Atomkraftwerke - Unsicher und grundrechtswidrig
Ein Bericht über Kernschmelzgefahr und
Grundrechtsbeeinträchtigungen
Atomkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland
Atomkraftwerke der ehemaligen DDR
Technische Daten für den Druckwasserreaktor Grohnde
Meldepflichten der Betreiber von Atomkraftwerken
Leistungsreaktoren westlicher Bauart, in der Reihenfolge der Inbetriebnahme
|
Betreiber |
|
Leistung in MWe |
1. TEG |
|
|
|---|---|---|---|---|---|---|
1 |
Gundremmingen, KRB I RWE, Bayernwerk |
General Electric AEG |
SWR
250 |
13.07.1962
20.06.1965 |
14.08.1966 | Stillegung 1983
|
2 |
Lingen 1, KWL
VEW |
AEG (KWU) | "Zweikreis- SWR" 252
|
23.03.1964 08.04.1965 |
20.07.1968 |
Stillegung |
3 |
Obrigheim,
KWO |
KWU |
DWR 357
|
06.07.1964 16.03.1965 |
22.09.1968 |
|
4 |
Würgassen, KWW
Preag |
AEG (KWU) |
SWR 650
|
19.07.1967 19.01.1968 |
20.10.1971 |
Stilllegung 1995
|
5 |
Stade, KKS
HEW, (NWK), Preag |
KWU |
DWR 672
|
28.07.1967 05.07.1968 |
08.01.1972 |
|
6 |
Niederaichbach,
KKN |
KWU |
"Druck- 106 |
02.06.1966 17.10.1967 |
17.12.1972 |
Stillegung 1975, inzwischen abgebrochen
|
7 |
Biblis A
RWE |
KWU |
DWR 1204 |
11.06.1969 31.07.1970
|
16.07.1974 |
|
8 |
Biblis B
RWE |
KWU |
DWR 1300 |
03.05.1971 06.04.1972
|
25.03.1976 |
|
9 |
Neckarwestheim 1
GKN I Neckarwerke, TWS, DB |
KWU |
DWR 840 |
02.04.1971 24.01.1972 |
26.05.1976 |
|
10 |
Brunsbüttel
KKB GmbH |
AEG (KWU) |
SWR 806 |
10.11.1969 02.04.1970 |
23.06.1976 |
|
11 |
Isar 1/Ohu, KKI-1 Bayernwerk,
Isar-Amper-Werke |
AEG (KWU) |
SWR 907 |
20.07.1971 16.05.1972 |
20.11.1977 |
|
12 |
Unterweser/ Esenshamm,
KKU (NWK), |
KWU |
DWR 1320 |
07.04.1971 28.06.1972 |
gepl. 1977, 16.09.1978 |
|
13 |
Philippsburg 1, KKP I BAG, EVS | AEG (KWU) |
SWR 912
|
03.10.1969 09.10.1970 |
gepl. 1977, 09.03.1979 |
|
14 |
Grafenrheinfeld, KKG Bayernwerk | KWU |
DWR 1345 |
07.06.1973 21.06.1974 |
gepl. 1979, 09.12.1981 |
|
15 |
Hamm-Uentrop, THTR 300 HKG (VEW, Elektromark) |
BBC/ (KWU) |
THTR 300 |
12.01.1970 03.05.1971 |
gepl. 1978, 13.09.1983 |
Stillegung |
16 |
Krümmel, KKK
HEW, (NWK) Preag |
AEG (KWU) |
SWR 1316 |
14.07.1971 07.06.1974 |
gepl. 1978, 14.09.1983 |
|
17 |
Gundremmingen II B, KRB-II, Block B
RWE, Bayernwerk |
KWU |
SWR 1344 |
15.03.1974 16.07.1976 |
gepl. 1981, 09.03.1984 |
|
18 |
Philippsburg 2, KKP II BAG, EVS |
KWU |
DWR 1402 |
24.06.1975 06.07.1977 |
gepl. 1981, 06.07.1984 |
|
19 |
Grohnde, KWG
Gemeinschafts- |
KWU |
DWR 1394 |
03.12.1973 08.06.1976 |
gepl. 1981, 31.08.1984 |
|
20 |
Gundremmingen II C, KRB-II, Block C RWE, Bayernwerk |
KWU |
SWR 1308 |
15.03.1974 16.07.1976 |
gepl. 1982, 26.10.1984 |
|
21 |
Brokdorf, KBR
HEW, (NWK) Preag |
KWU |
DWR 1395 |
12.03.1974 25.10.1976 |
gepl. 1982, 1986 |
|
22 |
Mülheim-Kärlich,
RWE |
BBR |
DWR 1302 |
22.12.1972 09.01.1975 |
gepl. 1979, 1986 |
außer Betrieb 1988, Stillegung 14.01.1998 |
23 |
Isar 2/Ohu, KKI-2
Bayernwerk, Isar- Amper-Werke, Stadtwerke München |
KWU |
DWR 1410 |
13.02.1979 12.07.1982 |
1988 |
|
24 |
Emsland/Lingen 2, KKE
VEW, Elektromark |
KWU |
DWR 1363 |
28.11.1980 (17.08.1978) 10.08.1982
|
1988 |
|
25 |
Neckarwestheim II, GKN II
Neckarwerke, TWS, DB |
KWU |
DWR 1365 |
27.11.1980 (23.06.1975) 10.11.1982
|
1989 |
| Rheinsberg | 70 MW |
Inbetriebnahme 1966, Stillegung nach 1989 |
| Greifswald/Lubmin 1 - 4 Greifswald/Lubmin 5 - 8 |
4 x 440 MW |
Inbetriebnahme 1973 - 79, Stillegung nach 1989 Fertigstellung oder Inbetriebnahme nach 1989 aufgegeben |
| Stendal | 2 x 1000 MW | Fertigstellung nach 1989 aufgegeben |
Geordnet in der Reihenfolge der letzten Inbetriebnahme einer Anlage am jeweiligen Standort (Stand 1995)
|
Standort |
Typ |
Zahl der Reaktoren, Leistung in MW
|
Jahr der Inbetriebnahme |
Anmerkung |
|---|---|---|---|---|---|
1
|
Marcoule |
SBR, Phénix |
1 x 230 |
1973 |
|
2
|
Fessenheim | DWR |
2 x 900 |
1977 |
|
3
|
Bugey | DWR |
4 x 900 |
1978/1979 |
|
4
|
Dampierre | DWR |
4 x 900 |
1980/1981 |
|
5
|
Saint-Laurent | DWR |
2 x 900 |
1981 |
|
6
|
Tricastin | DWR |
4 x 900 |
1980/1981 |
|
7
|
Le Blayais | DWR |
4 x 900 |
1981/1983 |
|
8
|
Cruas | DWR |
4 x 900 |
1983/1984 |
|
9 |
Creys-Malville | SBR, Superphénix |
1 x 1200 |
1985 |
Stillegungsbeschluß 1997 |
10
|
Gravelines | DWR |
6 x 900 |
1980/1985 |
|
11
|
Flamanville | DWR |
2 x 1350 |
1985/1986 |
|
12
|
Paluel | DWR |
4 x 1350 |
1984/1986 |
|
13
|
Saint-Alban | DWR |
2 x 1350 |
1985/1986 |
|
14
|
Chinon | DWR |
4 x 900 |
1982/1987 |
|
15
|
Belleville | DWR |
2 x 1300 |
1987/1988 |
|
16
|
Nogent | DWR |
2 x 1300 |
1987/1988 |
|
17
|
Cattenom | DWR |
4 x 900 |
1986/1991 |
|
18
|
Penly | DWR |
2 x 1350 |
1990/1992 |
|
19
|
Golfech | DWR |
2 x 1300 |
1990/1993 |
|
20
|
Chooz | DWR |
2 x 1450 |
1996/ im Bau |
|
21
|
Civaux | DWR |
2 x 1450 |
im Bau |
| Thermische Reaktorleistung
Kraftwerksnettoleistung |
3765 MW 1300 MW |
| Reaktordruckbehälter | |
| Auslegungsdruck | 175 bar |
| Innendurchmesser | 5 m |
| Gesamthöhe | 12, 4 m |
| Reaktorkern | |
| Anzahl der BE | 193 |
| Gesamtes Urangewicht | 103 t |
| Zahl der Steuerelemente | 61 |
| Dampferzeuger | |
| Dampfdruck am Austritt | 68,65 bar |
| Dampftemperatur am Austritt | 284,5 °C |
| Reaktorkühlsystem | |
| Betriebsdruck am Reaktordruckbehälter-Austritt | 158 bar |
| Mittlere Kühlmitteltemperatur | 308,8 °C |
| Sicherheitsbehälter | |
| Durchmesser | 56 m |
| Auslegungsdruck (Überdruck) | 5,3 bar |
| Kühltürme (Naturzug-Naßkühltürme) | |
| Höhe | 146,50 m |
| Basisdurchmesser | 105 m |
| Austrittsdurchmesser | 63 m |
Seit 1975 sind die Betreiber von Atomkraftwerken in der Bundesrepublik verpflichtet, besondere Vorkommnisse während des Betriebs ihrer Anlage den atomrechtlichen Aufsichtsbehörden zu melden.
Mit der Verordnung über den kerntechnischen Sicherheitsbeauftragten und über die Meldung von Störfällen und sonstigen Ereignissen (Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung AtSMV) vom 14. Oktober 1992 wurde diese Verpflichtung rechtsverbindlich festgelegt.
Sinn und Zweck dieses Meldeverfahrens soll sein, die Überwachung des Sicherheitsstatus der Anlagen durch die Aufsichtsbehörden zu sichern und zu seiner Verbesserung die aus den gemeldeten Ereignissen gewonnenen Erfahrungen in spätere Aufsichtsverfahren einfließen zu lassen. Die Meldungen gelten als wesentliche Basis für die frühzeitige Erkennung etwaiger Mängel und für die Vorbeugung gegen das Auftreten ähnlicher Fehler in anderen Anlagen.
Meldepflichtige Ereignisse werden entsprechend der ersten Einschätzung durch die Ingenieure des Bedienungspersonals nach ihrem Auftreten unterschiedlichen Melde-kategorien zugeordnet. Maßgeblich für diese Zuordnung ist insbesondere die Ver-pflichtung der Aufsichtsbehörden zu vorsorglichem Handeln.
Eine Beurteilung, ob das Ereignis zu einem Kernschmelzunfall hätte führen können, wird bei dieser Kategorisierung nicht verlangt.
Die Meldungen werden an die Zentrale Erfassungsstelle des Bundesamtes für Strahlen-schutz BfS weitergegeben, die sie in dem Bericht der Bundesregierung für die Öffentlichkeit zusammenstellt. Dort erscheinen sie meistens so stark gekürzt, daß man sie ohne Vorkenntnisse oder weitere Informationen kaum nachvollziehen kann. Außerdem verzögert sich manchmal die Veröffentlichung.
Kategorie S (Sofortmeldung - Meldefrist: unverzüglich)
Der Kategorie S sind solche Ereignisse zuzuordnen, die der Aufsichtsbehörde sofort gemeldet werden müssen, damit sie gegebenenfalls in kürzester Frist Prüfungen einleiten oder Maßnahmen veranlassen kann. Hierunter fallen auch Ereignisse, die akute sicherheitstechnische Mängel aufzeigen.
Kategorie E (Eilmeldung - Meldefrist: innerhalb von 24 Stunden)
Der Kategorie E sind solche Ereignisse zuzuordnen, die zwar keine Sofortmaßnahmen der Aufsichtsbehörde verlangen, deren Ursache aber aus Sicherheitsgründen geklärt und in angemessener Frist behoben werden muß. Dies sind z.B. Ereignisse, die sicherheitstechnisch potentiell - aber nicht unmittelbar - signifikant sind.
Kategorie N (Normalmeldung - Meldefrist: innerhalb von 5 Tagen)
Der Kategorie N sind Ereignisse von untergeordneter sicherheitstechnischer Bedeutung zuzuordnen. Diese Ereignisse gehen im allgemeinen nur wenig über routinemäßige betriebstechnische Ereignisse hinaus. Sie werden erfaßt und ausgewertet, um eventuelle Schwachstellen bereits im Vorfeld zu erkennen.
Kategorie V (Vor der Erst-Beladung des Reaktors mit Brennelementen - Meldefrist: innerhalb von 10 Tagen)
Der Kategorie V sind alle meldepflichtigen Ereignisse während der Errichtung eines Atomkraftwerks zuzuordnen, über die die Aufsichtsbehörde im Hinblick auf den späteren sicheren Betrieb der Anlage informiert werden muß.
Vom behördlichen Meldeverfahren nach AtSMV unabhängig und nicht mit ihm zu verwechseln ist die Einstufung der meldepflichtigen Ereignisse durch die Betreiber der Atomkraftwerke nach einer "siebenstufigen" Bewertungsskala, die die Internationale Atomenergieorganisation IAEO nach der Katastrophe von Tschernobyl eingeführt hat, der International Nuclear Event Scale INES. Ihr ursprünglicher Zweck war, daß international den Atomkraftwerksbetreibern und Aufsichtsbehörden nach einigermaßen einheitlichen Kriterien mitgeteilt werden konnte, welche Bedeutung ein Ereignis für die Sicherheit der betreffenden Anlage hatte und inwieweit radiologische Auswirkungen auf die Bevölkerung und die Umgebung auftraten. Bald fand man heraus, daß diese Bewertungsskala auch dazu benutzt werden konnte, gegenüber der Öffentlichkeit - vor allem Nicht-Fachexperten - Auskünfte über Vorfälle in Atomanlagen zu geben, die auch ihnen gegenüber zumindest den Anschein der Nachvollziehbarkeit für sich haben.
Die hier wiedergegebene tabellarische Übersicht wird regelmäßig in den Jahresberichten der Bundesregierung über "Meldepflichtige Ereignisse in Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen in der Bundesrepublik Deutschland; Kernkraftwerke und Forschungsreaktoren, deren Höchstleistung 50 kW thermische Dauerleistung über-schreitet" veröffentlicht.
Die Angaben aus dieser tabellarischen Übersicht müssen noch vervollständigt werden: Beim dritten Aspekt "Beeinträchtigung der Sicherheitsvorkehrungen" werden auch Fehler berücksichtigt, die auf menschliches Verhalten zurückgehen. Dazu gehören z.B. Nichtbeachtung von Instandhaltungs- und Betriebsvorschriften oder Mängel in der Planung und Kontrolle von Reparaturen. Das führt auch dann regelmäßig zur Ein-ordnung in Stufe 1, wenn keine weiteren sicherheitstechnisch bedeutsamen Mängel aufgetreten sind. Treten solche Fehler gehäuft auf, wird das Ereignis in Stufe 2 ein-geordnet.
Das Kriterium "menschliche Fehler" in der INES-Skala zwingt gelegentlich dazu, der Öffentlichkeit mitzuteilen, daß ein Ereignis, dem aus technischen Gründen nur geringe Bedeutung beigemessen wird, sodaß es nach AtSMV nur der Kategorie N zugeordnet wird, als schwerwiegender bewertet werden muß.
Während bei Ereignissen, die in die Stufen 0 bis 4 eingeordnet werden, keine Katastrophenschutzmaßnahmen erforderlich waren, müssen von Stufe 5 an je nach Schwere des Unfalls Katastrophenschutzmaßnahmen durchgeführt werden.
Vorrangiges Ziel der Katastrophenschutzplanungen ist es, die unmittelbaren Folgen von schweren Unfällen in Atomkraftwerken auf die Bevölkerung zu verhindern oder zumindest zu begrenzen.
Der Katastrophenschutz in der Umgebung von Atomkraftwerken wird von den in den Ländern jeweils zuständigen Behörden wahrgenommen. Damit diese ihrer Aufgabe nachkommen können, sind die Betreiber der Atomkraftwerke verpflichtet, die zuständige Stelle unverzüglich zu alarmieren, wenn die für einen Katastrophenvoralarm bzw. für einen Katastrophenalarm festgelegten Voraussetzungen vorliegen. Der Betreiber macht einen Klassifizierungsvorschlag, ob Katastrophenvoralarm oder Katastrophenalarm erforderlich ist. Er macht u.a. Angaben zur Beurteilung der Gefahrenlage in der Umgebung. Außerdem übermittelt er der Behörde unverzüglich alle Angaben über den Zustand der Anlage, über die voraussichtlich in die Umgebung gelangenden radioaktiven Stoffe und über die augenblickliche Wetterlage am Ort der Anlage, die für die Entscheidungen der Katastrophenschutzleitung benötigt werden. Dabei muß er die Stellungnahme der Strahlenschutzkommission SSK vom 9./10. Dezember 1982 "Informationen, die im Falle eines kerntechnischen Unfalls vom Betreiber eines Kernkraftwerkes der Katastrophenschutzleitung zur Verfügung gestellt werden müssen" berücksichtigen.
|
Systematik der INES-Skala
Die im Schema verwendeten Kriterien sollen als allgemeine Umschreibungen
verstanden werden |
|||
|---|---|---|---|
Aspekte |
|||
Stufe/ |
Erster Aspekt:
Radiologische |
Zweiter Aspekt: Radiologische Auswirkungen innerhalb der Anlage |
Dritter Aspekt:
Beeinträchtigung der Sicherheits- |
7 Katastrophaler Unfall |
Schwerste Freisetzung:
Auswirkungen auf Gesundheit und Umwelt in einem weiten Umfeld |
||
6 Schwerer Unfall |
Erhebliche Freisetzung:
Voller Einsatz der Katastrophenschutz- |
||
5 Ernster Unfall |
Begrenzte Freisetzung:
Einsatz einzelner Katastrophenschutz- |
Schwere Schäden am Reaktorkern/an den radiologischen Barrieren | |
4 Unfall |
Geringe Freisetzung:
Strahlenexposition der Bevölkerung etwa in der Höhe der natürlichen Strahlenexposition |
Begrenzte Schäden am Reaktorkern/an den radiologischen Barrieren | |
3 Ernster Störfall |
Sehr geringe Freisetzung:
Strahlenexposition der Bevölkerung in Höhe eines Bruchteils der natürlichen Strahlenexposition |
Schwere Kontaminationen,
Akute Gesundheitsschäden beim Personal |
Beinahe Unfall
Weitgehender Ausfall der gestaffelten Sicher-heitsvorkehrungen |
2 Störfall |
Erhebliche Kontamination,
Unzulässig hohe Strahlenexposition beim Personal |
Störfall
Begrenzter Ausfall der gestaffelten Sicherheitsvorkehrungen |
|
1 Störung |
Abweichung von den zulässigen Bereichen für den sicheren betrieb der Anlage | ||
0 Unterhalb Skala
|
Keine oder sehr geringe sicherheitstechnische Bedeutung | ||