atw - International Journal for Nuclear Power | 01.2023

nucmag.com
2023
1
ISSN · 1431-5254
32.50 €
Die Strategie des
schwedischen
Rückbauprogramms
von Uniper
Seit 67 Jahren
im Dienste der Kerntechnik
Zerstörungsfreie Plausibilitätsprüfung
der stofflichen Beschreibung
radioaktiver Abfälle mittels QUANTOM®
Die Herausgabe – ein Instrument
des Strahlenschutzrechts

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atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Kein Ende des Tunnels und kaum Licht in Sicht –
wirtschaftlicher Abstieg vorprogrammiert
3
Liebe Leserinnen und Leser,
normalerweise würde man an den Jahresanfang eine
positive Botschaft stellen, einen optimistischen Ausblick
suchen. Normalerweise wäre die Januar-Ausgabe 2023
aber auch der Platz für den Abgesang auf die Stromerzeugung
mit Kernenergie in Deutschland gewesen, der
nun noch einmal kurz aufgeschoben wurde – insoweit
also doch ein kleines Hoffnungszeichen in der Energiepolitik.
Mehr Positives gibt es allerdings nicht. Vielmehr muss
man feststellen, dass sich Deutschland in einer fast ausweglosen
energiepolitischen Sackgasse befindet. Viel ist
in den vergangenen Monaten über gestiegene Gas- und
Strompreise berichtet worden, deren negative Folgen
für die wirtschaftliche Entwicklung wurden beklagt.
Dennoch scheut man sich, die absehbare Zersetzung des
Wirtschaftsstandortes und damit wesentlicher Teile der
Existenzgrundlage der Bevölkerung und der Handlungsfähigkeit
des Staates durch die energiewirtschaftliche
Situation wahrzunehmen.
Vielmehr trottet ein offensichtlich desinteressiertes
Land auf einen Abgrund zu, der im Blick auf die Marktpreise
für Strom und Gas in den kommenden Jahren erkennbar
wird. Während in den vergangenen Jahren bis
Mitte 2021 die Jahreskontrakte bei Erdgas an der Energiehandelsbörse
EEX für die folgenden Jahre in der Regel
zwischen 15 und 20 Euro pro Megawattstunde pendelten,
liegt der Jahreskontrakt für 2023 bei 140 Euro/
MWh, für 2024 bei 110 Euro/MWh und selbst für 2025
bei 74 Euro/MWh, also Mitte Dezember dem Vier- bis
Fünffachen des früheren Normalpreises. Erst mit dem
Jahreskontrakt für 2026 beginnt sich der Preis auf einem
neuen Niveau zu normalisieren, was eine erwartete
Entspannung des Weltmarkts abbildet. Auch dieser
Preis liegt aber mit 50 Euro/MWh beim zweieinhalboder
dreifachen des alten Preises, auf den die industrielle
Struktur Deutschlands ausgelegt ist.
Beim Strom ist die Entwicklung noch dramatischer:
Hier lagen bis Mitte 2021 die Preise für die Jahreskontrakte
der Folgejahre regelmäßig zwischen 40 und 55
Euro/MWh. Der Kontrakt für 2023 wird für 350 Euro/
MWh, für 2024 für 275 Euro/MWh und für 2025 für 185
Euro/MWh gehandelt. Ab 2026 stabilisiert sich der Preis
und bewegt sich für die Jahreskontrakte 2026 bis 2032
(!) zwischen 125 und 135 Euro/MWh, alles Base-Load.
Zum Vergleich bewegen sich die Monatsfutures für Erdgas
für die kommenden Jahre am Henry Hub in den Vereinigten
Staaten im Bereich 15 bis 20 Euro/MWh. Im
Stromnetzgebiet etwa MISO Indiana liegen die Jahresdurchschnittspreise
der Monatsfutures für off-peak
Strom bei rund 60 Euro/MWh für 2023 und rund 50
Euro/MWh für 2024 und 2025.
Gas- und Strompreisen arbeiten wie in den Vereinigten
Staaten. Es ist offenkundig, dass so im Fall eines relevanten
Energiekostenanteils in Deutschland keine Perspektive
mehr besteht. Auch große Unternehmen, die die
„Energiedürre“ bis 2026 zu exorbitanten versunkenen
Kosten überbrücken könnten, finden danach keine tragbare
Perspektive für weltweite Wettbewerbsfähigkeit
vor. Eine Dauersubventionierung großer Teile der Wirtschaft
sowie der Bevölkerung für 10 Jahre ist weder
tragbar noch sinnvoll.
Mit dem Ende der Kernenergienutzung und der beabsichtigten
Wiederaufnahme des Kohleausstiegs bestimmt
der Gaspreis den Strompreis. Da zur Sicherung
der Stromversorgung nur ein weiterer Ausbau der Gasverstromung
mit den politischen Vorgaben zu Kohle und
Kernenergie vereinbar ist und die heimische Gasförderung
nicht ausgeweitet werden soll, ergibt sich eine ausweglose
Lage, die noch durch die Sprengung der Nord
Stream Pipelines und die langen Planungszeiträume in
der Energiewirtschaft komplettiert wird.
Es gibt nur drei Stellschrauben, die vergleichsweise
kurzfristig eine Entspannung und die Chance auf ein
wirtschaftliches blaues Auge für Deutschland ermöglichen:
die Verlängerung der erweiterten Kohlekraftnutzung,
der mittel- und am besten längerfristige Weiterbetrieb
der Kernkraftwerke einschließlich Wiederinbetriebnahme
abgeschalteter Anlagen soweit möglich sowie
die Öffnung des heimischen Gassektors für die
„Fracking“-Technologie auf breiter Front. Diese Maßnahmen
werden aber politisch ausgeschlossen. Eine
solche Haltung ist besonders im Fall der Kernenergie im
Ausland inzwischen nicht mehr zu vermitteln. Bei unseren
Nachbarn in Frankreich, den Niederlanden, Tschechien
und Polen ist man mit nüchternem Blick auf die
Wirklichkeit vielmehr zu dem Schluss gekommen, dass
man an der Kernenergie langfristig festhält, diese ausbaut
oder neu in sie einsteigt.
Ein kleiner Lichtblick ergibt sich damit aber doch: Nachdem
nun weite Teile der deutschen Wirtschaft dem Beispiel
der kerntechnischen Wirtschaft folgen werden,
kann ausgerechnet letztere – wenn Kompetenzerhalt
und Kompetenzentwicklung gewährleistet werden –
vom neuen Aufschwung der Kernenergie in Europa profitieren.
Bald schon werden alle klugen Köpfe und erfahrenen
Hände dieser Branche dringend gebraucht,
egal aus welchem Land. Und natürlich wünscht die Redaktion
trotz allem unseren Lesern ein persönlich gutes
und glückliches 2023.
EDITORIAL
Selbst nach den als desaströs zu prognostizierenden
Jahren bis einschließlich 2025 müssen Unternehmen in
Deutschland dauerhaft mit etwa den zweieinhalbfachen
Nicolas Wendler
– Chefredakteur –
Editorial
Kein Ende des Tunnels und kaum Licht in Sicht – wirtschaftlicher Abstieg vorprogrammiert

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Inhalt
4
CONTENTS
Ausgabe 1
2023
Januar
Editorial
Kein Ende des Tunnels und kaum Licht in Sicht –
wirtschaftlicher Abstieg vorprogrammiert . . . . . . . . . . . . . . . . 3
Did you know? . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .5
Kalender . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .6
Feature | Decommissioning and Waste Management
Die Strategie des schwedischen Rückbauprogramms von Uniper . . 7
Michael Bächler, Mikael Gustafsson
Interview mit Dr. Guido Knott
Wir werden sicher nicht mehr in den Neubau und langfristigen
Betrieb von kerntechnischen Anlagen investieren . . . . . . . . . . . 13
Nicolas Wendler
Energy Policy, Economy and Law
Die Herausgabe – ein Instrument des Strahlenschutzrechts . . . . . 15
Christian Raetzke
Environment and Safety
Arbeitsschutz beim Rückbau von Kernkraftwerken . . . . . . . . . . 25
Reinhard Bojer
Decommissioning and Waste Management
Zerstörungsfreie Plausibilitätsprüfung der stofflichen
Beschreibung radioaktiver Abfälle mittels QUANTOM®. . . . . . . 29
Laurent Coquard, Andreas Havenith
At a glance
Institut für Technologie und Management im Baubetrieb
des Karlsruher Instituts für Technologie . . . . . . . . . . . . . . . . . 38
Sascha Gentes, Nadine Gabor, Eric Rentschler, Madeleine Bachmann
Spotlight on Nuclear Law
Kernenergie und Grundrechte – Zur 19. AtG-Novelle . . . . . . . . . 42
Christian Raetzke
Decommissioning and Waste Management
Application of Multiplier for Performance Shaping Factors
in Nuclear Power Plant Decommissioning Activities . . . . . . . . . . 45
Byung-Sik Lee, Chang-Su Nam
Development of Safety Case Data Claimed for Laser Cutting
Operations in Nuclear Decommissioning . . . . . . . . . . . . . . . . 53
Howard Chapman, Julian Spencer, Stephen Lawton, Andrew Gale, Matthew Clay
Cover:
Kernkraftwerk Barsebäck
KTG – Fachinfo. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 61
Vor 66 Jahren
Reaktoren in Deutschland – RWE Atomkraftwerk Kahl . . . . . . . . 66
KTG Inside . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70
Impressum . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 73
NEWS. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 74
Inhalt

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Did you know?
Speicherkapazitätserfordernis eines Stromerzeugungssystems
mit 100 Prozent erneuerbaren Energien
Die Studie “Storage requirements in a 100 % renewable electricity
system: extreme events and inter-annual variability“ von
Oliver Ruhnau und Staffan Qvist betrachtet die erforderliche
Speicherkapazität zur Überbrückung schwacher Erzeugungsphasen
von Wind- und Sonnenstrom. Die Studie kombiniert
eine Zeitreihenanalyse für Wetter- und Lastdaten von 35 Jahren
(1982 – 2016) wie sie oft für Untersuchungen zum maximal erforderlichen
Speicherbedarf eines auf volatilen Energiequellen
beruhenden Erzeugungssystems verwendet werden, mit einer
Kostenoptimierungsrechnung für den Mix von erneuerbaren
Energien (Windkraft off- und onshore sowie Fotovoltaik und bestehende
Wasserkraft und Biomasse) sowie für die Bemessung
der Einspeicher- und Ausspeicherleistung der Speichertechnologie(n)
und deren Verhältnis zur verbleibenden Abregelung
der volatilen Erzeugungsanlagen. Die Zeitreihenanalyse ist auf
das prognostizierte Verhalten eines Stromsystems im Jahr 2030
normiert (Wärmepumpen, E-Fahrzeuge, technologiebezogene
Erzeugungsprofile) allerdings unter der hypothetischen Annahme
einer Stromerzeugung zu 100 Prozent aus erneuerbaren
Energien, die die Autoren tatsächlich erst für 2050 annehmen,
worauf sich auch die zugrunde liegenden Kostenannahmen des
Optimierungsmodells beziehen. Das Ergebnis ist ein System bestehend
aus 92 GW installierter Leistung Fotovoltaik (peak),
94 GW installierter Leistung für Windkraft onshore und 98
GW installierter Leistung Windkraft offshore. Die Ausspeicherleistung
des Speichersystems beträgt 81 GW, davon 62 GW
wasserstoffgefeuerter GuD-Kraftwerke, der Rest in Form von
Pumpspeicherwerken und Batteriespeichern. Die Einpeicherleistung
liegt bei 71 GW, großteils Elektrolyse, die Maximallast
im Netz bei 105 GW. Ergebnis der Kostenoptimierung ist ein
Maximum der Leistungsabregelung von Windkraft und PV von
161 GW.
Die Primärerzeugung des gerechneten Systems liegt bei 700
TWh pro Jahr, von denen 65 Prozent (455 TWh) direkt der
Lastdeckung dienen, 23 Prozent (160 TWh) in die Stromspeicherung
fließen und 12 Prozent (84 TWh) abgeregelt werden.
Die Ausspeicherung stellt 17 Prozent der Jahresarbeit oder 92
TWh, die bei etwa 540 TWh liegt, also kaum höher als heute.
Der Primärerzeugungsmix enthält 53 Prozent Wind offshore,
26 Prozent Wind onshore und 13 Prozent Fotovoltaik. Studienziel
ist allerdings die Identifikation des größten Stromdefizits
und damit der Dimensionierung der Stromspeicherkapazität.
Während eine jährliche Betrachtung die Ergebnisse anderer
Studien einer durchgängigen Defizitperiode von 10 Tagen
und eines Stromdefizits von 12,4 TWh in etwa bestätigt und
bei der Einzelfallbetrachtung (Dezember 2007) auf 14 Tage
ausdehnt, weitet sich das maximal zu berücksichtigende
Stromdefizit bei der vieljährigen Betrachtung auf 27 TWh aus,
das über eine Periode von 61 Tagen anfällt. Wird wie in der
Kostenoptimierung auch die Abregelung von Erzeugung und
der Wirkungsgradverlust bei der Speicherung berücksichtigt,
ergibt sich ein Stromdefizit von 36 TWh über einen Zeitraum
von 84 Tagen (November 1996 bis Januar 1997). Der Grund
dafür ist, dass bei der langjährigen Betrachtung auch Perioden
erfasst werden, die nicht ein durchgängiges Defizit an volatiler
Erzeugung aufweisen, da an einzelnen Tagen gleichwohl Überschüsse
anfallen, in denen aber insgesamt die Erzeugung nicht
zur Bedarfsdeckung ausreichen würde. Daraus ergibt sich, dass
eine Speicherkapazität von 56 TWh erforderlich ist, größtenteils
in Form von Wasserstoff in Kavernenspeichern (54,2 TWh)
sowie Pumspeicherwerken (1,3 TWh) und zu einem geringen
Anteil (0,059 TWh) in Batterien.
Die Studienautoren schätzen aufgrund des großen Speicherpotentials
für Wasserstoff in Deutschland das berechnete
System als realistisch erreichbar ein. Es gilt hier aber darauf
hinzuweisen, dass die angesetzten Systemkosten mit 80 Euro
pro MWh bezogen auf die Jahresgesamtlast angesichts des
großen Aufwandes für das Erzeugungs- und Speichersystem
ziemlich optimistisch erscheinen. In diesen Gesamtkosten sind
auch die Kosten für die bestehende Wasserkraft und Biomassestromerzeugung
sowie die Netzkosten nicht berücksichtigt.
Andererseits ist das System nur auf Deutschland als Strominsel
ausgerichtet, wobei die Autoren allerdings anmerken, dass
zum Zeitraum des größten Energiedefizits auch die Nachbarn
Energieknappheit gehabt hätten, einschließlich der nordischen
Wasserkraftsysteme. Auch die Gesamtlast von 540 TWh erscheint
in Anbetracht der Ausbauziele für Elektromobilität und
Wärmepumpen bis 2030 wenig realistisch. Ein weiterer Aspekt
– den Autoren möglicherweise nicht bekannt – der die Balance
des Berechungssystems stark durcheinanderbringen würde,
ist die technisch-wirtschaftliche Ausbaugrenze für die Windkraft
in der deutschen des ausschließlichen Wirtschaftszone.
Diese liegt aufgrund des auch weiträumig wirksamen Windparkeffekts
bei etwa 40 GW in Nord- und Ostsee, so dass bei
Berücksichtigung dieses Problems 58 von 98 GW installierter
Windkraftleistung offshore fehlen würden. Diese müssten dann
durch etwa 116 GW Wind onshore zusätzlich ersetzt werden,
die aber mit ihrer deutlich geringeren Verfügbarkeit auch im
Hinblick auf das maximale Erzeugungsdefizit und die Speicherkapazität
wohl zu ganz anderen Ergebnissen führen würden.
Quellen:
Storage requirements in a
100% renewable electricity
system: extreme events and
interannual variability,
Oliver Ruhnau and Staffan
Qvist, Environmental
Research Letters,
15.03.2022
DID YOU EDITORIAL KNOW? 5
Did you know?

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Kalender
CALENDAR 6
2023
06.02. – 09.02.2023
CONTE 2023 – Conference on
Nuclear Training and Education.
Omni Amelia Island Resort,
Amelia Island, FL
www.ans.org/meetings/view-conte23
21.02. – 23.02.2023
PowerGen International.
Orlando, FL, USA
http://www.powergen.com/welcome
22.02. – 24.02.2023
CARD 2023 – Conference
for Advanced Reactor Deployment.
ASME, College Station, TX, USA
https://event.asme.org/CARD-2023
08. – 10.05.2023
World Utilities Congress.
Abu Dhabi, UAE
http://www.worldutilitiescongress.com/3
15.05. – 20.05.2023
International Conference on Nuclear
Decommissioning: Addressing the Past
and Ensuring the Future.
IAEA, Vienna, Austria
https://www.iaea.org/events/decom2023
11.06. – 14.06.2023
2023 American Nuclear Society
Annual Meeting.
ANS, Indianapolis, IN, USA
www.ans.org/meetings/am2023/
20.08. – 25.08.2023
NURETH-20 – 20th International
Topical Meeting on Nuclear Reactor
Thermal Hydraulics.
ANS, Washington DC, USA
https://www.euronuclear.org/project/nureth-
20-august-2023-washington-usa/
30.08. – 01.09.2023
KONTEC 2023.
DKM Janet Scherping, Dresden, Germany
www.kontec-symposium.com
WM2023 Conference.
X-CD Technologies,
Phoenix AZ, USA
www.wmsym.org
26.02. – 02.03.2023
11.06. – 16.06.2023
PATRAM22.
World Nuclear Transport Institute (WNTI)
and partners, Antibes, France
www.patram.org
25.09. – 29.09.2023
NPC 2023 – International Conference
on Nuclear Plant Chemistry.
SFEN, Antibes, France
https://www.nuclearinst.com/events/sfen-npc-
2023-international-conference-on-nuclear-plantchemistry/15571
04.04. – 06.04.2023
POSTPONED TBD
ITER Business Forum 2023.
ITER Business Forum,
www.iterbusinessforum.com
13.06. – 15.06.2023
KERNTec 2023 – Scientific Days.
KernD & KTG, Frankfurt, Germany
www.kerntechnik.com
03.10. – 06.10.2023
ICEM 2023 - International Conference
on Environmental Remediation &
Radioactive Waste Management.
ASME, Stuttgart, Germany
https://event.asme.org/ICEM
14.04 – 16.04.2023
CIENPI 2023 – 15th China International
Exhibition on Nuclear Power Industry.
China Nuclear energy association (CNEA),
Peking, China
http://www.coastal.com.hk/cienpi.html
18.04. – 20.04.2023
RWNFC – World Nuclear Fuel Cycle 2023.
Nuclear Energy Institute,
The Hague, Netherlands
https://www.wnfc-event.com/website/21771/
27.06. – 29.06.2023
NDE in Nuclear 2023.
SNETP, Sheffield, UK
https://snetp.eu/2022/07/20/nde-innuclear-2023/
16.10. – 21.10.2023
FEC 2023 – 29th IAEA Fusion Energy
Conference.
IAEA, London, UK
https://ccfe.ukaea.uk/iaeas-fusion-olympics-goesonline-and-heads-for-the-uk-in-2023
05.11. – 08.11.2023
2023 ANS Winter Meeting and
Technology Expo.
ANS, Washington D.C., USA
https://www.ans.org/meetings/wm2023/
16.04. – 20.04.2023
RRFM – European Research Reactor Conference.
European Nuclear Society,
Antwerp, Belgium
https://www.euronuclear.org/european-researchreactor-conference-2023-rrfm/
23.04. – 27.04.2023
ICAPP – International Congress on Advances
in Nuclear Power Plants.
Gyeongju, South Korea
www.ans.org/meetings/view-icapp2023
25.04. – 27.04.2023
Used Fuel Management Conference.
Nuclear Energy Institute
Las Vegas, NV, USA
www.ans.org/meetings/view-icapp2023
15.07. – 21.07.2023
13th Nuclear Plant Instrumentation,
Control & Human-Machine Interface
Technologies (NPIC&HMIT 2023)/
18th International Probabilistic Safety
Assessment and Analysis (PSA 2023).
NPIC & HMIT 2023 and PSA 2023 Co-Located
Meetings
Knoxville, TN, USA
18.07. – 21.07.2023
TopFuel2023.
Chinese Nuclear Society, Xi‘an, China
http://wrfpm2023.org.cn/
13.11. – 16.11.2022
ICOND 2023.
Aachen Institute for Nuclear Training,
Aachen, Germany
www.icond.de
28.11. – 30.11.2023
World Nuclear Exhibition.
Paris Nord Villepinte - Hall 7, France
www.world-nuclear-exhibition.com
This is not a full list and may be subject to change.
Calendar

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Die Strategie des schwedischen
Rückbauprogramms von Uniper
Michael Bächler, Mikael Gustafsson
Uniper hat ein einzigartiges nukleares Rückbauprogramm in Schweden. Das Programm besteht aus vier
Kraftwerksblöcken, zwei in Barsebäck und zwei in Oskarshamn. Die Blöcke haben eine unterschiedliche
Geschichte und einen unterschiedlichen Hintergrund. Während die Blöcke in Barsebäck vor 15-20 Jahren
außer Betrieb genommen wurden, wurden die Blöcke in Oskarshamn nach einer kurzen Vorbereitungszeit
für den nuklearen Rückbau 2016–2018 außer Betrieb genommen.
Während der strategischen Planung wurden verschiedene Alternativen für den Rückbau hinsichtlich des
Zeitplans und der Reihenfolge der Blöcke bewertet. Die gewählte Vorgehensweise besteht darin, alle vier
Kraftwerksblöcke in einem Programm zusammenzufassen und die Arbeitspakete auf dem kritischen Pfad
nacheinander für alle vier Blöcke sequenziell abzuarbeiten.
In dem Papier werden die Randbedingungen und Einflussfaktoren für die Strategie des Unternehmens
Uniper im Bereich des nuklearen Rückbauprogramms sowie die Erkenntnisse, Schwerpunktbereiche und
Erfolge erörtert, die uns in unserer Überzeugung bestärken, dass wir aus strategischer Sicht den richtigen
Weg gewählt haben.
EINFÜHRUNG
Uniper ist ein internationales Energieunternehmen
mit rund 11.000 Mitarbeitern. In Schweden betreibt
Uniper eine Reihe von Anlagen, darunter CO 2 -arme
Wasserkraftwerke, und hält Beteiligungen an Kernkraftwerken.
Uniper ist Mehrheitseigentümer und
Betreiber des Kernkraftwerks (KKW) Oskarshamn
und Minderheitseigentümer der KKW Ringhals und
Forsmark. Uniper ist auch Eigentümer von Barsebäck
sowie von Oskarshamn 1 und 2, den ersten
kommerziellen KKW Schwedens, die inzwischen
stillgelegt wurden.
Die KKW Barsebäck und
Oskarshamn
Das Programm Nuclear Sweden von Uniper umfasst
die Stilllegung von vier Reaktoren an zwei
verschiedenen Standorten in Schweden, nämlich in
Barsebäck und Oskarshamn. Alle vier Anlagen sind
vom Typ Siedewasserreaktor (SWR) und wurden
von ASSEA Atom gebaut.
Die Reaktoren Barsebäck 1, Barsebäck 2 und Oskarshamn
2 sind baugleich, während die Anlage
Oskarshamn 1 eine frühere Generation darstellt. Am
Kraftwerksstandort Oskarshamn gibt es einen weiteren
Reaktor, Oskarshamn 3, der noch in Betrieb
ist. Der Reaktor Oskarshamn 3 wird nach aktuellen
Planungen frühestens 2045 stillgelegt.
Die Reaktoren in Barsebäck wurden 1999 bzw. 2005
aus politischen Gründen abgeschaltet und sind
seitdem im Nachbetrieb, bis der Rückbau beschlossen
wird. Die Abschaltung der beiden Reaktoren
NPP Barsebäck
NPP Oskarshamn
Owner: Uniper (100%)
# of Units: 2 (B1+B2)
Commercial Operation: 1975 / 1977
End-of-Operation: 1999 / 2005
Reactor Type: Boiling Water Reactors
Gross Capacity [MW]: 615 / 615
Electricity produced [GWh]: 202,000
Location: Sweden
Owner: Uniper (54,5%), Fortum (45,5%)
# of Units: 2 of 3 (O1+O2)
Commercial Operation: 1972 / 1974
End-of-Operation: 2017 / 2015
Reactor Type: Boiling Water Reactors
Gross Capacity [MW]: 492 / 661
Electricity produced [GWh]: 263,000
Location: Sweden
| Abb. 1:
Überblick über die abgeschalteten Blöcke der Kernkraftwerke Barsebäck und
Oskarshamn
Oskarshamn 2 und Oskarshamn 1 wurde aus finanziellen
Gründen beschlossen, die auf politische
Entscheidungen im Zusammenhang mit der Besteuerung
der Stromerzeugung aus Kernenergie
zurückzuführen sind. Block 2 in Oskarshamn war
zum Zeitpunkt des Abschaltbeschlusses im Jahr
2015 bereits wegen umfangreicher Modernisierungsarbeiten
außer Betrieb und sollte Anfang 2016
wieder in Betrieb genommen werden. Oskarshamn
1 wurde 2017 abgeschaltet, was eine vorgezogene
Entscheidung im Vergleich zum zuvor geplanten Abschalttermin
2023 war.
Dies bedeutete, dass in beiden Kernkraftwerken
zwei völlig unterschiedliche Ausgangspositionen
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 7
Decommissioning and Waste Management
Die Strategie des schwedischen Rückbauprogramms von Uniper ı Michael Bächler, Mikael Gustafsson

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 8
bestanden, als Uniper mit der Strategiearbeit begann,
wie die Stilllegung der vier Reaktoren durchgeführt
und organisiert werden sollte.
Die Ausgangsposition von Barsebäck war ein
langfristiger Servicebetrieb und eine erheblich
reduzierte Organisation, die sich auf die Instandhaltung
und die Zerlegung der Reakroreinbauten
im Rahmen eines „Turn-Key“-Vertrags konzentrierte.
Oskarshamn befand sich inmitten in einer sehr
umfangreichen Modernisierung von Oskarshamn 2,
mit dem Schwerpunkt auf der Wiederinbetriebnahme
im Jahr 2016 nach mehreren Jahren Stillstand.
In Oskarshamn 1 plante ein kleines Team die Vorbereitung
der Stilllegung von Oskarshamn 1 im Jahr
2023. In Oskarshamn wurde die Abschaltung vorgezogen
und geschah damit weitgehend ungeplant.
In den Jahren 2017-2019 wurde die Organisation in
Oskarshamn aufgrund der Stilllegungsentscheidungen
personell stark angepasst
Umfassende Unternehmensstrategieentwicklung
und Zielsetzung
Im Jahr 2017 beschloss Uniper, eine Strategie für
den Rückbau der vier Blöcke zu entwickeln, die das
gesamte Spektrum der Möglichkeiten abdeckt, und
ernannte daher ein Projektteam mit der Aufgabe:
p Entwicklung eines optimierten
Stilllegungsszenarios
p Erstellung eines Geschäftsplans auf
Arbeitspaketebene
p Erstellung eines Referenzzeitplans basierend
auf den Arbeitspaketen
p Einbeziehung einer Beschaffungsstrategie
p Abschätzung der Auswirkungen auf
die Res sour cen
p Durchführung einer Risikobewertung
und Ent wicklung eines Risikoregisters
für die Stilllegung
p Durchführung von Kosten- und
Sensitivitätsanalysen
p Erstellung eines Personalplans, einschließlich
Strategien für das Hochfahren und Herunterfahren
der Rückbauaktivitäten.
Das Ziel der Stilllegungsstrategie war es, „sicher“,
„Regelwerk- und Genehmigungskonform“ und „innerhalb
des Budgets“ den Rückbau der Anlagen
zu realisieren. Alle anderen Einflussaspekte und
Randbedingungen sollten an die reduzierten Anforderungen
aus der Stilllegung und dem Rückbau
angepasst werden.
Strategie der Stilllegung und gesammelte
Erfahrungen
Die Randbedingungen für die Strategieentwicklung
von Uniper, die die Grundlage für die Kostenstruktur
bilden, wurden in drei Hauptkategorien unterteilt:
p Technik und Beschaffung/Markt
p Gesetzgebung und Genehmigungen
p Finanzierung
Standortspezifische
Randbedingungen zu Beginn
der Strategieentwicklung
In Barsebäck sind beide Reaktoren seit langem
abgeschaltet, und es gibt keine anderen nuklearen
Aktivitäten am Standort, was einen direkten
Rückbau ohne Rücksicht auf andere Aktivitäten
ermöglicht. Außerdem verfügt der Standort über
eine gut ausgebaute Infrastruktur mit einem eigenen
Hafen, der den Transport großer Komponenten
per Seefracht ermöglicht. Die Reaktoren haben seit
der Stilllegung drei bis vier Halbwertszeiten Co60
hinter sich und wurden einer vollständigen Systemdekontamination
unterzogen so dass optimale
radiologische Randbedingungen für den Rückbau
gegeben waren. Der Kernbrennstoff aus Barsebäck
wurde nach der Abschaltung zum zentralen Zwischenlager
für Kernbrennstoffe in Schweden, der
SKB/CLAB-Anlage, transportiert. Das Personal in
Barsebäck wurde nach der Abschaltung reduziert
und darauf eingestellt, nur noch Servicearbeiten
durchzuführen. Im Jahr 2017, als die strategische
Arbeit innerhalb von Uniper begann, bestand das
Personal für den Restbetrieb der Nachbetriebsanlage
aus etwa 50 Personen. Im Zusammenhang mit
der Zerlegung der Reaktoreinbauten im Jahr 2016
wurde auch ein Zwischenlager für schwach- und
mittelaktive Materialien und die Lagerung von Reaktortanks
eingerichtet.
Das Kraftwerk Oskarshamn besteht aus drei Reaktoren,
die alle dem Typ SWR angehören. Oskars -
hamn3 wurde 1986 in Betrieb genommen und
Uniper beabsichtigt, diesen Reaktor bis mindestens
2045 weiter zu betreiben. Alle drei Reaktoren befinden
sich in einem gemeinsamen physischen Schutzbereich.
In den Gebäuden der Blöcke O1 und O2
sind eine Reihe gemeinsamer Versorgungssysteme
installiert. Auch eine gemeinsame Abwasseranlage
ist angeschlossen und wird von Block O1 aus betrieben.
Der Standort Oskarshamn verfügt ebenfalls
über einen gut funktionierenden Hafen.
Teile der gemeinsamen Einrichtungen am Standort
werden mit der Produktionseinheit O3 geteilt,
während in Barsebäck die gesamten Kosten für
Einrichtungen am Standort wie z. B. für Sicherheit,
Werkstätten und Facility Management aus dem
Rückbaubudget zu finanzieren sind.
Decommissioning and Waste Management
Die Strategie des schwedischen Rückbauprogramms von Uniper ı Michael Bächler, Mikael Gustafsson

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| Abb. 2:
Verfügbare Entsorgungswege und entsprechende Mengen.
Wie die beiden Reaktoren von Barsebäck werden
auch Oskarshamn1 und 2 einer vollständigen Systemdekontamination
unterzogen.
Die SKB/CLAB-Anlage für abgebrannte Brennelemente
befindet am selben Standort wie das
Kraftwerk Oskarshamn, was den Transport aller
Brennelemente innerhalb von eineinhalb Jahren
nach der Abschaltung der beiden Reaktoren ermöglicht
hat.
Schwedisches
Backend-System
Die schwedischen Back-End-Systeme befinden sich
noch in der Konzeptionsphase und das Endlager für
schwach- und mittelaktive Abfälle aus der Stilllegung
wird voraussichtlich 2030 für schwach- bzw.
2045 für mittelaktive Abfälle in Betrieb sein. Dies
bedeutet, dass die beiden Standorte für die Zwischenlagerung
von schwach- und mittelaktiven Abfällen
sorgen müssen, bis ein Endlager zur Verfügung steht.
Beide Standorte haben in Zwischenlösungen für die
direkte Stilllegung investiert und diese errichtet. In
Oskarshamn gibt es ein bestehendes unterirdisches
Lager für schwach- und mittelaktive Abfälle (RDB
Einbauten und RDB), das bis zur Abschaltung von
Block 3 und der endgültigen Stilllegung des Standorts
in Betrieb sein wird.
Transport großer Komponenten ermöglicht. Die folgenden
Entsorgungswege stehen für das Programm
zur Verfügung. Die Auswahl erfolgt auf der Grundlage
der spezifischen Kosten und des verfügbaren
Lagervolumens und der Bearbeitungskapazität.
Beschaffungs- und
Marktbedingungen
Für eine größere Anzahl von Kernkraftwerken
in Schweden ist in den kommenden Jahren der
Rückbau geplant. Eine Randbedingung bzw.
ein Einflussfaktor war die Möglichkeit auf dem
schwedischen Rückbaumarkt eine Vorreiterrolle
einzunehmen. Als Erster auf dem Markt zu sein,
brachte eine Reihe von Vorteilen zur Kostensenkung
mit sich.
Gesetzgebung und
Genehmigungen
Die behördlichen Anforderungen in Bezug auf die
nukleare Entsorgung waren zum Zeitpunkt der
Strategieentwicklung neu erlassen worden und
bedurften Interpretationen hinsichtlich der Anforderungen
an den Rückbau, die Dokumentation und
die Handhabung von Rückbauabfällen. Dieses Risiko
wurde bei der Entscheidung über den Rückbauansatz
und bei der Risikoanalyse der verschiedenen
entwickelten Szenarien sorgfältig bewertet.
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 9
In Barsebäck wird der schwach- und mittelaktive
Abfall bis 2045 verbleiben und damit die Möglichkeit
blockieren, den Endzustand eines so genannten
braunen Feldes in den Jahren 2030-2032 zu erreichen,
d. h. den Standort „nicht-nuklear“ zu machen,
es ist angestrebt eine externe Lösung für diese Abfälle
an einem anderen Standort zu ermöglichen.
Zwischenlagerungslösungen minimieren die
Auswirkungen von Verzögerungen bei den Endlagerprojekten
und schaffen ein höheres Maß an
Flexibilität in dem Rückbauprogramm.
Das Entsorgungs- und Abfallbehandlungskonzept
für den Rückbau der Anlagen beruht weitgehend
auf einem „Rip-and-Ship“-Konzept, das auch den
Zusätzlich zu den neuen Vorschriften sind die Abfallannahmekriterien
(waste acceptance criteria =
WAC) für das schwedische Back-End-System (SFR –
Final Repository for Short-lived Radioactive Waste)
noch in der Vorphase, was an sich schon eine Unsicherheit
darstellt. Die endgültige Genehmigung
der WAC erfolgt nach dem Testbetrieb des Endlagers,
der voraussichtlich frühestens 2029/2030
abgeschlossen sein wird. Die Zusammenarbeit zwischen
der Aufsichtsbehörde und anderen Behörden
wie Regionalbehörden und Kommunen basiert in
Schweden weitgehend auf Vertrauen und einem
pragmatischen Ansatz zur Lösung von Problemen
im Zusammenhang mit den erforderlichen Genehmigungen
und Zulassungen.
Decommissioning and Waste Management
Die Strategie des schwedischen Rückbauprogramms von Uniper ı Michael Bächler, Mikael Gustafsson

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FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 10
| Abb. 3:
Zusammenfassung der Einflussfaktoren.
Einflussfaktoren und
Auswahl des Szenarios
In Schweden ist die Stilllegung gesetzlich vorgeschrieben
und die Genehmigungsinhaber sind für
die Finanzierung (Rückstellungsfond KAF), die
Planung und die Durchführung verantwortlich,
so dass die einzigen beeinflussbaren Faktoren der
„Startzeitpunkt“, die „Ausführungsdauer“ und das
Ausmaß des „Portfolio-Ansatzes“ sind, der im Falle
von Mehrblockstandorten/Programmen genutzt
werden kann. Der KAF ist der vom schwedischen
Staat kontrollierte Fonds für die Stilllegung von
Kernkraftwerken.
Der Uniper-Portfolio-Ansatz mit vier Einheiten (drei
fast identische) bietet einzigartige Lernkurven und
Möglichkeiten zur Kostensenkung. Nachfolgend
sind einige der Vorteile aufgeführt, die sich aus der
Anwendung des Portfolio-Ansatzes ergeben:
p Lernkurveneffekte zwischen den Arbeitspaketen
in den verschiedenen Einheiten. Übertragung
von Erfahrungen und Lehren von einer Einheit
auf die nächste.
p Synergien bei der Planung, den Arbeitsvorbereitungen
und den Werkzeugen, z. B.
die Möglichkeit, „einmal zu planen, viermal
auszuführen“.
p Skalierungseffekt durch die Beschaffung
größer er Mengen, Beispiele:
P ein Auftrag für vier ähnliche Arbeitspakete
P gemeinsame Abfallsortier-/Verpackungsstationen
für Abfallgebinde
p Schlanke Organisation durch Anwendung von
Portfoliosteuerung und -implementierung
mit gemeinsamem Projektmanagement Office,
Arbeitspaketleitern etc.
Bewertung von
Stilllegungsszenarien
In der Strategiephase 2018 wurden verschiedene
Szenarien anhand von definierten, spezifischen
Randbedingungen und Einflussfaktoren bewertet.
Das richtige Gleichgewicht zwischen Sicherheit,
Qualität, Kosten und Ressourcen zu finden, ist
entscheidend, um ein optimales Ergebnis und die
Unternehmensstrategie zu erreichen.
Die Haupteinflussfaktoren „Startpunkt“ und
„Ausführungszeit“ führen zu den folgenden drei Szenarien,
„Sequence“-, „Stretched“- und „Long term
service operation (LTSO)“ (Abb. 4).
Die von Uniper durchgeführte Evaluierung unter
Anwendung eines „Best-for-Company“-Ansatzes
lieferte eine Strategie, die auf einem „Sequence-Scenario“
basiert, das in einem gemeinsamen
Programm zur Optimierung der Portfoliovorteile
mit einem realistischen Hochlauftempo und einem
optimierten Personal- und Abfallvolumen-/Flussplan
ausgeführt wird.
Benchmark zeigt niedriges
Kostenniveau
Eine internationale Kosten-Benchmark-Studie zeigt,
dass das Uniper-Rückbauprogramm auf der Basis des
| Abb. 4:
Bandbreite der bewerteten Szenarien.
Decommissioning and Waste Management
Die Strategie des schwedischen Rückbauprogramms von Uniper ı Michael Bächler, Mikael Gustafsson

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| Abb. 5:
Zusammenfassung der Einflussfaktoren.
Sequenzszenarios, ausgeführt in einem Portfolio-
Ansatz, auch im unteren Bereich der Gesamtkosten
für SWR liegt und in allen Bereichen, wie z. B. Rückbau,
Abfall, Infrastruktur, PMO und Engineering,
unter den für SWR üblichen Kosten liegt (Abb.: 6).
Aktueller Stand und
Key Performance Indicators (KPIs)
Nachfolgend werden KPIs vorgestellt, die den aktuellen
Stand der Kosten und der Leistung sowie den
Lernkurveneffekt aufzeigen.
Insgesamt wurden in den ersten zwei Jahren mehr
als 12 000 Mg in allen vier Einheiten abgebaut, was
nur eine geringe Abweichung von weniger als 10 %
im Vergleich zum Plan darstellt. Es sollte auch darauf
hingewiesen werden, dass dies hauptsächlich
während der Covid-Pandemiebedingungen erreicht
wurde. Die tatsächlichen Gesamtkosten zeigen, dass
das Programm seit der Strategieentscheidung im
Jahr 2018 immer noch innerhalb des Budgets liegt.
Die Durchführung der ersten Arbeitspakete zeigt
eine deutlich positive Auswirkung auf den Lernkurveneffekt.
SCHLUSSFOLGERUNG
Nach drei Jahren Stilllegungsarbeiten seit der Strategieentscheidung
können wir feststellen, dass das
Programm immer noch innerhalb des Budgets und
des Zeitplans liegt (mit Ausnahme einiger Abweichungen
bei nicht zeitkritischen Aktivitäten).
Außerdem können wir heute einen erheblichen Nutzen
aus unserem Lead-and-Learn-Ansatz ziehen,
insbesondere bei Arbeitspaketen wie der Zerlegung
von RDB, der Zerlegung von Turbinen und Generatoren
sowie der Demontage von Kondensatoren.
Der First-Mover-Ansatz in einem neuen Rückbaumarkt
hat sowohl Vorteile, wie z. B. die
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 11
| Abb. 6:
Internationaler Kostenvergleich.
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FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 12
| Abb. 7:
Gesamtmasse des tatsächlich demontierten Materials und tatsächliche Kosten im Vergleich zum Plan.
Markt situation, als auch Nachteile, wie z. B. den
nicht zu vernachlässigenden Aufwand für den Aufbau
von Erfahrungen sowohl intern als auch extern,
z. B. bei Dienstleistern, Subunternehmern und bei
der Regulierungsbehörde.
Die für das schwedische Rückbauprogramm von Uniper
gewählte Strategie hat sich in den ersten zwei
Jahren der Erfahrung mit dem Rückbau in großem
Maßstab als erfolgreich erwiesen.
Authors
Michael Bächler
Senior Vice President Nuclear Decommissioning
and Dismantling Services und Managing Director,
Uniper Nuclear Services (USA)
michael.baechler@swe.uniper.energy
Michael Bächler startete seine Karriere als Project Manager bei der Firma
Babcock-Noell und war dort zuletzt Abteilungsleiter innerhalb von „Nuclear
Services and Nuclear Decommissioning“. 2003 wechselte er zur E.ON Kernkraft,
wo er in verschiedenen Positionen und Funktionen bis 2015 beschäftigt war,
zuletzt als „Head of Nuclear Decommissioning Projects“.
Es folgte eine Beschäftigung als Senior Engineer im Kernkraftwerk Brunsbüttel bei
Vattenfall Europe Nuclear Energy. Seit 2016 ist er bei UNIPER Nuclear Services
und dort sowohl Geschäftsführer der deutschen als auch der schwedischen Entity
als auch Senior Vice President Nuclear Decommissioning and Dismantling
Services (UNS), verantwortlich für das komplette UNIPER Decommissioning Portfolio.
Zusätzlich ist Herr Bächler Mitglied der schwedischen Delegation innerhalb
der OECD Nuclear Energy Agency, der WANO Working Group sowie der IAEA
Consultancy Working Group.
Mikael Gustafsson
Head of PCQA Nuclear D&D
Sydkraft Nuclear Power AB
Uniper
mikael.gustafsson3@swe.uniper.energy
Mikael Gustafsson begann seine berufliche Laufbahn als Projektleiter für große
Leittechnik- und Sicherheits-Upgrade-Projekte bei Westinghouse Electric Sweden.
Im Jahr 2006 wechselte er zu OKG AB (Betreiber von KKWs in Oskarshamn,
Schweden) und war dort an verschiedenen Großprojekten beteiligt,
z. B. an der Sicherheitsnachrüstung und Leistungserhöhung von Block 2.
Im Jahr 2016 wechselte er zu Sydkraft Nuclear Power AB (Teil der Uniper-
Gruppe), um sich dem Team für die Entwicklung der Stilllegungsstrategieplanung
für die Blöcke O1 und O2 bei OKG AB sowie B! und B2 bei BKAB anzuschließen.
Heute ist er Mitglied des OKG- und BKAB-Programmmanagementteams und des
Uniper Nuclear D&D Managementteams als Leiter des PCQA (Performance Center
and Quality Assurance).
| Abb. 8:
Lernkurveneffekt für die Segmentierung des RDB bei den Einheiten B1 und B2
Decommissioning and Waste Management
Die Strategie des schwedischen Rückbauprogramms von Uniper ı Michael Bächler, Mikael Gustafsson

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Wir werden sicher nicht mehr in den Neubau
und langfristigen Betrieb von kerntechnischen
Anlagen investieren
Interview mit Dr. Guido Knott,
Vorsitzender der Geschäftsführung der PreussenElektra GmbH
INTERVIEW 13
Dr. Guido Knott
Dr. Guido Knott ist seit Januar 2016 Vorsitzender der Geschäftsführung
der PreussenElektra GmbH (ehem. E.ON Kernkraft GmbH) und war zuvor
ihr Mitglied. Von 2010 bis 2015 war er Senior Vice President Politik und
Kommunikation der E.ON SE, zuvor Finanzvorstand der E.ON Hanse AG,
davor Mitglied der Geschäftsleitung der E.ON Energie AG. Seine Laufbahn
innerhalb des Konzernverbunds begann er als Leiter der Repräsentanz der
E.ON AG in Berlin 2003. Dr. Knott hat Betriebswirtschaftslehre mit Schwerpunkt
Energiewirtschaft an der Universität Köln studiert und wurde 1991
zum Dr. rer. pol. promoviert.
Nach langer politischer Diskussion hat der
Bundestag nun beschlossen, einen Weiterbetrieb
der Kernkraftwerke bis zum 15. April 2023
gesetzlich zu ermöglichen. Was bedeutet es für
PreussenElektra operativ, diesen Beitrag zur
Versorgungssicherheit im Winter zu leisten?
Dies bedeutet zunächst einmal viel Arbeit für uns und
die KKI-Mannschaft – und ein
nicht unerhebliches unternehmerisches
Risiko. Damit meine ich
selbstverständlich nicht den Betrieb
des KKI 2 – der ist sicherheitstechnisch
problemlos möglich.
Ich spreche davon, dass die
gesetzlichen Grundlagen noch nicht vorhanden waren,
wir aber alle Vorbereitungen getroffen und das
KKI 2 fit gemacht haben für den kommenden Winter,
ohne zu wissen, wie sich die Wirtschaftlichkeit der Anlage
im nächsten Jahr verhält. Auf der einen Seite also
viel Arbeit, auf der anderen Seite können wir mit dem
Streckbetrieb des KKI 2 einen wichtigen Beitrag zur
Versorgungsstabilität leisten. Das freut uns sehr.
Bereits im Vorfeld der Bundestagsentscheidung
wurde das Kernkraftwerk Isar 2 in Vorbereitung
für einen Weiterbetrieb für eine Wartung der
Druckhaltervorsteuerventile heruntergefahren.
Was hatte es damit auf sich?
Es ging um die Wartung von Vorsteuerventilen im
Druckhaltersystem. Es ist bekannt, dass diese systeminterne
Undichtigkeit an diesen Ventilen über den
Die überwältigende Unterstützung,
die wir für den Weiterbetrieb
aus unseren Heimatgemeinden
und der Region erfahren haben,
hat uns enorm gefreut.
Betriebszyklus anwächst. Innerhalb von definierten
Grenzwerten ist dies kein Problem. Die Messwerte aus
der betrieblichen Überwachung ließen aber vermuten,
dass die Leckage genau im Winter die Grenzwerte
überschreitet – genau dann also, wenn die zuverlässige
Stromversorgung von Isar 2 am dringendsten benötigt
wird. Daher haben wir die Wartung der Ventile
im Oktober durchgeführt und
mussten für unsere ausgefallene
Stromproduktion Ersatzstrom einkaufen.
In Zwischenständen der Weiterbetriebsdiskussion
war davon
die Rede, dass man im Fall KKI 2 auf eine Auffrischung
des Kerns mit Brennelementen aus dem
Becken verzichtet. Wird es dabeibleiben?
Klar ist, dass wir im Falle einer Neukonfiguration des
Reaktorkerns eine mehrwöchige Revision zu leisten
hätten. Auch das wäre technisch möglich und wir haben
dies dem Bundeswirtschaftsministerium angeboten,
dies wurde aber bekanntermaßen verworfen. Da
aber nach der neuen Gesetzeslage am 15. April 2023
Schluss ist, ergibt eine Neukonfiguration nach der
Streckbetriebs phase keinen Sinn mehr.
Die vergangenen Monate seit Ankündigung einer
unideologischen Prüfung eines Weiterbetriebs
seitens des Bundeswirtschaftsministers und dem
Angebot der kerntechnischen Branche, einen
weiteren Beitrag zur Versorgungssicherheit zu
Interview
Wir werden sicher nicht mehr in den Neubau und langfristigen Betrieb von kerntechnischen Anlagen investieren ı Guido Knott

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
INTERVIEW 14
| Abb. 1:
Blick in den Reaktordruckbehälter
des
KKI-2 während einer
Revision.
ermöglichen, waren teils ein Wechselbad der
Gefühle. Wie sind die davon direkt betroffenen
Mitarbeiter damit umgegangen?
Die Diskussionen in der Öffentlichkeit waren zumindest
teilweise schwer zu ertragen und haben nicht dazu
beigetragen, Unsicherheiten in unserer Mannschaft
abzubauen. Eine frühzeitigere Entscheidung
wäre wünschenswert
gewesen. Jetzt kann ich sagen,
dass sich die Mannschaft voll und
ganz auf ihre Aufgaben im Streckbetrieb
konzentriert und diesen
sehr motiviert vorbereitet hat. Dies leistet sie gerne
und mit Überzeugung.
Und welche Auswirkungen hatte die Diskussion
auf die Standortkommunikation? Am Standort und
in der Region überwiegt ja nach wie vor eine positive
Grundeinstellung zum Kraftwerk.
Die überwältigende Unterstützung, die wir für den
Weiterbetrieb aus unseren Heimatgemeinden und der
Region erfahren haben, hat uns enorm gefreut. Das
hat uns sehr motiviert, alles dafür zu tun, den Weiterbetrieb
tatsächlich auch zu ermöglichen.
„Vor allen Dingen geht es doch
darum, eine Stromversorgung
mit bezahlbaren Preisen zu
gewährleisten.“
Kernenergie nur jeweils minimal als Lückenbüßer
zu nutzen?
Vor allen Dingen geht es doch darum, eine Stromversorgung
mit bezahlbaren Preisen zu gewährleisten.
Sofern wir hier einen Beitrag leisten können, werden
wir dies prüfen, so wie wir das auch nach dem Ausbruch
des Ukraine-Kriegs getan
haben.
Sollte sich die Einstellung zur
Kernenergie und die Politik
in Deutschland grundlegend
ändern, wäre PreussenElektra dabei oder müsste
das eine „Kernkraft GmbH“ in Bundeseigentum
übernehmen, wie schon Endlagerung, Zwischenlagerung
und Entsorgungsfinanzierung?
Wir werden sicher nicht mehr in den Neubau und langfristigen
Betrieb von kerntechnischen Anlagen investieren.
Unser Plan ist der zügige Rückbau unserer gesamten
Flotte. Dass der Bund Betreiber oder Erbauer
von Kernkraftwerken wird, ist jedenfalls auch kaum
vorstellbar.
Es wurde in den vergangenen Monaten vielfach
gefordert, die Anlagen deutlich länger weiter zu
betreiben, um auch eine längere Dauer der Energiekrise
abzusichern, nicht so viel zusätzliches CO 2
zu erzeugen und einen deutlicheren dämpfenden
Effekt auf den Strompreis zu erzielen. Unter
welchen Voraussetzungen wäre denn ein längerer
Weiterbetrieb möglich?
Zunächst einmal erfordert ein Weiterbetrieb über den
15. April eine neue politische Entscheidung und dann
eine schnelle gesetzliche Grundlage. Dafür sehe ich
derzeit keine politische Mehrheit.
Wo liegen andererseits Grenzen eines Weiterbetriebs,
auch mit Blick auf die Neigung der Politik die
Autor
Nicolas Wendler
Leiter Presse und Politik
KernD (Kerntechnik Deutschland e. V.)
nicolas.wendler@kernd.de
Nicolas Wendler ist seit August 2013 Leiter Presse und Politik von Kerntechnik
Deutschland e. V./Deutsches Atomforum e. V. und war davor seit März 2010 als
Referent Politik dort beschäftigt. Er war zuvor als Internationaler Referent für die
internationalen Beziehungen der Jungen Union Deutschlands zuständig und hat
unter anderem Themen der Energie-, Klima- und Wirtschaftspolitik für die
Organisation bearbeitet. Seit Januar 2022 ist er außerdem Chefredakteur der
atw – International Journal for Nuclear Power. Wendler hat in München und
Bordeaux Politische Wissenschaft sowie Volkswirtschaftslehre und (Nord-)
Amerikanische Kulturgeschichte studiert.
Interview
Wir werden sicher nicht mehr in den Neubau und langfristigen Betrieb von kerntechnischen Anlagen investieren ı Guido Knott

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Die Herausgabe – ein Instrument
des Strahlenschutzrechts *
Christian Raetzke
I. Einleitung: Die Herausgabe im System des Atom- und Strahlenschutzrechts
Die Herausgabe von Stoffen und Gegenständen ist ein Instrument, das sich in der Aufsichtspraxis der letzten
Jahrzehnte herausgebildet hat und das vor allem beim Rückbau von Kernkraftwerken eine hohe Bedeutung
aufweist.
Im Stilllegungsleitfaden 1
– der sich auf die Stilllegung
und den Rückbau von Anlagen nach § 7
AtG bezieht – ist die Herausgabe beschrieben als
„Vorgehensweise zur Entlassung von nicht radioaktiven
Stoffen sowie aufgrund der Tätigkeit nach § 4
Absatz 1 Satz 1 Nummer 4 StrlSchG [Betrieb einer
Anlage nach § 7 AtG, Anm. d. Verf.] nicht kontaminierten
und nicht aktivierten Gegenständen … aus der
atom- und strahlenschutzrechtlichen Überwachung.“
Die Herausgabe ist weder im AtG noch im StrlSchG
oder in der StrlSchV definiert oder sonst ausdrücklich
geregelt; auch die Euratom-Grundnorm zum
Strahlenschutz 2
kennt sie nicht. Einzelne Regelungen
der StrlSchV, wie vor allem § 31 Abs. 5
StrlSchV, lassen sich als Sonderformen der Herausgabe
interpretieren, ohne dass diese Einordnung
im Verordnungstext deutlich würde. Die für die
Praxis wichtigen Bestimmungen zur Herausgabe
finden sich im untergesetzlichen Regelwerk (im
oben zitierten Stilllegungsleitfaden und in den
ESK-Stilllegungsleitlinien 3 ) und haben daher
nicht den Charakter von Rechtsnormen. Insofern
lässt sich bereits an dieser Stelle festhalten, dass
die Herausgabe sich mangels gesetzlicher Ermächtigung
tatsächlich auf eine „Vorgehensweise“ der
Betreiber und Aufsichtsbehörden beschränken
muss, die sich in das System des Atom- und Strahlenschutzrechts
einfügt, dessen Grundlinien sie
nicht gestalten, sondern nur nachzeichnen und
ausführen kann.
wird nicht geprüft, ob der betreffende Gegenstand
oder Stoff, der die Überwachung verlassen soll, für
den sicheren Betrieb der Anlage noch erforderlich
ist – eine solche Prüfung ist beim Rückbau Regelungsgegenstand
der Genehmigung nach § 7 Abs. 3
AtG und der davon abgeleiteten Bestimmungen
v. a. der Rückbauhandbücher. Bei der Herausgabe
geht es stattdessen um die Gewährleistung, dass
Gegenstände, die aus dem Kernkraftwerk (zur
räumlichen Definition siehe unten) in das „allgemeine
Staatsgebiet“ entlassen werden, nicht so
kontaminiert sind, dass von ihnen eine Gefahr
durch ionisierende Strahlung ausgeht. Die Herausgabe
erweist sich also als Instrument nicht des
Atomrechts, sondern des Strahlenschutzrechts.
Der Umstand, dass sie im genannten untergesetzlichen
Regelwerk nur für atomrechtlich genehmigte
Anlagen behandelt wird, darf darüber nicht
hinwegtäuschen: das Strahlenschutzrecht findet
ja auch und gerade bei AtG-Anlagen Anwendung.
II. Die ausdrücklich geregelten
Instrumente des Strahlenschutzrechts
Im Folgenden soll untersucht werden, welche Instrumente
das Strahlenschutzrecht explizit vorhält,
um den Übergang von Radionukliden ins „allgemeine
Staatsgebiet“ auszuschließen oder auf ein
unbedenkliches Maß zu beschränken. Daraus
ergibt sich, welche Rolle daneben noch für die
(nicht gesetzlich geregelte) Herausgabe verbleibt.
ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 15
In diesem System des Atom- und Strahlenschutzrechts
ist die Herausgabe eindeutig dem Strahlenschutzrecht
zuzuordnen. Bei der Herausgabe geht
es inhaltlich nicht um die nukleare Sicherheit; es
1. Die Freigabe
Die Freigabe 4 ist ein Instrument, das im Gegensatz
zur Herausgabe im StrlSchG und in der StrlSchV
geregelt ist. Ausgangspunkt für die Freigabe ist die
1 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, Ziff. 6.3.
2 Richtlinie 2013/59/Euratom des Rates vom 5. Dezember 2013 zur Festlegung grundlegender Sicherheitsnormen für den Schutz vor den Gefahren einer Exposition
gegenüber ionisierender Strahlung und zur Aufhebung der Richtlinien 89/618/Euratom, 90/641/Euratom, 96/29/Euratom, 97/43/Euratom und 2003/122/Euratom,
ABl. L 13 vom 17.01.2014.
3 Leitlinien zur Stilllegung kerntechnischer Anlagen, Empfehlung der Entsorgungskommission (ESK) vom 05.11.2020; http://www.entsorgungskommission.de.
4 Zur Freigabe siehe Eckhoff in Akbarian/Raetzke (Hrsg.), StrlSchG, Kommentar, 2022, Kommentierung zu § 68 StrlSchG und §§ 31 ff. StrlSchV; Raetzke, Die Entsorgung
von Rückbaumassen aus kerntechnischen Anlagen – Eine rechtliche Bestandsaufnahme, atw 2020 (Heft 4), S. 207; Spohn, Die Freigaberegelung des § 29 StrlSchV –
Das „Missinglink“ zwischen Atom- und Abfallrecht, DVBl. 2003, 893.
* Dieser Aufsatz beruht
auf einem Gutachten,
das der Verfasser im
Auftrag der Preussen-
Elektra GmbH erstellt
hat.
Energy Policy, Economy and Law
Die Herausgabe – ein Instrument des Strahlenschutzrechts ı Christian Raetzke

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 16
| Abb. 1:
Zwei abgeschirmte Messplätze mit stickstoffgekühlten Germaniumdetektoren für die gammaspektroskopische Auswertung von Proben
aus der Umgebungsüberwachung, die auch für die beweissichernden Messungen im Rahmen der Herausgabe verwendet werden.
Definition der radioaktiven Stoffe, wie sie mit der
AtG-Novelle von 2000 (heutige Fassung des § 2
Abs. 1 bis 3 AtG, bei der Schaffung des StrlSchG
2017 weitestgehend identisch in § 3 Abs. 1 bis 3
StrlSchG übernommen) etabliert wurde. Seither
sind radioaktive Stoffe nicht mehr einfach als Stoffe
definiert, die Radionuklide enthalten; zusätzliche
Voraussetzung ist, dass ihre Aktivität nicht außer
Acht gelassen werden kann (§ 2 Abs. 1 Satz 1 a.E.
AtG, § 3 Abs. 1 Satz 1 a.E. StrlSchG). 5 Damit wurden
Stoffe mit vernachlässigbarer Aktivität aus der
Definition ausgeschieden. Mit der Freigabe schuf
der Gesetz- und Verordnungsgeber in § 29 StrlSchV
2001 (heute in §§ 31 bis 42 StrlSchV) das dazugehörige
Instrument zur Entlassung solcher Stoffe aus
der Überwachung (vgl. § 68 Abs. 1 Satz 1 Nr. 1
StrlSchG).
Der Freigabe bedürfen nach § 3 Abs. 2 Satz 1 Nr. 2
StrlSchG Stoffe und Gegenstände, die bei einer genehmigungspflichtigen
Tätigkeit anfallen. § 31
Abs. 1 Satz 1 Nr. 1 und 2 StrlSchV formuliert etwas
anders, aber inhaltlich praktisch übereinstimmend
6 : die Norm benennt radioaktive Stoffe, die
aus einer genehmigungspflichtigen Tätigkeit stammen,
und Gegenstände, die mit solchen Stoffen
kontaminiert sind (zum Begriff der Kontamination
siehe § 5 Abs. 21 StrlSchG) bzw. durch die Tätigkeit
aktiviert wurden. Das Freigabeerfordernis bezieht
sich jedoch nicht nur auf Gegenstände, die tatsächlich
kontaminiert oder aktiviert sind; diese Tatsache
ist ja erst durch die Freimessung, die Grundlage
der Freigabe ist, überhaupt festzustellen. 7 Wie § 31
Abs. 1 Satz 2 StrlSchV deutlich macht, ist eine Freigabe
bereits dann erforderlich, wenn Gegenstände
kontaminiert oder aktiviert sein können, „insbesondere“
deshalb, weil sie aus einem Kontrollbereich
stammen, in dem eine Kontamination (durch Umgang
mit offenen radioaktiven Stoffen) oder Aktivierung
möglich ist. Gegenstände, die aus einem
solchen Kontrollbereich stammen, gelten daher zunächst
als radioaktive Stoffe; es handelt sich um
eine Vermutung oder Unterstellung des Gesetzund
Verordnungsgebers, die bis zur erfolgten Freigabe
Bestand hat. Über den „insbesondere“ genannten
Kontrollbereich hinaus ist im Einzelfall
auch eine Erstreckung auf einen Überwachungsbereich
möglich, wenn dort ausnahmsweise kontaminationsrelevante
Vorgänge – also ein Umgang mit
offenen radioaktiven Stoffen – stattfinden oder
stattgefunden haben. Insgesamt ist die gesetzliche
Vermutung 8 oder Unterstellung 9 , es handele sich
um einen radioaktiven Stoff, räumlich an Strahlenschutzbereiche
mit offenen radio aktiven Stoffen
oder mit Aktivierungspotential gebunden. Sie bedeutet
indes keine Annahme oder Voraussage über
die tatsächliche Aktivität der betroffenen Stoffe
und Gegenstände; sie ist ein Mittel, um für jeden
einzelnen Stoff oder Gegenstand, der den relevanten
Bereich verlassen soll, die Kontrolle mittels des
Freigabeverfahrens zu erzwingen.
2. Weitere Instrumente zur „Entlassung“
von Radionukliden in die Umgebung
Das Strahlenschutzrecht kennt eine Reihe weiterer
Instrumente, die einen Übergang von
5 Raetzke in Akbarian/Raetzke, StrlSchG, Kommentar, 2022, § 3 Rn. 8, 26 ff.
6 So auch Eckhoff (Fn. 4), § 31 StrlSchV Rn. 8.
7 Ebenda, § 31 StrlSchV Rn. 22.
8 Niehaus, Entlassung von Gegenständen aus der atomrechtlichen Überwachung, in: Burgi (Hrsg.), 15. Deutsches Atomrechtssymposium, 2019, 247 (249).
9 Eckhoff (Fn. 4), § 31 StrlSchV Rn. 11.
Energy Policy, Economy and Law
Die Herausgabe – ein Instrument des Strahlenschutzrechts ı Christian Raetzke

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Radionukliden aus einem Bereich, in dem mit offenen
radioaktiven Stoffen umgegangen wird – also
in der Regel einem Kontrollbereich –, in die Umgebung
regeln und so begrenzen, dass der Schutz von
Einzelpersonen der Bevölkerung vor der schädlichen
Wirkung ionisierender Strahlung (§ 1 Abs. 1
StrlSchG) gewährleistet ist. Das betrifft vor allem
die folgenden strahlenschutzrechtlich geregelten
Sachverhalte:
p Ableitungen aus dem Kernkraftwerk mit der
Fortluft oder dem Abwasser: diese sind in dem
von § 99 StrlSchV vorgegebenen Rahmen durch
die Genehmigung zugelassen. Die Ableitung
bewirkt die Entlassung dieser Radionuklide aus
dem Regelungs- und Überwachungssystem des
Strahlenschutzrechts. Durch die Grenzwerte des
§ 99 ist ein Schaden für Einzelpersonen der
Bevölkerung ausgeschlossen.
p Nach § 58 Abs. 2 Satz 2 StrlSchV hat der Strahlenschutzverantwortliche
dafür zu sorgen, dass
ein Gegenstand nicht aus dem Kontrollbereich
herausgebracht wird, wenn die Freigrenzen/
Freigabewerte der Aktivitätskonzentration
(Anlage 4 Tabelle 1 Spalte 3 StrlSchV) oder die
Werte der Oberflächenkontamination (Spalte 5)
überschritten werden. Im Umkehrschluss ist das
Herausbringen zulässig, wenn eine Kontamination
besteht, die unter den genannten Werten
liegt. Hier ist die „Entlassung“ von Radionukliden
zwar – anders als bei der Ableitung
– nicht eigentlicher Zweck der Regelung, sie wird
aber vom Verordnungsgeber notwendigerweise
in Kauf genommen.
p Mit § 57 Abs. 2 StrlSchV gibt es eine von der Art
der Kontaminationsverschleppung un ab hängi
ge Regelung, die den Strah len schutz ver antwortlichen
zu Maßnahmen verpflichtet, wenn
im Kontrollbereich selbst, aber auch im Überwachungsbereich
oder darüber hinaus auf dem
sonstigen Betriebsgelände jeweils bestimmte
Werte der Oberflächenkontamination (als Vielfaches
der Werte in Anlage 4 Tabelle 1 Spalte 5
StrlSchV) überschritten werden. Es wird also
auch hier nicht jegliche Kontamination, sondern
nur eine solche oberhalb einer Relevanzschwelle
erfasst.
| Abb. 2:
Vorbereitung eines mobilen Reinstgermanium-Detektorsystems
zur In-Situ-Messung an der stehenden Struktur.
des Kontrollbereichs auf Radionuklide abzusuchen
und diese gleichsam wieder in das Strahlenschutzrecht
„zurückzuholen“. Die nach den o. g. Gesichtspunkten
zulässigerweise in vernachlässigbarer
Menge weiterverbreiteten Radionuklide sind aus
dem Regelungs- und Überwachungssystem des
Strahlenschutzrechts ausgeschieden; dieses System
kann für sie auch nicht später wieder „reaktiviert“
werden. So ist bei einer Kontamination von
Gegenständen außerhalb des jeweiligen Strahlenschutzbereichs
mit Radionukliden, die aus Ableitungen
stammen, hinsichtlich des kontaminierten
Stoffes eine Freigabe nicht erforderlich. 10 Nur wenn
der kontaminierte Gegenstand einen radioaktiven
Stoff darstellte, weil seine Aktivität oberhalb der
Freigrenzen läge (§ 3 Abs. 2 Satz 1 Nr. 1 StrlSchG),
gäbe es einen selbständigen Rechtsgrund, die
strahlenschutzrechtliche Überwachung (wieder)
zu begründen. Da die genannten Instrumente des
Strahlenschutzrechts aber gerade ausschließen sollen,
dass Radioisotope in relevanter Menge in die
Umgebung übergehen, kann man einen solchen
Fall nur für atypische Umstände bilden, etwa ein
ungewolltes und unbemerktes Entweichen von
Radionukliden. Theoretisch könnte man auch Szenarien
einer Aufkonzentration durch Ansammlung
zulässigerweise in die Umgebung übergegangener
Radionuklide an bestimmten Stellen mit einer
Gesamtaktivität oberhalb der Freigrenzen konstruieren;
ob ein solches Szenario überhaupt jemals realistisch
sein kann, kann hier nicht beurteilt werden.
ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 17
Selbst § 57 Abs. 2 StrlSchV begründet indes keine
„Nachforschungspflicht“, sondern verlangt eine
Reaktion auf festgestellte Kontaminationen. Auch
darüber hinaus ist keine Pflicht und kein Instrument
ersichtlich, die nähere und weitere Umgebung
III. Die Herausgabe
1. Wesen und Gegenstand der Herausgabe
Die Herausgabe muss insbesondere von der auf
Gesetzes- und Verordnungsebene geregelten
10 Eckhoff (Fn. 4), § 31 StrlSchV Rn. 19.
Energy Policy, Economy and Law
Die Herausgabe – ein Instrument des Strahlenschutzrechts ı Christian Raetzke

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ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 18
| Abb. 3:
Einsatz von In situ Gammaspektroskopie für die Herausgabe einer Bodenfläche.
Frei gabe kategorisch unterschieden und abgegrenzt
werden. Die Herausgabe ist nur außerhalb
des in § 31 Abs. 1 StrlSchV bezeichneten Bereichs
möglich, in dem die Vermutung, es handele sich um
einen radioaktiven Stoff im Rechtssinne, eintritt
und nur durch die Freigabe widerlegt werden kann;
auch der Stilllegungsleitfaden stellt klar, dass die
Herausgabe für „Stoffe und Gegenstände, die aus in
der Strahlenschutzverordnung näher bestimmten
Kontrollbereichen nach § 31 Abs. 1 Satz 2 stammen,
nicht zulässig“ ist. 11
Damit entfällt im Anwendungsbereich der Herausgabe
die gesetzliche Konstruktion, dass die betroffenen
Stoffe und Gegenstände bis zur erfolgten
Freigabe als radioaktive Stoffe gelten. Die Stoffe,
die der Herausgabe unterliegen, sind keine radioaktiven
Stoffe im Rechtssinne (es sei denn, im
Rahmen des Herausgabeverfahrens stellte sich
überraschend heraus, dass ihre Aktivität tatsächlich
oberhalb der Freigrenzen liegt). Die Herausgabe ist
daher auch nicht konstitutiv wie die Freigabe. Sie
bewirkt nicht eine Statusumwandlung des betreffenden
Stoffs bzw. Gegenstands von einem „radioaktiven
Stoff“ zu einem „nicht radioaktiven Stoff“,
sondern sie ist ein administratives Verfahren, eine
„Vorgehensweise“ (so die eingangs zitierte zutreffende
Formulierung des Stilllegungsleitfadens), mit
der nicht radioaktive Stoffe aus dem für die Herausgabe
relevanten Bereich entfernt werden können.
In diesen für die Herausgabe relevanten Bereichen
ist allerdings aufgrund der oben dargestellten Regelungen
zur Verhinderung und Begrenzung von Kontaminationsverschleppungen
nicht von relevanten
Kontaminationen auszugehen. Gemeint ist dabei
nicht das vollständige Fehlen von anhaftenden
Radionukliden aus dem Anlagenbetrieb – dieses
wird, wie oben dargelegt, vom Strahlenschutzrecht
nicht verlangt –, sondern das Fehlen einer strahlenschutzrelevanten
Kontamination bzw. Aktivierung.
Es ist also in der Regel davon auszugehen, dass
diese Stoffe und Gegenstände sich hinsichtlich ihrer
Aktivität nicht in relevantem Maße von vergleichbaren
Stoffen und Gegenständen im „allgemeinen
Staatsgebiet“ um die Anlage herum unterscheiden.
Diese Annahme wird offenbar durch die praktischen
Erfahrungen mit der Herausgabe gestützt: Fälle, in
denen die Beweissicherungsmessungen im Rahmen
der Herausgabe bei Kernkraftwerken das Vorhandensein
eines aus dem Kernkraftwerk stammenden
radioaktiven Stoffes im Sinne des § 3 StrlSchG – also
mit nicht vernachlässigbarer Aktivität – offenbart
hätten, der folglich nicht aus dem Strahlenschutzrecht
entlassen werden konnte, sondern als radioaktiver
Abfall geordnet beseitigt werden musste
(§ 9a Abs. 1 Satz 1 AtG), sind zumindest dem Verfasser
nicht bekannt geworden, noch sind solche
Fälle jemals, soweit ersichtlich, in der Literatur oder
Rechtsprechung dargestellt oder erörtert worden.
Sinn und Zweck der Herausgabe kann es nach alledem
nur sein, anlässlich der Entfernung von Stoffen
und Gegenständen aus dem betreffenden räumlichen
Bereich sicherzustellen, dass sie „wirklich“ so
frei von strahlenschutzrelevanten Kontaminationen
sind, wie sie aufgrund der o. g. strahlenschutzrechtlich
geregelten und streng überwachten
Maßnahmen sein müssten. Die Herausgabe
bewirkt, dass dies, sofern es Anhaltspunkte gibt,
die eine Kontamination nicht als von vornherein
ausgeschlossen betrachten lassen, noch einmal
nachgeprüft wird, um die allgemein begründete
Annahme der Kontaminationsfreiheit im Einzelfall
zur Gewissheit zu steigern. Die Grundlage für diese
Prüfung kann mangels einer Spezialregelung nur in
der allgemeinen strahlenschutzrechtlichen Aufsicht
liegen (§ 179 Abs. 1 Nr. 2 StrlSchG i.V.m. § 19
AtG).
11 Stilllegungsleitfaden (Fn. 1), Ziff. 6.3.
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| Abb. 4:
Gammaspektroskopie an einem Schacht (im Rahmen der Herausgabe unterirdischer Strukturen
in einem Überwachungsbereich).
2. Räumliches und sachliches
Anwendungsgebiet der Herausgabe
Im vorigen Abschnitt ist ein wesentliches Ausschlusskriterium
für die Herausgabe dargelegt worden:
sie findet jedenfalls keine Anwendung auf
Bereiche, die der Freigabe vorbehalten sind. Wie ist
der räumliche und sachliche Anwendungsbereich
der Herausgabe darüber hinaus zu bestimmen? Der
Stilllegungsleitfaden hilft hier nicht weiter: er enthält
nur die negative Abgrenzung zum Kontrollbereich,
aber keine positive Festlegung.
a) Atomrechtliche Genehmigung und
„Anlage“ bzw. „Anlagengelände“
In der Literatur wird die Herausgabe teils als Instrument
zur „Befreiung aus der bestehenden
atomrechtlichen Bindung“ 12
verstanden oder die
Befugnis zur Freigabe aus der atomrechtlichen
Genehmigung abgeleitet. 13 Der Stilllegungsleitfaden
bezog in seiner Vorgängerfassung von 2016 die
Herausgabe auf Stoffe und Gegenstände, „die von
einer Genehmigung nach § 7 Absatz 1 AtG umfasst
sind“; 14 diese Formulierung findet sich
allerdings in der aktuellen Fassung
vom September 2021 nicht wieder – aus
Sicht des Verfassers zu Recht.
Gegen eine Anknüpfung der Herausgabe
an die „Anlage nach § 7 AtG“ oder
das „Anlagengelände“ spricht schon der
oben angeführte Umstand, dass es bei
der Herausgabe gerade nicht um die
Beurteilung geht, ob ein Bestandteil der
Anlage ohne Beeinträchtigung der
atomrechtlichen Sicherheits- und Sicherungsschutzziele
abgebaut und entfernt
werden kann, sondern um eine Frage
des Strahlenschutzes. Das bestätigt
auch der atomrechtliche Anlagenbegriff.
Nach der bekannten Definition
des BVerwG im Wyhl-Urteil 15
besteht
die Anlage aus dem Reaktor und allen
mit ihm in einem räumlich-betrieblichen
Zusammenhang stehenden Einrichtungen,
die seinen gefahrlosen
Betrieb überhaupt erst ermöglichen.
Entscheidend ist damit kein umgrenzter
räumlicher Bereich, sondern die funktionale
Zuordnung von Gebäuden und
Komponenten zum Anlagenbegriff
unter dem Gesichtspunkt der nuklearen
Sicherheit; damit hat die Herausgabe aber, wie oben
dargelegt, nichts zu tun.
Der funktionale atomrechtliche Anlagenbegriff
lässt sich auch in keine genaue Korrelation zu strahlenschutzrechtlich
relevanten räumlichen Bereichen
bringen. Sicherlich sind die meisten
Bestandteile der Anlage „Kernkraftwerk“ auch Teil
eines Strahlenschutzbereichs; es gibt aber auch
Bestandteile, die in der Genehmigung enthalten
sind, sich aber weitab von jeglichem radioaktiven
Stoff und jedem Strahlenschutzbereich befinden,
etwa das Einlaufbauwerk für das Kühlwasser, das
mitten im Fluss liegt, oder ein weitab liegendes
Gebäude für die Notstromversorgung. Umgekehrt
gibt es innerhalb des Detektionszauns, der die
äußere Umschließung des Kraftwerksgeländes und
in der Regel auch die Grenze des Überwachungsbereichs
darstellt, Gebäude wie etwa das Verwaltungsgebäude
oder die Kantine, die in der
AtG-Genehmigung nicht geregelt sind, sondern
unter einer „normalen“ Baugenehmigung errichtet
ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 19
12 Bothe/Hesse/Holl/Schulze, Die Praxis bei der Herausgabe nicht radioaktiver Stoffe in Deutschland, Strahlenschutzpraxis 3/2009, 37 (38).
13 Niehaus (Fn. 8), S. 256.
14 Leitfaden zur Stilllegung, zum sicheren Einschluss und zum Abbau von Anlagen oder Anlagenteilen nach § 7 des Atomgesetzes vom 23. Juni 2016
(BAnz AT 19.07.2016 B7), Ziff. 6.1.
15 BVerwG, Urt. v. 19.12.1985 – 7 C 65.82, BVerwGE 72, 300 (329).
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ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 20
Betriebsgelände denken. Das ist bei näherer
Betrachtung jedoch wenig überzeugend. Das Eigentum
sagt nichts aus über die Wahrscheinlichkeit
einer Kontamination und damit über einen strahlenschutzrechtlich
begründeten Anlass eines Herausgabeverfahrens.
In tatsächlicher Hinsicht ist
daran zu erinnern, dass das Eigentum des Genehmigungsinhabers
sich nicht notwendig auf das
gesamte Gelände erstreckt. Es gibt „Enklaven“
fremden Eigentums auf dem Betriebsgelände, etwa
die Zwischenlager, die im Eigentum der BGZ stehen,
oder u. U. Funktionsgebäude und Anlagen des
Netzbetreibers. Umgekehrt kann sich das Eigentum
des Betreibers auch auf Flächen jenseits des Zauns
und des Betriebsgeländes erstrecken; das hängt von
historischen Zufälligkeiten ab. So finden sich je
nach Standort naturschutzrechtliche Ausgleichsflächen
im Eigentum des Betreibers teils innerhalb,
teils außerhalb der Betriebsgelände.
Seine äußerste Begrenzung findet der räumliche
Bereich, in dem ein Herausgabeverfahren in Frage
kommt, jedenfalls darin, dass die Behörde ihre
strahlenschutzrechtliche Aufsicht nur gegenüber
dem Genehmigungsinhaber ausüben kann. Baut
etwa der Netzbetreiber seine Schaltanlage, die sich
innerhalb des Betriebsgeländes befindet, um und
fällt dabei Bodenaushub an, so findet unstreitig kein
Herausgabeverfahren statt, da der Netzbetreiber
nicht der Aufsicht der Atom- und Strahlenschutzbehörde
unterliegt; dasselbe gilt, wenn der benachbarte
Landwirt eine Jauchegrube aushebt.
| Abb. 5:
Gammaspektroskopie an einem Abfluss für die Herausgabe eines
ehemaligen Duschraums im Betriebsgebäude.
wurden. Dort können auch Bäume stehen, die
selbstverständlich nicht „atomrechtlich genehmigt“
sind. Insofern ist der Umstand, dass ein Gebäude
oder Gelände Teil der atomrechtlich genehmigten
Anlage „Kernkraftwerk“ ist, weder hinreichend
noch erforderlich, um ein Herausgabeverfahren zu
rechtfertigen.
b) Betriebsgelände und Eigentum
Noch diffuser wird der Zusammenhang mit Blick
auf das über das Anlagengelände hinausgehende
Betriebsgelände, das in der Regel vom sog. Demozaun
(Sicherungszaun) umfangen wird. Hier befinden
sich i. d. R. keine Bestandteile der Anlage
„Kernkraftwerk“, dafür aber andere Funktionsgebäude,
Parkplätze, Wiesen, Teiche etc.
Man könnte an eine Anknüpfung des Herausgabeerfordernisses
an das Eigentum des Betreibers am
Wenn dagegen der Betreiber auf seinem Gelände
ein Gebäude errichtet oder umbaut, dann handelt
hier zumindest die Person, deren Tätigkeit kraft der
Genehmigung der strahlenschutzrechtlichen Aufsicht
unterliegt. Allerdings ist damit noch nichts
über die tatsächliche Strahlenschutzrelevanz
gesagt. Man nehme etwa den Fall, dass die Baumaßnahme
des Betreibers auf einem Teil des Anlagengeländes
stattfindet, der stets für Zwecke verwendet
wurde, die von vornherein keinen Kontakt mit
radioaktiven Stoffen mit sich brachten (Pkw-Parkplatz,
Wiese, Biotop). Zusätzlich kann man den Fall
so bilden, dass die Baustelle von Orten, an denen
mit radioaktiven Stoffen umgegangen wird, weiter
entfernt ist als die erwähnte Schaltanlage oder der
Acker, auf dem die Jauchegrube ausgehoben wird.
Das ist in der Praxis durchaus möglich, da die
Betriebsgelände meist eine unregelmäßige Gestalt
aufweisen und das Reaktorgebäude oft nahe an
einer Seite des Geländes steht.
Insofern ist auch die Zugehörigkeit zum Betriebsgelände,
das unter der Verfügungsgewalt des
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Die Herausgabe – ein Instrument des Strahlenschutzrechts ı Christian Raetzke

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Betreibers steht, allein kein tauglicher Anknüpfungspunkt
für das Herausgabeverfahren.
c) Funktionale Zuordnung aufgrund
eines „Anfangsverdachts“
Betrachtet man den strahlenschutzrechtlichen
Zweck der Herausgabe und ihr räumliches Anwendungsgebiet
außerhalb von Kontrollbereichen,
so erweist sich letztlich die Überlegung als entscheidend,
in welchen Bereichen eine Kontamination
überhaupt vernünftig denkbar ist. Ein
wichtiger Ansatzpunkt hierfür ist die Frage, inwieweit
die Umgangsgenehmigung nach § 12 Abs.
1 Nr. 3 StrlSchG die meist in der atomrechtlichen
Genehmigung eingeschlossen ist, siehe § 10a Abs.
2 AtG – dem Betreiber außerhalb von Kontrollbereichen
Aktivitäten mit radioaktiven Stoffen
erlaubt, die möglicherweise zum Anfangsverdacht
einer Kontamination führen. Das kann etwa das
Transportieren und Abstellen von Behältern mit
radioaktiven Stoffen sein; ebenso könnte man an
Bereiche im Umfeld von Leitungen für möglicherweise
radionuklidführende Abwässer denken. Mit
diesen Überlegungen dürfte das über das Anlagengelände
(mit Detektionszaun und Überwachungsbereich)
hinausgehende Betriebsgelände
weitgehend ausscheiden, es sei denn, es gibt ausnahmsweise
für einen bestimmten Bereich einen
Anhaltspunkt für die Möglichkeit einer Kontamination.
Diese gleichsam funktionale Zuordnung von
Flächen und Gegenständen zum Herausgabeverfahren
aufgrund von Umständen, die einen „Anfangsverdacht“
zu begründen geeignet sein können,
findet, wie erwähnt, ihre äußerste Grenze jedenfalls
darin, dass nur der Genehmigungsinhaber der
strahlenschutzrechtlichen Aufsicht untersteht. Die
oben als Beispiel erwähnte Abwasser leitung kann
also nur insoweit ein Herausgabeverfahren etwa
für den Aushub des umgebenden Erdreichs begründen,
als sie unter dem Anlagengelände oder allenfalls
dem Betriebsgelände verläuft; führt sie durch
die Enklave des Netzbetreibers oder setzt sie sich
unter dem angrenzenden Acker fort, entfällt diese
Möglichkeit.
Zusammenfassend lässt sich feststellen: Ein Herausgabeverfahren
kann unter der strahlenschutzrechtlichen
Aufsicht der Behörde durchgeführt werden
für solche Teile des dem Betreiber unterstehenden
Anlagen- und Betriebsgeländes, für die tatsächliche
Umstände eine relevante Kontamination nicht von
vornherein als ausgeschlossen erscheinen lassen
und insofern einen Anfangsverdacht rechtfertigen.
Dies wird sich im Wesentlichen auf den Überwachungsbereich
beziehen lassen, der mit dem Anlagengelände
innerhalb des Detektionszauns meist
identisch ist; das darüber hinausgehende Betriebsgelände
dürfte davon im Regelfall nicht betroffen
sein, da es sich aus Strahlenschutzsicht nicht vom
„allgemeinen Staatsgebiet“ unterscheidet.
3. Anforderungen an den Nachweis,
dass keine Kontamination vorliegt
| Abb. 6:
Materialprobe einer
Kunststoffleitung
(Ablaufleitung
Neutrabecken).
a) Bestätigung der Kontaminationsfreiheit
Im oben geschilderten Rahmen ist es das Ziel des
Herausgabeverfahrens, die tatsächliche Kontaminationsfreiheit
zumindest bestimmter Stoffe oder
Gegenstände je nach den Umständen noch einmal
abzusichern. „Kontaminationsfreiheit“ bedeutet
ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 21
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ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 22
in diesem Zusammenhang Freiheit von relevanten
Kontaminationen durch Nuklide, die aus dem
Reaktorbetrieb stammen (zum „Herausrechnen“
von Kontamination aus Kernwaffen- und Tschernobyl-Fallout
siehe die ESK-Leitlinien 16 ). Die Herausgabe
dient – wie oben ausgeführt – dem Ziel, die
allgemein begründete Annahme der Kontaminationsfreiheit
im Einzelfall zur Gewissheit zu steigern.
Der Stilllegungsleitfaden 17 führt aus, die Kontaminations-
und Aktivierungsfreiheit von Stoffen und
Bodenflächen sei „unter Berücksichtigung der
Betriebshistorie durch geeignete Messungen
(Beweissicherungsmessungen) zu bestätigen“. In
der Praxis hat sich allerdings in dieser Hinsicht eine
differenzierte Vorgehensweise herausgebildet.
Nach den ESK-Leitlinien kann der Betreiber in
Abstimmung mit der Behörde für bestimmte Arten
von Stoffen oder Gegenständen aufgrund genereller
Überlegungen festlegen, dass sie unter Verzicht
auf Beweissicherungsmessungen vom Gelände entfernt
werden dürfen (sog. „Positivliste“). 18 Nur was
nicht auf dieser Liste steht, bedarf der Bestätigung
der Kontaminationsfreiheit, die durch ggf. die
Betriebshistorie berücksichtigende, stichprobenartige
Beweissicherungsmessungen erfolgt.
b) Beweislast
Bei der Bestätigung der Kontaminationsfreiheit
stellt sich die Frage nach der „Beweislast“ hinsichtlich
der Bereiche, die überhaupt für die Herausgabe
in Frage kommen, und bezüglich der Aufnahme in
die „Positivliste“. Bei der gesetzlich geregelten Freigabe
trägt der Betreiber die Beweislast vollumfänglich:
er muss jeden Gegenstand oder Stoff freimessen
und damit nachweisen, dass dessen Aktivität unter
den Freigabewerten liegt; nur so kann er die gesetzliche
Vermutung entkräften. Bei der Herausgabe
fehlt eine entsprechende gesetzliche Ermächtigung.
Die Behörde darf die auf die Freigabe bezogene
gesetzliche Unterstellung, dass ein radioaktiver
Stoff vorliegt, nicht auf einen über den Einsatzbereich
der Freigabe hinausgehenden Bereich erstrecken.
Im Rahmen ihrer strahlenschutzrechtlichen
Aufsicht darf sie deshalb nicht das gesamte Anlagen-
oder gar Betriebsgelände unter einen „Generalverdacht“
stellen und vom Betreiber den
Negativbeweis verlangen, dass keine Kontamination
oder Aktivierung vorgekommen sein kann.
Denn aufgrund der oben geschilderten Instrumente
des Strahlenschutzrechts ist erst einmal davon auszugehen,
dass keine relevante Kontamination oder
Aktivierung aufgetreten ist. Um den Bedarf einer
„Bestätigung“ und damit eine Nachweisführung
auszulösen, bedarf es zumindest eines Anhaltspunkts.
Auch ist ein Negativbeweis schon faktisch kaum
vollständig zu führen. Dies wird deutlich, wenn
man als Gegenbeispiel die Spaltstoffflusskontrolle
(Safeguards) von IAEO und Euratom im Reaktorgebäude
heranzieht: hier wird durch extrem aufwendige
Maßnahmen (Materialbilanzierung, fest
installierte verplombte Kameras, Kontrolle durch
Inspekteure etc.) der von völkerrechtlichen Verträgen
verlangte Negativnachweis geführt, dass
keine spaltbaren Stoffe abgezweigt werden. Eine
Übertragung solcher Maßnahmen, die in einem
eng beschränkten Raum und für ein begrenztes,
klar definiertes Inventar getroffen werden, auf das
gesamte Betriebsgelände zum Nachweis, dass sich
dort von vornherein nie Radionuklide in relevanter
Menge abgelagert haben können, wäre unmöglich;
er ist auch aus Strahlenschutzsicht unnötig, wie
oben ausführlich dargelegt wurde.
Daraus folgt, dass die o. g. „Positivliste“, die vom
jeweiligen Genehmigungsinhaber erstellt wird,
nicht restriktiv gehandhabt werden sollte; sie sollte
alle Gegenstände und Bereiche enthalten, bei denen
der zu fordernde „Anfangsverdacht“ nicht besteht;
das dürfte der Regelfall sein. Die Positivliste sollte
daher nicht nur bestimmte Stoffe, sondern auch
räumliche Bereiche umfassen, etwa das Betriebsgelände
außerhalb des Detektionszauns oder zumindest
Teilflächen, die aufgrund ihrer Nutzung oder
Gestaltung (Mitarbeiterparkplatz, Wiese) aus der
Nachweisführung von vornherein ausgeschieden
werden können. Nicht in die „Positivliste“ gehören
nur diejenigen Stoffe, Gegenstände oder Bodenflächen,
für die aufgrund von Anhaltspunkten ein
„Anfangsverdacht“ besteht, dass eine Kontamination
zumindest möglich sein könnte. Solche
Anhaltspunkte können sich aus der Betrachtung der
betrieblichen Prozesse, der Betriebshistorie oder
der Systemzusammenhänge der technischen Einrichtungen
ergeben.
c) Verantwortlichkeit für das Verfahren
Das Herausgabeverfahren sollte, wie andere
betriebliche Verfahren auch, eigenverantwortlich
vom Betreiber unter der Aufsicht der Behörde
durchgeführt werden. Selbst die Freigabe beruht
auf dem Grundmodell, dass der Strahlenschutzverantwortliche
eigenverantwortlich die Übereinstimmung
der freizugebenden Masse oder Teilmasse mit
16 ESK-Stilllegungsleitlinien (Fn. 3), S. 16 f.
17 Stilllegungsleitfaden (Fn. 1), Ziff. 6.3.
18 ESK-Stilllegungsleitlinien (Fn. 3), S. 16.
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dem Inhalt des Freigabebescheides feststellt (§ 42
Abs. 1 StrlSchV); das muss umso mehr für die nicht
gesetzlich geregelte Herausgabe gelten. Daher
beruht die behördliche Aufsicht bei der Herausgabe
in erster Linie auf der aufsichtlichen Begleitung der
vom Betreiber formulierten Vorgehensweise, einschließlich
der „Positivliste“; stichprobenartig kann
die Behörde überprüfen, ob der Betreiber dieser
Vorgabe nachkommt.
d) Vorgehen bei Befunden
In diesem Zusammenhang stellt sich die Frage, wie
man mit „Befunden“ bei den Beweissicherungsmessungen
umgeht. Die ESK-Leitlinien 19
enthalten
hierzu zwei Aussagen:
p Die Erkennungsgrenzen der beweissichernden
Messungen sollen sich an 10 % der Freigabewerte
orientieren.
p Befunde „oberhalb der Erkennungsgrenze jedoch
unterhalb von 10 % der Freigabewerte“ erforderten
„aus sicherheitstechnischer Sicht nicht
zwangsläufig die Durchführung eines Freigabeverfahrens“.
Wenn Befunde oberhalb von 10 % der für den jeweiligen
Stoff heranzuziehenden Freigabewerte auftreten,
soll offenkundig, auch wenn eine Aussage dazu
fehlt, ohne Weiteres der Übergang zur Freigabe
erfolgen. Unklar ist, ob bei Befunden unterhalb von
10 % in der Regel oder nur ausnahmsweise ein Freigabeverfahren
durchgeführt werden soll; die
| Abb. 7:
Probenahme von Material
aus einem Treppengeländer
im Betriebsgebäude.
Aussage „nicht zwangsläufig“ ist hier maximal
unbestimmt.
Damit wird jedoch insgesamt eine unzulässige Vermengung
der Herausgabe mit der Freigabe bewirkt.
Die Freigabewerte definieren eine feste Aktivitätsschwelle,
unterhalb derer ein Stoff aus dem Kontrollbereich
kein radioaktiver Stoff mehr ist, sobald
die Freigabe vollzogen ist. Das Erfordernis der Freigabe
ergibt sich – wie oben dargestellt – gemeinsam
aus der Definition des radioaktiven Stoffes in § 3
Abs. 2 Satz 1 Nr. 2 StrlSchG und aus der korrespondierenden
Freigaberegelung in § 31 Abs. 1 StrlSchV.
Mit der ESK-Regel wird eine Art vorgelagerte
Schwelle zu den Freigabewerten errichtet; das Herausgabeverfahren
dient aus Sicht der ESK letztlich
dazu, eine Entscheidung über das Wirksamwerden
der gesetzlichen Vermutung und damit über die
Notwendigkeit einer Freigabe zu treffen. 20 Eine solche
Funktion der Herausgabe bedürfte aber der
Regelung durch den Gesetz- und Verordnungsgeber,
einschließlich Werten für die Vorprüfung analog
zu den in § 3 Abs. 2 S. 1 Nr. 2 StrlSchG genannten
Freigabewerten. Vollends widersprüchlich wird es,
wenn man bedenkt, dass nur radioaktive Stoffe im
Sinne des § 3 StrlSchG freigegeben werden können.
Ein Stoff/Gegenstand auf dem – außerhalb des der
Freigabe vorbehaltenen Bereichs gelegenen – Anlagengelände
wird aber nicht dadurch zum radioaktiven
Stoff im Sinne des § 3 StrlSchG, dass seine
Aktivität 10 % der Freigabewerte erreicht (oder gar
nur oberhalb der Erkennungsgrenze liegt). 21
ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 23
19 ESK-Stilllegungsleitlinien (Fn. 3), S. 16.
20 Ebenso bei Eckhoff (Fn. 4), § 31 StrlSchV Rn. 22.
21 a.A. insoweit Eckhoff a.a.O.
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ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 24
Sicherlich ist es sinnvoll, eine Schwelle für Aktivitätsbefunde
bei Beweissicherungsmessungen zu
definieren; diese Schwelle sollte ausreichend unterhalb
der Freigabewerte liegen, um – dem Stichprobencharakter
der Beweissicherungsmessungen
Rechnung tragend – eine angemessene Sicherheitsmarge
zu gewährleisten. Anders als in der unklaren
Systematik der ESK muss diese Schwelle – hier: eine
Zehnprozentschwelle – dann aber, soll sie überhaupt
einen Sinn haben, auch ein Abschneidekriterium
nach unten darstellen. Zudem darf ein
Überschreiten der Schwelle seinerseits nicht automatisch
zu einer Freigabe führen. Wenn ein solcher
Befund auftritt, so wären zunächst die Ursache und
das Ausmaß zu ermitteln. In einem solchen Fall
könnte man zusätzliche Nachweise über die
Betriebshistorie verlangen; denkbar wäre auch, die
Dichte der Stichprobenmessungen zu vergrößern.
Wenn die Untersuchungen erweisen, dass die
Gegenstände oder Bodenflächen insgesamt oder
teilweise tatsächlich in relevantem Umfang mit
Nukliden aus dem Reaktorbetrieb kontaminiert
sind, so kann die Behörde ein auf den konkreten
räumlichen Bereich, der aufgrund der Befunde betroffen
ist oder betroffen sein kann, bezogenes Freigabeerfordernis
gem. § 31 Abs. 1 Satz 1 StrlSchV
festlegen. Eine solche behördliche Einzelfallregelung,
die das gesetzliche Freigabeerfordernis, das
grundsätzlich – wie oben unter II. 1. ausgeführt – an
bestimmte Strahlenschutzbereiche gebunden ist,
für einen darüber hinausgehenden Bereich gleichsam
aktiviert, ist als ein feststellender Verwaltungsakt
anzusehen.
IV. Fazit
Die Herausgabe ist nicht gesetzlich geregelt. Sie
kann definiert werden als ein zur allgemeinen
strahlenschutzrechtlichen Aufsicht gehörendes
Kontrollverfahren bei der Entfernung von nicht
radioaktiven Stoffen und Gegenständen aus dem
Überwachungsbereich und dem sonstigen Betriebsgelände
und dient, falls überhaupt erforderlich,
der Verifizierung, dass die aufgrund der Schutzvorschriften
des Strahlenschutzrechts zur Verhinderung
oder Begrenzung des Entweichens von
Radionukliden aus dem Kontrollbereich anzunehmende
Kontaminationsfreiheit auch tatsächlich
besteht. Sie ist grundlegend anders definiert als
die Freigabe, mit der Stoffe und Gegenstände aus
dem Kontrollbereich, die aufgrund der gesetzlichen
Unterstellung unabhängig von ihrer tatsächlichen
Aktivität zunächst als radioaktive Stoffe gelten,
durch einen rechtsgestaltenden Verwaltungsakt aus
dem Strahlenschutzrecht entlassen werden.
Da die Herausgabe keine rechtliche Statusveränderung
der betroffenen Stoffe und Gegenstände
bewirkt, ist sie als Ausprägung der allgemeinen
strahlenschutzrechtlichen Aufsicht auch ohne eine
spezifische gesetzliche Grundlage, wie sie für die
Freigabe geschaffen wurde, zulässig. Den behördlichen
Anforderungen sind hierdurch jedoch zugleich
bestimmte Grenzen gesetzt. Das Herausgabeverfahren
bedarf eines Anlasses; es muss konkrete
Anhaltspunkte für einen „Anfangsverdacht“ geben,
also Umstände, die eine Kontamination vernünftigerweise
nicht als von vornherein ausgeschlossen
betrachten lassen; ein auf das Betriebsgelände bezogener
„Generalverdacht“, der nur durch einen
Negativbeweis ausgeschlossen werden kann, ist
keine taugliche Grundlage. Überdies darf das Verfahren
der Herausgabe nicht mit überzogenen
Anforderungen und Prozessen „aufgeladen“ und
letztlich einem Freigabeverfahren angenähert werden.
Beachtet man diese Schranken, fügt sich die
Herausgabe als ein ergänzendes Instrument in das
Strahlenschutzrecht ein.
Autor
Dr. Christian Raetzke
Rechtsanwalt
Leipzig, Deutschland
christian.raetzke@conlar.de
Dr. Christian Raetzke ist Rechtsanwalt und seit über 20 Jahren im Atom- und
Strahlenschutzrecht tätig. Von 1999 bis 2011 arbeitete er für die E.ON Kernkraft
(heute PreussenElektra) in Hannover. 2011 ließ er sich als Rechtsanwalt mit
eigener Kanzlei in Leipzig nieder. Er veröffentlicht regelmäßig rechtswissenschaftliche
Beiträge und ist Dozent auf Seminaren und an internationalen
Fortbildungseinrichtungen zum Atom- und Strahlenschutzrecht.
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Arbeitsschutz beim Rückbau
von Kernkraftwerken
Erste Schritte rechtzeitig einleiten
Reinhard Bojer
In der biblischen Erzählung vom Turmbau zu Babel errichteten die Menschen ein kolossales Bauwerk,
welches bis in den Himmel ragen sollte. Dies gefiel dem Herrn nicht und er gab jedem Beteiligten eine
andere Sprache, womit ein sofortiger Baustopp wegen fehlender Kommunikationsmöglichkeiten einsetzte.
Gleich mit Beginn des Rückbaus werden unsere
Kernkraftwerke zum umgekehrten Babel. Verständigungsschwierigkeiten,
durch multinationales
Personal, gilt es deshalb auf möglichst effektive
Weise zu begegnen, was zur wirksamen Unfallverhütung
und dem Fortgang der Arbeiten unerlässlich
ist.
Durch die immer weiter wachsende Globalisierung
haben wir uns auf mindestens ein Dutzend
verschiedene Sprachen bei den deutschen Rückbauanlagen
einzustellen. Diese zu bewältigen ist
eine Herkulesaufgabe und ruft nicht nur Dolmetscher
auf den Plan. Möglichkeiten nonverbaler
Kommunikation sollten so früh wie möglich
betrachtet werden.
Schwarz-Weiß Stummfilme der Jahrhundertwende
weisen mögliche Wege. Durch schauspielerische
Leistung, mittels Gestik und Pantomime,
unterlegt mit Geräuschen und Musik, haben u. a.
Charly Chaplin und Dick & Doof Weltruhm erlangt.
Was liegt also näher, als bei der multinationalen
Kenntnisvermittlung an die Geschichte anzuknüpfen
und Wissensvermittlung mit Hilfe von
Stummfilmen durchzuführen. In Frage kommende
Drehbuch-Berater sind u. a. Lehrer für Gebärdensprache.
Wünschenswert wäre ein konzernübergreifend
erarbeiteter Stummfilm für die deutschen
Rückbauanlagen, nicht nur zum Vorteil für
„Location Traveller“. Ein Arbeitsschutz-Stummfilm
„made in Germany“ könnte zudem in anderen
Branchen Verwendung finden. Schließlich
glänzen deutsche Kernkraftwerke seit Jahrzehnten
mit den weltweit niedrigsten Unfallzahlen.
Dieses „know-how“ ist exportfähig.
Dolmetscher
Bei einer einheitlich deutschen Baustellen -
sprache sind Dolmetscher Dreh- und Angelpunkt
der Verständigung. Die fehlerfreie Weitergabe
sicherheitsrelevanter Informationen dürfte dabei
als originäre Dolmetscheraufgabe gelten, ebenso
die Drei-Wege-Kommunikation. Für den Arbeitsschutz
ist die Vermeidung von Fehldeutungen und
Missverständnissen ein wichtiges jedoch nicht
alleiniges Kriterium. Interkulturelle Erfahrungen
auf deutschen Hoch- und Tiefbaustellen werfen
ihre Schatten für unsere Rückbauanlagen voraus.
In der deutschen Baubranche herrschen bereits
seit etlichen Jahren zunehmend babylonische
Verhältnisse. Aus Erfahrungen und gemeisterten
Problemen gelernt, bieten Kontraktoren ihren
Auftraggebern inzwischen verstärkt den Einsatz
zweisprachiger Poliere an. Diese Fachleute
fungieren als berufliche Kompetenzträger und
schalten sich bei der Bewältigung von Verständigungsproblemen
ein. So besteht eine weniger
fehlerbehaftete Kommunikation an deutschausländischer
Schnittstelle, als bei reiner Übersetzungsarbeit;
ein gemeinsamer Vorteil für Arbeitsschutz
und Auftragserfüllung. Diese Doppelrolle
kommt nicht zuletzt dem Arbeitsschutz zugute
und spricht für wenig Korrekturbedarf vor Ort. So
wird die gesetzliche Vorgabe zur Gefährdungsbeurteilung
genauso verantwortungsvoll umgesetzt,
wie vertragliche Vereinbarungen zur werktätigen
Auftragserfüllung.
Das bereits herausragend erfahrene, verbleibende
Betriebspersonal der laufenden KKW, wird ab
Beginn des Rückbaus mit neuen Herausforderungen
konfrontiert und muss sich zunächst mit
diesen vertraut machen, um ihren hohen Qualitätsstandart
zu halten.
Besondere Betrachtung müssen in diesem Prozess
ausländische Rückbau-Handwerker mit niedrigem
Bildungsstand finden. Die Verhütung von Unfällen
erfordert in folgenden Fällen Erfahrung und
Wissen von Sicherheitsfachkräften:
ENVIRONMENT AND SAFETY 25
Environment and Safety
Arbeitsschutz beim Rückbau von Kernkraftwerken – Erste Schritte rechtzeitig einleiten ı Reinhard Bojer

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
ENVIRONMENT AND SAFETY 26
p ständig wechselnde Arbeitsorte und
Arbeitsbedingungen
p Räumliche Enge
p gegenseitige Gefährdungen
p Tätigkeiten in Gruben, Schächten oder
unter Absturzgefahr
p Vorhandensein von Lärm, Staub und
Vibrationen
p Arbeiten im direkten Umfeld von Maschinen
p Einfluß von Nässe, Hitze, Kälte oder Zugluft
p unbefestigte Wege und Löcher im Erdreich
p in Baustoffen enthaltene Gefahrstoffe
p überschreiten der Leistungsfähigkeit
p Arbeiten in Zwangshaltung
p monotone Arbeitsabläufe
Schutzmaßnahmen müssen intensiver als jemals
zuvor mit den Arbeitsausführenden kommuniziert
werden. Vormals gespeicherte Ergebnisse alter
Gefährdungsbeurteilungen bieten zwar eine
gewisse Rechtssicherheit, verhindern aber vor Ort
keine Unfälle. Verbindliche, schriftlich angewiesene
Schutzmaßnahmen und Anweisungen
müssen gesichert bis ans Ende der Informationskette
vordringen und umgesetzt werden.
Unvermeidlich ist dadurch die Erschwernis der
werktätigen Handlungsfähigkeit. Dies ist legitim,
solange keine Handlungsunfähigkeit droht. Die
gewünschte Akzeptanz kann jedoch übertroffen
werden, wenn die Mitarbeiter wollen was sie
sollen; ein durch charismatische Überzeugungsarbeit
durchaus erreichbarer Zustand. Sich unter
autoritärer Führung bildende „Jammerclubs“ sind
in diesem Idealfall kaum zu befürchten und
müssen weder mühsam eroiert noch zerschlagen
werden.
Autor
Reinhard Bojer
Fachkraft für Arbeitssicherheit,
KKW Emsland
ReinhardBojer@web.de
Nach seiner Berufsausbildung im Maschinenbau und einer Zeit als Feuerwehrmann
arbeitete Reinhard Bojer zunächst bei Exxon Nuclear in der Brennelementfertigung.
Anschließend wechselte er zur VEW und unterstütze dort beim Bau
und der Inbetriebsetzung des Kernkraftwerks Emsland, wo er ab 1993 als Sicherheitsbeauftragter
tätig war und seit 2004 Fachkraft für Arbeitssicherheit ist.
Weiterhin ist er Brandschutzbeauftragter gemäß CFPA Europe und zwz. stellv.
Leiter der Werkfeuerwehr.
Einhaltung des Arbeitsschutzes beim KKW-Rückbau
Die übergeordnete Gefährdungsbeurteilung
p Arbeiten sind so geplant und vorbereitet, dass (möglichst) PSA-frei gearbeitet wird.
p Im Sinne des Gesundheitsschutzes ist bei Zerlegungsarbeiten sichergestellt, dass händisch zu
transportierende Teile ein Einzelgewicht von 25 kg möglichst deutlich unterschreiten.
p Eine ausreichende Freihaltung und Passierbarkeit von Flucht- und Rettungswegen
ist sichergestellt.
p Feuerlöscher, Verbandkästen, Augenduschen u. ä. sind ungehindert erreichbar.
p Der reibungslose Ablauf von Evakuierung und Menschenrettung ist zu jeder Zeit gesichert.
p Es sind ausschließlich geprüfte und europäisch genormte Arbeitsmittel im Einsatz.
Bei Ingebrauchnahme besteht Mängelfreiheit.
p Gefahrstoffe sind an Arbeitsplätzen höchstens in Tagesmengen vorhanden.
Nicht vermeidbare Vorratshaltung oder Lagerung vor Ort geschieht unter Aufsicht
der Werkfeuerwehr.
p Absturzgefahren sind vor Arbeitsfreigabe beseitigt.
p Es sind bevorzugt Akkugeräte im Einsatz. Sie haben Vorrang vor kabelgebundenen Geräten.
p Stolpergefahren durch Kabel und Schläuche sind durch wandnahes Verlegen oder
Aufhängen in einer Höhe von mindestens 2 m beseitigt.
p Die Verwendung von Audio-Kopfhörern, jeglicher Form und Art, ist zur sicheren
Wahrnehmung akustischer Signale und Verständigung untersagt.
p Gefährliche Alleinarbeit findet ausschließlich in Ausnahmefällen und unter Einhaltung
konkreter Schutzmaßnahmen statt.
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Arbeitsschutz beim Rückbau von Kernkraftwerken – Erste Schritte rechtzeitig einleiten ı Reinhard Bojer

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Top-Ten-Maßnahmen stellen die multinationale
Unfallverhütung auf ein solides Fundament und
ergeben eine regelbasierte Grundordnung
– 01 – Helme
Nach dem Motto, gleiche Farbe – gleiche Zugehörigkeit,
sind die Helmfarben festgelegt.
p Bauleitung ROT
p Führungsebene und Koordinatoren ORANGE
p Dolmetscher BLAU
p Arbeits- Brand- und Objektschutz WEISS
p Hilfsarbeiter GRÜN
p Facharbeiter und
Aufsichtspersonen GELB
p Handwerker und
Hilfsarbeiter GRÜN
– 02 – Warnwesten
Neben der farblichen Zuordnung von Arbeitsschutzhelmen
vervollständigen farbige Warnwesten
die Kleiderordnung und das nicht nur im Bereich des
Arbeitsschutzes. Die Farben von Helm und Warnweste
signalisieren weit sichtbar die jeweilige Verantwortung,
Stellung und Aufgabe des Personals.
p Neulinge auf der Baustelle GRÜN
(die ersten 6 Wochen)
p Kraftwerkspersonal VIOLETT
p Strahlenschutz ORANGE
p Wachdienst BLAU
p Besucher WEISS
zur Entwicklung neuer grafischer Darstellungen ein
kreatives Team nicht divers genug sein.
Beispiel:
Die 3-A-Regel
als Grafik
– 04 – Verbot von Schlauchschellen
Schlauchschellen mit Schneckengewinde wurden im
Jahre 1922 erfunden und gelten im Arbeitsschutz als Antiquitäten.
Sie bildeten von Anfang an eine Verletzungsgefahr
für die Hände und nicht nur bei der Handhabung
von Schläuchen. Auch das Festschrauben oder Nachziehen
(z. B. bei Leckagen) erfordert den ebenso kraftvollen
wie gefährlichen Einsatz eines Schraubendrehers.
Quetschhülsen sind hervorragende Alternativen. Handverletzungen
beim Verbinden, Anschließen oder Lösen
von Schläuchen sind mit dieser Substitutionsmaßnahme
weitgehend ausgeschlossen. Dieser Umstand rechtfertigt
zum Wohle der Unfallverhütung das generelle Verbot
klassischer Schneckengewinde-Schellen.
– 05 – Glasverbot
Glasbruch bedeutet immer eine erhebliche Gefahr für
Schnittverletzungen. Ein striktes Verbot ist kurzfristig
umsetzbar und leicht zu kommunizieren. Dieses Verbot
bezieht sich nicht nur auf Getränkeflaschen, sondern
auf alle Bedarfsgegenstände, Ausrüstungen, (mobile)
Beleuchtungskörper usw. Diese Maßnahme wirkt sich
zudem positiv auf das Sicherheitsbewusstsein der Mitarbeiter
aus. Auf verschiedenen Großbaustellen im Ausland
hat sich diese Vorschrift unterdessen bewährt.
ENVIRONMENT AND SAFETY 27
– 03 – Grafik statt Text
Nur-Text-Schilder der Sicherheitskennzeichnung vor
Ort werden so weit wie möglich durch Grafiken ersetzt.
Die Abschaffung von Schrift auf Schildern, Tafeln und
Wänden lässt sich vergleichsweise frühzeitig umsetzen.
Eine Zusammenarbeit zwischen: Kraftwerksingenieuren,
Sicherheitsfachkräften, Beratern für Logo-Design, Kindergärtnerinnen,
und Personen aus einschlägigen pädagogischen
Berufen mag ungewöhnlich erscheinen, kann
– 06 – Sicherheitsmesser
Sicherheitsmesser haben verdeckte Klingen oder einen
automatischen Klingenrückzug. Sie verhindern im
höchsten Maße Schnittverletzungen, Arztbesuche und
Arbeits ausfälle. Deshalb sind konventionelle Messer verboten.
Der Fachhandel hält verschiedene Modelle sicherer
Messer für unterschiedliche Schneidaufgaben bereit. Die
Unfallverhütung lebt an dieser Stelle von der sorgfältigen
Auswahl bedarfsgerechter Sicherheitsmesser, möglichst
mit willensunabhängigem Klingenrückzug, bei denen am
Ende des Schnittes die Klinge zurückschnellt.
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ENVIRONMENT AND SAFETY 28
Top-Ten-Maßnahmen …
– 07 – Anweisungen in Landessprache
Verschiedene Schriftstücke bilden die Grundlage für
wirtschaftliche und sichere Baupro zesse. Diese sind in
jeder gesprochen Fremdsprache in Papierform verfügbar.
p Alle erforderlichen Betriebsanweisungen
p Arbeitsanweisungen
p Baustelleneinrichtungspläne
p Baustellenordnung
In allen vier Fällen garantiert die Bauleitung ständige Aktualität.
Bei Anpassungs- oder Änderungsbedarf übernehmen
Dolmetscher die erforderliche Übersetzungsarbeit
und Datenpflege. Um gefährliche Irrtümer zu vermeiden,
sind nach Änderungen die Mitarbeiter unverzüglich und
anlassbezogen zu unterweisen.
– 08 – Schachtumwehrungen
aus Gerüstmaterial
Ein Schachtdeckel wird abgehoben, wobei im selben
Moment eine Absturzgefahr entsteht. Damit niemand in
den Schacht fallen kann, ist eine Absicherung erforderlich.
Die Sicherung erfolgt durch eine Umwehrung aus
Gerüstmaterial.
Grundprinzip:
p Vier Stützen (Stiele) mit dreiteiligem
Seitenschutz ins Quadrat stellen und die
Absturz gefahr ist beseitigt.
p Flatterband ist Dekoration.
– 09 – Rote Vorhängeschlösser
Ausschließlich der Bauleiter verfügt über eine Anzahl
roter, gleichschließender Vor hänge schlösser und hat die
Schlüsselgewalt. Sobald die Unfallverhütung vor Ort zur
Chefsache wird, kommen in seinem Ermessen Vorhängeschlösser
zum Einsatz.
Beispiel 1:
Der Bauleiter sichert im Einzelfall Handräder von Armaturen,
welche bei Fehlbetätigung zu einer akuten (Lebens)
Gefahr führen.
Beispiel 2:
Bei Behälterbefahrungen warnt das rote Schloss in einem
Schraubenloch des Deckelflansches so lange vor
unerlaubter Remontage, bis das Schloss vom Bauleiter
wieder abgenommen wird.
Er selbst vergewissert sich davon, dass sich im Behälter
weder Personen noch Gegenstände befinden. Den Sinn
und Zweck roter Schlösser kennt jeder Mitarbeiter auf
der Baustelle. Dies wird im Rahmen von Erstschulungen
(Stumm film?) sichergestellt. Der Anblick eines roten
Helmes bzw. roter Vorhängeschlösser hat zudem eine
wertvolle psychologische Wirkung und zeugt von einer
hohen Erwartungshaltung und strengen Kontrolle der
Bauleitung bei der Verhütung von Unfällen.
– 10 – Safty-Points
Im Freigelände befinden sich weit sichtbare Notfallstationen.
Ein rot-weißer Windsack in mehreren Metern
Höhe und das unverkennbare Rettungszeichen E007
(Sammelstelle) kennzeichnet die mobilen Safty-Points.
Die Unterkonstruktion hat die Form einer Europalette,
womit die Transportfähigkeit mittels Gabelstapler oder
Hubwagen gewährleistet ist. Die Stromversorgung erfolgt
über Wechselakkus. Alle Safty-Points stehen mit
den betrieblichen Stellen drahtlos in Verbindung und
sind so positioniert, dass sie sich nach dem Passieren
von (Not) Ausgangstüren im Blickfeld befinden. Durch
die vorhandene Ausrüstung erfüllen sie die Vorstellung
schnell verfügbarer Mittel in Notfällen.
Die einheitliche Ausrüstung besteht deshalb aus:
p Defibrillator und weitere Ausrüstungen
zur Ersten-Hilfe
p Kommunikationsmittel für die Sammelstelle
p Notruftelefon für Deutschsprachige
p Alarmknopf für fremdsprachige Personen
p Lautsprecher für Durchsagen
p Blitzleuchte zur Visualisierung eines
Alarmzustandes
p Feuerlöscher
p Ölbindemittel
Noch vor wenigen Jahrzehnten galt im
Kraftwerksbau ein tödlicher Arbeitsunfall
pro 100 MW Kraftwerksleistung als völlig
normal; ein auf internationaler Ebene
bestehender Durchschnittswert.
Bei mehreren tausend Arbeitern auf Großbaustellen
war zu damaliger Zeit der tägliche
Anblick von Blaulichtfahrzeugen nichts
Ungewöhnliches.
Mit konsequenter Umsetzung von § 5
des Arbeitsschutzgesetzes von 1996, der
Forderung nach Gefährdungsbeurteilungen,
lässt sich die Wiederholung einer entsetzlichen
100 MW Todesfallstatistik für KKW-
Rückbauanlagen verhindern.
Environment and Safety
Arbeitsschutz beim Rückbau von Kernkraftwerken – Erste Schritte rechtzeitig einleiten ı Reinhard Bojer

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Zerstörungsfreie Plausibilitätsprüfung
der stofflichen Beschreibung
radioaktiver Abfälle mittels QUANTOM®
Laurent Coquard, Andreas Havenith und Co-Autoren
Im Endlagerungsverfahren Konrad wird von den Ablieferungspflichtigen eine stoffliche Beschreibung der
radioaktiven Abfälle gefordert. Diese Anforderung ist insbesondere für Altabfälle herausfordernd, da die
Ablieferungspflichtigen Plausibilitätsnachweise der stofflichen Beschreibung bei teilweise unzureichend
dokumentierten Abfällen erbringen müssen. Zur zerstörungsfreien messtechnischen Erbringung eines solchen
Plausibilitätsnachweises wird die innovative Fassmessanlage QUANTOM® (QUantitative ANalyse
von TOxischen und nicht toxischen Materialien) präsentiert. Die Messanlage basiert auf der prompten und
verzögerten Gamma-Neutronen-Aktivierungs-Analyse (P & DGNAA) und ermöglicht eine Multi-Elementanalyse
der im 200-l-Fass enthaltenen Materialien, wodurch eine bestehende stoffliche Beschreibung mittels
Stofflisteneinträgen verifiziert werden kann. Auf Grundlage der Messergebnisse kann sowohl die vom
Ablieferungspflichtigen getätigte stoffliche Beschreibung bestätigt werden als auch der Nachweis erbracht
werden, dass bestimmte wassergefährdende Stoffe nicht in den Abfällen enthalten sind (Ausschlussprinzip).
QUANTOM® ergänzt synergetisch bestehende zerstörungsfreie Messverfahren die sich der Aktivitätsoder
Kernbrennstoffbestimmung sowie der Visualisierung der Dichteverteilung innerhalb der Abfallmatrix
widmen. Der erste Prototyp von QUANTOM® ist seit 2020 in Betrieb und wurde im Jahr 2022 validiert.
HERAUSFORDERUNGEN IM
ENDLAGERUNGSVERFAHREN KONRAD
Die Qualifizierung radioaktiver Abfallkontingente
ist bis zur Inbetriebnahme des Endlagers Konrad im
Jahr 2027 im besonderen Fokus der Abführungs-/
Ablieferungspflichtigen. Aufgrund des Gesetzes zur
Neuordnung der Verantwortung in der kerntechnischen
Entsorgung können die kernkraftwerksbetreibenden
Unternehmen bereits seit dem 1. Januar
2020 vernachlässigbar wärmeentwickelnde radioaktive
Abfälle an die BGZ (Bundesgesellschaft für
Zwischenlagerung mbH) übergeben. Für beide
Entsorgungswege, die direkte Anlieferung an das
Endlager Konrad oder die Übergabe an die BGZ,
ist es jedoch erforderlich, dass die Abfallgebinde
die Endlagerungsbedingungen Konrad [1] erfüllen
und die Produktkontrolle durch die BGE (Bundesgesellschaft
für Endlagerung) abgeschlossen ist.
Bis dato ist nur ein Bruchteil der bestehenden und
konditionierten Abfallkontingente endlagergerecht
verpackt und hat die Produktkontrolle erfolgreich
abgeschlossen. Insbesondere die radiologische und
stoffliche Beschreibung von Altabfällen ist teilweise
unzureichend, um diese Abfälle für die Endlagerung
zu qualifizieren. Die Abfälle befinden sich
größtenteils noch in Abfallfässern und werden nach
abgeschlossener Charakterisierung in endlagerzulässigen
Abfallbehältern verpackt.
Aufgrund ihres Gefahrenpotentials müssen radioaktive
Abfälle im Rahmen des Endlagerungsverfahrens
Konrad sachgerecht konditioniert und entsorgt
werden. Die vom Abfall ausgehende Gefährdung
begründet sich aus der möglichen biologischen Schädigung
durch die ionisierende Strahlung, welche
von den in den Abfällen enthaltenen Radionukliden
emittiert wird sowie aus den im Abfall enthaltenen
wassergefährdenden nicht radioaktiven Stoffen, die
meist persistent sind. Hieraus ergibt sich die Anforderung,
dass radioaktiver Abfall vom Verursacher
radiologisch und stofflich charakterisiert werden
muss [2]. Gerade bei Altabfall werden häufig unzureichende
und unstimmige Abfalldeklarationen
festgestellt, welche einer endlagergerechten Qualifizierung
und Einlagerung im Wege stehen.
Bislang erfolgt eine Überprüfung zur vollständigen
endlagergerechten Charakterisierung radioaktiver
Altabfälle meist durch eine aufwendige Öffnung der
Fässer. Das Öffnen von Fässern für eine visuelle
Kontrolle, oder eine Probenentnahme führt zu einer
Deklaration der zu untersuchenden Altabfälle als
Neuabfall, an welchen, im Gegensatz zu Altabfällen,
deutlich restriktivere Anforderungen geknüpft
sind. Des Weiteren machen zerstörende Prüfverfahren
eine Umverpackung der Abfälle notwendig,
welche in Folge eine Volumenvergrößerung der Altabfälle
bedeuten kann
Stand der Technik der zerstörungsfreien
Meßverfahren
Weltweit werden segmentiertes oder integra les
Gamma-Scanning sowie aktive oder passive
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 29
Decommissioning and Waste Management
Zerstörungsfreie Plausibilitätsprüfung der stofflichen Die Strategie Beschreibung des schwedischen radioaktiver Rückbauprogramms Abfälle mittels QUANTOM® von Uniper ı ı Laurent Michael Coquard Bächler, , Mikael Andreas Gustafsson Havenith

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FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 30
Neutronendetektion als Standardverfahren zur
zerstörungsfreien Messung zur radiologischen Charakterisierung
und Qualitätssicherung radioaktiver
Abfallgebinde eingesetzt [2]. Diese Verfahren bestimmen
die isotopenspezifischen Aktivitäten von
Radionukliden in Abfallgebinden. Sie können jedoch
keine nicht-radioaktiven Gefahrstoffe wie Cadmium,
Quecksilber, Blei, Biphenyle, usw. nachweisen.
Zusätzlich zu diesen Verfahren werden radiographische
und/oder tomographische Messverfahren
eingesetzt, um die heterogene Matrix und Dichteverteilung
von Abfallfässern zu untersuchen. Diese
bildgebenden Verfahren zeigen jedoch nur die ortsaufgelöste
Schwächung von Strahlung und erlauben
keine direkte Identifizierung von Substanzen. Die
bestehenden bildgebenden Verfahren weisen mittels
Dichteklassen mögliche Materialfraktionen
wie Metalle, organischen Verbindungen, Wasser
oder Beton zu. Die radiographischen/tomographischen
Verfahren können jedoch nicht zwischen
verschiedenen Materialien mit ähnlichen Dichten
wie beispielsweise Cadmium und Kupfer unterscheiden.
Da die chemotoxischen Potenziale dieser
Elemente sehr unterschiedlich sind und nicht durch
die oben genannten zerstörungsfreien Technologien
bestimmt werden können, war die Entwicklung
eines neuen zerstörungsfreien Messverfahrens
zur Charakterisierung von Abfällen erforderlich.
Dieses Messverfahren basiert auf einem aktiven
Neutroneninterrogationsverfahren und wird in der
Fassmessanlage QUANTOM® umgesetzt.
Innovative Lösung: QUANTOM®
Bei der Messanlage QUANTOM® kommt als
innovatives Analyseverfahren die prompte und verzögerte
Gamma-Neutronen-Aktivierungs-Analyse
(P & DGNAA) zur Anwendung. Die Prompt-Gamma-
Neutronen-Aktivierungs-Analyse (PGNAA) beruht
auf dem gamma-spektrometrischen Nachweis der
quasi-simultan zur neutroneninduzierten Kernreaktion
emittierten Gamma-Strahlung [4]. Insofern
stellt die PGNAA, im Gegensatz zur DGNAA, keine
Anforderung an die Halbwertszeit der gebildeten Aktivierungsprodukte.
Diese zwei Kernprozesse sind
in Abbildung 1 schematisch dargestellt (PGNAA in
orange und DGNAA in blau).
Die Messanlage QUANTOM® verwendet als Neutronenquelle
einen D-D-Neutronengenerator, welcher
isotrop Neutronen mit einer Energie von 2,5 MeV und
einer maximalen Quellstärke von 4x10 9 Neutronen
pro Sekunde emittiert. Im Inneren des Neutronengenerators
wird als Betriebsstoff Deuteriumgas
ionisiert und die Deuteronen durch eine Hochspannung
von 130 kV auf ein Target beschleunigt. Der
Neutronengenerator kann entweder kontinuierlich
oder gepulst betrieben werden. Zur Überwachung
der Quellstärke wird eine U-238-Spaltkammer in
der Nähe des Neutronengenerators platziert und
betrieben.
Die erzeugten Neutronen bestrahlen ein 200-l-
Abfallfass, welches sich im Inneren einer Moderationskammer
aus hochreinem Graphit befindet. Der
Graphit moderiert und reflektiert die Neutronen und
maximiert somit den thermischen Neutronenfluss
im Inneren des Abfallfasses. Der Inhalt des Fasses
wird aktiviert und die induzierte Gamma-Strahlung
wird mittels zwei n-Typ HPGe-Detektoren mit
einer relativen Effizienz von jeweils 60 % gemessen.
Die Germaniumdetektoren sind elektrisch
gekühlt, eine zusätzliche Kühlung mit flüssigem
Stickstoff ist nicht notwendig. Die
zwei HPGe-Detektoren befinden
sich in der Moderationskammer
umgeben von Kollimatoren. Beide
Detektoren können mit geringem
Aufwand aus der Messposition
entnommen werden. Der das
Fass umgebende Neutronenfluss
wird online von 32 3 He-Proportionalzählern
mit einem niedrigen
Gaspartialdruck von 50 kPa 3 He
und 100 kPa Argon gemessen.
Die Anzahl und die Positionen
der Neutronendetektoren wurden
basierend auf Monte-Carlo-Simulationen
optimiert [5].
| Abb. 1:
Prinzip der P&DGNAA. Die Zeitfenster (orange und blau) geben die durchschnittliche Dauer für die
jeweiligen Kernprozesse an. Nach Aktivierung durch ein Neutron erfolgt die Emission prompter
Gamma-Strahlung, der resultierende Atomkern ist entweder ein Radionuklid, welches verzögerte
Gamma-Strahlung emittiert (1), oder ein stabiler Kern (2).
Im Rahmen des Analyseverfahrens
werden kollimierte sektorale
Messungen durchgeführt. Dabei
Decommissioning and Waste Management
Die Zerstörungsfreie Strategie des Plausibilitätsprüfung schwedischen Rückbauprogramms der stofflichen von Beschreibung Uniper ı Michael radioaktiver Bächler, Abfälle Mikael mittels Gustafsson QUANTOM® ı Laurent Coquard , Andreas Havenith

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| Abb. 2:
Schematische Darstellung einer segmentierten Messung. Das Fass wird in
vier horizontale Segmente (Layer) unterteilt, welche in 12 weitere Winkelsektoren
partitioniert werden. Zwei Detektorsysteme (D) ermöglichen die
zeitgleiche Messung zweier Sektoren. Durch geeignete Drehungen (60°)
werden alle Partitionen einmal gemessen. Sektoren mit gleicher Farbe
werden zeitlich betrachtet parallel gemessen.
wird das zu messende Fass in Partitionen zerlegt,
wie es beispielhaft in Abbildung 2 dargestellt ist.
Für jede Partition wird ein separates Gamma-Spektrum
aufgenommen. Hierzu wird das Fass rotiert und
angehoben, sodass sich primär nur die jeweiligen
zwei Zielsektoren im kollimierten Sichtbereich der
HPGe-Detektoren befinden (Mantelflächen-Scan).
Im Modell der Auswertung werden diese Sektoren
sieben Mal radial unterteilt, woraus sich 336 Partitionen
ergeben (Abbildung 3). Eine gemeinsame
Auswertung aller Spektren durch ein neuartiges
Verfahren ermöglicht es die Elementzusammensetzung
individuell für jede einzelne Partition zu
quantifizieren und reduziert somit die Unsicherheit,
welche aus der inhomogenen Zusammensetzung des
Abfallfasses resultiert.
Durch den Einsatz der zwei HPGe-Detektoren, die
symmetrisch zum Neutronengenerator angeordnet
sind, werden stets zwei Sektoren gleichzeitig
gemessen, wobei eine doppelte Messung des gleichen
Sektors vermieden wird. Die Verwendung
von zwei Detektoren reduziert die Messzeit und
steigert die Sensitivität der Messanlage. Die durch
die kollimierte Messung und rekonstruierte ortsaufgelöste
Elementzusammensetzung erzielten
Verbesserungen sind entscheidend für die Anwendung
der Technologie im Endlagerungsverfahren
Konrad. Die Moderationskammer ist von einer Neutronen-
und einer Gamma-Abschirmung umhüllt.
Diese Abschirmungen bestehen aus borierten Polyethylen-Platten
und Blei-Stahl-Verbundplatten.
Eine Gesamtübersicht der aufgebauten QUANTOM®
Messanlage im Technikum der AiNT GmbH ist in
Abbildung 4 dargelegt.
Die erforderliche Genehmigung gemäß § 12
Abs. 1 Nr. 1 Strahlenschutzgesetz (StrlSchG) für
den Betrieb der Messanlage liegt vor. Zusätzlich
wurde eine Genehmigung gemäß § 12 Abs. 1 Nr.
3 StrlSchG zum Umgang mit offenen radioaktiven
Stoffen bis zum 3x10 9 -fachen der Freigrenze und
bis zum 10 6 -fachen der Freigrenze (umschlossen)
erlangt, um die Eignung auch bei radioaktiven Abfallfässern
zu validieren. Die Inbetriebnahme der
Messanlage QUANTOM® im Jahr 2020 wurde durch
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 31
| Abb. 3:
3D-Darstellung einer Elementverteilung aus der Datenanalyse
mit QUANTOM® in einem 200-l-Abfallfass (z. B. Blei).
| Abb. 4:
Gesamtübersicht der aufgebauten Messanlage QUANTOM®.
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Zerstörungsfreie Plausibilitätsprüfung der stofflichen Die Strategie Beschreibung des schwedischen radioaktiver Rückbauprogramms Abfälle mittels QUANTOM® von Uniper ı ı Laurent Michael Coquard Bächler, , Mikael Andreas Gustafsson Havenith

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FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 32
einen hinzugezogenen Sachverständigen begleitet
und die Anlage hierbei mängelfrei abgenommen.
Zerstörungsfreie Messungen von radioaktiven Abfallfässern
mittels QUANTOM® am derzeitigen
Aufstellort sind möglich und wurden bereits durchgeführt.
Validierungsergebnisse
Zur Erprobung und Validierung der Messtechnik
wurden zehn Referenzfässer gefüllt mit verschiedenen
Referenzmaterialen (z. B. Zirkonsand, Melamin,
Stuckgips, Asilikos etc.) gemessen und ausgewertet.
Die Referenzmaterialen wurden als Funktion
ihrer Neutronenaffinität und Gammaabsorptionseigenschaften
ausgewählt. Die Vielfältigkeit der
ausgewählten Fasstypen (diverse Rollsicken- und
Rollreifenfässer sowie ein Spannringfass) und die
verschiedenen Fassdeckeltypen (Doppelhutdeckel,
D-Deckel, H-Deckel, Pilzdeckel, Winkelringdeckel
etc.) validieren die Einsetzbarkeit der Messanlage
für die reale Vielfältigkeit der eingesetzten Abfallfässer.
Für die Handhabung aller 200-l-Fasstypen
mit verschiedenen Fassdeckeln wurde ein universeller
Adapter entwickelt und hergestellt. Dieser
Winkelringadapter wurde erfolgreich getestet und
eingesetzt, so dass alle Fasstypen mit verschiedenen
Deckeln auch ohne Deckeltausch sicher gehandhabt
werden können (Abbildung 5).
Proben der in der Validierungskampagne eingesetzten
Referenzmaterialen wurden an dem Forschungsreaktor
in Budapest anhand der P & DGNAA
und standardisierter Prozesse analysiert
(Neu tronenquellstärke=1 * 10 15 n/s). Diese Ergebnisse
sind mit den Ergebnissen aus der QUANTOM®
Messanlage für 5 Referenzmaterialien (Asilikos, Ilmenit,
Melamin, Stuckgips, und Zirkonsand) verglichen
worden und in der Abbildung 6 dargestellt.
Für jedes Element wurden ein oder mehrere Peaks im
Spektrum ausgewertet, um ortsaufgelöste Massen
zu berechnen. Die Auswertung der Fassmessungen
beinhaltet einen datengetriebenen Ansatz zur Kalibrierung
der Spaltkammer zur Bestimmung der
Quellenstärke des Neutronengenerators. Messunsicherheiten
wurden mittels Monte-Carlo-Sampling
bezüglich aller Eingangsgrößen des Rekonstruktionsverfahrens
berechnet. Zu den betrachteten
Unsicherheitsquellen gehören unter anderem Kalibrierungsunsicherheiten,
Modellunsicherheiten in
den Simulationen und Unsicherheiten bezüglich der
Positionierung des Fasses innerhalb der Messkammer.
Außerdem müssen einige Gammalinien bzgl.
des aktiven Untergrundsignals der Messung (z. B.
H, Al aus der Messanlage) korrigiert werden. Daraus
resultiert teilweise eine deutlich erhöhte Messunsicherheit
für die entsprechende Elementmasse.
Abbildung 6 zeigt die Ergebnisse für die Analyse der
fünf Referenzmaterialien und die Ergebnisse aus der
Referenzanalyse am Forschungsreaktor in Budapest.
Die Gesamtelementmassen wurden durch Summieren
über die räumlich verteilten Massen berechnet.
Bei QUANTOM® wird das gesamte 200-l-Volumen
der Abfallmatrix analysiert. Am Forschungsreaktor
von Budapest betrug das analysierte Probenvolumen
weniger als ein Milliliter. Aufgrund dieses
großen Unterschieds sind Diskrepanzen aufgrund
der Probenahme zu erwarten, da die Materialien
Verunreinigungen enthalten und nicht vollkommen
homogen sind. Mit QUANTOM® können die
Haupt- und Spurenelemente nachgewiesen werden.
In Abbildung 6 wurden lediglich die Hauptelemente
aufgetragen. Um die Ergebnisse zwischen QUAN-
TOM® und Budapest vergleichen zu können, wurden
die Massenanteile in Abbildung 6 dargestellt. Die
Unsicherheiten für die Budapest-Werte sind sehr
klein (wenige %). Alle Messergebnisse zeigen innerhalb
der angegebenen Messunsicherheiten eine gute
Übereinstimmung mit den bekannten Referenzmassen,
die in Budapest am Forschungsreaktor bestimmt
wurden. Zukünftig können Messunsicherheiten
durch weitere Studien und zusätzliche Messkampagnen
reduziert werden.
| Abb. 5:
Universeller Winkelringadapterkäfig, um jeden Fassdeckeltyp
handhaben zu können.
Die integrale Messung eines Fasses dauert ca. 2 h
bis 4 h. Die erreichte Sensitivität (Nachweisgrenze)
ist elementabhängig. Eine Sensitivitätsstudie wurde
anhand von MCNP-Simulationen [6] (homogene
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Die Zerstörungsfreie Strategie des Plausibilitätsprüfung schwedischen Rückbauprogramms der stofflichen von Beschreibung Uniper ı Michael radioaktiver Bächler, Abfälle Mikael mittels Gustafsson QUANTOM® ı Laurent Coquard , Andreas Havenith

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Betonmatrix mit einer Dichte von 2,0 g/cm 3 und
mit einer Messzeit von 4 Stunden) durchgeführt. Für
Metalle wie Al, Cr, Fe, Cu, Ni, Mn, Mo etc. kann eine
Nachweisgrenze von ca. 100 – 1000 ppm erreicht
werden. Für andere toxische Elemente wie B oder
Hg kann für eine Messzeit von 4 h eine noch niedrigere
Nachweisgrenze von ca. 1 – 10 ppm erreicht
werden. Diese Nachweisgrenzen sind von der Messzeit
abhängig und können durch längere Messzeiten
weiter reduziert werden.
Mobile Meßanlage
Zukünftig wird die Messanlage QUANTOM® in
einem 22-Fuß-Container integriert, welcher zum
Konditionierer oder Abführungs-/Ablieferungspflichtigen
gebracht wird (Abbildung 7). Der Betrieb
der Anlage ist in diesem Fall gemäß § 17 StrlSchG
nur anzeigebedürftig, da die Ortsdosisleistung im
Abstand von 0,1 Meter von der Oberfläche des Containers
< 10 µSv/h beträgt. Dies reduziert deutlich
den administrativen Aufwand zur Inbetriebnahme
der Messanlage an einem beliebigen Standort unter
Einhaltung des zulässigen atomrechtlichen Gestattungsrahmens.
| Abb. 6:
Rekonstruierte Elementmassenanteile für die fünf
homogenen Referenzmaterialien (Asilikos, Ilmenit,
Melamin, Stuckgips, Zirkonsand) und Vergleich mit
der Referenzanalyse aus Budapest.
transportiert. Bis zu zehn Fässer können auf die Fassförderung
geladen werden. Vor der Messung eines
jeden Abfallfasses wird ein Aufkleber mit einem
QR-Code zur eindeutigen Identifizierung am Fass
angebracht. Dazu werden zuerst die Fassnummer,
der Fasstyp und ggf. weitere Fassdaten manuell in
das System (am PC für die Steuerung der Messanlage)
eingegeben. Der hieraus generierte QR-Code
wird ausgedruckt und auf das Fass geklebt. An der
Übergabestelle von der Fördertechnik zum Kran
wird das Fass vor dem Einsetzen in die Messanlage
auf einem Drehteller zentriert, gewogen und um
360° gedreht, wobei der QR-Code mittels einer Kamera
eingelesen wird. Während der Drehung wird
zusätzlich durch eine zweite Kamera die Fasskontur
und der Fasszustand erfasst und mittels entsprechender
Auswertesoftware überprüft, ob sich die
Fassgeometrie innerhalb der akzeptablen „Zylinderform“
der Messkammer befindet. Ist dies nicht
der Fall, kann das Fass nicht gemessen werden und
es erfolgt eine Fehlermeldung. Entspricht das Fass
der zur Messung erforderlichen Fassgeometrie, wird
dieses mittels eines Kranes in der Moderationskammer
auf einem Drehteller platziert.
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 33
Die gesamte Anlage ist vollständig automatisiert:
die Fässer werden auf der Fassförderung positioniert
und automatisch bis zur Entnahmeposition
Methoden- und
Softwareentwicklung
Zur Auswertung der Gammaspektren wurde eine
Decommissioning and Waste Management
Zerstörungsfreie Plausibilitätsprüfung der stofflichen Die Strategie Beschreibung des schwedischen radioaktiver Rückbauprogramms Abfälle mittels QUANTOM® von Uniper ı ı Laurent Michael Coquard Bächler, , Mikael Andreas Gustafsson Havenith

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FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 34
| Abb. 7:
Übersicht der mobilen und automatisierten
Messanlage QUANTOM®. Die neutroneninduzierte
Gamma-Strahlung ist symbolisch
als schwarze Welle aus dem Fass im
Zentrum der Messanlage dargestellt.
neue Gamma-Spektroskopie-Software namens
PEAK® entwickelt, welche die besonderen Anforderungen
bei der PGNAA berücksichtigt. Zusätzlich
wurde ein „Element-Fingerprint“ Tool entwickelt,
um automatisch die Gamma Linien aller Elemente
zu erkennen, zuzuordnen und auszuwerten. Das gesamte
Auswerteverfahren nutzt die aktuellen und
verifizierten kernphysikalischen Datenbanken von
prompten und verzögerten Gammalinien der IAEO
[4]. Die Nettopeakflächen der detektierten Gamma-
Peaks werden durch Anpassen eines physikalischen
Modells [8] an die Daten bestimmt.
Die Gammaspektren werden für jede Sektormessung
(insgesamt 48) einzeln analysiert. Die
Massenrekonstruktion erfolgt durch eine gemeinsame
Auswertung der Sektormessungen. Dadurch
werden die Signalbeiträge aller anderen Sektoren
auf Basis der simulativ abgebildeten Transportmodelle
für die Gamma- und Neutronen-Strahlung
berücksichtigt. Dies ermöglicht eine Ortsauflösung
für die Elementquantifizierung in einem diskreten
Modell. Somit können Inhomogenitäten innerhalb
des Fasses berücksichtigt werden. Die gemeinsame
Auswertung der Messungen aller Partitionen erfolgt
dabei als Lösung eines linearen Gleichungssystems.
Die mathematische Methode zur ortsabhängigen
Massenquantifizierung beruht auf einer Partitionierung
des Fasses in vier Höhensegmente (Layer)
und zwölf Winkelsektoren je Höhensegment und
der kollimierten Messung eines jeden Sektors (Abbildung
2). Im Modell der Auswertung werden die
einzelnen Sektoren zusätzlich radial in sieben Partitionen
unterteilt. Das Quantifizierungsverfahren
berücksichtigt die Abschwächung der Gamma- und
Neutronenstrahlung innerhalb der Abfallmatrix
und der Fasswandung. Die Auswertung der Messdaten
findet im Anschluss an die Messung statt und
muss iterativ erfolgen, da die Messparameter abhängig
von der stofflichen Zusammensetzung sind. Das
Verfahren zur Massenquantifizierung wird iterativ
bezüglich der Zusammensetzung des Fasses durchgeführt,
bis sich die berechnete Zusammensetzung
der Partitionen nicht mehr oder nur noch in einem
Bereich kleiner als einem vordefinierten Schwellwert
ändert. Für die einzelnen Iterationsschritte
wird basierend auf einer Diffusionsapproximation
der linearen Boltzmann-Gleichung orts- und energieaufgelöst
der Neutronenfluss innerhalb der
jeweiligen Partition berechnet. Hierfür wurden Algorithmen
und Auswertemodelle entwickelt, die
den Neutronentransport mittels geeigneter Diffusionsapproximationen
im 200-l-Fass deterministisch
abbilden und physikalische Randbedingungen erfüllen
[9] [10] . Das Design der Messanlage sowie
das Auswerteverfahren sind patentiert [11].
Stoffliche Beschreibung und
Plausibilitätsprüfung
Stoffliste
Aufgrund der möglichen Gefährdung für das
Grundwasser wurde im Rahmen des Planfeststellungsverfahrens
[7] für das Endlager Konrad von
der Planfeststellungsbehörde eine Prüfung der
möglichen nachteiligen Veränderung des Grundwassers
durch das chemotoxische Inventar des
Endlagers durchgeführt. Die in Anhang 4 zum
Planfeststellungsbeschluss befindliche „gehobene
wasserrechtliche Erlaubnis zur Endlagerung von
radioaktiven Abfällen im Endlager Konrad“ begrenzt
das zur Endlagerung zulässige radioaktive
und nichtradioaktive Inventar. Die Massen von 94
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Die Zerstörungsfreie Strategie des Plausibilitätsprüfung schwedischen Rückbauprogramms der stofflichen von Beschreibung Uniper ı Michael radioaktiver Bächler, Abfälle Mikael mittels Gustafsson QUANTOM® ı Laurent Coquard , Andreas Havenith

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nichtradioaktiven chemotoxischen Stoffen sind zum
Schutz des Grundwassers limitiert. Bei der Umsetzung
des Planfeststellungsbeschlusses wird die
Bundesgesellschaft für Endlagerung mbH (BGE) die
Anforderungen der gehobenen wasserrechtlichen
Erlaubnis erfüllen. Darunter fallen die verpflichtende
Erfassung, Überwachung und Bilanzierung
einzulagernder radioaktiver Abfälle hinsichtlich
nichtradioaktiver wassergefährdender Stoffe.
Die stoffliche Beschreibung und Deklaration erfolgen
bezugnehmend zu Stoffvektoren, wobei
die Abführungs-/Ablieferungspflichtigen für die
stoffliche Beschreibung ihrer Abfälle eigenverantwortlich
sind. Die stoffliche Beschreibung der
Ablieferungspflichtigen mittels der Stoffvektoren,
oder auch Stofflisteneinträge genannt, wird
im Auftrag der BGE auf deren Anwendbarkeit in
einer jeweiligen Entsorgungskampagne geprüft
(stoffliche Produktkontrolle). Die Auflistung dieser
Stoffvektoren erfolgt in einer zentral vom BGE
geführten abfallspezifischen Stoffdatenbank, der
sogenannten Stoffliste, auf die Abführungs-/Ablieferungspflichtige
Online-Zugriff haben. Die Begriffe
Stofflisteneintrag und Stoffvektor werden synonym
verwendet. Die Stoffliste enthält derzeit 585 Einträge
(ohne gelöschte/gesperrte Einträge), wovon 336
freigegeben, 77 avisiert und 136 Stofflisteneinträge
in Vorbereitung sind (Stand 11. 11. 2022).
Stoffliche Beschreibung mittels
zerstörender Verfahren
Die Verfahrensqualifikation eines Konditionierungsverfahrens
erfolgt gemäß § 3 AtEV auf Basis
von Antragsunterlagen, u. a. bestehend aus einem
Ablaufplan, begleitenden Verfahrensbeschreibung,
Arbeitsanweisungen, Prüfvorschriften, Handbücher
und Protokollvorlagen. Im Hinblick auf die
stoffliche Beschreibung enthalten diese Ablaufpläne
alle Arbeits- und Prüfschritte, die die Erfassung der
abfallspezifischen Daten durch den Abführungs-/
Ablieferungspflichtigen sowie den zugehörigen
Beteiligungsumfang durch den Sachverständigen
regeln. Es sind die Arbeits- und Prüfschritte aufzuführen,
die die stoffliche Beschreibung und die
Nachweisführung regeln, wie z. B. die Erfassung
und Sortierung von Rohabfällen im Hinblick auf
die Zuordnung zu einem Stofflisteneintrag (Identifikation)
sowie die Massenbestimmung von Fässern
mittels Wägung (Quantifikation).
Die seitens der Ablieferungspflichtigen durchzuführende
stoffliche Charakterisierung und deren
Produktkontrolle kann im besten Fall auf Basis einer
vorhandenen Abfalldokumentation vollständig
durchgeführt werden. Bei gut dokumentierten Abfällen
aus deutschen Kernkraftwerken ist dies gängige
Praxis. Bei Problemabfällen (z. B. Altabfall: Abfall,
der zum Zeitpunkt der Bestandskraft der gehobenen
wasserrechtlichen Erlaubnis bereits konditioniert
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 35
| Abb. 8:
„Fingerprint“ von Calcium in einer Stuckprobe, wobei die blauen Linien die 10 intensivsten Prompt-Gamma-Peaks von Calcium zeigen.
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Zerstörungsfreie Plausibilitätsprüfung der stofflichen Die Strategie Beschreibung des schwedischen radioaktiver Rückbauprogramms Abfälle mittels QUANTOM® von Uniper ı ı Laurent Michael Coquard Bächler, , Mikael Andreas Gustafsson Havenith

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FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 36
| Abb. 9:
Symbolische Darstellung der Plausibilitätsprüfung eines vorgegebenen Stoffvektors aus der Stoffliste KONRAD
(in diesem Beispiel der Bausteinstoff „Schwermetalle (AAD020)“) und anhand der Elementsignatur aus QUANTOM®.
bei den Abfallverursachern oder bei Dritten lagerte)
ist ein innerhalb der Produktkontrolle geforderter
Plausibilitätsnachweis auf Basis einer unzureichenden
Dokumentationslage problematisch oder nicht
durchführbar. Die Dokumentationslage von Altabfällen
ist oft nicht ausreichend, um das Vorhandensein
wassergefährdender Substanzen oberhalb des Beschreibungsschwellenwertes
auszuschließen bzw.
eine stoffliche Beschreibung als plausibel zu bewerten.
Vorgeschlagene Produktkontrollmaßnahmen,
wie die visuelle Inspektion oder die Massenbestimmung
von Abfallfraktionen mittels Wägung, sind
bei konditionierten, z. B. zementierten, Altabfällen
nicht praktizierbar. Für den Fall, dass die stoffliche
Beschreibung nicht hinreichend oder belastbar
ist, müssen durch Analyseverfahren zusätzliche
Abfalldaten erhoben bzw. verifiziert werden. Bislang
konnte diese ausstehende Datenerhebung und
Überprüfung zur stofflichen Beschreibung von
Altabfällen ausschließlich durch eine aufwendige
Öffnung der Fässer, das Zerlegen der Abfallmatrix
und die anschließende Analyse des Inhalts erfolgen.
Dieses kostenintensive Vorgehen bedingt stets eine
aufwendige Laboranalytik, eine Neuverpackung der
Abfälle und verursacht insbesondere zusätzliche
Strahlenexpositionen des Betriebspersonals sowie
Sekundärabfälle. Diese aufwendigen Prozesse
sowie die Strahlungsexpositionen des Betriebspersonals
werden mit dem Einsatz von QUANTOM®
erheblich reduziert.
Es ist aber möglich eine Elementsignatur eines Abfallkontingents
aus der vorgenommenen stofflichen
Beschreibung mittels Stofflisteneinträgen herzuleiten.
Die Messung mit QUANTOM® ermöglicht einen
Vergleich und somit die Plausibilitätsprüfung der aus
der stofflichen Beschreibung, basierend auf Stofflisteneinträgen,
hergeleiteten Elementsignatur mit
den Messergebnissen. Per Ausschlussprinzip besteht
zusätzlich die Möglichkeit das nicht Vorhandensein
von Elementen bzw. Stoffvektoren sowie vereinzelten
wassergefährdenden Stoffen herzuleiten. Das
Verfahren wird in Abbildung 9 veranschaulicht.
Durch QUANTOM® entsteht erstmalig die
Möglichkeit stoffliche Beschreibungen von Abfallprodukten
(200-l-Fässer) zerstörungsfrei zu
verifizieren und eine stoffliche Beschreibung anhand
messtechnischer Erkenntnisse anzupassen
(Plausibilitätsnachweis). Durch die stichprobenartige
oder vollumfängliche Messung von Fässern eines
Prüfloses kann die Plausibilität eines angewendeten
Stoffvektors für das jeweilige Prüflos belegt werden.
Für den Fall einer Nachqualifizierungskampagne,
für die noch kein freigegebener Stofflisteneintrag
existiert, werden die Abfallprodukte innerhalb
der Konditionierungskampagne stichprobenartig
mit QUANTOM® gemessen und die Messdaten verwendet,
um retrospektiv, nach der Freigabe des
Stofflisteneintrags, die Plausibilität der stofflichen
Beschreibung zu belegen.
Stoffliche Beschreibung
mittels des zerstörungsfreien
Verfahrens QUANTOM®
Die Auswertung der Messergebnisse ermöglicht eine
vollständige Rekonstruktion der Elementzusammensetzung
der einzelnen Partitionen im Inneren
des Fasses. Diese Elementzusammensetzung kann
nicht eindeutig zu einer stofflichen Beschreibung
mittels Stofflisteneinträgen zurückgeführt werden.
Es besteht zudem die Möglichkeit mit QUANTOM®
den eindeutigen messtechnischen Nachweis zu erbringen,
dass bestimmte Stoffvektoren oder wassergefährdende
Stoffe nicht in den Abfällen enthalten
sind (Ausschlussprinzip). Sind weitere Informationen
über die Abfälle vorhanden, kann das Messverfahren
auch genutzt werden, um Abfallprodukte
einem Stofflisteneintrag mit einer berechneten
Wahrscheinlichkeit zuzuordnen (Klassifikation).
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ZUSAMMENFASSUNG
Die qualitative sowie quantitative Bestimmung
(und per Ausschlussprinzip das Nichtvorhandensein)
von Elementanteilen in Abfallfässern zur
stofflichen Charakterisierung konditionierter
Abfälle ist mit der P & DGNAA möglich. Durch die
automatisierte Fassmessanlage QUANTOM® wird
es erstmals ermöglicht, die stoffliche Beschreibung
mit bestehenden Stoffvektoren zerstörungsfrei zu
verifizieren, oder eine neue stoffliche Beschreibung
basierend auf der Anpassung der Massenanteile
von Stoffvektoren herzuleiten. Die Messanlage
wurde vollständig aufgebaut, erfolgreich in Betrieb
genommen und sowohl mit nichtradioaktiven als
auch mit radioaktiven Referenzfässern validiert.
QUANTOM® kann mobil und direkt dort, wo die
Altabfälle gelagert oder konditioniert werden, eingesetzt
werden. Die wesentlichen Vorteile dieses
Messverfahrens sind hier zusammengefasst:
p Zerstörungsfreie Multi-Elementanalyse mit
hoher Sensitivität (ppm-Bereich) ohne
Vorbehandlung und Vorbereitung der Abfälle
p Schnelles Messverfahren (2–4 h je Abfallfass)
p Repräsentative und vollständige Analyse der
gesamten Abfallmatrix
p Keine Umverpackung oder Erhöhung des
Abfallvolumens
p Minimierung der Radioaktivtransporte sowie
der Strahlungsexposition des Betriebspersonals
p Synergetische Verbesserung der radiologischen
Charakterisierung der Abfallfässer möglich.
Dieser einmalige Service der zerstörungsfreien
stofflichen Charakterisierung radioaktiver Abfälle
mittels QUANTOM® erweitert das bereits umfangreiche
Portfolio der Framatome GmbH im Bereich
Abfallmanagement und Abfallbehandlung, welches
bereits Leistungen wie z. B. den Transport,
die radiochemische Analyse und die radiologische
Charakterisierung und Dokumentation von Abfallprodukten
beinhaltet.
DANKSAGUNG
Das Verbundprojekt QUANTOM wird vom Bundesministerium
für Bildung und Forschung unter den
Förderkennzeichen 15S9406 A / B / C gefördert.
Die Verantwortung für den Inhalt dieser Publikation
liegt bei den Projektpartnern.
REFERENZEN
[1] Peter Brennecke: „Anforderungen an endzulagernde radioaktive Abfälle (Endlagerungsbedingungen
Stand: Dezember 2014) – Endlager Konrad –“, 18. Dezember 2014.
[2] Dr. A. Havenith: Stoffliche Charakterisierung radioaktiver Abfällle durch ein Multi-Element-
Analyseverfahren basierend auf der instrumentellen Neutronen-Aktivierungs-Analyse
(MEDINA), Dissertation der RWTH Aachen 2014, Herausgeber Forschungszentrum Jülich GmbH
2015, ISBN 978-3-95806-033-3.
[3] Bertrand Pérot et al.: „The characterization of radioactive waste: a critical review of techniques
implemented or under development at CEA, France“, EPJ Nuclear Sci. Technol. 4, 3 (2018),
23.11.2017.
[4] Database of prompt gamma rays from slow neutron capture for elemental analysis, International
Atomic Energy Agency, Vienna, ISBN 92-0-101306-X (2007).
[5] O. Schumann, T. Köble et al. “QUANTOM® - Optimization of the online neutron flux measurement
system”, ANIMMA 2019 – Advancements in Nuclear Instrumentation Measurement
Methods and their Applications, EPJ Web of Conferences 225, 06014 (2020).
[6] MCNP C.J. Werner (editor), „MCNP User’s Manual - Code Version 6.2“, Los Alamos National
Laboratory, report LA-UR-17-29981, (2017).
[7] Niedersächsisches Umweltministerium, „Planfeststellungsbeschluss für die Errichtung und den
Betrieb des Bergwerkes Konrad in Salzgitter”, 18.06.2002.
[8] G. Philipps, K. Marlowe, “Automatic analysis of gamma-ray spectra from germanium detectors,
Nuclear Instruments and Methods”, Nuclear Instruments and Methods, Vol. 137 (3), p.
525-536, (1976).
[9] P. Brantley, E. Larsen, “The Simplified P3 Approximation“, Nuclear Science and Engineering,
134, pp. 1-21, (2000).
[10] A. Jesser, K. Krycki, M. Frank, “Partial Cross-Section Calculations for PGNAA Based on a Deterministic
Neutron Transport Solver”, Nuclear Technology, Vol. 208 (7), pp. 1114-1123 (2022).
DOI: 10.1080/00295450.2021.2016018
[11] Europäische Patentschrift EP 3 410 104 B1, Anmeldenummer 17401060.3, „Verfahren und
Vorrichtung zur Multielementanalyse basierend auf Neutronenaktivierung sowie Verwendung“,
05.12.2018.
AUTOREN
Dr. Laurent Coquard
Project Manager QUANTOM®
Framatome GmbH, Erlangen
laurent.coquard@framatome.com
Dr. Laurent Coquard erwarb sein Ingenieur-Diplom an der „Institut National Polytechnique“
(Grenoble, Frankreich) mit dem Schwerpunkt Nukleartechnik. Parallel
zu seinem französischen Hochschulabschluss, verbrachte Herr Coquard zwei Jahre
am KIT (Karlsruhe Institute of Technology), wo er sein Physiker-Diplom erwarb.
In den Jahren 2007–2010 promovierte er an der Technischen Universität
Darmstadt im Bereich experimenteller Kernphysik. Im Jahr 2011 begann Herr
Coquard bei der Areva NP GmbH in Erlangen als Berechnungsingenieur für
neutronenphysikalische Brennelement- und Kern-Auslegung zu arbeiten.
Seit 2018 leitet und koordiniert er das Forschungs- und Entwicklungsprojekt
„QUANTOM“ im Bereich Waste Management bei der Framatome GmbH.
Dr. Andreas Havenith
Aachen Institute for Nuclear Training GmbH (AiNT),
Geschäftsführer
havenith@nuclear-training.de
Dr. Andreas Havenith hat sein Maschinenbaustudium mit der Vertiefungsrichtung
„Kerntechnik und Strahlenphysik“ im Jahr 2007 abgeschlossen. Nachfolgend hat
er bis 2010 als Sachverständiger im Auftrag des BfS (heute BGE) bei der Produktkontrollstelle
für radioaktive Abfälle (PKS) gearbeitet. Im Anschluss war Herr
Havenith bis 2016 als Wissenschaftlicher Mitarbeiter am Institut für Nukleare
Entsorgung und Techniktransfer der RWTH Aachen tätig. Hier hat er im Jahr 2014
seine Promotion im Bereich der Kernstrahlungsmesstechnik abgeschlossen, wofür
er mit dem Karl-Wirtz-Preis ausgezeichnet wurde. Es ist Mitglied des Gutachtergremiums
„GK FORKA“, welches das BMBF bzgl. rückbauorientierender Forschung
berät. Weiterhin ist er Gründer und Gesellschafter-Geschäftsführer der im Jahr
2011 gegründeten AiNT GmbH und leitet die drei Geschäftsbereiche F&E, Nuclear
Services und Nuclear Training.
CO-AUTOREN
Julian Hummel, Max Georgi (Framatome GmbH)
Dr. Kai Krycki, Dr. Bo Fu, Dr. Christopher Helmes (AiNT GmbH)
Dr. Theo Köble, Dr. Olaf Schumann
(Fraunhofer-Institut für Naturwissenschaftlich-Technische Trendanalysen INT)
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 37
Decommissioning and Waste Management
Zerstörungsfreie Plausibilitätsprüfung der stofflichen Die Strategie Beschreibung des schwedischen radioaktiver Rückbauprogramms Abfälle mittels QUANTOM® von Uniper ı ı Laurent Michael Coquard Bächler, , Mikael Andreas Gustafsson Havenith

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38
AT A GLANCE
Profile
Rückbau konventioneller und
kerntechnischer Bauwerke am
Institut für Technologie und
Management im Baubetrieb
Am Institut für Technologie und Management im Baubetrieb (TMB) des Karlsruher Instituts für Technologie
(KIT) wird in der Abteilung „Rückbau konventioneller und kerntechnischer Bauwerke“ unter Leitung
von Prof. Dr.-Ing. Sascha Gentes zu Themenfeldern im konventionellen Bereich wie dem recyclinggerechten
Rückbau, den maschinellen Abbruchverfahren und der automatisierten Trennung von gefährlichen
und nicht gefährlichen Abfällen geforscht. Ergänzt wird dieses Forschungsfeld durch den Rückbau
kerntechnischer Anlagen. Der Fokus liegt hier auf Pilotprojekten, die den Rückbau von Kernkraftanlagen
sicherer, effizienter und wirtschaftlicher für alle am Rückbau beteiligten Personen gestalten sollen.
Rückbau konventioneller Bauwerke
Der Rückbau konventioneller Bauwerke ist mittlerweile
eine Aufgabe, die genauso detailliert geplant
und ausgeführt werden muss wie eine Neubaumaßnahme.
Die Gesetze, Verordnungen und Richtlinien
sind extrem umfangreich, teilweise länderspezifisch
und unterliegen ständigen Neuerungen und
Änderungen. Welche Bedeutung dem Rückbau
konventioneller Bauwerke zukommt, kann dem
nachfolgenden Diagramm in Abbildung 1 1
entnommen
werden. Im Jahr 2020 entfielen mit 55,4 %
des Brutto-Abfallaufkommens in Deutschland ca.
229,4 Mio. Tonnen auf die Abfallgruppe „Bau- und
Abbruchabfälle“ (inkl. Straßenaufbruch). Diese
Stoffströme gilt es zu nutzen und beispielsweise
mineralische Ersatzbaustoffe daraus zu gewinnen.
Verbunden mit der im Jahr 2023 in Kraft tretenden
Ersatzbaustoffverordnung und den Vorgaben zu
den Recyclingquoten zeigen diese Tatsachen deutlich
das große Forschungspotential in diesem Gebiet
auf. Themen sind hierbei die maschinelle Trennung
der Abfallarten, Optimierungen im Bereich der Umwelteinträge
und Belastungen beim Abbruch oder
auch die Automatisierung und Fernhantierung. Dies
gilt insbesondere beim Umgang mit „gefährlichen
| Abb. 1:
Abfallaufkommen (einschließlich gefährlicher Abfälle) in Deutschland. 1
1 Statistisches Bundesamt, Abfallbilanz, Wiesbaden, verschiedene Jahrgänge; Online unter: Umwelt Bundesamt (13.10.2022):
https://www.umweltbundesamt.de/daten/ressourcen-abfall/abfallaufkommen#deutschlands-abfall, abgerufen am 13.12.2022. .
At a Glance
Karlsruher Institut für Technologie

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Abfällen“. Es gilt dieses Potential zu erkennen, Optimierungsansätze
zu erarbeiten und Pilotprojekte
gezielt umzusetzen.
Ziel ist es, den Abbruch von Bauwerken zu standardisieren.
Dazu gehört u. a. die Schadstoffsanierung
durch automatisierte Verfahren inkl. der Möglichkeit
zur Fernhantierung und Weiterentwicklung der
aktuellen Maschinentechnik. So können die Risiken
für das ausführende Personal beim Umgang mit
Schadstoffen minimiert werden.
Da Themen wie Bauen im Bestand und auch Bauen
auf den „Brown Fields“ zukünftig ein immer größeres
Feld einnehmen werden, wurde am Institut für
Technologie und Management im Baubetrieb im
Jahr 2014 diese Professur eingerichtet, die sich diesem
zukunftsweisenden Themenfeld in Forschung,
Wissenschaft und Lehre widmet.
Die Absolventen und Absolventinnen von heute
müssen mehr denn je Generalisten sein, die sowohl
in den Feldern Bauen und Betreiben wie auch Rückbau
fundierte Kenntnisse aufweisen. An Universitäten
und Hochschulen werden die Themengebiete
„Abbruch“ und „Rückbau“ sowie abbruchaffine
Themenbereiche nur teilweise behandelt.
Am TMB existiert die einzige Professur im Bauingenieurwesen
in Deutschland, die sich nur um die
Themenfelder Rückbau, Recycling und Stoffstrommanagement
kümmert. Für die Themenfelder Bauausführung
und Facility Management existieren
zwei zusätzliche Professuren, sodass jeder Abschnitt
des Lebenszyklus von Bauwerken am TMB mit einer
eigenen Professur bedacht ist, was eine einmalige
Kombination darstellt.
Das TMB bildet die Studierenden in diesen wichtigen
und nachhaltigen Themengebieten durch
Vorlesungen aus. Um den Studierenden die Grundlagen
dieser Thematik zu vermitteln, wird u. a. das
Modul „Umwelt- und recyclinggerechte Demontage
von Bauwerken“, mit den Vorlesungen Projektstudien
und Verfahrenstechniken der Demontage
angeboten. Hierbei halten die Studierenden u. a.
Einblicke in den aktuellen Stand der Wissenschaft
und Technik, den Arbeits- und Immissionsschutz
sowie den Umgang mit Schadstoffen einschließlich
der rechtlichen Grundlagen wie beispielsweise der
Ersatzbaustoffverordnung.
Rückbau kerntechnischer Bauwerke
Bedingt durch die aktuelle Situation rückt das Thema
Atomausstieg und damit der Rückbau in den Fokus
und das öffentliche Interesse. Der Rückbauprozess
stellt für die beteiligten Ingenieure ein überaus komplexes
Problem mit unzähligen Randbedingungen
und Variablen dar. Standardbaumaschinen dienen
oft als Grundlage für Rückbauarbeiten, müssen aber
bei jeder Anwendung bzw. für jedes Bauteil neu angepasst,
weiterentwickelt und mit Zusatzsensoren
ausgestattet werden. Die Rückbaukosten liegen je
nach Bauart der Kraftwerke bei mehreren hundert
Millionen Euro.
Laut Little 2 werden weltweit 297 Kernkraftwerke
bis 2030 in den Rückbau gehen. Die Kosten für den
Rückbau der weltweit laufenden Anlagen werden
auf mehr als 121 Milliarden Euro geschätzt. 3 Anhand
dieser Fakten wird das Potential und Forschungsvolumen,
das diese Thematik in sich birgt, verdeutlicht.
Im Forschungs- und Lehrbereich des Rückbaus kerntechnischer
Bauwerke werden daher drei parallele
Zielsetzungen verfolgt:
1 Aufbau eines national und international wissenschaftlichen
und technischen Kompetenzteams
„Rückbau kerntechnischer Anlagen“
2 Entwicklung praxisbezogener neuer Rückbautechnologien
(Pilotprojekte) am KIT zur Nachwuchsgewinnung
3 Einrichtung eines Studienschwerpunktes zur
Thematik und Verbesserung bestehender Verfahren..
Im Mittelpunkt steht hierbei die Entwicklung praxisbezogener
neuer Rückbautechnologien (Pilotprojekte)
für offene Problemstellungen samt einer
großmaßstäblichen Erprobung. Die Nutzung des
Frei- und Versuchsgeländes des TMB in Kooperation
mit verschiedenen Praxispartnern, mit angeschlossener
mechanischer Werkstatt unterstützt die Versuchsprogramme
hierbei sehr gut.
Mit dem Modul „Rückbau kerntechnischer Anlagen“,
mit den Vorlesungen „Demontage und Dekontamination
von kerntechnischen Anlagen“ und
„Neuentwicklungen und Optimierungen in der Maschinentechnik
der Demontage und des Rückbaus
werden den Studierenden die Grundlagen der Thematik
vermittelt.“ Hierzu zählen u. a. der Aufbau und
39
AT A GLANCE
2 Arthur D. Little, veröffentlicht durch: Handelsblatt, Nr. 188, 28.09.2011, S. 20 f, Online unter : https://de.statista.com/statistik/daten/studie/201684/umfrage/
rueckbau-von-kernkraftwerken-weltweit/, abgerufen am 14.11.2022.
3 Arthur D. Little, veröffentlicht durch: Handelsblatt, Nr. 188, 28.09.2011, S. 20 f, Online unter: https://de.statista.com/statistik/daten/studie/201678/umfrage/
kosten-fuer-den-atomausstieg-weltweit/, abgerufen am 14.11.2022.
At a Glance
Karlsruher Institut für Technologie

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
40
AT A GLANCE
Autonome Umweltexploration und
Strahlenmessung.
Digitalisierung und Modellierung mit BIM.
| Abb. 2:
Kette zur Automatisierung und Digitalisierung des Rückbauprozesses. © KIT-TMB
Automatisierte
Dekomtamination.
Automatisierte
Freimessung.
Betrieb eines Kernkraftwerkes, Strahlenschutz und
Messtechnik wie auch die Genehmigungsplanung.
Weitere Lerninhalte sind beispielsweise die Oberflächenbehandlung,
Fernhantierungstechniken wie
auch die Konditionierung und Endlagerung. Vertieft
werden die Vorlesungen durch Exkursionen zu aktuellen
Rückbaustand orten. Nachfolgend werden vier
aktuelle kerntechnische Pilotprojekte der Professur
Rückbau am KIT-TMB vorgestellt:
Projekt „ROBDEKON“
Ziel des Verbundprojektes „Robotersysteme für
die Dekontamination in menschenfeindlichen Umgebungen“
(ROBDEKON – BMBF-FKZ: 13N14678)
ist der Aufbau eines Kompetenzzentrums, indem
autonome oder teilautonome Robotersysteme für
die Sanierung von Deponien und Altlasten, den
Rückbau kerntechnischer Anlagen sowie die Dekontamination
von Anlagenteilen entwickelt werden.
Die Arbeitspakete am KIT-TMB umfassen die
Entwicklung einer roboterbasierten, geschlossenen
Kette, die als wichtiger Bestandteil für die Automatisierung
und Digitalisierung des Rückbauprozesses
von Kernkraftwerken gilt. Der Schwerpunkt der
Kette, zu sehen in Abbildung 2, liegt auf der Untersuchung
und Dekontamination von ebenen Wandbereichen
in kerntechnischen Anlagen.
Projekt „EMOS“
Im Forschungsprojekt EMOS (BMBF-FKZ: 15S9420)
wird die Entwicklung eines automatisierten Fassinspektionssystems,
das die Ermittlung des aktuellen
Zustandes einzelner Fassgebinde, auf exakt
gleiche Art und Weise reproduzierbar ermöglicht
und dokumentiert, verfolgt. EMOS ist eine mobile
Inspektionseinheit, die fernhantiert und automatisiert
die gesamte Fassoberfläche, einschließlich
Deckel und Boden eines Fasses, optisch aufnimmt,
analytisch auswertet und sowohl elektronisch speichert,
als auch die Ergebnisse in Form eines Inspektionsberichts
ausgibt. Auf diese Weise können
wiederkehrende Überprüfungen des Fassbestands
eines Zwischenlagers unter immer gleichen Prüfbedingungen
absolviert werden. Ein entscheidender
Vorteil ist die Möglichkeit einer fernhantierten
Durchführung der Inspektion, um die Strahlendosis
der Mitarbeiter vor Ort zu reduzieren.
Das Forschungsprojekt hat eine Kooperation innerhalb
des KITs mit dem Institut für Photogrammetrie
und Fernerkundung (IPF).
Die Inspektionseinheit, zu vergleichen in Abbildung
3, ist in einem 20ft High Cube Container mit
einem seitlichen Rollentor untergebracht.
| Abb. 3:
Fassinspektionssystem EMOS. © KIT-TMB
At a Glance
Karlsruher Institut für Technologie

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Projekt „EKont“
Ziel des vom BMBF geförderten Forschungsvorhabens
„Entwicklung eines innovativen, teilautomatisierten
Gerätes für eine trocken-mechanische
Ecken-, Kanten- und Störstellendekontamination
in kerntechnischen Anlagen EKont (BMBF-FKZ:
15S9416A)“ ist der Vergleich der Leistungsparameter
und die Untersuchung der Bruchmechanismen
der aktuell standardmäßig eingesetzten Geräte zur
Dekontamination von Störstellen, Ecken und Kanten.
Aufbauend auf diesen Ergebnissen soll ein innovativer,
teilautomatisierter Demonstrator für eine
trocken-mechanische Ecken-, Kanten- und Störstellendekontamination
in kerntechnischen Anlagen
entwickelt werden. In Abbildung 4 ist der Versuchstand
zur Ecken- und Kantendekontamination
am KIT zu sehen.
41
AT A GLANCE
Die Entwicklungen des Demonstrators umfassen
u. a. die Verbesserung der Arbeitssicherheit und
die Verringerung der Staubbelastung durch eine
Werkzeugeinhausung mit integrierter Absaugung.
Zudem soll der Sekundärabfall durch millimetergenauen
Abtrag kontaminierter Störstellen verringert
und eine zur Freimessung geeignete Oberflächenrauigkeit
erzeugt werden.
| Abb. 4:
Versuchstand „EKont“ am KIT-TMB. © KIT-TMB.
Das Projekt wird in Zusammenarbeit mit der Hochschule
Konstanz Technik, Wirtschaft und Gestaltung
(HTWG), der CONTEC Maschinenbau & Entwicklungstechnik
GmbH und der sat. Kerntechnik GmbH
bearbeitet.
Projekt „RoTre“
| Abb. 5:
Oben: Versuchsstand zur Rohrinnentrennung KIT-TMB;
Unten: Prototyp Rohrinnentrennung Siempelkamp.© KIT-TMB, Siempelkamp
Anfallende Späne oder andere Reststoffe sollen
dabei kontinuierlich abgesaugt werden. Zum flexiblen
Einsatz soll die Bedienung manuell oder
fernhantiert durchführbar sein. Durch die hohe
Flexibilität und die universelle Einsetzbarkeit können
viele Arbeitsstunden für die Entwicklung und
Konstruktion spezieller Einzellösungen für den
Rückbau kerntechnischer Anlagen eingespart werden.
Der am KIT-TMB entwickelte Versuchstand
zur Rohrinnentrennung, an dem experimentelle
Versuchsreihen mit Scheibenfräsern, Sägeblättern
und Trennscheiben durchgeführt werden, ist in Abbildung
5 zu sehen. Ausgehend auf den Versuchsreihen
und der Datenauswertung wurde der von
Siempelkamp entwickelte Prototyp zur Rohrinnentrennung
entwickelt.
Das Vorhaben RoTre wird von der Siempelkamp NIS
Ingenieurgesellschaft mbH im Verbund mit dem KIT-
TMB durchgeführt, wobei die RWE Nuclear GmbH
beratend tätig ist.
Autoren:
Prof. Dr.-Ing. Sascha Gentes, Dr.-Ing. Nadine Gabor,
M.Eng. Eric Rentschler, M.Sc. Madeleine Bachmann
Ziel des Verbundvorhabens RoTre (BMBF-FKZ:
15S9415A) zwischen Wissenschaft und Industrie
ist die Entwicklung einer innovativen und wettbewerbsfähigeren
Rohrinnentrennvorrichtung für
den Einsatz im kerntechnischen Rückbaubereich
mit großem Anwendungsspektrum im Hinblick
auf Rohrdurchmesser, Wandstärke und Material.
At a Glance
Karlsruher Institut für Technologie

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Kernenergie und Grundrechte – Zur 19. AtG-Novelle
SPOTLIGHT ON NUCLEAR LAW 42
Christian Raetzke
Der Bundestag hat mit der Mehrheit der Regierungsfraktionen am 11. November 2022 die 19. Novelle zum AtG
verabschiedet. Die Novelle ermöglicht eine Verlängerung der Laufzeit der letzten drei Kernkraftwerke um dreieinhalb
Monate bis zum 15. April 2023; das entspricht dem Zeitraum, in dem die Anlagen noch im sog. Streckbetrieb ohne
neue Brennelemente laufen können. Der Einsatz neuer Brennelemente wird im Gesetz ausdrücklich ausgeschlossen,
er wäre aber aufgrund der Fertigungs- und Lieferzeiten in diesem Rahmen ohnehin nicht möglich gewesen.
Der konkurrierende Entwurf der CDU/CSU-Fraktion
hatte eine Verlängerung um zunächst zwei Jahre bis Ende
2024 vorgesehen, mit der Option einer rechtzeitigen weiteren
Verlängerung durch den Bundestag auf der Grundlage
eines Berichts der Bundesregierung, sofern die Energiekrise
bis dahin fortbesteht.
Der Verfasser hat als Sachverständiger bei einer Anhörung
des Bundestags-Umweltausschusses seine juristische
Ansicht zu beiden Gesetzentwürfen dargelegt
(die schriftlichen Stellungnahmen aller Sachverständiger
sind auf https://www.bundestag.de/dokumente/
textarchiv/2022/kw45-pa-umwelt-atomgesetz-918164
einsehbar). Dieser Beitrag konzentriert sich auf einen
wesentlichen Aspekt der juristischen Bewertung: Erlaubt
das Grundgesetz, insbesondere das in Art. 2 Abs. 2 Satz
1 GG verankerte Grundrecht auf Leben und körperliche
Unversehrtheit, eine Laufzeitverlängerung? Wenn ja, welche
„Rechtfertigung“ setzt die Verschiebung des Ausstiegs
voraus und wie lange darf sie sein?
Die Bundesministerien für Umwelt und für Wirtschaft
und Klimaschutz hatten im „Prüfvermerk“ vom 7. März
2022 (siehe dazu den Beitrag des Verfassers im Heft 3
der atw) zwar einen gewissen Gestaltungsspielraum des
Gesetzgebers eingeräumt, im Ergebnis aber die Auffassung
vertreten, Klagen gegen eine Laufzeitverlängerung
hätten „durchaus aussichtsreiche Erfolgschancen“. In der
Begründung der 19. AtG-Novelle heißt es jetzt – grob zusammengefasst
–, die Verlängerung um den Streckbetrieb
sei verfassungsrechtlich gerade noch zu rechtfertigen, da
sie kurz sei, da keine zusätzlichen abgebrannten Brennelemente
anfielen und da im Winter 2022/23 eine Notlage
bestehe.
Der darin erkennbare rechtliche Ansatz geht fehl.
Zur Vereinbarkeit der Nutzung der Kernenergie mit dem
Grundrecht auf Leben und körperliche Unversehrtheit
und zur Verfassungsmäßigkeit der Kernenergienutzung
insgesamt gibt es eine klare Linie in der Rechtsprechung
des BVerfG. Solange der Gesetzgeber für den Betrieb von
Kernkraftwerken den in § 7 Abs. 2 Nr. 3 AtG aufgerichteten,
denkbar hoch angesiedelten Maßstab der „nach
dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderlichen
Vorsorge gegen Schäden“ vorschreibt, ist das dann noch
verbleibende Restrisiko – Schäden, die zwar unter Umständen
theoretisch vorstellbar, aber nach dem Maßstab
praktischer Vernunft ausgeschlossen sind – als sozialadäquat
von der Gesellschaft zu tragen. Dies hat das
BVerfG im grundlegenden Kalkar-Beschluss von 1978 1
ausgeführt. Im Mülheim-Kärlich-Beschluss von 1979 2
hat das BVerfG ergänzend aus der Kompetenzvorschrift
des heutigen Art. 73 Abs. 1 Nr. 14 GG, die dem Bund die
ausschließliche Gesetz gebung über die Nutzung der Kernenergie
zu friedlichen Zwecken zuweist, die grundsätzliche
Anerkennung und Billigung der Kernenergie durch
die Verfassung abgeleitet. Erst jüngst, im Beschluss zum
Bremischen Hafengesetz vom 7. Dezember 2021 3 , hat das
Gericht dies bestätigt.
Von dieser Linie ist das BVerfG auch im Urteil von
2016 zur Ausstiegsgesetzgebung von 2011 (der 13. AtG-
Novelle) 4 nicht abgewichen. Das Gericht hat die Entscheidung
des Gesetzgebers zur Begrenzung der Laufzeiten im
Wesentlichen gebilligt, nachdem es diese Entscheidung
am Maßstab der Grundrechte der Betreiber geprüft hatte.
Es hat den Gesetzgeber aber umgekehrt an keiner Stelle
verpflichtet gesehen, die Nutzung der Kernenergie zu beenden.
Auch der vom BVerfG im Urteil verwendete Begriff
der „Hochrisikotechnologie“, der in der Begründung
des Regierungsentwurfs mehrfach aufgegriffen wird und
dem dort offenbar eine tragende Funktion zugedacht ist,
ändert daran nichts; letztlich ist es ein bloßes Schlagwort,
mit dem das Gericht die Befugnis des Gesetzgebers unterstrichen
hat, aus der Kernenergie auszusteigen, wenn er
denn will.
Das bedeutet: der Gesetzgeber ist von Verfassungs wegen
frei, sich für die Nutzung der Kernenergie zu entscheiden,
solange der Schadensvorsorgemaßstab gewährleistet
wird. Die Entscheidung für oder gegen die Kernenergie
und damit auch für oder gegen eine Laufzeitverlängerung
oder für oder gegen eine bestimmte Dauer der Laufzeitverlängerung
ist politisch, nicht juristisch determiniert. Eine
Entscheidung zugunsten der Kernenergie und zugunsten
einer Laufzeitverlängerung bedarf verfassungsrechtlich
noch nicht einmal einer besonderen Rechtfertigung, wie
1 BVerfG, Beschl. v. 08.08.1978 – 2 BvL 8/77, BVerfGE 49, 89 (143).
2 BVerfG, Beschl. v. 20.12.1979 – 1 BvR 385/77, BVerfGE 53, 30 (56 f.).
3 BVerfG, Beschl. v. 07.12.2021 – 2 BvL 2/15, NVwZ 2022, 704.
4 BVerfG, Urt. v. 06.12.2016 – 1 BvR 2821/11 u.a., BVerfGE 143, 246.
Spotlight on Nuclear Law
Kernenergie und Grundrechte – Zur 19. AtG-Novelle ı Christian Raetzke

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
sie in der Begründung der AtG-Novelle mit Blick auf die
Energienotlage im Winter 2022/23 gegeben wird (mit
der Zielrichtung, dass eine solche Rechtfertigung danach
eben nicht mehr bestehe). Eine Laufzeitverlängerung ist
von Verfassungs wegen nicht lediglich als ultima ratio in
einer Energienotlage zulässig, sondern darf Bestandteil
einer allgemeinen Entscheidung des Gesetzgebers über
den besten Energiemix für Deutschland sein.
Auch ein Anfallen weiterer abgebrannter Brennelemente
begegnet – anders als in der Begründung des Regierungsentwurfs
suggeriert – keinen verfassungsrechtlichen
Bedenken. Wenn die Nutzung der Kernenergie zur Stromerzeugung
nach der Kalkar-Rechtsprechung des BVerfG
verfassungskonform ist, dann schließt dies naturgemäß
das zur Stromerzeugung proportionale Anfallen abgebrannter
Brennelemente mit ein. Das hat das BVerwG in
einer Entscheidung von 1993 5 ausdrücklich festgestellt
und weiter ausgeführt, der Gesetzgeber des Atomgesetzes
durfte davon ausgehen, dass die Frage der Entsorgung lösbar
ist. Das BVerfG seinerseits hat zum Endlager Schacht
Konrad ausgeführt, die Erforderlichkeit der Beseitigung
radioaktiver Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung
im Wege der Endlagerung ergebe sich notwendig
aus dem Umgang mit radioaktiven Stoffen in Kernkraftwerken,
Forschung, Industrie und Medizin, den das
Grundgesetz im Grundsatz als zulässig gebilligt habe; 6
diese Logik gilt notwendig ebenso für abgebrannte Brennelemente,
die infolge der verfassungsrechtlich zulässigen
Kernenergienutzung anfallen. Der Bund hat das Endlager
für hochradioaktive Abfälle so zu dimensionieren, dass alle
in Deutschland anfallenden Brennelemente dort sicher
eingelagert werden können; eine verfassungsrechtliche
Mengengrenze gibt es nicht.
Insgesamt kann man feststellen: Die der Begründung
des Regierungsentwurfs zugrundeliegende Auffassung,
nur die dort vorgesehene sehr restriktive Laufzeitverlängerung
sei – vereinfacht formuliert – „gerade noch verfassungsgemäß“,
trifft nicht zu. Dieser Umstand alleine
macht allerdings das Gesetz nicht verfassungswidrig – der
Gesetzgeber hat hier eben die von Verfassungs wegen bestehende
Möglichkeit, die Laufzeiten um eine längere Frist
oder sogar unbegrenzt zu verlängern, aus politischen Erwägungen
heraus nicht wahrgenommen.
Gewisse rechtliche Bedenken kommen allerdings
dennoch auf, wenn man sich überlegt, welche Gemeinwohlaspekte
der Gesetzgeber in seine Abwägung und
Entscheidung – jedenfalls soweit diese aus der Gesetzesbegründung
ersichtlich sind – nicht mit einbezogen hat.
Wie das BVerfG in anderem Zusammenhang grundlegend
ausgeführt hat, ist die Stromversorgung von Wirtschaft
und Bevölkerung eine Gemeinwohlaufgabe. 7
Der
Staat hat für die Versorgung mit Strom in verlässlicher,
bezahlbarer und umweltschonender Weise zu sorgen. Das
BVerfG hat überdies in seinem Klimabeschluss von 2021 8
die aus Art. 2 Abs. 2 Satz 1 GG folgende Schutzpflicht des
Staates in dezidierter Weise auch auf die Verpflichtung
erstreckt, Leben und Gesundheit vor den Gefahren des Klimawandels
zu schützen, und dafür zusätzlich die Staatszielbestimmung
des Art. 20a GG zum Schutz der natürlichen
Lebensgrundlagen herangezogen. Die Beiträge der
Kernenergie zur Versorgungssicherheit, zur Preisdämpfung
und zum Klimaschutz sind im Umfang zwischen den
Lagern umstritten, lassen sich aber kaum völlig wegdiskutieren,
gerade im Vergleich mit der ersatzweise notwendigen
Verstromung fossiler Brennstoffe. Der Gesetzgeber
der 19. AtG-Novelle hat jedoch ausweislich der amtlichen
Begründung hinsichtlich dieser Aspekte gar nicht über
den Winter 2022/23 hinausgeblickt – basierend auf der
politischen Festlegung auf einen bloßen Streckbetrieb und
unterfüttert mit dem (unzutreffenden) rechtlichen Argument,
eine Laufzeitverlängerung sei verfassungsrechtlich
nur für einen Streckbetrieb überhaupt noch zulässig.
Allerdings lässt sich aus dem mit Verfassungsrang
ausgestatteten Klimaschutzgebot ebenso wie aus dem
Gemeinwohlbelang der verlässlichen, bezahlbaren und
umweltverträglichen Energieversorgung nach bisheriger
Lesart keine konkrete Verpflichtung des Gesetzgebers ableiten,
bestimmte Stromerzeugungsarten wie die Kernenergie
(weiterhin) zu ermöglichen; der Gestaltungsspielraum
des Gesetzgebers gilt auch hier. Vielleicht aber
wird man für die Zukunft nicht ausschließen können, dass
das Klimaschutzgebot durch die immer dringender zutage
tretende Notwendigkeit, CO 2 -Kontingente des nationalen
Restbudgets für die kommende Generation aufzusparen,
sich letztlich zu einer Verpflichtung des Gesetzgebers
verdichtet, konkrete Optionen für den Klimaschutz, die
auf der Hand liegen, auch zu nutzen. Allerdings würde
eine solche Entwicklung der Rechtsprechung für die bestehenden
Anlagen wohl zu spät kommen. Eine weitere
Laufzeitverlängerung erscheint letztlich nur als Ergebnis
eines politischen Sinneswandels denkbar.
Autor
Dr. Christian Raetzke
Rechtsanwalt
Leipzig, Deutschland
christian.raetzke@conlar.de
Dr. Christian Raetzke ist Rechtsanwalt und seit über 20 Jahren im Atom- und
Strahlenschutzrecht tätig. Von 1999 bis 2011 arbeitete er für die E.ON Kernkraft
(heute PreussenElektra) in Hannover. 2011 ließ er sich als Rechtsanwalt mit
eigener Kanzlei in Leipzig nieder. Er veröffentlicht regelmäßig rechtswissenschaftliche
Beiträge und ist Dozent auf Seminaren und an internationalen
Fortbildungseinrichtungen zum Atom- und Strahlenschutzrecht.
SPOTLIGHT ON NUCLEAR LAW 43
5 BVerwG, Beschl. v. 12.07.1993 – 7 B 177.92, UA, Ziff. 2. c)
6 BVerfG, Beschl. v. 10.11.2009 – 1 BvR 1178/07, Rn. 34.
7 BVerfG, Beschl. v. 11.10.1994 – 2 BvR 633/86, BVerfGE 91, 186 (206) – Kohlepfennig.
8 BVerfG, Beschl. v. 24.03.2021 – 1 BvR 2656/18 u.a., Rn. 148.
Spotlight on Nuclear Law
Kernenergie und Grundrechte – Zur 19. AtG-Novelle ı Christian Raetzke

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Application of Multiplier for
Performance Shaping Factors in Nuclear
Power Plant Decommissioning Activities
Byung-Sik Lee, Chang-Su Nam
1. Introduction
Presently, nuclear energy is a highly efficient and
reliable energy source; however, safety concerns
regarding nuclear energy are still being debated as
a major issue. Most people consider only the robustness
and technical aspects of nuclear power plant
(NPP) facilities with regard to safety. However, it
is widely believed that many accidents in NPPs are
caused by worker errors rather than a lack of technical
level [1–3].
Currently, Korea is preparing for the decommissioning
of Kori Unit 1 and Wolsong Unit 1, which
has been permanently shut down. The licensing
documents of the decommissioning of Kori Unit 1
at first, including the final decommissioning plan,
were submitted to the national regulation body,
NSSC (Nuclear Safety and Security Commission)
on May 15, 2021. In an actual decommissioning
process, human error management must be performed
efficiently. Otherwise, it would not only affect
the safety of workers but also delay the schedule of
the decommissioning work and affect the economic
efficiency of the decommissioning of the NPP
[4]. To mitigate these human errors, many studies
have been conducted, and the results have been
used not only in the operation of NPPs but in many
other industries. However, research on the decommissioning
of NPPs is not as extensive as that on
other industries. Therefore, it is necessary to develop
human error reduction methods in advance to
perform safe and efficient decommissioning activities
[5].
In a previous study, the task analysis and performance
shaping factors (PSFs) for the cutting work of
reactor pressure vessel (RPV) internals were derived
[2,4]. Additionally, a weighting factor for each
PSF was derived using the fuzzy analytic hierarchy
process (AHP), which is a quantitative evaluation
methodology. It may be difficult to manage all the
derived PSFs during the actual work. Therefore,
it is expected that the effectiveness of preventing
human error can be increased if PSFs with higher
weights are prioritized and managed appropriately
based on the derived weighting factor. In the present
study, a refinement process was performed to
integrate the PSFs having minor effects on the NPP
decommissioning, considering the weighting factor
for each PSF. Consequently, seven types of Level
2 PSFs were finally selected from the existing 32
types of Level 3 PSFs, as shown in Table 1.
The influencing factors for each refined PSF were
derived. Additionally, in the condensation of the
refined PSFs and their influencing factors, the multiplier
for each refined PSF was defined, which
could be used to calculate the human error probability
(HEP).
2. Multiplier of Performance
Shaping Factors
In the early days, human reliability analysis (HRA)
was performed by calculating the HEP based on expert
judgment. Therefore, it was necessary for each
expert to perform a sufficient review of the overall
task situation in the HEP calculation process. However,
owing to the subjectivity of the experts involved,
objectivity might have decreased, and the differences
in the HEP were calculated by each expert.
Therefore, to reduce the variability of subjective judgment
among experts, a more objective probability
was derived using PSFs and their multipliers. PSFs
affect human error in work performance and are selected
through consultation with experts. Because
the importance of PSFs varies according to the working
conditions under which the task is performed,
the importance of the PSFs is increased or decreased
using a factor called a multiplier. The multiplier is
quantified through consultation with experts. That
is, the multiplier for each PSF is selected by comprehensively
considering the work characteristics,
work environment, and PSF influencing factors. The
multipliers of the PSFs can also be selected for each
work situation, and when an error situation occurs, a
multiplier for each PSF can be selected in consideration
of the situation. Therefore, the multiplier helps
in estimating the HEP more objectively.
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 45
Decommissioning and Waste Management
Application of Multiplier for Performance Die Shaping Strategie Factors des in schwedischen Nuclear Power Rückbauprogramms Plant Decommissioning von Uniper Activities ı Michael ı Byung-Sik Bächler, Lee, Mikael Chang-Su Gustafsson Nam

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 46
| Tab. 1:
Refined PSF Set in NPP Decommissioning Activities.
2.1. Stress
There are two types of stress experienced by workers.
The first is “time stress,” which involves performing
a set of tasks within a planned period. The second is
“cognitive and workload stress,” which is caused by
the amount of work, work intensity, and complexity
of work. Such stress directly affects work satisfaction
through factors such as pressure and tension on
workers. Stress can occur frequently in emergencies
that require immediate action within a given time.
However, the amount of stress may vary according to
the skill level or work knowledge of a worker.
Considering the definition of stress and work characteristics,
stress can be classified into three main
influential factors. The first is work stress, which is
a task-related factor; the second is team stress caused
by performing work in teams; and the third is
individual stress, experienced by individual workers.
Based on these three main influential factors,
more detailed sub-influential factors are specified,
as listed in Table 2, with their definitions [6].
In the case of dismantling tasks, the work is performed
by a team composed of workers with experience
in accordance with the relevant procedures. In addition,
prior education/training in a mock-up facility is
conducted before performing the actual task. Therefore,
it is determined that there is no need to consider
the skill and knowledge of work and the amount and
intensity of work as multipliers. However, if an event
or abnormal condition occurs while performing a
task, the stress of completing the task within an
originally assigned time increases. Alternatively,
changes in the overall dismantling task schedule
may inevitably cause changes in the actual working
| Tab. 2:
Stress Influential Factors and Definition.
Decommissioning and Waste Management
Die Application Strategie of des Multiplier schwedischen for Performance Rückbauprogramms Shaping Factors von Uniper in Nuclear ı Michael Power Bächler, Plant Decommissioning Mikael Gustafsson Activities ı Byung-Sik Lee, Chang-Su Nam

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
| Tab. 3:
Stress Multiplier.
hours. Therefore, a multiplier related to stress considers
the stress caused by working time, which refers
to the duration for which a worker performs a task.
The stress multiplier evaluates by comparing the
time normally required to perform a task and the
actual time available for the task [7–14]. Therefore,
taking this into consideration, the multipliers for
stress can be derived, and the descriptions are presented
in Table 3.
2.2 Emotional State
Emotional state is defined as the emotional feeling of
a worker while preparing for and performing a task.
This PSF may serve as a beneficial factor or a hindrance
in performing tasks. Emotional states include
excitement, boredom, a sense of accomplishment,
frustration, satisfaction, and dissatisfaction. Excitement
refers to the feeling of being stimulated during
work, whereas boredom refers to the emotions caused
by performing repetitive tasks. In particular,
boredom occurs when a boring task is performed
repeatedly over a long period. Frustration is the
emotion that a worker feels when a task fails during
execution. Dissatisfaction refers to the feeling of a
worker when a task is not completed satisfactorily.
Most HRA experts do not consider a multiplier for
emotional state, but some experts (in Human Error
Assessment and Reduction Technique (HEART),
Nuclear Action Reliability Assessment (NARA))
have considered such a multiplier, with values of
3–4 [11,12]. However, in the case of decommissioning
work, such as cutting of RPV internals, because
of the simple and repetitive nature of the work, the
multiplier is considered based on the boredom associated
with the task as an emotional state, such as
the number of times the same work is performed.
Boredom is expected to occur when the number of
repetitive tasks is more than 200 or when the same
task is performed for 5 h or more. Based on this and
other HRA literature, multipliers for the emotional
state were derived and are listed inTable 4.
2.3 Work Process Design
The work process design includes all the decommissioning
engineering activities designed for workers
to perform their tasks efficiently. To establish an
efficient work process design, it is necessary to
comprehensively consider the entire work process,
examine major issues, perform tasks, and plan a response
in the event of an emergency. Then, based
on this work process design, the task goals and a
working plan are set. In addition, to control the radiation
exposure to workers, the concept of As Low
As Reasonably Achievable (ALARA), which rationally
minimizes the radiation risk, must be applied
to determine the optimum level of radiation protection.
Table 5 presents all the factors that influence
the work process design.
Work process design in most HRA literature refers to
the entire task being performed [7–14]. Therefore,
multipliers for work process design are not considered
because of their wide range. However, some studies
define the work process design as safety culture,
work planning, communication, and management
support, among others, in terms of work performance.
In decommissioning tasks, including the cutting
of the internal surface of an RPV, the work process
design PSF includes extensive preparatory work.
Therefore, the position occupied by the work process
design in the decommissioning task is vital.
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 47
| Tab. 4:
Emotional State Multiplier.
Decommissioning and Waste Management
Application of Multiplier for Performance Die Shaping Strategie Factors des in schwedischen Nuclear Power Rückbauprogramms Plant Decommissioning von Uniper Activities ı Michael ı Byung-Sik Bächler, Lee, Mikael Chang-Su Gustafsson Nam

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 48
| Tab. 5:
Work Process Design Influential Factors and Definitions.
However, assuming that the preliminary work is performed
by a professional engineering company
according to the QA procedure, it is appropriate to
consider the multiplier for the work process design
as 1.
2.4 Team Factor
To perform the decommissioning task, a professional
task team must be formed. Team factor refers to
the overall factors related to the work team, such
as the roles of team members, cooperation between
team members, and team atmosphere. Team leaders
must have leadership skills, be able to understand
the overall assigned decommissioning tasks, make
decisions, and direct the team members. In addition,
team leaders should manage and supervise the team
members and adjust the workload of each member
appropriately through task management.
Workers should perform their own work in accordance
with the instructions provided by the team leader.
Because the decommissioning of an NPP involves
the handling of large-scale equipment, cooperation
between team members is necessary; moreover, it is
possible to raise the morale of workers and improve
work efficiency through cooperation between team
members. In addition, team leaders should manage
the work such that efficient communication is possible
as the work progresses; moreover, they should
efficiently supervise the work by considering the
work priorities and the opinions of the team members.
Factors influencing the team factor can be obtained
through team performance evaluation, which is an
assessment method in which an expert observes the
work of the team and assesses the evaluation items
determined. Through the team performance evaluation
of nine factors, the team performance can
be compared with respect to an evaluation scale to
determine the degree of team performance. Factors
considered in the team performance evaluation
include leadership, flexibility, work cooperation,
communication, risk management, team situation
awareness, decision-making, emergency response,
and self-management.
These nine influencing factors have been integrated
to suit the decommissioning work, and the definition
of each influence factor is presented in Table 6 [15].
The influencing factors of this PSF do not affect
the normal working conditions, but are necessary
when performing tasks in accident situations and
complex work. In existing HRA literature (SPAR-H,
Petro-HRA, HEART, NARA, CARA, etc.), the multiplier
for the team factor is selected considering the
nature and environment of the decommissioning
work [7-14]. The multiplier is selected according to
each situation, such as a general work situation, dry
| Tab. 6:
Team Factor Influential Factors and Definitions.
Decommissioning and Waste Management
Die Application Strategie of des Multiplier schwedischen for Performance Rückbauprogramms Shaping Factors von Uniper in Nuclear ı Michael Power Bächler, Plant Decommissioning Mikael Gustafsson Activities ı Byung-Sik Lee, Chang-Su Nam

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| Tab. 7:
Team Factor Multiplier.
work environment, and underwater work environment.
The explanation for this is presented in Table 7.
2.5 Working Condition
DWorking condition refers to the environmental condition
when performing a task, the approach route
of a workspace, safety measures, etc. In some cases,
this refers to the difference between the expected
environmental conditions at the time of design and
the actual environmental conditions while performing
the task. Therefore, good task environmental
conditions imply that operations can be performed
smoothly in the same environment as that designed
for actual tasks. Factors influencing the working
conditions include the physical environment, such
as noise in the workplace, installed safety devices
for workers, and other safety devices related to the
decommissioning tools to be used. Safety devices for
workers and decommissioning tools must be installed
in the workplace considering the safety of the
workers in the procedure through a sufficient review
before the start of work, and efficient tools must be
selected for each task. With regard to the physical
environment of the workplace, the temperature and
lighting of the workplace must be adjusted according
to the situation. In addition, if the radiation level in
the workplace is high, work efficiency may be affected
by the protective clothing worn by workers for
radiation exposure control. The influencing factors
for the working condition with their definitions are
presented in Table 8.
If a task is performed in a high-radiation environment,
work must be performed while wearing
protective clothing. If the target to be cut is highly
radioactive, the decommissioning task must be
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 49
| Tab. 8:
Working Condition Influential Factors and Definition
Decommissioning and Waste Management
Application of Multiplier for Performance Die Shaping Strategie Factors des in schwedischen Nuclear Power Rückbauprogramms Plant Decommissioning von Uniper Activities ı Michael ı Byung-Sik Bächler, Lee, Mikael Chang-Su Gustafsson Nam

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FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 50
| Tab. 9:
Working Condition Multiplier.
| Tab. 10:
Equipment Maintenance Influential Factors and Definition.
| Tab. 11:
Equipment Maintenance Multiplier.
performed underwater. In addition, because the
work environment, such as noise in the workplace,
affects the working conditions owing to the use of
the equipment, the multiplier is selected in consideration
of these factors, as presented in Table 9.
2.6 Equipment Maintenance
Owing to the characteristics of the NPP decommissioning
activity, the task is performed in an underwater
environment using remote equipment. In addition,
the equipment may be exposed to high radiation,
causing malfunction. Therefore, this equipment
requires thorough maintenance, and human
errors due to inadequate equipment maintenance
must be avoided. Moreover, spare parts and consumables
must be managed such that they do not interfere
with the task performance. Based on this
PSF definition, it is determined that the equipment
management cycle and the part replacement
environment for equipment affect the equipment
maintenance. The influencing factors related to the
equipment maintenance are described in Table 10.
The equipment management cycle is described in
the procedure manual in consideration of the work
environment before starting the task and the overall
situation. Therefore, the difficulty in equipment
maintenance varies depending on the work situation;
hence, the multiplier level is selected accordingly.
This is explained in Table 11.
2.7 Operation Complexity
Operation complexity is a PSF that integrates equipment
operations and operation procedures (procedure
availability, feedback, and recency). The operation
procedure must include the characteristics of
the equipment and working environment. The more
complex the operation procedure and operation information,
the greater the possibility of human
Decommissioning and Waste Management
Die Application Strategie of des Multiplier schwedischen for Performance Rückbauprogramms Shaping Factors von Uniper in Nuclear ı Michael Power Bächler, Plant Decommissioning Mikael Gustafsson Activities ı Byung-Sik Lee, Chang-Su Nam

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| Tab. 12:
Operation Complexity Influential Factors and Definition.
| Tab. 13:
Operation Complexity Multiplier.
error. Therefore, procedures and information regarding
the work must be fully understood and performed.
When it is necessary to handle cutting equipment
using remote equipment owing to the nature
of the decommissioning, various buttons and menus
exist on the panel of the remote equipment, and the
operator is required to understand and perform
these operational functions. Buttons and menus for
operating panels and displays of remote equipment
must be arranged prominently.
Otherwise, they can be difficult to operate, and the
working time may be increased, or an incident/accident
may be triggered accordingly. Therefore,
they should be designed such that each operating
element can be identified easily. In addition, experience
and task knowledge of the equipment used
may be required. Because the complexity of the operation
procedure and that of the equipment operation
are closely related, it is desirable to integrate
and manage this operation complexity.
Operation complexity refers to all the complexities
needed to operate the equipment while performing
the cutting task. Therefore, the influencing factors
of the operation complexity, which integrates procedure
feedback and recency, procedure availability,
equipment operation, etc., are presented in Table
12.
This can vary in complexity for tasks performed remotely,
depending on general cutting operations
and dry and underwater conditions. Taking this into
consideration, the multiplier level is selected, as
presented in Table 13.
3. Conclusions
In this study, a refinement process was performed to
integrate PSFs having minor effects on the decommissioning
of an NPP, considering the importance of
each PSF. Consequently, seven types of Level 2 PSFs
were selected from the existing 32 types of Level 3
PSFs. In addition, the influencing factors for each
PSF were derived.
Because the importance of PSFs varies according to
the working conditions under which a task is performed,
the importance of the PSFs is increased or
decreased using a factor called the multiplier. The
influencing factors and multipliers of the decommissioning
PSFs in the decommissioning activity
were derived through a review of various HRA literature.
It was determined that a more objective HEP
could be derived from an incident or accident. The
multiplier for each PSF was defined and quantified
by comprehensively considering the task characteristics,
working conditions, and PSF influencing
factors.
The multiplier for each PSF derived in this study will
help determine a more objective HEP for the decommissioning
of NPPs in Korea, where decommissioning
has never been performed. The development
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 51
Decommissioning and Waste Management
Application of Multiplier for Performance Die Shaping Strategie Factors des in schwedischen Nuclear Power Rückbauprogramms Plant Decommissioning von Uniper Activities ı Michael ı Byung-Sik Bächler, Lee, Mikael Chang-Su Gustafsson Nam

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FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 52
of a plan based on this to reduce human error is
expected to allow decommissioning to proceed
seamlessly.
In future studies, we intend to develop a simulation
program that can derive the HEP that occurs when a
decommissioning activity is performed, considering
the multiplier for each PSF. Furthermore, planning
the program enables not only the calculation of HEP
when decommissioning NPPs but also the identification
of the causes of human error in advance, thus
presenting ways to improve the decommissioning
system.
Acknowledgments
This work was supported by the National Research
Foundation of Korea (NRF), granted financial
resource from Ministry of Science, ICT and Future
Planing (No. NRF-2016M2B2B1945084), Republic
of Korea.
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AUTHORS
Dr. Byung-Sik Lee
Professor of Energy Engineering Department
in Dankook University
bslee@dankook.ac.kr
Byung-Sik Lee provides all knowledges across the entire nuclear life cycle
including reactor design, decommissioning and waste management at Dankook
University in South Korea. His oversight includes the engineering of nuclear power
plants and the development of back-end fuel cycle technologies for implementation
in nuclear power industries. He holds Ph. D of Waste Management in Nuclear
Engineering from Seoul National University.
Chang-Su Nam
Research Associate,
Dankook University
namchangsu12@naver.com
After completing his bachelor’s degree in new materials science and engineering
at Dankook University, he completed his master’s degree with a focus on research
of human error in nuclear power plants. After that, he worked as a researcher at
Dankook University for two years, conducting research on human error reduction
methods in decommissioning activities of the nuclear power plants.
Decommissioning and Waste Management
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Development of Safety Case Data
Claimed for Laser Cutting Operations
in Nuclear Decommissioning
Howard Chapman, Julian Spencer, Stephen Lawton, Andrew Gale, Matthew Clay
INTRODUCTION
Laser cutting for size reduction of redundant vessels
and pipework in nuclear facilities is considered to
be a novel process to most decommissioning engineers,
yet is a widely used technique elsewhere in
other manufacturing industries. The use of laser
cutting in the nuclear industry requires demonstrable
quantified solutions to overcome subjective
safety concerns in order for end users to adopt the
technology for decommissioning purposes.
The National Nuclear Laboratory (NNL) has undertaken
a research programme to address these safety
concerns to understand the damage that can be
done by a direct or stray laser beam, if it illuminates
a variety of different materials commonly found in a
nuclear decommissioning environment.
NNL has previously reported on the deployment of
robotic laser cutting methods on a nuclear licensed
site. “NNL has brought the Technology Readiness
Level (TRL) of this method from proof of concept
TRL 3, to demonstration in a relevant nuclear environment
TRL 6, in anticipation of making this technology
ready for wider deployment throughout the
nuclear industry” [1].
NNL is currently developing a new National Nuclear
User Facility for Hot Robotics (NNUF-HR) which
will support the United Kingdom by applying robotics
to develop cheaper and faster nuclear decommissioning
systems, nuclear new-builds, advanced
modular fission reactors and future fusion power
plants.
There is a lack of reliable data on how many materials
and components commonly used in the nuclear
industry perform during the application of laser
cutting and processing. The purpose of this paper is
to present a source of useful data found from laser
cutting trials undertaken by NNL alongside partner
organisations. These could be used as reliable evidence
in the support of claims and arguments about
time to failure made in the production of future
safety cases for the deployment of laser cutting used
in nuclear decommissioning operations and provide
commentary on the need for future data management
for this technology.
It is proposed that innovations in data processing,
analytics and retrieval for laser cutting will offer a
significant improvement in problem solving capabilities
in design and safety case development for
future nuclear decommissioning challenges.
Laser cutting is defined as the direction of a high
powered class 4 laser beam on to a material with
the intention of heating the material to its melting
point to produce a kerf (cut). Assist gas is used to
enhance the removal of molten material from the
kerf and hence improve the possible cutting potential
of a given laser power. The assist gas gives rise
to a fume with a particle size distribution, extending
to sub-micron diameters [2], and can pose a
respiratory hazard.
The laser cutting data presented in this paper are
based on the use of an assist gas and a robotic means
to control standoff distance and beam traverse rate
i.e. cutting speed.
The data presented in this paper include the safe
distance at which common materials, expected in
a nuclear environment can withstand a worst case
direct laser beam of 5 kW from a Neodymium Yttrium
Aluminium Garnet (Nd YAG) 1064 nanometer
(nm) laser for 10 seconds and includes materials
found typically when decommissioning facilities
such as cables, hoses, master slave manipulator
(MSM) gaiters, etc. It also provides commentary
on 1064 nm laser light transmission data for zinc
bromide and lead glass shielding windows, found
in nuclear cell environments and explains why both
shielding window types may require in cell internal
shuttering to prevent inadvertent laser strikes
on the window.
NNL’s Robot Controlled Laser Cutting Facility
(CLCF) at their Springfields site employs an industrial
robot arm with a 5kW infra-red laser, equipped
with a series of two fibre optic cables connected
in series, and an air-cooled laser cutting head. The
facility is equipped with a local exhaust ventilation
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 53
Decommissioning and Waste Management
Development of Safety Case Data Claimed for Laser Cutting Operations in Nuclear Die Decommissioning Strategie des schwedischen ı Howard Rückbauprogramms Chapman, Julian Spencer, von Uniper Stephen ı Lawton, Michael Andrew Bächler, Gale, Mikael Matthew Gustafsson Clay

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FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 54
(LEV) system and has been used to perform a
variety of novel trials providing a unique set of data
to support the production of safety cases.
Figure 1 shows a Computer Aided Design (CAD)
model of NNL’s CLCF.
The new NNUF Robot controlled laser cutting capability,
located at NNL’s non-active Workington site
facility, is driven by an industry challenge to cut and
sort waste. The rig will incorporate lessons learnt
from previous similar rigs built at NNL and will
incorporate a tool changer and various tools such
as a gripper, for grasping and sorting waste.
Main Hazards of Laser Cutting in a
Decommissioning Application
The use of laser cutting, can give rise to a number
of safety concerns, some laser based and others are
radiological, including:
p Production of aerosol/fume concentration by
the assist gas (g/m³ of assist gas).
p Fraction of aerosol/fume generated in the respirable
region (0.1 to 10 µm diameter particles
inclusive).
p Direct laser light illumination (energy densities
lower than at the focal point used for cutting;
i.e. further away from the laser head than the
focal point as the laser beam diverges).
p Scattering/reflection of laser light, leading to
damage to other equipment.
p Loose contamination disturbance by the assist
gas, from the surfaces of the material either side
of the kerf.
p Removal of fixed (volatile) radionuclide contamination
from the surfaces of the material being
| Fig. 1:
NNL Springfields Robot
Controlled Laser Cutting
Facility.
cut on either side of a kerf region, as a result of
induced thermal effects caused by laser cutting
or by direct laser light illumination.
p Potential preferential concentration of hazardous
materials into specific particle size regions
of the fume.
p Management of a laser beam that is not visible
to the naked eye.
NNL has previously reported on an Integrated Approach
to the production of a Safety Case for Laser
Cutting used for Nuclear Decommissioning [1].
Previous hazard identification studies have highlighted
a number of shortfalls in available evidence
based data to support the Safety Case claims. In
particular, the damage that can be done by a direct
laser beam, if it illuminates the walls and other materials
commonly expected to be found in typical
environments where decommissioning activities
are expected to take place, including lead glass or
zinc bromide shielding windows.
NNL has undertaken a research programme using
various facilities for inactive trials at The Welding
Institute (TWI) and in house at the NNL Workington
site. Active trials have also been undertaken at
the Springfields site to address these safety issues
and understand the damage which can be done by
a direct laser beam.
These research themes continue with two ongoing
PhD studies to investigate dust and fume arising
during laser cutting with funding from the Nuclear
Decommissioning Authority (NDA). This will build
on work reported on aerial effluent (i.e. fume/dust)
which reported the first estimate of the radioactive
species volatilised during laser cutting [3].
Decommissioning and Waste Management
Die Development Strategie des of Safety schwedischen Case Data Rückbauprogramms Claimed for Laser Cutting von Uniper Operations ı Michael in Nuclear Bächler, Decommissioning Mikael Gustafsson ı Howard Chapman, Julian Spencer, Stephen Lawton, Andrew Gale, Matthew Clay

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A series of measurements were made to determine
how long materials could withstand direct illumination
before damage thresholds are observed
and quantify the Nominal Material Safety Distance
(NMSD). The NMSD is defined as the minimum
stand-off distance (from the focal point) beyond
which materials suffer damage from illumination
in one of five levels, Off-Gassing (OG), Ablating (A),
Melting (M), Ignition (I), and Piercing (P). NMSD
is based on an exposure time, set for the purposes
of safety assessment. For the safety assessment a
maximum laser dwell time of 10 seconds has been
assumed. This work focuses on laser exposure under
fault conditions, rather than optimising cutting of
target materials, which is more widely reported [4]
[5][6].
Illumination of Target Materials
Working in collaboration with TWI, a series of trials
has been undertaken by NNL involving the direct illumination
of different materials exposed to a 5 kW
laser beam source. The beam was focussed with 250
mm focal length final optic, this gave a focus spot of
1 mm only 15 mm from the end of the cutting head.
Target Material 304 L and 316 stainless steel
The NMSD for 304 L/316 stainless steel plate of 6,
12 and 32 mm thickness is recorded in Table 1.
Target Material: Graphite plate
Graphite, neither gasses-off, melts, nor ignites
under laser application; instead it ablates. At high
incident power densities, the rate of ablation (in
terms of mass removed) from the surface is not
constant over the time of the illumination. One possible
explanation for this behaviour could be the
development of a plasma, or plume, above the surface
of the graphite, which absorbs a part of the incident
laser radiation and therefore is a self-limiting
process.
Target Material: Concrete
Trials were undertaken on inactive aged concrete
samples taken from a typical nuclear structure, with
diameters ~90 mm and lengths ranging from ~60
to 100 mm.
Concrete has by its very nature a wide range of formulations,
aggregates, heterogeneity, densities and
porosities. As a result, the effect of laser radiation
on concrete samples depends on the illumination
time, the incident power density and the factors
noted above. Generally, the different effects observed
were:
p a change in the surface colour;
p scabbling, which describes the process of small
concrete flakes being ejected from the surface;
p melting and subsequent vitrification, and
p piercing of the concrete, following a melting
phase.
For an illumination duration of 10 seconds, associated
with aged cast concrete samples, to avoid surface
ablation, a minimum NMSD_A^10s,
somewhere between 1000-2000mm, is necessary.
At a standoff of 500mm the laser did just penetrate
through 120mm concrete.
Where concrete is used as a shield wall in cave environments
it is usually significantly thicker and often
greater than 1000 mm. It is expected that in thicker
shield walls that penetration would be self-limiting
and not occur, as the viscous molten concrete and
lower power density, as the beam diverges, would
prevent failure. In very thin concrete walls, which
are under 150mm thick, additional justification or
explicit trials of the concrete may be required.
Target Material: Hydraulic hose
Three types of commonly used black polyvinyl chloride
(PVC) hydraulic hose have been illuminated:
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 55
For an illumination duration of 10 seconds associated
with a graphite block, to avoid surface ablation,
a minimumNMSD A
10s
of 500 mm is necessary. For
piercing, a minimum NMSD P
10s
of 250 mm it is
necessary for a thickness of 18 mm.
| Tab. 1:
NMSD for Melting (NMSD M 10s ) and Piercing (NMSD P 10s ) 304L SS
p MANULI TRACTOR 3/8 T2, 18.38 mm
diameter, with a 4.5 mm wall thickness;
p 2340n Parker Polyflex, 12.45 mm diameter
with a 3.4 mm wall thickness, and
p MANULI HOSE ¾ 4SP, 32.4 mm diameter
with a 6.5 mm wall thickness.
The three hydraulic hoses tested, all reacted quite
similarly to the incident laser light. At an illumination
distance of 2000 mm, all of the hoses tested as
charred in a time less than 55 seconds. A two second
exposure was sufficient for all the hoses to char at
an illumination distance of 1000 mm. Strong offgassing
occurred, producing particularly pungent
fume, as did the electrical cables. The fume
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Development of Safety Case Data Claimed for Laser Cutting Operations in Nuclear Die Decommissioning Strategie des schwedischen ı Howard Rückbauprogramms Chapman, Julian Spencer, von Uniper Stephen ı Lawton, Michael Andrew Bächler, Gale, Mikael Matthew Gustafsson Clay

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FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 56
produced large amounts of ash released into the air.
For some experiments the metal reinforcing wire
below the outer rubber layer, could be seen to glow
red hot.
Target Material: MSM gaiters
and PVC sheeting
PVC sheeting as used for suits and barriers, and
three types of MSM gaiter have been illuminated.
These are:
p Polyurethane (PUR) Transparent sheet
p Platilon Thermoplastic Polyurethane (TPU)
sheet
p PVC 30/100 grade sheeting of two thicknesses;
0.27 mm and 0.5 mm
p Tuftane TF 420 polyether polyurethane sheet
p PUR Bellows Beige tube
p PUR Green “Hypalon” tube
p PVC Grit Foil sheet
Polymers can either transmit or absorb incident
laser light, depending on their composition, thickness
and pigmentation.
A recursive experimental approach was used during
most of these trials. For a given exposure time, if the
material was not affected by the illumination – i.e.
no obvious deformation or reaction of the material
surface, the exposure duration of the next trial was
doubled, otherwise it was halved. This approach
generally allowed a reasonably accurate determination
of the time to melt, off-gassing and ignition. For
some materials, e.g. the hydraulic hoses, this technique
was not used. In such cases, illumination was
made, simply up to a set time and the interactions
seen recorded on a single video.
The experiments concluded the following:
1) The most laser resilient materials tested were all
in sheet form and were, PUR transparent,
Platilon TPU, PVC 30/100 and PVC 50/100, in
that order. After 240 seconds exposure at illumination
distances of 2000 mm, only PUR
transparent, Platilon TPU and PVC 50/100
showed no melting, no visible off-gassing and no
ignition. It is possible that PVC 30/100 would
also exhibit the same but this material was only
tested at 2000 mm for 120 seconds exposure.
2) At an illumination distance of 500 mm, all
materials melted in a time less than 14 seconds.
Of these, only Platilon TPU produced no visible
off-gassing.
3) Perhaps surprisingly, for most materials tested,
melting was observed at the same time as, or
before off-gassing.
4) Coated or loaded materials, such as PUR Green
and PVC Grit foil, ignited quickly, under three
seconds at an illumination distance of only
1000 mm.
5) PUR transparent, TPU Platilon and Tuftane
TF420 appeared to withstand the 10 seconds
exposure test at z=500 mm. At z=1000 mm,
PVC 50-100 and PVC 30-100 can be added to
this list. For z=2000 mm, PUR Bellows Beige,
can also be added to the list.
Target Electrical Cabling
The following types of electrical cabling have been
illuminated:
p SY power control cable 1.0 mm 2
p DEFSTAN 7 Core 0.5 mm 2
p DEFSTAN 12 Core 0.5 mm 2
p SWA 4 CORE 0.75 mm 2
The experiments concluded the following:
6) There was a significant quantity of off-gases
produced during each illumination trial. In most
cases, the smoke was thick and opaque, indicating
that gases were composed of carbonbased
components. According to manufacturer’s
datasheets for each cable, combustion products
include toxic gases, which could have harmful
health effects to workers. As for the illumination
of gaiters and PVC, identifying the time difference
between melting and off-gassing was not
possible; the two appearing to occur simultaneously.
7) Another condition that was not easy to determine
was the beginning of ignition for some
illuminations. It appeared that the smoke
produced would ignite, leading to the cable
coating igniting.
8) All the electrical cables ignited at an illumination
distance of 2000 mm or under, apart from
SWA 4 Core cable, which ignited at 3000mm
after 125 seconds. All the cables ignited almost
immediately at a distance of 1000 mm. It should
be noted that only the polymer layers on all of
the wires illuminated were damaged, metallic,
either steel or copper reinforcing, or current
carrying parts of the cables remained intact.
9) The polymer pigmentation is a key factor
concerning the capacity to absorb laser light.
Among the cables tested, the most resistant to
laser light exposure were those which have
transparent plastics or light colour filled plastics.
Black carbon filled cables, such as
DEFSTAN 12 Core or SWA 4 Core, are the most
absorbent cables.
Decommissioning and Waste Management
Die Development Strategie des of Safety schwedischen Case Data Rückbauprogramms Claimed for Laser Cutting von Uniper Operations ı Michael in Nuclear Bächler, Decommissioning Mikael Gustafsson ı Howard Chapman, Julian Spencer, Stephen Lawton, Andrew Gale, Matthew Clay

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Zinc Bromide Glass Cell Windows
The transmission of the electromagnetic spectrum
through zinc bromide solution can be used to determine
the absorption of laser light within older style
nuclear cell shielding windows, of this type, made
of zinc bromide solution. Nuclear grade zinc bromide
solution has 77 % wt/wt of zinc bromide
(ZnBr). ZnBr solution goes cloudy over long periods
of time, although it can be filtered to remove the
solids and hence recover the clarity and allow reuse.
Trials were undertaken with both clear and unfiltered
solutions. Figure 2 shows results for the clear
filtered sample of ZnBr. Similar values were determined
with the cloudy ZnBr liquor. However, the
attenuation was only measured up to 500 mm and
the typical shielded windows are thicker. There are
other experimental uncertainties but if the results
are extrapolated to a thickness of ZnBr solution of
1000 mm then a 1 kW input beam would be attenuated
by 99.98-99.99 %, which is equivalent to being
reduced down to 0.2 W – 0.1 W.
Thus from an eye safety viewpoint a 1000 mm ZnBr
shielded window would attenuate Nd:YAG laser
light to a safe level. However, there are several
remaining safety issues:
p If the light energy is absorbed into the ZnBr
solution it could boil or thermally expand and
cause the shielding window to fail. For transient
laser beams this might not be an issue, but a
continuous multi-kW beam might be a problem.
p The absorption of laser light by the zinc bromide
retaining glass windows or the associated
impact prevention safety glass on a cell window
of this type has not been tested for tolerance to
powerful beams of 1064 nm laser light.
| Fig. 2:
Attenuation of 1064 nm
laser light through ZnBr
solution.
Thus, it is recommended that ZnBr shielded windows
should be shuttered, ideally on the active side,
during any multi-kW laser processing and all work
be controlled by in cell cameras. The full shielded
window needs to be shown able to tolerate the
impact of any potential laser beam before operations
can proceed without shielding. In reality any in
cave robot processing requires in cell cameras in the
visible spectrum to be effective. Hense this requirement
is not a restriction.
The trials suggest that both a thick layer of graphite
and/or stainless steel would be a suitable shutter
material. The exact thickness required would
depend upon the minimum possible distance from
laser focus to the shielding window.
Lead Glass Cell Windows
The manufacturer’s data on transmission of the
electromagnetic spectrum through lead glass cell
window components can be used to estimate the
absorption of laser light within the various types of
lead glass, (illustrated for RS25, RSG32 and RW36
in Figure 3). There is some uncertainty as to whether
the attenuation can be scaled linearly from the
100 mm values to the varying glass thickness layers
normally found in a composite shielding window
which frequently has four or more layers of differing
thickness. Furthermore, there is no quantification
of any assumed reflection losses at the interfaces
between the lead blocks in a composite window.
The spectral curves suggest that at 1064 nm there
may be some limited attenuation. This was confirmed
by empirical trials carried out at Workington
using a spare cell shielding window, which had 5
layers and showed an attenuation of approximately
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 57
Decommissioning and Waste Management
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FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 58
Tr(intr)curve 100 mm
110
100
90
80
70
60
50
40
30
20
10
0
1
101
201
301
401
501
601
701
Internal Transmission Curve under 100 mm
35 % in the total power. Thus, if for example, a 5 kW
laser beam was incident on the window then a significant
proportion would be transmitted and
would have the potential to be a major safety hazard
to users in the line of sight.
In addition, the trials were undertaken with a
50 mW Nd:Yag laser and if scaled up to 5 kW there
is potential that at higher power densities that one
or more glass layers might shatter if enough energy
was absorbed locally. Dust or flaws have the potential
to locally enhance absorption.
Thus, given these uncertainties and the fact that
there is still significant transmission of 1064 nm
laser light through lead glass shielded windows it
is recommended that they be shuttered with
protection to prevent any 1064 nm light reaching
the windows.
Future Use of Data
Laser cutting and processing offers innovative
cost-effective possibilities, but comes with safety
considerations, new and therefore challenging in
the nuclear sector culture. Accessing meaningful,
accurate data on the performance of laser cut or
processed materials is of importance to the effective
deployment of laser and robotic technologies.
Engineering problem solving, design and implementation
requires reliable data on all the materials
involved in a given situation; e. g. cutting or processing
of cables, glove boxes, etc. Prior to undertaking
any work, the safety case needs to be convincing
and a major component of this will be meaningful
data on time to failure of all materials involved,
including shielding, rig construction and waste or
components to be cut or processed.
801
901
1001
1101
1201
1301
1401
1501
Wavelength(nm)
1601
1701
1801
1901
2001
2101
2201
2301
RS 25
RSG32
RW36
RWG52
RW 25
RSG52
2401
2501
2601
| Fig. 3:
Laser light transmission
vs. Laser light wavelength
for nuclear grade Corning
lead glass windows.
These challenges do not sit well in the nuclear context,
where, new and change represent an apparent
risk. Add to this is a lack of reliable data on
how materials and components perform during the
application of laser cutting and processing. A starting
point, to address these challenges, needs to be
the acquisition of reliable data. The data accumulated
from experimentation needs to be curated in
a meaningful way. Innovations in data processing,
data analytics and data retrieval offer a significant
improvement in problem solving capabilities in
design and safety case development.
Laser cutting trials undertaken at NNL have
allowed the development of a library of data for the
behaviour of materials cut and processed by lasers.
These data are contained within internal NNL
reports, a selection is provided within this paper.
NNL facilities continue to provide the research
capability to further investigate the potential laser
damage to structures and equipment alongside the
release of particulate and fume generated during
laser cutting. Furthermore, the NNUF-HR facility
has been designed to allow for use by external
industry and academic researchers to assist the
development and adoption of laser cutting within
the nuclear industry.
It is the aim of NNL to provide reliable data on the
performance of materials in relation to the application
of robot controlled laser cutting technologies.
This will enhance opportunities for innovation
in nuclear decommissioning. The aspiration is to
establish a library of data, enabling data analytics.
The intention will be to create a comprehensive
source of laser cutting data and information using
recognised processing techniques. Ideally this will
allow extrapolation of the data for new scenarios
2701
Decommissioning and Waste Management
Die Development Strategie des of Safety schwedischen Case Data Rückbauprogramms Claimed for Laser Cutting von Uniper Operations ı Michael in Nuclear Bächler, Decommissioning Mikael Gustafsson ı Howard Chapman, Julian Spencer, Stephen Lawton, Andrew Gale, Matthew Clay

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
or highlight data gaps. This will enable the identification
of any new trial requirements which can be
undertaken by NNL. It is proposed that a future programme
of research, using NNL’s test facilities, will
provide data and information from trials undertaken
in support of engineered solutions for nuclear
industry decommissioning activities.
ACKNOWLEDGMENTS
NNL collaborated with project partners, OC Robotics,
TWI, ULO Optics and Laser Optical Engineering
in the nuclearisation and development of this
unique solution in response to the growing appetite
to increase the use of robotics and automation in
the nuclear decommissioning sector coupled with a
specific requirement to provide size reduction and
packaging of contaminated vessels.
This is the largest funded project from Innovate UK,
with additional funding provided by the NDA and
the Department for Business Energy and Industrial
Strategy (BEIS) which all advocate the inclusion
of small to medium enterprises in the nuclear
decommissioning sector. The advancement of this
project has allowed NNL’s partnering companies to
be involved in the decommissioning of large quantities
of contaminated metal vessels and pipework on
active nuclear sites going forward.
NNL would like to acknowledge former NNL employee
Owen Horsfall for leading the experimental
work undertaken with their partner organisations.
In addition we would like to thank Professor Andrew
Gale (emeritus Professor of Project Management at
University of Cumbria) and Matt Clay (Principal
Engineer at the Health and Safety Executive Science
Division) for their great contribution to this article.
DISCLAIMER
This paper was internally funded by the National
Nuclear Laboratory (NNL) and contributed to by
Health & Safety Executive (HSE) and University
of Cumbria (UoC) staff. Its contents, including
any opinions and/or conclusions expressed do not
necessarily reflect the policy of HSE or UoC.
[5] Jae Sung, S. et al. Underwater Laser Cutting of Stainless Steel up to 100 mm Thick for
Dismantling Application in Nuclear Power Plants. Annals of Nuclear Energy Volume 147,
November 2020, 107655
[6] Nisar, S. et. al. The effect of material thickness, laser power and cutting speed on cut path
deviation in high-power diode laser chip-free cutting of glass. Optics & Laser Technology
Volume 42, Issue 6, September 2010
AUTHORS
Howard Chapman
Principal Safety Consultant,
National Nuclear Laboratory.
Howard.Chapman@uknnl.com
Howard Chapman is a Principal Safety Consultant at NNL with over thirty five
years of safety case experience in the nuclear industry at a number of sites
throughout the UK and on international projects. His work has covered all aspects
of the nuclear project lifecycle from design to construction and commissioning
phases, operations and decommissioning. Howard led the safety case for the
LaserSnake project which built a semi-autonomous robot controlled laser cutting
capability in a cave environment within an active facility. Howard has also
recently worked on a robotic safety project to meet the challenge for the adoption
of a higher degree of Human Robot Collaboration at Sellafield site. This work has
helped to develop a better understanding of generic robotic safety case considerations
and the reliability of SMART protective measures available from current
and emergent technologies across all key industrial sectors.
Dr. Julian Spencer
Technical Programme Leader,
National Nuclear Laboratory.
julian.spencer@uknnl.com
Dr. Julian Spencer (MinstP, CPHys) is a Technical Programme Leader with 35 years
of experience in supporting Sellafield Ltd plant. The last fifteen years has been
working with a wide range of NNL technical disciplines supporting the Highly
Active Waste operations at Sellafield. For 25 years he has been working with
universities over a wide range of research areas. These include work on new
methods for laser decommissioning, and laser material processing, ultrasonics
inspection of critical hardware and thermal modelling of low pressure evaporators.
Building on a PhD in nuclear structure physics, he also worked for nine years
in shielding analysis, dose estimation and criticality safety. The laser high power
research work led to seven patents in collaboration with academic colleagues at
Manchester, Liverpool and Loughborough.
Stephen Lawton
Radiological and Chemotoxic Safety Consultant ,
National Nuclear Laboratory.
stephen.lawton@uknnl.com
FEATURE | DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 59
REFERENCES
[1] Chapman, H., Lawton, S., & Fitzpatrick, J. (2018). Laser cutting for nuclear decommissioning An
integrated safety approach. Atw Internationale Zeitschrift fuer Kernenergie, 63(10), 521-526.
[2] Dazon, C. et al. Characterization of chemical composition and particle size distribution of aerosols
released during laser cutting of fuel debris simulants. Journal of Environmental Chemical
Engineering. Volume 8, Issue 4, August 2020, 103872
[3] Dodds, J.M., Rawcliffe, J. (2020). Radionuclide distribution during ytterbium doped fibre laser
cutting for nuclear decommissioning. Progress in Nuclear Energy, 118, 103122
[4] Jae Sung, S. et al. Cutting Performance of Thick Steel Plates up to 150 mm in Thickness and
Large Size Pipes with a 10-Kw Fiber Laser for Dismantling of Nuclear Facilities. Annals of
Nuclear Energy Volume 122, December 2018, Pages 62-68
Stephen Lawton is a Radiological and Chemotoxic Safety Consultant primarily
covering the civil nuclear fuel cycle as well as for research and development
projects and new reactor designs. He developed the safety assessments for NNL’s
laser cutting facilities for both active and non-active use making use of the trial
data to demonstrate the risk was safely managed.
Co-AUTHORS
Professor Andrew Gale is an emeritus Professor of Project Management
at University of Cumbria
Matt Clay is a Principal Engineer at the Health and Safety Executive
Science Division
Decommissioning and Waste Management
Development of Safety Case Data Claimed for Laser Cutting Operations in Nuclear Die Decommissioning Strategie des schwedischen ı Howard Rückbauprogramms Chapman, Julian Spencer, von Uniper Stephen ı Lawton, Michael Andrew Bächler, Gale, Mikael Matthew Gustafsson Clay

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KTG-Fachinfo 29/2022 vom 12.12.2022:
Vorentscheidung für Ausbau der
Kernenergie in den Niederlanden
Sehr geehrte Damen und Herren, liebe Mitglieder der KTG,
am vergangenen Freitag, 9. Dezember hat das niederländische
Kabinett eine Vorentscheidung für den Neubau eines
Kernkraftwerks mit zwei Blöcken am Standort Borssele in der
Provinz Zeeland beschlossen, wie in einer Mitteilung berichtet
wurde. Es sollen bis 2035 zwei Blöcke mit einer Leistung
zwischen 1000 und 1650 MW in Betrieb genommen werden,
die bis zu 24 Terawattstunden Strom erzeugen und 9 bis 13
Prozent des erwarteten niederländischen Stromverbrauchs
des Jahres 2035 decken sollen. Der Betrieb des am Standort
befindlichen Kernkraftwerks Borssele soll möglichst über
2033 hinaus verlängert werden.
Neben dem Ausbau von Wind- und Sonnenkraft solle die
Kernenergie genutzt werden, da die Niederlande alle sauberen
Energiequellen benötigen, um bis 2040 bei der Stromerzeugung
kein CO 2 mehr auszustoßen. Die Kernenergie sei zudem
witterungsunabhängig und trage so zum stabilen Energiemix
bei. Es sollen dabei Anlagen der Generation III+ errichtet
werden, da diese die schnellste Möglichkeit darstellen würden,
einen Beitrag der Kernenergie zu einem stabilen, CO 2 -neutralen
und diversifizierten Energiesystem zu erreichen. Zu diesen
modernsten Reaktortypen, die Verbesserungen in Bezug auf
Sicherheit, Betriebszeit, Brennstofftechnologie und Effizienz
brächten, lägen auch in anderen Ländern umfangreiche Praxiserfahrungen
mit Planung und Finanzierung dieser Technologie
vor.
Die Regierung betrachtet Borssele derzeit als den am besten
geeigneten Standort, da dort ausreichend Platz, viel relevantes
Wissen und nukleare Infrastruktur, wie etwa das Zwischenlager
für radioaktive Abfälle vorhanden sei. Auch sei der Bau
von zwei Reaktoren an einem Standort kostengünstiger. Die
Unterstützung vor Ort sei eine wichtige Bedingung bei der
Standortwahl, weswegen es einen Beteiligungsplan geben
werde, um Anwohner, Organisationen und Unternehmen einzubeziehen.
Dennoch werde auch der Standort Maasvlakte I
nahe Rotterdam weiter in Betracht gezogen. Wie unter
anderem die F.A.Z. berichtet, soll der in Erwägung gezogene
Standort Eemshaven dagegen auch formell als Reservestandort
ausgeschlossen werden.
Die Regierung konkretisiert mit der Vorentscheidung für Borssele
eine entsprechende Vereinbarung im Koalitionsvertrag
vom Dezember 2021. Innerhalb der Legislaturperiode strebt
die Regierung eine endgültige Entscheidung über den Standort
die Technologie, die Finanzierung, die Rolle der Regierung
und das Ausschreibungsverfahren an. Dafür sollen Studien
die standortspezifischen Umweltauswirkungen, mögliche
Finanzierungsmodelle und die Folgen für das Stromnetz in Verbindung
mit dem Ausbau anderer nachhaltiger Energiequellen
untersuchen. Auch eine grenzüberschreitende Umweltverträglichkeitsprüfung
ist vorgesehen. Eine endgültige Standortwahl
wird das Kabinett voraussichtlich frühestens Ende 2024 treffen.
Das am Standort Borssele befindliche Kernkraftwerk ist ein
KWU-Druckwasserreaktor mit zwei Loops und 515 MW Bruttoleistung,
der 1973 ans Netz gegangen ist und derzeit eine
Genehmigung für 60 Kalenderjahre bis 2033 hat. Die Anlage
stellt eine Weiterentwicklung des Kernkraftwerks Obrigheim
dar, die Designmodifikationen enthält wie sie bei der Entwicklung
des Kernkraftwerks Stade vorgenommen wurden.
Das Kabinett hat ebenfalls beschlossen, dass die Anlage über
2033 hinaus weiterbetrieben werden soll, um eine stärkere
Verwendung fossiler Energien und eine wachsende Importabhängigkeit
zu vermeiden. Die Behörde für nukleare Sicherheit
und Strahlenschutz (ANVS) wird damit beauftragt, die technische
und sichere Machbarkeit sowie die Bedingungen einer
Betriebsverlängerung zu prüfen. Diese soll auch dem Erhalt des
kerntechnischen Wissens und der Forschung dienen. Das Kernkraftwerk
Borssele erzeugte 2021 3,6 TWh Strom (netto), was
einem Anteil an der Stromerzeugung von 4 Prozent entspricht
und erreichte eine Zeitverfügbarkeit von über 90 Prozent. Die
Arbeitsverfügbarkeit über die gesamte Betriebszeit liegt bei
84,9 Prozent.
Neben dem KKW Borssele gab es nur den kleinen Siedewasserreaktor
Dodewaard, der 1997 endgültig stillgelegt wurde.
Früher bestehende Pläne zu einem umfangreicheren Ausbau
der Kernenergie wurden wegen der kostengünstigen Verfügbarkeit
großer Mengen Erdgas im noch heute aktiven Gasfeld
Groningen nicht weiterverfolgt. Wegen des gehäuften Auftretens
von Erdbeben wird die Produktion aber heruntergefahren
und soll ganz beendet werden. Der Plan, das eigene Gas durch
Importe aus Russland zu ersetzen, wird seit Ausbruch des
Ukraine-Krieges nicht mehr verfolgt. Die Kohleverstromung in
den Niederlanden soll bis 2030 beendet werden, nicht zuletzt
weil die niederländische Regierung 2018 von einem Gericht
dazu verurteilt wurde, schneller gegen den Klimawandel vorzugehen.
Für die Abschaltung der Kohlekraftwerke sind keine Entschädigungen
vorgesehen, was vor kurzem durch ein Gerichtsurteil
nach Klagen von RWE und Uniper wegen deren Kraftwerken
in Maasvlakte bestätigt wurde. Bei der Finanzierung der neuen
Kernkraftwerke wird die Absicherung gegen u. a. politische
Risiken eine wichtige Rolle spielen, weswegen zunächst 5
Milliarden Euro an Unterstützung für Vorbereitung und Bau
vorgesehen sind. Von den Ausschreibungen, die bis 2024
vorgesehen sind, sollen Lieferanten aus Russland und China
ausgeschlossen werden.
Die Niederlande sind nun nach Frankreich, Polen und Tschechien
das vierte direkte Nachbarland Deutschlands, das konkrete
Pläne für einen Ausbau der bzw. Einstieg in die Kernenergie
vorgelegt hat. Zusammen mit der Vorentscheidung
für das zweite große Bauprojekt im Vereinigten Königreich
61
KTG-FACHINFO
KTG-Fachinfo

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
62
KTG-FACHINFO
am Standort Sizewell und dem Wunsch der schwedischen
Regierung nach einem Ausbau der Kernenergie, für die staatliche
Kreditbürgschaften in Höhe von 36 Milliarden Euro vorgesehen
werden sollen, erscheint das Festhalten der deutschen
Politik am Ausstieg aus der Kernkraftnutzung mehr und mehr
aus der Zeit gefallen. Besonders interessant ist die Begründung
einer Verlängerung des Betriebs des Kernkraftwerks Borssele
mit dem Kompetenzerhalt. Dieser würde auch in Deutschland
durch einen Weiterbetrieb wesentlich erleichtert, in Teilen
sogar nur durch diesen ermöglicht. Vielleicht wird sich die
Prognose des französischen Wirtschaftsministers vom vergangenen
Freitag, dass alle große Industrienationen früher oder
später zur Kernenergie zurückkehren werden, weil diese eine
Bedingung der Aufrechterhaltung ihrer Industrie sei, schneller
bewahrheiten als man glaubt.
KTG-Fachinfo 28/2022 vom 15.11.2022:
Ihre KTG-Geschäftsstelle
Nicolas Wendler
a Wie wirkt sich der genannte Zeitbedarf von fünf weiteren
Jahren bis zum Vorschlag von Standortregionen auf
die künftigen Regionalkonferenzen und die Standortsicherung
nach § 21 (StandAG) aus?
a Der Zeitbedarf im letzten Schritt von Phase 1 bis zum
Vorschlag von Standortregionen geht gemäß der aktuellen
Angabe der BGE mit zehn Jahren noch über das
Worst-Case-Szenario der Endlagerkommission für diesen
Verfahrensabschnitt hinaus. Welche Annahmen liegen der
im Vergleich günstigeren Abschätzung für alle weiteren
Schritte zugrunde?
a Wie ist die Ankündigung der BGE ab 2024 jährlich über die
Reduzierung der Flächen gegenüber dem Zwischenbericht
Teilgebiete zu berichten, damit zu vereinbaren, dass eine
Entscheidung über die Eingrenzung der Standortregionen
gemäß Standortauswahlgesetz (StandAG) dem Gesetzgeber
vorbehalten ist?
Drastische Änderung beim Zeitbedarf
für die Standortauswahl für ein
Endlager – Never Ending Story?
Sehr geehrte Damen und Herren, liebe Mitglieder der KTG,
Ende vergangener Woche hat die Bundesgesellschaft für
Endlagerung (BGE) angekündigt, dass sie über die erste zeitliche
Abschätzung zum weiteren Verfahren der Standortauswahl
mit dem Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz,
Reaktorsicherheit und Verbraucherschutz (BMUV) und dem
Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung
(BASE) in eine Diskussion eintreten möchte. Anfang dieser
Woche hat BASE dazu Fragen grundsätzlicher Bedeutung aus
seiner Sicht sowie Anhaltspunkte zur tatsächlichen zeitlichen
Neueinschätzung öffentlich gemacht.
a Planung, Genehmigung und Errichtung eines End lagers
werden nach der Standortentscheidung ca. 20 weitere
Jahre in Anspruch nehmen. Damit könnten gemäß der
Annahme der BGE die ersten hochradioaktiven Abfälle
zwischen 2066 und 2088 eingelagert werden. Welche
Auswirkungen hat dies auf die Auslegung und Sicherheit
der Zwischenlager, deren Genehmigungen sukzessiv ab
2035 auslaufen?
a Welche Konsequenzen ergeben sich aus der zeitlichen
Abschätzung für die Zwischenlagerung/Sicherheit der
schwach- und mittelradioaktiven Abfälle, da für rund
die Hälfte der LAW/MAW-Abfälle aus Deutschland die
Entsorgungsperspektive derzeit an die Standortentscheidung
über ein HAWEndlager gekoppelt ist?
Aus der Mitteilung des BASE geht hervor, dass sich der Rahmen
des Zeitbedarfs für die Standortauswahl vom bisher im
Gesetz genannten Jahr 2031 auf den Zeitraum 2046 bis 2068
verschiebt. Unter der recht optimistischen Annahme des BASE
zum weiteren Zeitbedarf nach der Standortentscheidung
(vertiefte Erkundung, Vorbereitung und Beantragung einer
Errichtungsgenehmigung, Genehmigungs verfahren, Klageweg,
Errichtung, Betriebsgenehmigung, Inbetriebsetzung)
von 20 Jahren würde sich daraus eine Inbetriebnahme des
Endlagers für hoch radioaktive Abfälle und ggf. auch für
einen Teil der schwach- und mittelaktiven Abfälle zwischen
2066 und 2088 ergeben.
Daraus leitet BASE einige Fragestellungen für die weitere
Erörterung zum Zeitbedarf zwischen den drei Institutionen
ab:
a Welche neuen Erkenntnisse liegen dem Zeitraum 2046–
2068 für die Standortentscheidung zu Grunde?
a Zwischenlagerung und Endlagersuche werden aus dem
öffentlichen Fonds Kenfo finanziert. Was bedeutet die
Verlängerung des Verfahrens für die verbleibenden
Mittel?
a Welche neuen Randbedingungen ergeben sich angesichts
der Angriffe auf Nuklearanlagen in der Ukraine und der
Debatte um eine längere Nutzung der Kernenergie?
Das Thema Zeitbedarf des neuen Standortauswahlverfahrens
ist seit der Beratung der ersten Fassung des Stand AG umstritten.
Die Endlagerkommission hatte mehrfach zwischen 2014 und
2016 beim Bundesumweltministerium eine fundierte Abschätzung
eingefordert, die aber nie vorgenommen wurde. Schließlich
erstellte die Endlagerkommission eine eigene Abschätzung,
die als Worst-Case-Szenario die Standortentscheidung erst im
Jahr 2079 angenommen hat und ein betriebsbereites Endlager
erst weit im 22. Jahrhundert. Offiziell blieb es aber bis jetzt
immer bei 2031 für den Abschluss der Standortauswahl und
KTG-Fachinfo

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
2050 für ein Endlager. Das BASE hatte seinerseits nach Beginn
des Verfahrens eine Abschätzung durch die BGE eingefordert,
die nun vorliegt.
Vorwitzig gesprochen könnte man argumentieren, dass man
angesichts solcher Zeitdimensionen gleich noch ein neues
Kernenergieprogramm zwischendurch einschieben könnte. Zu
nennenswerten Verzögerungen würde das wohl nicht führen,
zumal für die Betriebszeit eines HAW-Endlagers rund 40 Jahre
angesetzt werden.
KTG-Fachinfo 27/2022 vom 10.11.2022:
Ihre KTG-Geschäftsstelle
Nicolas Wendler
Anhörungen zum Atomgesetz im
Deutschen Bundestag
Sehr geehrte Damen und Herren, liebe Mitglieder der KTG,
am 9. November haben im Deutschen Bundestag zwei
An hörun gen stattgefunden, die das Atomgesetz zum Gegenstand
hatten. Im Petitionsausschuss wurde der Petent der
Petition Stuttgarter Erklärung, die einen längerfristigen
Weiterbetrieb von Kernkraftwerken fordert, angehört. Im
Umweltausschuss fand eine Öffentliche Anhörung zu den
Gesetzentwürfen der Bundesregierung sowie der CDU/CSU-
Bundestagsfraktion zu einer 19. Novelle des Atomgesetzes
mit dem Ziel des Weiterbetriebs von Kernkraftwerken bis
zum 15. April 2023 (Bundesregierung) bzw. mindestens
31.12.2024 statt.
In der Sitzung des Petitionsausschusses waren die Parlamentarischen
Staatssekretäre im Bundesumwelt- und Bundeswirtschaftsministerium,
Christian Kühn (Bündnis90/Die Grünen)
und Stefan Wenzel (Bündnis90/Die Grünen) anwesend, ebenso
wie später im Umweltausschuss. Die beiden Staatssekretäre
beanspruchten einen erheblichen Teil der in der einstündigen
Sitzung des Petitionsausschusses knapp bemessenen Redezeit
und haben ihre negative Voreingenommenheit gegenüber der
Kernenergie nicht verborgen.
Der Petent, Prof. Dr. André Thess, Institutsleiter am Lehrstuhl
für Energiespeicherung der Universität Stuttgart, plädierte
dafür, die Kernenergie als dritte Säule des Klimaschutzes
zu betrachten und zu nutzen. Er forderte auch, auf Begrifflichkeiten
wie „Hochrisikotechnologie“ zu verzichten und
stattdessen Zahlen und Fakten als Diskussionsgrundlagen
zu verwenden. Er verwies darauf, dass die Zahl der Toten als
Folge der Kernenergienutzung pro erzeugter Terawattstunde
deutlich niedriger liege als bei Kohlekraft. Thess verwies darauf,
dass unter anderem das International Panelon Climate
Change die Kernenergie als eine Technologie zur Emissionsminderung
empfehle und diese sowohl die Versorgungssicherheit
als auch die Wettbewerbsfähigkeit verbessere,
mithin Dekarbonisierung ohne Deindustrialisierung erlaube.
Thess forderte eine Abwägung zwischen den Risiken des Klimawandels
und den Risiken der Kernenergie und eine breite
öffentliche Diskussion auf wissenschaftlicher Basis dazu. Die
in Begleitung von Prof. Thess auftretende Technikhistorikerin
Dr. Anna Veronika Wendland verwies darauf, dass u. a. wegen
der problemlosen Lagerbarkeit relevanter Mengen Urans bei
diesem Rohstoff keine Abhängigkeiten bestünden, die mit der
bei leitungsgebundenen Energieträgern wie russischem Erdgas
vergleichbar sei.
Der Parlamentarische Staatsekretär Wenzel behauptete im
Rahmen seiner Antworten auf Fragen der Abgeordneten, dass
die Kernenergie im Lebenszyklus Emissionen in der Größenordnung
60 bis 70 Gramm pro erzeugter Kilowattstunde erzeuge
und keineswegs als CO 2 -arm zu bezeichnen sei. Er beruft sich
dabei auf eine Metastudie von Benjamin A. Sovocool von 2008,
die einen Mittelwert aus eingeschlossenen Studien – zugleich
wurden sehr viele Studien ausgeschlossen – bildet, wobei die
Bandbreite der berücksichtigten Studienergebnisse zwischen
1,68 Gramm und 288 Gramm pro Kilowattstunde variiert. Der
parlamentarische Staatssekretär Kühn äußerte, dass eine über
die sicherheitstechnisch gerade noch akzeptable Verlängerung
bis zum 15. April verlängerte Laufzeit erhebliche Investitionen
in die Kraftwerke erforderlich mache. Kühn verwies auch auf
die nicht gelöste Endlagerfrage, die noch für Generationen
große Schwierigkeiten bereiten und hohe Kosten verursachen
würde. Beide Regierungsvertreter verwahrten sich gegen Vorwürfe
von Abgeordneten hinsichtlich einer Voreingenommenheit
der Bundesregierung bei der Prüfung der Rolle der Kernenergie
in der Energiekrise und betonten die Transparenz im
Verfahren. Die Abgeordneten im Petitionsausschuss fragten
leider sehr häufig die Regierungsvertreter, was dazu führte,
dass die Petenten, die eigentlich im Mittelpunkt der Anhörung
stehen sollten, nur wenig zu Wort kamen. Der Einreicher der
Petition, Prof. Thess, vertrat ja auch die über 58.000 Mitunterzeichner
der Petition. Die Abgeordneten von Bündnis90/Die
Grünen befragten sogar ausschließlich ihre Parteifreunde von
der Regierungseite.
Bei der Öffentlichen Anhörung von Sachverständigen im
Umweltausschuss, einem jahrzehntelangen Schauplatz von
politischen Scharmützeln und Grabenkämpfen um die Kernenergie,
war die Frontstellung ohnehin weitest gehend klar.
Sowohl die Abgeordneten als auch die von den Fraktionen
benannten Sachverständigen verteilten sich auf die bekannten
Grundpositionen für und gegen die Kernenergie. Dies mag
auch damit zusammenhängen, dass es bei der Befassung des
Ausschusses mit den beiden Gesetzentwürfen weder einen
großen sachlichen noch vor allem politischen Spielraum gab,
der dem Ausschuss in seiner inhaltlichen Beratung im weiteren
Tagesverlauf nach der offiziellen Verweisung der Gesetzentwürfe
an den Umweltausschuss im Plenum politische Gestaltungsmöglichkeiten
geben würde.
63
KTG-FACHINFO
KTG-Fachinfo

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
64
KTG-FACHINFO
Inhaltlich gab es auf juristischem Gebiet die unterschiedlichen
Positionen von Dr. Dörte Fouquet und Dr. Christian Raetzke.
Fouquet stellte insbesondere heraus, dass nur der Regierungsentwurf
als geringstmöglicher Eingriff einen Weiterbetrieb auf
das rechtlich gesicherte Maß begrenze und wegen des Streckbetriebs
etwa eine Notifizierungspflicht an die EU-Kommission
entfalle. Fouquet kritisiert den Gesetzentwurf der CDU/CSU
und macht geltend, dass durch eine „fast unbeschränkte“ Verlängerung
der Ausstiegscharakter des Atomgesetzes geändert
werden und sich sowohl die Frage einer Zustimmungspflichtigkeit
im Bundesrat stelle, als auch eine grenzüberschreitende
Umweltverträglichkeitsprüfung fällig werde. Dr. Raetzke
betonte insbesondere den durch fortlaufende Rechtsprechung
des Bundesverfassungsgerichts bestätigten Handlungsspielraum
des Gesetzgebers, der im Rahmen seiner Abwägungsentscheidung
sowohl die Nutzung der Kernenergie ermöglichen
als auch beenden könne und widerspricht insoweit
der Gesetzesbegründung im Regierungsentwurf. Dies gelte
auch mit Blick auf den Anfall zusätzlicher radioaktiver Abfälle
im Fall eines längeren Weiterbetriebs. Raetzke erkennt im
Regierungsentwurf Abwägungsdefizite sowohl mit Blick auf
den heute unklaren weiteren Fortgang der Energiekrise nach
dem 15. April 2023 und insbesondere im kommenden Winter
sowie hinsichtlich der Wirkung eines Weiterbetriebs auf die
CO 2 -Emissionen, die durch die Kernkraftwerke maßgeblich
gemindert, durch zusätzliche Kohleverstromung erheblich
erhöht würden.
Mycle Schneider regte in seinem Vortrag an, dass die deutsche
kerntechnische Industrie eine konzertierte Hilfsaktion für die
französische Nuklearindustrie starten solle, nachdem diese
schon Schweißer aus den USA einfliege und Ersatzteile aus Italien
beschaffe. Frau Professor Kemfert stellte aus ihrer Sicht fest,
dass der Weiterbetrieb der Kernkraftwerke über den 15. April
2023 hinaus nicht zu empfehlen, für die Versorgungssicherheit
nicht erforderlich und energiewirtschaftlich kontraproduktiv
sei. Im Verlauf der Fragerunde bestritt sie auch die Relevanz
und Erforderlichkeit eines Weiterbetriebs bis zum 15. April für
die Versorgungssicherheit, da die Beiträge zur Versorgungssicherheit
und zur Strompreissenkung sehr gering wären.
Ulrich Waas, ehemaliges Mitglied der Reaktorsicherheitskommission
des Bundes, erklärte, dass der Eindruck, dass
eine umfangreiche Sicherheitsüberprüfung der Anlagen eine
Voraussetzung für einen Weiterbetrieb erforderlich sei, falsch
wäre. Vielmehr befänden sich die Konvoi-Anlagen sicherheitstechnisch
auf aktuellem Stand. Ein längerer Weiterbetrieb aus
klimapolitischen Gründen müsse breit diskutiert und in auch
für die Umsetzung angemessenen Fristen entschieden werden.
Dr. Jonas Egerer von der Friedrich-Alexander-Universität
Erlangen-Nürnberg referiert die Ergebnisse einer Kurzstudie
zu den Auswirkungen eines Weiterbetriebs von Kernkraftwerken
in der aktuellen prekären Versorgungs- und Marktsituation.
Dieser hätte den größten Preiseffekt aller kurzfristigen
und von Deutschland beeinflussbaren angebotsseitigen Maßnahmen
und könne im Jahr 2024 den Preis um bis zu 2 Cent
pro Kilowattstunde oder rund 13 Prozent senken.
Dr. Christoph Pfistner vom Ökoinstitut stellt auf das im Ukraine-Krieg
manifest gewordene Bedrohungsszenario kriegerischer
Handlungen an und um kerntechnische Anlagen
ab und erklärt, dass kein Kernkraftwerk gegen kriegerische
Einwirkung geschützt sei. In der Diskussion verneint er aber
eine direkte Übertragbarkeit der Situation auf Deutschland,
da dieses keine Kriegspartei sei. Die Hauptprobleme einer
deutlicheren Verlängerung des Betriebs sieht er in der Periodischen
Sicherheitsüberprüfung und bei der Bereitstellung von
Personal. Dr. Anna Veronika Wendland, Technikhistorikerin
und aktive Befürworterin von Kernenergie und insbesondere
eines längeren Betriebs von Kernkraftwerken in Deutschland
aus Gründen des Klimaschutzes bemängelte am Gesetzentwurf
der Bundesregierung, dass dieser anders als der Gesetzentwurf
von CDU und CSU den Aspekt Klimasicherheit nicht
berücksichtige und keine Neubeladung von Brennelementen
vorsehe. Sie plädierte dafür, im Zusammenhang mit Kernenergienutzung
nicht von Hochrisikotechnolgie zu sprechen, sondern
eher von High Reliability Organisation. Sie befürchtete,
dass die frühe Festlegung eines frühen Endtermins dazu führen
könne, dass man im Zusammenhang mit der Energiekrise
diese Entscheidung wieder korrigieren müsse und verwies als
alternative Möglichkeit auf das Schweizer Modell des Atomausstiegs,
bei dem die Anlagen so lange in Betrieb bleiben
könnten wie dies sicher und wirtschaftlich möglich sei.
Heinz Smital von Greenpeace führt an, dass der erste Block
des Kernkraftwerks Fukushima eine Laufzeitverlängerung
erhalten habe und verweist darauf, dass 36 GW Windkraft in
der Genehmigungspipeline steckten, die innerhalb von sechs
Tagen die gesamte geplante Streckbetriebsleistung erbringen
könnten. [Anm. des Verfassers: dies gilt näherungsweise nur
unter der Annahme einer dauerhaften Erzeugung in Höhe
der installierten Nennleistung]. Smital behauptete, die Versicherungskosten
eines Kernkraftwerksblocks lägen bei 19,5
Milliarden Euro pro Jahr. Dies geschah offenbar auf Grundlage
eines Berichts aus 2011, der eine Unfallschadenssumme
von 6.090 Milliarden Dollar (sic! sechstausendneunzig) unterstellt
hat. Im Verlauf der Diskussion prangerte er einen Verfall
der Sicherheitskultur in Deutschland an und bezeichnete den
„Salami-Betrieb“ in Deutschland als gefährlich, da man etwa
die Spannungsrisskorrosionsbefunde in Frankreich bei einer
10-jährlichen Überprüfung entdeckt habe.
In der Diskussion wird unter anderem das Thema möglicher
Risiken für den Bundeshaushalt aus den Gesetzentwürfen
angesprochen. Frau Fouquet teilt dazu mit, dass ein öffentlichrechtlicher
Vertrag zwischen Betreibern und Bund möglich sei,
nicht aber die kurzfristige Übertragung des Betreiberrisikos
an den Staat wobei sich auch Fragen des europäischen Beihilferechts
und des Trennungsgebots zwischen Betreiber und
KTG-Fachinfo

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Aufsicht stellen könnten. Dr. Raetzke stellt in der Diskussion
fest, dass es keine verfassungsrechtlichen Hindernisse gegenüber
der Neubeschaffung und Nutzung von Brennelementen
gebe. Frau Wendland erklärt, dass in der Ukraine das Problem
die russische Besetzung und nicht das Vorhandensein von
Kernkraftwerken sei. Es gehe hier allgemein um kritische
Infrastrukturen im Krieg. Man würde kaum alle Talsperren in
Deutschland abschaffen, weil es eine russische Drohung der
Sprengung eines großen Staudammes in der Ukraine gebe.
Ulrich Waas erklärte, dass eine Wiederinbetriebnahme der
letzten drei abgeschalteten Anlagen prinzipiell technisch
möglich wäre, da an den sicherheitsrelevanten Bauteilen
noch keine Rückbaumaßnahmen durchgeführt worden seien.
Er erklärte, dass mit Blick auf die Reaktordruckbehälter – die
einzige dem Verschleiß unterworfene Komponente, die nicht
ausgetauscht werden könne – die laufenden Anlagen erst
die Hälfte ihres Laufzeitpotentials ausgeschöpft hätten. Die
zeitlich direkt an die Ausschusssitzung anschließende erste
Lesung der 19. AtGNovelle zeigte ein ähnliches Bild. Allenfalls
der offen bekundete Unwille der zuständigen Bundesumweltministerin
gegenüber dem von ihr selbst eingebrachten
Gesetzentwurf entspricht nicht den üblichen Gepflogenheiten.
Dementsprechend machte auch die Ablehnung der Kernenergie
mit unterschiedlichen Argumenten den größten Teil
ihrer Rede aus. Am 11. November soll der Gesetzentwurf um
9 Uhr in zweiter und dritter Lesung verabschiedet werden.
KTG-Fachinfo 26/2022 vom 01.11.2022:
Ihre KTG-Geschäftsstelle
Nicolas Wendler
Polnisches Kernenergieprogramm
kommt voran
Sehr geehrte Damen und Herren, liebe Mitglieder der KTG,
die bereits seit rund 10 Jahren bestehenden aktuellen
Planungen für den Einstieg Polens in die Kernenergie – es
gab solche bereits zu Zeiten der Volksrepublik in den achtziger
Jahren – haben in den vergangenen Tagen deutliche
Fortschritte gemacht und sich konkretisiert.
Am Freitag, 28.10. hat der polnische Premierminister Mateusz
Morawiecki bei der International Ministerial Conference on
Nuclear Power in the 21st Century der IAEA angekündigt, dass
das erste Projekt am Standort Choczewo an der Ostseeküste
rund 50 Kilometer nord-westlich von Danzig an Westinghouse
vergeben werden soll, wie u. a. powermag.com berichtet. Am
2. November soll eine förmliche Vereinbarung über die Errichtung
von drei Blöcken des Typs AP1000 unterzeichnet werden.
Westinghouse stand im Wettbewerb mit der französischen EDF,
die sich mit dem EPR2 beworben hatte sowie der südkoreanischen
KHNP mit dem APR1400. Morawiecki erklärte, dass eine
starke Allianz zwischen Polen und den Vereinigten Staaten den
Erfolg ihrer gemeinsamen Initiativen garantierten. Die US-Energieministerin
Jennifer Granholm bezeichnete die Entscheidung
als einen großen Schritt, um die Beziehungen zu Polen für die
kommenden Generationen zu stärken und als klare Botschaft
an Russland, dass die atlantische Allianz zusammenstehe. US-
Vizepräsidentin Kamala Harris, die am Zustandekommen der
Vereinbarung mitgewirkt hat, erklärte, dass die Partnerschaft
der Vereinigten Staaten bei diesem Projekt für alle vorteilhaft
sei, da damit der Klimakrise entgegengetreten werden, die
europäische Energiesicherheit gestärkt und die strategische
Partnerschaft zwischen den Vereinigten Staaten und Polen
vertieft werden könne.
Am 31. Oktober wiederum haben der polnische Kraftwerksbauer
und -betreiber ZE PAK und der staatliche Stromversorger
PGE eine Absichterklärung mit dem koranischen Kernenergie-
und Wasserkraftunternehmen KHNP unterzeichnet, im zentralpolnischen
Patnow, rund 80 Kilometer östlich von Breslau,
ein Kernkraftwerk mit Anlagen des Typs APR1400 zu errichten,
wie u. a. World Nuclear News (WNN) berichtet. Der polnische
Vize-Premierminister und Minister für Staatgüter sowie dem
koreanischen Handels- Industrie- und Energieminister haben
parallel eine Vereinbarung zur Unterstützung unterzeichnet. Es
ist laut dem Branchendienst NucNet aktuell nicht ganz klar, welchen
Status diese Absichtserklärung im Kontext des polnischen
Kernenergieprogramms hat, da bislang als zweiter Kernkraftstandort
Belchatow benannt gewesen sei und ein ungenannter
US-Regierungsbeamter geäußert habe, dass eine Entscheidung
für einen zweiten Standort mit AP1000 Reaktoren in einigen
Wochen erwartet werde. Polnischen Medienberichten zufolge
und laut WNN auch gemäß der Absichterklärung handelt es
sich allerdings bei dem Projekt in Patnow um eine Ergänzung
zum bisherigen Plan der Errichtung von 6 bis 9 GW Kernkraftkapazität
an zwei Standorten. Der polnische Vize-Premieminister
Jacek Sasin erklärte bei Unterzeichnung der Absichtserklärung,
dass Polen eine kostengünstige und verlässliche Energiequelle
benötige und dass die Kernenergie in der polnischen Situation
und besonders in der aktuellen geopolitischen Lage für die
Energieunabhängigkeit Polens essentiell sei. Das Unternehmen
ZE PAK ist auch an der Machbarkeitsstudie für die Errichtung
der SMR-Anlage BWRX-300 von General Electric Hitachi für
Synthos Green Energy beteiligt, eine Tochtergesellschaft des
polnischen Chemiekonglomerates Synthos.
Es ist das letzte Wort also noch nicht gesprochen über die
Umsetzung des polnischen Kernenergieprogramms, das die
Inbetriebnahme des ersten Blocks am ersten Standort für 2033
und der weiteren Anlagen bis in die vierziger Jahre vorsieht.
Mit der Entscheidung für Westinghouse für die erste Anlage
und der Absichtserklärung mit KHNP entsteht nun aber eine
sehr konkrete Dynamik für ein recht umfangreiches polnisches
Kernenergieprogramm, das durch die aktuelle geopolitische
und Energiekrise bestätigt wird.
Ihre KTG-Geschäftsstelle
Nicolas Wendler
65
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KTG-Fachinfo

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
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KTG INSIDE 70
Inside
Die KTG gratuliert an dieser Stelle unseren besonderen Jubilaren ab und in ihren „ Neunzigern“.
Wir danken für die lange und treue Mitgliedschaft in der KTG und wünschen noch viele glückliche Lebensjahre.
90 Jahre | 1933 30. Dipl.-Phys. Dieter Pleuger, Kiedrich
93 Jahre | 1930 25. Dr. Hans-Ulrich Borgstedt, Karlsruhe
Herzlichen Glückwunsch!
Die KTG gratuliert ihren Mitgliedern sehr herzlich zum Geburtstag und wünscht ihnen weiterhin alles Gute!
Wenn Sie künftig eine
Erwähnung Ihres
Geburtstages in der atw
wünschen, teilen Sie dies
bitte der KTG-
Geschäftsstelle mit.
KTG Inside
Lektorat:
Kerntechnische
Gesellschaft e. V. (KTG)
Berliner Straße 88A,
13467 Berlin
E-Mail: info@ktg.org
www.ktg.org
Februar 2023
25 Jahre | 1998
11. Kai Reuter, Jülich
30 Jahre | 1993
17. Daniela Restrepo Godoy, Geesthacht
45 Jahre | 1978
24. Dipl.-Ing. (BA) Sven Jansen, Dresden
55 Jahre | 1968
20. Dr. Josef Engering, Jülich
55 Jahre | 1968
22. Toralf Wolf, Plauen
60 Jahre | 1963
11. Dietmar Schütze, Emmerthal
60 Jahre | 1963
2. Andreas Hoff, Lingen
65 Jahre | 1958
3. Dipl.-Ing. Siegfried Wegerer, Tiefenbach
70 Jahre | 1953
3. Dr. Reinhard Knappik, Dresden
71 Jahre | 1952
22. Dr. Paul David Bottomley,
Pfinztal-Kleinsteinbach
73 Jahre | 1950
12. Karl-Heinz Durst, Hessdorf
74 Jahre | 1949
4. Gerhard Gradel, Forchheim
74 Jahre | 1949
10. Siegfried-P. Kaufmann, Linnich
74 Jahre | 1948
29. Dr. Anton von Gunten, Oberdiessbach
75 Jahre | 1948
7. Dr. Hans-Hermann Remagen, Brühl
75 Jahre | 1948
14. Reinhold Rothenbücher, Erlangen
75 Jahre | 1948
23. Dr. Rudolf Görtz, Salzgitter
76 Jahre | 1947
17. Dr. Peter Urban, Forchheim
78 Jahre | 1945
1. Prof. Alfred Voß, Stuttgart
78 Jahre | 1945
28. Dr. Günther Dietrich, Holzwickede
78 Jahre | 1945
23. Dipl.-Ing. Victor Teschendorff, München
79 Jahre | 1944
26. Dr. Ivar Kalinowski, Ohrum
80 Jahre | 1943
28. Dr. Klaus Tägder, Sankt Augustin
80 Jahre | 1943
20. Ing. Leonhard Irion, Rückersdorf
80 Jahre | 1943
5. Dr. Joachim Banck, Heusenstamm
81 Jahre | 1942
22. Dipl.-Dr. Cornelis Broeders, Linkenheim
83 Jahre | 1940
13. Dr. Hans-Ulrich Fabian, Gehrden
83 Jahre | 1940
9. Dr. Gerhard Preusche, Herzogenaurach
84 Jahre | 1939
22. Dr. Manfred Schwarz, Dresden
84 Jahre | 1939
8. Dr. Herbert Spierling, Dietzenbach
85 Jahre | 1938
15. Dr. Hans-Heinrich Krug, Saarbrücken
86 Jahre | 1937
6. Dipl.-Ing. Heinrich Moers, Winter Park / USA
86 Jahre | 1937
18. Dipl.-Ing. Hans Wölfel, Heidelberg
86 Jahre | 1937
11. Dr. Günter Keil, Sankt Augustin
87 Jahre | 1936
17. Dr. Helfrid Lahr, Wedemark
87 Jahre | 1936
6. Dr. Ashu-Tosh Bhattacharyya, Erkelenz
89 Jahre | 1934
12. Dipl.-Ing. Horst Krause, Radebeul
89 Jahre | 1934
9. Dr. Horst Keese, Rodenbach
März 2023
45 Jahre | 1978
10. Sven Nothvogel, Bad Vilbel / CH
55 Jahre | 1968
30. Dr. Heiko Ringel, Offingen
55 Jahre | 1968
20. Thomas Wiese, Ebermannstadt
72 Jahre | 1951
30. Dipl.-Ing. (FH) Adelbert Geßler,
Zusmarshausen
72 Jahre | 1951
3. Dipl.-Ing. Günter Müller, Mühlheim
73 Jahre | 1950
23. Hans-Dieter Schmidt, Dortmund
74 Jahre | 1949
27. Walter Defren, Heddesheim
74 Jahre | 1949
5. Dipl.-Ing. Hans Gawor, Bad Honnef
75 Jahre | 1948
13. Dipl.-Kfm. Jochen Bläsing, Mörlenbach
76 Jahre | 1947
6. Dr. Michael Weis, Rödermark
78 Jahre | 1945
20. Dipl.-Ing. Herbert Niederhausen,
Gebhardshain
78 Jahre | 1945
4. Dr. Bernd Hofmann, Eggenstein-Leopoldsh.
78 Jahre | 1945
11. Dr. Ulrich Krugmann, Erlangen
78 Jahre | 1945
11. Joachim Lange, Burgdorf
79 Jahre | 1944
11. Hamid Mehrfar, Dormitz
79 Jahre | 1944
2. Dr. Peter Schnur, Hannover
79 Jahre | 1944
10. Prof. Dr. Reinhard Odoj, Hürtgenwald
80 Jahre | 1943
20. Dipl.-Ing. Jörg Brauns, Hanau
80 Jahre | 1943
16. Dipl.-Ing. Jochen Heinecke, Kürten
83 Jahre | 1940
1. Dipl.-Ing. Wolfgang Stumpf, Moers
83 Jahre | 1940
18. Dipl.-Ing. Friedhelm Hülsmann, Garbsen
83 Jahre | 1940
3. Dipl.-Ing. Eberhard Schomer, Erlangen
83 Jahre | 1940
7. Dr. Volker Klix, Gehrden
84 Jahre | 1939
1. Prof. Dr. Günter Höhlein, Unterhaching
87 Jahre | 1936
19. Dr. Hermann Hinsch, Hannover
88 Jahre | 1935
20. Dr. Jürgen Ahlf, Neustadt in Holstein
88 Jahre | 1935
2. Dipl.-Ing. Joachim Hospe, München
KTG Inside

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
Nachruf
Dr.-Ing. Jürgen Wehmeier
12. Dezember 1940
in Münster
3. August 2022
in Bennigsen
Jürgen Wehmeier ist in Pollhagen
bei Stadthagen in Niedersachsen
aufgewachsen und legte sein
Abitur 1960 am Stadthäger Gymnasium
ab. Das Ingenieursstudium in
der „Fachrichtung Steine und Erden“ absolvierte er an
der Bergakademie Clausthal Zellerfeld. Dem Abschluss
als Dipl.-Ing. 1967 folgte im selben Jahr die Hochzeit mit
seiner Frau Anita.
Das Angebot seines späteren Doktorvaters Prof. H.-W.
Hennicke vom Lehrstuhl Glas und Keramik der Clausthaler
Universität zur Promotion, welches durch ein
Stipendium der Porzellanfabrik Arzberg finanziert war,
nahm er gern an und wurde am 15. Juli 1970 promoviert.
Die damaligen großen Erwartungen in die friedliche
Nutzung der Kernenergie führten Jürgen Wehmeier in
die Entwicklungsabteilung der Firma Nuklear-Chemieund
Metallurgie-Gesellschaft (spätere NUKEM) in
Hanau. Der Fokus lag auf der Entwicklung von keramischen
Kernbrennstoffen und Herstellungsverfahren.
für die Koordination des Kontakts
und Informationsaustauschs
zwi schen den Fachbereichen des
TÜV und den Genehmigungsbehörden
sowie der Abstimmung
mit der auftraggebenden Industrie
und weiteren beteiligten Institutionen.
Zu den Aufgaben zählte
auch die Vertretung der erstellten
Gutachten in Erörterungsterminen
in atomrechtlichen Genehmigungsverfahren.
Nach seinem Renteneintritt am 1. Mai 2004 bis Ende
Dezember 2010 nahm Jürgen Wehmeier eine Beratungstätigkeit
auf, um seine Kenntnisse und Erfahrungen
bei der Errichtung und beim Betrieb von Endlagern
weiterzugeben.
Das Interesse an seinem Studienfach begleitete ihn nicht
nur bei seiner beruflichen Tätigkeit, sondern auch stets
im Privaten. Die in ersten Praktika erworbenen und im
Studium vertieften Kenntnisse der Geologie und Mineralogie
begeisterten ihn zeit seines Lebens machten
ihn in seiner Freizeit zum begeisterten Steinesammler.
Auch im Ruhestand war ihm der Kontakt zu ehemaligen
Kollegen wichtig und er nahm gern an gemeinsamen
Segeltouren teil und freute sich über Begegnungen z. B.
beim Besuch von NDR-Konzerten.
KTG INSIDE 71
Die kritische Sicht der Gesellschaft auf die Nutzung der
Kernenergie aufgrund der die damit einhergehenden
Gefahrenpotentiale als auch der Wunsch mit seiner
inzwischen um zwei Kinder gewachsene Familie wieder
in das heimatliche Umfeld zurückzukehren, gaben den
Ausschlag zum 1. September 1977 eine Stelle beim
Technischen Überwachungsverein Hannover e. V.
(später TÜV Nord) in der Abteilung Kerntechnik und
Strahlenschutz anzunehmen.
Wir vermissen ihn sehr und danken der KTG
für die Möglichkeit dieses Nachrufs.
Im Namen der Familie
Isabelle Tirschmann, geb. Wehmeier
In den 25 Jahren seiner Zugehörigkeit beim TÜV
Hannover beschäftigte sich Jürgen Wehmeier überwiegend
mit den Themen Herstellung von Brennelementen
für Kernkraftwerke, Behandlung und Konditionierung
von radioaktiven Abfällen und Zwischenund
Endlagerung von radioaktiven Abfällen. Beim
Erstellen von Globalgutachten sorgte er insbesondere
KTG Inside

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
KTG INSIDE 72
50 Jahre (Kern-)Energiediskussion –
haben wir etwas gelernt?
Dr.-Ing. Hans-Georg Willschütz, Sprecher KTG-Sektion NORD
Am Dienstag, den 8. November 2022 fand von
17:00 Uhr bis ca. 18:45 Uhr der Online-Vortrag
„50 Jahre (Kern-)Energiediskussion – haben wir
etwas gelernt?“ statt.
ONLINE-VORTRAG
Der Referent Herr Dipl.-Phys. Ulrich Waas sprach
zunächst etwa eine Stunde und führte dabei
durch seine Folien. Danach entwickelte sich eine
lebhafte Diskussion, in der noch etliche Fragen
behandelt wurden.
Mit deutlich über 100 Teilnehmern war die Veranstaltung
wieder ein schöner Erfolg, der für
dieses Format von KTG-Veranstaltungen spricht.
Was war der Inhalt des Vortrags?
Nach der Ölpreiskrise 1973 entwickelte sich eine
gewaltige Euphorie zur Kernenergie (fast) alle
waren dafür, Regierung, Parlament, Verbände,
Kirchen. Knapp 40 Jahre später, nach Fukushima
2011, waren (fast) alle dagegen, Regierung, Parlament,
viele Verbände, Kirchen.
In der anschließenden Diskussion wurden teilweise
konkrete technische Fragen gestellt. Beispielsweise
warum Herr Waas den DFR kritisch
beurteilt oder warum aktuell so viele französische
KKW außer Betrieb sind.
Die Fragen wurden umfassend beantwortet, wobei
das Fachwissen des Referenten beeindruckte.
Insgesamt war dies eine erfolgreiche Veranstaltung
mit Teilnehmern aus ganz Deutschland und
teilweise aus dem angrenzenden Ausland, so
dass eine Fortsetzung dieses Online-Formats geplant
ist.
Referent
Dipl.-Phys. Ulrich Waas
p Was hat den Umschwung verursacht?
p Welche Fehler haben die Befürworter
gemacht?
p Was kann man daraus lernen?
Zu diesen Punkten stellte Herr Waas seine Gedanken
dar, spiegelte sie an Beispielen aus seinem
Berufsleben und gab Empfehlungen für die
Zukunft beim Streitthema Kernkraft in Deutschland
oder auch allgemein beim Umgang mit gesellschaftlichen
Konfliktthemen.
Herr Dipl.-Phys. Ulrich Waas war von 1975 bis 2012 bei KWU und ihren Nachfolgeunternehmen
mit den Aufgabengebieten: Inbetriebsetzung von Druckwasserreaktoren,
Grundsatzfragen in der Öffentlichkeitsarbeit, Sicherheitsberichte,
technische Vertretung in Verwaltungsgerichtsverfahren, Sicherheitsfragen und
deterministische Sicherheitsanalysen für DWR. Darüber hinaus war er von 1998
bis 2012 Mitglied im Kerntechnischen Ausschuss, von 2005 bis 2016 Mitglied im
Ausschuss Anlagen- und Systemtechnik der Reaktor-Sicherheitskommission und
von 2010 bis 2021 Mitglied der Reaktor-Sicherheitskommission.
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Chefredakteur
Nicolas Wendler
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Redakteurin
Nicole Koch
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ISSN 1431-5254

atw Vol. 68 (2023) | Ausgabe 1 ı Januar
74
International Conference on Nuclear
Decommissioning 2022 – Rückblick
NEWS
Im November 2022 fand die 11. ICOND zum internationalen Austausch
der Community für nuklearen Rückbau und Entsorgung erneut im
Eurogress Aachen statt. Mit mehr als 460 Teilnehmenden und 51 Unternehmen,
die ihre Produkte und Dienstleistungen in der begleitenden
Ausstellung präsentierten, war es die bisher größte ICOND. Der Pre-
Conference Workshop widmete sich insbesondere innovativen
Methoden und Technologien der radiologischen Abfall- und Anlagencharakterisierung
sowie technischer Lösungen zum Materialtransport
im Rückbau. Das modernste Beschichtungsverfahren, das Kaltgasspritzen,
wurde ebenfalls präsentiert. Durch dieses Verfahren können
korrosionsbeständige Beschichtungen mit hoher Enddichte, hoher thermischer
und elektrischer Leitfähigkeit sowie Homogenität aufgebracht
werden.
Nachdem Herr Dr. Cord-Heinrich Lefhalm, Leiter der Rückbausteuerung
der RWE Nuclear GmbH, zum Thema „Innovationen für einen effizienten
Rückbau“ die ICOND eröffnete und den Rückbaufortschritt in der RWE-
Flotte skizziert hatte, erläuterte er an konkreten Projekten Optimierungspotenziale
zur Effizienzsteigerung. Die besonderen Herausforderungen
diese Optimierungen im industriellen kerntechnischen Umfeld
zu implementieren, wurden durch Ihn analysiert und aus dem Auditorium
wurden hierzu zahlreiche Fragen gestellt. Peter Berben, Leiter des
Bereichs für Stilllegung und Management radioaktiver Abfälle bei
ENGIE, gab ein Statusupdate des belgischen Rückbauprogramms.
Vorträge im Themenblock „Strategien und Marktentwicklungen“
stellten VR unterstütze Projekte sowie ganzheitliche, KI-basierte
Projektplanungstools vor, die Effizienzsteigerungen in Rückbauprojekten
ermöglichen. Anschließend wurden laufende Projekte und
hieraus gewonnene Erfahrungen vorgestellt. Herr Dr. Ralf Versemann
(Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH) stellte die Erfahrungen nach
nunmehr 25 Jahren sicheren Einschluss des Thorium-Hochtemperaturreaktors
(THTR) vor. Vertreter des spanischen Staatsunternehmens für
den Rückbau- und Entsorgung kerntechnischer Anlagen und Abfälle
(ENRESA) präsentierten anschaulich den gesamten Rückbau des KKW
Jose Cabrera. Krönenden Abschluss des Dienstages bildete das von
ENGIE und EQUANS gesponsorte Conference Dinner im Schloss Rahe.
Nach umfänglichem Abendessen sorgte ein DJ für ausgelassene Partystimmung.
Die Demontage eines Reaktorgebäudedeckenkrans mittels eines
Gerüstes sowie die Themen: Robotik, Zerlege- und Dekontaminationstechnologien
sowie Modellierung der Logistik im Kernkraftwerk wurden
am zweiten Konferenztag im Themenblock „Rückbautechnologien“
vorgestellt. Neu entwickelte Werkzeuge, wie ein mobiles Anbaugerät
zur automatisierten Rissüberfräsung, oder zum Kaltschneiden von
Stutzen des Reaktordruckbehälters wurden präsentiert. Mit seinem
Vortrag zur verbesserten Aktivitätsbestimmung von Abfallfässern eröffnete
Thierry Delvigne (Syscade) das Thema „Anlagen- und Abfallcharakterisierung“
und Dr. Bo Cederwall schloss mit seiner Vorstellung der
| Keynote von Herrn Dr. Cord-Henrich Lefhalm.
Neutronen-Gamma-Emissions-Tomographie ab. Den letzten Konferenztag
eröffnete Niels Belmans von der SCK CEN Academy zur „EURAD
School of Radioactive Waste Management". Arne Larsson von Cyclife
Sweden AB rundete den Themenblock „Reststoffmanagement & -freigabe“
mit seinem Vortrag zur Freigabe und Recycling von Metallen zu
neuen Produkten, zu einem stimmigen Gesamtpaket ab.
Die bewährten Netzwerkformate wie das „Business Speed Networking“
fanden wieder regen Zulauf. Im Rahmen der „Exhibitor Road Show“
stellten sich die ausstellenden Unternehmen jeweils binnen 2 Minuten
mehreren Kleingruppen vor. Beim „Get Together“, gesponsort durch die
DORNIER Group, wurden zahlreiche neue Geschäfte und Kooperationen
angebahnt, so die Aussage von Vertretern der Unternehmen. Studenten
und Young Professionals bauten im „Meet your Company“ erste
Kontakte zu möglichen zukünftigen Arbeitgebern auf.
Die nächste ICOND findet vom 13. bis zum 16. November 2023
erneut in Aachen statt.
Weitere Informationen und Teilnahmeoptionen finden Sie unter
www.icond.de.
| Ausstellungsbereich der ICOND 2022.
News

EINLADUNG
ZUR EINREICHUNG
VON FACHBEITRÄGEN
1 6 . K O N T E C
S Y M P O S I U M
16. Internationales Symposium "Konditionierung
radioaktiver Betriebs- und Stilllegungsabfälle"
einschließlich
16. Statusbericht des BMBF "Stilllegung und
Rückbau kerntechnischer Anlagen"
kontec-symposium.com/call-for-papers
30.08. - 01.09.2023 | kontec-symposium.de | @KontecSymposium
MARITIM Hotel & Internationales Congress Center Dresden

Mitglied werden
Women in Nuclear (WiN) Germany fördert die Bildung und das
Netzwerken auf den Gebieten Kernenergie, Strahlenschutz,
Nuklearmedizin und nukleare Wissenschaften.
Wir bieten:
Eine Plattform für den regelmäßigen Austausch von Ideen,
Informationen und Erfahrungen auch auf internationaler Ebene
Nachwuchsförderung mit dem Fokus auf das berufliche Fortkommen
insbesondere weiblicher Fachkräfte
Regelmäßige Web-Seminare zu kerntechnischen Themen
Jährliche Verleihung des WiN Germany Preises an eine Hochschulabsolventin
für ihre wissenschaftliche Arbeit im nuklearen Bereich
Kontakt
WiN Germany e.V. E-Mail: info@win-germany.org
Homepage: win-germany.org
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