API src

Found 90 results.

Related terms

Standort-Zwischenlager Isar - Aufbewahrung von Kernbrennstoffen in Köchern

ID: 922 Allgemeine Informationen Kurzbeschreibung des Vorhabens: Mit Schreiben vom 06.03.2013 hat die E.ON Kernkraft GmbH als Vorgängerin der PreussenElektra GmbH für das Standort-Zwischenlager in Niederaichbach (im Folgenden als SZL Isar bezeichnet) die Aufbewahrung von mit Sonderbrennstäben aus dem Druckwasserreaktor des Kernkraftwerks Isar 2 beladenen Köchern in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR® V/19 (96er Zulassung) beantragt. Dieser Antrag wurde mit Schreiben vom 13.12.2018 präzisiert und um Sonderbrennstäbe aus dem Siedewasserreaktor des Kernkraftwerks Isar 1 und weitere Inventare sowie den Einsatz einer zweiten Tragkorbvariante ergänzt. Das Genehmigungsverfahren wird seit dem 01.01.2019 von der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH geführt. Die Ergänzung der Aufbewahrungsgenehmigung um zusätzliche optionale Komponenten sowie um zusätzliche Behälterinventare und damit verbundene Beladevarianten für Behälter der Bauart CASTOR® V/19 stellt eine wesentliche Änderung der genehmigten Aufbewahrung von Kernbrennstoffen im SZL Isar dar. Die im Rahmen des Änderungsgenehmigungsverfahrens vorgenommene allgemeine Vorprüfung nach § 9 Abs. 1 Satz 1 Nr. 2 des Gesetzes über die Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) hat ergeben, dass eine Umweltverträglichkeitsprüfung für dieses Änderungsvorhaben nicht durchzuführen ist. Kontakt zur verfahrensführenden Behörde – Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung: uvp@bfe.bund.de Ort des Vorhabens: Gemeinde Niederaichbach im Landkreis Landshut, Regierungsbezirk Niederbayern (Bayern) Ort des Vorhabens Verfahrenstyp und Daten Art des Zulassungsverfahrens: Änderungsgenehmigungsverfahren nach § 6 Atomgesetz Abschlussdatum: 24.02.2021 UVP-Kategorie: Kernenergie Zuständige Behörde Verfahrensführende Behörde: Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung Willy-Brandt-Straße 5 38226 Salzgitter Deutschland https://www.base.bund.de Vorhabenträger Vorhabenträger BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH Frohnhauser Straße 67 45127 Essen Deutschland Homepage: https://bgz.de Dokument Dokument UVP-Vorprüfung SZL KKI KöcherV19 - zur Veröffentlichung Stand_25-01-2021.pdf

Standort-Zwischenlager Gundremmingen - Aufbewahrung von Sonderbrennstäben in Köchern

ID: 538 Allgemeine Informationen Kurzbeschreibung des Vorhabens: Mit Schreiben vom 16.11.2015 hat die RWE Power AG für das Standort-Zwischenlager in Gundremmingen (SZL Gundremmingen) die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen in Form von Sonderbrennstäben des Siedewasserreaktors des Kernkraftwerkes Gundremmingen II in Köchern für Sonderbrennstäbe in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR® V/52 beantragt. Diesem Antrag sind als weitere Genehmigungsinhaberinnen der Gesamtgenehmigung die Kernkraftwerk Gundremmingen GmbH (KGG) mit Schreiben vom 20.11.2015 sowie die E.ON Kernkraft GmbH mit Schreiben vom 02.12.2015 beigetreten. Das Genehmigungsverfahren wird seit dem 01.01.2019 von der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH (BGZ) geführt. Die Ergänzung der Aufbewahrungsgenehmigung von Kernbrennstoffen in Form von in Köchern verpackten Sonderbrennstäben in Behältern der Bauart CASTOR® V/52 stellt eine wesentliche Änderung der genehmigten Aufbewahrung von Kernbrennstoffen im SZL Gundremmingen dar. Die im Rahmen des Änderungsgenehmigungsverfahrens vorgenommene allgemeine Vorprüfung nach § 9 Abs. 1 Nr. 2 des Gesetzes über die Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) hat ergeben, dass eine Umweltverträglichkeitsprüfung für dieses Änderungsvorhaben nicht durchzuführen ist. Kontakt zur verfahrensführenden Behörde - Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit: uvp@bfe.bund.de Ort des Vorhabens: Gemeinde Gundremmingen im Landkreis Günzburg, Regierungsbezirk Schwaben (Bayern) Ort des Vorhabens Verfahrenstyp und Daten Art des Zulassungsverfahrens: Änderungsgenehmigungsverfahren nach § 6 AtG Abschlussdatum: 11.02.2019 UVP-Kategorie: Kernenergie Zuständige Behörde Verfahrensführende Behörde: Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung Willy-Brandt-Straße 5 38226 Salzgitter Deutschland https://www.base.bund.de Vorhabenträger Vorhabenträger BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH Frohnhauser Straße 67 45127 Essen Deutschland Homepage: https://bgz.de/ Dokument Dokument UVP-Vorprüfung SZL-KRB_KöcherV52 - zur Veröffentlichung.pdf

Standort-Zwischenlager Philippsburg - Aufbewahrung von Sonderbrennstäben in Köchern

ID: 536 Allgemeine Informationen Kurzbeschreibung des Vorhabens: Mit Schreiben vom 28.02.2014 hat die EnBW Kernkraft GmbH (EnKK) für das Standort-Zwischenlager Philippsburg (SZL Philippsburg) die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen in Form von Sonderbrennstäben des Siedewasserreaktors KKP 1 und des Druckwasserreaktors KKP 2 des Kernkraftwerkes Philippsburg in Köchern für Sonderbrennstäbe in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR® V/19 beantragt. Das Genehmigungsverfahren wird seit dem 01.01.2019 von der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH (BGZ) geführt. Die Ergänzung der Aufbewahrungsgenehmigung von Kernbrennstoffen in Form von in Köchern verpackten Sonderbrennstäben Behältern der Bauart CASTOR® V/19 stellt eine wesentliche Änderung der genehmigten Aufbewahrung von Kernbrennstoffen im SZL Philippsburg dar. Die im Rahmen des Änderungsgenehmigungsverfahrens vorgenommene allgemeine Vorprüfung nach § 9 Abs. 1 Nr. 2 des Gesetzes über die Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) hat ergeben, dass eine Umweltverträglichkeitsprüfung für dieses Änderungsvorhaben nicht durchzuführen ist. Kontakt zur verfahrensführenden Behörde - Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit: uvp@bfe.bund.de Ort des Vorhabens: Gemeinde Philippsburg im Landkreis Karlsruhe, Regierungsbezirk Karlsruhe (Baden-Württemberg) Ort des Vorhabens Verfahrenstyp und Daten Art des Zulassungsverfahrens: Änderungsgenehmigungsverfahren nach § 6 AtG Abschlussdatum: 30.01.2019 UVP-Kategorie: Kernenergie Zuständige Behörde Verfahrensführende Behörde: Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung Willy-Brandt-Straße 5 38226 Salzgitter Deutschland https://www.base.bund.de Vorhabenträger Vorhabenträger BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH Frohnhauser Straße 67 45127 Essen Deutschland Homepage: https://bgz.de/ Dokument Dokument Vorprüfung SZL KKP Köcher-V19 - zur Veröffentlichung.pdf

Katalog von Übungsszenarien und Übungsdokumentation für behördliche Notfallschutzorganisationen - Vorhaben 3607S04558

Im Rahmen des Vorhabens 3607S04558 wurde am Beispiel von zwei Referenzanlagen (Druckwasserreaktor, DWR und Siedewasserreaktor, SWR) ein Katalog mit Übungsszenarien und Vorschlägen zur Übungsdokumentation für Notfallschutzübungen der Notfallorganisationen des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) und des Bundesamtes für Strahlenschutz (BfS) erarbeitet. Die Szenarien basieren auf Ergebnissen vorliegender Studien zur PSA Stufe 2 und weiterer Untersuchungen zu Abläufen kerntechnischer Unfälle. Die durchgeführten Arbeiten beziehen sich auf die Erarbeitung der Szenarien für den „Katalog Übungsszenarien“ (Arbeitspaket 1), die Auswertung internationaler Vorgaben und der Übungspraxis in ausgewählten Ländern (Arbeitspaket 2) und die Vorbereitung, Durchführung und Auswertung der Übung CORE 2009 (Arbeitspaket 3). Für die Erstellung des Übungskatalogs im Arbeitspaket (AP) 1 wurden jeweils drei Szenarien für DWR und SWR mit Verläufen der anlagentechnischen Parameter und Freisetzungsverläufen erarbeitet. Eines der DWR-Szenarien wurde speziell auf die Belange der im Vorhaben durchzuführenden Übung optimiert. Für alle Szenarien wurden eine Grob und eine Detailanalyse der radiologischen Auswirkungen durchgeführt. Die Detailanalyse erfolgte durch Rechnungen mit dem Entscheidungshilfesystem RODOS. Die Ergebnisse sind im Szenarienkatalog umfassend dokumentiert.

Laufzeitverlängerung und zusätzlichen Erhöhung der thermischen Leistung der Reaktorblöcke Olkiluoto 1 und 2 in der finnischen Gemeinde Eurajoki

Der Kernkraftwerksstandort Olkiluoto befindet sich im Südwesten Finnlands auf einer Halbinsel an der Ostsee. Die Entfernung zu deutschem Gebiet beträgt ca. 865 km Luftlinie. Die Blöcke Olkiluoto 1 und 2 sind Siedewasserreaktoren schwedischer Bauart und wurden in den Jahren 1978 und 1980 in Betrieb genommen. Die ursprüngliche elektrische Nettoleistung beider Blöcke betrug jeweils 660 MW. Durch wiederholte, von entsprechenden Nachrüstungs- und Umbauarbeiten vorbereitete Leistungserhöhungen (zuletzt in den Jahren 2010/2011) können beide Blöcke aktuell jeweils 890 MW zur Verfügung stellen. Damit verbunden war die Erhöhung der thermischen Reaktorleistung von ursprünglich 2000 MW auf nunmehr 2500 MW. Die beiden Blöcke waren ursprünglich für eine Betriebsdauer von 40 Jahren ausgelegt, die bereits überschritten sind. Aktuell besteht eine Betriebsgenehmigung bis zum Jahr 2038, was einer bis zu 60jährigen Betriebsdauer entspricht. Nunmehr ist einerseits beabsichtigt, die thermische Reaktorleistung pro Block auf 2750 MW zu erhöhen und gleichzeitig die Betriebsdauer auf bis zu 80 Jahre zu steigern. Am 5. Dezember 2024 hat der Betreiber Teollisuuden Voima Oyj beim Ministerium für Wirtschaft und Beschäftigung in Finnland den Bericht zur grenzüberschreitenden Umweltverträglichkeitsprüfung (gUVP-Bericht) eingereicht, welcher Informationen über das Vorhaben und seine Alternativen, eine Beschreibung des aktuellen Zustands der Umwelt sowie Abschätzungen der voraussichtlichen wesentlichen Umweltauswirkungen und Möglichkeiten zu deren Vermeidung enthält. Bei dem Vorhaben handelt es sich um eine grenzüberschreitende Umweltverträglichkeitsprüfung gemäß der Espoo-Konvention. Stellungnahmen können in deutscher Sprache direkt an die finnische Seite übermittelt werden. Das Ministerium für Wirtschaft und Beschäftigung in Finnland fungiert als koordinierende Behörde für das Verfahren der grenzüberschreitenden Umweltverträglichkeitsprüfung. Stellungnahmen zum Umweltverträglichkeitsbericht werden vom Ministerium für Wirtschaft und Beschäftigung in Finnland bis zum 14. Februar 2025 angenommen (siehe auch Datei "Auslegungsinformation_Bekanntmachung.pdf"): Ministry of Economic Affairs and Employment, VN/19926/2024, PL 32, 00023 Valtioneuvosto, Finland, E-Mail: kirjaamo.tem@gov.fi

: Überwachung kerntechnischer Anlagen

Kernkraftwerke (KKW) und andere kerntechnische Anlagen bergen aufgrund ihres radioaktiven Inventars ein hohes Gefährdungs­potential. Der sichere Einschluss dieser Stoffe ist das oberste Schutzziel und wird durch ein gestaffeltes Schutzkonzept mit mehrstufigen Barrieren umgesetzt. Die kerntechnischen Anlagen unterliegen während ihrer gesamten Lebensdauer, einschließlich der Errichtung und der Stilllegung, nach Erteilung der erforderlichen Genehmigung einer kontinuierlichen staatlichen Aufsicht gemäß Atomgesetz (AtG) und den zugehörigen atomrechtlichen Verordnungen. Für die atomrechtliche Aufsicht und somit die Überwachung der Sicherheit von den kerntechnischen Anlagen ist das niedersächsische Ministerium für Umwelt, Energie und Klimaschutz (MU) zuständig. Für die Überwachung der Einleitung radioaktiver Stoffe in das Wasser ist der NLWKN die in Niedersachsen zuständige Behörde. Im Auftrag der atomrechtlichen Aufsicht und im Rahmen der Aufsicht über die Einleitung radioaktiver Stoffe in das Wasser führt der NLWKN eine umfangreiche messtechnische Überwachung der kerntechnischen Anlagen durch. So betreibt der NLWKN das niedersächsische Kernreaktor-Fernüberwachungssystem (KFÜ). Mit Hilfe des KFÜ werden die Emissionen radioaktiver Stoffe in Abluft und Abwasser sowie die Ortsdosisleistung in der näheren Umgebung kontinuierlich messtechnisch überwacht. Ergänzend zum KFÜ führt der NLWKN als unabhängige behördliche Messstelle die Umgebungs­überwachung (UÜW) bis zu einem 25 Kilometer Umkreis um die jeweiligen Anlagen durch. Im Rahmen dieser Immissionsüberwachung werden sowohl Direktmessungen durchgeführt als auch Umweltproben genommen, welche im radiochemischen Labor des NLWKN ausgewertet werden. Überwachte Anlagen in Niedersachsen Überwachte Anlagen in Niedersachsen Die atomrechtliche Überwachung erstreckt sich auf alle kerntechnischen Anlagen in Niedersachsen, dabei handelt es sich neben den KKW um die Pilotkonditionierungsanlage (PKA) und das Transportbehälterzwischenlager (TBL) in Gorleben sowie um die Brennelementfabrik (Advanced Nuclear Fuel, ANF) in Lingen. Anlage Anlage Kürzel Kürzel Betrieb Betrieb Status Status Netto Leistung (MW) Netto Leistung (MW) KKW Emsland (DWR) KKE 1988-2023 Stillstandbetrieb 1.329 KKW Grohnde (DWR) KWG 1985-2021 Stillstandbetrieb 1.360 KKW Unterweser (DWR) KKU 1979-2011 Rückbau 1.345 KKW Stade (DWR) KKS 1972-2003 Rückbau 640 PKA Gorleben PKA - Nicht in Betrieb - TBL Gorleben TBL seit 1984 113 Behälter - ANF Lingen ANF seit 1977 In Betrieb - KKW Lingen (SWR) KWL 1968- 1979 Sicherer Einschluss Rückbau ab 2014 183 DWR = Druckwasserreaktor, SWR = Siedewasserreaktor Links zu den überwachten Anlagen Links zu den überwachten Anlagen Kernkraftwerk Emsland Kernkraftwerk Grohnde Kernkraftwerk Unterweser Kernkraftwerk Stade Sachstandsinformation zum Kernkraftwerk Lingen Areva Deutschland Konditionierungsanlage Transportbehälterlager Gorleben Umweltministerium

3 Bekanntmachungen des BMUV

3 Bekanntmachungen des BMUV RS-Handbuch (11/24) Das Kapitel 3 enthält Bekanntmachungen des Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, nukleare Sicherheit und Verbraucherschutz – BMUV zum Thema Reaktorsicherheit und Strahlenschutz . Die Bekanntmachungen enthalten die Auffassung der Bundesaufsicht zu allgemeinen Fragen und dienen den zuständigen Landesbehörden als Orientierung. Das für die kerntechnische Sicherheit und den Strahlenschutz zuständige Ministerium ist das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, nukleare Sicherheit und Verbraucherschutz – BMUV (ehemals Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und nukleare Sicherheit - BMU ). Das BMUV veröffentlicht nach Beratungen mit den Ländern Bekanntmachungen. Diese enthalten die Auffassung der Bundesaufsicht zu allgemeinen Fragen der Reaktorsicherheit und des Strahlenschutzes. Sie dienen als Orientierung für die Landesbehörden, die Genehmigungen erteilen und die Aufsicht ausführen. Alphabetisches Stichwortverzeichnis für Kapitel 3 des RS-Handbuchs (PDF, 65KB, barrierefrei⁄barrierearm) Bekanntmachungen des BMUV Nummer des Dokuments Bezeichnung 3-0.1 Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke in der Fassung der Bekanntmachung vom 25. Februar 2022 ( BAnz AT 15.03.2022 B3) 3-0.2 Interpretationen zu den Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke vom 22. November 2012 vom 29. November 2013 ( BAnz AT 10.12.2013 B4), geändert am 3. März 2015 ( BAnz AT 30.03.2015 B3) 3-1 Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom 21. Oktober 1977 ( BAnz . 1977, Nr. 206), fortgeschrieben und abgelöst durch Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke vom 3. März 2015 und die Interpretationen hierzu vom 29. November 2013, die am 3. März 2015 geändert wurden ( vgl. 3-0.1 und 3-0.2 ) 3-2 Richtlinie für den Fachkundenachweis von Kernkraftwerkspersonal vom 24. Mai 2012 ( GMBl . 2012, Nr. 34, S. 611) Anpassung Fachkundenachweis von Kernkraftwerkspersonal in Kernkraftwerken ohne Berechtigung zum Leistungsbetrieb , RdSchr. d. BMU vom 21. Mai 2013 (Aktenzeichen RS I 6 - 13831-1/1 und 13831-1/2) mit Anlage 1 Hinweise: Richtlinie zur Erhaltung der Fachkunde des verantwortlichen Kernkraftwerkspersonals siehe Punkt 3-38 Inhalt der Fachkundeprüfung siehe Punkt 3-39 3-3 Richtlinie für den Fachkundenachweis von Forschungsreaktorpersonal vom 16. Februar 1994 ( GMBl . 1994, Nr. 11, S. 366) 3-4 Richtlinien über die Anforderungen an Sicherheitsspezifikationen für Kernkraftwerke vom 27. April 1976 ( GMBl . 1976, Nr. 15, S. 199) 3-5 Merkpostenaufstellung mit Gliederung für einen Standardsicherheitsbericht für Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor oder Siedewasserreaktor vom 26. Juli 1976 ( GMBl . 1976, Nr. 26, S. 418) 3-6 Richtlinie für den Schutz von Kernkraftwerken gegen Druckwellen aus chemischen Reaktionen durch Auslegung der Kernkraftwerke hinsichtlich ihrer Festigkeit und induzierten Schwingungen sowie durch Sicherheitsabstände vom 13. September 1976 ( BAnz . 1976, Nr. 179) 3-7.1 Zusammenstellung der in atomrechtlichen Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren für Kernkraftwerke zur Prüfung erforderlichen Informationen (ZPI) vom 20. Oktober 1982 ( BAnz . 1983, Nr. 6a) 3-7.2 Zusammenstellung der zur bauaufsichtlichen Prüfung kerntechnischer Anlagen erforderlichen Unterlagen vom 6. November 1981 ( GMBl . 1981, Nr. 33, S. 518) 3-8 Grundsätze für die Vergabe von Unteraufträgen durch Sachverständige vom 29. Oktober 1981 ( GMBl . 1981, Nr. 33, S. 517) 3-9.1 Grundsätze zur Dokumentation technischer Unterlagen durch Antragsteller/ Genehmigungsinhaber bei Errichtung, Betrieb und Stillegung von Kernkraftwerken vom 19. Februar 1988 ( BAnz . 1988, Nr. 56) 3-9.2 Anforderungen an die Dokumentation bei Kernkraftwerken vom 5. August 1982 ( GMBl . 1982, Nr. 26, S. 546) 3-10 Durchführung der Strahlenschutzverordnung und der Röntgenverordnung ; Berichterstattung über besondere Vorkommnisse vom 30. März 2015 ( GMBl . 2015, Nr. 16, S. 306) 3-11 Sicherheitsanforderungen an Kernbrennstoffversorgungsanlagen von April 1997 und Juni 2004 BMU RS III 3 3-12 Bewertungsdaten für Kernkraftwerksstandorte vom 11. Juni 1975 (Umwelt 1975, Nr. 43) 3-13 Sicherheitskriterien für die Endlagerung radioaktiver Abfälle in einem Bergwerk vom 20. April 1983 ( GMBl . 1983, Nr. 13, S. 220), in Überarbeitung 3-14 Auslegungsrichtlinien und -richtwerte für Jod-Sorptionsfilter zur Abscheidung von gasförmigem Spaltjod in Kernkraftwerken vom 25. Februar 1976 ( GMBl . 1976, Nr. 13, S. 168) 3-15.1 Rahmenempfehlungen für den Katastrophenschutz in der Umgebung kerntechnischer Anlagen vom 27. Oktober 2008 ( GMBl . 2008, Nr. 62/63, S. 1278) ersetzt durch Rahmenempfehlungen der SSK für den Katastrophenschutz in der Umgebung kerntechnischer Anlagen ( vgl. 4-22 ) 3-15.2 Radiologische Grundlagen für Entscheidungen über Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung bei unfallbedingten Freisetzungen von Radionukliden vom 13. Februar 2014 ( BAnz AT 18.11.2014 B5) die Bekanntmachung einer Empfehlung der Strahlenschutzkommissionmit mit der Anlage "Verwendung von Jodtabletten zur Jodblockade der Schilddrüse bei einem kerntechnischen Unfall " ( vgl. 3-250 ) 3-16 Empfehlungen zum Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren für den Umgang mit Radionuklidquellen in Herzschrittmachern vom 27. September 1973 ( GMBl . 1973, Nr. , 28, S. 509), in dieser Form nicht mehr gültig, in Überarbeitung 3-17 Strahlenschutz in der Medizin - Richtlinie zur Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ) vom 26. Mai 2011 ( GMBl . 2011, Nr. 44-47, S. 867), zuletzt geändert durch RdSchr. des BMUB vom 11. Juli 2014 ( GMBl . 2014, Nr. 49, S. 1020) 3-18 Genehmigungen gemäß § 3 Abs. 1 StrlSchV oder § 6 AtG für die Zwischenlagerung von abgereichertem bzw. natürlichem und angereichertem Uran in Form von Uranhexafluorid (UF 6 ); hier: Genehmigungsvoraussetzungen und Auflagen vom 15. Februar 1979 ( GMBl . 1979, Nr. 8, S. 91) 3-19 Richtlinie nach StrlSchV und RöV "Arbeitsmedizinische Vorsorge beruflich strahlenexponierter Personen durch ermächtigte Ärzte" vom 18. Dezember 2003 ( GMBl . 2004, Nr. 19, S. 350) - ersetzt durch die Richtlinie " Ärztliche Überwachung exponierter Personen durch ermächtigte Ärzte nach Strahlenschutzrecht " ( RdSchr. des BMUV vom 3. August 2022 ( GMBl . 2022, Nr. 33, S. 748)). Die in der alten Richtlinie enthaltenen Fachkundeanforderungen gelten vorerst noch fort. Hinweis: Neue Richtlinie (ohne Anlagen) seit 1. November 2022 in Kraft getreten. Richtlinienmodul zur Strahlenschutzverordnung (StrlSchV); Erforderliche Fachkunde im Strahlenschutz für die ärztliche Überwachung ( GMBl . 2023, Nr. 46, S. 1005) 3-20 Strahlenschutzkontrolle mittels biologischer Indikatoren: Chromosomenaberrationsanalyse beim Institut für Strahlenhygiene des Bundesgesundheitsamtes vom 9. März 1983 ( GMBl . 1983, Nr. 10, S. 176) 3-21 Richtlinie für den Fachkundenachweis von verantwortlichen Personen in Anlagen zur Aufbewahrung von Kernbrennstoffen (Zwischenlager) vom 11.9.2019 – S I 6 – 13831­7/4 ( GMBl . 2019, Nr. 36, S. 689) 3-22 Merkpostenliste für die Durchführung einer Bewertung des aktuellen Sicherheitsstatus der Anlage für die Nachbetriebsphase mit Anschreiben des BMUB vom 2. Oktober 2014 3-23 Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen (REI) - ( RdSchr. des BMUV vom 06.09.2023 S II 5 – 1563/002-2021.0001 ) - Erneute Veröffentlichung des Rundschreibens zur Fehlerbehebung in der dazugehörigen Richtlinie ( GMBl . 2024, Nr. 29-32, S. 586) 3-24 Richtlinie über Dichtheitsprüfungen an umschlossenen radioaktiven Stoffen vom 4. Februar 2004 ( GMBl . 2004, Nr. 27, S. 530), geändert am 7. September 2012 ( GMBl . 2012, Nr. 47/48, S. 919) 3-25 Grundsätze zur Entsorgungsvorsorge für Kernkraftwerke vom 19. März 1980 ( BAnz . 1980, Nr. 58) 3-26 entfällt 3-27 Richtlinie über die Gewährleistung der notwendigen Kenntnisse der beim Betrieb von Kernkraftwerken sonst tätigen Personen vom 30. November 2000 ( GMBl . 2001, Nr. 8, S. 153) 3-28 Kriterien zur Standortvorauswahl für Wiederaufarbeitungsanlagen vom 15. Januar 1981 ( GMBl . 1981, Nr. 5, S. 56) 3-29 Regelung der Rechtssetzungskompetenz bei der Beförderung radioaktiver Stoffe ( Kernbrennstoffe und sonstige radioaktive Stoffe ) ( BMU RS II 1, Stand März 1993) 3-30 Richtlinie für den Schutz gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter (SEWD) bei der Beförderung von Kernbrennstoffen auf der Straße und der Schiene (SEWD-Richtlinie Beförderung Straße/Schiene) und zu den Lastannahmen zur Auslegung bei der Beförderung von Kernbrennstoffen gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter (Lastannahmen Kernbrennstofftransporte) vom 28. März 2018 ( GMBl . 2018, Nr. 23, S. 437) Hinweis: Durch die Bekanntmachung zur Richtlinie für den Schutz gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter (SEWD) bei der Beförderung von Kernbrennstoffen auf der Straße und der Schiene vom 9. August 2024 ( GMBl . 2024, Nr. 36, S. 776) wurde die obige SEWD-Richtlinie Beförderung Straße/Schiene aufgehoben 3-30.1 Bekanntmachung zu den „Lastannahmen zur Auslegung kerntechnischer Anlagen und Einrichtungen gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter ( Lastannahmen Anlagen )“ einschließlich des Anhangs „Darstellung des Aufbaus und Evaluationsprozesses der Lastannahmen“ vom 10. Januar 2024 ( GMBl . 2024, Nr. 21, S. 415-421) 3-31 Richtlinie für das Sicherungspersonal bei der Beförderung von Kernbrennstoffen auf der Straße und der Schiene (Sicherungspersonal-Richtlinie Straße/Schiene) vom 15 Mai 2018 ( GMBl . 2018, Nr. 32, S. 438), Bekanntmachung des BMU vom 28. März.2018 RS I 6–15314/2 3-32 entfällt 3-33.1 Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren gegen Störfälle im Sinne des § 28 Abs. 3 StrlSchV (Störfall-Leitlinien) vom 18. Oktober 1983 ( BAnz . 1983, Nr. 245a), fortgeschrieben und abgelöst durch Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke vom 3. März 2015 und die Interpretationen hierzu vom 29. November 2013, die am 3. März 2015 geändert wurden ( vgl. 3-0.1 und 3-0.2 ) 3-33.2 Störfallberechnungsgrundlagen für die Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken mit DWR gemäß § 28 Abs. 3 StrlSchV vom 18. Oktober 1983 ( BAnz . 1983, Nr. 245a), Fassung des Kapitels 4 "Berechnung der Strahlenexposition " vom 29. Juni 1994 ( BAnz . 1994, Nr. 222a), Neufassung des Kapitels 4 "Berechnung der Strahlenexposition " gemäß § 49 StrlSchV vom 20. Juli 2001 verabschiedet auf der 186. Sitzung der Strahlenschutzkommission am 11. September 2003, veröffentlicht in der Reihe "Berichte der Strahlenschutzkommission ", Heft 44, 2004 3-34 Rahmenrichtlinie über die Gestaltung von Sachverständigengutachten in atomrechtlichen Verwaltungsverfahren vom 15. Dezember 1983 ( GMBl . 1984, Nr. 2, S. 21) 3-35 Merkposten zu Antragsunterlagen in den Genehmigungsverfahren für Anlagen zur Erzeugung ionisierender Strahlen vom 12. November 2003 ( GMBl . 2004, Nr. 1, S. 9), geändert durch RdSchr. des BMUB vom 22. September 2014 ( GMBl . 2014, Nr. 68, S. 1411), (siehe 3-104 ) 3-36 Berechnungsgrundlage zur Ermittlung der Strahlenexposition infolge von Störmaßnahmen oder sonstiger Einwirkungen Dritter (SEWD) auf kerntechnische Anlagen und Einrichtungen - SEWD-Berechnungsgrundlage vom 28. Oktober 2014 ( GMBl . 2014, Nr. 64, S. 1315) 3-37 Empfehlung über den Regelungsinhalt von Bescheiden bezüglich der Ableitung radioaktiver Stoffe aus Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktor vom 8. August 1984 ( GMBl . 1984, Nr. 21, S. 327) 3-38 Richtlinie zur Erhaltung der Fachkunde des verantwortlichen Kernkraftwerkspersonals vom 17. Juli 2013 ( GMBl . 2013, Nr. 36, S. 712) Anpassung Erhaltung der Fachkunde des Kernkraftwerkspersonals in Kernkraftwerken ohne Berechtigung zum Leistungsbetrieb , RdSchr. d. BMUB vom 23. Januar 2014 (Aktenzeichen RS I 6 - 13831-1/3) mit Anlage 3-39 Richtlinie für den Inhalt der Fachkundeprüfung vom 24. Mai 2012 ( GMBl . 2012, Nr. 30, S. 905) Anpassung Inhalt der Fachkundeprüfung des Kernkraftwerkspersonals in Kernkraftwerken ohne Berechtigung zum Leistungsbetrieb , RdSchr. d. BMU vom 21. Mai 2013 (Aktenzeichen RS I 6 - 13831-1/1 und 13831-1/2) mit Anlage 2 3-40 Richtlinie über die im Strahlenschutz erforderliche Fachkunde ( Fachkunde-Richtlinie Technik nach Strahlenschutzverordnung ) vom 21. Juni 2004 ( GMBl . 2004, Nr. 40/41, S. 799), Änderung vom 19. April 2006 ( GMBl . 2006, Nr. 38, S. 735) 3-41 Richtlinie für das Verfahren zur Vorbereitung und Durchführung von Instandhaltungs- und Änderungsarbeiten in Kernkraftwerken vom 1. Juni 1978 ( GMBl . 1978, Nr. 22, S. 342), in Überarbeitung 3-42.1 Richtlinie für die physikalische Strahlenschutzkontrolle zur Ermittlung der Körperdosen Teil 1: Ermittlung der Körperdosis bei äußerer Strahlenexposition (§§ 40, 41, 42 StrlSchV ; § 35 RöV ) vom 8. Dezember 2003 ( GMBl . 2004, Nr. 22, S. 410) 3-42.2 Richtlinie für die physikalische Strahlenschutzkontrolle zur Ermittlung der Körperdosen Teil 2: Ermittlung der Körperdosis bei innerer Strahlenexposition (Inkorporationsüberwachung) (§§ 40, 41 und 42 StrlSchV ) vom 12. Januar 2007 ( GMBl . 2007, Nr. 31/32, S. 623), Anhänge 1 bis 6 , Anhang 7.1 , Anhang 7.2 , Anhang 7.3 , Anhang 7.4 Hinweis: hiermit wird die Richtlinie über Anforderungen an Inkorporationsmessstellen vom 30. September 1996 ( GMBl . 1996, Nr. 46, S. 996) aufgehoben und ersetzt. 3-42.3 Empfehlung für die Anwendung der Richtlinie zur Inkorporationsüberwachung in der Nuklearmedizin vom 5. Januar 2009 ( GMBl . 2009, Nr. 12-14, S. 266) 3-43.1 Richtlinie für den Strahlenschutz des Personals bei der Durchführung von Instandhaltungsarbeiten in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktor : Teil 1 : Die während der Planung der Anlage zu treffende Vorsorge - IWRS I vom 10. Juli 1978 ( GMBl . 1978, Nr. 28, S. 418), in Überarbeitung 3-43.2 Richtlinie für den Strahlenschutz des Personals bei Tätigkeiten der Instandhaltung, Änderung, Entsorgung und des Abbaus in kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen : Teil 2: Die Strahlenschutzmaßnahmen während des Betriebs und der Stilllegung einer Anlage oder Einrichtung - IWRS II vom 17. Januar 2005 ( GMBl . 2005, Nr. 13, S. 258) 3-44 Kontrolle der Eigenüberwachung radioaktiver Emissionen aus Kernkraftwerken vom 5. Februar 1996 ( GMBl . 1996, Nr. 9/10, S. 247) 3-45 Genehmigungen gemäß § 3 Abs. 1 StrlSchV zur ortsveränderlichen Verwendung und Lagerung radioaktiver Stoffe im Rahmen der zerstörungsfreien Materialprüfung vom 14. November 1991 ( GMBl . 1992, Nr. 6, S. 120) 3-46.1 Genehmigung gemäß § 8 Abs. 1 StrlSchV zur Beförderung radioaktiver Stoffe für Durchstrahlungsprüfungen im Rahmen der zerstörungsfreien Materialprüfung vom 29. Mai 1978 ( GMBl . 1978, Nr. 21, S. 334) 3-46.2 Merkblatt für die Beförderung radioaktiver Stoffe für Durchstrahlungsprüfungen im Rahmen der zerstörungsfreien Materialprüfung vom 20. November 1981 ( GMBl . 1982, Nr. 2, S. 22) 3-47 Mustergenehmigung zur Beschäftigung in fremden Anlagen gemäß § 15 Strahlenschutzverordnung ( Mustergenehmigung zur Beschäftigung in fremden Anlagen oder Einrichtungen ) RdSchr. des BMUB vom 16. Mai 2017 Aktenzeichen RS II 3 - 15509/8 3-48 Richtlinie für die Bauartzulassung von Ionisationsrauchmeldern (IRM) vom 15. Februar 1992 ( GMBl . 1992, Nr. 8, S. 150) 3-49 Interpretationen zu den Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke; Einzelfehlerkonzept - Grundsätze für die Anwendung des Einzelfehlerkriteriums vom 2. März 1984 ( GMBl . 1984, Nr. 13, S. 208), fortgeschrieben und abgelöst durch Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke vom 3. März 2015 und die Interpretationen hierzu vom 29. November 2013, die am 3. März 2015 geändert wurden ( vgl. 3-0.1 und 3-0.2 ) 3-50 Interpretationen zu den Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom 17. Mai 1979 ( GMBl . 1979, Nr. 14, S. 161) zu Sicherheitskriterium 2.6: Einwirkungen von außen zu Sicherheitskriterium 8.5: Wärmeabfuhr aus dem Sicherheitseinschluss fortgeschrieben und abgelöst durch Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke vom 3. März 2015 und die Interpretationen hierzu vom 29. November 2013, die am 3. März 2015 geändert wurden ( vgl. 3-0.1 und 3-0.2 ) 3-51 Interpretationen zu den Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom 28. November 1979 ( GMBl . 1980, Nr. 5, S. 90) zu Sicherheitskriterium 2.2: Prüfbarkeit zu Sicherheitskriterium 2.3: Strahlenbelastung in der Umgebung zu Sicherheitskriterium 2.6: Einwirkungen von außen zu Sicherheitskriterium 2.7: Brand- und Explosionsschutz ergänzende Interpretation zu Sicherheitskriterium 4.3: Nachwärmeabfuhr nach Kühlmittelverlusten fortgeschrieben und abgelöst durch Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke vom 3. März 2015 und die Interpretationen hierzu vom 29. November 2013, die am 3. März 2015 geändert wurden ( vgl. 3-0.1 und 3-0.2 ) 3-52.1 Erläuterungen zu den Meldekriterien für Meldepflichtige Ereignisse gemäß Anlage 1 (Stand 04/2022) Erläuterungen zu den Meldekriterien für Meldepflichtige Ereignisse gemäß Anlage 2 der AtSMV (Stand 11/2007) Erläuterungen zu den Meldekriterien für Meldepflichtige Ereignisse gemäß Anlage 3 der AtSMV (Stand 03/2007) Erläuterungen zu den Meldekriterien für Meldepflichtige Ereignisse gemäß Anlage 4 der AtSMV (Stand 07/2021) Erläuterungen zu den Meldekriterien für Meldepflichtige Ereignisse gemäß Anlage 5 der AtSMV (Stand 04/2013) Erläuterungen zu den Meldekriterien für Meldepflichtige Ereignisse gemäß Anlage 6 der AtSMV (Stand 07/2021) Erläuterungen zu den Meldekriterien für Meldepflichtige Ereignisse gemäß Anlage 7 der AtSMV (Stand 12/2018) Zusammenstellung von in den Meldekriterien der AtSMV verwendeten Begriffen (Stand 04/2015) 3-52.2 Meldung eines meldepflichtigen Ereignisses in Anlagen nach § 7 AtG zur Spaltung von Kernbrennstoffen (Meldeformular, Stand 01/20) 3-52.3 Meldung eines meldepflichtigen Ereignisses in Anlagen nach § 7 AtG der Kernbrennstoffver- und -entsorgung (Meldeformular, Stand 01/20) 3-52.4 Meldung eines meldepflichtigen Ereignisses bei der Aufbewahrung von Kernbrennstoffen und verfestigten hochradioaktiven Spaltproduktlösungen nach § 6 AtG (Meldeformular, Stand 01/20) 3-53 Richtlinie für den Inhalt der Fachkundeprüfung des verantwortlichen Schichtpersonals in Forschungsreaktoren vom 14. November 1997 ( GMBl . 1997, Nr. 42, S. 794) 3-54.1 Rahmenempfehlung für die Fernüberwachung von Kernkraftwerken vom 12. August 2005 ( GMBl . 2005, Nr. 51, S. 1049) 3-54.2 Empfehlung zur Berechnung der Gebühr nach § 5 AtKostV für die Fernüberwachung von Kernkraftwerken (KFÜ) vom 21. Januar 1983 ( GMBl . 1983, Nr. 8, S. 146) 3-55.1 Musterbenutzungsordnung der Landessammelstellen für radioaktive Abfälle in der Bundesrepublik Deutschland vom 17. März 1981 ( GMBl . 1981, Nr. 11, S. 163) 3-55.2 Grundsätzliche Konzeption für den Ausbau der Landessammelstellen für radioaktive Abfälle vom 26. Oktober 1981 ( GMBl . 1981, Nr. 32, S. 511) 3-56 Bekanntmachung über die Anwendung der deutschen Fassung der Internationalen Nuklearen und Radiologischen Ereignis-Skala (INES) in kerntechnischen Einrichtungen sowie im Strahlenschutz außerhalb der Kerntechnik - Deutsches INES-Handbuch vom 20. Februar 2015 ( BAnz AT 30.03.2015 B1) 3-57.1 Anforderungen an den Objektsicherungsdienst und an Objektsicherungsbeauftragte in kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen (OSD-Richtlinie) vom 4. Juli 2008 ( GMBl . 2008, Nr. 39, S. 810) 3-57.2 entfällt 3-57.3 Richtlinie für den Schutz von Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter vom 6. Dezember 1995 ( GMBl . 1996, Nr. 2, S. 32) ( ohne Wortlaut ) 3-58.1 Richtlinie zur Abwicklung von Ausgleichsansprüchen nach § 38 Abs. 2 AtG nach dem Reaktorunfall in Tschernobyl (Ausgleichsrichtlinie) vom 21. Mai 1986 ( BAnz . 1986, Nr. 95) 3-58.2 Richtlinie für Entschädigung unter Billigkeitsgesichtspunkten wegen Einbußen bei bestimmten Gemüsearten ( Billigkeitsrichtlinie Gemüse ) vom 2. Juni 1986 ( BAnz . 1986, Nr. 105) 3-58.3 Richtlinie für eine allgemeine Entschädigungsregelung unter Billigkeitsgesichtspunkten für Schäden infolge des Unfalls im Kernkraftwerk Tschernobyl (Allgemeine Billigkeitsrichtlinie) vom 24. Juli 1986 ( BAnz . 1986, Nr. 140) 3-59 Richtlinie zur Kontrolle radioaktiver Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung, die nicht an eine Landessammelstelle abgeliefert werden vom 16. Januar 1989 ( BAnz . 1989, Nr. 63a), letzte Ergänzung vom 14. Januar 1994 ( BAnz . 1994, Nr. 19) Hinweis: Inhaltlich ersetzt durch Richtlinie zur Kontrolle radioaktiver Reststoffe und radioaktiver Abfälle vom 19. November 2008 [ vgl. 3-60] aber offiziell nicht zurückgezogen 3-60 Richtlinie zur Kontrolle radioaktiver Reststoffe und radioaktiver Abfälle vom 19. November 2008 ( BAnz . 2008, Nr. 197) 3-61 Richtlinie für die Fachkunde von Strahlenschutzbeauftragten in Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen vom 20. Februar 2014 ( GMBl . 2014, Nr. 13, S. 289) 3-62 Richtlinie über Maßnahmen für den Schutz von Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs und sonstigen kerntechnischen Einrichtungen gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen zugangsberechtigter Einzelpersonen vom 28. Januar 1991 ( GMBl . 1991, Nr. 9, S. 228) 3-63 Richtlinie für den Schutz von radioaktiven Stoffen gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter bei der Beförderung 3-63.1 Richtlinie für den Schutz von radioaktiven Stoffen gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter bei der Beförderung vom 4. Dezember 2003 ( GMBl . 2004, Nr. 12, S. 238) ( ohne Wortlaut ) 3-63.2 Richtlinie für den Schutz gegen Störmaßnahmen und sonstige Einwirkungen Dritter beim Umgang mit und der Beförderung von sonstigen radioaktiven Stoffen (SEWD-Richtlinie sonstige radioaktive Stoffe - SisoraSt) Revision 2, RdSchr. des BMUV vom 7.September 2022 ( GMBl . 2022, Nr. 36, S. 828) ( ohne Wortlaut ) 3-63.3 Leitfaden für die IT-Sicherheit beim Umgang mit und der Beförderung von sonstigen radioaktiven Stoffen vom 4. Februar 2022 ( GMBl . 2022, Nr. 3, S. 53) 3-64 Anforderungen an das Sicherungspersonal bei Beförderung von radioaktiven Stoffen vom 4. Juni 1996 ( GMBl . 1996, Nr. 29, S. 621 und Nr. 33, S. 673) 3-65 Anforderungen an Lehrgänge zur Vermittlung kerntechnischer Grundlagenkenntnisse für verantwortliches Schichtpersonal in Kernkraftwerken - Anerkennungskriterien vom 19. November 2014 3-66 entfällt 3-67 Richtlinie über Anforderungen an Personendosismessstellen nach Strahlenschutz - und Röntgenverordnung vom 10. Dezember 2001 ( GMBl . 2002, Nr. 6, S. 136) 3-68 Sicherungsmaßnahmen für den Schutz von kerntechnischen Anlagen mit Kernmaterial der Kategorie III vom 20. April 1993 ( GMBl . 1993, Nr. 20, S. 365) ( ohne Wortlaut ) 3-69.1 Richtlinie für die Überwachung der Radioaktivität in der Umwelt nach dem Strahlenschutzvorsorgegesetz Teil I: Messprogramm für den Normalbetrieb ( Routinemessprogramm ) vom 28. Juli 1994 ( GMBl . 1994, Nr. 32, S. 930), in Überarbeitung 3-69.2 Richtlinie für die Überwachung der Radioaktivität in der Umwelt nach dem Strahlenvorsorgegesetz Teil II: Messprogramm für den Intensivbetrieb ( Intensivmessprogramm ) vom 19. Januar 1995 ( GMBl . 1995, Nr. 14, S. 261), in Überarbeitung 3-70 entfällt 3-71 Richtlinie für die Fachkunde von verantwortlichen Personen in Anlagen zur Herstellung von Brennelementen für Kernkraftwerke vom 30. November 1995 ( GMBl . 1996, Nr. 2, S. 29) 3-72 entfällt 3-73 Leitfaden zur Stilllegung , zum sicheren Einschluss und zum Abbau von Anlagen oder Anlagenteilen nach § 7 des Atomgesetzes vom 16. September 2021 ( BAnz . AT 23.11.2021 B2) 3-74.1 Leitfäden zur Durchführung von Periodischen Sicherheitsüberprüfungen (PSÜ) für Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland, in Überarbeitung Grundlagen zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung für Kernkraftwerke Leitfaden Sicherheitsstatusanalyse Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse Bekanntmachung vom 18. August 1997 ( BAnz . 1997, Nr. 232a) 3-74.2 Leitfaden zur Durchführung von Periodischen Sicherheitsüberprüfungen (PSÜ) für Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland, in Überarbeitung Leitfaden Deterministische Sicherungsanalyse Bekanntmachung vom 25. Juni 1998 ( BAnz . 1998, Nr. 153) 3-74.3 Leitfaden zur Durchführung der Sicherheitsüberprüfung gemäß § 19a des Atomgesetzes Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse Bekanntmachung vom 30. August 2005 ( BAnz . 2005, Nr. 207) 3-75 Merkpostenliste für die Sicherung sonstiger radioaktiver Stoffe und kleiner Mengen Kernbrennstoff gegen Entwendung aus Anlagen und Einrichtungen vom 3. April 2003, Rdschr. des BMU vom 10. Juli 2003 - RS I 6 13151-6/.18 3-76 Richtlinie zur Sicherung von Zwischenlagern gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter (SEWD) - SEWD-Richtlinie Zwischenlager vom 4. Februar 2013 ( GMBl . 2013, Nr. 17, S. 379) ( ohne Wortlaut ) 3-77 Richtlinie über die im Strahlenschutz erforderliche Fachkunde und Kenntnisse beim Betrieb von Röntgeneinrichtungen zur technischen Anwendung und genehmigungsbedürftigen Störstrahlern sowie über Anforderungen an die Qualifikation von behördlich bestimmten Sachverständigen ( Fachkunde-Richtlinie Technik nach Röntgenverordnung ) vom 21. November 2011 ( GMBl . 2011, Nr. 52/53, S. 1039), geändert am 23. Juni 2014 ( GMBl . 2014, Nr. 44/45, S. 918) Rundschreiben des BMUB hierzu vom 15. Mai 2014 mit Beschlüssen zum Erwerb der praktischen Erfahrung für die Fachkundegrupp R 2.2 "Röntgenstreuung und -analyse ausschließlich für handgehaltene Röntgenfluoreszensanalysatoren (tragbare RFA), Aktenzeichen: RS II 3 - 11 603/2 3-78 Richtlinie für die technische Prüfung von Röntgeneinrichtungen und genehmigungsbedürftigen Störstrahlern durch Sachverständige nach dem Strahlenschutzgesetz und der Strahlenschutzverordnung – Sachverständigen-Prüfrichtlinie ( SV-RL ) vom 1. Juli 2020, ( GMBl . 2020, Nr. 27, S. 562), zuletzt geändert durch das Rundschreiben des BMUV vom 22.04.2024 – SII 3 – 1514/003 ( GMBl . 2024 Nr. 20, S. 403) Hinweis : Die Richtlinie ist eine Neufassung der grundlegend überarbeiteten Richtlinie aus dem Jahr 2009. 3-79 Schadensvorsorge außerhalb der Auslegungsstörfälle , RdSchr. des BMU vom 15. Juli 2003 RS I 3 - 10100/0 3-80 Entschließung des Länderausschusses für Atomkernenergie zur Abstimmung von strahlenschutzrechtlichen Genehmigungen mit länderübergreifender Wirkung, RdSchr. des BMUV vom 8. Juli 2022 und 10. August 2022 S II 1 - 1710/000-2022.0001 3-81 entfällt (s. 3-80) 3-82 Richtlinie für die Überwachung der Strahlenexposition bei Arbeiten nach Teil 3 Kapitel 2 StrlSchV , Bekanntmachung des BMU vom 15. Dezember 2003 ( GMBl . 2004, Nr. 22, S. 418) 3-83 Durchführung der Strahlenschutzverordnung ; Muster zur Anzeige von Arbeiten nach § 95 Abs. 2 StrlSchV vom 20. April 2006 ( GMBl . 2006, Nr. 38, S. 747) 3-84 Vollzug der Röntgenverordnung und der Strahlenschutzverordnung ; hier: Qualitätssicherung durch ärztliche und zahnärztliche Stellen vom 23. Juni 2015 ( GMBl . 2015, Nr. 51, S. 1026) 3-85 Vollzug der Röntgenverordnung , hier: Qualitätssicherungs-Richtlinie (QS-RL) - Richtlinie zur Durchführung der Qualitätssicherung bei Röntgeneinrichtungen zur Untersuchung oder Behandlung von Menschen nach den §§ 16 und 17 der Röntgenverordnung vom 23. Juni 2014 ( GMBl . 2014, Nr. 44/45, S. 918) 3-86 Richtlinie zu Aufzeichnungspflichten nach den §§ 18, 27, 28 und 36 der Röntgenverordnung und Bekanntmachung zum Röntgenpass vom 31. Juli 2006 ( GMBl . 2006, Nr. 53, S. 1051) 3-87 Durchführung der Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ) und Röntgenverordnung ( RöV ); hier: Strahlenschutz in der Tierheilkunde vom 25. September 2014 ( GMBl . 2014, Nr. 76/77, S. 1581) 3-88 Durchführung der Röntgenverordnung ( RöV ), hier: Beschlüsse des Länderausschusses Röntgenverordnung vom 22. Oktober 2001 ( GMBl . 2001, Nr. 55, S. 1136) Hinweis: Festlegungen für Kardiologische Röntgeneinrichtungen in der pädiatrischen Radiologie, Mammographie, Konstanzprüfung von CT sowie Abnahmeprüfungen von Bildwiedergabegeräten, digitalen Röntgeneinrichtungen und digitalen Dental-Röntgeneinrichtungen 3-89 Durchführung der Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ); Rahmenrichtlinie zu Überprüfungen nach § 66 Abs. 2 StrlSchV vom 11. Juni 2002 ( GMBl . 2002, Nr. 30, S. 620) 3-90 Durchführung der Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ); hier: Überprüfung von Vorrichtungen zur Bestrahlung von Blut, Blutprodukten und biologischen Materialien auf sicherheitstechnische Funktion, Sicherheit und Strahlenschutz vom 2. August 2001 ( GMBl . 2001, Nr. 36, S. 724) 3-91 Durchführung der Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ); Prüfungen nach § 66 Abs. 2 StrlSchV an Anlagen und Bestrahlungsvorrichtungen gemäß Nr. 3.3 und 4.1 der Rahmenrichtlinie zur Überprüfung nach § 66 Abs. 2 StrlSchV vom 11. Juni 2002 ( GMBl . 2002, S. 620) vom 13. Oktober 2004 ( GMBl . 2004, Nr. 55-57, S. 1089), geändert am 7. Juli 2014 ( GMBl . 2014, Nr. 49, S. 1006) 3-92 Durchführung der Röntgenverordnung ; Richtlinie Fachkunde und Kenntnisse im Strahlenschutz bei dem Betrieb von Röntgeneinrichtungen in der Medizin oder Zahnmedizin vom 22. Dezember 2005 ( GMBl . 2006, Nr. 22, S. 414), geändert am 27. Juni 2012 ( GMBl . 2012, Nr. 40, S. 724), korrigiert am 28. November 2012 ( GMBl . 2012, Nr. 61, S. 1204) Rundschreiben des BMUB hierzu vom 17. Juli 2014 mit Kursanforderungen auf den Anwendungsgebieten der Teletherapie, Brachytherapie oder Röntgentherapie 3-93 Abgabe radioaktiver Stoffe nach Transportvorgängen - § 69 Abs. 4 StrlSchV - RdSchr. d. BMU vom 15. Dezember 2006 (Aktenzeichen: RS II 3 - 15260/9) 3-94 Vollzug der Röntgenverordnung ; hier: Erzeugung von Panoramaschichtaufnahmen aus DVT-Datensätzen vom 7. Mai 2010 ( GMBl . 2010, Nr. 43, S. 916) 3-95 Durchführung der Röntgen- und Strahlenschutzverordnung ; hier: M essung der Personendosis mit elektronischen Personendosimetern in gepulsten Feldern vom 6. Oktober 2008 ( GMBl . 2010, Nr. 61, S. 1240), geändert am 29. Juli 2011 ( GMBl . 2012, Nr. 6, S. 97) 3-96 Teilkörperdosimetrie in der Nuklearmedizin vom 4. März 2015 ( GMBl . 2015, Nr. 22, S. 437) Hinweis: ersetzt das RdSchr. d. BMU vom 15. September 2009 zur Betadosimetrie an RSO-Arbeitsplätzen 3-97 Vollzug der Strahlenschutzverordnung und der Röntgenverordnung ; hier: Verwendung des Dosimeters BE-FILM-GD02 als amtliches Dosimeter vom 21. November 2011 ( GMBl . 2011, Nr. 2, S. 22) 3-98 Vollzug der Strahlenschutzverordnung und der Röntgenverordnung ; hier: Verwendung des Dosimeters AWST-OSL-GD01 als amtliches Dosimeter vom 25. Juli 2011 ( GMBl . 2012, Nr. 6, S. 97) 3-99 Richtlinie für den Schutz von IT -Systemen in kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen der Sicherungskategorien I bis III 3-99.1 Bekanntmachung zu der "Richtlinie für den Schutz von IT -Systemen in kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen der Sicherungskategorien I und II gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter ( SEWD-Richtlinie IT )", zu den "Lastannahmen zur Auslegung kerntechnischer Anlagen und Einrichtungen gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter mittels IT -Angriffen ( IT -Lastannahmen )" und zu den "Erläuterungen für die Zuordnung der IT -Systeme von Kernkraftwerken zu IT -Schutzbedarfsklassen ( Erläuterungen )" vom 8. Juli 2013 ( GMBl . 2013, Nr. 36, S. 711) ( ohne Wortlaut ) 3-99.2 Bekanntmachung zu der "Richtlinie für den Schutz von IT -Systemen in kerntechnischen Anlagen und bei Tätigkeiten der Sicherungskategorie III sowie der umsichtigen Betriebsführung gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter“ ( SEWD-Richtlinie IT SK III) vom 21. September 2020 ( GMBl . 2020, Nr. 45, S. 977) ( ohne Wortlaut ) 3-100 Vollzug der Strahlenschutzverordnung und der Röntgenverordnung ; hier: Verwendung des Dosimeters BE-TLD-TD-BETA-PHOTONEN als amtliches Dosimeter vom 8. August 2013 ( GMBl . 2013, Nr. 60/61, S. 1232) 3-101 Vollzug der Röntgenverordnung ; hier: Mustergenehmigungen für den ortsveränderlichen Betrieb von Röntgeneinrichtungen vom 13. März 2013 ( GMBl . 2014, Nr. 7, S. 150) Mustergenehmigungen für handgehaltene Röntgenfluoreszenzgeräte (RFA) Röntgeneinrichtungen im Rahmen der technischen Radiographie zur Grobstrukturanalyse Röntgenblitzgeräte 3-102 Vollzug der Strahlenschutzverordnung ; hier: Mustergenehmigung zum Umgang mit sonstigen radioaktiven Stoffen nach § 7 StrlSchV im Rahmen der Demontage medizinischer Beschleuniger vom 18. Juni 2014 ( GMBl . 2014, Nr. 42, S. 891) 3-103 Vollzug der Strahlenschutzverordnung ; hier: Prüfungen nach § 66 Absatz 2 StrlSchV an medizinischen Elektronenbeschleunigern vom 7. Juli 2014 ( GMBl . 2014, Nr. 49, S. 1006) 3-104 Vollzug der Strahlenschutzverordnung ; hier: Merkposten zu Antragsunterlagen im Genehmigungsverfahren nach § 11 Absatz 2 der Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ) für medizinische Linearbeschleuniger vom 22. September 2014 ( GMBl . 2014, Nr. 68, S. 1411) 3-105 Vollzug der Strahlenschutzverordnung und der Röntgenverordnung ; hier: Verwendung des Dosimeters "BE-TLD-TD-PHOTONEN 02" als amtliches Personendosimeter vom 5. November 2014 ( GMBl . 2015, Nr. 3/4, S. 84) 3-106 Vollzug der Strahlenschutzverordnung ; hier: Strahlenschutzmaßnahmen bei der Anwendung von Xofigo vom 18. Dezember 2015 ( GMBl . 2016, Nr. 8, S. 177) 3-107 Vollzug der Strahlenschutzverordnung ; hier: Zustimmung zur Verwendung des Albedodosimeters AWST-TL-GD4 des Helmholtz Zentrums München als amtliches Personendosimeter für Neutronenstrahlung vom 28. November 2013 ( GMBl . 2015, Nr. 27, S. 546) 3-108 Vollzug der Strahlenschutz - und Röntgenverordnung ; hier: Zustimmung zur Verwendung des Albedodosimeters AWST-TL-GD4 des Helmholtz Zentrums München als amtliches Personendosimeter für Photonenstrahlung vom 19. Mai 2015 ( GMBl . 2015, Nr. 27, S. 546) 3-109 Rundschreiben des BMUB vom 29. Juli 2016 zum Vollzug der Röntgenverordnung - Verwendung der gesetzlichen Messgrößen nach Ablauf der Übergangsfrist des §45 Absatz 12 RöV (Aktenzeichen RS II 3 - 11602/15) 3-110 Vollzug der Strahlenschutzverordnung ; hier: Mustergenehmigung zur ortsveränderlichen Verwendung und Lagerung radioaktiver Stoffe im Rahmen der Gammaradiographie nach § 7 StrlSchV vom 31. Oktober 2016 ( GMBl. 2016, Nr. 52, S. 1030) 3-111 Mustergenehmigung nach § 3 Abs. 4 Röntgenverordnung zum Betrieb einer Röntgeneinrichtung zur Teleradiologie ( Mustergenehmigung zum Betrieb einer Röntgeneinrichtung zur Teleradiologie ), RdSchr. des BMUB vom 3. Februar 2014 Aktenzeichen RS II 3 - 11602/0 3-112 Anforderungen an den Erwerb der Fachkunde für Anwendungen nichtionisierender Strahlungsquellen am Menschen zur Verordnung zum Schutz vor schädlichen Wirkungen nichtionisierender Strahlung bei der Anwendung am Menschen ( NiSV ) Gemeinsame Richtlinie des Bundes und der Länder vom 27. Februar 2024 ( BAnz AT 07.03.2024 B5) 3-113 bis 3-149 entfällt 3-150 Leitlinien für die trockene Zwischenlagerung bestrahlter Brennelemente und Wärme entwickelnder radioaktiver Abfälle in Behältern , Empfehlung der Entsorgungskommission, revidierte Fassung vom 10.06.2013 ( BAnz AT 22.01.2014 B3) mit den Erläuterungen der Änderungen 3-151 ESK-Leitlinien für die Zwischenlagerung von radioaktiven Abfällen mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung , Empfehlung der Entsorgungskommission, revidierte Fassung vom 09.12.2021 ( BAnz AT 19.08.2022 B4). 3-152 ESK-Leitlinien zur Durchführung von periodischen Sicherheitsüberprüfungen und zum technischen Alterungsmanagement für Zwischenlager für bestrahlte Brennelemente und Wärme entwickelnde radioaktive Abfälle , Empfehlung der Entsorgungskommission vom 13.03.2014 ( BAnz AT 23.09.2014 B1). 3-153 bis 3-249 entfällt 3-250 Radiologische Grundlagen für Entscheidungen über Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung bei Ereignissen mit Freisetzungen von Radionukliden , Empfehlung der Strahlenschutzkommission vom 13/14.02.2014 (BAnz AT 18.11.2014 B5), mit der Anlage „Verwendung von Jodtabletten zur Jodblockade der Schilddrüse bei einem kerntechnischen Unfall“, Empfehlung der Strahlenschutzkommission vom 24./25. Februar 2011. [3-251] Planungsgebiete für den Notfallschutz in der Umgebung von Kernkraftwerken, Empfehlung der Strahlenschutzkommission vom 13./14. Februar 2014 ( BAnz AT 21.05.2014 B4). 3-251 Planungsgebiete für den Notfallschutz in der Umgebung von Kernkraftwerken , Empfehlung der Strahlenschutzkommission vom 13./14. Februar 2014 ( BAnz AT 21.05.2014 B4). 3-252 Planungsgebiete für den Notfallschutz in der Umgebung stillgelegter Kernkraftwerke , Empfehlung der Strahlenschutzkommission vom 20./21. Oktober 2014 ( BAnz AT 13.05.2015 B4), ( vgl. 4-21 ) 3-253 Rahmenempfehlungen für den Katastrophenschutz in der Umgebung kerntechnischer Anlagen , Empfehlung der Strahlenschutzkommission vom 19./20. Februar 2015 ( BAnz AT 04.01.2016 B4). 3-254 Einführung von Dosisrichtwerten (Dose Constraints) zum Schutz vor beruflicher Strahlenexposition bei der Umsetzung der Richtlinie 2013/59/EURATOM in das deutsche Strahlenschutzrecht, Empfehlung der Strahlenschutzkommission vom 11./12. Dezember 2014 ( BAnz AT 10.08.2015 B3). 3-255 bis 3-349 entfällt 3-350 Rahmenempfehlungen für die Planung von Notfallschutzmaßnahmen durch Betreiber von Kernkraftwerken , Empfehlung der Strahlenschutzkommission und der Reaktor-Sicherheitskommission, verabschiedet in der 242. Sitzung der SSK am 01./02. Juli 2010 und in der 429. Sitzung der Reaktor-Sicherheitskommission am 14. Oktober 2010, ersetzt durch Fassung von 2014 ( BAnz AT 13.05.2015 B5), ( vgl. 4-13 ) 3-351 Leitlinien für die Konditionierung von radioaktiven Abfällen mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung (Konditionierungsleitlinien) vom 31.08.2021 ( BAnz AT 29.09.2021 B4) 3-352 Anforderungen an den Erwerb und die Aktualisierung der erforderlichen Fachkunde für die mit Sicherungsaufgaben betraute Person vom 5. Mai 2020 ( GMBl 2020 Nr. 19, S. 373) 3-353 Vollzug der Strahlenschutzverordnung und der Röntgenverordnung; hier: Verwendung des Dosimeters „MPA TL-DOS GD 01” als amtliches Ganzkörperdosimeter vom 28. September 2022 ( GMBl . 2022, Nr. 37, S. 839) 3-354 Bekanntmachung zu der "Richtlinie zur Sicherung sonstiger radioaktiver Stoffe in kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter“ (SEWD-Richtlinie sonstige radioaktive Stoffe in Kerntechnischen Anlagen – SisoraK ) Revision 1.0 vom 1. Juli 2022 ( GMBl . 2022, Nr. 41, S. 937) (Richtlinie mit Anhang III) 3-355 Leitlinie Sicherungskultur - Teil 1 (Version 0.52) des BMUV vom 30.06.2023 (AZ: 1341/003-2021.0003) 3-356 Bekanntmachung zum Leitfaden zur Anwendung des kerntechnischen Regelwerks für Kernkraftwerke auf Forschungsreaktoren mittels eines abgestuften Ansatzes vom 10. Oktober 2023 ( BAnz AT 19.01.2024 B4) 3-357 Anforderungen an den Erwerb und die Aktualisierung der Fachkunde beim Betrieb von Laseranlagen vom 11. März 2024 ( GMBl 2024 Nr. 18, S. 378) 3-358 Leitfaden zur Durchführung von Periodischen Sicherheitsüberprüfungen (PSÜ) für Forschungsreaktoren Bekanntmachung vom 22. August 2024 ( BAnz AT 22.08.2024 B3)

Transport von Dampfumformern aus dem KKW Lingen genehmigt

Transport von Dampfumformern aus dem KKW Lingen genehmigt Meldung Stand: 28.10.2024 Das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung ( BASE ) hat als zuständige Behörde die Genehmigung für den Transport zweier Dampfumformer aus dem Kernkraftwerk Lingen in die USA erteilt. Die beiden Großkomponenten, die auf den Innenflächen mit radioaktiven Stoffen kontaminiert sind, sollen am Zielort einer fachgerechten Behandlung zugeführt werden. Großkomponenten aus einem der ältesten KKW Deutschlands Das Kernkraftwerk Lingen (KWL) in Niedersachsen wurde von 1968 bis 1977 als eines der ersten kommerziellen Kernkraftwerke Deutschlands betrieben. Nach Jahrzehnten im sicheren Einschluss befindet sich der einstige Siedewasserreaktor seit 2015 im Rückbau . In Rahmen des Rückbaus wurden die Dampfumformer bereits im Jahr 2021 aus dem Kraftwerksgebäude entfernt und werden seitdem auf dem Kraftwerksgelände gelagert. Bei den Dampfumformern handelt es sich um große Stahlzylinder mit einer Masse von etwa 150 Tonnen, einem Durchmesser von etwa 3,5 Metern und einer Länge von 16 Metern. Im Inneren befinden sich jeweils etwa 5000 dünne Rohre, welche zum Wärmeaustausch mit Wasser aus dem Primärkreislauf umspült worden sind. Dadurch sind innenliegende Oberflächen mit radioaktiven Stoffen kontaminiert worden. Sämtliche Öffnungen an den Großkomponenten, zum Beispiel Anschlüsse für Rohrleitungen, wurden verschlossen, um eine Freisetzung von Radioaktivität beim Transport zu verhindern. Weitere Informationen Transporte von kontaminierten Großkomponenten Transport radioaktiver Stoffe Atomkraftwerke in Deutschland

List of Contents and Structure of a Standard Safety Analysis Report for Nuclear Power Plants with Pressurized Water Reactor or Boiling Water Reactor

List of Contents and Structure of a Standard Safety Analysis Report for Nuclear Power Plants with Pressurized Water Reactor or Boiling Water Reactor Document from the Handbook on Nuclear Safety and Radiation Protection Download PDF, 101KB, File meet accessibility standards

Atomkraftwerke in Deutschland

Atomkraftwerke in Deutschland Der weltweit am häufigsten in Atomkraftwerken eingesetzte Reaktortyp ist der Leichtwasserreaktor. Zu diesem Reaktortyp zählen Druckwasserreaktoren und Siedewasserreaktoren, die beide in Deutschland in Betrieb waren. Kernkraftwerke dienen der Energieerzeugung und werden mit verschiedenen Reaktortypen betrieben. Die Reaktortypen werden unterschieden nach dem eingesetzten Kernbrennstoff ( z.B. mit Natururan, mit angereichertem Uran -235, mit Thorium), Material für die Neutronenmoderation (Moderatoren bremsen freie, energiereiche Neutronen ab. Häufig wird Wasser als Moderator verwendet) und Kühlmittel zum Transport der Wärmeenergie, die bei der Kernspaltung entsteht ( z.B. Wasser aber auch Gase (z.B. Helium) oder Flüssigmetalle (z.B. Natrium oder Blei). Die gegenwärtig weltweit am meisten eingesetzten Reaktortypen sind Leichtwasserreaktoren. Als Moderator und Kühlmittel kommt bei diesen Anlagen Wasser zum Einsatz. Leichtwasserreaktoren werden unterschieden in Siedewasserreaktoren ( SWR ) und Druckwasserreaktoren ( DWR ). In der Vergangenheit waren in Deutschland sowohl DWR als auch SWR in Betrieb. Info: Leichtwasserreaktoren Die verschiedenen Reaktortypen unterscheiden sich durch das verwendete Kühlmittel (Wasser, Gas oder flüssiges Metall) und den eingesetzten Moderator (ein Stoff, der schnelle Neutronen abbremst und dadurch die Kettenreaktion der Kernspaltung erst ermöglicht und aufrechterhält - thermische Spaltung). Als Moderator kann Wasser oder auch Kohlenstoff in Form von Graphit verwendet werden. Leichtwasserreaktoren Leichtwasserreaktoren kommen weltweit am häufigsten zum Einsatz. Zu den Leichtwasserreaktoren gehören Druckwasserreaktoren und Siedewasserreaktoren. In Leichtwasserreaktoren wird normales Wasser (leichtes Wasser) zur Kühlung eingesetzt. Gleichzeitig dient das Wasser als Moderator . Ein Molekül Wasser (H 2 O) besteht aus zwei Wasserstoffatomen und einem Sauerstoffatom. Besitzen beide Wasserstoffatome (H) im Kern nur ein Proton (positiv geladener Baustein), aber kein Neutron (ungeladener Baustein des Atomkerns), bezeichnet man die Verbindung mit Sauerstoff als "leichtes Wasser". Bei "schwerem Wasser" hingegen besitzen beide Wasserstoffatome im Kern ein Proton und ein Neutron. Diese Wasserstoffatome bezeichnet man auch als Deuterium - ein Isotop von Wasserstoff. Die Anzahl der Protonen und Neutronen im Kern bestimmen die Massenzahl eines Atomkerns. Die Wasserstoffatome von schwerem Wasser haben eine größere Masse (u≈2) als die Wasserstoffatome in leichtem Wasser (u≈1). Typen von Leichtwasserreaktoren Druckwasserreaktoren Druckwasserreaktoren ( DWR ) gehören wie die Siedewasserreaktoren zu den Leichtwasserreaktoren. Schematische Darstellung eines Druckwasserreaktors (DWR) © Deutsches Atomforum e. V. In Druckwasserreaktoren steht der Reaktordruckbehälter unter einem Druck von zirka 160 bar. Dieser hohe Druck verhindert das Sieden des Wassers im Hauptkühlmittelkreislauf (auch Primärkreislauf genannt) trotz der dort herrschenden Temperatur von etwa 320 Grad Celsius ( °C ). Der für die Stromerzeugung benötigte Dampf wird über Dampferzeuger in einem weiteren Kreislauf - dem Sekundärkreislauf - produziert und dann auf die Dampfturbine weitergeleitet. Primärkreislauf - Hauptkühlmittelkreislauf des DWR Hauptkühlmittelpumpen pumpen das Wasser des Primärkreislaufes in den Reaktordruckbehälter, wo es von unten nach oben durch den Reaktorkern strömt. Das erwärmte Wasser verlässt den Reaktordruckbehälter und strömt in einem Kreislauf durch die Heizrohre der Dampferzeuger zurück zu den Hauptkühlmittelpumpen. Sekundärkreislauf des DWR Das Wasser im Sekundärkreislauf nimmt die Wärme des Primärkreislaufes über die Dampferzeuger auf und erwärmt sich dadurch auf etwa 280 °C . Da im Sekundärkreislauf ein niedriger Druck herrscht (etwa 60 bar), siedet das Wasser. Der entstehende Dampf des Sekundärkreislaufes treibt die Dampfturbine an, die mit einem Generator verbunden ist. Dritter Kreislauf des DWR Der Wasserdampf des Sekundärkreislaufes gibt seine Energie an die Turbine ab und kondensiert in einem Kondensator wieder zu Wasser, das in die Dampferzeuger zurückgespeist wird. Die freigewordene Wärme im Kondensator wird über einen dritten Kreislauf, dem Hauptkühlwassersystem, an den Fluss oder den Kühlturm abgegeben. Radioaktive Stoffe nur im Primärkreislauf Der Reaktordruckbehälter und alle anderen Bestandteile des Primärkreislaufs befinden sich im Reaktorsicherheitsbehälter (Containment). Die Trennung von Hauptkühlmittel- und Sekundärkreislauf im DWR mittels Dampferzeuger verhindert, dass radioaktive Stoffe den Primärkreislauf verlassen können. Das Maschinenhaus mit dem Sekundärkreislauf, der Turbine und dem Generator enthält keine radioaktiven Stoffe. Bei einem Störfall greifen Sicherheitseinrichtungen, um einen sofortigen Gebäudeabschluss des Reaktorsicherheitsbehälters zu erreichen. Steuerung der Kernspaltung im DWR Die Anzahl der Kernspaltungen kann durch neutronenabsorbierendes Material begrenzt werden. Die Steuerstäbe des Reaktors, die neutronenabsorbierendes Material enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von oben in den Reaktorkern eingefahren und regeln über die Eindringtiefe den Reaktor. Bei einer Schnellabschaltung fallen die Steuerstäbe durch die Schwerkraft in den Reaktorkern ein und beenden die Kettenreaktion. Neben den Steuerstäben wird zur Regulierung der Reaktivität im Reaktorkern eines Druckwasserreaktors dem Primärkreislauf Borsäure zugesetzt. Bor absorbiert Neutronen , so dass sich durch Veränderung der Borsäurekonzentration der Reaktor regeln lässt. Siedewasserreaktoren Schematische Darstellung eines Siedewasserreaktors (SWR) © Deutsches Atomforum e. V. Siedewasserreaktoren ( SWR ) gehören wie die Druckwasserreaktoren zur Baulinie der Leichtwasserreaktoren. Im Siedewasserreaktor herrscht im Reaktordruckbehälter im Vergleich zum Druckwasserreaktor ( DWR ) ein relativ geringer Druck (etwa 70 bar, somit circa halb so hoch wie im DWR ). Das Kühlmittel Wasser strömt von unten nach oben durch den Reaktorkern und führt dabei die in den Brennstäben entwickelte Wärme ab. Es verdampft bei etwa 290°C zum Teil oberhalb des Reaktorkerns (Dampfdom). Der entstehende Dampf wird über Dampftrockner, welche die im Wasserdampf enthaltene Feuchte abscheiden, direkt auf die Turbine geleitet und treibt diese an. Hauptkühlwassersystem Der "verbrauchte" Dampf, der einen großen Teil seiner Energie an die Turbine übertragen hat, wird im Kondensator durch einen weiteren Kreislauf (Hauptkühlwassersystem) abgekühlt, wieder zu Wasser kondensiert und durch Pumpen in den Reaktorkern zurückgespeist. Radioaktive Stoffe erreichen Turbine Aus dem Sicherheitsbehälter führen die Rohrleitungen (Frischdampf- und Speisewasserleitungen) in das Maschinenhaus. Da der Wasserdampf radioaktive Stoffe enthalten kann, können die Firschdampfleitungen, die Turbine, der Kondensator und die Speisewasserleitungen radioaktive Ablagerungen enthalten. Daher gehört beim SWR auch das Maschinenhaus zum Kontrollbereich der Anlage mit entsprechenden Schutzeinrichtungen (zum Beispiel Abschirmung der Turbine). Eine Reihe von Sicherheitseinrichtungen ist eingebaut, um bei einer Störung den Reaktor sofort vom Maschinenhaus zu trennen (sogenannter Durchdringungsabschluss). Steuerung der Kernspaltung im SWR Im Reaktordruckbehälter vermischen dort integrierte Umwälzpumpen das aus dem Kondensator zurückgepumpte Speisewasser mit dem im Reaktordruckbehälter nicht verdampften Wasser. Je nach Umwälzmenge des Kühlwassers verändert sich die Temperatur des Kühlmittels, das die Brennelemente durchströmt. Dadurch wird auch der Anteil an Dampf im Bereich des Reaktorkerns beeinflusst. Dampf hat eine geringere Moderationswirkung als Wasser. Je mehr Dampf im Bereich des Reaktorkerns vorhanden ist, desto weniger Kernspaltungen laufen ab und somit sinkt die Reaktorleistung (negativer Dampfblasenkoeffizient). Durch Änderung der Drehzahl der Umwälzpumpen kann die Reaktorleistung somit über den Anteil der Dampfblasen im Kühlwasser beeinflusst werden. Ein geringerer Kühlmitteldurchsatz senkt die Reaktorleistung durch Erhöhung des Dampfblasenanteils und umgekehrt. Die Steuerstäbe des Reaktors, die neutronenabsorbierendes Material (sogenanntes Neutronengift) enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von unten in den Reaktorkern eingefahren und regeln den Reaktor. Bei einer Schnellabschaltung werden die Steuerstäbe pneumatisch in den Reaktorkern "eingeschossen" und beenden die Kettenreaktion. Typen von Leichtwasserreaktoren Druckwasserreaktoren Druckwasserreaktoren ( DWR ) gehören wie die Siedewasserreaktoren zu den Leichtwasserreaktoren. Schematische Darstellung eines Druckwasserreaktors (DWR) © Deutsches Atomforum e. V. In Druckwasserreaktoren steht der Reaktordruckbehälter unter einem Druck von zirka 160 bar. Dieser hohe Druck verhindert das Sieden des Wassers im Hauptkühlmittelkreislauf (auch Primärkreislauf genannt) trotz der dort herrschenden Temperatur von etwa 320 Grad Celsius ( °C ). Der für die Stromerzeugung benötigte Dampf wird über Dampferzeuger in einem weiteren Kreislauf - dem Sekundärkreislauf - produziert und dann auf die Dampfturbine weitergeleitet. Primärkreislauf - Hauptkühlmittelkreislauf des DWR Hauptkühlmittelpumpen pumpen das Wasser des Primärkreislaufes in den Reaktordruckbehälter, wo es von unten nach oben durch den Reaktorkern strömt. Das erwärmte Wasser verlässt den Reaktordruckbehälter und strömt in einem Kreislauf durch die Heizrohre der Dampferzeuger zurück zu den Hauptkühlmittelpumpen. Sekundärkreislauf des DWR Das Wasser im Sekundärkreislauf nimmt die Wärme des Primärkreislaufes über die Dampferzeuger auf und erwärmt sich dadurch auf etwa 280 °C . Da im Sekundärkreislauf ein niedriger Druck herrscht (etwa 60 bar), siedet das Wasser. Der entstehende Dampf des Sekundärkreislaufes treibt die Dampfturbine an, die mit einem Generator verbunden ist. Dritter Kreislauf des DWR Der Wasserdampf des Sekundärkreislaufes gibt seine Energie an die Turbine ab und kondensiert in einem Kondensator wieder zu Wasser, das in die Dampferzeuger zurückgespeist wird. Die freigewordene Wärme im Kondensator wird über einen dritten Kreislauf, dem Hauptkühlwassersystem, an den Fluss oder den Kühlturm abgegeben. Radioaktive Stoffe nur im Primärkreislauf Der Reaktordruckbehälter und alle anderen Bestandteile des Primärkreislaufs befinden sich im Reaktorsicherheitsbehälter (Containment). Die Trennung von Hauptkühlmittel- und Sekundärkreislauf im DWR mittels Dampferzeuger verhindert, dass radioaktive Stoffe den Primärkreislauf verlassen können. Das Maschinenhaus mit dem Sekundärkreislauf, der Turbine und dem Generator enthält keine radioaktiven Stoffe. Bei einem Störfall greifen Sicherheitseinrichtungen, um einen sofortigen Gebäudeabschluss des Reaktorsicherheitsbehälters zu erreichen. Steuerung der Kernspaltung im DWR Die Anzahl der Kernspaltungen kann durch neutronenabsorbierendes Material begrenzt werden. Die Steuerstäbe des Reaktors, die neutronenabsorbierendes Material enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von oben in den Reaktorkern eingefahren und regeln über die Eindringtiefe den Reaktor. Bei einer Schnellabschaltung fallen die Steuerstäbe durch die Schwerkraft in den Reaktorkern ein und beenden die Kettenreaktion. Neben den Steuerstäben wird zur Regulierung der Reaktivität im Reaktorkern eines Druckwasserreaktors dem Primärkreislauf Borsäure zugesetzt. Bor absorbiert Neutronen , so dass sich durch Veränderung der Borsäurekonzentration der Reaktor regeln lässt. Siedewasserreaktoren Schematische Darstellung eines Siedewasserreaktors (SWR) © Deutsches Atomforum e. V. Siedewasserreaktoren ( SWR ) gehören wie die Druckwasserreaktoren zur Baulinie der Leichtwasserreaktoren. Im Siedewasserreaktor herrscht im Reaktordruckbehälter im Vergleich zum Druckwasserreaktor ( DWR ) ein relativ geringer Druck (etwa 70 bar, somit circa halb so hoch wie im DWR ). Das Kühlmittel Wasser strömt von unten nach oben durch den Reaktorkern und führt dabei die in den Brennstäben entwickelte Wärme ab. Es verdampft bei etwa 290°C zum Teil oberhalb des Reaktorkerns (Dampfdom). Der entstehende Dampf wird über Dampftrockner, welche die im Wasserdampf enthaltene Feuchte abscheiden, direkt auf die Turbine geleitet und treibt diese an. Hauptkühlwassersystem Der "verbrauchte" Dampf, der einen großen Teil seiner Energie an die Turbine übertragen hat, wird im Kondensator durch einen weiteren Kreislauf (Hauptkühlwassersystem) abgekühlt, wieder zu Wasser kondensiert und durch Pumpen in den Reaktorkern zurückgespeist. Radioaktive Stoffe erreichen Turbine Aus dem Sicherheitsbehälter führen die Rohrleitungen (Frischdampf- und Speisewasserleitungen) in das Maschinenhaus. Da der Wasserdampf radioaktive Stoffe enthalten kann, können die Firschdampfleitungen, die Turbine, der Kondensator und die Speisewasserleitungen radioaktive Ablagerungen enthalten. Daher gehört beim SWR auch das Maschinenhaus zum Kontrollbereich der Anlage mit entsprechenden Schutzeinrichtungen (zum Beispiel Abschirmung der Turbine). Eine Reihe von Sicherheitseinrichtungen ist eingebaut, um bei einer Störung den Reaktor sofort vom Maschinenhaus zu trennen (sogenannter Durchdringungsabschluss). Steuerung der Kernspaltung im SWR Im Reaktordruckbehälter vermischen dort integrierte Umwälzpumpen das aus dem Kondensator zurückgepumpte Speisewasser mit dem im Reaktordruckbehälter nicht verdampften Wasser. Je nach Umwälzmenge des Kühlwassers verändert sich die Temperatur des Kühlmittels, das die Brennelemente durchströmt. Dadurch wird auch der Anteil an Dampf im Bereich des Reaktorkerns beeinflusst. Dampf hat eine geringere Moderationswirkung als Wasser. Je mehr Dampf im Bereich des Reaktorkerns vorhanden ist, desto weniger Kernspaltungen laufen ab und somit sinkt die Reaktorleistung (negativer Dampfblasenkoeffizient). Durch Änderung der Drehzahl der Umwälzpumpen kann die Reaktorleistung somit über den Anteil der Dampfblasen im Kühlwasser beeinflusst werden. Ein geringerer Kühlmitteldurchsatz senkt die Reaktorleistung durch Erhöhung des Dampfblasenanteils und umgekehrt. Die Steuerstäbe des Reaktors, die neutronenabsorbierendes Material (sogenanntes Neutronengift) enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von unten in den Reaktorkern eingefahren und regeln den Reaktor. Bei einer Schnellabschaltung werden die Steuerstäbe pneumatisch in den Reaktorkern "eingeschossen" und beenden die Kettenreaktion.

1 2 3 4 5 … 7 8 9