Vor der Einlagerung im geologischen Tiefenlager werden die radioaktiven Abfälle in der Oberflächenanlage (OFA) in Endlagerbehälter verpackt. Für ein besseres Verständnis der geplanten Vorgänge in der OFA stellt sich die folgende Frage:
Welche Schritte umfasst die Handhabung der schwach- und mittelaktiven Abfälle (SMA) sowie der hochaktiven Abfälle (HAA) von der Anlieferung in der OFA bis zur Verbringung in die untertägigen Anlagen und wie ist die OFA jeweils aufgebaut?
Bei der Beantwortung soll insbesondere auf die folgenden Detailfragen eingegangen werden:
Welche gasförmigen Radionuklide können beim Öffnen der Transportbehälter für HAA und abgebrannte Brennelemente entweichen? Welche Rückhaltemassnahmen sind vorgesehen?
Wie hoch ist die zu erwartende Wärmeentwicklung durch HAA in den diversen Betriebsbereichen der OFA? Wie wird gekühlt?
Welcher Zeitaufwand wird benötigt, um einen Transportbehälter für HAA komplett zu entleeren und dessen Inhalt in Endlagerbehältern wieder unter Verschluss zu haben?
Wie viele Jahre sind von der Errichtung der OFA bis zu ihrem Rückbau vorgesehen und über welchen Zeitraum werden dort radioaktive Abfälle gehandhabt?
Inwiefern unterscheidet sich das Gefährdungspotenzial der OFA für SMA bzw. HAA vom Gefährdungspotenzial eines Kernkraftwerkes?
Welche Notfallmassnahmen sind vorgesehen, um die, insbesondere im Fall eines grenznahen Standortes der OFA, betroffene Bevölkerung in Deutschland zu informieren und zu schützen?
Wie erfolgt diesbezüglich die Koordination zwischen den zuständigen Behörden in Deutschland und der Schweiz und welche Behörden sind das?
Die Oberflächenanlage (OFA) eines geologischen Tiefenlagers wird in erster Linie für die Annahme und Verpackung der radioaktiven Abfälle in Endlagerbehälter und deren Bereitstellung vor der Einlagerung in die untertägigen Lagerkammern benötigt. Auf dem OFA-Areal sind aber auch weitere Service-Funktionen angeordnet, die für den Betrieb des Tiefenlagers notwendig sind. Die für die Verpackung benötigte Umladezelle wird ungefähr 15 Jahre lang betrieben und übernimmt dabei die Funktion des sicheren Einschlusses der Abfälle während des Umladevorgangs, inkl. der Brennelemente. Sie ist mit einer kontrollierten Lüftung ausgerüstet. Bis alle Brennelemente eines Transport- und Lagerbehälters in Endlagerbehälter verpackt sind, dauert es mehrere Wochen. Die Wärmeabgabe der jeweils in der Oberflächenanlage vorhandenen Abfälle ist gering und erfordert keine aktive Kühlung der Oberflächenanlage.
Die Oberflächenanlage (OFA) eines geologischen Tiefenlagers lässt sich in die Hauptfunktionsbereiche „Annahme“ (z.B. der angelieferten Abfallgebinde), „Produktion“ (Verpackung in Endlagerbehälter) und „Auslieferung“ nach unter Tage gliedern. Ausserdem hat eine OFA die Nebenfunktionsbereiche „Service“ und „Administration“. Die radioaktiven Abfälle durchlaufen nur die genannten Hauptfunktionsbereiche. Im Betriebsablauf am längsten befinden sich die Abfälle in der Verpackungsanlage (siehe Figur 149-1 für SMA-Lager und Figur 149-2 für HAA-Lager).
Figur 149-1: Modellhafte SMA-Oberflächenanlage mit Transportwegen der radioaktiven Abfälle (Basis der Darstellung: Figur 4.2-3 aus NTB 11-01).
Figur 149-2: Modellhafte HAA-Oberflächenanlage mit Transportwegen der radioaktiven Abfälle (Basis der Darstellung: Figur 4.2-2 aus NTB 11-01).
Nach der Anlieferung werden die radioaktiven Abfälle in die Verpackungsanlage gebracht. Alle HAA und die nicht bereits endlagerfertig verpackten SMA werden hier in den sogenannten Umladezellen in Endlagerbehälter verpackt. Anschliessend werden die verpackten Abfälle für den Transport ins geologische Tiefenlager bereitgestellt (d.h. zusätzlich verpackt in interne Transportbehälter), in die untertägigen Anlagen verbracht und in den Lagerkammern eingelagert. Als letzter Schritt im Betriebsablauf folgt die Verfüllung und Versiegelung der Lagerkammern. Die Betriebsabläufe sind in Figur 149-3 für SMA-Lager und in Figur 149-4 für HAA-Lager dargestellt.
Figur 149-3: Vereinfachte Darstellung des SMA-Betriebsablaufs in einem geologischen Tiefenlager (Basis der Darstellung: Figur 3.2-2 aus NTB 11-01).
Figur 149-4: Vereinfachte Darstellung des HAA-Betriebsablaufs in einem geologischen Tiefenlager (Basis der Darstellung: Figur 3.2-1 aus NTB 11-01).
Die Handhabung radioaktiver Abfälle in einem geologischen Tiefenlager umfasst demnach folgende Schritte:
Anlieferung der Abfälle in der Oberflächenanlage
Eingangskontrolle der Abfälle
Pufferlagerung der Abfälle in der Verpackungsanlage
Verpackung der noch nicht endlagerfertig verpackten Abfälle
Bereitstellung der endlagerfertig verpackten Abfälle (in internen Transportbehältern) für den Untertage-Transport
Förderung der verpackten Abfälle durch das Zugangsbauwerk in die untertägigen Anlagen
Einlagerung der Abfälle in die Lagerkammern
Verfüllung und Versiegelung der Lagerkammern
Betriebsabläufe und Sicherheitsbetrachtungen sind im Übrigen in den Berichten NTB 13-01 und NTB 16-01 dargestellt worden.
Eine Oberflächenanlage (OFA) umfasst folgende Funktionsbereiche (Figur 149-5 für SMA-Lager, 149-6 für HAA-Lager):
Figur 149-5: Übersichtsschema der Funktionsbereiche der OFA eines SMA-Lagers (Figur 3-2a aus NTB 13-01).
Figur 149-6: Übersichtsschema der Funktionsbereiche der OFA eines HAA-Lagers (Figur 3-2b aus NTB 13-01).
a)
Das Umverpacken von HAA-Kokillen und abgebrannten Brennelementen (BE) aus den Transport- und Lagerbehältern (TLB) in die Endlagerbehälter (ELB) findet in der Umladezelle der BE/HAA-Verpackungsanlage (BEVA) statt (siehe auch TFS-Frage 63 und 97 sowie NTB 13-01).
Verglaste hochaktive Abfälle (HAA)
Die verglasten hochaktiven Abfälle enthalten aufgrund des Herstellungsprozesses keine gasförmigen Radionuklide. Sie werden in den Wiederaufarbeitungsanlagen in dicht verschweisste Stahlbehälter verpackt. Aus diesen so genannten HAA-Kokillen können somit keine gasförmigen Radionuklide entweichen. Die fertig produzierten HAA-Kokillen werden für den Transport und die Zwischenlagerung in die TLB verpackt.
Abgebrannte Brennelemente (BE)
Die Hüllrohre der BE sind ausgelegt auf eine hermetische Abdichtung unter hohen Belastungen (Temperatur, mechanische Belastung), wie sie während des Betriebs im Reaktor auftreten. Nach der Entnahme aus dem Reaktor werden die BE zur Kühlung in BE-Becken verbracht. Nach der Abkühlung in den BE-Becken werden die BE für den Transport und die Zwischenlagerung in die TLB verpackt.
Die BE werden während ihres Einsatzes im Kern des Reaktors laufend überwacht, um allfällige Leckagen von einzelnen Brennstäben (so genannte ‘leakers’) feststellen zu können [1]. Diese treten äusserst selten auf; im Durchschnitt ist einer von hunderttausend Brennstäben betroffen (NEA 2014). Im Normalfall sind die Hüllrohre also vollständig dicht; d.h. es können keine gasförmigen Radionuklide entweichen. Es kann aber grundsätzlich vorkommen, dass Hüllrohre auch nach Entnahme aus dem Reaktor undicht werden und dass gasförmige Radionuklide ins Innere des TLB freigesetzt werden [2]. Zum Zeitpunkt des Öffnens der TLB (frühestens ab 2060) sind von den gasförmigen Radionukliden nur noch Krypton-85 sowie Tritium, Kohlenstoff-14 und Jod-129 relevant, die anderen sind bereits zerfallen. Bei Bedarf kann vor dem Öffnen der TLB geprüft werden, ob diese Radionuklide in der Atmosphäre im TLB vorhanden sind.
Umladeprozess
Figur 149-7 zeigt eine vereinfachte Darstellung des Betriebsablaufs in der Umladezelle. Hier werden die BE und HAA in der Umladezelle von den TLB nach ihrer Kontrolle in die ELB umverpackt; die ELB werden anschliessend verschlossen und kontrolliert. Die verschlossenen ELB werden in den Auslieferungsbereich verbracht und dort für den Transport nach Untertag bereitgestellt. Die Umladezelle hat gemäss heutigem Planungsstand vier Andockstationen für TLB und vier Andockstationen für ELB in internen Transportbehältern. Mit dieser Auslegung ist eine optimierte Beladung der ELB (Begrenzung der Wärmeleistung der ELB) mit BE bzw. HAA aus unterschiedlichen TLB möglich und ein angemessener Durchsatz gewährleistet. Weiter wird mit dieser Auslegung auch eine Redundanz geschaffen, die es erlaubt, eine Arbeitsstation für Unterhalt (z. B. Dekontamination), Intervention (z. B. Verpackung eines beschädigten BE) oder Reparatur ausser Betrieb zu nehmen und den Verpackungsbetrieb trotzdem aufrecht zu halten. Direkt an die Umladezelle angeschlossen sind die für Wartung, Intervention und allfällige Reparaturen notwendigen Zellen, welche auch mit den erforderlichen Werkzeugen ausgerüstet sind.
Wie oben bereits erwähnt, muss nur in äusserst seltenen Fällen überhaupt mit einem undichten Brennstab gerechnet werden. Dass in einem TLB eine grössere Anzahl an Brennstäben undicht sind, ist somit unwahrscheinlich. Gestützt auf entsprechende Daten und Berechnungen kann festgehalten werden, dass selbst für diesen unwahrscheinlichen Fall die Freisetzung an gasförmigen Radionukliden zu keiner sicherheitsrelevanten Strahlenexposition führt. Eine Abgabe an die Atmosphäre würde dementsprechend weit unter den gesetzlichen Vorgaben erfolgen.
Figur 149-7: Vereinfachte Darstellung des Betriebsablaufs in der BEVA-Umladezelle. Die Bilder zeigen verschiedene Schritte des Andockens eines TLB an die Umladezelle und des Umladens eines Brennelements aus dem TLB in den ELB (basierend auf Figur 3-5 aus NTB 13-01).
Technische Einrichtungen für die Abluft
Die Abluft der Umladezelle wird über Filteranlagen geführt und vor Abgabe an die Aussenluft kontrolliert. Diese kontrollierte Lüftung beinhaltet ein Absaugen der Umladezellenluft (Unterdruckhaltung) mit entsprechender Überwachung und Filterung. Solche Filteranlagen sind heute in vielen nukleartechnischen Anlagen in Betrieb, z.B. auch in der ZWILAG. Sie sind für ungeplante Anlagenzustände betriebsbereit, falls radioaktive Partikel in der abgesaugten Umladezellenluft festgestellt werden sollten. Üblicherweise sind Filteranlagen redundant aufgebaut, sodass auch während Wartungs- und Unterhaltsarbeiten stets eine Filteranlage betriebsbereit zur Verfügung steht. Die Detailauslegung der Filteranlagen für geologische Tiefenlager wird im Einklang mit der stufengerechten Planung und in Anlehnung an den jeweiligen Stand der Technik zu einem späteren Zeitpunkt vorgenommen.
Technische Einrichtungen für Abwasser
Grundsätzlich wird in der OFA die Verwendung von Wasser möglichst limitiert, damit werden auch die Abwassermengen minimiert. Die Umladezellen der BE/HAA-Verpackungsanlage (BEVA) sind wasserfrei und somit auch abwasserfrei. Zudem werden die radioaktiven Abfälle, auch SMA, in der OFA zu jeder Zeit in fester Form vorliegen sowie sicher eingeschlossen und/oder sicher verpackt sein. Im Gegensatz zu den Angaben in NTB 13-01 soll auf eine Reinigung der TLB mit Wasser aus heutiger Sicht verzichtet werden. Deshalb ist nicht mit kontaminiertem Abwasser weder aus der Verpackung von BE/HAA noch von SMA zu rechnen.
Kontaminiertes Abwasser aus der OFA ist allenfalls bei Reinigungsarbeiten (Dekontaminationsarbeiten) und in den Garderoben/Duschanlagen des Betriebspersonals denkbar. Zur Sammlung und Behandlung dieser möglicherweise kontaminierten Abwässer sind Auffangtanks und Kontrollmessungen vorgesehen. Neben der Behandlung auf der Anlage kann auch eine Verbringung zu einem externen Konditionierer vorgesehen werden.
Der Schutz des Grundwassers vor wassergefährdenden Flüssigkeiten während des Betriebs der Oberflächenanlage ist ausführlich im Kapitel 7 des NTB 13-01 dargelegt. Dort ist auch beschrieben, wie im Falle eines Brandes das in Löschwasserauffangbecken gesammelte Löschwasser im Sinne einer Vorsichtsmassnahme vor seiner Abgabe unter anderem auf Radioaktivität geprüft wird.
b)
In der Oberflächenanlage (OFA) beträgt die voraussichtliche Wärmeleistung der aus Schweizer Kernkraftwerken angelieferten TLB zwischen 5 und 14 kW, durchschnittlich wird in der Einlagerungsbetriebsphase mit ca. 10 kW gerechnet. Diese wärmeabgebenden TLB befinden sich während ihres Aufenthalts in der OFA vorwiegend im Pufferlager und im Umladebereich der BEVA. Andere OFA-Bereiche sind nicht betroffen.
In einer BEVA befinden sich gemäss NTB 13-01 gleichzeitig maximal 8 TLB-Äquivalente, d.h. es ist in der BEVA mit einer Wärmeabgabe durch TLB von ca. 80 kW oder weniger zu rechnen. Für eine solche Wärmeabgabe ist keine aktive Kühlung notwendig / vorgesehen. Ein Temperaturanstieg im Pufferlager der BEVA wird (wie bei der ZWILAG) durch natürlichen Luftaustausch der Halle vermieden.
In der Umladezelle selbst ist mit einer noch geringeren Wärmeabgabe zu rechnen. Hier wird eine kontrollierte Lüftung installiert.
c)
Beim Umladen von Brennelementen übernimmt das Gebäude (die Umladezelle) die Funktion des dichten Einschlusses, die Brennelemente sind also zu jeder Zeit unter Verschluss. Die Endlagerbehälter werden in der Umladezelle in der Regel mit Brennelementen aus verschiedenen TLB bestückt, um eine optimale Mischung unterschiedlicher Brennelemente zu erzielen und eine möglichst ähnliche Wärmeleistung aller Endlagerbehälter zu erhalten (angestrebt werden ca. 1’500 W pro ELB).
In der Umladezelle der OFA können bis zu 4 TLB angedockt sein. Gemäss derzeitiger Planung ist die Umladezelle in zwei Kompartimente unterteilt, jedes Kompartiment besitzt zwei Andockstellen für TLB und zwei für ELB. Damit ist sichergestellt, dass eine Arbeitsstation für Unterhalt (z. B. Wartung von Geräten, evtl. Dekontamination), Intervention (z. B. Bergung eines beschädigten BE) oder Reparatur ausser Betrieb genommen werden und der Verpackungsbetrieb trotzdem aufrecht erhalten werden kann.
Pro Jahr ist ein Durchsatz von ca. 20 TLB und 200 ELB vorgesehen. Durchschnittlich werden für die Entleerung eines TLB somit einige Wochen benötigt. Zeitdefinierend für den Aufenthalt der TLB in der BEVA sind die unterschiedlichen Kapazitäten von TLB und ELB sowie die Beladungsprozesse der ELB: Ein ELB muss in die BEVA eingebracht und an die Umladezelle angedockt werden. Anschliessend erfolgt das Beladen des ELB mit BE aus einem oder mehreren TLB, und schliesslich muss der beladene ELB wieder abgedockt, sicher verschlossen und überprüft werden. Dieser ELB-Belade-Prozess beansprucht einen Arbeitstag. Der geplante jährliche Durchsatz von 200 ELB entspricht ebendiesem Wert von einem ELB pro Tag. Selbst wenn für die ELB keine Mischung aus verschiedenen TLB vorgenommen würde, wären die TLB jeweils ca. 2 Wochen an die Umladezelle angedockt. Aufgrund der Wärmebeschränkung der ELB werden BE mit verschiedener Wärmeproduktion von unterschiedlichen TLB gemischt. Dieses Vorgehen bedingt, dass ein TLB unter Umständen ein bis zwei Monate angedockt sein kann.
d)
Die derzeitigen Realisierungspläne für ein SMA- resp. HAA-Lager sehen Bauzeiten für die OFA von 5 resp. 11 Jahren vor. Der eigentliche Einlagerungsbetrieb mit einer Handhabung von radioaktiven Abfällen ist auf jeweils 15 Jahre veranschlagt (für HAA-Lager siehe Figur 149-8 und 149-9).
Schon der Bau, insbesondere aber der Rückbau der OFA ist gestaffelt (in Etappen) vorgesehen. Vom Baubeginn der OFA bis zum Rückbau der nuklearen OFA-Elemente dauert es voraussichtlich ca. 25-30 Jahre.
Das geologische Tiefenlager wird erst nach Einlagerung aller radioaktiven Abfälle verschlossen (vergleiche Figur 149-9). Beim Rückbau der OFA fallen, wenn überhaupt, nur sehr geringe Mengen an SMA, beispielsweise aus den Umladezellen der BEVA, an. Um solche vor dem Verschluss im Tiefenlager entsorgen zu können, wird die Umladezelle nach Beendigung des eigentlichen Einlagerungsbetriebs als Erstes dekontaminiert. Daraus resultierende radioaktive Stoffe und nicht vollständig dekontaminierte Bauteile würden in SMA-ELB verpackt und ins Tiefenlager verbracht. Danach ist die OFA dekontaminationsfrei und kann konventionell entsorgt werden.
Nach Verschluss werden keine HAA und SMA mehr in das geologische Tiefenlager eingelagert.
Figur 149-8: Realisierungsplan für ein HAA-Lager (gemäss Figur 5-1a in NTB 16-01)Figur 149-9: Phasenplan für ein HAA-Lager (gemäss Tab. A.4-1 in NTB 16-01)
[1]Allfällige während des Reaktorbetriebs beschädigte Brennelemente werden speziell behandelt (z.B. Spezialverpackung in gasdichte Behälter schon vor der Lagerung im Brennelementbecken).
[2]Es ist zu beachten, dass zum Zeitpunkt der Verpackung der BE in die ELB die BE teilweise schon 50 Jahre und mehr in den TLB zwischengelagert sein werden. Zurzeit sind mehrere Programme (z. B. bei der IAEA, aber auch bei der Nagra) im Gange, welche die Integrität der BE nach langer Zwischenlagerung in Behältern untersuchen. Die Resultate dieser Programme werden bei der Auslegung der BE/HAA-Verpackungsanlage im Rahmen der stufenweisen Konkretisierung des Projekts berücksichtigt.
Nagra (2013): Standortunabhängige Betrachtungen zur Sicherheit und zum Schutz des Grundwassers. Nagra Technischer Bericht NTB 13-01 .
Nagra (2011): Vorschläge zur Platzierung der Standortareale für die Oberflächenanlage der geologischen Tiefenlager sowie zu deren Erschliessung. Nagra Technischer Bericht NTB 11-01 .
NEA (2014): Leaking Fuel Impacts and Practices, Nuclear Energy Agency Document NEA/CSNI/R(2014)10, Paris, France.
Die nachfolgende Abschätzung zeigt, dass das maximale Inventar einer Oberflächenanlage (OFA) rund 1 Prozent des Inventars des Kernkraftwerks Gösgen (KKG) entspricht. Zudem besteht in der OFA keine Gefahr einer auftretenden Kritikalität durch die abgebrannten Brennelemente. Es ist auch keine aktive Kühlung der Brennelemente in der OFA notwendig.
Grundsätzlich ist festzuhalten, dass das Risiko einer Nuklearanlage von der Eintrittswahrscheinlichkeit eines Unfalls und dessen Schadensausmass abhängt (Risiko = Eintrittswahrscheinlichkeit x Schadensausmass). In der Frage 149e wird nach dem Gefährdungspotenzial gefragt, das in erster Linie von der Menge an radioaktiven Stoffen (Inventar) in der Anlage abhängt. Im Folgenden wird deshalb das Inventar eines Kernkraftwerks mit jenem einer OFA eines Tiefenlagers verglichen.
Angaben zum Inventar von abgebrannten Brennelementen (BE), die zu einem Tiefenlager angeliefert werden, finden sich in Berichten der Nagra (beispielsweise in Nagra 2014, Anhang A). Das Inventar der OFA eines Tiefenlagers für hochaktive Abfälle (HAA) wird in Nagra 2013, Seite 16 so beschrieben: „Für BE/HAA wird die maximale in der HAA-Oberflächenanlage vorhandene Menge an radioaktiven Stoffen erreicht, wenn bei ausgelastetem Betrieb der Verpackungsanlage zusätzlich noch drei voll beladene Transportbehälter angeliefert werden. Es ist damit zu rechnen, dass bei einer solchen Anlieferung vier angedockte, noch zu 75 % beladene Transportbehälter und zwei volle Transportbehälter vorhanden sind, sodass sich mit der Anlieferung von drei weiteren Transportbehältern insgesamt das Äquivalent von acht vollen Transportbehältern in der Oberflächenanlage befindet.“
In der Schweiz werden derzeit für Transport und Zwischenlagerung von abgebrannten BE meist die AREVA TN-Behälter verwendet, die bis zu 37 Brennelemente aus Druckwasserreaktoren fassen (siehe auch Antwort zu TFS-Frage 138, resp. 113). Das maximale Inventar der OFA entspricht somit dem Inventar von rund 300 Druckwasserbrennelementen (8 x 37 = 296 BE). Wenn man annimmt, dass sich 300 abgebrannte BE mit rund 3·1015 Bq pro BE aus dem KKG im Pufferlager befinden, entspricht dies einem Inventar von total 9·1017 Bq.
Zum Vergleich wird das Inventar eines Kernkraftwerkes am Beispiel KKG überschlagsmässig betrachtet. Im Reaktorkern des KKG befinden sich 77 Tonnen Uran (Technische Broschüre KKG). Gemäss Figur 149-10 geht man davon aus, dass die Aktivität der abgebrannten BE rund 1018 Bq pro Tonne Uran beträgt, was bei 77 Tonnen im Reaktorkern also 7.7·1019 Bq ergibt. Darüber hinaus lagern im Nasslager des KKG weitere 1·1019 Bq (ENSI 2017). Das gibt insgesamt also ein Inventar von 8.7·1019 Bq im KKG.
Figur 149-10: Abklingen der spezifischen Aktivität bei bestrahltem Brennstoff. (Quelle: Volkmer 2013)
Das Verhältnis des erwarteten maximalen Inventars einer OFA zu jenem des KKG beträgt also 9·1017 Bq/8.7·1019 Bq = 0.0103.
Diese Abschätzung zeigt, dass das maximale Inventar einer OFA rund 1 Prozent des KKG-Inventars entspricht. Zudem besteht in der Oberflächenanlage keine Gefahr einer auftretenden Kritikalität durch die abgebrannten Brennelemente. Es ist auch keine aktive Kühlung der Brennelemente in der Oberflächenanlage notwendig.
f) und g)
Die Oberflächenanlage stellt eine Kernanlage im Sinne der Kernenergiegesetzgebung dar. Die Kernenergieverordnung (KEV) sieht ein mehrstufiges Bewilligungsverfahren vor, welche eine Kernanlage vor ihrer Inbetriebnahme zu durchlaufen hat. Demnach sind vom zukünftigen Betreiber nacheinander eine Rahmenbewilligung, Baubewilligung und eine Betriebsbewilligung zu beantragen. Die Kernenergiegesetzgebung legt auch die Inhalte der Bewilligungen, die mit den Bewilligungen verbundenen Ziele sowie die Art und den Umfang der auf jeder Bewilligungsstufe einzureichenden Unterlagen fest.
Auf Stufe der Rahmenbewilligung sind vom Gesuchsteller Unterlagen einzureichen, aus denen u.a. die Standorteigenschaften, der Zweck und die Grundzüge des Projektes sowie die voraussichtliche Strahlenexposition in der Umgebung der Anlage hervorgehen. Ferner sind ein Umweltverträglichkeitsbericht und ein Bericht über die Abstimmung mit der Raumplanung einzureichen (vgl. Art. 23 KEV).
Auf der nachfolgenden Stufe der Baubewilligung sind vom Gesuchsteller Unterlagen einzureichen in denen u.a. aufgezeigt wird, dass die Auslegungsgrundsätze und die Anforderungen an die nukleare Sicherheit, an die Sicherung und an den Schutz gegen Störfälle eingehalten werden. Aus den einzureichenden Unterlagen soll u.a. die Definition der auslegungsbestimmenden Störfälle und Betriebszustände hervorgehen. Deren Auswirkungen auf die Anlage und ihrer Umgebung sind, als Ergebnis einer vorläufigen Sicherheitsanalyse, aufzuzeigen. Ein Notfallschutzkonzept ist bei der Bewilligungsbehörde gleichfalls einzureichen. Die Ausarbeitung eines solchen Notfallkonzepts setzt Kenntnisse über mögliche Störfallabläufe und deren Auswirkungen in und ausserhalb der Anlage voraus. Kenntnisse über mögliche Störfallabläufe erfordern wiederum detaillierte Informationen über die zukünftige Anlage, die Auslegung, die Betriebsprozesse, die vorhandenen (Sicherheits-) Systeme und die in der Anlage befindlichen Stoffe. Diese liegen erst ab Stufe Baubewilligung vor.
Generell werden im Rahmen von Störfallbetrachtungen die Art und Mengen vorhandener radioaktiver Inventare, denkbare Unfallabläufe und deren Auswirkungen auf die Umgebung untersucht. Eine Gegenüberstellung der hypothetischen radiologischen Auswirkungen und der Schwellenwerte für die Anordnung von Massnahmen zum Schutz der Bevölkerung (vgl. Dosismassnahmenkonzept (DMK), Anhang 2, SR 520.17) bildet die Grundlage für Abwägungen zur Festlegung von Notfallschutzzonen und deren Ausmass in der Umgebung einer Kernanlage. Weitere Massnahmen zum Schutz der Bevölkerung, wie sie vom DMK vorgesehen sind, sind bei einem Notfall in einer Kernanlage möglich.
Da der Notfall- bzw. der Katastrophenschutz eine hoheitliche Aufgabe darstellt, entscheiden im real eintretenden Ereignis über allfällige Massnahmen zum Schutz der eigenen Bevölkerung Deutschland bzw. die Schweiz eigenständig. In Folge der Inbetriebnahme der bestehenden Kernanlagen wurde für die gegenseitige Unterrichtung bei radiologischen Notfallsituationen in Kernanlagen beidseits der Grenze eine Vereinbarung (SR 0.732.321.36) zwischen Deutschland und der Schweiz unterzeichnet. Diese Vereinbarung bildet, nebst weiteren internationalen Übereinkommen (vgl. Übereinkommen über die frühzeitige Benachrichtigung bei nuklearen Unfällen,Übereinkommen über Hilfeleistung bei nuklearen Unfällen oder strahlungsbedingten Notfällen,Übereinkommen über nukleare Sicherheit), welche sowohl Deutschland als auch die Schweiz unterzeichnet haben, den Grundstein für eine grenzüberschreitende Information und koordinierte Vorgehensweise bei der Anordnung von Schutzmassnahmen im Fall einer Freisetzung in gefährdendem Umfang aus einer Kernanlage bzw. aus einem grenznahen KKW. Als Voraussetzung für die geordnete Informationsführung ist bspw. die Einrichtung eines geeigneten Informationssystems sowie die Errichtung einer zentralen Stelle für die Weiterleitung von Informationen im jeweiligen Land vorgesehen.
Es sei auch beispielhaft darauf verwiesen, dass mit dem Notenaustausch (SR 0.732.321.361) zwischen der Schweiz und Deutschland für grenznahe KKW eine gegenseitige Unterrichtung bereits für unterschwellige Ereignisse vorgesehen ist. Insbesondere für die bestehenden grenznahen KKW wurden sowohl für den Normal- als auch für den Notfall der Umfang des Daten- und Informationsaustausches sowie die involvierten Partner festgehalten. Beispielhaft für den Austausch von Daten bzw. Informationen seien die Ortsdosisleitungen, Dosis- und Ausbreitungsrechnungen, die Einschätzung der allgemeinen Lage, Bewertungen, Tabellen und Kartendarstellungen der Messergebnisse erwähnt. Auf Schweizer Seite sind u.a. das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI), das Bundesamt für Gesundheit (BAG), der Bundesstab Bevölkerungsschutz (BSTB), die Nationale Alarmzentrale der Schweiz (NAZ), die Betreiber der Kernkraftwerke Beznau und Leibstadt und der Kanton Aargau am Informationsfluss beteiligt, auf deutscher Seite u.a. das Regierungspräsidium Freiburg, das Umweltministerium Baden-Württemberg (UMBW) und das Bundesministerium für Umwelt (BMU).
Da es gegenwärtig noch keine konkreten Notfallplanungen für ein geologisches Tiefenlager in der Schweiz gibt, werden die Teilfragen 149 f) und g) am Beispiel der in der Nähe der deutsch-schweizerischen Grenze liegenden Kernkraftwerke Beznau und Leibstadt beantwortet. Welche Notfallmassnahmen zu einem späteren Zeitpunkt für den Betrieb eines Tiefenlagers einschliesslich seiner Oberflächenanlagen vorzusehen sein werden, wird entscheidend vom radiologischen Gefährdungspotenzial abhängen. Eine Übertragung der hier dargestellten Notfallmassnahmen auf den Betrieb eines Tiefenlagers ist deshalb nur bedingt möglich.
Beim radiologischen Notfallschutz wird unterschieden zwischen dem anlageninternen Notfallschutz, für den der Betreiber einer kerntechnischen Anlage verantwortlich ist, und dem anlagenexternen Notfallschutz, der in Deutschland im Zuständigkeitsbereich der Bundes- und der Länderbehörden liegt. In radiologischen Notfallsituationen zählt zu den wesentlichen Aufgaben des Betreibers, die zuständigen Behörden unverzüglich zu informieren sowie die Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Umgebung zu verhindern oder zu begrenzen. Beim anlagenexternen Notfallschutz ist zu unterscheiden zwischen den nach einer Freisetzung radioaktiver Stoffe mit der Folge grossflächiger Kontaminationslagen eher längerfristig erforderlichen Massnahmen zum Gesundheitsschutz der Bevölkerung, wofür in erster Linie die Bundesebene zuständig ist, und den nach einem Ereigniseintritt kurzfristig zu ergreifenden Massnahmen im Rahmen des Katastrophenschutzes, für den die Länder zuständig sind. Die Katastrophenschutzmassnahmen dienen der unmittelbaren Gefahrenabwehr und werden von den zuständigen Katastrophenschutzbehörden der Länder vorgeplant und im Ereignisfall umgesetzt.
Tritt in einer kerntechnischen Anlage ein Ereignis ein, das zu einer radiologischen Notfallsituation führt oder führen kann, so kann der Ablauf des anlagenexternen Notfallschutzes nach dem Ereigniseintritt vereinfacht wie folgt skizziert werden:
Information der zuständigen Behörden: In der Schweiz erfolgt die Information der Nationalen Alarmzentrale (NAZ) durch den Betreiber, die NAZ informiert daraufhin die deutschen Behörden
Einberufung der Notfallstäbe: Betroffene Behörden auf deutscher Seite sind das Bundesumweltministerium, das Ministerium für Umwelt, Klima und Energiewirtschaft Baden-Württemberg, das Regierungspräsidium Freiburg und das Landratsamt Waldshut
Ermittlung der radiologischen Lage und Empfehlung von Massnahmen durch das Bundesumweltministerium
Notfallmassnahmen: Entscheidung und Umsetzung durch das Regierungspräsidium Freiburg und das Landratsamt Waldshut
Längerfristige Schutzmassnahmen: Erfassung und Bewertung von radiologischen Daten und Massnahmen zum Gesundheitsschutz der Bevölkerung durch die zuständigen Bundesbehörden
Die für den Katastrophenschutz in der Umgebung der grenznahen schweizerischen Kernkraftwerke Beznau und Leibstadt zuständige höhere Katastrophenschutzbehörde in Baden-Württemberg ist das Regierungspräsidium Freiburg. Diese hat für radiologische Notfallsituationen besondere Katastropheneinsatzpläne zu erarbeiten und vorzuhalten. Um die Bevölkerung über die für den Notfall vorgesehenen Massnahmen zu informieren, hat das Regierungspräsidium Freiburg eine Broschüre zum Notfallschutz veröffentlicht, die im Internet verfügbar ist. Im Ereignisfall sind in Abhängigkeit von der radiologischen Lage verschiedene Massnahmen vorgesehen:
Warnung und Information der Öffentlichkeit über
Sirenen (Heulton)
Lautsprecherfahrzeuge der Polizei und Feuerwehr
Rundfunk, Fernsehen (z.B. Videotext) und Internet
Warnung vor dem Verzehr bestimmter Lebensmittel
Aufforderung zum Verbleiben im Haus
während des Durchzugs einer radioaktiven Wolke
zum Schutz vor Direktstrahlung und Kontamination
Ausgabe von Jodtabletten
bei festgelegten Ausgabestellen in den Gemeinden
Aufforderung zur Einnahme von Jodtabletten
zum Schutz der Schilddrüse gemäss Empfehlung der Strahlenschutzkommission (Jodblockade)
Evakuierung der Bevölkerung
mit eigenem PKW oder bereitgestellten Bussen und Bahnen (Sammelstellen sind festgelegt)
Evakuierungsrouten und Aufnahmeorte werden bekanntgegeben
Um in Notfallsituationen einen direkten und schnellen Informationsaustausch zwischen den zuständigen Behörden in Deutschland und in der Schweiz zu gewährleisten, ist die Zusammenarbeit der Behörden durch bilaterale Abkommen und Absprachen geregelt. Von der Schweiz werden insbesondere radiologische Messdaten, meteorologische Daten und Ausbreitungsrechnungen für die nähere Umgebung der kerntechnischen Anlage zur Verfügung gestellt, die durch die Verwendung gleichartiger Programme von den deutschen Behörden für die weitere Umgebung auf deutscher Seite weiterentwickelt werden können. Im Rahmen der Deutsch-Schweizerischen Kommission für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen befasst sich ferner eine eigene Arbeitsgruppe mit dem Thema Notfallschutz und dabei schwerpunktmässig auch mit Fragen der Behördenzusammenarbeit und des Informationsaustausches.
