Das Projekt "Vertiefte Untersuchung von Betriebserfahrungen aus Kernreaktoren" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Die kontinuierliche Auswertung von Ereignissen in den Kernkraftwerken des In- und Auslands im Auftrag des BMUB gehört zu den zentralen Aufgaben der GRS. Die GRS wertet die meldepflichtigen Ereignisse aus deutschen Anlagen sowie sicherheitstechnisch bedeutsame Ereignisse aus ausländischen Kernkraftwerken aus. Ziel ist die Gewinnung von wissenschaftlichen Erkenntnissen und Informationen zur Erweiterung der Wissensbasis der GRS. Das Lernen aus der Betriebserfahrung ist ein wichtiger Bestandteil zum Erhalt und zur Verbesserung des Sicherheitsniveaus von Kernkraftwerken. Die Erkenntnisse, die aus diesen vertieften Auswertungen gewonnen werden, bilden die wissenschaftliche Grundlage für Stellungnahmen, Weiterleitungsnachrichten oder generische Berichte im Auftrag des BMUB. Der Bericht führt wesentliche Ergebnisse ereignis- bzw. anlagenübergreifender vertiefter Untersuchungen aus dem Berichtszeitraum zu sicherheitsrelevanten Aspekten auf, die im Rahmen des ingenieurtechnischen Screenings von Quellen der Betriebserfahrung erkannt wurden. Darüber hinaus werden die Ergebnisse zusätzlicher weiterführender Arbeiten im Zusammenhang mit der Auswertung von Betriebserfahrung zusammengefasst, die der Ermittlung und Weiterentwicklung des Standes von Wissenschaft und Technik dienen: - Vorstudie zur Auswertung von Licensee Event Reports (LERs) der U.S. NRC, - Aktualisierung der Wissensbasis zu Transienten, - Erweiterung der GVA-Checkliste um GVA-Phänomene an Armaturen und großen maschinentechnischen Komponenten (Pumpen, Notstromdiesel, Lüfter, Wärmetauscher und Kältemaschinen), - generische Analyse von Ereignissen mit Fehlern bei wiederkehrenden Prüfungen, - Erfahrungen über Fehler beim Bau und Betrieb von kerntechnischen Betonbauwerken, - Bewertung von Precursor-Analyseergebnissen.
Das Projekt "Vertiefte Untersuchungen von Betriebserfahrungen aus Kernreaktoren" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Damit die Bundesregierung dem Gebot staatlicher Vorsorge und der gesamtstaatlichen Verantwortung gerecht werden kann, müssen die Sicherheit sowie die Schadensvorsorge der Kernreaktoren in Deutschland auf höchstmöglichem Niveau gewährleistet bleiben. Der Erfahrungsrückfluss aus dem Betrieb von Kernreaktoren ist unverzichtbar für die Aufrechterhaltung eines hohen kerntechnischen Sicherheitsniveaus. Das Vorhaben dient der Beantwortung von grundlegenden wissenschaftlichen Fragestellungen, der zugehörigen wissenschaftlichen Datenaufbereitung, der Methodenentwicklung, der Verbesserung von Sicherheitsstandards und kann insbesondere als Grundlage für ereignis- und anlagenübergreifende, generische Untersuchungen herangezogen werden. Da der Betriebserfahrung die oben beschriebene Bedeutung für die Sicherheit von Kernreaktoren zukommt, ist Ziel dieses Forschungsvorhaben, diese kontinuierlich, systematisch und ganzheitlich mit deterministischen und probabilistischen Methoden zu untersuchen. Die wesentlichen Grundlagen des Erfahrungsrückflusses aus dem Betrieb der Anlagen, sind die nach AtSMV gemeldeten Ereignisse in den Kernreaktoren des Inlandes, ausgewählte Ereignisse und Informationen des Auslandes sowie sonstige sicherheitsrelevanten Erkenntnisse aus dem Anlagenbetrieb, die z.B. im Rahmen von Betreiberberichten oder in nationalen und internationalen Fachgremien kommuniziert werden. Die Erkenntnisse aus Atomkraftwerken im Leistungsbetrieb können ebenfalls für Forschungsreaktoren und für Atomkraftwerke in Stilllegung relevant sein Der interdisziplinäre Ansatz hat sich bei dem Vorläufervorhaben (endet am 31.03.21) ebenso bewährt wie der pluralistische Ansatz, weswegen das Zuziehen der Unterauftragnehmer Physikerbüro Bremen und Öko-Institut bei der Auswertung von Betriebserfahrung weiterhin beantragt wird.
Das Projekt "Systematische Untersuchung von meldepflichtigen Ereignissen aus Sicht der Sicherung zur Ermittlung potentieller Einwirkungspfade auf IT-Systeme" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Die Festlegung und Umsetzung von anforderungsgerechten Sicherungsmaßnahmen für IT Systeme ist ein wesentliches Element zur Gewährleistung des erforderlichen Schutzes gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter (SEWD) von kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen. Hierfür ist es wichtig, für die sicherheits- und sicherungstechnisch wichtigen IT Systeme alle möglichen Einwirkungspfade, die zu einer Manipulation eines IT Systems führen können bzw. die für SEWD genutzt werden können, zu kennen und die IT-Systeme gegen diese entsprechend ihres Schutzbedarfs zu schützen. Im vorgeschlagenen Vorhaben soll untersucht werden, ob sich anhand der Betriebserfahrung aus den kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen Einwirkungspfade ableiten lassen, die bisher noch nicht beim Schutz der IT-Systeme berücksichtigt werden. Die Betriebserfahrung lässt sich anhand der Ereignisse in kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen, die gemäß AtSMV gemeldet werden, auswerten. Bisher wurden diese Ereignisse nur aus Sicht der Sicherheit systematisch ausgewertet und nur in Einzelfällen aus Sicht der Sicherung analysiert, insbesondere jedoch nicht vor dem Hintergrund der IT-Sicherheit. Für die geplanten Untersuchungen soll in einem ersten Schritt ein Screening der über einen definierten Zeitraum nach AtSMV gemeldeten Ereignisse durchgeführt und solche Ereignisse identifiziert werden, deren Ursache auf zum Beispiel 'Administration', 'Softwarefehler', 'fehlerhafte Konfiguration', 'menschliches Fehlverhalten' oder 'Nicht-Beachtung organisatorischer Regelungen' zurückgeführt wurden. Diese Ereignisse sollen anschließend dahingehend untersucht werden, in wie weit die entstandenen Auswirkungen relevant im Sinne einer Verletzung der allgemeinen Schutzziele der Sicherung sind und ob diese durch eine gezielte Manipulation von IT-Systemen erreicht werden können.
Im Folgenden erhalten Sie einen Überblick über die Gesetze, welche den Umgang mit radioaktiven Stoffen bestimmen und regeln, sowie über die, die der Gefahrenabwehr und dem Gesundheitserhalt der Menschen dienen sollen. Desweiteren finden Sie hier die rechtlichen Grundlagen für die Tätigkeit der Berliner Personendosismessstelle als auch für die Aufsicht über kerntechnische Anlagen und die Überwachung der Umweltradioaktivität. Gemäß Artikel 73 Absatz 1 Nr. 14 des Grundgesetzes sind die Erzeugung und Nutzung der Kernenergie zu friedlichen Zwecken, die Errichtung und der Betrieb von Anlagen, die diesen Zwecken dienen, der Schutz gegen Gefahren, die bei Freiwerden von Kernenergie oder durch ionisierende Strahlen entstehen, und die Beseitigung radioaktiver Stoffe Gegenstand der Bundesgesetzgebung. Die Ausführung der Gesetze obliegt daher ebenfalls dem Bund. Gemäß Artikel 87c des Grundgesetzes kann der Bund aber die Bundesländer beauftragen, Teile der Durchführung der gesetzlichen Aufgaben zu übernehmen (“Auftragsverwaltung des Bundes”). Das Atomgesetz (AtG) ist 1959 erlassen worden. Es regelt vor allem die Angelegenheiten der kerntechnischen Einrichtungen, der Kernreaktoren, Brennelementfabriken und anderer Einrichtungen, in denen mit Kernbrennstoffen umgegangen wird. . In der gegenwärtig in Kraft befindlichen Fassung enthält es auch die Vorschriften zum sogenannten Atomausstieg. Das Atomgesetz ermächtigt zum Erlass von Rechtsverordnungen zur Regelung weiterer atomrechtlicher Fragen. Es gibt zur Zeit folgende neun Verordnungen zum Atomgesetz: Atomrechtliche Verfahrensverordnung (AtVfV) , regelt das Verfahren zur Erteilung einer Genehmigung für Kernanlagen. Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) , regelt vor allem den Umgang mit radioaktiven Stoffen, die nicht Kernbrennstoffe sind und darüber hinaus die Angelegenheiten des Strahlenschutzes. Atomrechtliche Zuverlässigkeitsüberprüfungsverordnung (AtZüV)* , regelt, wie die Zuverlässigkeit der in kerntechnischen Einrichtungen beschäftigten Personen überprüft wird. Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung (AtSMV) , regelt die Stellung des Sicherheitsbeauftragen in einer Kernanlage und das Verfahren bei der Meldung eines meldepflichtigen Ereignisses in so einer Anlage. Atomrechtliche Deckungsvorsorgeverordnung (AtDeckV) , regelt die Deckungsvorsorge (die Haftpflichtversicherung) für Einrichtungen, in denen mit radioaktiven Stoffen umgegangen wird. Atomrechtliche Kostenverordnung (AtKostV) , regelt die Gebühren und Kosten für Amtshandlungen nach dem Atomgesetz. Endlagervorausleistungsverordnung (EndlagerVlV)* , regelt die von den Abfallerzeugern bereits jetzt zu erhebenden Kosten für Planung, Errichtung und Betrieb von Endlagern für radioaktive Stoffe. Atomrechtliche Abfallverbringungsverordnung (AtAV) , regelt die grenzüberschreitende Verbringung radioaktiver Abfälle oder abgebrannter Kernbrennelemente. Die Gorleben-Veränderungssperren-Verordnung (GorlebenVSpV), die den Schutz des möglichen Standortes Gorleben für ein Endlager vor störenden Eingriffen in den Untergrund regelte, trat außer Kraft. Das Strahlenschutzvorsorgegesetz (StrVG) wurde 1986 erlassen, weil sich anlässlich des Tschernobyl-Ereignisses herausstellte, dass das bis dahin vorliegende Recht – auch das Recht der EU – keinen Ansatzpunkt für Maßnahmen gegen die Auswirkungen eines Störfalls in einer außereuropäischen Anlage enthielt. Den Auswirkungen des Ereignisses im Inland wurde daher uneinheitlich und unkoordiniert begegnet. Es ist im Strahlenschutzgesetz (StrSchG) aufgegangen. Das Strahlenschutzgesetz regelt für solche Fälle zwei Aspekte: a) Tritt eine Lage mit erhöhter nicht nur örtlich begrenzter Umweltradioaktivität auf, können die zuständigen Ministerien Rechtsverordnungen für Maßnahmen ergreifen wie das Festlegen der Grenzkonzentration für Waren, die importiert/vermarktet/verarbeitet werden dürfen, das Aussprechen von Empfehlungen für Verhaltensweisen (Meiden bestimmter Lebensmittel oder dergleichen) und so weiter, b) als Grundlage dafür die Errichtung und den Betrieb eines umfassenden bundesweiten Messsystems, damit überhaupt genügend Daten verfügbar sind. Das Strahlenschutzgesetz schreibt daher den Aufbau und Betrieb eines Systems ( Integriertes Mess- und Informationssystem zur Überwachung der Umweltradioaktivität -IMIS- ) vor, mit dem die Radioaktivität in Umweltmedien laufend überwacht wird. Es gibt Bundesgesetze, die sich zwar in der Hauptsache nicht mit radioaktiven Stoffen oder Strahlenschutz beschäftigen, aber dennoch Grundlage für den Erlass weiterer Verordnungen zu dieser Thematik sind. Die Lebensmittelbestrahlungsverordnung (LMBestrV) auf der Grundlage des Lebensmittel-, Bedarfsgegenstände- und Futtermittelgesetzbuches (LFGB) enthält das grundsätzliche Verbot der Behandlung von Lebensmitteln mit ionisierender Strahlung und die Ausnahmeregelungen. Die Verordnung über radioaktive oder mit ionisierenden Strahlen behandelte Arzneimittel (AMRadV) ist eine der Verordnungen auf der Grundlage des Arzneimittelgesetzes (AMG) . Sie regelt die Verkehrsfähigkeit radioaktiver oder mit ionisierender Strahlung behandelter Arzneimittel. Die Kaliumiodidverordnung (KIV) ist eine weitere Verordnung nach dem Arzneimittelgesetz. Sie regelt die Ausnahmen von den Vorschriften des Arzneimittelgesetzes, die erforderlich sind, damit im Notfall Kaliumiodid zur Blockierung der Schilddrüse [Iodblockade] gegen die Aufnahme radioaktiven Iods eingesetzt werden darf. Völlig getrennt und in das Rechtsgebiet “Transportrecht” eingefügt wurden in der Bundesrepublik die Vorschriften zum Transport radioaktiver Stoffe. Hier besteht das deutsche Recht im Wesentlichen auf der Übernahme von internationalem Recht. Eine Übersicht findet man beim Bundesamt für Sicherheit der nuklearen Entsorgung: 1C Transportrecht (Regelungen beim Transport radioaktiver Stoffe) 1F Recht der Europäischen Union
Die einzige kerntechnische Anlage in Berlin gemäß § 7 Atomgesetz ist der Forschungsreaktor BER II am Helmholtz-Zentrum Berlin (HZB). Die staatliche Aufsicht überwacht kerntechnische Anlagen kontinuierlich während ihrer gesamten Lebensdauer, einschließlich der Errichtung, Stilllegung und Sicherung. Forschungsreaktor BER II Aufgaben der Atomrechtlichen Aufsichtsbehörde Der Betrieb des Forschungsreaktor BER II am Helmholtz-Zentrum Berlin (HZB) wurde im Dezember 2019 eingestellt. Der BER II diente zur Bereitstellung von Neutronen für die Forschung. Neutronenstrahlung wird von der Wissenschaft, neben Röntgen- und elektromagnetische Strahlung (Gammastrahlung), zur Erforschung der Eigenschaften von Materialien genutzt. Der Zweck des BER II war nicht die Herstellung von Energie, sondern die Bereitstellung von Neutronen. Er war nicht mit einem Kernkraftwerk vergleichbar, da er in einer Umgebung ohne hohe Drücke bei geringen Temperaturen und bei einer Wärmeleistung von gerade einmal 10 MW arbeitete. Andere kerntechnische Anlagen, wie z.B. Kernkraftwerke oder Brennelement-Fabriken, gibt es in Berlin nicht. Es gibt allerdings eine Vielzahl weiterer Einrichtungen, die radioaktive Stoffe in der Medizin, in der Forschung oder zu wirtschaftlichen Zwecken einsetzen bzw. handhaben. Soweit es sich bei diesen radioaktiven Stoffen nicht um Kernbrennstoffe handelt, sind diese Einrichtungen nicht Gegenstand der Atomaufsicht, sondern der für Strahlenschutz zuständigen Behörden. Am Abend des 26. Juni 2017 erfolgte der letzte Abtransport von bestrahlten Brennelementen aus dem BER II in die USA. Pressemitteilung vom 28.06.2017 Die sogenannte kurze Wannsee-Flugroute für den neuen Flughafen BER führt östlich an dem Gelände des Helmholtz-Zentrums Berlin vorbei, auf dem sich der Forschungsreaktor BER II befindet. Pressemitteilung des Oberverwaltungsgericht Berlin-Brandenburg Informationen zur Stilllegung des BER II FAQ-Liste des HZB zur Sicherheit BER II Forschungsreaktor BER II beim HZB Höchstmögliche Sicherheitsanforderungen Die Atomaufsicht sorgt mit den hinzugezogenen Sachverständigen nach § 20 AtG , im Zusammenwirken mit der Betreiberin des BER II dafür, dass die kerntechnische Anlage BER II den höchstmöglichen Sicherheitsanforderungen gerecht wird. Hierzu gehört eine fortlaufende Anpassung bzw. Verbesserung der sicherheitstechnischen Maßnahmen. Dabei werden neue Erkenntnisse aus Forschung und Entwicklung ebenso berücksichtigt wie Erfahrungen aus dem Betrieb des BER II und dem Betrieb kerntechnischer Anlagen im In- und Ausland. Kerntechnisches Regelwerk Die Aufsichtsbehörde kontrolliert die Einhaltung von Rechtsvorschriften und Nebenbestimmungen, die in atomrechtlichen Genehmigungen festgelegt sind. Weiterhin überwacht sie die Erfüllung von Anordnungen oder Verfügungen nach dem kerntechnischen Regelwerk durch die Genehmigungsinhaber. Sie bearbeitet zustimmungspflichtige Vorhaben und überprüft die Einhaltung der Betriebsvorschriften, die Anforderungen an wiederkehrend zu prüfende sicherheitsrelevante Anlagenteile sowie die betriebsinternen Strahlenschutzmaßnahmen. Umgebungsüberwachung Für die Umgebungsüberwachung des BER II hat die Atomaufsicht jederzeit Zugriff auf ein Fernüberwachungssystem, welches wichtige Anlagenparameter, Emissionsdaten, Wetterparameter und Radioaktivitätsmesswerte erfasst. Erlass von Anordnungen bei Gefahr Darüber hinaus haben die Aufsichtsbehörde und ihre Sachverständigen jederzeit Zutritt zum BER II, falls dies erforderlich sein sollte. Im Bedarfsfall können Anordnungen erlassen, Genehmigungen widerrufen oder die Einstellung des Betriebs angeordnet werden. Dies würde in der Regel der Fall sein, wenn Abweichungen von gesetzlichen Bestimmungen bzw. Genehmigungsauflagen festgestellt würden, die eine Gefahr für Leben, Gesundheit oder Sachgüter darstellen können. Rechtsgrundlagen Atomgesetz (AtG) Strahlenschutzgesetz (StrSchG) Grundgesetz (GG) Sollte es beim BER II zu einem für die kerntechnische Sicherheit bedeutsamen Ereignis kommen, wird dieses von der Betreiberin an die Atomaufsicht gemeldet. Grundlage für dieses Meldeverfahren ist die Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung ( AtSMV ). Sinn und Zweck des behördlichen Meldeverfahrens ist es, den Sicherheitsstatus der kerntechnischen Anlagen zu überwachen und ihn mit den aus den gemeldeten Ereignissen gewonnenen Erkenntnissen im Rahmen des Aufsichtsverfahrens immer noch weiter zu verbessern. Gemeldet werden müssen auch Ereignisse, die nicht auf eine Sicherheitsgefährdung hindeuten, deren Auswertung aber einen Erkenntnisgewinn verspricht. Für den BER II werden die Meldekriterien für Ereignisse in Forschungsreaktoren in der Anlage 3 der AtSMV angewandt. Ergänzend zu dem gesetzlichen vorgeschriebenen deutschen Meldeverfahren werden meldepflichtige Ereignisse auch nach der internationalen Bewertungsskala INES der IAEA eingestuft, um die Bedeutung des Ereignisses für die Sicherheit der Anlage und dessen radiologische Auswirkungen auf die Bevölkerung und Umgebung transparent darzustellen. Alle bisherigen Ereignisse beim BER II wurden mit der INES-Stufe 0, d.h.“keine oder sehr geringe unmittelbare sicherheitstechnische bzw. keine radiologische Bedeutung”, gemeldet. Insbesondere traten aufgrund keiner Ereignisse Ableitungen radioaktiver Stoffe oberhalb genehmigter Werte für Fortluft und Abwasser auf. Jedes meldepflichtige Ereignis beim BER II ist in den Monats- und Jahresberichten der Störfallmeldestelle des Bundesamtes für kerntechnische Entsorgungssicherheit aufgeführt. Zu den routinemäßigen und anlassbezogenen Aufgaben der Aufsichtsbehörde gehören die technische Kontrolle und Überwachung des BER II, das Führen von regelmäßigen Aufsichts- und Fachgesprächen mit der Betreiberin und den hinzugezogenen Sachverständigen, die Abnahme von fachlichen Prüfungen am Reaktor zur Bestätigung der erforderlichen Fachkunde die Prüfung und Begleitung von eingereichten Änderungs- und Instandhaltungsanträgen; die Auswertung und Prüfung der Betreiberberichte wie etwa der technischen Monats- und Jahresberichte, die Auswertung und Prüfung der dazugehörenden Stellungnahmen der Sachverständigen. Gemäß Auflage 3.4.3 der Betriebsgenehmigung (dritte Teilgenehmigung zur Änderung des Forschungsreaktors BER II in Berlin Wannsee) ist die Betreiberin verpflichtet, der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde schriftlich über den bestimmungsgemäßen Betrieb zu berichten. Dabei wird dargestellt, wie der Betrieb seit der letzten Berichterstattung verlaufen ist, z.B. wann der Reaktor in Betrieb war und welche Störungen auftraten. Ferner enthält der Bericht auch eine Übersicht, welche Arbeiten durchgeführt worden sind. Weiterhin muss jede Bewegung von Kernbrennstoff angezeigt werden. Im Rahmen des Berichtes wird auch darüber informiert, welche Themen innerhalb des Fachkundeerhalts behandelt worden sind. Gemäß Auflage 3.4.4 ist die Betreiberin auch verpflichtet, die nach den Artikel 78 und 79 des Vertrages zur Gründung der Europäischen Atomgemeinschaft (Euratom-Vertrag) zu führenden Aufstellungen über Kernmaterial betreffende Betriebsvorgänge der Atomaufsicht zuzuleiten. Mit der Auflage 3.4.5 ist die Betreiberin weiterhin verpflichtet, vierteljährlich über die Messergebnisse der Umgebungsüberwachung schriftlich zu berichten. Die Atomaufsicht hat über ein entsprechendes Computerprogramm jederzeit Zugriff auf die Daten des Reaktorfernüberwachungssystems (RFÜ) . Das RFÜ ist ein komplexes Mess- und Informationssystem, welches rund um die Uhr Messwerte zum aktuellen Betriebszustand des Forschungsreaktors einschließlich der Abgaben (Emissionen) in die Luft sowie den Radioaktivitätseintrag in die Umgebung (Immission) vollautomatisch erfasst und überwacht. Meteorologische Daten zum Standort des BER II in Wannsee und Messwerte aus dem integrierten Mess- und Informationssystem (IMIS) des BfS werden ebenfalls in das RFÜ übernommen. Das RFÜ bietet zahlreiche Möglichkeiten, die gemessenen Werte auszuwerten, darzustellen und auf die Einhaltung von Grenzwerten und Schutzzielen hin zu überprüfen, und dient somit als Instrument der atomrechtlichen Aufsicht. Die wichtigsten Betriebsparameter des BER II, wie z.B. Reaktorleistung, Temperatur und Füllstand im Reaktorbecken und Dosisleistung in verschiedenen Bereichen sowie Radioaktivität in Fortluft und Abwasser werden im RFÜ online überwacht. Die wichtigsten Daten werden regelmäßig durch die Atomaufsicht kontrolliert und bei Auffälligkeiten erfolgt sofort eine Ursachenermittlung. Damit relevante Vorfälle nicht unbemerkt bleiben, erfolgt bei Erreichen von im System eingestellten Schwellwerten eine automatische Alarmierung der Aufsichtsbehörde. Bezüglich der nuklearen Sicherheit steht die Aufsichtsbehörde im ständigen Austausch zu allen relevanten Aufsichtsthemen mit anderen Bundesländern und dem Bund. Hierfür sorgen die seit Jahrzehnten etablierten Bund-Länder-Gremien des Länderausschusses für Atomkernenergie. In diesen Bund-Länder-Gremien arbeitet sie mit an der Weiterentwicklung und Überarbeitung des kerntechnischen Regelwerks . Darüber hinaus arbeitet die Aufsicht auch mit anderen Mitgliedsstaaten der Europäischen Union z.B. beim Erfahrungsaustausch im Rahmen themenbezogenen technischen Selbstbewertungen (gemäß AtG § 24b [1] Selbstbewertung und internationale Prüfung) zusammen. Weiterführende Informationen zum Länderausschuss für Atomkernenergie
Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung vom 14. Oktober 1992 (BGBl. I Seite 1766), die zuletzt durch Artikel 18 der Verordnung vom 29. November 2018 (BGBl. I S. 2023; 2021 I 5261) geändert worden ist. Es handelt sich um eine Verordnung auf nationaler Ebene. Der übergeordnete Rahmen ist die/das AtSMV.
1A - Atom- und Strahlenschutzrecht RS-Handbuch (10/24) Das Kapitel 1A - Atom- und Strahlenschutzrecht enthält Regelungen aus dem nationalen Atom- und Strahlenschutzrecht im engeren Sinne. Nationales Atom- und Strahlenschutzrecht Nummer des Dokuments Bezeichnung 1A-1 Grundgesetz für die Bundesrepublik Deutschland in der im Bundesgesetzblatt Teil III, Gliederungsnummer 100-1 veröffentlichten bereinigten Fassung, das zuletzt durch Artikel 1 des Gesetzes vom 19. Dezember 2022 ( BGBl . I, S. 2478) geändert worden ist Hinweise: geändert bezüglich Kernenergie durch Gesetz vom 23. Dezember 1959, betreffend Artikel 74 Nr. 11a und 87c ( BGBl .I 1959, Nr. 56, S. 813), erneut geändert bezüglich Kernenergie durch Gesetz vom 28. August 2006 betreffend Artikel 73, 74 und 87c ( BGBl .I 2006, Nr. 41, S. 2034) Verlagerung des Gebietes Kernenergie in die ausschließliche Gesetzgebungskompetenz des Bundes 1A-2.1 Organisationserlass des Bundeskanzlers vom 5. Juni 1986 ( BGBl .I 1986, Nr. 25, S. 864) zur Bildung des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit 1A-2.2 Organisationserlass des Bundeskanzlers vom 16. Juli 1999 ( BGBl .I 1999, Nr. 40, S. 1723) Hinweis: Zuständigkeit für Bereich Strahlenschutz in der Radiologie an BMU übertragen 1A-2.3 Gesetz über die Errichtung eines Bundesamtes für Strahlenschutz - BAStrlSchG - vom 9. Oktober 1989 ( BGBl .I 1989, Nr. 47, S. 1830), das zuletzt durch Artikel 116 der Verordnung vom 19. Juni 2020 ( BGBl . I 2020, Nr. 29, S. 1328) geändert worden ist 1A-2.4 Gesetz über die Errichtung eines Bundesamtes für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung - BfkEG - vom 23. Juli 2013 ( BGBl .I 2013, Nr. 41, S. 2553), ), das zuletzt durch Artikel 242 der Verordnung vom 19. Juni 2020 ( BGBl . I 2020, Nr. 29, S. 1328) geändert worden ist 1A-2.5 Organisationserlass der Bundeskanzlerin vom 17. Dezember 2013 ( BGBl .I 2013, Nr. 75, S. 4310) Hinweis: Umbenennung des BMU in Bundesministerium für Umweltschutz, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit ( BMUB ) und Übertragung weiterer Zuständigkeiten 1A-2.6 Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit - Bekanntmachung Organisationserlass zur Errichtung des Bundesamtes für kerntechnische Entsorgung vom 5. August 2014 ( BAnz AT 27.08.2014 B4) 1A-3 Gesetz über die friedliche Verwendung der Kernenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren ( Atomgesetz - AtG ) in der Fassung der Bekanntmachung vom 15. Juli 1985 ( BGBl. I 1985, Nr. 41, S. 1565), das zuletzt durch Artikel 1 des Gesetzes vom 4. Dezember 2022 ( BGBl .I 2022, Nr. 48, S. 2153) geändert worden ist 1A-4 Fortgeltendes Recht der Deutschen Demokratischen Republik aufgrund von Artikel 9 Absatz 2 in Verbindung mit Anlage II Kapitel XII Abschnitt III Nr. 2 und 3 des Einigungsvertrages vom 31. August 1990 in Verbindung mit Artikel 1 des Gesetzes zum Einigungsvertrag vom 23. September 1990 (BGBl .II 1990, Nr. 35, S. 885 und 1226), soweit dabei radioaktive Stoffe , insbesondere Radonfolgeprodukte, anwesend sind: Verordnung über die Gewährleistung von Atomsicherheit und Strahlenschutz - AtStrlSV - vom 11. Oktober 1984 ( GBl. DDR I 1984, Nr. 30, S. 341) und Durchführungsbestimmung zur Verordnung über die Gewährleistung von Atomsicherheit und Strahlenschutz - AtStrlSVDBest - vom 11. Oktober 1984 ( GBl. DDR I 1984, Nr. 30, S. 348, berichtigt GBl. DDR I 1987, Nr. 18, S. 196) Anordnung zur Gewährleistung des Strahlenschutzes bei Halden und industriellen Absetzanlagen und bei Verwendung darin abgelagerter Materialien - StrSAblAnO - vom 17. November 1980 ( GBl. DDR I 1980, Nr. 34, S. 347) 1A-5 Aufgehobenes Gesetz zum vorsorgenden Schutz der Bevölkerung gegen Strahlenbelastung ( Strahlenschutzvorsorgegesetz - StrVG ) vom 19. Dezember 1986 ( BGBl. I 1986, Nr. 69, S. 2610), das zuletzt durch Artikel 91 der Verordnung vom 31. August 2015 ( BGBl .I 2015, Nr. 35, S. 1474) geändert worden ist Hinweis: Gemäß Artikel 4 des Gesetzes zur Neuordnung des Rechts zum Schutz vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung vom 27. Juni 2017 ( BGBl. I 2017, Nr. 42, S. 1966) wurde das Strahlenschutzvorsorgegesetz zum 1. Oktober 2017 aufgehoben. Bitte 1A-5.1 beachten. 1A-5.1 Gesetz zum Schutz der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung ( Strahlenschutzgesetz - StrlSchG) vom 27. Juni 2017 ( BGBl . I, S. 1966), das zuletzt durch die Bekanntmachung vom 3. Januar 2022 ( BGBl . I, S. 15) geändert worden ist 1A-5.1.1 Verordnung über die Zuständigkeiten von Bundesbehörden im integrierten Mess- und Informationssystem für die Überwachung der Umweltradioaktivität nach dem Strahlenschutzgesetz ( IMIS-Zuständigkeitsverordnung – IMIS-ZustV ) vom 5. Oktober 2017 ( BGBl . I 2017, Nr. 67, S. 3536) 1A-6 Gesetz zum Schutz vor nichtionisierender Strahlung bei der Anwendung am Menschen - NiSG - vom 29. Juli 2009 ( BGBl .I 2009, Nr. 49, S. 2433), das zuletzt durch Artikel 9a des Gesetzes vom 28. April 2020 ( BGBl . I 2020, Nr . 23, S. 960) geändert worden ist 1A-6.1 Verordnung zum Schutz vor schädlichen Wirkungen nichtionisierender Strahlung bei der Anwendung am Menschen - NiSV - vom 5. Dezember 2018 ( BGBl . I 2018, Nr. 41, S. 2187), die zuletzt durch Artikel 1 und 2 der Verordnung vom 12. Juni 2023 ( BGBl . I 2023, Nr . 149) geändert worden ist 1A-7 Verordnung zum Schutz der Beschäftigten vor Gefährdungen durch künstliche optische Strahlung ( Arbeitsschutzverordnung zu künstlicher optischer Strahlung - OStrV ) vom 19. Juli 2010 ( BGBl .I 2010, Nr. 38, S. 960), die zuletzt durch Artikel 5Absatz 6 der Verordnung vom 18. Oktober 2017 ( BGBl .I 2017, Nr. 69, S. 3584) geändert worden ist 1A-8 Verordnung zum Schutz vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung ( Strahlenschutzverordnung - StrlSchV) vom 29. November 2018 ( BGBl . I 2018, Nr. 41 S. 2034), die zuletzt durch Artikel 2 der Verordnung vom 17. April 2024 ( BGBl .I 2024, Nr. 132) geändert worden ist Anforderung des § 114 Absatz 1 Nummer 2 Strahlenschutzverordnung hier: Übergangsvorschriften in § 195 Absatz 2 Strahlenschutzverordnung Bezug: 33. Sitzung des Fachausschusses Strahlenschutz (FAS), 15.–16. November 2022, TOP 7.1– RdSchr. d. BMUV v. 21.12.2022 – S II 3 – 1514/002-2022.0002 – 1A-9 Dosiskoeffizienten zur Berechnung der Strahlenexposition Hinweis: Befindet sich in Überarbeitung 1A-9.1 Verordnung zur Festlegung von Dosiswerten für frühe Notfallschutzmaßnahmen ( Notfall-Dosiswerte-Verordnung - NDWV) vom 29. November 2018 ( BGBl . I 2018. Nr. 41, S. 2034) 1A-10 Verordnung über das Verfahren bei der Genehmigung von Anlagen nach § 7 des Atomgesetzes ( Atomrechtliche Verfahrensverordnung - AtVfV ) in der Fassung der Bekanntmachung vom 3. Februar 1995, die zuletzt durch Artikel 5 des Gesetzes zur Änderung des Raumordnungsgesetzes und anderer Vorschriften vom 22. März 2023 ( BGBl . I 2023, Nr. 88,) geändert worden ist 1A-11 Verordnung über die Deckungsvorsorge nach dem Atomgesetz ( Atomrechtliche Deckungsvorsorge-Verordnung - AtDeckV) in der Fassung der Bekanntmachung vom 21. Januar 2022 ( BGBl .I 2022, Nr. 4, S. 118) 1A-12 Kernbrennstoffsteuergesetz - KernbrStG vom 8. Dezember 2010 ( BGBl .I 2010, Nr. 62, S. 1804), das durch Artikel 240 der Verordnung vom 31. August 2015 ( BGBl .I 2015, Nr. 35, S. 1474) geändert worden ist 1A-13 Verordnung über Vorausleistungen für die Einrichtung von Anlagen des Bundes zur Sicherstellung und zur Endlagerung radioaktiver Abfälle ( Endlagervorausleistungsverordnung - EndlagerVlV) vom 28. April 1982 ( BGBl .I 1982, Nr. 16, S. 562), die zuletzt durch Artikel 2 des Gesetzes vom 7. Dezember 2020 ( BGBl . I 2020, Nr. 60, S. 2760) geändert worden ist 1A-14 Verordnung über den Schutz vor Schäden durch Röntgenstrahlen (Röntgenverordnung - RöV ) in der Fassung der Bekanntmachung vom 30. April 2003 ( BGBl .I 2003, Nr. 17, S. 604), die zuletzt durch Artikel 6 der Verordnung vom 11. Dezember 2014 ( BGBl .I 2014, Nr. 58, S. 2010) geändert worden ist Hinweis: außer Kraft gesetzt durch Artikel 20 der Verordnung zur weiteren Modernisierung des Strahlenschutzrechts vom 29. November 2018 ( BGBl. I, 2018, Nr. 41, S. 2034) 1A-15 Verordnung über die Behandlung von Lebensmitteln mit Elektronen-, Gamma- und Röntgenstrahlen, Neutronen oder ultravioletten Strahlen ( Lebensmittelbestrahlungsverordnung - LMBestrV) in der Fassung der Bekanntmachung vom 15. Februar 2019 ( BGBl .I 2019, Nr. 5, S. 116), die zuletzt durch Artikel 1 der Verordnung vom 21. Oktober 2022 ( BGBl . I 2022, Nr. 39, S. 1879) geändert worden ist 1A-16 Verordnung über radioaktive oder mit ionisierenden Strahlen behandelte Arzneimittel - AMRadV - in der Fassung der Bekanntmachung vom 19. Januar 2007 ( BGBl . I 2007, Nr. 2, S. 48), die zuletzt durch Artikel 5 der Verordnung vom 29. November 2018 ( BGBl .I 2018, Nr. 41, S. 2034, berichtigt am 21. Dezember 2021 durch BGBl .I, Nr. 86, S. 5261) geändert worden ist 1A-17 Verordnung über den kerntechnischen Sicherheitsbeauftragten und über die Meldung von Störfällen und sonstigen Ereignissen ( Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung - AtSMV ) vom 14. Oktober 1992 ( BGBl .I 1992, Nr. 48, S. 1766), die zuletzt durch Artikel 18 der Verordnung vom 29. November 2018 ( BGBl . I 2018, Nr. 41, S. 2034, berichtigt am 21. Dezember 2021 durch BGBl . I, Nr. 86, S. 5261) geändert worden ist Erläuterungen zu den Meldekriterien gemäß Anlage 1 (Stand 04/2022) Erläuterungen zu den Meldekriterien gemäß Anlage 2 (Stand 11/2007) Erläuterungen zu den Meldekriterien gemäß Anlage 3 (Stand 03/2007) Erläuterungen zu den Meldekriterien gemäß Anlage 4 (Stand 07/2021) Erläuterungen zu den Meldekriterien gemäß Anlage 5 (Stand 04/2013) Erläuterungen zu den Meldekriterien gemäß Anlage 6 (Stand 07/2021) Erläuterungen zu den Meldekriterien für Meldepflichtige Ereignisse gemäß Anlage 7 der AtSMV (Stand 12/2018) Zusammenstellung von in den Meldekriterien verwendeten Begriffen (Stand 04/2015) Meldeformular für Ereignisse in Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen (Stand 01/2020) Meldeformular für Ereignisse in Anlagen der Kernbrennstoffver- und -entsorgung (Stand 01/2020) Meldeformular für Ereignisse bei der Aufbewahrung von Kernbrennstoffen und verfestigten hochradioaktiven Spaltproduktlösungen nach § 6 AtG (Stand 01/2020) Meldeformular für Ereignisse in Einrichtungen der Entsorgung radioaktiver Abfälle nach § 9 oder § 12 Absatz 1 Nr.3 StrlSchG (Stand 07/2021) Meldeformular für Ereignisse in nach § 9b des AtG zugelassenen Anlagen und der Schachtanlage Asse II (Stand 01/2020) 1A-18 Verordnung über die Verbringung radioaktiver Abfälle oder abgebrannter Brennelemente ( Atomrechtliche Abfallverbringungsverordnung - AtAV) vom 30. April 2009 ( BGBl .I 2009, Nr. 24, S. 1000), die zuletzt durch Artikel 241 der Verordnung vom 19. Juni 2020 ( BGBl .I 2020, Nr. 29, S. 1328) geändert worden ist 1A-19 Verordnung für die Überprüfung der Zuverlässigkeit zum Schutz gegen Entwendung oder Freisetzung radioaktiver Stoffe nach dem Atomgesetz ( Atomrechtliche Zuverlässigkeitsüberprüfungs-Verordnung - AtZüV) vom 1. Juli 1999 ( BGBl .I 1999, Nr. 35, S. 1525), die zuletzt durch Artikel 82 des Gesetzes vom 10. August 2021 ( BGBl .I 2021, Nr. 53, S. 3436) geändert worden ist 1A-20 Verordnung zur Abgabe von kaliumiodidhaltigen Arzneimitteln zur Iodblockade der Schilddrüse bei radiologischen Ereignissen ( Kaliumiodidverordnung - KIV) vom 5. Juni 2003 ( BGBl .I 2003, Nr. 25, S. 850), die durch Artikel 70 des Gesetzes vom 21. Juni 2005 ( BGBl .I 2005, Nr. 39, S. 1818) geändert worden ist 1A-21 Kostenverordnung zum Atomgesetz und zum Strahlenschutzgesetz - AtSKostV - vom 17. Dezember 1981 ( BGBl .I 1981, Nr. 56, S. 1457), die zuletzt durch Artikel 5 des Gesetzes vom 20. Mai 2021 ( BGBl .I 2021, Nr. 27, S. 1194) geändert worden ist 1A-22 Verordnung zur Festlegung einer Veränderungssperre zur Sicherung der Standorterkundung für eine Anlage zur Endlagerung radioaktiver Abfälle im Bereich des Salzstocks Gorleben (Gorleben-Veränderungssperren-Verordnung - GorlebenVSpV) vom 25. Juli 2005 ( BAnz 2005, Nr. 153a), die durch Artikel 1 der Verordnung vom 7. Juli 2015 ( BAnz AT 21.07.2015 V1) geändert worden ist Hinweis: seit 01.04.2017 außer Kraft 1A-23 Gesetz zu dem Abkommen vom 16. Mai 1991 zwischen der Regierung der Bundesrepublik Deutschland und der Regierung der Union der Sozialistischen Sowjetrepubliken über die Beendigung der Tätigkeit der Sowjetisch-Deutschen Aktiengesellschaft WISMUT , vom 12. Dezember 1991 ( BGBl .II 1991, Nr. 31, S. 1138), das zuletzt durch Artikel 20 der Verordnung vom 31. August 2015 ( BGBl .I 2015, Nr. 35, S. 1474) geändert worden ist 1A-24 Verordnung zum Schutz vor schädlichen Wirkungen künstlicher ultravioletter Strahlung ( UV -Schutz-Verordnung - UVSV) vom 20. Juli 2011 ( BGBl .I 2011, Nr. 37, S. 1412) 1A-25 Gesetz zur Suche und Auswahl eines Standortes für ein Endlager für für hochradioaktive Abfälle ( Standortauswahlgesetz - StandAG) vom 5. Mai 2017 ( BGBl .I 2017, Nr . 26, S. 1074) ), das zuletzt durch Artikel 8 des Gesetzes zur Änderung des Raumordnungsgesetzes und anderer Vorschriften vom 22. März 2023 ( BGBl .I 2023, Nr. 88) geändert worden ist 1A-26 Gesetz zur Errichtung eines Fonds zur Finanzierung der kerntechnischen Entsorgung ( Entsorgungsfondsgesetz - EntsorgFondsG) vom 27. Januar 2017 ( BGBl .I 2017, Nr . 5, S . 114), das zuletzt durch Artikel 1 des Gesetzes vom 25. Juni 2021 ( BGBl .I 2021, Nr . 37, S. 2137) geändert worden ist 1A-27 Gesetz zur Regelung des Übergangs der Finanzierungs- und Handlungspflichten für die Entsorgung radioaktiver Abfälle der Betreiber von Kernkraftwerken ( Entsorgungsübergangsgesetz - EntsorgÜG) vom 27. Januar 2017 ( BGBl .I 2017, Nr . 5, S. 114), das zuletzt durch Artikel 2 des Gesetzes vom 25. Juni 2021 ( BGBl .I 2021 Nr . 37, S. 2137) geändert worden ist 1A-28 Gesetz zur Transparenz über die Kosten der Stilllegung und des Rückbaus der Kernkraftwerke sowie der Verpackung radioaktiver Abfälle ( Transparenzgesetz - TransparenzG) vom 27. Januar 2017 ( BGBl .I 2017, Nr . 5, S. 125), 76), das zuletzt durch Artikel 246 der Verordnung vom 19. Juni 2020 ( BGBl .I 2020. Nr. 29, S. 1328) geändert worden ist 1A-28.1 Verordnung über die Umsetzung der Auskunftspflicht und die Ausgestaltung der Informationen nach dem Transparenzgesetz ( Rückbaurückstellungs-Transparenzverordnung - RückBRTranparenzV) vom 9. Juli 2018 ( BGBl .I 2018, Nr. 24, S. 1090) 1A-29 Gesetz zur Nachhaftung für Abbau- und Entsorgungskosten im Kernenergiebereich ( Nachhaftungsgesetz - NachhG) vom 27. Januar 2017 ( BGBl. I 2017, Nr. 5, S. 127), das durch nach Maßgabe des Artikel 5 Absatz 2 durch Artikel 4 Absatz 3 des Gesetzes vom 5. Mai 2017 ( BGBl .I 2017, Nr. 26, S. 1074) 1A-30 Verordnung über Anforderungen und Verfahren zur Entsorgung radioaktiver Abfälle ( Atomrechtliche Entsorgungsverordnung - AtEV) vom 29. November 2018 ( BGBl .I, 2018, Nr. 41, S. 2034) 1A-31 Gesetz zur Neuordnung der Organisationsstruktur im Bereich der Endlagerung vom 26. Juli 2016 ( BGBl .I 2016, Nr . 37, S. 1843), 1A-32 Verordnung über Sicherheitsanforderungen an die Endlagerung hochradioaktiver Abfälle ( Endlagersicherheitsanforderungsverordnung - EndlSiAnfV ) vom 6. Oktober 2020 (Art. 1 der Verordnung vom 6. Oktober 2020, BGBl .I 2020, Nr . 45, S. 2094), 1A-33 Verordnung über die Anforderungen an die Durchführung der vorläufigen Sicherheitsuntersuchungen im Standortauswahlverfahren für die Endlagerung hochradioaktiver Abfälle ( Endlagersicherheitsuntersuchungsverordnung – EndlSiUntV ) vom 6. Oktober 2020 (Art. 2 der Verordnung vom 6. Oktober 2020, BGBl .I 2020, Nr . 45, S. 2094) Bekanntmachung der Berechnungsgrundlage für die Dosisabschätzung bei der Endlagerung von hochradioaktiven Abfällen ( BAnz AT 30.12.2022 B15) 1A-34 Gesetz zur Neuordnung der Verantwortung in der kerntechnischen Entsorgung vom 27.01.2017 ( BGBl . I S. 114, 1222), das durch Artikel 244 der Verordnung vom 19. Juni 2020 ( BGBl . I S. 1328) geändert worden ist. Hinweis: Die beschlossenen Gesetze sind unter 1A-26 bis 1A-29 zu finden. Stand: 30.10.2024
Abschaltung der Atomkraftwerke Isar 2, Emsland & Neckarwestheim 2 Quelle: picture-alliance / Frank Rumpenhorst | Frank Rumpenhorst Abschaltung nach befristeten Streckbetrieb In unseren FAQ erfahren Sie mehr über die Debatte um Laufzeitverlängerungen, die zum befristeten Streckbetrieb geführt hat. Aufgrund der Energiekrise sind die drei Atomkraftwerke Isar 2, Emsland und Neckarwestheim 2 über das geplante Abschaltdatum Ende 2022 im sog. Streckbetrieb weitergelaufen - am 15. April 2023 sind die drei Kraftwerke endgültig abgeschaltet worden. Der Einsatz neuer Brennelemente war während des Streckbetriebs nicht zulässig. Die wichtigsten Fakten zu den Kraftwerken Isar 2 in Bayern Kernkraftwerk Isar 2 Quelle: picture alliance / SVEN SIMON | Frank Hoermann / SVEN SIMON Gemeinde: Markt Essenbach, Landkreis Landshut Gewässer zur Kühlung: Isar Betreiber : PreussenElektra GmbH Typ: Druckwasserreaktor Beginn Leistungsbetrieb: 1988 elektrische Bruttoleistung: 1.485 MW erzeugte Strommenge insgesamt: über 379 TWh (Stand: 31.12.2022) Aufsichts- und Genehmigungsbehörde: Bayerisches Staatsministerium für Umwelt und Verbraucherschutz (StMUV) Neckarwestheim 2 in Baden-Württemberg Kernkraftwerk Neckarwestheim Quelle: picture alliance / Daniel Kubirski | Daniel Kubirski Gemeinde: Neckarwestheim im Landkreis Heilbronn Gewässer: Neckar Betreiber: EnBW Kernkraft GmbH Typ: Druckwasserreaktor Beginn Leistungsbetrieb: 1989 elektrische Bruttoleistung: 1.400 MW erzeugte Strommenge insgesamt: über 349 TWh (Stand: 31.12.2022) Aufsichts- und Genehmigungsbehörde: Ministerium für Umwelt, Klima und Energiewirtschaft Baden-Württemberg Emsland in Niedersachsen Kernkraftwerk Emsland Quelle: picture alliance / Rupert Oberhäuser | Rupert Oberhäuser Stadt: Lingen im Landkreis Emsland Gewässer zur Kühlung: Ems Betreiber: Kernkraftwerke Lippe-Ems GmbH Typ: Druckwasserreaktor Beginn Leistungsbetrieb/Inbetriebnahme: 1988 erzeugte Strommenge insgesamt: über 371 TWh (Stand: 31.12.2022) elektrische Bruttoleistung: 1.406 MW Aufsichts- und Genehmigungsbehörde: Niedersächsisches Ministerium für Umwelt, Energie, Bauen und Klimaschutz (MU) Der Lebenszyklus eines Atomkraftwerks: Vom Bau bis zum Abriss Nach der Abschaltung eines Atomkraftwerks schließt sich zunächst eine Nachbetriebsphase an. Diese dauert mehrere Jahre. Erst danach kann die Stilllegungsgenehmigung umgesetzt werden, mit der das Kraftwerk endgültig rückgebaut werden kann. Diese Stilllegung selbst dauert erneut zwischen 10 und 20 Jahren. Erst danach kann das Kraftwerk aus der atomrechtlichen Überwachung entlassen werden. Typische Zeiträume vom Baubeginn bis zum Abriss eines Atomkraftwerks Quelle: BASE Folgende Phasen nach der Abschaltung können unterschieden werden: Abschaltung Einklappen / Ausklappen Die Außerbetriebnahme eines Atomkraftwerks beginnt mit der endgültigen Abschaltung des Reaktors - diese erfolgt in der Regel nach mehreren Jahren des Leistungsbetriebs. Die endgültige Abschaltung unterscheidet sich technisch nicht von einem betriebsbedingten Herunterfahren (z.B. im Rahmen von regelmäßigen Anlagenrevisionen) und wird vom Betreiber selbst vorgenommen. Nachbetriebsphase und Stilllegung Einklappen / Ausklappen Nach der endgültigen Abschaltung eines Atomkraftwerks folgt die Nachbetriebsphase, die sich bis zur Inanspruchnahme einer Genehmigung für die Stilllegung und den Abbau erstreckt. In der Nachbetriebsphase werden die Brennelemente aus dem Reaktor entladen und im Abklingbecken innerhalb des Atomkraftwerks gelagert. Erst wenn die Aktivität und damit auch die Wärmeentwicklung im bestrahlten Brennstoff weit genug zurückgegangen ist, können die Brennelemente in Lagerbehälter umgeladen werden. Dann kommen sie ins Zwischenlager auf dem Kraftwerksgelände. Außerdem können erste Anlagenteile dekontaminiert und eine Art radiologische Inventur der ganzen Anlage gemacht werden, um den Aktivierungs- und Kontaminierungsgrad der Anlage zu bestimmen. Die Nachbetriebsphase unterliegt noch der Betriebsgenehmigung des Kraftwerks. Erst für die sich anschließende Stilllegung und den Abbau ist eine eigene Genehmigung erforderlich. Das Genehmigungsverfahren schließt insbesondere Aspekte des Strahlenschutzes und mögliche Auswirkungen auf die Umwelt mit ein. Rückbau Einklappen / Ausklappen Mit der Erteilung der Stilllegungsgenehmigung kann ein Atomkraftwerk in den Rückbau übergehen. Die Art und Weise des Rückbaus – sprich das konzeptionelle Vorgehen oder die Strategie – ist stark von der Bauart (Einzelblock- oder Mehrblockanlage), dem Typ ( SWR, DWR, Prototypreaktor), dem radiologischen Zustand (Aktivierung und Kontamination), einer ggf. geplanten Zwischennutzung ( Zwischenlagerung , Abfallkonditionierungsstation) und dem Rückbauziel (Nachnutzung oder vollständiger Rückbau) abhängig. Deshalb ist für jede Anlage eine eigene Stilllegungs- und Abbaugenehmigung erforderlich. Im kernnahen Bereich und den zugehörigen Anlagenteilen – im sogenannten Primärkreis – werden zunächst Arbeiten zur Dekontamination durchgeführt. Vorhandene Ablagerungen werden bei der Primärkreisdekontamination unter Anwendung eines speziellen Verfahrens entfernt. Dies trägt zur Reduzierung der radiologischen Belastung vor dem Rückbau bei. Anschließend erfolgt die Demontage der Primärkreiskomponenten, wie beispielsweise Hauptkühlmittelpumpen oder Dampferzeuger. Dazu können zwei Vorgehensweisen zur Anwendung kommen: Ausbau aus Einbaulage und Herausbringen im Ganzen oder in großen Teilen. Anschließendes Zuführen zur Abklinglagerung oder In-Situ-Zerlegung, d.h. kleinteilige Zerlegung der Anlagenteile innerhalb des Reaktorgebäudes Die wesentliche Komponente des Primärkreises ist der Reaktordruckbehälter (RDB). Hier befanden sich während der Betriebsphase die Brennelemente und dort lief die Kettenreaktion zur Energieerzeugung ab. Nach ihrer Nutzung wurden die Brennelemente aus dem RDB entladen und anschließend kann – sofern die entsprechende Stilllegungs- und Rückbaugenehmigung vorliegt - mit der Zerlegung des RDB und -Einbauten begonnen werden. Für die Zerlegung des Reaktordruckbehälters und der zugehörigen Einbauten werden fernbediente bzw. fernhantierte Zerlege- und Verpackungstechniken genutzt. Zusätzlich werden diese Tätigkeiten in der Regel Unterwasser, d.h. bei Wasserüberdeckung, durchgeführt. Hierbei nutzt man die gute Abschirmwirkung des Wassers und erreicht so eine weitere Reduzierung der vorhandenen Aktivität. Bei der Zerlegung anfallende Materialstücken können dabei weitestgehend im Wasser gebunden und durch vorhandene Filtereinrichtungen abgetrennt und geeignet entsorgt werden. Die weitere Demontage erfolgt in der Regel „von außen nach innen“, d.h. die Rückbauarbeiten beginnen in reaktorferneren Bereichen und arbeiten sich immer weiter zu den zentralen Bereichen des Kontrollbereiches vor. Nach dieser Entkernung bleiben nur noch die leeren, dekontaminierten Gebäudestrukturen übrig, die dann nach Freigabe konventionell abgerissen werden können. Der Rückbau und die Freigabe unterliegen der strengen Kontrolle der Aufsichtsbehörde. In Deutschland wurden bisher drei Kernkraftwerke vollständig zurückgebaut. In den Berichten und Übersichten stellt das BASE regelmäßig Informationen zum Status der kerntechnischen Anlagen in Deutschland bereit. Meldepflichtige Ereignisse in den Atomkraftwerken Was sind meldepflichtige Ereignisse? Bei meldepflichtigen Ereignissen handelt es sich um Unfälle, Störfälle oder sonstige für die kerntechnische Sicherheit bedeutsame Ereignisse, die in kerntechnischen Einrichtungen der Bundesrepublik Deutschland auftreten. Diese Ereignisse müssen vom Betreiber der Anlage an die jeweils zuständige Landesaufsichtsbehörde gemeldet werden. Grundlage ist die Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung ( AtSMV ). Doch wie oft kam es in den drei noch laufenden Atomkraftwerken zu meldepflichtigen Ereignissen? Während der gesamten Betriebslaufzeit wurde folgende Anzahl gemeldet (Stand 31. Januar 2023, Daten der Störfallmeldestelle): Isar 2: 109 Emsland: 172 Neckarwestheim 2: 131 In den Monats- und Jahresberichten veröffentlicht die Störfallmeldestelle des BASE Informationen zu allen meldepflichtigen Ereignissen in kerntechnischen Anlagen in Deutschland. Stand: 17.04.2023
Abschaltung des Atomkraftwerks Brokdorf Das Atomkraftwerk Brokdorf Quelle: picture alliance/dpa | Daniel Reinhardt Kurzüberblick Das AKW Brokdorf Betreiber : PreussenElektra GmbH Abschalttermin : 31.12.2021 Typ : Druckwasserreaktor Beginn Leistungsbetrieb: 1986 Erzeugte Strommenge insgesamt : knapp 347 Milliarden Kilowattstunden (Stand: Mai 2020) Aufsichts- und Genehmigungsbehörde: Ministerium für Energiewende, Landwirtschaft, Umwelt, Natur und Digitalisierung des Landes Schleswig-Holstein Geografische Lage: Bundesland: Schleswig-Holstein Gemeinde : Brokdorf (Wilstermarsch), Kreis Steinburg (Kreisstadt Itzehoe) Gewässer : Das AKW Brokdorf liegt an der Elbe, aus der das Wasser zur Kühlung des Kondensators kommt Die wichtigsten Fakten zum Atomkraftwerk Brokdorf Die Laufzeiten der letzten Atomkraftwerke Direkt nach der Nuklearkatastrophe von Fukushima wurden alle deutschen Atomkraftwerke, die bis einschließlich 1980 in Betrieb gegangen waren, abgeschaltet. Dies waren: Biblis A und B, Brunsbüttel, Isar 1, Neckarwestheim 1, Unterweser und Philippsburg 1. Das AKW Krümmel war bereits vom Netz. Am 31. Dezember 2021 wurden die Atomkraftwerke Grohnde , Gundremmingen C und Brokdorf abgeschaltet. Zum 15. April 2023 sind die letzten drei Atomkraftwerke in Deutschland abgeschaltet worden: Isar 2, Emsland und Neckarwestheim 2 . Sie sollten am 31. Dezember 2022 heruntergefahren werden. Aufgrund der Energiekrise konnten die drei AKW in einem befristeten Streckbetrieb bis längstens 15. April 2023 weiterlaufen. Der Einsatz neuer Brennelemente war nicht zulässig. Das Atomkraftwerk Brokdorf ist eines von drei Kraftwerken in Schleswig-Holstein. Am 31.12.2021 ging es endgültig vom Netz. Hintergrund ist die Entscheidung des Deutschen Bundestags vom 30. Juni 2011 zum Ausstieg aus der Atomenergie . Das AKW Brokdorf ist ein Druckwasserreaktor mit einer elektrischen Nettoleistung von 1.410 MW . Seitdem es im Jahr 1986 seinen kommerziellen Leistungsbetrieb aufgenommen hat, erzeugte es knapp 347 Milliarden Kilowattstunden Strom (1 Mrd. kWh=1 Terawattstunde). Am Standort befindet sich das Standortzwischenlager Brokdorf für hochradioakive Abfälle . Es nahm am 5. März 2007 mit der Einlagerung des ersten CASTOR-Behälters den Betrieb auf. Vom Bau bis zum Abriss Typische Zeiträume vom Baubeginn bis zum Abriss eines Atomkraftwerks Quelle: BASE Nach der Abschaltung eines Atomkraftwerks schließt sich zunächst eine Nachbetriebsphase an. Diese dauert mehrere Jahre. Erst danach kann die Stilllegungsgenehmigung umgesetzt werden, mit der das Atomkraftwerk endgültig rückgebaut werden kann. Diese Stilllegung selbst dauert erneut zwischen 10 und 20 Jahren. Erst danach kann das Kraftwerk aus der atomrechtlichen Überwachung entlassen werden. Die Phasen der Kraftwerksstilllegung Die Stilllegung kerntechnischer Anlagen erfolgt am Ende der Betriebszeit und durchläuft verschiedene Phasen: Abschaltung Einklappen / Ausklappen Die Außerbetriebnahme eines Atomkraftwerks beginnt mit der endgültigen Abschaltung des Reaktors - diese erfolgt in der Regel nach mehreren Jahren des Leistungsbetriebs. Die endgültige Abschaltung unterscheidet sich technisch nicht von einem betriebsbedingten Herunterfahren (z.B. im Rahmen von regelmäßigen Anlagenrevisionen) und wird vom Betreiber selbst vorgenommen. Nachbetriebsphase und Stilllegung Einklappen / Ausklappen Nach der endgültigen Abschaltung eines Atomkraftwerks folgt die Nachbetriebsphase, die sich bis zur Inanspruchnahme einer Genehmigung für die Stilllegung und den Abbau erstreckt. In der Nachbetriebsphase werden die Brennelemente aus dem Reaktor entladen und im Abklingbecken innerhalb des Atomkraftwerks gelagert. Erst wenn die Aktivität und damit auch die Wärmeentwicklung im bestrahlten Brennstoff weit genug zurückgegangen ist, können die Brennelemente in Lagerbehälter umgeladen werden. Dann kommen sie ins Zwischenlager auf dem Kraftwerksgelände. Außerdem können erste Anlagenteile dekontaminiert und eine Art radiologische Inventur der ganzen Anlage gemacht werden, um den Aktivierungs- und Kontaminierungsgrad der Anlage zu bestimmen. Die Nachbetriebsphase unterliegt noch der Betriebsgenehmigung des Kraftwerks. Erst für die sich anschließende Stilllegung und den Abbau ist eine eigene Genehmigung erforderlich. Das Genehmigungsverfahren schließt insbesondere Aspekte des Strahlenschutzes und mögliche Auswirkungen auf die Umwelt mit ein. Rückbau Einklappen / Ausklappen Mit der Erteilung der Stilllegungsgenehmigung kann ein Atomkraftwerk in den Rückbau übergehen. Die Art und Weise des Rückbaus – sprich das konzeptionelle Vorgehen oder die Strategie – ist stark von der Bauart (Einzelblock- oder Mehrblockanlage), dem Typ ( SWR, DWR, Prototypreaktor), dem radiologischen Zustand (Aktivierung und Kontamination), einer ggf. geplanten Zwischennutzung ( Zwischenlagerung , Abfallkonditionierungsstation) und dem Rückbauziel (Nachnutzung oder vollständiger Rückbau) abhängig. Deshalb ist für jede Anlage eine eigene Stilllegungs- und Abbaugenehmigung erforderlich. Im kernnahen Bereich und den zugehörigen Anlagenteilen – im sogenannten Primärkreis – werden zunächst Arbeiten zur Dekontamination durchgeführt. Vorhandene Ablagerungen werden bei der Primärkreisdekontamination unter Anwendung eines speziellen Verfahrens entfernt. Dies trägt zur Reduzierung der radiologischen Belastung vor dem Rückbau bei. Anschließend erfolgt die Demontage der Primärkreiskomponenten, wie beispielsweise Hauptkühlmittelpumpen oder Dampferzeuger. Dazu können zwei Vorgehensweisen zur Anwendung kommen: Ausbau aus Einbaulage und Herausbringen im Ganzen oder in großen Teilen. Anschließendes Zuführen zur Abklinglagerung oder In-Situ-Zerlegung, d.h. kleinteilige Zerlegung der Anlagenteile innerhalb des Reaktorgebäudes Die wesentliche Komponente des Primärkreises ist der Reaktordruckbehälter (RDB). Hier befanden sich während der Betriebsphase die Brennelemente und dort lief die Kettenreaktion zur Energieerzeugung ab. Nach ihrer Nutzung wurden die Brennelemente aus dem RDB entladen und anschließend kann – sofern die entsprechende Stilllegungs- und Rückbaugenehmigung vorliegt - mit der Zerlegung des RDB und -Einbauten begonnen werden. Für die Zerlegung des Reaktordruckbehälters und der zugehörigen Einbauten werden fernbediente bzw. fernhantierte Zerlege- und Verpackungstechniken genutzt. Zusätzlich werden diese Tätigkeiten in der Regel Unterwasser, d.h. bei Wasserüberdeckung, durchgeführt. Hierbei nutzt man die gute Abschirmwirkung des Wassers und erreicht so eine weitere Reduzierung der vorhandenen Aktivität. Bei der Zerlegung anfallende Materialstücken können dabei weitestgehend im Wasser gebunden und durch vorhandene Filtereinrichtungen abgetrennt und geeignet entsorgt werden. Die weitere Demontage erfolgt in der Regel „von außen nach innen“, d.h. die Rückbauarbeiten beginnen in reaktorferneren Bereichen und arbeiten sich immer weiter zu den zentralen Bereichen des Kontrollbereiches vor. Nach dieser Entkernung bleiben nur noch die leeren, dekontaminierten Gebäudestrukturen übrig, die dann nach Freigabe konventionell abgerissen werden können. Der Rückbau und die Freigabe unterliegen der strengen Kontrolle der Aufsichtsbehörde. In Deutschland wurden bisher drei Kernkraftwerke vollständig zurückgebaut. In den Berichten und Übersichten stellt das BASE regelmäßig Informationen zum Status der kerntechnischen Anlagen in Deutschland bereit. Was sind meldepflichtige Ereignisse? Bei meldepflichtigen Ereignissen handelt es sich um Unfälle, Störfälle oder sonstige für die kerntechnische Sicherheit bedeutsame Ereignisse, die in kerntechnischen Einrichtungen der Bundesrepublik Deutschland auftreten. Diese Ereignisse müssen vom Betreiber der Anlage an die jeweils zuständige Landesaufsichtsbehörde gemeldet werden. Grundlage ist die Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung (AtSMV). Meldepflichtige Ereignisse in Brokdorf Während der gesamten Betriebslaufzeit gab es im Atomkraftwerk Brokdorf 292 meldepflichtige Ereignisse gemäß AtSMV (Stand Oktober 2021, Daten der Störfallmeldestelle). In den Monats- und Jahresberichten veröffentlicht die Störfallmeldestelle des BASE Informationen zu allen meldepflichtigen Ereignissen in kerntechnischen Anlagen in Deutschland. Demonstrationen gegen das AKW Brokdorf Im Jahr 1981 kam es zur bis dahin größten deutschen Anti-Atomkraft-Demo: Rund 100.000 Menschen versammelten sich am 28. Februar 1981 in Brokdorf und protestieren gegen den Bau des AKW - trotz eines verhängten Demonstrationsverbots. Bereits zuvor war der Protest groß: 1976 war es bei der "Schlacht um Brokdorf", der ersten großen Demonstration mit etwa 30.000 Teilnehmern, zu massiven Ausschreitungen gekommen. Demonstration gegen Bau des AKW Brokdorf 1981 Quelle: picture alliance / United Archives/ Roba-Archiv Zum Thema Außerbetriebnahme und Stilllegung Zwischenlager Brokdorf Stand: 17.12.2021
Abschaltung des Atomkraftwerks Grohnde Atomkraftwerk Grohnde Quelle: picture alliance / blickwinkel / H. Blossey Kurzüberblick AKW Grohnde Betreiber: PreussenElektra GmbH Status: endgültige Abschaltung – in Stilllegung Beginn Leistungsbetrieb: 1. Februar 1985 Abschalttermin: 31. Dezember 2021 (gemäß AtG ) Typ (Baureihe): Druckwasserreaktor (KWU Baulinie 3 Vor-Konvoi) Reaktorleistung: 3.900 MW thermisch Elektrische Leistung: 1.430 MW brutto / 1.360 MW netto Erzeugte Strommenge insgesamt: gut 400 Milliarden Kilowattstunden (Stand: 2021) Aufsichts- und Genehmigungsbehörde : Niedersächsisches Ministerium für Umwelt, Energie, Bauen und Klimaschutz Geografische Lage: Bundesland: Niedersachsen Gemeinde : Emmerthal, Landkreis Hameln-Pyrmont Gewässer : Das KKW Grohnde liegt an der Weser, deren Wasser zur Kühlung genutzt wird. Die wichtigsten Fakten zum Atomkraftwerk Grohnde Die Laufzeiten der letzten Atomkraftwerke Direkt nach der Nuklearkatastrophe von Fukushima wurden alle deutschen Atomkraftwerke, die bis einschließlich 1980 in Betrieb gegangen waren, abgeschaltet. Dies waren: Biblis A und B, Brunsbüttel, Isar 1, Neckarwestheim 1, Unterweser und Philippsburg 1. Das AKW Krümmel war bereits vom Netz. Am 31. Dezember 2021 wurden die Atomkraftwerke Grohnde , Gundremmingen C und Brokdorf abgeschaltet. Zum 15. April 2023 sind die letzten drei Atomkraftwerke in Deutschland abgeschaltet worden: Isar 2, Emsland und Neckarwestheim 2 . Sie sollten am 31. Dezember 2022 heruntergefahren werden. Aufgrund der Energiekrise konnten die drei AKW in einem befristeten Streckbetrieb bis längstens 15. April 2023 weiterlaufen. Der Einsatz neuer Brennelemente war nicht zulässig. Das Atomkraftwerk Grohnde im Landkreis Hameln-Pyrmont in Niedersachsen wurde zum 31.Dezember 2021 endgültig abgeschaltet. Hintergrund ist die Entscheidung des Deutschen Bundestags vom 30. Juni 2011 zum Ausstieg aus der Atomenergie . Das AKW Grohnde verfügte über eine elektrische Nettoleistung von 1.360 MW. In seiner Gesamtlaufzeit von über 37 Jahren hat das KKW Grohnde seit der Netzsynchronisation im Jahr 1984 bis zur Abschaltung Ende 2021 eine Strommenge von ca. 387 Milliarden Kilowattstunden erzeugt. Am Standort des AKW Grohnde befindet sich ein Standortzwischenlager für hochradioakive Abfälle , das als Trockenlager konzipiert ist und zur Einlagerung von bestrahlten Brennelementen in Transport- und Lagerbehältern dient. Am 27. April 2006 wurde es mit der Einlagerung des ersten Behälters (Typ CASTOR® V/19) in Betrieb genommen. Die Betriebsgenehmigung umfasst eine Kapazität von 100 Behälterstellplätzen, von denen 40 belegt sind (Stand 27. April 2023). Vom Bau bis zum Abriss Typische Zeiträume vom Baubeginn bis zum Abriss eines Atomkraftwerks Quelle: BASE Nach der Abschaltung eines Atomkraftwerks schließt sich zunächst eine Nachbetriebsphase an. Diese dauert mehrere Jahre. Erst danach kann die Stilllegungsgenehmigung umgesetzt werden, mit der das Atomkraftwerk endgültig rückgebaut werden kann. Diese Stilllegung selbst dauert erneut zwischen 10 und 20 Jahren. Erst danach kann das Kraftwerk aus der atomrechtlichen Überwachung entlassen werden. Die Phasen der Kraftwerksstilllegung Die Stilllegung kerntechnischer Anlagen erfolgt am Ende der Betriebszeit und durchläuft verschiedene Phasen: Abschaltung Einklappen / Ausklappen Die Außerbetriebnahme eines Atomkraftwerks beginnt mit der endgültigen Abschaltung des Reaktors - diese erfolgt in der Regel nach mehreren Jahren des Leistungsbetriebs. Die endgültige Abschaltung unterscheidet sich technisch nicht von einem betriebsbedingten Herunterfahren (z.B. im Rahmen von regelmäßigen Anlagenrevisionen) und wird vom Betreiber selbst vorgenommen. Nachbetriebsphase und Stilllegung Einklappen / Ausklappen Nach der endgültigen Abschaltung eines Atomkraftwerks folgt die Nachbetriebsphase, die sich bis zur Inanspruchnahme einer Genehmigung für die Stilllegung und den Abbau erstreckt. In der Nachbetriebsphase werden die Brennelemente aus dem Reaktor entladen und im Abklingbecken innerhalb des Atomkraftwerks gelagert. Erst wenn die Aktivität und damit auch die Wärmeentwicklung im bestrahlten Brennstoff weit genug zurückgegangen ist, können die Brennelemente in Lagerbehälter umgeladen werden. Dann kommen sie ins Zwischenlager auf dem Kraftwerksgelände. Außerdem können erste Anlagenteile dekontaminiert und eine Art radiologische Inventur der ganzen Anlage gemacht werden, um den Aktivierungs- und Kontaminierungsgrad der Anlage zu bestimmen. Die Nachbetriebsphase unterliegt noch der Betriebsgenehmigung des Kraftwerks. Erst für die sich anschließende Stilllegung und den Abbau ist eine eigene Genehmigung erforderlich. Das Genehmigungsverfahren schließt insbesondere Aspekte des Strahlenschutzes und mögliche Auswirkungen auf die Umwelt mit ein. Rückbau Einklappen / Ausklappen Mit der Erteilung der Stilllegungsgenehmigung kann ein Atomkraftwerk in den Rückbau übergehen. Die Art und Weise des Rückbaus – sprich das konzeptionelle Vorgehen oder die Strategie – ist stark von der Bauart (Einzelblock- oder Mehrblockanlage), dem Typ ( SWR, DWR, Prototypreaktor), dem radiologischen Zustand (Aktivierung und Kontamination), einer ggf. geplanten Zwischennutzung ( Zwischenlagerung , Abfallkonditionierungsstation) und dem Rückbauziel (Nachnutzung oder vollständiger Rückbau) abhängig. Deshalb ist für jede Anlage eine eigene Stilllegungs- und Abbaugenehmigung erforderlich. Im kernnahen Bereich und den zugehörigen Anlagenteilen – im sogenannten Primärkreis – werden zunächst Arbeiten zur Dekontamination durchgeführt. Vorhandene Ablagerungen werden bei der Primärkreisdekontamination unter Anwendung eines speziellen Verfahrens entfernt. Dies trägt zur Reduzierung der radiologischen Belastung vor dem Rückbau bei. Anschließend erfolgt die Demontage der Primärkreiskomponenten, wie beispielsweise Hauptkühlmittelpumpen oder Dampferzeuger. Dazu können zwei Vorgehensweisen zur Anwendung kommen: Ausbau aus Einbaulage und Herausbringen im Ganzen oder in großen Teilen. Anschließendes Zuführen zur Abklinglagerung oder In-Situ-Zerlegung, d.h. kleinteilige Zerlegung der Anlagenteile innerhalb des Reaktorgebäudes Die wesentliche Komponente des Primärkreises ist der Reaktordruckbehälter (RDB). Hier befanden sich während der Betriebsphase die Brennelemente und dort lief die Kettenreaktion zur Energieerzeugung ab. Nach ihrer Nutzung wurden die Brennelemente aus dem RDB entladen und anschließend kann – sofern die entsprechende Stilllegungs- und Rückbaugenehmigung vorliegt - mit der Zerlegung des RDB und -Einbauten begonnen werden. Für die Zerlegung des Reaktordruckbehälters und der zugehörigen Einbauten werden fernbediente bzw. fernhantierte Zerlege- und Verpackungstechniken genutzt. Zusätzlich werden diese Tätigkeiten in der Regel Unterwasser, d.h. bei Wasserüberdeckung, durchgeführt. Hierbei nutzt man die gute Abschirmwirkung des Wassers und erreicht so eine weitere Reduzierung der vorhandenen Aktivität. Bei der Zerlegung anfallende Materialstücken können dabei weitestgehend im Wasser gebunden und durch vorhandene Filtereinrichtungen abgetrennt und geeignet entsorgt werden. Die weitere Demontage erfolgt in der Regel „von außen nach innen“, d.h. die Rückbauarbeiten beginnen in reaktorferneren Bereichen und arbeiten sich immer weiter zu den zentralen Bereichen des Kontrollbereiches vor. Nach dieser Entkernung bleiben nur noch die leeren, dekontaminierten Gebäudestrukturen übrig, die dann nach Freigabe konventionell abgerissen werden können. Der Rückbau und die Freigabe unterliegen der strengen Kontrolle der Aufsichtsbehörde. In Deutschland wurden bisher drei Kernkraftwerke vollständig zurückgebaut. In den Berichten und Übersichten stellt das BASE regelmäßig Informationen zum Status der kerntechnischen Anlagen in Deutschland bereit. Was sind meldepflichtige Ereignisse? Bei meldepflichtigen Ereignissen handelt es sich um Unfälle, Störfälle oder sonstige für die kerntechnische Sicherheit bedeutsame Ereignisse, die in kerntechnischen Einrichtungen der Bundesrepublik Deutschland auftreten. Diese Ereignisse müssen vom Betreiber der Anlage an die jeweils zuständige Landesaufsichtsbehörde gemeldet werden. Grundlage ist die Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung (AtSMV). Meldepflichtige Ereignisse in Grohnde Während der gesamten Betriebslaufzeit kam es im Atomkraftwerk Grohnde zu 279 meldepflichtigen Ereignissen gemäß AtSMV (Stand Oktober 2021, Daten der Störfallmeldestelle ). In den Monats- und Jahresberichten veröffentlicht die Störfallmeldestelle des BASE Informationen zu allen meldepflichtigen Ereignissen in kerntechnischen Anlagen in Deutschland. Grohnde – Rückblick auf eine bewegte Geschichte Das AKW Grohnde blickt auf eine bewegte Geschichte zurück: Im Jahr 1977 versammelten sich mehr als 20.000 Demonstrierende zu Protesten, um gegen den Bau des zukünftigen Atomkraftwerks zu demonstrieren. Die Situation eskalierte, es kam zu gewalttätigen Auseinandersetzungen zwischen Demonstrierenden und Polizei. 1977: Atomkraftgegner bei den Protesten gegen den Bau des AKW Grohnde Quelle: picture-alliance / Dieter Klar Zum Thema Außerbetriebnahme und Stilllegung Zwischenlager Grohnde Stand: 26.02.2024
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