weiterhin wird durch die einheitliche Form derschriftlichen Meldung die Vergleichbarkeit der einzelnenMeldungen und die Datenbankspeicherung der Informa-tionen vereinfacht. Inhaltlich untergliedert sich das Mel-deformular in vier Teile:

– allgemeine Angaben zur Anlage und zum Ereignis,

– Angaben zu radiologischen Auswirkungen,

– beschreibender Teil in Textform mit Untergliederun-gen und

– Schlüsselkatalog mit Kennziffern zum Ereignis undzu den betroffenen Komponenten.

Unabhängig vom behördlichen Meldeverfahren nach derMeldeverordnung erfolgt darüber hinaus die Einstufungder meldepflichtigen Ereignisse durch die Betreiber derKernkraftwerke nach der siebenstufigen INES-Bewer-tungsskala der IAEA (Kapitel 19 (vii)). Anhand dieser Be-wertungsskala wird der Öffentlichkeit Auskunft darübergegeben, welche Bedeutung ein meldepflichtiges Ereignisfür die Sicherheit der Anlage und die Umgebung hatte undinwieweit radiologische Auswirkungen auf die Bevölke-rung und Umgebung auftraten oder auftreten könnten.

19 (vii) Sammlung, Analyse und Austauschvon Betriebserfahrungen

In Deutschland wurde bereits in den Anfangsjahren derKernenergie ein System zur Sammlung und Nutzung derBetriebserfahrungen aus kerntechnischen Einrichtungeneingeführt. Dieses System wurde über mehr als 25 Jahreweiterentwickelt. Der dadurch erzielte Erfahrungsrück-fluss hat maßgeblich zur Fortentwicklung der Sicherheitder kerntechnischen Einrichtungen beigetragen.

Die Betriebserfahrung wird von der Industrie und von denBehörden auf mehreren Ebenen ausgewertet, und zwarvom Betreiber der betroffenen Anlage und von den Be-treibern anderer Anlagen, auf Landesebene von den atom-rechtlichen Landesbehörden und ihren Sachverständigen-organisationen sowie auf Bundesebene vom BfS und derGRS (im Auftrag des BMU). Diese mehrfache, unabhän-gige Analyse stellt sicher, dass jedes Ereignis detailliertausgewertet wird und ist die Grundlage dafür, dass die er-forderlichen Abhilfemaßnahmen getroffen werden.

Auswertung der Betriebserfahrung durch die Betreiber

Die wichtigste Quelle des Erfahrungsrückflusses sindMängel und Störungen, die in den Kernkraftwerken auf-treten. Dabei handelt es sich zum Teil um meldepflichtigeEreignisse, überwiegend aber um Ereignisse, die unter-halb der Meldeschwelle liegen. Aus den Sicherheitskrite-rien [3-1] ist abzuleiten, dass die Betreiber auch Ereig-nisse unterhalb der Meldeschwelle erfassen, auswertenund gegebenenfalls entsprechende Maßnahmen ergreifenmüssen. Diese Forderung ist in den einzelnen Betriebs-handbüchern verankert. Alle Mängel und Störungen wer-den erfasst und dokumentiert. Dies erfolgt inzwischenüberwiegend mit dem rechnergestützten integrierten Be-triebsführungssystem. In täglichen Besprechungen wer-den die aufgetretenen Mängel und Störungen diskutiert,bewertet und die gegebenenfalls erforderlichen Maßnah-men festgelegt. Die Ergebnisse der wiederkehrenden Prü-fungen und aller Instandhaltungsmaßnahmen sowie wich-tige Messergebnisse, die Hinweise auf Abweichungenvon Prozessparametern geben können, werden ebenfallserfasst und dokumentiert, so dass z. B. für jede Kompo-nente ein Lebenslauf erstellt werden kann. Diese Datenbilden die Grundlage für gezielte Auswertungen zu ein-zelnen Komponenten wie auch für generische Auswer-tungen, Trendanalysen oder die Ermittlung von Zuverläs-sigkeitskenndaten für anlagenspezifische probabilistischeUntersuchungen.

Die Betriebserfahrung wird von den Betreibern auch sys-tematisch hinsichtlich menschlicher Fehlhandlungen undmöglicher daraus abzuleitender Verbesserungsmaßnah-men ausgewertet (Kapitel 12 (i)).

Die anlagenübergreifende Nutzung des Erfahrungsrück-flusses basiert im Wesentlichen auf den meldepflichtigenEreignissen. Parallel zur Meldung an die zuständigeBehörde informieren die Betreiber die Vereinigung derGroßkraftwerksbetreiber. Diese sammelt die Meldungenauf Seiten der Betreiber unabhängig vom behördlichen


Weg und verteilt sie an ihre Mitglieder. Die Hersteller sindsowohl über den behördlichen Informationsaustausch alsauch über die Betreiber in den Erfahrungsaustausch ein-gebunden.

Die Betreiber sind verpflichtet, neben den Ereignissen ausder eigenen Anlage auch die meldepflichtigen Ereignisseaus anderen Anlagen auszuwerten und hinsichtlich vonSchlussfolgerungen für die eigene Anlage zu prüfen.

Ergänzend zu dem durch das Meldeverfahren vorgegebe-nen Erfahrungsaustausch erfolgt zwischen den Betreibernin mehreren dafür eingerichteten Arbeitskreisen eine re-gelmäßige und intensive Diskussion wichtiger Be-triebserfahrungen. Neben den Erfahrungen aus Störungenund Mängeln werden hier auch Änderungs- undNachrüstmaßnahmen diskutiert. Weiterhin werden vonden Betreiberorganisationen auch gemeinsame Untersu-chungs- und Forschungsprogramme zu sicherheitstech-nisch wichtigen Fragestellungen und zur Optimierung desKernkraftwerkbetriebes durchgeführt (Kapitel 11 (1)).

Neben dem Meldesystem für Ereignisse existieren wei-tere Informationssysteme. So sind z. B. einige Betreiberan herstellerspezifische Systeme zum Erfahrungsaus-tausch angeschlossen und eine Reihe Betreiber ausländi-scher Kernkraftwerke sind Mitglieder der Vereinigung derGroßkraftwerksbetreiber und damit des entsprechendenErfahrungsaustausches.

Die Betreiber beteiligen sich auch am Meldesystem derWANO. Sie führen eine Trendverfolgung mithilfe der In-dikatoren durch, die im Rahmen des Meldesystems derWANO vorgegeben sind.

In ihren Monats-, Revisions- und Jahresberichten an ihreAufsichtsbehörde berichten die Betreiber über die getrof-fenen Schlussfolgerungen aus der Erfahrungsauswertung(Relevanz von Ereignissen) und über die durchgeführtenÄnderungs- und Nachrüstmaßnahmen. Weiterhin erstel-

len die Betreiber jährliche Berichte zur Information derReaktor-Sicherheitskommission.

Auswertung der Betriebserfahrung durch die Behörden

Die zuständige Landesbehörde und ihre Sachverständi-genorganisation analysieren ein meldepflichtiges Ereig-nis im Wesentlichen hinsichtlich der Schlussfolgerungenund der zu treffenden Abhilfemaßnahmen in der betroffe-nen Anlage. In einem weiteren Schritt prüft die Landes-behörde und ihre Sachverständigenorganisation aber auchdie Bedeutung des Ereignisses für die übrigen Anlagen inihrem Aufsichtsbereich.

Im Auftrag des BMU werden durch das BfS die Informa-tionen über alle meldepflichtigen Ereignisse zentral er-fasst und dokumentiert. Das BfS führt eine Erstbewertungder gemeldeten Ereignisse durch und informiert in vierteljährlichen Berichten alle atomrechtlichen Landes-behörden, Gutachter, Hersteller und Betreiber der Kernkraftwerke sowie die Öffentlichkeit über die melde-pflichtigen Ereignisse in Kernkraftwerken und For-schungsreaktoren. Eine Zusammenstellung der melde-pflichtigen Ereignisse für die letzten zehn Jahre enthältdie Tabelle 19.1, wobei auch die Einstufung nach denMeldekategorien und nach INES (s. u.) angegeben ist.

Die Abbildungen 19.2 und 19.3 zeigen diese Ereignissenach Art des Auftretens – spontan oder Erkennung beiPrüfung bzw. Instandhaltung – sowie nach dem Betriebs-zustand der Anlage bei Erkennung des Ereignisses undden Auswirkungen auf den Betrieb. Nachgemeldete Er-eignisse und in einigen Fällen nachträglich korrigierteEinstufungen sind in den Darstellungen bereits berück-sichtigt. Die Abbildung 19.4 zeigt die Entwicklung dermittleren Anzahl der Reaktorschnellabschaltungen in denletzten zehn Jahren mit Darstellung ihrer wesentlichenUrsachen.

Tabel le 19.1

Anzahl meldepflichtiger Ereignisse aus Kernkraftwerken nach Kategorien

Meldekategorien INES-Stufen Jahr Anzahl

S E N V 0 1 � 2

1991 243 0 10 233 0 232 11 0 1992 224 0 3 221 0 216 8 0 1993 179 0 2 177 0 172 7 0 1994 161 1 1 159 0 158 3 0 1995 152 0 2 150 0 151 1 0 1996 137 0 2 135 0 131 6 0 1997 117 0 3 114 0 114 3 0 1998 136 0 4 132 0 132 3 1 1999 121 0 1 120 0 120 1 0 2000 94 0 2 92 0 91 3 0


Neben der deutschen Betriebserfahrung ist die internatio-nale Betriebserfahrung eine weitere wichtige Quelle desErfahrungsrückflusses. Aus diesem Grund wird auch dieinternationale Betriebserfahrung in der Bundesrepublikintensiv genutzt. Wesentliche Quelle für Sicherheits-erkenntnisse aus der internationalen Betriebserfahrung ist das IRS der IAEA/NEA. Die Bundesrepublik betei-ligt sich aktiv an diesem Meldesystem. Die in diesem

Rahmen gemeldeten Ereignisse werden von der GRS imAuftrag des BMU systematisch ausgewertet. In Quartals-berichten wird jedes Ereignis aus dem IRS kurz beschrie-ben und hinsichtlich seiner Übertragbarkeit auf deutscheAnlagen kommentiert. Die Quartalsberichte werden zusammen mit den entsprechenden Berichten des IRS sowohl an die Aufsichtsbehörden und Sachverständigen-organisationen als auch die Betreiber und sonstigen

Abbildung 19.2

Meldepflichtige Ereignisse aus Kernkraftwerken nach Art des Auftretens

0

50

100

150

200

250

300

1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000

Jahr

An

zah

l d

er E

reig

nis

se

spontan

bei Prüfung und Instandhaltung

Abbildung 19.3

Meldepflichtige Ereignisse aus Kernkraftwerken nach Betriebszuständen und Auswirkungen auf den Betrieb(Leistungsbetrieb, An- und Abfahren)

0

50

100

150

200

250

300

1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000

Jahr

An

zah

l d

er E

reig

nis

se

in stillgelegten Anlagen

bei abgeschaltetem Reaktor

bei Betrieb mit Auswirkungen

bei Betrieb ohne Auswirkung


zuständigen Institutionen gesandt. Darüber hinaus erstelltdie GRS Jahresberichte, die die wichtigsten Ereignisseausführlich darstellen und bewerten. Die Jahresberichtewerden an den gleichen Verteilerkreis versandt. Die Be-treiber prüfen diese Berichte im Hinblick auf die Über-tragbarkeit auf ihre Anlagen.

Zu Ereignissen aus deutschen und ausländischen Kern-kraftwerken, die sich im Rahmen der vertieften Untersu-chungen als sicherheitstechnisch bedeutsam und auf an-dere Anlagen übertragbar herausstellen, erarbeitet dieGRS Weiterleitungsnachrichten, die im Auftrag des Bun-desumweltministeriums an die Aufsichtsbehörden, dieSachverständigenorganisationen, die Betreiber und an-dere zuständige Institutionen verschickt werden. Die Wei-terleitungsnachrichten enthalten eine Beschreibung desSachverhalts, die Ergebnisse der Ursachenanalyse, dieBewertung der sicherheitstechnischen Bedeutung, dievom Betreiber ergriffenen oder vorgesehenen Maßnah-men sowie Empfehlungen zu Überprüfungen und gege-benenfalls Ergreifung von Abhilfemaßnahmen in den an-deren Anlagen. Die Betreiber sind durch Auflagenverpflichtet, zu jeder Weiterleitungsnachricht eine Stel-lungnahme für die jeweilige Aufsichtsbehörde zu erstel-len, wobei insbesondere auf die Umsetzung der Empfeh-lungen einzugehen ist. Die Stellungnahmen werden vonden zuständigen Sachverständigenorganisationen geprüft.Die GRS sammelt die Stellungnahmen und Bewertungenzu den Weiterleitungsnachrichten und wertet sie jährlichin Hinblick auf zusätzliche Erkenntnisse aus.

Darüber hinaus führt die GRS generische Auswertungender deutschen und internationalen Betriebserfahrungendurch. Darin werden sicherheitstechnische Probleme, dienicht einem einzelnen Ereignis, sondern einem Kollektivvon Ereignissen zuzuordnen sind, sowie übergreifendeFragen, die sich aus einem Ereignis stellen, vertieft unter-

sucht. Die Ergebnisse und Schlussfolgerungen der generi-schen Untersuchungen werden in Berichten dokumentiert,die bei anlagenübergreifender Bedeutung an den gleichenVerteiler wie die Weiterleitungsnachrichten verschicktwerden. Die anlagenspezifische Prüfung und gegebenen-falls Umsetzung erfolgt dann wieder durch die Betreiber.

Zu den generischen Auswertungen zählen auch syste-matische Precursor-Analysen, die von der GRS für diemeldepflichtigen Ereignisse in deutschen Anlagen durch-geführt werden. Dies dient zum Auffinden von Schwach-stellen mit probabilistischen Methoden sowie der Trend-verfolgung des Sicherheitsstatus. Außerdem wird zur Zeitvon der GRS eine Methode entwickelt, um in Anlehnungan die internationale Praxis eine Trendverfolgung von si-cherheitstechnisch bedeutsamen Parametern, die sich ausden meldepflichtigen Ereignissen ableiten lassen, vorneh-men zu können.

Wie auf Seiten der Betreiber gibt es auch innerhalb derBehörden und der Sachverständigenorganisationen Ar-beitskreise, in denen die anfallenden Betriebserfahrungenund die Schlussfolgerungen hinsichtlich der Sicherheitund anlagenübergreifenden Bedeutung regelmäßig disku-tiert werden. Auch von der Reaktor-Sicherheitskom-mission werden die Berichte der Betreiber zum Anla-genbetrieb und zur Erfahrungsauswertung sowie dieWeiterleitungsnachrichten und Auswertungen der GRS zuin- und ausländischen Ereignissen regelmäßig beraten.

19 (viii) Behandlung radioaktiver Abfälle undabgebrannter Brennelemente

Nach § 9a des Atomgesetzes [1A-3] hat der Erzeuger vonradioaktiven Reststoffen dafür zu sorgen, dass dieseschadlos verwertet oder als radioaktive Abfälle geordnetbeseitigt werden.

Abbildung 19.4

Mittlere Anzahl ungeplanter Reaktorschnellabschaltungen pro Anlage und Jahr

0

0,5

1

1,5

2

1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000

Jahr

Mit

tler

e A

nza

hl

sonstige Ursachen, z. B. Bedienfehler

Fehler bei Prüfung, Wartung und Instandhaltung

spontanes Komponentenversagen


Erzeugung, Behandlung, Konditionierung, Freigabeund Beseitigung radioaktiver Abfälle

Alle Aktivitäten der Abfallbehandlung unterliegen derbehördlichen Aufsicht, sie erfolgt durch die atomrechtli-chen Behörden der jeweiligen Bundesländer. Für die beimBetrieb der Kernkraftwerke im Kontrollbereich anfallen-den Abfälle erstellt der Betreiber ein Abfallkonzept, dasder zuständigen Aufsichtsbehörde vorgelegt wird. Durchgeeignete Betriebsführung und entsprechende Planungenfür die Anlagenrevisionen durch die Betreiber wurde eineMinimierung des Aufkommens radioaktiver Abfälle er-reicht. Die Betreiber der Kernkraftwerke führen die Be-handlung, Konditionierung und Beseitigung radioaktiverAbfälle zum Teil mit Unterstützung anderer dafür spezia-lisierter Industrieunternehmen durch.

Die anfallenden radioaktiven Abfälle werden bereits zumZeitpunkt ihres Entstehens nach Aktivität und Materialartsortiert. Dies geschieht zunächst mit dem Ziel, den größt-möglichen Anteil nach einer Freigabemessung und einergegebenenfalls erforderlichen Dekontamination einer be-dingungslosen oder bedingten Wiederverwertung zuzu-führen. Falls die dafür vorgegebenen Grenzwerte nichtunterschritten werden können, wird angestrebt, mindes-tens die Freigabekriterien für die Entsorgung als konven-tionelle Abfälle zu erreichen.

Die Freigabewerte für radioaktive Stoffe mit geringfügi-ger Aktivität und das Freigabeverfahren sind in der neuenStrahlenschutzverordnung [1A-8] festgelegt. Die Strah-lenschutzverordnung legt für etwa 300 Radionuklidemassenspezifische Freigabewerte für feste und flüssigeStoffe, für die Freigabe von Gebäuden und Bodenflächensowie für die Freigabe zur Beseitigung auf einer Haus-mülldeponie oder in einer Verbrennungsanlage auf derBasis des 10 mSv-Konzeptes fest. Freigabe ist ein behörd-licher Akt. Die erforderlichen Freimessungen werdenvom Betreiber durchgeführt und unterliegen der Aufsichtdurch die zuständige Landesbehörde, die auch Kontroll-messungen durchführt.

Die Vorbehandlung radioaktiver Abfälle dient der Volu-menminimierung und der Umwandlung der Rohabfälle inhandhabbare, endlagergerecht konditionierbare Zwi-

schenprodukte. Alle radioaktiven Abfälle werden von ih-rer Entstehung an sortiert und nach Art, Inhalt und Akti-vität dokumentiert. Die Richtlinie zur Kontrolle nichtwärmeerzeugender radioaktiver Abfälle [3-59] gibt hier-für die Sortierkriterien und die Erfordernisse für die Er-fassung, Bestimmung der Aktivität und die Dokumenta-tion vor. Die Abfallverursacher können dadurch jederzeitAuskunft geben über die Aktivität und den Verbleib allerradioaktiven Abfälle.

Die Verpackung, Vorbehandlung und Konditionierung derradioaktiven Abfälle wird mit qualifizierten Verfahrenund soweit möglich und sinnvoll in den Kernkraftwerkenselber vorgenommen. Dabei werden für die jeweils vor-gesehene Behandlung und Konditionierung die Anforde-rungen für die spätere Endlagerung berücksichtigt. Ein-richtungen zur Vorbehandlung (z. B. zum Konzentrieren,Sortieren, Pressen und Verpacken) sind in allen Kern-kraftwerken vorhanden. Dementsprechend werden z. B.nicht brennbare flüssige Abfälle konzentriert sowie nichtbrennbare feste Abfälle mit Hochdruckpressen kompak-tiert. Die endlagergerechte Konditionierung erfolgt in vie-len Fällen durch Vertragsunternehmen, die über mobileEinrichtungen (z. B. In-Fass-Trocknungsanlagen für flüs-sige Konzentrate, fernbediente Unterwasser-Zerlegeein-richtungen für mittelaktive Abfälle) verfügen und hierzumit diesen Einrichtungen in die Kernkraftwerke kommen.Die Verbrennung brennbarer Abfälle und die Konditio-nierung (Zementierung) der entstehenden Aschen wirdvon Vertragsunternehmen in externen Anlagen durchge-führt. Die konditionierten Abfallgebinde werden vomKernkraftwerk zurückgenommen, entweder dort gelagertoder zu zentralen (externen) Zwischenlagern gebracht.

Datenerfassung aller Abfälle (ohne Kernbrennstoffe)aus Kernkraftwerken

Das Bundesamt für Strahlenschutz führt jährlich eine Er-hebung über die in Deutschland anfallenden radioaktivenAbfälle durch. Hierbei werden auch das Aufkommen undder Bestand an radioaktiven Abfällen aus den Kernkraft-werken ermittelt. Das BfS unterscheidet grundsätzlichzwischen wärmeentwickelnden und vernachlässigbarwärmeentwickelnden radioaktiven Abfällen. Die Datenfür die Jahre 1996 bis 1999 enthält Tabelle 19.2.

Tabel le 19.2

Bestand radioaktiver Abfälle am 31. Dezember, 1996 bis 1999

Abfallvolumen [m 3]

(nicht wärmeentwickelnd) (wärmeentwickelnd)

Jahr 1996 1997 1998 1999 1996 1997 1998 1999

unbehandelte Reststoffe und Zwischenprodukte

7 671

6 183

6 075

5 252

390

390

–

–

konditionierte Abfälle *) 5 926 5 325 4 540 4 865 1 1 1 6 im Jahr konditioniert*) 3 174 2 048 1 561 1 238 – – – 5

*) Angabe in m3 Gebindevolumen


Lagerung abgebrannter Brennelemente

Die Lagerung der abgebrannten Brennelemente erfolgtzunächst in den Nasslagerbecken der Kernkraftwerke undsoll später in den geplanten standortnahen Zwischenla-gern (Tabelle 19.4) erfolgen.

Die Unterkritikalität und die Kühlung der Brennelementein den Nasslagerbecken sowie der Schutz vor äußerenEinwirkungen ist sichergestellt. Gemäß Auflagen in denGenehmigungen muss stets – mit Ausnahme von Kern-kraftwerk Stade – eine Kapazität in Höhe einer Kernla-dung freigehalten werden, um jederzeit die vollständigeEntladung des Reaktorkerns zu ermöglichen. Die internenLagerkapazitäten können grundsätzlich nicht kraft-werksübergreifend genutzt werden, Ausnahmen sind beiden Doppelblockanlagen Neckarwestheim und Philipps-burg genehmigt. Beim Kernkraftwerk Obrigheim wurde1998 der Betrieb eines bereits früher errichteten zusätzli-chen Nasslagers im erdbebengeschützten Notstandsge-bäude außerhalb des Reaktorgebäudes genehmigt. Dieerste Einlagerung von Brennelementen fand hier 1999statt.

Für die Jahre 1997 bis 2000 enthält die Tabelle 19.3 diegenehmigten Lagerkapazitäten, den Bestand an abge-brannten und teilabgebrannten Brennelementen und diederzeit freien Lagerkapazitäten als Summe der Stückzah-len für alle betriebenen Kernkraftwerke (der Schwerme-tallgehalt pro Brennelement ist anlagenabhängig). Ange-geben sind auch die in den Reaktorkernen genutztenBrennelemente.

Die abgebrannten Brennelemente können bis zur Inbe-triebnahme der geplanten standortnahen Zwischenlagerzum einen in zentrale Zwischenlager, die kraftwerksüber-greifend genutzt werden, und zum anderen zur Wieder-aufarbeitung nach Frankreich und Großbritannien ver-bracht werden. Die Beladung der Transportbehälter

erfolgt in den Lagerbecken. Die Behälter verlassen dasKernkraftwerk in Form von Nasstransporten (Großbritan-nien) oder Trockentransporten (Frankreich). Gemäß deram 11. Juni 2001 unterzeichneten Vereinbarung der Bun-desregierung mit den Energieversorgungsunternehmenvom 14. Juni 2000 sind Transporte zu Wiederaufarbei-tungsanlagen ab dem 1. Juli 2005 nicht mehr vorgesehen.

Zur zukünftigen Minimierung von Transporten abge-brannter Brennelemente haben die Betreiber der Kern-kraftwerke für alle 13 Standorte (außer Mülheim-Kärlich)in den Jahren 1998 bis 2000 die Errichtung von Standort-Zwischenlagern beantragt (Tabelle 19.4). Bei diesen Zwi-schenlagern handelt es sich um Trockenlager für abge-brannte Brennelemente in Transport- und Lagerbehälternüberwiegend vom Typ Castor. Die Kapazität dieser Lagerist so bemessen, dass alle anfallenden abgebranntenBrennelemente bis zur endgültigen Einstellung des Kraft-werksbetriebes aufgenommen und dort auch über dieStilllegung des Kernkraftwerks hinaus bis zur Inbetrieb-nahme eines Endlagers gelagert werden können. Die Bun-desregierung geht davon aus, dass diese Standort-Zwi-schenlager etwa fünf Jahre nach ihrer Beantragungbetriebsbereit sein werden. Um kurzfristige Engpässe beider Lagerung zu vermeiden, haben die KernkraftwerkeBiblis, Brunsbüttel, Krümmel, Neckarwestheim und Phi-lippsburg zusätzlich vorübergehende Lagermöglichkeiten(Interimslager) mit einer Kapazität zwischen 12 und28 Stellplätzen für Lagerbehälter beantragt. Zuständig fürdie Genehmigung aller Zwischenlager ist das Bundesamtfür Strahlenschutz.

Entsorgung

Die rechtliche Grundlage der Entsorgung bildet dasAtomgesetz, welches nach dem Willen der Bundesregie-rung geändert werden soll in Einklang mit der Vereinba-rung zwischen der Bundesregierung und den Elektrizi-

Tabel le 19.3

Zwischenlagerung von abgebrannten Brennelementen in den Nasslagern aller Kernkraftwerke am 31. Dezember, 1997 bis 2000

1997 1998 1999 2000

Lagerkapazität Anzahl [t SM] Anzahl [t SM] Anzahl [t SM] Anzahl [t SM]

genehmigte Gesamtkapazität 20 843 6 575 21 865 6 877 21 865 6 877 22 037 6 965

abgebrannte und teilabge-brannte Brennelemente1)

6 442

2 289

7 382

2 582

8 410

2 931

9 6142)

3 278

freie Kapazität3) 5 982 1 840 6 288 1 909 5 570 1 606 4 898 1 382

Brennelemente im Reaktor-kern4)

6 473

1 898

6 473

1 898

6 473

1 898

6 473

1 900

1) Teilabgebrannte Brennelemente können wieder eingesetzt werden.2) Zusätzlich sind insgesamt 126 Brennelemente in Transport- bzw. Transport/Lagerbehältern auf den Anlagengeländen bereitgestellt.3) Stellplätze für eine Kernentladung und betrieblich anderweitig genutzte Stellplätze nicht mitgerechnet.4) Die Brennelemente des Reaktorkerns von Mülheim-Kärlich befinden sich im Nasslagerbecken.


tätsversorgungsunternehmen vom 14. Juni 2000. Danacherfolgt die Entsorgung der Kernkraftwerke durch

– Zwischenlagerung abgebrannter Brennelemente inzentralen (externen) Zwischenlagern und sobald mög-lich in den Standort-Zwischenlagern auf dem Kern-kraftwerksgelände, und spätere direkte Endlagerungder Brennelemente,

– Wiederaufarbeitung abgebrannter Brennelemente bislängstens zum 1. Juli 2005 (Transport-Datum) undVerwertung der dabei zurückgewonnenen Kernbrenn-stoffe und geordnete Beseitigung der Abfälle,

– Konditionierung, Zwischenlagerung und spätere End-lagerung der radioaktiven Abfälle aus dem Betriebund der Stilllegung der Kernkraftwerke.

Für die Endlagerung schwach- und mittelradioaktiver Ab-fälle war bis zum September 1998 das Endlager Morsle-ben in Betrieb. Das Planfeststellungsverfahren für dasEndlager Schacht Konrad soll Ende 2001 abgeschlossenwerden. Die Arbeiten im Erkundungsbergwerk Gorlebensind für mindestens drei Jahre und höchstens zehn Jahreunterbrochen. Die Bundesregierung plant, dass einzukünftiges Endlager für alle Arten radioaktiver Abfälleetwa im Jahre 2030 zur Verfügung stehen soll. Das BMUhat den Arbeitskreis Auswahlverfahren Endlagerstandorteeinberufen, der ein nachvollziehbares Verfahren für dieAuswahl von geeigneten Endlagerstandorten auf der Ba-sis fundierter Kriterien erarbeiten soll.

Bis zur Inbetriebnahme eines Endlagers soll die betrei-berseitige Vorsorge zur Entsorgung ab 1. Juli 2005 durchNachweise zur Zwischenlagerung erfolgen.

Tabel le 19.4

Beantragte standortnahe Zwischenlager

Kernkraftwerk Art des Lagers Antragsdatum Masse SM [Mg] Stellplätze

Biblis A und Biblis B auch für Mülheim-Kärlich

Standort-Zwischenlager Interimslager

23.12.1999 30.11.2000

1 600 300

135 28

Brokdorf Standort-Zwischenlager 20.12.1999 1 200 100

Brunsbüttel Standort-Zwischenlager Interimslager

30.11.1999 15.08.2000

1 500 140

150 18

Grafenrheinfeld Standort-Zwischenlager 23.02.2000 1 050 88

Grohnde Standort-Zwischenlager 20.12.1999 1 200 100

Gundremmingen B und Gundremmingen C

Standort-Zwischenlager

25.02.2000

2 500

216

Isar 1 und Isar 2 Standort-Zwischenlager 23.02.2000 1 800 152

Krümmel Standort-Zwischenlager Interimslager

30.11.1999 15.08.2000

1 500 120

150 12

Emsland Standort-Zwischenlager 22.12.1998 1 500 130

Neckarwestheim 1 und Neckarwestheim 2


20.12.1999 20.12.1999

1 600 250

169 24

Philippsburg 1 und Philippsburg 2


20.12.1999 20.12.1999

1 800 260

152 24

Stade Standort-Zwischenlager 20.12.1999 300 80

Unterweser Standort-Zwischenlager 20.12.1999 1 000 80


Aktivitäten der Atomaufsicht des Bundes

Die Atomaufsicht des Bundes (BMU) sieht Handlungsbe-darf, im sicherheitstechnischen sowie im regulatorischenBereich, um das Sicherheitsniveau der deutschen Kern-kraftwerke auch während deren Restlaufzeit zu erhaltenund zu verbessern. Im Folgenden sind exemplarisch ei-nige von der Atomaufsicht des Bundes vorgesehenenMaßnahmen dargestellt.

Sicherheitsmanagement

Das Sicherheitsmanagement umfasst alle in einer Or-ganisation vorgesehenen Maßnahmen, um das Sicher-heitsniveau, d. h. die Qualität aller für die Sicherheit bedeutsamen Tätigkeiten, und eine entsprechende Sicher-heitskultur zu gewährleisten. Infolge der von den Kernkraftwerksbetreibern beabsichtigten und bereits begonnenen Einsparmaßnahmen im Personal- und Orga-nisationsbereich besteht die Gefahr negativer Auswir-kungen auf das vorhandene Sicherheitsniveau. Die Atom-aufsicht des Bundes verfolgt diese Prozesse intensiv undbezieht neben der Überwachung der technischen Prozessein zunehmendem Maße auch die Aspekte Mensch und Or-ganisation in ihr Überwachungssystem ein. Hierzu lässt sieAnforderungsmaßstäbe und Bewertungsmethoden ent-wickeln, mit denen die sicherheitstechnischen Auswirkun-gen von Kostenreduzierungen auf das Sicherheitsmanage-ment erfasst, beurteilt und überwacht werden können. DieAtomaufsicht des Bundes wird veranlassen, dass dafür allewesentlichen Betriebsabläufe in den einzelnen Kernkraft-werken systematisch und transparent erfasst werden.

Die Atomaufsicht des Bundes wird dabei wie folgt vor-gehen:

– Durchführung einer Bestandsaufnahme zu organisato-rischen und Personalfragen in den Kernkraftwerkenmit dem Ziel, bundeseinheitliche Instrumentarien undKriterien zur Bewertung der sicherheitstechnischenWirksamkeit von Kernkraftwerksorganisationen zuerstellen. Die Anforderungen von INSAG-13 sind – angepasst an die Verhältnisse in Deutschland – zu-grunde zu legen.

– Erstellung von Instrumentarien und Kriterien zur Be-wertung des Einflusses von Organisationsänderungenauf die Sicherheit der Kernkraftwerke.

– Entwicklung von Indikatoren, mit denen die Wirk-samkeit des Sicherheitsmanagements einer Kraft-werksorganisation zeitnah überwacht werden kann.Ausgangspunkt ist die detaillierte Erfassung der Qua-lität der betrieblichen Abläufe und Prozesse, mit de-nen die sicherheitsrelevanten Aufgaben und Abläufeabgewickelt werden. Damit soll zum einen die Fähig-keit zur Selbstkorrektur im Sinne einer hohen Sicher-heitskultur gestärkt werden. Zum anderen soll ein Instrument für die Überwachung durch die Atomauf-sicht bereitgestellt werden.

Im Ergebnis der Maßnahmen wird es besser als in der Ver-gangenheit möglich sein, ein alle genannten Aspekte um-fassendes Sicherheitsmanagement effektiv beurteilen und

rechtzeitig, d. h. im Vorfeld möglicher Beeinträchtigun-gen der Sicherheit aufsichtlich eingreifen zu können.

Abgleich internationale/deutsche Sicherheitsanforderungen

Das deutsche Regelwerk stammt aus den 80er-Jahren.Bislang ist das deutsche Regelwerk nicht im Gesamtzu-sammenhang auf Unterschiede zum internationalen Re-gelwerk geprüft worden. Die Atomaufsicht des Bundeshat deshalb ein Arbeitsprogramm aufgelegt, um einen sol-chen Regelvergleich durchzuführen und die Sicherheits-anforderungen zeitgerecht und im erforderlichem Um-fang fortzuschreiben. Dies schließt auch einen Vergleichdes deutschen untergesetzlichen kerntechnischen Regel-werks mit dem kerntechnischen Regelwerk der IAEA ein.

Kompetenzerhalt

Eine weitere Herausforderung ist die Gefahr eines Kom-petenzverlustes im nuklearen Bereich. Die Atomaufsichtdes Bundes unternimmt gemeinsam mit der Atomaufsichtder Länder Anstrengungen (z. B. Wissensmanagement,Nachwuchsförderung), um während der Restlaufzeit derdeutschen Kernkraftwerke die erforderliche Kompetenzbei Betreibern, Sachverständigen und Genehmigungs-und Aufsichtsbehörden zu erhalten.

Alterungsmanagement

Die technische Alterung an maschinen, leit- und bautech-nischen Komponenten, das Veralten der Anlagenkonzepteund das Altern in den Betriebsbereichen Anlagendoku-mentation, Betriebssoftware, personelle Alterung ein-schließlich der Organisationsstrukturen der Betreiberwerden mit zunehmendem Anlagenalter für die Sicher-heitsbewertung ein bedeutender Faktor.

Die Atomaufsicht des Bundes berät zurzeit über Maßnah-men, um alle – nicht nur die technischen – sicherheitsre-levanten Alterungsvorgänge innerhalb der Restlaufzeitder deutschen Kernkraftwerke zu berücksichtigen. Sie be-absichtigt, von den Betreibern für die einzelnen Kern-kraftwerke jährlich einen entsprechenden Bericht vorle-gen zu lassen.

Periodische Sicherheitsüberprüfung (PSÜ)

Mit dem neuen Atomgesetz wird die Pflicht zu periodi-schen Sicherheitsüberprüfungen alle zehn Jahre verankertwerden, zu der auch eine probabilistische Sicherheitsana-lyse gehört. Diese soll entsprechend dem internationalenStand von Wissenschaft und Technik auch die Stufe 2 um-fassen. Die für Siedewasserreaktoren der Baulinie 69noch ausstehende Erprobung und Bewertung von Metho-den für PSA bis zur Stufe 2 werden jetzt durchgeführt, so-dass dann für alle in Betrieb befindlichen Reaktoren inDeutschland erprobte PSA-Methoden bis zur Stufe 2 zurVerfügung stehen.

Sicherheitstechnische Einzelfragen

Auslegung gegen Erdbeben

Die Auslegung der Bauwerke, Komponenten und Anla-genteile gegen Erdbeben erfolgte bei den älteren Kern-


kraftwerken mit vereinfachten Verfahren. Seitdem sinddie Methoden zur Ermittlung der seismischen Lastannah-men erheblich weiter entwickelt worden. Zudem ist es in-zwischen internationaler Stand, bei der Ermittlung desBemessungserdbebens standortspezifische Bodenant-wortspektren zu verwenden. Bei Neubewertung beste-hender Standorte mit neueren Ansätzen haben sich rele-vante Bewertungsunterschiede der Sachverständigenergeben (Kapitel 17 (iii)).

Die Atomaufsicht des Bundes lässt daher zurzeit eine Be-standsaufnahme der Erdbebenauslegung aller deutschenKernkraftwerke durchführen und einen Bewertungsan-satz mit einer einheitlichen Methodik zur Ermittlung derBemessungsgrößen, insbesondere unter Verwendung vonStrong-Motion-Daten, erarbeiten.

Schutz gegen Hochwasser

Die Atomaufsicht des Bundes hat das Überflutungsereig-nis im französischen Kernkraftwerk Blayais Ende 1999sowie die Diskussionen bei der Überarbeitung der kern-technischen Regel Hochwasserschutz zumAnlass genom-men, die Auslegung gegen Hochwasser bei allen deut-schen Kernkraftwerken zu überprüfen (Kapitel 17). Siegeht davon aus, dass Nachrüstungen erforderlich werden.

Rissbefunde in Schweißnähten von Rohrleitungen inden Kernkraftwerken – Zerstörungsfreie Prüfungen

Rissbefunde in Schweißnähten der Druckführenden Um-schließung der Kernkraftwerke Stade (chlorinduzierteSpannungsrisskorrosion im Grundwerkstoff) und Biblis A(Rissbefunde in der Pufferungszone von Misch-schweißnähten) haben der Atomaufsicht des Bundes An-lass zur Prüfung gegeben, ob vergleichbare Komponentenin anderen Anlagen ebenfalls betroffen sind. Es gilt si-cherzustellen, dass diese Komponenten rissfrei sind undes nicht zu störfallmäßigen Leckagen oder Rohrbrüchenkommen kann. Die Atomaufsicht des Bundes lässt daherin allen deutschen Kernkraftwerken die Ergebnisse derwiederkehrenden Prüfungen an gewissen Schweißnähtennachbewerten und gegebenenfalls erneute Prüfungen dortvornehmen. Darüber hinaus werden die Prüfungen neuqualifiziert, sodass solche Risse zukünftig zuverlässig ge-funden werden.

Stellkraftreserven sicherheitstechnisch wichtigerAbsperrschieber

In den Kernkraftwerken gibt es eine Vielzahl unterschied-licher Absperrschiebertypen mit unterschiedlichen Kon-struktionsmerkmalen, Einsatzbedingungen und Anforde-rungen, die auch in Störfällen zuverlässig funktionierenmüssen. Da eine Prüfung der Armaturen unter realisti-schen Störfallbedingungen (z. B. Bruch einer Frisch-dampfleitung) nicht möglich ist, erfolgte der Nachweis derFunktionsfähigkeit vor allem durch analytische Berech-nungen. Die Aussagekraft der entsprechenden Berechnun-gen muss durch Versuche zu Teilaspekten abgestützt wer-den. Zur Absicherung dieser Berechnungsverfahrenwurden auf Veranlassung der Atomaufsicht des BundesPrüfungen dieser Armaturen unter Differenzdruckbedin-

gungen mit zufriedenen stellendem Ergebnis durchge-führt. Für noch einige wenige Armaturentypen sind die inden Berechnungsverfahren angesetzten Sicherheitsfakto-ren noch zu verifizieren. Die Atomaufsicht des Bundeslässt sich dazu die notwendigen Unterlagen vorlegen unddurch die Reaktor-Sicherheitskommission bewerten.

Qualitätssicherung bei der Brennelementfertigung

Qualitätssicherungsprobleme bei der Fertigung vonBrennelementen einer ausländischen Fertigungsanlagehaben die Atomaufsicht des Bundes veranlasst, Maßnah-men zu fordern, die eine unabhängige Qualitätssicherungbesser als bisher sicher stellen. Dazu sind Verschärfungenim Regelwerk, aber auch eine Verbesserung der Qua-litätssicherungsdokumentationen bei den Herstellern/Be-treibern und den im Behördenauftrag tätigen Sachver-ständigen durchzusetzen. Die Atomaufsicht des Bundeshat deshalb veranlasst, dass Regelwerksänderungen erar-beitet werden und dass die erforderliche Verbesserung derQualitätssicherungsdokumentation vorgenommen wird.

Verhalten von Brennelementen mit Hüllrohren ausneuartigem Werkstoff

Bei einigen deutschen DWR-Anlagen sind Brennele-mente mit neuartigen niobhaltigen Hüllrohren im Einsatz,die eine höhere betriebliche Korrosionsfestigkeit erwar-ten lassen. Die Atomaufsicht des Bundes veranlasst dieumfassenden Prüfung der Störfallfestigkeit dieses neuenWerkstoffes. Dabei ist insbesondere das Verhalten bei ho-hem Abbrand zu berücksichtigen.

Hochabbrand von Brennelementen

Von den Betreibern der Kernkraftwerke wird geplant, dieZielabbrände für die Brennelemente weiter zu erhöhen.Die zur sicherheitstechnischen Bewertung erforderlichenkonservativen Störfall- und Schadensumfanganalysen un-ter vollständiger Berücksichtigung der Hochabbrandef-fekte liegen noch nicht vor. Die Atomaufsicht des Bundeswird u. a. experimentelle Untersuchungen zum Brenn-stoffverhalten sowohl unter Betriebs- als auch unter Stör-fallbedingungen veranlassen. Weiterhin werden die Re-chenverfahren zur Abschätzung des Brennstoff- undBrennstabverhaltens auf die Einbeziehung der zu erwar-tenden Hochabbrandeffekte geprüft.

ATWS-Ereignisse

Die Pläne der Betreiber der Kernkraftwerke, die Zielab-brände der Brennelemente zu erhöhen und den Einsatzvon MOX-Brennelementen zu verstärken, hat die Atom-aufsicht des Bundes zum Anlass genommen, die Sicher-heitsreserven bei der Beherrschung von ATWS- Ereignis-sen zu überprüfen. Sie hat diesen Sachverhalt in derReaktor-Sicherheitskommission beraten lassen. Aufgrunddes Beratungsergebnisses verlangt die Atomaufsicht des Bundes, dass die Störfallbeherrschung im Kurz-zeitbereich durch ein inhärent sicheres Verhalten des Reaktorkerns auch ohne Inanspruchnahme von aktiv an-gesteuerten Maßnahmen, d. h. ohne Abschalten derHauptkühlmittelpumpen gewährleistet ist.


Deborierung – Einhaltung einer ausreichenden Borkonzentration nach Kühlmittelverluststörfall(kleines Leck) und unterstellten Teilausfällen im Sicherheitssystem

Zu sicherheitstechnisch bedeutsamen Fragestellungen,die die Beherrschbarkeit von bestimmten Auslegungs-Leckstörfällen betreffen, liegen neue Erkenntnisse vor.Neuere thermohydraulische Berechnungen haben Hin-weise dafür ergeben, dass bei dem betrachteten Leck-ereignis die erforderliche Borkonzentration möglicher-weise nicht durchgängig gewährleistet ist und somit dieUnterkritikalität nicht sicher erhalten bleibt. Die Atom-aufsicht des Bundes lässt daher unter Heranziehung von experimentellen Ergebnissen, die entstehenden Durchmi-schungsvorgänge genauer bestimmen, um sie in den Si-cherheitsanalysen neu zu berücksichtigen. Dazu wurdendie Länder zu entsprechenden Stellungnahmen für dieeinzelnen Anlagen aufgefordert. Ein begleitendes Vorha-ben durch den Gutachter der Atomaufsicht des Bundeswurde in Auftrag gegeben.

Digitale Leittechnik

In den kommenden Jahren wird eine Um- und Nachrüs-tung von Sicherheitsleittechnik auch in deutschen Kern-kraftwerken auf der Basis rechnergestützter (softwareba-sierter) Systeme erwartet und von den Betreibern derAnlagen beantragt werden, da analog aufgebaute, festver-drahtete Systeme nicht mehr hergestellt und Ersatzteile inzunehmendem Maße nicht mehr verfügbar sein werden.Anforderungen an rechnergestützte Systeme mit Sicher-heitsrelevanz existieren lediglich in allgemeiner Form inden Leitlinien der Reaktor-Sicherheitskommission. Fürdie praktische Prüfung und Bewertung im atomrechtli-chen Verfahren reichen sie nicht aus. Zur Aufstellung dererforderlichen detaillierten Anforderungen wird sich die

Atomaufsicht des Bundes stärker als bisher an der inter-nationalen Normenerstellung beteiligen und die Über-tragbarkeit und Vereinbarkeit mit den sicherheitstechni-schen Anforderungen in Deutschland sicherstellen. Diesgilt insbesondere für die Regulierung des Einsatzes vor-gefertigter Hard- und Software in Systemen der höchstenSicherheitskategorie.

Abbau von Wasserstoff bei Kernschmelzunfällen

Derzeit werden in allen deutschen Druckwasserreaktorenkatalytische Rekombinatoren zum Wasserstoffabbau nachauslegungsüberschreitenden Ereignissen mit Kernschmel-ze im Sicherheitsbehälter implementiert. Aufgrund vonZweifeln an der Tragfähigkeit des Referenzkonzeptes(Auslegung und Anordnung der Rekombinatoren in derReferenzanlage) hat die Atomaufsicht des Bundes eineÜberprüfung der zugrunde liegenden Auslegungsrechnun-gen veranlasst. Zugleich wird die Übertragbarkeit der Er-gebnisse auf andere Anlagen überprüft.

Verstopfung der Wasseransaugung aus demSumpfraum

Neue Erkenntnisse aus US-amerikanischen Versuchen ge-ben der Atomaufsicht des Bundes dazu Anlass, die auf-grund des Ereignisses im schwedischen KernkraftwerkBarsebäck in deutschen Kernkraftwerken veranlasstenMaßnahmen zu überprüfen. Diese Maßnahmen sollen si-cherstellen, dass bei schweren Kühlmittelverlust-Störfäl-len, bei denen die Kernkühlung durch Wasser aus demSumpfraum des Reaktors erfolgen muss, die Wasseransau-gung nicht durch störfallbedingte Bruchstücke von Rohr-leitungsisoliermaterial beeinträchtigt wird.Auf der Grund-lage der neuen Überprüfung wird sichergestellt, dass dienotwendigen Konservativitäten der Sicherheitsnachweiseauch bei ungünstigen Modellannahmen vorhanden sind.


Anhang 1 Kernkraftwerke in Betrieb und außer Betrieb

Anhang 1.1 Kernkraftwerke in Betrieb

Kernkraftwerke in Betrieb Standort

a) Betreiber b) Hersteller c) Eigentümer (Hauptgesellschafter)

Typ Brutto- leistung MWe

Gene-ration/ Baulinie

a) Antragsdatum b) Erstkritikalität

1 Obrigheim (KWO) Obrigheim Baden-Württemberg

a) Kernkraftwerk Obrigheim GmbH b) Siemens c) Energie Baden-Württemberg AG 63 %

DWR 357

1. a) 16.07.1964 b) 22.09.1968

2 Stade (KKS) Stade Niedersachsen

a) Kernkraftwerk Stade GmbH b) KWU c) E.ON Kernkraft GmbH 66 2/3 %

DWR 672

1. a) 28.07.1967 b) 08.01.1972

3 Biblis A (KWB A) Biblis Hessen

a) RWE Power b) KWU c) RWE Power 100 %

DWR 1225

2. a) 11.06.1969 b) 16.07.1974

4 Biblis B (KWB B) Biblis Hessen

a) RWE Power b) KWU b) RWE Power 100 %

DWR 1300

2. a) 03.05.1971 b) 25.03.1976

5 Neckarwestheim 1 (GKN 1) Neckarwestheim Baden-Württemberg

a) Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar GmbH b) KWU c) Neckarwerke 70 %

DWR 840

2. a) 02.04.1971 b) 26.05.1976

6 Brunsbüttel (KKB) Brunsbüttel Schleswig-Holstein

a) Kernkraftwerk Brunsbüttel GmbH b) AEG/KWU c) HEW 66 2/3 %

SWR 806

69 a) 10.11.1969 b) 23.06.1976

7 Isar 1 (KKI 1) Essenbach Bayern

a) E.ON Kernkraft GmbH b) KWU c) E.ON Kernkraft GmbH 100 %

SWR 912

69 a) 25.06.1971 b) 20.11.1977

8 Unterweser (KKU) Esenshamm Niedersachsen


DWR 1410

2. a) 07.04.1971 b) 16.09.1978

9 Philippsburg 1 (KKP 1) Philippsburg Baden-Württemberg

a) EnBW Kraftwerke GmbH b) KWU c) Energie Baden-Württemberg AG 100 %

SWR 926

69 a) 20.02.1970 b) 09.03.1979


noch Anhang 1.1




Gene-ration/ Bau-linie


10 Grafenrheinfeld (KKG) Grafenrheinfeld Bayern


DWR 1345

3. a) 07.06.1973 b) 09.12.1981

11 Krümmel (KKK) Krümmel Schleswig-Holstein

a) Kernkraftwerk Krümmel GmbH b) KWU c) HEW 50 % E.ON Kernkraft GmbH 50 %

SWR 1316

69 a) 18.02.1972 b) 14.09.1983

12 Gundremmingen B (KRB B) Gundremmingen Bayern

a) Kernkraftwerke Gundremmingen Betriebsgesellschaft mbH b) KWU c) RWE Power 75 %

SWR 1344

72 a) 15.03.1974 b) 09.03.1984

13 Grohnde (KWG) Grohnde Niedersachsen

a) Gemeinschaftskernkraftwerk Grohnde GmbH b) KWU c) E.ON Kernkraft GmbH 50 % Gemeinschaftskraftwerk Weser 50 %

DWR 1430

3. a) 03.12.1973 b) 01.09.1984

14 Gundremmingen C (KRB C) Gundremmingen Bayern

a) Kernkraftwerke Gundremmingen Betriebsgesellschaft mbH b) KWU c) RWE Power 75 %

SWR 1344

72 a) 15.03.1974 b) 26.10.1984

15 Philippsburg 2 (KKP 2) Philippsburg Baden-Württemberg

a) EnBW GmbH b) KWU c) Energie Baden-Württemberg AG 100 %

DWR 1458

3. a) 24.06.1975 b) 13.12.1984

16 Brokdorf (KBR) Brokdorf Schleswig-Holstein

a) Kernkraftwerk Brokdorf GmbH b) KWU c) E.ON Kernkraft GmbH 80 %

DWR 1440

3. a) 12.03.1974 b) 08.10.1986

17 Isar 2 (KKI 2) Essenbach Bayern


DWR 1475

4. Konvoi

a) 13.02.1979 b) 15.01.1988

18 Emsland (KKE) Lingen Niedersachsen

a) Kernkraftwerke Lippe-Ems GmbH b) KWU c) RWE Power 87,5 %

DWR 1400

4. Konvoi

a) 28.11.1980 b) 14.04.1988


noch Anhang 1.1




Gene-ration/ Bau-linie


19 Neckarwestheim 2 (GKN 2) Neckarwestheim Baden-Württemberg

a) Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar GmbH b) KWU c) Neckarwerke 70 %

DWR 1365

4. Konvoi

a) 27.11.1980 b) 29.12.1988

Abgeschaltet und Stilllegung beantragt

Mülheim-Kärlich (KMK) Mülheim-Kärlich Rheinland-Pfalz

a) RWE Energie AG b) BBR c) RWE Energie AG 100 %

DWR 1302

4. a) 22.12.1972 b) 01.03.1986

(Die Anlage ist seit dem 9. September 1988 außer Betrieb und der Betreiber hat am 12. Juni 2001 einen Antrag auf Stilllegung und Rückbau gestellt.)

Anhang 1.2 Kernkraftwerke außer Betrieb

Kernkraftwerke außer Betrieb Standort

a) letzter Betreiber b) Hersteller

Typ Bruttoleistung MWe

a) Erstkritikalität b) Abschaltung

1 Versuchsatomkraftwerk

(VAK) Kahl Bayern

a) Versuchsatomkraftwerk Kahl GmbH b) AEG/General Electric

SWR 16

a) 13.11.1960 b) 25.11.1985

2 Mehrzweckforschungsreaktor (MZFR) Karlsruhe Baden-Württemberg

a) Kernkraftwerk Betriebsgesellschaft mbH b) Siemens/KWU

Druckschwer-wasserreaktor 57

a) 29.09.1965 b) 03.05.1984

3 Rheinsberg (KKR) Rheinsberg Brandenburg

a) Energiewerke Nord GmbH b) VEB Kernkraftwerksbau Berlin

DWR (WWER) 70

a) 06.05.1966 b) 12.11.1990

4 Gundremmingen A (KRB A) Gundremmingen Bayern

a) Kernkraftwerk RWE- Bayernwerk GmbH b) AEG/General Electric

SWR 250

a) 14.08.1966 b) 13.01.1977


noch Anhang 1.2





5 Atomversuchskraftwerk

(AVR) Jülich Nordrhein-Westfalen

a) Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor GmbH b) BBC/Krupp Reaktorbau GmbH (BBK)

HTR 15

a) 26.08.1966 b) 21.12.1988

6 Lingen (KWL) Lingen Niedersachsen

a) Kernkraftwerk Lingen GmbH b) AEG/KWU

SWR 268

a) 31.01.1968 b) 05.01.1977

7 Heißdampfreaktor (HDR) Großwelzheim Bayern

a) Forschungszentrum Karlsruhe b) AEG

Heißdampf-reaktor 25

a) 14.10.1969 b) 20.04.1971

8 Würgassen (KWW) Würgassen Nordrhein-Westfalen

a) PreussenElektra b) AEG/KWU

SWR 670

a) 20.10.1971 b) 29.05.1995

9 Niederaichbach (KKN) Niederaichbach Bayern

a) Forschungszentrum Karlsruhe Kernkraftwerkbetriebs GmbH b) Siemens

Druckröhren-reaktor 100

a) 17.12.1972 b) 21.07.1974

10 Greifswald 1 (KGR 1) Lubmin Mecklenburg-Vorpommern

a) Energiewerke Nord GmbH b) VEB Kombinat Kraftwerksanlagenbau

DWR (WWER) 440

a) 03.12.1973 b) 18.12.1990



DWR (WWER) 440

a) 03.12.1974 b) 14.02.1990

12 Kompakte natriumgekühlte Reaktoranlage (KNK II) Karlsruhe Baden-Württemberg

a) Kernkraftwerkbetriebs GmbH b) Interatom

SNR 21

a) 10.10.1977 b) 23.08.1991



DWR (WWER) 440

a) 06.10.1977 b) 28.02.1990



DWR (WWER) 440

a) 22.07.1979 b) 02.06.1990

15 Thorium-Hochtemperatur-reaktor (THTR 300) Hamm-Uentrop Nordrhein-Westfalen

a) Hochtemperatur Kernkraftwerk GmbH b) BBC/HRB/NUKEM

HTR 308

a) 13.09.1983 b) 20.09.1988



DWR (WWER) 440

a) 26.03.1989 b) 30.11.1989


noch Anhang 1.2





Eingestellte Projekte



DWR (WWER) 440

a) b) Projekt eingestellt



DWR (WWER) 440




DWR (WWER) 440


20 SNR 300 Kalkar Nordrhein-Westfalen

a) Schnell-Brüter Kernkraftwerks- gesellschaft mbH b) INTERATOM /BELGONUCLEAIRE / NERATOOM

SNR 327

a) b) Projekt eingestellt 20.03.1991

21 Stendal A Stendal Sachsen-Anhalt

a) Altmark Industrie GmbH b) VEB Kombinat Kraftwerksanlagenbau

DWR (WWER) 1000


22 Stendal B Stendal Sachsen-Anhalt

a) Altmark Industrie GmbH b) VEB Kombinat Kraftwerksanlagenbau

DWR (WWER) 1000



Anhang 2 Bei der periodischen Sicherheitsüberprüfung heranzuziehende Störfälle und auslegungsüberschreitende Störfälle, DWR und SWR

Ebene 3, Störfälle DWR

3-1 Transienten

– Reaktivitätsstörfall durch Ausfahren des wirksamsten Steuerelements oder der wirksamsten Gruppe beim An-fahren

– Ausfall der Hauptwärmesenke durch Nichtöffnen der Frischdampfumleiteinrichtung nach Turbinenschnellab-schaltung

– Ausfall der Hauptspeisewasserversorgung– Ausfall der Eigenbedarfsversorgung (Notstromfall)– Leckagen von Frischdampfleitungen bis 0,1F bei Ausführung in Bruchausschlussqualität, sonst 2F

(F: offene Querschnittsfläche der Rohrleitung)

3-2 Störfälle mit Kühlmittelverlust

Für die Kühlmittelumschließung in typischen Lagen zu unterstellende Leckquerschnitte:– Leckquerschnitt < 120 cm2 für

– Offenstehen von Druckabsicherungseinrichtungen – Bruch von Anschlussleitungen – Leckagen an Rohrverzweigungen, Durchdringungen und Dichtungen – Leckagen durch Rissöffnungen – doppelendiger Bruch eines Dampferzeugerheizrohres

– Leckquerschnitt 0,1F der Hauptkühlmittelleitung bei Ausführung in Bruchausschlussqualität, bis 2F sonst

3-3 Radiologisch repräsentative Ereignisse

– Kühlmittelverluste mit: – Leckquerschnitt 2F durch Bruch einer 30 Minuten lang nicht abgesperrten Messleitung im Ringraum – Leckquerschnitt 2F eines Dampferzeugerheizrohres und Leck in der Frischdampfleitung nach der Absperrar-

matur mit Berücksichtigung der Schließzeiten der Absperrarmatur,– Leckquerschnitt 0,1F bei Ausführung in Bruchausschlussqualität, bis 2F sonst

– Brennelement-Handhabungsfehler: Beschädigung aller Brennstäbe an einer Außenseite eines Brennelementes – Hilfsanlagen-Versagen: – Bruch einer Rohrleitung in der Abgasreinigungsanlage – Versagen des Abwasserverdampferbehälters in der Kühlmittelaufbereitung

3-4 Anlageninterne Einwirkungen

– Überflutung durch Leckagen von Rohrleitungen außerhalb der Kühlmittelumschließung bis zu 0,1F bei Aus-führung in Bruchausschlussqualität, sonst bis 2F

– Sonstige anlageninterne Überflutungen (z. B. durch Leckagen von Nebenkühlwasserleitungen) – anlageninterne Brände – Bruchstücke hoher kinetischer Energie als Folge von Komponentenversagen (z. B. Turbinenschaufelversagen)

3-5 Anlagenexterne Einwirkungen

– Standortspezifische, naturbedingte äußere Einwirkungen (durch Erdbeben und Wetter wie Blitz, Überschwem-mung, Wind, Eis und Schnee)

Ebene 4, auslegungsüberschreitende Störfälle DWR

4-1 Spezielle, sehr seltene Ereignisse

– ATWS– standortspezifische externe zivilisatorische Einwirkungen (Notstandsfälle)


noch Anhang 2

4-2 Anlagenzustände infolge Nichtverfügbarkeit angeforderter Sicherheitseinrichtungen (Notfälle)

– Ausfall der gesamten Dampferzeuger-Bespeisung mit der Tendenz zur völligen Ausdampfung der Sekundärseiten– Kühlmittelverlust mit kleinem Leckquerschnitt mit der Tendenz zum Anstieg des Kühlmitteldrucks über den

Förderdruck der Hochdruck-Einspeisepumpen – Doppelendiger Bruch eines Heizrohres in einem Dampferzeuger und Anstieg des Frischdampfdrucks mit der

Tendenz zum Ansprechen des Frischdampf-Sicherheitsventils– Ausfall der gesamten Drehstromversorgung, soweit nicht batterieversorgt, für eine Zeitdauer bis zu zwei Stun-

den – globaler langfristiger Druckanstieg im Sicherheitsbehälter mit der Tendenz zum

Anstieg über den Auslegungsdruck– Anstieg der Wasserstoffkonzentration im Sicherheitsbehälter mit der Tendenz zum Erreichen der Zündgrenze

Ebene 3, Störfälle SWR

3-1 Transienten

– Reaktivitätsstörfälle: – begrenzter Ausfall des wirksamsten Steuerstabs – unkontrolliertes Ausfahren von Steuerstäben beim Anfahren

– Ausfall der Hauptwärmesenke durch Fehlschließen der Frischdampf-Durchdringungsarmaturen– Ausfall der Hauptspeisewasserversorgung– Ausfall der Eigenbedarfsversorgung (Notstromfall)

3-2 Störfälle mit Kühlmittelverlust

Für die Kühlmittelumschließung in typischen Lagen zu unterstellende Leckquerschnitte: – Leckquerschnitt < 80 cm2 für Leckagen durch Rissöffnungen im Bereich zwischen den Steuerstabantrieben im

Reaktordruckbehälterboden – Leckquerschnitt < 0,1F von Rohrleitungen bei Ausführung in Bruchausschlussqualität, bis 2F sonst

(F: offene Querschnittsfläche der Rohrleitung)

3-3 Radiologisch repräsentative Ereignisse

– Kühlmittelverluste mit: – Leckquerschnitt 2F durch Bruch einer 30 Minuten lang nicht abgesperrten reaktorwasserführenden Messlei-

tung im Reaktorgebäude– Leckquerschnitt 0,1F durch Bruch einer Nachkühlleitung im Reaktorgebäude bei Ausführung in Bruchaus-

schlussqualität, 1 F sonst unter Berücksichtigung der Schließzeiten der Absperrarmatur – Leckquerschnitt 0,1F bei Ausführung in Bruchausschlussqualität, bis 2F sonst – Leckquerschnitt 80 cm² für Leckagen durch Rissöffnungen im Bereich zwischen den Steuerstabantrieben im

Reaktordruckbehälterboden – Brennelement-Handhabungsfehler:

Beschädigung aller Brennstäbe an einer Außenseite eines Brennelementes – Hilfsanlagen-Versagen:

– Bruch einer Rohrleitung in der Abgasreinigungsanlage – Versagen des Abwasserverdampferbehälters in der Kühlmittelaufbereitung

3-4 Anlageninterne Einwirkungen

– Überflutung durch Leckagen von Rohrleitungen außerhalb der Kühlmittelumschließung bis zu 0,1F bei Aus-führung in Bruchausschlussqualität, sonst bis 2F

– Sonstige anlageninterne Überflutungen (z. B. durch Leckagen von Nebenkühlwasserleitungen) – anlageninterne Brände – Bruchstücke hoher kinetischer Energie als Folge von Komponentenversagen (z. B. Turbinenschaufelversagen)


noch Anhang 2

3-5 Anlagenexterne Einwirkungen

– Standortspezifische, naturbedingte äußere Einwirkungen (durch Erdbeben und Wetter wie Blitz, Überschwem-mung, Wind, Eis und Schnee)

Ebene 4, auslegungsüberschreitende Störfälle SWR

4-1 Spezielle, sehr seltene Ereignisse

– ATWS– standortspezifische externe zivilisatorische Einwirkungen (Notstandsfälle)

4-2 Anlagenzustände infolge Nichtverfügbarkeit angeforderter Sicherheitseinrichtungen (Notfälle)

– Kühlmittelverlust mit nachfolgender Überspeisung einer Frischdampfleitung und der Möglichkeit von Konden-sationsschlägen außerhalb des Durchdringungsabschlusses

– Transienten mit der Tendenz des Abfallens des Reaktordruckbehälterfüllstandes bis Kernunterkante – Ausfall der gesamten Drehstromversorgung, soweit nicht batterieversorgt, für eine Zeitdauer bis zu zwei Stun-

den – globaler langfristiger Druckanstieg im Sicherheitsbehälter mit der Tendenz zum Anstieg über den Auslegungs-

druck– Anstieg der Wasserstoffkonzentration im Sicherheitsbehälter mit der Tendenz zum Erreichen der Zündgrenze


Anhang 3 Sicherheitstechnische Auslegungsmerkmale, DWR und SWR


noch Anhang 3

Auslegungsmerkmale 1. Generation 2. Generation 3. Generation 4. Generation

Anzahl der Loops: 2 oder 4 3 oder 4 4 4

Prüffähigkeit der Konstruktion für zerstörungsfreie Prüfungen: ja, mit kleineren Einschränkungen

ja

Konstruktion:

�� nahtlose Schmiederinge für Behälter

Reaktordruckbehälter, Dampf-erzeuger (nur Primärseite)

Reaktordruckbehälter, Dampferzeuger, Druckhalter

�� nahtlose Rohre Hauptkühlmittelleitung mit kleineren Einschränkungen

Hauptkühlmittelleitung

Werkstoffe:

�� alterungsunempfindliche ferritische Feinkornbaustähle mit stabilisierter austenitischer Plattierung

alle Komponenten und Rohrleitungen mit Nennweite > 400 mm

wie 1.–3. Generation, aber optimierte Qualitäten

�� alterungsunempfindliche stabilisierte austenitische Stähle

alle Rohrleitungen mit Nennweite < 400 mm und Komponenteneinbauten

�� korrosionsbeständiger Dampferzeuger-heizrohrwerkstoff (Incoloy 800)

ja (Austausch der Dampferzeuger bei einer Anlage)

ja

Umsetzung des Bruch-ausschlusskonzeptes: Nachqualifizierung vor Inbetrieb-

nahme von Beginn der Planung

Verringerung der Neutronenversprödung:

Einsatz von Dummy-elementen und besonderes Brennelement-management

Vergrößerung der Reaktordruckbehälter-Durchmesser zur Verringerung der Neutronenfluenz

1. Druckführende Umschließung DWR


noch Anhang 3

Auslegungsmerkmale Baulinie 69 Baulinie 72

in den Reaktordruckbehälter integrierte Umwälzpumpen:

8 bis 10 8

Prüffähigkeit der Konstruktion für zerstörungsfreie Prüfungen:

ja, mit kleineren Einschränkungen

ja

Konstruktion:

�� nahtlose Schmiederinge für Reaktordruckbehälter

nein ja

�� nahtlose Rohre ja, nach Rohrleitungsaustausch

ja

Werkstoffe:

�� alterungsunempfindliche ferritische Feinkornbaustähle

Reaktordruckbehälter, Frischdampf- und Speisewasserleitung

�� alterungsunempfindliche stabilisierte austenitische Stähle

Rohrleitungen, z. T. umgerüstet durch Austausch, außerdem Reaktordruckbehältereinbauten und -plattierung

Umsetzung des Bruch-ausschlusskonzeptes

Nachqualifizierung z. T. durch Rohrleitungsaustausch

von Beginn der Planung

Verringerung der Neutronenversprödung

besonderes Brennelementmanagement

1. Druckführende Umschließung SWR


noch Anhang 3


Zahl der Notkühlstränge/Kapazität 4 x mindestens 50 %

Förderhöhe Hochdruckpumpen ca. 110 bar

Abfahren Sekundärseite bei kleinen Lecks

von Hand oder voll-automatisch

automatisches Teilabfahren oder vollautomatisch

vollautomatisch

Anzahl der Flutbehälter 3 oder 5 4 teilweise als Doppelbehälter

Förderhöhe Niederdruckpumpen 1 Anlage 8 bar 1 Anlage

18 bar

ca. 10 bar

Druckspeicher (Einspeisedruck)

1 pro Loop (26 bar); 1 Anlage ohne Druckspeicher

1 oder 2 pro Loop (25 bar)

2 pro Loop (25 bar)

Sumpfleitung vor der äußeren Absperrung

Einfachrohr (1 Anlage ohne Sumpfleitung)

Doppelrohr, teilweise mit Dichtheits-überwachung

Doppelrohr

mit Dichtheitsüberwachung

Aufstellungsort der aktiven Notkühlsysteme

separates Gebäude, Reaktor-gebäude oder Ringraum

Ringraum

2. Kernnotkühlung DWR


noch Anhang 3


Zahl der Stränge der Hochdruckeinspeisung (Kapazität)

1 Strang (Dampfturbine bis 10 bar FD-Druck ca. 300 kg/s)

3 Stränge (elektrisch angetriebene Pumpen, 3 x 70 kg/s)

Diversitäres Hochdruckeinspeisesystem

1 Strang (elektrisch angetriebene Pumpe, ca. 40 kg/s)

Nein

Druckentlastung

7 bis 11 Sicherheits- und Entlastungsventile, zusätzlich 3 bis 6 motorbetätigte Entlastungsventile

11 Sicherheits- und Entlastungsventile, zusätzlich 3 motorbetätigte Entlastungsventile

Mitteldruckeinspeisesystem

nein

1 Strang (elektrisch angetriebene Pumpe, 40 bar)

Zahl der Niederdruck-Notkühlstränge / Kapazität

4 x 50% 3 x 100%

Niederdrucksystem mit diversitärer Einspeisung

1 x 100% Kernflutsystem Nein

Rückförderung aus Containmentsumpf

ja, über aktive Systeme ja, über passives System mit 4 Überlaufrohren

Aufstellungsort Notkühlsysteme

in getrennten Räumen des Reaktorgebäudes

in getrennten Räumen des Reaktorgebäudes, Mitteldrucksystem in verbunkertem Gebäude

2. Kernnotkühlung SWR


noch Anhang 3


Typ Kugelförmiger Stahlbehälter mit umgebender Betonumhüllung, Ringspalt und Unterdruckhaltung

Auslegungsdruck (Überdruck)

1 Anlage 2,99 bar 1 Anlage 3,78 bar

4,71 bar

5.3 bar

5,3 bar

Auslegungstemperatur 1 Anlage 125°C 1 Anlage 135°C

135°C 145°C 145°C

Werkstoff Stahlhülle

BH36KA; HSB50S

FB70WS; FG47WS; BHW33

FG51WS; 15MnNi63; Aldur 50/65D

15MnNi63

Wandstärke Stahlhülle im ungestörten Kugelbereich

bis 25 mm

bis 29 mm

bis 38 mm

38 mm

Schleusen:

Materialschleuse Einfach-dichtungen oder Doppel-dichtungen ohne Absaugung

Doppeldichtungen mit Absaugung

Personenschleuse Einfach-dichtungen oder Doppel-dichtungen ohne Absaugung

Doppeldichtungen mit Absaugung

Notschleuse eine mit Einfach-dichtungen

eine mit Doppel-dichtungen und Absaugung

zwei mit Doppeldichtungen und Absaugung

Durchdringungen:

Frischdampfleitung eine Abschlussarmatur außen

Speisewasserleitung eine Abschlussarmatur innen und außen

Notkühl- und Hilfssysteme eine Abschlussarmatur innen und außen mit einzelnen Ausnahmen

eine Abschluss-armatur innen und außen

Lüftungssysteme eine Abschlussarmatur innen und außen

3. Sicherheitsbehälter DWR


noch Anhang 3


Typ

kugelförmiger Stahlbehälter mit im Torus liegender Kondensationskammer

zylindrischer Spannbetonbehälter mit ringförmiger Kondensationskammer

Auslegungsdruck (Überdruck) bis 3,5 bar 3,3 bar

Auslegungstemperatur ca. 150°C

Werkstoff Stahlhülle WB25; Aldur50D, BHW25 TTSTE29

Wandstärke Stahlhülle außerhalb der Betonauflage

geometrie- und konstruktionsbedingt 18 mm bis 50 mm, 18 mm bis 65 mm, 20 mm bis 70 mm, 25 mm bis 70 mm

8 mm Stahlliner

Anzahl der Kondensationsrohre je nach Anlage 58, 62, 76 oder 90

63

Eintauchtiefe der Kondensationsrohre

2,0 oder 2,8 m 4,0 m

Inertisierung der Kondensationskammer

ja ja

Inertisierung der Druckkammer ja nein

Schleusen: generell Doppeldichtung mit Absaugung

Materialschleuse keine

Personenschleuse zum Steuerstabantriebsraum, für Personen und Materialtransporte

Notschleuse eine, vom Steuerstabantriebsraum eine, vom Steuerstabantriebsraum und eine oberhalb der Kondensationskammer

Durchdringungen:

Frischdampfleitung/ Speisewasserleitung

eine Abschlussarmatur innen und außen

Notkühl- und Hilfssysteme Notkühlsystem im Bereich der Kondensationskammer und einige Kleinleitungen mit zwei äußeren Absperrungen, sonst eine Absperrung innen und außen

Lüftungssysteme zwei außen liegende Abschlussarmaturen

3. Sicherheitsbehälter SWR


noch Anhang 3


Reaktorleistungsbegrenzung 1 Anlage ja, 1 Anlage nein

ja

Steuerstabfahrbegrenzung ja (Überwachung Abschaltreaktivität)

Kühlmitteldruck-, Kühlmittelmassen-, Temperaturgradientenbegrenzung

Kühlmitteldruck

teilweise

ja

4. Begrenzungen und Sicherheitsleittechnik, einschließlich Reaktorschutz DWR

4.1 Begrenzungen


Anregekriterien aus Störfallanalyse abgeleitet

im Wesentlichen ja

ja

Unterschiedliche physikalische Anregekriterien für den Reaktorschutz

ja, oder höherwertige Redundanz

ja, oder diversitäre Anregekanäle

Ausfallkombinationen Zufallsausfall, systematischer Ausfall, Folgeausfälle, Ausfall wegen Instandhaltung

Prüfbarkeit des Reaktorschutzsystems im Leistungsbetrieb

ja, mit weitgehender automatischer Selbstüberwachung (der Funktionsbereitschaft)

Aktivierung von Sicherheitseinrichtungen

bis auf wenige Ausnahmen werden alle Aktionen automatisch ausgeführt, und Handmaßnahmen sind frühestens 30 Min. nach Störfalleintritt erforderlich.

4.2 Sicherheitsleittechik einschließlich Reaktorschutz


noch Anhang 3


Reaktorleistungsbegrenzung fest ja, Reduzierung Drehzahl Zwangsumwälzpumpen

Reaktorleistungsbegrenzung gleitend

ja, Steuerstabausfahrverriegelung

Hochfahrsperre für Zwangsumwälzpumpen

lokale Leistungsbegrenzung ja Steuerstabausfahrverriegelung

ja, Steuerstabausfahrverriegelung

und Reduzierung Drehzahl Zwangsumwälzpumpen

4. Begrenzungen und Sicherheitsleittechnik, einschließlich Reaktorschutz SWR

4.1 Begrenzungen


Anregekriterien aus Störfallanalyse abgeleitet

im Wesentlichen ja ja

Unterschiedliche physikalische Anregekriterien für den Reaktorschutz

ja, oder höherwertige Redundanz

ja, oder diversitäre Anregekanäle

Ausfallkombinationen Zufallsausfall, systematischer Ausfall, Folgeausfälle, Ausfall wegen Instandhaltung

Prüfbarkeit des Reaktorschutzsystems im Leistungsbetrieb

ja, mit weitgehend automatischer Überwachung (der Funktionsbereitschaft)

Aktivierung von Sicherheitseinrichtungen

bis auf wenige Ausnahmen werden alle Aktionen automatisch ausgeführt, und Handmaßnahmen sind frühestens 30 Min. nach Störfalleintritt erforderlich.

4.2 Sicherheitsleittechik einschließlich Reaktorschutz


noch Anhang 3


Zahl der unabhängigen Netzanbindungen

mindestens 3

Generatorschalter ja

Eigenbedarf bei Netzstörung ja, Lastabwurf auf Eigenbedarf

Notstromversorgung

2 Stränge mit insgesamt 3 Dieseln oder 4 Stränge mit je 1 Diesel

4 Stränge mit je 1 Diesel

Zusätzliche Notstromversorgung zur Beherrschung äußerer Einwirkungen

2 Stränge

1 bis 2 Stränge, Blockstützung bei einer Doppelblock-anlage


Unterbrechungslose Gleichstromversorgung

2 x 2 Stränge

4 Stränge (bei 1 Anlage 2 x 4 Stränge)

3 x 4 Stränge

Sicherstellung Gleichstromversorgung

2 Stunden

Strangtrennung

vermaschte Notstrom-versorgung, bauliche Trennung der Notstromnetze

teilweise vermaschte Notstrom-versorgung, bauliche Trennung der Notstromnetze

weitgehend entmaschte Notstromversorgung, bauliche Trennung der Notstromnetze

5. Elektrische Energieversorgung DWR


noch Anhang 3


Zahl der unabhängigen Netzanbindungen

mindestens 3 unabhängige Netzanbindungen

Generatorschalter ja

Eigenbedarf bei Netzstörung ja, Lastabwurf auf Eigenbedarf

Notstromversorgung 3 bis 4 Stränge mit je 1 Diesel


Zusätzliche Notstromversorgung zur Beherrschung äußerer Einwirkungen

2 bis 3 Stränge mit je 1 Diesel

1 bis 3 Stränge mit je 1 Diesel

Unterbrechungslose Gleichstromversorgung

2 x 2 Stränge 2 x 3 Stränge

Sicherstellung Gleichstromversorgung

2 Stunden

Strangtrennung

teilweise vermaschte Notstromversorgung, bauliche Trennung der Notstromnetze

weitgehend entmaschte Notstromversorgung, bauliche Trennung der Notstromnetze

5. Elektrische Energieversorgung SWR


noch Anhang 3


Erdbeben Auslegung der sicherheitsrelevanten Anlagenteile mit standortspezifischen Lastannahmen

Flugzeugabsturz und Explosionsdruckwelle

keine Auslegung, nachträgliche Risiko-bewertung, separate Notstands-systeme

unterschiedliche Auslegung, separate Notstands-systeme

spezifische Auslegung gemäß Regelwerk (s. Kap. 17 (i)), Notstandssysteme in Sicherheitssysteme integriert

6. Schutz gegen äußere Einwirkungen DWR


Erdbeben Auslegung der sicherheitsrelevanten Anlagenteile mit standortspezifischen Lastannahmen

Flugzeugabsturz und Explosionsdruckwelle

unterschiedliche spezifische Auslegung bis hin zum Stand Baulinie 72, separate oder in den Sicherheitssystemen integrierte Notstandssysteme

spezifische Auslegung gemäß Regelwerk (s. Kap. 17 (i)), Notstandssysteme in Sicherheitssysteme integriert

6. Schutz gegen äußere Einwirkungen SWR


Anhang 4 Referenzliste kerntechnisches Regelwerk(Eine Auswahl betreffend Kernkraftwerke; Struktur und Reihenfolgeder Referenzen folgen dem „Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz“)

Gliederung

1 Rechtsvorschriften

1A Nationales Atom- und Strahlenschutzrecht

1B Rechtsvorschriften, die im Bereich der Sicherheit kerntechnischer Anlagen anzuwenden sind

1E Multilaterale Vereinbarungen über nukleare Sicherheit und Strahlenschutz mit nationalen Aus-führungsvorschriften

1F Recht der Europäischen Union

2 Allgemeine Verwaltungsvorschriften

3 Bekanntmachungen des Bundesumweltministeriums und des vormals zuständigen Bundesinnenminis-teriums

4 Empfehlungen der RSK

5 Regeln des Kerntechnischen Ausschusses (KTA)

1 Rechtsvorschriften

1A Nationales Atom- und Strahlenschutzrecht

1A-1 Gesetz zur Ergänzung des Grundgesetzes vom 23. Dezember 1959, betreffend §§ 74a Nr. 11, 87c (BGBl.I, S. 813)

1A-3 Gesetz über die friedliche Verwendung der Kernenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren (Atomgesetz– AtG) vom 23. Dezember 1959, Neufassung vom 15. Juli 1985 (BGBl.I, Nr. 41), zuletzt geändert durch Ge-setz vom 5. März 2001 (BGBl. I 2001, Nr. 11)

1A-4 Fortgeltendes Recht der Deutschen Demokratischen Republik aufgrund von Artikel 9 Abs. 2 in Verbindungmit Anlage II Kapitel XII Abschnitt III Nr. 2 und 3 des Einigungsvertrages vom 31. August 1990 in Verbin-dung mit Artikel 1 des Gesetzes zum Einigungsvertrag vom 23. September 1990 (BGBl. II, S. 885, 1226),soweit dabei radioaktive Stoffe, insbesondere Radonfolgeprodukte, anwesend sind:

– Verordnung über die Gewährleistung von Atomsicherheit und Strahlenschutz vom 11. Oktober 1984und Durchführungsbestimmung zur Verordnung über die Gewährleistung von Atomsicherheit undStrahlenschutz vom 11. Oktober 1984 (GBl.(DDR) I 1984, Nr. 30, berichtigt GBl. (DDR) I 1987, Nr. 18)

– Anordnung zur Gewährleistung des Strahlenschutzes bei Halden und industriellen Absetzanlagen undbei Verwendung darin abgelagerter Materialien vom 17. November 1990 (GBl. (DDR) I 1990, Nr. 34)

1A-5 Gesetz zum vorsorgenden Schutz der Bevölkerung gegen Strahlenbelastung (Strahlenschutzvorsorgegesetz –StrVG) vom 19. Dezember 1986 (BGBl. I, S. 2610), zuletzt geändert durch das Gesundheitseinrichtungen-Neuordnungsgesetz vom 24. Juni 1994 (BGBl. I 1994, Nr. 39)

1A-8 Verordnung über den Schutz vor Schäden durch ionisierende Strahlen (Strahlenschutzverordnung – StrlSchV) vom 13. Oktober 1976, Neufassung vom 30. Juni 1989 (BGBl.I, S. 1321), zuletzt geändert durchVerordnung für die Umsetzung der EURATOM-Richtlinien zum Strahlenschutz vom 20. Juli 2001 (BGBl. I2001, Nr.38)

1A-10 Verordnung über das Verfahren bei der Genehmigung von Anlagen nach § 7 des Atomgesetzes (Atomrecht-liche Verfahrensverordnung – AtVfV) vom 18. Februar 1977, Neufassung vom 3. Februar 1995 (BGBl. I1995, Nr. 8), zuletzt geändert durch Verordnung für die Umsetzung der EURATOM-Richtlinien zum Strah-lenschutz vom 20. Juli 2001 (BGBl. I 2001, Nr.38)

1A-11 Verordnung über die Deckungsvorsorge nach dem Atomgesetz (Atomrechtliche Deckungsvorsorge-Verord-nung – AtDeckV) vom 25. Januar 1977 (BGBl. I 1977, S. 220), zuletzt geändert durch Verordnung für dieUmsetzung der EURATOM-Richtlinien zum Strahlenschutz vom 20. Juli 2001 (BGBl. I 2001, Nr. 38)


1A-12 Kostenverordnung zum Atomgesetz (AtKostV) vom 17. Dezember 1981 (BGBl. I, S. 1457), zuletzt geän-dert durch Verordnung für die Umsetzung der EURATOM-Richtlinien zum Strahlenschutz vom 20. Juli 2001(BGBl. I 2001, Nr. 38)

1A-13 Verordnung über Vorausleistungen für die Einrichtung von Anlagen des Bundes zur Sicherstellung und zurEndlagerung radioaktiver Abfälle (Endlagervorausleistungsverordnung – EndlagerVlV) vom 28. April 1982(BGBl. I, S. 562), zuletzt geändert durch Verordnung für die Umsetzung der EURATOM-Richtlinien zumStrahlenschutz vom 20. Juli 2001 (BGBl. I 2001, Nr. 38)

1A-17 Verordnung über den kerntechnischen Sicherheitsbeauftragten und über die Meldungen von Störfällen undsonstigen Ereignissen (Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung – AtSMV) vom 14. Oktober 1992 (BGBl. I 1992, Nr. 48), zuletzt geändert durch Verordnung für die Umsetzung derEURATOM-Richtlinien zum Strahlenschutz vom 20. Juli 2001 (BGBl. I 2001, Nr. 38)

1A-18 Verordnung über die Verbringung radioaktiver Abfälle in das oder aus dem Bundesgebiet (AtomrechtlicheAbfallverbringungsverordnung – AtAV) vom 27. Juli 1998 (BGBl. I 1998, Nr. 47), zuletzt geändert durchVerordnung für die Umsetzung der EURATOM-Richtlinien zum Strahlenschutz vom 20. Juli 2001 (BGBl. I2001, Nr. 38)

1A-19 Verordnung für die Überprüfung der Zuverlässigkeit zum Schutz gegen Entwendung oder erhebliche Frei-setzung radioaktiver Stoffe nach dem Atomgesetz (Atomrechtliche Zuverlässigkeitsüberprüfungs-Verord-nung – AtZüV) vom 1. Juli 1999 (BGBl. I 1999, Nr. 35), zuletzt geändert durch Verordnung für die Umset-zung der EURATOM-Richtlinien zum Strahlenschutz vom 20. Juli 2001 (BGBl. I 2001, Nr. 38)

1B Rechtsvorschriften, die im Bereich der Sicherheit kerntechnischer Anlagen anzuwenden sind

1B-1 Strafgesetzbuch vom 15. Mai 1871 (RGBl. S. 127) in der Fassung der Bekanntmachung vom 10. März 1987(BGBl. I 1987, S. 945+1160), zuletzt geändert (Kernenergie betreffend) durch Gesetz vom 26. Januar 1998(BGBl. I 1998, Nr. 6)

1B-2 Bau- und Raumordnungsgesetz 1998 vom 18. August 1997 (BGBl. I 1997, Nr. 59)

1B-3 Gesetz zum Schutz vor schädlichen Umwelteinwirkungen durch Luftverunreinigungen, Geräusche, Er-schütterungen und ähnliche Vorgänge (Bundes-Immissionsschutzgesetz – BImSchG) in der Fassung der Be-kanntmachung vom 14. Mai 1990 (BGBl. I 1990, S. 880), zuletzt geändert durch Gesetz vom 27. Dezember2000 (BGBl. I 2000, Nr. 61), mit diversen Verordnungen

1B-5 Gesetz zur Ordnung des Wasserhaushalts (Wasserhaushaltsgesetz) vom 27. Juli 1957, Neufassung vom 12. November 1996 (BGBl. I 1996, Nr. 58), zuletzt geändert durch Gesetz vom 27. Dezember 2000 (BGBl. I 2000, Nr. 61)

1B-6 Gesetz über Naturschutz und Landschaftspflege (Bundesnaturschutzgesetz) vom 12. März 1987 (BGBl. I1987, S. 889)

1B-7 Gesetz über technische Arbeitsmittel (Gerätesicherheitsgesetz) vom 24. Juni 1968, Neufassung vom 23. Ok-tober 1992, (BGBl. I 1992, Nr. 49) zuletzt geändert durch Gesetz vom 27. Dezember 2000 (BGBl. I 2000, Nr. 61)

1B-8 Verordnung über Dampfkesselanlagen (Dampfkesselverordnung) vom 27. Februar 1980 (BGBl. I 1980, S. 173), zuletzt geändert am 22. Juni 1995 (BGBl. I 1995, S. 836)

1B-9 Verordnung über Druckbehälter, Druckgasbehälter und Füllanlagen (Druckbehälterverordnung) in der Neu-fassung vom 21. April 1989 (BGBl. I 1989, S. 843), zuletzt geändert durch Verordnung vom 23. Juni 1999(BGBl. I 1999, Nr. 33)

1B-10 Unfallverhütungsvorschrift Kernkraftwerke (VBG 30) und Durchführungsanweisung zur Unfallverhü-tungsvorschrift vom 1. Januar 1987

1B-11 Gesetz über den Verkehr mit Lebensmitteln, Tabakerzeugnissen, kosmetischen Mitteln und sonstigen Be-darfsgegenständen (Lebensmittel- und Bedarfsgegenständegesetz) vom 15. August 1974 (BGBl. I 1975, S. 2652), Neufassung vom 9. September 1997 (BGBl. I 1997, Nr. 63), mit diversen Verordnungen

1B-12 Gesetz über Betriebsärzte, Sicherheitsingenieure und andere Fachkräfte für Arbeitssicherheit vom 12. De-zember 1973 (BGBl. I 1973, S. 1885), zuletzt geändert durch Gesetz vom 7. August 1996 (BGBl. I 1996, Nr. 43)

noch Anhang 4


1E Multilaterale Vereinbarungen über nukleare Sicherheit und Strahlenschutz mit nationalen Ausführungsvorschriften

Nukleare Sicherheit und Strahlenschutz

1E-1 Convention on Environmental Impact Assessment in a Transboundary Context (Espoo-Konvention) vom 25. Februar 1991, in Kraft, von Deutschland gezeichnet am 26. Februar 1991 (30 Vertragsparteien (7/00))

1E-2 Übereinkommen über den Zugang zu Informationen, die Öffentlichkeitsbeteiligung an Entscheidungsver-fahren und den Zugang zu Gerichten in Umweltangelegenheiten (Convention on Access to Information, Pu-blic Participation in Decision-Making and Access to Justice in Environmental Matters (Aarhus-Konvention)vom 25. Juni 1998, noch nicht in Kraft, von Deutschland gezeichnet am 21. Dezember 1998(9 Vertragsparteien, 40 Signatarstaaten (9/00))

1E-3 Übereinkommen Nr. 115 der Internationalen Arbeitsorganisation vom 22. Juni 1960 über den Schutz der Ar-beitnehmer vor ionisierenden Strahlen (Convention Concerning the Protection of Workers against IonisingRadiations, entry into force 17th June 1962) Gesetz hierzu vom 23. Juli 1973 (BGBl. II 1973, Nr. 37),in Kraft für Deutschland seit 26. September 1974 (BGBl. II 1973, Nr. 63)

1E-4 Ratsbeschluß der Organisation für Wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung (OECD) vom 18. De-zember 1962 über die Annahme von Grundnormen für den Strahlenschutz (OECD-Grundnormen) (Radia-tion Protection Norms) Gesetz hierzu vom 29. Juli 1964 (BGBl. II 1964, S. 857), in Kraft für Deutschlandseit 3. Mai 1965, Neufassung vom 25. April 1968 (BGBl. II 1970, Nr. 20)

1E-5 Übereinkommen vom 26. Oktober 1979 über den physischen Schutz von Kernmaterial (Convention on thePhysical Protection of Nuclear Material (INFCIRC/274 Rev.1), entry into force 8th February 1987),Gesetz hierzu vom 24. April 1990 (BGBl. II 1990, S. 326), zuletzt geändert durch das Strafrechtsände-rungsgesetz vom 27. Juni 1994 (BGBl. I 1994, Nr. 40),in Kraft für Deutschland seit 6. Oktober 1991 (BGBl. II 1995, Nr. 11) (68 Vertragsparteien (10/00))

1E-6 Übereinkommen über die frühzeitige Benachrichtigung bei nuklearen Unfällen vom 26. September 1986 undÜbereinkommen über Hilfeleistung bei nuklearen Unfällen oder radiologischen Notfällen vom 26. Septem-ber 1986, (Convention on Assistance in the Case of a Nuclear Accident or Radiological Emergency (INFCIRC/336), Convention on Early Notification of a Nuclear Accident (INFCIRC/335), entry into force27th October 1986, both),Gesetz zu den beiden IAEA-Übereinkommen vom 16. Mai 1989 (BGBl. II 1989, Nr. 18),in Kraft für Deutschland seit 15. Oktober 1989 (BGBl. II 1993, Nr. 34)Benachrichtigungsabkommen: 86 Vertragsparteien (10/00), Hilfeleistungsabkommen:82 Vertragsparteien (10/00)

1E-7 Übereinkommen über nukleare Sicherheit vom 20. September 1994 (Convention on Nuclear Safety (INFCIRC/449), entry into force 24 Oktober 1996) Gesetz dazu vom 7. Januar 1997 (BGBl. II 1997, Nr. 2) in Kraft für Deutschland seit 20. April 1997 (BGBl. II 1997, Nr. 14)53 Vertragsparteien (1/00)

1E-8 Gemeinsames Übereinkommen vom 5. September 1997 über die Sicherheit der Behandlung abgebrannterBrennelemente und über die Sicherheit der Behandlung radioaktiver Abfälle (Übereinkommen über nukleareEntsorgung) (Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of RadioactiveWaste Management, not yet in force),Gesetz hierzu vom 13. August 1998 (BGBl. II 1998, Nr. 31)23 Vertragsparteien (1/01)

1E-9 Vertrag vom 1. Juli 1968 über die Nichtverbreitung von Kernwaffen, (Atomwaffensperrvertrag), (Treaty onthe Non-Proliferation of Nuclear Weapons (INFCIRC/140), entry into force 5th March 1970)Gesetz dazu vom 4. Juni 1974 (BGBl. II 1974, S. 785)in Kraft für Deutschland seit 2. Mai 1975 (BGBl. II 1976, S. 552),Verlängerung des Vertrages auf unbegrenzte Zeit am 11. Mai 1995 (BGBl. II 1995, S. 984)187 Vertragsparteien (6/99)

1E-10 Übereinkommen vom 5. April 1973 zwischen dem Königreich Belgien, dem Königreich Dänemark, der Bundesrepublik Deutschland, Irland, der Italienischen Republik, dem Großherzogtum Luxemburg, dem

noch Anhang 4


Königreich der Niederlande, der Europäischen Atomgemeinschaft und der Internationalen Atomenergie-Or-ganisation in Ausführung von Artikel III Absätze 1 und 4 des Vertrages vom 1. Juli 1968 über die Nichtver-breitung von Kernwaffen (Verifikationsabkommen), (INFCIRC/193), entry into force for all parties 21st Fe-bruary 1977Gesetz hierzu vom 4. Juni 1974 (BGBl. II 1974, S. 794),Ausführungsgesetz hierzu vom 7. Januar 1980 (BGBl. I 1980, S. 17), zuletzt geändert durch Gesetz vom 27. Dezember 1993 (BGBl. I 1993, S. 2378)Zusatzprotokoll vom 22. September 1998, Gesetz zum Zusatzprotokoll vom 22. September 1998 vom 29. Januar 2000 (BGBl. I 2000, Nr. 4)Ausführungsgesetz zum Verifikationsabkommen und zum Zusatzprotokoll vom 29. Januar 2000 (BGBl. I2000, Nr. 5)

Haftung

1E-11 Übereinkommen vom 29. Juli 1960 über die Haftung gegenüber Dritten auf dem Gebiet der Kernenergie (Pa-riser Atomhaftungs-Übereinkommen) ergänzt durch das Protokoll vom 28. Januar 1964 (BGBl. II 1976, S. 310), (Convention on Third Party Liability in the Field of Nuclear Energy (Paris Convention), as amen-ded, entry into force 1st April 1968)Gesetz hierzu vom 8. Juli 1975 (BGBl. II 1975, S. 957), geändert durch Gesetz vom 9. Juni 1980 (BGBl.II1980, S. 721),in Kraft für Deutschland seit 30. September 1975 (BGBl. II 1976, S. 308),Bekanntmachung vom 15. Juli 1985 der Neufassung des Pariser Atomhaftungs-Übereinkommens mitBerücksichtigung der Änderungen durch das Protokoll vom 16. November 1982 (BGBl.II 1985, S. 963), in Kraft für Deutschland seit 7. Oktober 1988 (BGBl. II 1989, S. 144)

1E-12 Zusatzübereinkommen vom 31. Januar 1963 zum Pariser Übereinkommen vom 29. Juli 1960 (Brüsseler Zu-satzübereinkommen), ergänzt durch das Protokoll vom 28. Januar 1964 (BGBl. II 1976, S. 310), (Conven-tion Supplementary to the Paris Convention of 29th July 1960 on Third Party Liability in the Field of NuclearEnergy (Brussels Supplementary Convention), entry into force 4th December 1974)Gesetz hierzu vom 8. Juli 1975 (BGBl. II 1975, S. 957), geändert durch Gesetz vom 9. Juli 1980 (BGBl.II1980, S. 721),in Kraft für Deutschland seit 1. Januar 1976 (BGBl. II 1976, S. 308),Bekanntmachung vom 15. Juli 1985 der Neufassung des Brüsseler Zusatzübereinkommens mit Berücksich-tigung der Änderungen durch das Protokoll vom 16. November 1982 (BGBl. II 1985, S. 963), in Kraft für Deutschland seit 1. August 1991 (BGBl. II 1995, S. 657)

1E-13 Protokolle vom 16. November 1982 zur Änderung des Pariser Atomhaftungs-Übereinkommens vom 29. Juli1960 in der Fassung des Zusatzprotokolls vom 28. Januar 1964 und des Brüsseler Zusatzübereinkommensvom 31. Januar 1963 in der Fassung des Zusatzprotokolls vom 28. Januar 1964 Gesetz hierzu vom 21. Mai 1985 (BGBl. II 1985, S. 690)

1E-14 Convention on Supplementary Compensation for Nuclear Damage of 12th September 1997, not yet in force13 Signatarstaaten (6/99)

1E-15 Abkommen zwischen der Bundesrepublik Deutschland und der Schweizerischen Eidgenossenschaft über dieHaftung gegenüber Dritten auf dem Gebiet der Kernenergie vom 22. Oktober 1986,Gesetz dazu vom 28. Juni 1988 (BGBl. II 1988, S. 598),in Kraft für Deutschland seit 21. September 1988 (BGBl. II 1988, S. 955)

1F Recht der Europäischen Union

Verträge, Allgemeines

1F-1 Vertrag vom 25. März 1957 zur Gründung der Europäischen Atomgemeinschaft (EURATOM) in der Fas-sung des Vertrages über die Europäische Union vom 7. Februar 1992, geändert durch den Beitrittsvertragvom 24. Juni 1994 in der Fassung des Beschlusses vom 1. Januar 1995 (BGBl. II 1957, S. 753, 1014, 1678;BGBl. II 1992, S. 1251, 1286; BGBl. II 1993, S. 1947; BGBl. II 1994, S. 2022; ABl.EG 1995, Nr. L1), derVertrag ist in seiner ursprünglichen Fassung am 1. Januar 1958 in Kraft getreten (BGBl. II 1958 S. 1), die

noch Anhang 4


Neufassung trat am 1. November 1993 in Kraft (BGBl. II 1993 S. 1947), Berichtigung der Übersetzung desEURATOM-Vertrages vom 13. Oktober 1999 (BGBl.II 1999, Nr. 31)

1F-2 Verifikationsabkommen siehe [1E-10]

1F-3 Verordnung (EURATOM) 3227/76 der Kommission vom 19. Oktober 1976 zur Anwendung der Bestim-mungen der EURATOM-Sicherungsmaßnahmen (ABl. EG 1976, Nr. L363), geändert durch Verordnung EURATOM 2130/93 der Kommission vom 27. Juli1993 (ABl.EG 1993, Nr. L191)

1F-4 Bekanntmachung über die Meldung an die Behörden der Mitgliedsstaaten auf dem Gebiet der Sicherungs-maßnahmen gemäß Artikel 79 Abs. 2 des EURATOM-Vertrages vom 12. August 1991 (BAnz. Nr. 158)

1F-7 Agreement for Co-operation in the Peaceful Uses of Nuclear Energy between EURATOM and the UnitedStates of America, signed on 29th March, 1996 (ABl.EG 1996, Nr. L120) in Kraft seit 12. April 1996Hinweis: Laufzeit 30 Jahre, Nachfolgevereinbarung für ein entsprechendes Abkommen, das 35 Jahre in Kraftwar, Basis für den Handel mit Nuklearmaterial und Ausrüstung

1F-10 Empfehlung 2000/473/EURATOM der Kommission vom 8. Juni 2000 zur Anwendung des Artikels 36 desEURATOM-Vertrages zur Überwachung des Radioaktivitätsgehaltes der Umwelt zur Ermittlung der Expo-sition der Gesamtbevölkerung (ABl. EG 2000, Nr. L191)

1F-11 Empfehlung 91/4/EURATOM der Kommission vom 6. Dezember 1999 betreffend die Anwendung von Ar-tikel 37 des EURATOM-Vertrages (ABl. EG 1999, Nr. L324)

1F-12 Richtlinie 85/337/EWG des Rates vom 27. Juni 1985 über die Umweltverträglichkeitsprüfung bei bestimm-ten öffentlichen und privaten Projekten (ABl. EG 1985, Nr. L??),Gesetz hierzu („Gesetz über die Umweltverträglichkeitsprüfung“) vom 12. Februar 1990 (BGBl.I 1990, S. 205), zuletzt geändert durch das 6. Überleitungsgesetz vom 25. September 1990 (BGBl. I 1990, S. 2106)

1F-13 Richtlinie 97/11/EG des Rates vom 3. März 1997 zur Änderung der Richtlinie 85/337/EWG über die Um-weltverträglichkeitsprüfung bei bestimmten öffentlichen und privaten Projekten (ABl. EG 1997, Nr. L73)„UVP-Änderungsrichtlinie“, derzeit in der Umsetzung

1F-14 Richtlinie 90/313/EWG des Rates vom 7. Juni 1990 über den freien Zugang zu Informationen über die Um-welt (ABl. EG 1990, Nr. L158)Gesetz hierzu („Umweltinformationsgesetz – UIG“) vom 8. Juli 1994 (BGBl. I 1994, Nr. 42)

– Verordnung über Gebühren für Amtshandlungen der Behörden des Bundes beim Vollzug des Umweltin-formationsgesetzes (Umweltinformationsgebührenverordnung) vom 7. Dezember 1994 (BGBl. I 1994,Nr. 88)

1F-15 Richtlinie 98/34/EG des Europäischen Parlaments und des Rates vom 22. Juni 1998 über ein Informations-verfahren auf dem Gebiet der Normen und technischen Vorschriften (ABl. EG 1998, Nr. L204)

1F-16 Richtlinie 98/37/EG des Europäischen Parlaments und des Rates vom 22. Juni 1998 zur Angleichung derRechts- und Verwaltungsvorschriften der Mitgliedstaaten für Maschinen (ABl. EG 1998, Nr. L207)

Strahlenschutz

1F-17 Empfehlung 91/444/EURATOM der Kommission vom 26. Juli 1991 zur Anwendung von Artikel 33 desEURATOM-Vertrages (ABl.EG 1991, Nr. L238)

1F-18 Richtlinien des Rates, mit denen die Grundnormen für den Gesundheitsschutz der Bevölkerung und der Ar-beitskräfte gegen die Gefahren ionisierender Strahlungen festgelegt wurden (EURATOM-Grundnormen) – Richtlinie vom 2. Februar 1959 (ABl. EG 1959, Nr. 11), – Richtlinie vom 5. März 1962 (ABl. EG 1962, S. 1633/62), – Richtlinie 66/45/EURATOM (ABl. EG 1966, Nr. 216), – Richtlinie 76/579/EURATOM vom 1. Juni 1976 (ABl. EG 1976, Nr. L187), – Richtlinie 79/343/EURATOM vom 27. März 1977 (ABl. EG 1979, Nr. L83), – Richtlinie 80/836/EURATOM vom 15. Juli 1980 (ABl. EG 1980, Nr. L246),

noch Anhang 4


– Richtlinie 84/467/EURATOM vom 3. September 1984 (ABl. EG 1984, Nr. L265), – Neufassung mit Berücksichtigung der ICRP 60 in Richtlinie 96/29/EURATOM vom 13. Mai 1996

(ABl. EG 1996, Nr. L159)Hinweis: gemäß Artikel 55 der Richtlinie 96/29/EURATOM haben die Mitgliedstaaten die erforderlichenRechts- und Verwaltungsvorschriften zur Erfüllung dieser Richtlinie bis zum 13. März 2000 zu erlassen. Dieaufgeführten Richtlinien von 1959 bis 1984 werden gemäß Artikel 56 der Richtlinie 1996 mit Wirkung vom13. Mai 2000 aufgehoben.Umsetzung in der Strahlenschutzverordnung ist praktisch abgeschlossen, ein Teil der EU-Vorschriften giltbereits direkt (7/01)

1F-19 Mitteilung der Kommission zur Durchführung der Richtlinien des Rates 80/836/EURATOM und84/467/EURATOM (ABl. EG 1985, Nr. C347)

1F-20 Richtlinie 90/641/EURATOM des Rates vom 4. Dezember 1990 über den Schutz externer Arbeitskräfte, dieeiner Gefährdung durch ionisierende Strahlung bei Einsatz im Kontrollbereich ausgesetzt sind (ABl. EG1990, Nr. L349)

1F-21 Richtlinie 94/33/EG des Rates vom 22. Juni 1994 über Jugendarbeitsschutz (ABl. EG 1994, Nr. L216)

Radiologische Notfälle

1F-28 Entscheidung 87/600/EURATOM des Rates vom 14. Dezember 1987 über Gemeinschaftsvereinbarungenfür den beschleunigten Informationsaustausch im Fall einer radiologischen Notstandssituation (ABl. EG1987, Nr. L371)

1F-29 Richtlinie 89/618/EURATOM des Rates vom 27. November 1989 über die Unterrichtung der Bevölkerungüber die bei einer radiologischen Notstandssituation geltenden Verhaltensmaßregeln und zu ergreifenden Ge-sundheitsschutz-maßnahmen (ABl. EG 1989, Nr. L357)– Mitteilung der Kommission betreffend die Durchführung der Richtlinie 89/618/EURATOM (ABl. EG

1991, Nr. C103)

1F-30 Verordnungen zur Festlegung von Höchstwerten an Radioaktivität in Nahrungsmitteln und Futtermitteln imFall eines nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen Notstandssituation:– Ratsverordnung (EURATOM) 3954/87 vom 22. Dezember 1987

(ABl. EG 1987, Nr. L371) geändert durch Ratsverordnung (EURATOM) 2218/89 vom 18. Juli 1989(ABl. EG 1989, Nr. L211),

– Kommissionsverordnung (EURATOM) 944/89 vom 12. April 89 (ABl. EG 1989, Nr. L101),

– Kommissionsverordnung (EURATOM) 770/90 vom 29. März 1990 (ABl. EG 1990, Nr. L83)

1F-31 Ratsverordnung (EWG) 2219/89 vom 18. Juli 1989 über besondere Bedingungen für die Ausfuhr von Nah-rungsmitteln und Futtermitteln im Falle eines nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen Not-standssituation (ABl.EG 1989, Nr. L211)

1F-32 Ratsverordnung (EWG) 3955/87 vom 22. Dezember 1987 über die Einfuhrbedingungen für landwirtschaft-liche Erzeugnisse mit Ursprung in Drittländern nach dem Unfall im Kernkraftwerk Tschernobyl (ABl. EG1987, Nr. L371), – Verordnung (EWG) 1983/88 der Kommission vom 5. Juli 1988 mit Durchführungsbestimmungen zu

der Verordnung (EWG) 3955/87 (ABl. EG 1988, Nr. L174),– Verordnung (EWG) 4003/89 des Rates vom 21. Dezember 1989 zur Änderung der Verordnung (EWG)

3955/87 (ABl. EG 1989, Nr. L382),– Verordnung (EWG) 737/90 des Rates vom 22. März 1990 zur Ergänzung der Verordnung (EWG)

3955/87 (ABl. EG 1990, Nr. L82),– Verordnung (EG) 686/95 des Rates zur Verlängerung der Verordnung (EWG) 737/90 (ABl. EG 1995,

Nr. L71),– Verordnungen der Kommission zur Festlegung einer Liste von Erzeugnissen die von der Durchführung

der Verordnung (EWG) 737/90 des Rates über die Einfuhrbedingungen für landwirtschaftliche Erzeug-

noch Anhang 4


nisse mit Ursprung in Drittländern nach dem Unfall im Kernkraftwerk Tschernobyl ausgenommensind,– Verordnung (EWG) 146/91 vom 22. Januar 1991 (ABl. EG 1991, Nr. L17), – Verordnung (EWG) 598/92 vom 9. März 1992 (ABl. EG 1992, Nr. L64),– Verordnung (EWG) 1518/93 vom 21. Juni 1993 (ABl. EG 1993, Nr. L150),– Verordnung (EG) 3034/94 vom 13. Dezember 1994 (ABl. EG 1994, Nr. L321)

2 Allgemeine Verwaltungsvorschriften

2-1 Allgemeine Verwaltungsvorschrift zu § 45 Strahlenschutzverordnung: Ermittlung der Strahlenexpositiondurch die Ableitung radioaktiver Stoffe aus kerntechnischen Anlagen oder Einrichtungen vom 21. Februar1990 (BAnz. 1990, Nr. 64a), in Überarbeitung

2-2 Allgemeine Verwaltungsvorschrift zu § 62 Abs. 2 Strahlenschutzverordnung (AVV Strahlenpaß) vom 3. Mai 1990 (BAnz. 1990, Nr. 94a), in Überarbeitung

2-3 Allgemeine Verwaltungsvorschrift zur Ausführung des Gesetzes über die Umweltverträglichkeitsprüfung(UVPVwV) vom 18. September 1995 (GMBl. 1995, Nr. 32)

2-4 Allgemeine Verwaltungsvorschrift zum Integrierten Meß- und Informationssytem nach dem Strahlen-schutzvorsorgegesetz (AVV-IMIS) vom 27. September 1995(BAnz. 1995, Nr. 200a)

3 Bekanntmachungen des Bundesumweltministeriums und des vormals zuständigen Bundesinnenministeriums

3-1 Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom 21. Oktober 1977 (BAnz. 1977, Nr. 206)

3-2 Richtlinie für den Fachkundenachweis von Kernkraftwerkspersonal vom 14. April 1993 (GMBl. 1993, Nr. 20)

3-4 Richtlinien über die Anforderungen an Sicherheitsspezifikationen für Kernkraftwerke vom 27. April 1976(GMBl. 1976, S. 199)

3-5 Merkpostenaufstellung mit Gliederung für einen Standardsicherheitsbericht für Kernkraftwerke mit Druck-wasserreaktor oder Siedewasserreaktor vom 26. Juli 1976 (GMBl. 1976, S. 418)

3-6 Richtlinie für den Schutz von Kernkraftwerken gegen Druckwellen aus chemischen Reaktionen durch Aus-legung der Kernkraftwerke hinsichtlich ihrer Festigkeit und induzierten Schwingungen sowie durch Sicher-heitsabstände vom 13. September 1976 (BAnz. 1976, Nr. 179)

3-7-1 Zusammenstellung der in atomrechtlichen Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren für Kernkraftwerke zurPrüfung erforderlichen Informationen (ZPI) vom 20. Oktober 1982 (BAnz. 1983, Nr. 6a)

3-7-2 Zusammenstellung der zur bauaufsichtlichen Prüfung kerntechnischer Anlagen erforderlichen Unterlagenvom 6. November 1981 (GMBl. 1981, S. 518)

3-8 Grundsätze für die Vergabe von Unteraufträgen durch Sachverständige vom 29. Oktober 1981 (GMBl. 1981, S. 517)

3-9-1 Grundsätze zur Dokumentation technischer Unterlagen durch Antragsteller /Genehmigungsinhaber bei Er-richtung, Betrieb und Stillegung von Kernkraftwerken vom 19. Februar 1988(BAnz. 1988, Nr. 56)

3-9-2 Anforderungen an die Dokumentation bei Kernkraftwerken vom 5. August 1982 (GMBl. 1982, S. 546)

3-12 Bewertungsdaten für Kernkraftwerksstandorte vom 11. Juni 1975 (Umwelt 1975, Nr. 43)

noch Anhang 4


3.13 Sicherheitskriterien für die Endlagerung radioaktiver Abfälle in einem Bergwerk vom 20. April 1983(GMBl. 1983, S. 220)

3.15 1. Rahmenempfehlungen für den Katastrophenschutz in der Umgebung kerntechnischer Anlagen vom 9. Au-gust 1999 (GMBl. 1999, Nr. 28/29), in Überarbeitung

2. Radiologische Grundlagen für Entscheidungen über Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung bei unfall-bedingten Freisetzungen von Radionukliden vom 9. August 1999(GMBl. 1999, Nr. 28/29), in Überarbeitung

3-23 Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen (REI) vom 30. Juni 1993(GMBl. 1993, Nr. 29) , in Überarbeitung

3-23-2 ergänzt um die Anhänge B und C vom 20. Dezember 1995 (GMBl. 1996, Nr. 9/10)

3-24 Richtlinie über Dichtheitsprüfungen an umschlossenen radioaktiven Stoffen vom 20. August 1996 (GMBl. 1996, Nr. 35), in Überarbeitung

3-25 Grundsätze zur Entsorgungsvorsorge für Kernkraftwerke vom 19. März 1980 (BAnz. 1980, Nr. 58)

3-27 Richtlinie über die Gewährleistung der notwendigen Kenntnisse der beim Betrieb von Kernkraftwerkensonst tätigen Personen vom 30. November 2000(GMBl. 2001, S. 153)

3-31 Empfehlungen zur Planung von Notfallschutzmaßnahmen durch Betreiber von Kernkraftwerken vom27. Dezember 1976 (GMBl. 1977, S. 48)

3-32 Änderung der Empfehlungen zur Planung von Notfallschutzmaßnahmen durch Betreiber von Kernkraft-werken vom 18. Oktober 1977 (GMBl. 1977, S. 664)

3-33 Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren gegen Störfälleim Sinne des § 28 Abs. 3 StrlSchV(Störfall-Leitlinien) vom 18. Oktober 1983 (BAnz. 1983, Nr. 245a)

Störfallberechnungsgrundlagen für die Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken mitDWR gemäß § 28 Abs. 3 StrlSchV vom 18. Oktober 1983 (BAnz. 1983, Nr. 245a), Neufassung des Kapitels4 „Berechnung der Strahlenexposition“ vom 29. Juni 1994 (BAnz. 1994, Nr. 222a) , in Überarbeitung(zu § 45 StrlSchV: siehe Abteilung 2, Allgemeine Verwaltungsvorschrift)

3-34 Rahmenrichtlinie über die Gestaltung von Sachverständigengutachten in atomrechtlichen Verwaltungsver-fahren vom 15. Dezember 1983 (GMBl. 1984, S. 21)

3-36 Leitsätze für die Unterrichtung der Öffentlichkeit über die Katastrophenschutzplanung in der Umgebung vonkerntechnischen Anlagen vom 10. Februar 1978 (Umwelt Nr. 61, 1978)Hinweis: Neueres in 3.15!

3-37-1 Empfehlung über den Regelungsinhalt von Bescheiden bezüglich der Ableitung radioaktiver Stoffe ausKernkraftwerken mit Leichtwasserreaktor vom 8. August 1984 (GMBl. 1984, S. 327), in Überarbeitung

3-38 Richtlinie für Programme zur Erhaltung der Fachkunde des verantwortlichen Schichtpersonals in Kern-kraftwerken vom 1. September 1993(GMBl. 1993, Nr. 36)

3-39 Richtlinie für den Inhalt der Fachkundeprüfung des verantwortlichen Schichtpersonals in Kernkraftwerkenvom 23. April 1996(GMBl. 1996, Nr. 26), in Überarbeitung

3-40 Richtlinie über die Fachkunde im Strahlenschutz vom 17. September 1982 (GMBl. 1982, S. 592), in Überarbeitung

noch Anhang 4


3-41 Richtlinie für das Verfahren zur Vorbereitung und Durchführung von Instandhaltungs- und Änderungsarbei-ten in Kernkraftwerken vom 1. Juni 1978 (GMBl. 1978, S. 342), in Überarbeitung

3-42 Richtlinie für die physikalische Strahlenschutzkontrolle zur Ermittlung der Körperdosen (§§ 62, 63, 63a StrlSchV; §§35, 35a RöV) vom 20. Dezember 1993 (GMBl. 1994, Nr. 7); in Überarbeitung

3-42-1 Richtlinie für die Ermittlung der Körperdosen bei innerer Strahlenexposition gemäß den §§ 63 und 63a derStrahlenschutzverordnung (Berechnungsgrundlage) vom 13. März 1997 (BAnz. 1997, Nr. 122a), in ÜberarbeitungRichtlinie für den Strahlenschutz des Personals bei der Durchführung von Instandhaltungsarbeiten in Kern-kraftwerken mit Leichtwasserreaktor;

3-43 Teil I: Die während der Planung der Anlage zu treffende Vorsorge vom 10. Juli 1978 (GMBl. 1978, S. 418), in Überarbeitung

3-43-1 Teil II: Die Strahlenschutzmaßnahmen während der Inbetriebsetzung und des Betriebs der Anlage vom 4. August 1981 (GMBl. 1981, S. 363), in Überarbeitung

3-44 Kontrolle der Eigenüberwachung radioaktiver Emissionen aus Kernkraftwerken vom 5. Februar 1996 (GMBl. 1996, Nr. 9/10)

3-49 Interpretationen zu den Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke; Einzelfehlerkonzept – Grundsätze für dieAnwendung des Einzelfehlerkriteriums vom 2. März 1984 (GMBl. 1984, S. 208)

3-50 Interpretationen zu den Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom 17. Mai 1979 (GMBl. 1979, S. 161)zu Sicherheitskriterium 2.6: Einwirkungen von außen zu Sicherheitskriterium 8.5: Wärmeabfuhr aus dem Sicherheitseinschluß

3-51 Interpretationen zu den Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom 28. November 1979 (GMBl. 1980, S. 90)zu Sicherheitskriterium 2.2: Prüfbarkeit zu Sicherheitskriterium 2.3: Strahlenbelastung in der Umgebung zu Sicherheitskriterium 2.6: Einwirkungen von außen zu Sicherheitskriterium 2.7: Brand- und Explosionsschutz ergänzende Interpretation zu Sicherheitskriterium 4.3: Nachwärmeabfuhr nach Kühlmittelverlusten

3-52-2 Erläuterungen zu den Meldekriterien für meldepflichtige Ereignisse in Anlagen zur Spaltung von Kern-brennstoffen (Stand 2/91), ersetzt durch die überarbeitete Fassung 12/97Zusammenstellung der in den Meldekriterien verwendeten Begriffen (Anlagen zur Spaltung von Kern-brennstoffen) (Stand 2/91)Meldeformular zur Meldung eines meldepflichtigen Ereignisses (Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstof-fen) (Stand (3/93)

3-54 Rahmenempfehlung für die Fernüberwachung von Kernkraftwerken vom 6. Oktober 1980 (GMBl. 1980, S 577), in Überarbeitung

3-54-1 Empfehlung zur Berechnung der Gebühr nach § 5 AtKostV für die Fernüberwachung von Kernkraftwerken(KFÜ) vom 21. Januar 1983 (GMBl. 1983, S. 146)

3-57 Anforderungen an den Objektsicherungsdienst und an Objektsicherungsbeauftragte in kerntechnischen An-lagen der Sicherungskategorie I vom 8. April 1986 (GMBl. 1986, S. 242)

3-57-1 Die Richtlinie für die Überprüfung der Zuverlässigkeit von 1996 wurde durch die Atomrechtliche Zuverläs-sigkeitsüberprüfungs-Verordnung vom 1. Juli 1999 ersetzt siehe (BGBl. I 1999, Nr. 35)

3-57-3 Richtlinie für den Schutz von Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren gegen Störmaßnahmen oder sons-tige Einwirkungen Dritter vom 6. Dezember 1995(GMBl. 1996, Nr. 2) (ohne Wortlaut)

3-59 Richtlinie zur Kontrolle radioaktiver Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung, die nicht an eineLandessammelstelle abgeliefert werden vom 16.1.1989 (BAnz. 1989, Nr. 63a), letzte Ergänzung vom 14. Ja-nuar 1994 (BAnz. 1994, Nr. 19), in Überarbeitung

noch Anhang 4


3-61 Richtlinie für die Fachkunde von Strahlenschutzbeauftragten in Kernkraftwerken und sonstigen Anlagen zurSpaltung von Kernbrennstoffen vom 10. Dezember 1990 (GMBl. 1991, S. 56), in Überarbeitung

3.62 Richtlinie über Maßnahmen für den Schutz von Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs und sonstigen kern-technischen Einrichtungen gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen zugangsberechtigter Einzel-personen vom 28. Januar 1991 (GMBl. 1991, S. 228)

3-65 Anforderungen an Lehrgänge zur Vermittlung kerntechnischer Grundlagenkenntnisse für verantwortlichesSchichtpersonal in Kernkraftwerken –Anerkennungskriterien – Stand 18. April 1989 (nicht veröffentlicht),Aktualisierung vom 10. Oktober 1994 (nicht veröffentlicht)

3-66 Meldung an die Behörden der Mitgliedstaaten auf dem Gebiet der Sicherungsmaßnahmen gemäß Artikel 79Abs. 2 des EURATOM-Vertrages vom 12. August 1991 (BAnz. 1991, Nr. 158)

3-67 Richtlinie über Anforderungen an Personendosismeßstellen nach Strahlenschutz- und Röntgenverordnungvom 26. April 1994 (GMBl. 1994, Nr. 33), in ÜberarbeitungRichtlinie für die Überwachung der Radioaktivität in der Umwelt nach dem Strahlenschutzvorsorgegesetz

3-69 Teil I: Meßprogramm für den Normalbetrieb (Routinemeßprogramm) vom 28. Juli 1994 (GMBl. 1994, Nr. 32), in Überarbeitung

3-69-2 Teil II: Meßprogramm für den Intensivbetrieb (Intensivmeßprogramm) vom 19. Januar 1995 (GMBl. 1995,Nr. 14), in Überarbeitung

3.71 Richtlinie für die Fachkunde von verantwortlichen Personen in Anlagen zur Herstellung von Brennelemen-ten für Kernkraftwerke vom 30. November 1995 (GMBl. 1996, Nr. 2)

3-72 Richtlinie über Anforderungen an Inkorporationsmeßstellen vom 30. September 1996 (GMBl. 1996, Nr. 46),in Überarbeitung

3-73 Leitfaden zur Stillegung von Anlagen nach § 7 des Atomgesetzes vom 14. Juni 1996 (BAnz. 1996, Nr. 211a),in Überarbeitung

Leitfäden zur Durchführung von Periodischen Sicherheitsüberprüfungen (PSÜ) für Kernkraftwerke in derBundesrepublik Deutschland, in Überarbeitung

3.74.1 – Grundlagen zur Periodischen Sicherheitsprüfung für Kernkraftwerke– Leitfaden Sicherheitsstatusanalyse– Leitfaden Probabilistische SicherheitsanalyseBekanntmachung vom 18. August 1997 (BAnz. 1997, Nr. 232a)

3.74.2 – Leitfaden Deterministische SicherungsanalyseBekanntmachung vom 25. Juni 1998 (BAnz. 1998, Nr. 153)

4 Empfehlungen der RSK

4-1 RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren

3. Ausgabe vom 14. Oktober 1981 (BAnz. 1982, Nr. 69a) mit den Änderungen in Abschn. 21.1 (BAnz 1984,Nr. 104), in Abschn. 21.2 (BAnz 1983, Nr. 106) und in Abschn. 7 (BAnz 1996, Nr. 158a) mit Berichtigung(BAnz 1996, Nr. 214) und den Anhängen vom 25. April 1979 zu Kapitel 4.2 der 2. Ausgabe der RSK-LLvom 24. Januar 1979 (BAnz. 1979, Nr. 167a)

Anhang 1: Auflistung der Systeme und Komponenten, auf die die Rahmenspezifikation Basissicherheit vondruckführenden Komponenten anzuwenden ist

Anhang 2: Rahmenspezifikation Basissicherheit; Basissicherheit von druckführenden Komponenten: Behäl-ter, Apparate, Rohrleitungen, Pumpen und Armaturen (ausgenommen: Einbauteile, Bauteile zur Kraftüber-tragung und druckführende Wandungen < DN 50)

noch Anhang 4


noch Anhang 4

Regel- Nr.

KTA

Titel

Letzte Fas- sung

Veröffentlichung im

Bundesanzeiger Nr. vom

Frühere

Fas- sungen

Bestäti-gung der Weiter-

gültigkeit

Engl. Über-set-

zung

1000 KTA-interne Verfahrensregeln

1100 Begriffe und Definitionen (Begriffesammlung der KTA-GS)

1/96

– 6/91

– –

1200 Allgemeines, Administration, Organisation

1201 Anforderungen an das Betriebshandbuch 6/98 172 a 15.09.98 2/78; 3/81; 12/85

12.06.90 +

1202 Anforderungen an das Prüfhandbuch 6/84 191 a 09.10.84 Beilage 51/84

– 14.06.94 +

1300 Radiologischer Arbeitsschutz

1301.1 Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken; Teil 1: Auslegung

11/84 40 a 27.02.85 – 14.06.94 +

1301.2 Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken; Teil 2: Betrieb

6/89 158 a 24.08.89 Berichtigung

118 29.06.91

6/82 14.06.94 +

1400 Qualitätssicherung

1401 Allgemeine Forderungen an die Qualitäts-sicherung

6/96 216 a 19.11.96 2/80; 12/87

+

1404 Dokumentation beim Bau und Betrieb von Kernkraftwerken

6/89 158 a 24.08.89 – 14.06.94 +

1408.1 Qualitätssicherung von Schweißzusätzen und -hilfsstoffen für druck- und aktivitäts-führende Komponenten in Kernkraftwerken; Teil 1: Eignungsprüfung

6/85 203 a 29.10.85 – 11.06.96 +

1408.2 Qualitätssicherung von Schweißzusätzen und -hilfsstoffen für druck- und aktivitäts-führende Komponenten in Kernkraftwerken; Teil 2: Herstellung


229 10.12.86

– 11.06.96 +

1408.3 Qualitätssicherung von Schweißzusätzen und -hilfsstoffen für druck- und aktivitäts-führende Komponenten in Kernkraftwerken; Teil 3: Verarbeitung

6/85 203 a 29.10.85 – 11.06.96 +

1500 Strahlenschutz und Überwachung

1501 Ortsfestes System zur Überwachung von Ortsdosisleistungen innerhalb von Kern-kraftwerken

6/91 7 a 11.01.92 10/77 11.06.961) –

5. Regeln des Kerntechnischen Ausschusses (KTA)


noch Anhang 4

Regel- Nr.

KTA

Titel

Letzte Fas- sung



Frühere

Fas- sungen


gültigkeit

Engl. Über-set-

zung

1502.1 Überwachung der Radioaktivität in der Raumluft von Kernkraftwerken; Teil 1: Kernkraftwerke mit Leichtwasser-reaktor


195 15.10.88

– 11.06.96 +

(1502.2) Überwachung der Radioaktivität in der Raumluft von Kernkraftwerken; Teil 2: Kernkraftwerke mit Hochtemperaturreaktor

6/89 229 a 07.12.89 – – +

1503.1 Überwachung der Ableitung gasförmiger und aerosolgebundener radioaktiver Stoffe; Teil 1: Überwachung der Ableitung radioak-tiver Stoffe mit der Kaminfortluft bei bestimmungsgemäßem Betrieb

6/93 211 a 09.11.93 2/79 – –

1503.2 Überwachung der Ableitung gasförmiger und aerosolgebundener radioaktiver Stoffe; Teil 1: Überwachung der Ableitung radioak-tiver Stoffe mit der Kaminfortluft bei Störfällen

6/99 243 b 23.12.99 – – –

1503.3 Überwachung der Ableitung gasförmiger und aerosolgebundener radioaktiver Stoffe; Teil 1: Überwachung der nicht mit der Kaminluft abgeleiteten radioaktiven Stoffe

6/99 243 b 23.12.99 – – –

1504 Überwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe mit Wasser


216 a 19.11.96

6/78 – –

1506 Messung der Ortsdosisleistung in Sperrbereichen von Kernkraftwerken


229 10.12.86

– 11.06.96 +

1507 Überwachung der Ableitungen gasförmiger, aerosolgebundener und flüssiger radioaktiver Stoffe bei Forschungsreaktoren

6/98 172 a 15.09.98

3/84 – –

1508 Instrumentierung zur Ermittlung der Ausbreitung radioaktiver Stoffe in der Atmosphäre

9/88 37 a 22.02.89 – 15.06.93 +

2100 Gesamtanlage

2101.1 Brandschutz in Kernkraftwerken; Teil 1: Grundsätze des Brandschutzes

12/85 33 a 18.02.86 – – +

2103 Explosionsschutz in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren (Allgemeine und fallbezogene Anforderungen)

6/89 229 a 07.12.89 – 14.06.94 1)

+

2200 Einwirkungen von außen

2201.1 Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen; Teil 1: Grundsätze

6/90 20 a 30.01.91 6/75 13.06.95 +


noch Anhang 4

Regel- Nr.

KTA

Titel

Letzte Fas- sung



Frühere

Fas- sungen


gültigkeit

Engl. Über-set-

zung

2103 Explosionsschutz in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren (Allgemeine und fallbezogene Anforderungen)

6/89 229 a 07.12.89 – 14.06.941) +

2200 Einwirkungen von außen

2201.1 Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen; Teil 1: Grundsätze

6/90 20 a 30.01.91 6/75 13.06.95 +

2201.2 Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen; Teil 2: Baugrund

6/90 20 a 30.01.91 11/82 13.06.95 +

2201.4 Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen; Teil 4: Anforderungen an Verfahren zum Nachweis der Erdbebensicherheit für ma-schinen- und elektrotechnische Anlagenteile


115 25.06.96

– 13.06.95 +

2201.5 Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen; Teil 5: Seismische Instrumentierung

6/96 216 a 19.11.96 6/77; 6/90

– +

2201.6 Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen; Teil 6: Maßnahmen nach Erdbeben

6/92 36 a 23.02.93 – 10.06.97 +

2206 Auslegung von Kernkraftwerken gegen Blitzeinwirkungen

6/00 159 a 24.08.00 6/92 – –

2207 Schutz von Kernkraftwerken gegen Hochwasser

6/92 36 a 23.02.93 6/82 – +

2500 Bautechnik

2501 Bauwerksabdichtungen von Kernkraft-werken

9/88 37 a 22.02.89 – 14.06.94 +

2502 Mechanische Auslegung von Brenn-elementlagerbecken in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren

6/90 20 a 30.01.91 – 13.06.95 +

3000 Systeme allgemein

3100 Reaktorkern und Reaktorregelung

3101.1 Auslegung der Reaktorkerne von Druck- und Siedewasserreaktoren; Teil 1: Grundsätze der thermohydraulischen Auslegung

2/80 92 20.05.80 – 13.06.95 +

3101.2 Auslegung der Reaktorkerne von Druck- und Siedewasserreaktoren; Teil 2: Neutronenphysikalische Anforderun-gen an Auslegung und Betrieb des Reaktor-kerns und der angrenzenden Systeme

12/87 44 a 04.03.88 – 10.06.97 +


noch Anhang 4

Regel- Nr.

KTA

Titel

Letzte Fas- sung



Frühere

Fas- sungen


gültigkeit

Engl. Über-set-

zung

(3102.1)

Auslegung der Reaktorkerne von gasgekühl-ten Hochtemperaturreaktoren; Teil 1: Berechnung der Helium-Stoffwerte

6/78 189 a 06.10.78 Beilage 23/78

– 20.09.88 +

(3102.2)

Auslegung der Reaktorkerne von gasge-kühlten Hochtemperaturreaktoren; Teil 2: Wärmeübergang im Kugelhaufen

6/83 194 14.10.83 Beilage 47/83

– 20.09.88 +

(3102.3)

Auslegung der Reaktorkerne von gasge-kühlten Hochtemperaturreaktoren; Teil 3; Reibungsdruckverlust in Kugelhaufen

3/81 136 a 28.07.81 Beilage 24/81

– 11.06.91 +

(3102.4)

Auslegung der Reaktorkerne von gasge-kühlten Hochtemperaturreaktoren; Teil 4: Thermohydraulisches Berechnungs-modell für stationäre und quasistationäre Zustände im Kugelhaufen


124 07.07.89

– 27.06.89 +

(3102.5)

Auslegung der Reaktorkerne von gasge-kühlten Hochtemperaturreaktoren; Teil 5: Systematische und statistische Fehler bei der thermohydraulischen Kernauslegung des Kugelhaufenreaktors

6/86 162 a 03.09.86 – 11.06.91 +

3103 Abschaltsysteme von Leichtwasser-reaktoren

3/84 145 a 04.08.84 Beilage 39/84

– 14.06.94 +

3104 Ermittlung der Abschaltreaktivität 10/79 19 a 29.01.80 Beilage 1/80

– 14.06.94 +

3200 Primär- und Sekundärkreis 3201.1 Komponenten des Primärkreises von

Leichtwasserreaktoren; Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen

6/98 170 a 11.09.98

2/79; 11/82; 6/90

– +

3201.2 Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren; Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung

6/96 216 a 19.11.96 10/80; 3/84

– +

3201.3 Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren; Teil 3: Herstellung

6/98 219 a 20.11.98 10/79; 12/87

– +

3201.4 Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren; Teil 4: Wiederkehrende Prüfungen und Betriebsüberwachung

6/99 200 a 22.10.99 6/82; 6/90

– –

3203 Überwachung der Strahlenversprödung von Werkstoffen des Reaktordruckbehälters von Leichtwasserreaktoren

3/84 119 a 29.06.84 Beilage 33/84

– 13.06.95 +

3204 Reaktordruckbehälter-Einbauten 6/98 236 a 15.12.98 3/84 – – 3205.1 Komponentenstützkonstruktionen mit

nichtintegralen Anschlüssen; Teil 1: Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssen für Primärkreis-komponenten in Leichtwasserreaktoren


111 17.06.94

6/82 – +


noch Anhang 4

Regel- Nr.

KTA

Titel

Letzte Fas- sung



Frühere

Fas- sungen


gültigkeit

Engl. Über-set-

zung

3205.2 Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssen; Teil 2: Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssen für druck- und aktivitätsführende Komponenten in Systemen außerhalb des Primärkreises

6/90 41 a 28.02.91 – 13.06.95 +

3205.3 Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssen; Teil 3: Serienmäßige Standardhalterungen


111 17.06.94

– 14.06.94 +

3211.1 Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemen außerhalb des Primärkreises; Teil 1: Werkstoffe

6/00 194 a 14.10.00 6/91 – –

3211.2 Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemen außerhalb des Primärkreises; Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Be-rechnung


111 17.06.94

– – +

3211.3 Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemen außerhalb des Primärkreises; Teil 3: Herstellung

6/90 41 a 28.02.91 – 10.06.97 –

3211.4 Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemen außerhalb des Primärkreises; Teil 4: Wiederkehrende Prüfungen und Betriebsüberwachung

6/96 216 a 19.11.96 – – –

3300 Wärmeabfuhr

3301 Nachwärmeabfuhrsysteme von Leicht-wasserreaktoren2)

11/84 40 a 27.02.85 – 14.06.94 +

3303 Wärmeabfuhrsysteme für Brennelement-lagerbecken von Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren

6/90 41 a 28.02.91 – 13.06.95 +

3400 Sicherheitseinschluß

3401.1 Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl; Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen

9/88 37 a 22.02.89 6/80; 11/82

15.06.93 –

3401.2 Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl; Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung

6/85 203 a 29.10.85 6/80 13.06.95 +

3401.3 Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl; Teil 3: Herstellung

11/86 44 a 05.03.87 10/79 10.06.97 +

3401.4 Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl; Teil 4: Wiederkehrende Prüfungen

6/91 7 a 11.01.92 3/81 11.06.96 –

3402 Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken - Personenschleusen

11/76 38 24.02.77 – 14.06.94 +

3403 Kabeldurchführungen im Reaktorsicherheits-behälter von Kernkraftwerken

10/80 44 a 05.03.81 Beilage 6/81

11/76 11.06.96 +


noch Anhang 4

Regel- Nr.

KTA

Titel

Letzte Fas- sung



Frühere

Fas- sungen


gültigkeit

Engl. Über-set-

zung

3404 Abschließung der den Reaktorsicherheits-behälter durchdringenden Rohrleitungen von Betriebssystemen im Falle einer Freisetzung von radioaktiven Stoffen in den Reaktorsicherheitsbehälter


119 30.06.90

15.06.93 +

3405 Integrale Leckratenprüfung des Sicherheits-behälters mit der Absolutdruckmethode

2/79 133 a 20.07.79 Beilage 27/79

– 14.06.94 +

3407 Rohrdurchführungen durch den Reaktor-sicherheitsbehälter

6/91 113 a 23.06.92 – 11.06.96 +

3409 Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken – Materialschleusen

6/79 137 26.07.79 – 14.06.94 +

3413 Ermittlung der Belastungen für die Auslegung des Volldrucksicherheitsbehälters gegen Störfälle innerhalb der Anlage

6/89 229 a 07.12.89 – 14.06.94 +

3500 Instrumentierung und Reaktorschutz

3501 Reaktorschutzsystem und Überwachungs-einrichtungen des Sicherheitssystems

6/85 203 a 29.10.85 3/77 13.06.95 +

3502 Störfallinstrumentierung 6/99 243 b 23.12.99 11/82; 11/84

– –

3503 Typprüfung von elektrischen Baugruppen des Reaktorschutzsystems

11/86 93 a 20.05.87 6/82 10.06.97 +

3504 Elektrische Antriebe des Sicherheits-systems in Kernkraftwerken

9/88 37 a 22.02.89 – 15.06.93 –

3505 Typprüfung von Meßwertgebern und Meßumformern des Reaktorschutzsystems

11/84 40 a 27.02.85 – 10.06.97 +

3506 Systemprüfung der leittechnischen Einrichtungen des Sicherheitssystems in Kernkraftwerken

11/84 40 a 27.02.85 – 10.06.97 +

3507 Werksprüfungen, Prüfungen nach Instandsetzung und Nachweis der Betriebsbewährung für leittechnische Einrichtungen des Sicherheitssystems

11/86 44 a 05.03.87 – 11.06.96 +

3600 Aktivitätskontrolle und -führung

3601 Lüftungstechnische Anlagen in Kernkraftwerken

6/90 41 a 28.02.91 – 13.06.951) –

3602 Lagerung und Handhabung von Brenn-elementen, Steuerelementen und Neutronenquellen in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren

6/90 41 a 28.02.91 6/82; 6/84

13.06.95 –

3603 Anlagen zur Behandlung von radioaktiv kontaminiertem Wasser in Kernkraftwerken

6/91 7 a 11.01.92 2/80 11.06.961) +


noch Anhang 4

Regel- Nr.

KTA

Titel

Letzte Fas- sung



Frühere

Fas- sungen


gültigkeit

Engl. Über-set-

zung

3604 Lagerung, Handhabung und innerbetrieb-licher Transport radioaktiver Stoffe (mit Ausnahme von Brennelementen) in Kernkraftwerken

6/83 194 14.10.83 Beilage 47/83

– 14.06.94 +

3605 Behandlung radioaktiv kontaminierter Gase in Kernkraftwerken mit Leichtwasser-reaktoren

6/89 229 a 07.12.89 – 14.06.94 +

3700 Energie- und Medienversorgung

3701 Übergeordnete Anforderungen an die elektrische Energieversorgung in Kernkraftwerken

6/99 243 b 23.12.99 3701.1 (6/78) 3701.2 (6/82) 6/97

– –

3702 Notstromerzeugungsanlagen mit Dieselaggregaten in Kernkraftwerken

6/00 159 a 24.08.00

3702.1 (6/88) 3702.2 (6/91)

– –

3703 Notstromanlagen mit Batterien und Gleichrichtergeräten in Kernkraftwerken

6/99 243 b 23.12.99 6/86 – –

3704 Notstromanlagen mit Gleichstrom-Wech-selstrom-Umformern in Kernkraftwerken

6/99 243 b 23.12.99

6/84 – –

3705 Schaltanlagen, Transformatoren und Verteilungsnetze zur elektrischen Energieversorgung des Sicherheitssystems in Kernkraftwerken

6/99 243 b 23.12.99 9/88 – –

3706 Sicherstellung des Erhalts der Kühlmittel-verlust-Störfallfestigkeit von Komponenten der Elektro- und Leittechnik in Betrieb befindlicher Kernkraftwerke

6/00 159 a 24.08.00

– – –

3900 Systeme, sonstige

3901 Kommunikationsmittel für Kernkraftwerke 3/81 136 a 28.07.81 Beilage 24/81 Berichtigung

155 22.08.81

3/77 11.06.96 +

3902 Auslegung von Hebezeugen in Kernkraftwerken

6/99 144 a 05.08.99 11/75; 6/78;

11/83; 6/92

– –

3903 Prüfung und Betrieb von Hebezeugen in Kernkraftwerken

6/99 144 a 05.08.99 11/82; 6/93

– –

3904 Warte, Notsteuerstelle und örtliche Leitstände in Kernkraftwerken

9/88 37 a 22.02.89 – 15.06.93 +


noch Anhang 4

Regel- Nr.

KTA

Titel

Letzte Fas- sung



Frühere

Fas- sungen


gültigkeit

Engl. Über-setz-ung

3905 Lastanschlagpunkte an Lasten in Kernkraftwerken

6/99 200 a 22.10.99 – – –

( ) HTR-Regel, die nicht mehr in die Überprüfung gemäß Abschnitt 5.2 der Verfahrensordnung des KTA einbezogen und nicht mehr über die Carl Heymanns Verlag KG beziehbar ist. 1) In dieser Regel wurden gleichzeitig die HTR-Festlegungen gestrichen. 2) Der KTA hat auf seiner 43. Sitzung am 27.06.89 „Hinweise für den Benutzer der Regel KTA 3301 (11/84)“ beschlossen.

Druck: MuK. Medien- und Kommunikations GmbH, BerlinVertrieb: Bundesanzeiger Verlagsgesellschaft mbH, Postfach 13 20, 53003 Bonn, Telefon: 02 28 / 3 82 08 40, Telefax: 02 28 / 3 82 08 44

ISSN 0722-8333

Übereinkommen über nukleare sicherheitdipbt.bundestag.de/doc/btd/14/077/1407732.pdf · tabelle...

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