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Rechtsvorschriften im Bereich Strahlenschutz

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

Vertiefte Untersuchungen von Betriebserfahrungen aus Kernreaktoren

Atomrechtliche Aufsichtsbehörde

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 des Bundesministeriums vom 28.06.2017 Informationen zur Stilllegung des BER II (Atomrechtliche Genehmigungsbehörde) Häufig gestellte Fragen zur Sicherheit des Forschungsreaktors BER II (HZB) Forschungsreaktor BER II (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 Gesetz über die friedliche Verwendung der Kernenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren (Atomgesetz – AtG) Gesetz zum Schutz vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung (Strahlenschutzgesetz – StrSchG) Grundgesetz für die Bundesrepublik Deutschland (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 International Atomic Energy Agency – IAEA , 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

Verordnung über den atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten und über die Meldung von Störfällen und sonstigen Ereignissen

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.

Systematische Untersuchung von meldepflichtigen Ereignissen aus Sicht der Sicherung zur Ermittlung potentieller Einwirkungspfade auf IT-Systeme

Abschaltung des Atomkraftwerks Grohnde

Abschaltung des Atomkraftwerks Grohnde Das Atomkraftwerk Grohnde in Niedersachsen ging am 31. Dezember 2021 vom Netz. Anfang 2024 haben die Rückbauarbeiten im Atomkraftwerk begonnen. 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 AKW 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 hochradioaktive 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 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. Typische Zeiträume vom Baubeginn bis zum Abriss eines Atomkraftwerks © BASE Die Phasen der Kraftwerksstilllegung Die Stilllegung kerntechnischer Anlagen erfolgt am Ende der Betriebszeit und durchläuft verschiedene Phasen: Abschaltung 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 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 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 im AKW Grohnde 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 ). 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 © picture-alliance / Dieter Klar Abschaltung 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 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 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. Zum Thema Zwischenlager Grohnde Stilllegung

Monatsbericht Oktober 2021

Aktuelle Arbeiten - Endlager Morsleben Übersicht über die wesentlichen Arbeiten im Oktober 2021 (Kalenderwochen 40 bis 43/2021 ) Sichere Stilllegung des Endlagers Die BGE muss die Funktionalität von Stilllegungsmaßnahmen aufzeigen. Für die vertieften Planungen müssen Untersuchungen durchgeführt werden. Auf der 2. Ebene (Sohle) Schacht Bartensleben fahren Bergleute mit Hilfe einer Teilschnittmaschine eine Bohrnische auf. Weitere Informationen dazu finden Sie in unserem Einblick. Gewährleistung der Betriebssicherheit Bergleute müssen das Endlager nach Atom- und Bergrecht betreiben. Am 22. Oktober führt die Grubenwehr des Endlagers Morsleben eine Auf- und Abseilübung durch. Die Übung findet gemeinsam mit der Grubenwehr der Firma K+S Minerals aus Zielitz statt. In einem Blindschacht – also einem Schacht ohne Verbindung zur Tagesoberfläche – zwischen der 2. und 3. Ebene der Schachtanlage Bartensleben überwinden die Abseiltrupps dabei circa vierzig Höhenmeter. Solche Übungen sind Teil des regelmäßigen Grubenwehrtrainings und werden mehrmals im Jahr durchgeführt: Im Gefahrenfall muss jeder Handgriff routiniert ausgeführt werden können . Erhalt der Stilllegungsfähigkeit und Optimierung des Betriebes Mittel- bis langfristig muss die BGE die Stilllegungsfähigkeit des Endlagers erhalten und den Betrieb optimieren. Dienstleister bauen Lüftungsanlagen auf dem Dach des Mehrzweckgebäudes um. Diese befinden sich in Höhen von 11,20 Metern und 16,80 Metern. Mit dem Umbau wird die Leistungsfähigkeit der Lüftungsanlagen optimiert und entsprechend der Energiebedarf gesenkt. Die Arbeiten stehen im Zusammenhang mit Umbauarbeiten in den Bergbaukauen, die sich ebenfalls im Mehrzweckgebäude befinden. Bergleute setzen den untertägigen Ausbau zur Verbesserung der Infrastruktur fort: Dafür schneiden sie mit der Teilschnittmaschine einen weiteren Abschnitt in der 4. Nordstrecke auf Schacht Marie nach (siehe Aktuelle Arbeiten Monatsbericht September 2021 ). Im Gespräch Im Rahmen unserer Öffentlichkeitsarbeit können sich alle interessierten Bürger*innen über das Endlager Morsleben informieren und mit uns ins Gespräch kommen. Darüber hinaus tauschen wir uns mit Wissenschaftler*innen fachlich aus und lassen diese Rückmeldungen in unsere Arbeit einfließen. Am 30. Oktober begrüßen Mitarbeiter*innen der Unternehmenskommunikation Besucher*innen in der Infostelle Morsleben: Für die Gruppe ist der Besuch ein Programmpunkt der 17. Tagung der Außenlager-Initiativen und -Gedenkstätten des ehemaligen KZ Neuengamme (externer Link) . Die Zeit zwischen 1934 und 1945 wird in der Ausstellung zur Geschichte des Endlagerbergwerks mit den Themen Rüstungsproduktion und Zwangsarbeit inhaltlich dargestellt und aufgearbeitet. Meldepflichtiges Ereignis Betriebsstörungen oder Störfälle bis zu Unfällen sind den zuständigen Aufsichtsbehörden zu melden. Grundlage ist die Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung (AtSMV) in Verbindung mit der Meldeordnung des ERAM . Am 19. Oktober 2021 stellen Mitarbeiter*innen bei Wartungsarbeiten fest, dass eine Absperrarmatur in einer Löschwasserleitung vom Schacht Bartensleben zum Hauptgesenk auf der 1. Ebene undicht ist. Die Absperrarmatur ist motorgesteuert und die darin verbaute Dichtung hatte sich verformt.  Als Folge ist auch der Absperrhahn undicht. Dadurch füllt sich die mit der Schachtwassersteigleitung verbundene Löschwasserleitung und eine geringe Menge Löschwasser tritt aus der Löschdüse aus. Der Absperrhahn wurde per Hand geschlossen. Damit ist die Branderkennung weiterhin aktiv, aber im Brandfall muss der Absperrhahn manuell geöffnet werden. Die betroffene Armatur wird ausgetauscht. Nach dem Austausch wird der Regelbetrieb wiederhergestellt. Damit kann der Löschvorgang dann wieder automatisch gestartet werden. Eine N-Meldung geht per Meldeformular fristgerecht an die atomrechtliche Aufsicht im Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (externer Link) . Einblick Am Rand der Verbindungsstrecke zwischen der 2. Ebene Schacht Bartensleben und Schacht Marie ist eine auf den ersten Blick ganz unscheinbare kleine Schräge entstanden. Bergleute bezeichnen diese Schräge als Bohrnische. Innerhalb dieser Nische wird ein Bohrgerüst aufgestellt und fixiert. Rund vierzig Meter tiefer befindet sich an dieser Stelle der Standort, an dem in den kommenden Jahren ein Großversuch durchgeführt werden soll: Das Demonstrationsbauwerk im Anhydrit. Die geplanten Bohrungen sollen in der Bohrnische auf der 2. Sohle beginnen und auf der 3. Sohle am höchsten Punkten des geplanten Bauwerks enden. Solche Bohrarbeiten sind eine Herausforderung. Ein fest montiertes Bohrgerüst verringert zwar die während der Bohrarbeiten entstehenden Vibrationen, aber ganz verhindert werden können sie nicht. Vibrationen können das Bohrgestänge vom geplanten Weg ablenken. Hinzu kommen verschiedene Gesteinsschichten.  Weiches Steinsalz hat andere Eigenschaften als spröder Anhydrit, in dem die Bohrung enden soll. Um das Ziel punktgenau zu erreichen, werden daher zwischendurch immer wieder präzise Messungen nötig sein. Diese komplizierten Vorarbeiten erleichtern den Bergleuten die spätere Errichtung des Demonstrationsbauwerks. Pumpen sie den Baustoff bei der Betonage über den höchsten Punkt in den Hohlraum, erreichen sie damit auch eine möglichst vollständige Verfüllung und damit die bestmögliche Abdichtung in der Strecke. Alle Monatsberichte zum Endlager Morsleben im Überblick

Abschaltung des Atomkraftwerks Gundremmingen C

Abschaltung des Atomkraftwerks Gundremmingen C Das Atomkraftwerk Gundremmingen C im bayerischen Landkreis Günzburg wurde zum 31.12.2021 abgeschaltet. Es war der letzte betriebene AKW-Standort in Deutschland mit einem Siedewasserreaktor. Kurzüberblick AKW Gundremmingen C Betreiber: RWE Nuclear GmbH (75%), PreussenElektra GmbH (25%) Status: endgültige Abschaltung - in Stilllegung Beginn Leistungsbetrieb: 18.Januar 1985 Abschalttermin: 31. Dezember 2021 (gemäß AtG ) Typ (Baureihe): Siedewasserreaktor (KWU Baulinie SWR-72) Reaktorleistung: Elektrische Leistung: 3.840 MW thermisch Erzeugte Strommenge insgesamt: gut 345 Milliarden Kilowattstunden (Stand: 07/2023) Aufsichts- und Genehmigungsbehörde: Bayerisches Staatsministerium für Umwelt und Verbraucherschutz Geografische Lage: Bundesland: Bayern Gemeinde : Gundremmingen im Landkreis Günzburg Gewässer : Das AKW Gundremmingen C liegt an der Donau. Das benötigte Kühlwasser wird über einen Kanal aus der Donau entnommen. Die wichtigsten Fakten zum Atomkraftwerk Gundremmingen C 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 Gundremmingen im bayerischen Landkreis Günzburg war der letzte betriebene Standort in Deutschland mit einem Siedewasserreaktor . Es verfügt über zwei Kraftwerksblöcke (Doppelblockanlage): Block B wurde Ende 2017 endgültig abgeschaltet, Block C folgte nach über 36 Jahren Leistungsbetrieb zum 31.12.2021. Hintergrund ist die Entscheidung des Deutschen Bundestags vom 30. Juni 2011 zum Ausstieg aus der Atomenergie. Das AKW Gundremmingen verfügte über eine elektrische Nettoleistung von 1.288 MW . Seit der Netzsynchronisation im Jahr 1984 bis zur Abschaltung Ende 2021 ist eine Strommenge von ca. 345 Milliarden Kilowattstunden erzeugt worden. Der Block A des Atomkraftwerks Gundremmingen wurde nach einem Störfall (1977) bereits 1983 stillgelegt und ist im Rückbau. Ein Teil des Gebäudes wurde zu einem Technologiezentrum umfunktioniert, in dem abgebaute Teile des Kernkraftwerks für die Entsorgung vorbereitet werden. Am Kraftwerksstandort befindet sich außerdem ein Standortzwischenlager für hochradioaktive Abfälle , das seit 2006 in Betrieb ist. Vom Bau bis zum Abriss Nach der Abschaltung eines Atomkraftwerks schließt sich zunächst die Nachbetriebsphase an. Diese kann mehrere Jahre dauern. Erst danach kann die Stilllegungsgenehmigung umgesetzt werden, unter der das Atomkraftwerk endgültig rückgebaut werden kann. Die Stilllegung und die Umsetzung der Abbaumaßnahmen selbst dauern ca. 15 Jahre. Sind alle nuklearen und strahlenschutztechnisch relevanten Systeme und Anlagenteile aus der Anlage entfernt, kann die Entlassung aus der atomrechtlichen Überwachung beantragt werden. Wurde dieser Schritt erfolgreich vollzogen, schließen sich in der Regel eine Nachnutzung oder weitere Rückbaumaßnahmen im konventionellen Bereich an. Typische Zeiträume vom Baubeginn bis zum Abriss eines Atomkraftwerks © BASE Die Phasen der Kraftwerksstilllegung Die Abschaltung kerntechnischer Anlagen erfolgt am Ende der Betriebszeit und durchläuft verschiedene Phasen: Abschaltung 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 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 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 Gundremmingen C 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 ). Während der gesamten Betriebslaufzeit gab es im Block C des Atomkraftwerks Gundremmingen 116 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. Abschaltung 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 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 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. Zum Thema Zwischenlager Gundremmingen Stilllegung

Vertiefte Untersuchung von Betriebserfahrungen aus Kernreaktoren

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.

Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung - AtSMV

Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung - AtSMV Dokument aus dem Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz Herunterladen PDF, 361KB, barrierefrei⁄barrierearm

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