ARCHIVESHISTORIQUES
DELACOMMISSION
COLLECTION RELIEEDES
DOCUMENTS "COM"
COM(80)808
Vol.1980/0255

Disclaimer
Conformément aurèglement(CEE,Euratom)n°354/83duConseildu1erfévrier1983
concernantl'ouvertureaupublicdesarchiveshistoriquesdelaCommunauté économique
européenne etdelaCommunauté européenne del'énergieatomique(JOL43du15.2.1983,
p.1),telquemodifiéparlerèglement(CE,Euratom)n°1700/2003du22septembre2003
(JOL243du27.9.2003,p.1),cedossierestouvertaupublic.Lecaséchéant,lesdocuments
classifiésprésentsdanscedossierontétédéclassifiés conformément àl'article5dudit
règlement.
Inaccordance withCouncilRegulation(EEC,Euratom)No354/83of1February1983
concerningtheopeningtothepublicofthehistoricalarchivesoftheEuropeanEconomic
Community andtheEuropeanAtomicEnergyCommunity (OJL43,15.2.1983,p.1),as
amendedbyRegulation(EC,Euratom)No1700/2003of22September2003(OJL243,
27.9.2003,p.1),thisfileisopentothepublic.Wherenecessary,classifieddocuments inthis
filehavebeendeclassified inconformitywithArticle5oftheaforementioned regulation.
InÜbereinstimmung mitderVerordnung(EWG,Euratom)Nr.354/83desRatesvom1.
Februar1983überdieFreigabederhistorischen ArchivederEuropäischen
Wirtschaftsgemeinschaft undderEuropäischen Atomgemeinschaft (ABI.L43vom15.2.1983,
S.1),geändertdurchdieVerordnung (EG,Euratom)Nr.1700/2003vom22.September2003
(ABI.L243vom27.9.2003,S.1),istdieseDateiderÖffentlichkeit zugänglich.Soweit
erforderlich,wurdendieVerschlusssachen indieserDateiinÜbereinstimmung mitArtikel5
dergenanntenVerordnungfreigegeben.

KOMMISSION DEREUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
KOM(80)808 endg.
Brüssel,den7.Januar1981
NUKLEARE SICHERHEIT INDENEUROPAISCHEN GEMEINSCHAFTEN
BERICHT DERSACHVERSTÄNDIGENGRUPPE OBERNUKLEARE SICHERHEIT
K0M(80)808endg.

KOMMISSION
DER
EUROPÄISCHEM GEMEINSCHAFTEN
Geleitwort
DieKommissionhatimAnschlussandenStorfallimamerikanischen
Kernkraftwerk ThreeMileIslanddieEinsetzungeinerunabhängigen
Sachverständigengruppe fürdasGebietdernuklearenSicherheit
beschlossen .
DieseGruppeerhieltdenAuftrag,derKommissionStellungnahmen zu
denmitderderzeitigen LagedernuklearenSicherheitinnerhalbder
Gemeinschaft zusammenhängenden Problemen,einschliesslich deren
Auswirkungen aufdemGebietdesStrahlenschutzes ,vorzulegenunddie
diesbezüglichen ArbeitenderGemeinschaftsorgane zubewerten,tun
Anregungenzugeben,diealsGrundlagefürGemeinschaftsinitiativen
verwendetwerdenkönnen.
NachAbschlussihrerArbeitenhabendieSachverständigen derKommission
einenBerichtvorgelegt,indemsiezuverschiedenen spezifischen
ThemenStellungnehmenundentsprechende Empfehlungen abgeben.Einige
dieserBnpfehlungen sindandiezuständigeneinzelstaatlichen Behörden
sowieandieHerstellerundBetreibervonKernkraftwerken ,anderean
dieKommissiongerichtet.
DieSachverständigengruppe hatdemnachunabhängigeVorstellungen und
Bnpfehlungen fürAktionenvorgelegt,dieohnejedenZweifeleinen
wichtigenftektorfürdiesowohlaufderEbenederMitgliedstaaten
p,lsauchaufderEbenederGemeinschaftangestellten Überlegungenüber
dieProblemedernuklearenSicherheitdarstellen.
DieKommissionhatfestgestellt ,dasseinigedieserBnpfehlungen in
denMitgliedstaaten derGemeinschaft schonjetztindiePraxis
umgesetztwerden,währendanderebereitsGegenstandvonGemeinsohafts –
aktivitäten imRahmendesEuratomsVertragssind.EinedritteSerie
vonEmpfehlungenbetrifftAspekte,diedernahezuausschliesslichen
Zuständigkeit derMitgliedstaaten unterliegen undbeidenendie
KommissionnurdieRolleeinesInitiatorsdesDialogsspielenkann.
InsgesamtgesehenmüssendieandieKommissiongerichteten Empfehlungen ,
vorallemsoweitsieimHinblickaufdieVerpflichtungen ausdem
ProvisoriseheAnschrift:RuedeloLoi200,B-1040Brüssel-Tel.350040-358040-Telegrammodresse :»COMEURBrüssel«-Fernschreiber :
•COMEURBRU 21877.

Euratomvertrag zuwertensind-einAspekt,derindemBerichtder
Sachverständigen nichtimmerhinreichendberücksichtigt wird-
eingehendgeprüftwerden,bevoretwaigeneueAktionsvorschläge daraus
abgeleitetwerden.DieKommissionhältdienachstehenden Empfehlungen
fürbesondersinteressant :
–dieErarbeitung aufeinander abgestimmter Verwaltungsverfahren zur
Peststellung dervondemvorübergehend eingestellten Wartungspersonal
indergesamtenGemeinschaft akkumulierten Dosisäquivalente ;
–dieRealisierung eineseuropäischen Datenbanksystems überZuverlässig-
keitsdatenderAusrüstungen inZusammenarbeit mitdenKraftwerksbe –
treibern;
–denAufbaueinesSchnellinformationssystems fürStörfälle,dieinden
Kraftwerkenaufgetreten sind;
–dasSuchennachgemeinsamen Lösungsmodellen beiderStandortwahl ;
–dieErstellungeinerBestandsaufnahme derzwischendenMitgliedstaaten
abgeschlossenen Übereinkommen undAbkommenimBereichderUnter–
richtungundUnterstützung indringendenFällen;
–dieAbhaltungvonSeminarenüberdieSimulatoren unddieEinrichtung
derSchaltwarten vonReaktoren;
–dieForderungeinesregelmässigen Informationsaustauschs überdie
Verbesserung derWartungsverfahren zwischendenfürdieAuslegung.,
zuständigen Verantwortlichen unddemBedienungspersonal vonKern­
kraftwerken indenMitgliedstaaten »
DieKommissionvertratgleichwohldieAuffassung,dass'fürdieÜber­
mittlungdesBerichtsderSachverständigengruppe zurKenntnisnahme
andenRat,dasEuropäische ParlamentunddenWirtschafts-undSozial­
ausschusskeinedetaillierten VorschlägeüberetwaigeneueAktionen
abgewartetwerdensollten.

NUKLEARE SICHERHEIT INDENEUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
Bericht derSachverstandigengruppe
über nukleare Sicherheit
HJDUNSTER (Vprsitzender )
D(?HLATZKO
DSMIDT
SVILLANI
Brüssel ,Mai 1980
Überarbeitung September 1980

NUKLEARE SICHERHEIT INDEN
EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
Inhaltsangabe
1.Einleitung 1
2.Sicherheitskriterien undSicherheitsaspekte beiderAuslegung
von Druckwasserreaktoren 3
3.Personal von Kernkraftwerken 9
4.Information undDatenbanken über Unfälle undAnlagenversagen .. 12
5.Strahlenschutzaspekte beiderStandortsuche fürKernreaktoren . 14
6.Notstandsplane 20
7.Information der Öffentlichkeit inNotfallen 26
8.DieVerwaltung derForschungsprogramme derGemeinschaft .... 28
9.Institutionelle Struktur 35
10.Allgemeine Empfehlungen undSchlußfolgerungen 40
Anhang
Kommissionsbeschluß vom 16.Mai und 2.Oktober 1979

-1-
1.KAPITEL
EINLEITUNG
DieGruppe wurde aufgrund eines Kommissionsbeschlusses vom 16.Mai 1979
(inAnhang 1wiedergegeben )gegründet .Ihre Mitglieder wurden bisSeptember
1979 benannt .DieGruppe umfaßt :
HJDunster i
DGHLatzko
DSmidt
SVillani
DieKommission ernannte JvanCaeneghem zuunserem Sekretär .Wirhielten
unsere erste Sitzung am2.Oktober 1979 abundwählten HJDunster zum
Vorsitzenden .InderFolgezeit trafen wirunsetwa einmal proMonat .
Insgesamt kamen wir siebenmal zusammen .
1.1Zielsetzungen undAufgabengebiet
Gemäß demBeschluß derKommission war esunser Ziel ,derKommission
Vorschläge fürkünftige Gemeinschaftsaktionen aufdemGebiet dernuklearen
Sicherheit zuunterbreiten .Diese Zielsetzung ansich führt schon zugewissen
Einschränkungen desAufgabengebietes ,dadieKommission aufdemGebiet der
nuklearen Sicherheit dieRolle derMitgliedsstaaten ergänzt .Dasunsdurch
denKommissionsbeschluß übertragene Mandat warjedoch soweit gesteckt ,daß
wiresalsvierköpfige Arbeitsgruppe mitnureiner Person imSekretariat für
unumgänglich hielten ,unser Aufgabengebiet weiter einzuengen .Dies geschah
zuerst infolgender Stellungnahme gegenüber derKommission :
"DieGruppe erwog dasimKommissionsbeschluß vom 16.Mai 1979 angeführte
Mandat .
Wirrevidierten dasinArtikel 2.1dieses Beschlusses aufgeführte sehr
umfassende Aufgabengebiet angesichts der inderPraxis unvermeidlich
auftretenden Schwierigkeiten wegen derKürze derzurVerfügung stehenden
Zeit undderArbeitsbelastung sowie auch imHinblick aufdiebesonderen
Fachkenntnisse dereinzelnen Gruppenmitglieder .
Wirkamen zudemSchluß ,daßwirunsere Anstrengungen aufThemen
konzentrieren sollten ,diewirfürdieFestlegung derzukünftigen Rolle
derGemeinschaft aufdemGebiet dernuklearen Sicherheit fürwichtig
erachteten undeinigten uns ,Artikel 2.1 zuinterpretieren unddie in
Artikel 2.2angeführten Prioritäten indiesem Sinne zubewerten ."
InderPraxis führte diese Stellungnahme dazu ,daßwirsolche Themen
ausunseren Betrachtungen ausschlössen ,indenen wirunsalsGruppe nicht für
ausreichend sachverständig hielten :Objektschutz fürnukleare Anlagen ,
Wiederaufbereitung vonKernbrennstoff ,Endlagerung radioaktiver Abfälle und
dieBeseitigung kerntechnischer Anlagen .Abgesehen vonunserem eigenen Mangel
anSachkenntnis aufdiesem Gebiet würden wireiner Diskussion über Objektschutz
vonkerntechni sehen Anlagen inallgemein zugänglichen Berichten wiedenvor­
liegenden nicht befürworten ,dadies mehr schaden alsnutzen könnte .Die

-2-
Tatsache ,daßdieeinschlagigen Technologien inINFCE (International Nucleat
Tuel Cycle Evaluation )vorkurzem umfassend undsachkundig behandelt wurden ,
erleichterte unseren Entschluß ,Wiederaufbereitung undAbfallbeseitigung aus
unseren Betrachtungen auszuschließen .Auch dieBeseitigung kerntechni scher
Anlagen wird international erörtert ,undwirhoffen ,daßdiese Diskussion
auch inZukunft fortgesetzt wird .
BeiderDiskussion umdasGemeinschafts-Forschungsprogramm haben wir
unsaufdieAspekte "Einleitung undVerwaltung vonProgrammpunkten "beschränkt .
Füreine unabhängige Überprüfung desProgramminhalts bedürfte es,selbst wenn
mansich aufdieReaktorsicherheit beschränkt ,eines beträchtlich grösseren
Aufwands alsbeiderKonstituierung dieser Gruppe betrieben wurde .
Zwar wurde dieGruppe aufgrund derErgebnisse desUnfalls inThree Mile
Islands insLeben gerufen ,jedoch haben wirimRahmen unseres Mandats eine
Reihe vonAspekten derGemeinschaftsarbeit aufdemGebiet dernuklearen
Sicherheit ganz allgemein behandelt ,unter besonderer Berücksichtigung der
Lehren aus dem Unfall inThree Mile Island .Daher war ein Großteil unserer
Arbeit allgemeiner Natur .Technisch konzentrieren wir unsinsbesondere auf
die Rolle des Reaktors inder nuklearen Sicherheit .Wenn wir uns auf ein
bestimmtes Reaktorsystem beziehen mußten ,wählten wirdenDruckwasserreaktor
(DWR ),Weil dieser Reaktortyp inderGemeinschaft amweitesten verbreitet ist .
1.2 Unser Bericht
DieEG-Mitgliedstaaten haben insehr unterschiedlichem Ausmaß Kernenergie -
programme ausgebaut .ImBericht werden einige Dinge erwähnt ,dievielen schon
hinreichend bekannt sein dürften .Dennoch sollte der Bericht von allen
Betroffenen aufmerksam gelesen werden .Nukleare Sicherheit istnicht nur für
diegesamte Gemeinschaft ,sondern auch fürdieganze Welt vonBedeutung ,da
einUnfall irgendwo inderWelt überall sonst weitreichende Auswirkungen haben
könnte .Zwar hatte derUnfall inThree Mile Island fast keine Folgen fürdiö
öffentliche Gesundheit ,doch waren seine Auswirkungen inderganzen Welt
beträchtlich .
Imübrigen Teil desBerichtes befassen wirunsmiteiner Reihe vonThemen
hauptsächlich technischer Natur undsprechen Empfehlungen aus .Ineinigen
Fällen haben wir inForm vonAnhängen mehr insDetail gehende Dokumente hinzu­
gefügt .Im10.Kapitel geben wirschließlich eine Reihe vonallgemeinen
Empfehlungen und ziehen einige allgemeine Schlußfolgerungen .
Unsere Aufgabe war es,dieKommission zuberaten .Daher beziehen sich
viele unserer Empfehlungen aufspezifische Aufgaben derKommission .Unser
Thema istjedoch nukleare Sicherheit inderGemeinschaft ,undeinige unserer
Empfehlungen befassen sich daher ganz allgemein mitFragen dernuklearen
Sicherheit .Wirhoffen ,daßdiese Empfehlungen fürdienationalen Behörden
derMitgliedstaaten wieauch fürdieKommission vonInteresse sein werden .
1.3Danksagung
Wirdanken unserem Sekretär fürseine hervorragenden Leistungen beider
Organisation unserer Sitzungen sowie fürdieBearbeitung unserer Arbeitspapiere
undProtokolle .Außerdem danken wirderKommission undihrem Personal fürdas
umfangreiche Informationsmaterial ,dassieunszurVerfügung stellten ,sowie
auch dafür ,daßsiealles Nötige fürunsere Sitzungen arrangierten .

-3-
2.KAPITEL
SICHERHEITSKRITERIEN UND SICHERHEITSASPEKTE
BEI DER KONZEPTION VON DRUCKWASSERREAKTOREN
2.1 Einleitung
DaderReaktor inThree Mile Island vonBabcock undWilcox konzipiert
wurde undnureinReaktor dieser Firma imAugenblick inEuropa inBau ist ,
sind viele derLehren ausdemUnfall inThree Mile Island allgemeiner Natur .
Deswegen sind wirbeiderPrüfung derreaktorsicherheitstechnischen Aspekte
sovorgegangen ,daßwir uns zuerst diebeiden Druckwasserreaktor typen
angesehen haben ,dieinderGemeinschaft amhäufigsten sind ,nämlich einen
vonWestinghouse abgeleiteten ,der inFrankreich ,Italien undBelgien
betrieben wird ,sowie einen derKraftwerk Union (KWU ),derinderBundesrepublik
und indenNiederlanden imEinsatz ist ,undwir untersuchten zuerst die
sicherheitstechnisch relevanten ,allgemeinen Unterschiede zwischen denbeiden
Typen .Wirkamen zudemSchluß ,daßdiese Unterschiede eher aufverschiedene
Auslegungskonzepte alsaufunterschiedliche nationale Bestimmungen oder
Anforderungen zurückzuführen waren .Dann gingen wirdaran ,diewichtigsten
Lehren ausdemThree Mile Island-Unfall zuziehen ,diesich allgemein aufdie
Sicherheit von Druckwasserreaktoren inder Gemeinschaft anwenden ließen .
Schließlich gaben wireine kurze Stellungnahme zurNützlichkeit der
Harmonisierungsbestrebungen derKommission imBereich derSicherheitskriterien
undgesetzlichen Anforderungen ab.
Einsehr wichtiger Faktor fürdieSicherheit vonDWRistdieIntegrität
desReaktordruckbehälters unddesPrimärkreislaufs .Wegen derumfassenden
Bemühungen aufnationaler Ebene sowie denregelmäßigen Tagungen internationaler
Expertenausschüsse ,dieeingehende Untersuchungen durchführen undeinen
angemessenen Informationsaustausch aufdiesem Gebiet gewährleisten ,hatdie
Gruppe sich mitdiesem Thema nicht beschäftigt .
Ineinem Punkt unterscheiden sich dieGepflogenheiten inEuropa vondenen
indenVereinigten Staaten .Verallgemeinernd kann man sagen ,daßdie
Elektrizitätsversorgungsbetriebe inderGemeinschaft diePlanung unddenBau
vonganzen Anlagen entweder selbst überwachen oder dafür sorgen ,daßPlanung
undBau indenHänden eines einzigen großen underfahrenen Lieferanten liegt ,
dereinständiges Feedback mitimBetrieb befindlichen Anlagen hat .Inden
USA istesdagegen inderRegel so,daßdienuklearen Anlagenteile von einer
Firma geliefert werden ,während derRest derAnlage vonanderen bereitgestellt
wird .Wirglauben ,daßdieerste Lösung beträchtliche sicherheitstechnische
Vorteile bietet ,dasodieGefahr vonKoordinierungsschwierigkeiten vermieden
werden ,diedadurch entstehen können ,daßmanvonInformationen abhängig ist ,
dievonLieferern mitverschiedenen Verantwortungsbereichen weitergegeben
werden .
2.2 EinVergleich von Sicherheits -undAuslegungsgrundsatzen beiDWR inder
Gemeinschaft
Wirhaben eine Reihe vonSicherheitssysteme untersucht ,indenen nach
unserer Meinung signifikante Unterschiede zwischen denKonzepten derFirma
Westinghouse undderKWUbestehen .Einige Merkmale anderer europäischer
Reaktoren wurden ebenfalls berücksichtigt .

-4-
2.2.1 Redundanz undDiversitat bei technischen Sicherheitseinrichtungen
Ganz allgemein ausgedrückt dient Redundanz dazu ,zuverhindern ,daß'der
Ausfall eines einzelnen Anlagenteils zurLahmlegung desgesamten Sicherheits­
systems führt ,während Verschiedenartigkeit redundanter Systeme dazu dient ,
dieWahrscheinlichkeit desgleichzeitigen Ausfalls verschiedener äquivalenter
Sy^tenle durch einen "common-mode failure "zuverringern .Redundante Systeme
könrlen entweder inallen Phasen einer Funktionsabfolge völlig unabhängig sein
(d.h .nicht untereinander verbunden )oder somiteinander vergliedert sein ,daß
imFalle eines teilweisen Versagens dieAbfolge vonFunktionsschritten von
einer Kette aufdieandere umgeleitet werden kann .Dieerstgenannte
Anordnung ergibt einsehr einfaches Kontrollsystem ,daseinen sehr guten Schutz
gegek falsche Bedienung bietet .Dagegen istdasvergliederte System imBetrieb
flexibler ,wasfürerfahrene Operatoren vonVorteil sein kann ,wasjedoch
manchmal zueinem Verlust anRedundanz führen kann .Insbesondere besteht die
Gefaht ,daßdernotwendige Redundanzgrad nicht mit indieVergliederung
einbezogen wird .Sokönnte eineinzelnes Bauelement ,wie z.B. einLager tank ,
alle ansonsten redundanten Systeme versorgen .Durch eine strikte Ablehung
vonVerbundsystemen würde soetwas unmöglich gemacht .Kurz gesagt muß
Vergliederung ansich zwar nicht zueiner Verringerung derRedundanz führen ,
aber litder Praxis ist dies oft der Fall .
Esgibt eine enge Beziehung zwischen demGrad anRedundanz unddemGrad
anDiversitat .Sohaben z.B. Westinghouse-Anlagen verschiedene Antriebs -
mechanismen fürHilfsspeisewasserpumpen .Dieeine wird elektrisch ,dieandere
durch eine Dampfturbine angetrieben .DasKWU-System istredundanter ,hataber
diegleichen Antriebsmechanismen ,wenn auch inanderer Auslegung undmit
verschiedenen Stromanschlüssen .Theoretisch hatdie Diversitat zwar
eindeutige Vorzüge ,aber aufderanderen Seite wird dadurch dieWartung weitaus
komplizierter .Nach unseren Informationen lassen sich ihre Vorteile zwar
theoretisch belegen ,inderPraxis jedoch können sienicht nachgewiesen werden .
2.2i2 Automation
DerEinsatz automatischer Einrichtungen zurSteuerung vonReaktoren in
normalen undanormalen Situationen hat sich mehr undmehr durchgesetzt ,und
dieUnterschiede zwischen deneinzelnen Reaktorsystemen hängen inhöherem Maße
vomPlanungs Zeitpunkt alsvondemjeweiligen Hersteller ab.Automation hat
eine Reihe voneindeutigen Vorteilen :
-siekann Bedienungsfehler vermeiden helfen ;
-Sieintegriert verschiedene eingegebene Informationen undnimmt sodem
Bedienungspersonal unnötig detaillierte Interpretationsarbeit ab;
-isiekann diejenigen Schritte einleiten ,dieinanormalen Betriebs -
Situationen immer fürangebracht gehalten werden undsodieEntscheidungen ,
fürdiemenschliche Urteilskraft erforderlich ist ,aufeinMindestmaß
reduzieren ;
sieermöglicht es,dieZeit zugewinnen ,dienotwendig ist ,umweitere
Schritte sorgsam zuüberdenken .
Mangeht inzunehmendem Maße dazu über ,Anlagen soauszulegen ,daß
Bedienungsvorgänge indenersten 30Minuten nach einem durch einVersagen
eingeleitetes Abschalten desReaktors automatisch abgewickelt undvom
Bedienenden nurunter außergewöhnlichen Umständen beeinflußt werden können .

-5-
Dieautomatischen Bedienungsvorgänge nach dieser ArtdesAbstellens
können nurdann richtig ablaufen ,wenn beiderPlanung alle möglichen
Situationen gründlich genug durchgespielt worden sind ,umfüralle möglichen
Umstände geeignete Abstellverfahren auszuarbeiten .Dies bedeutet nicht ,daß
diePlaner inderLage sein müssen ,alle möglichen Unfälle vorauszusehen ,
sondern nur ,daßdiejeweiligen automatischen Bedienungsvorgänge inallen .
Situationen ,obvorgesehen oder nicht ,verhältnismäßig angemessen sein
sollten .Wirglauben -undderUnfall inThree Mile Island bestätigt uns in
dieser Annahme -daßAuslegungsschwächen inautomatischen Systemen dieser
Artmitgeringerer Wahrscheinlichkeit zuSchwierigkeiten führen alsmanuelle
Interventionen durch denBedienenden inSituationen ,dieweder ernoch die
Planer vorausgesehen hatten .
DerEinsatz vonDatenverarbeitungseinrichtungen zurAnzeige von
Informationen fürdasBedienungspersonal geht mitderAutomation einher .
Selbst wenn dasBedienungspersonal inden 30Minuten nach Beginn desAbstellens
nicht zuintervenieren braucht ,benötigt esdoch detaillierte Informationen
über denZustand derAnlage unddieEntwicklung anormaler Bedingungen ,um
voraussehen zukönnen ,waswahrscheinlich passieren wird ,undlängerfristige
Interventionen zuplanen .Insbesondere braucht esInformationen ,aufderen
Grundlage esNotstandspläne sowohl fürdieAnlage selbst alsauch fürderen
Umgebung ausarbeiten kann .Aufdiesen Punkt kommen wir im6.Kapitel noch
einmal zurück .Zwar sind diebestehenden europäischen Systeme besser alsdie
inThree Mile Island ,aber trotzdem sollten weitere Verbesserungen insAuge
gefaßt werden .
2.2.3 .Maßnahmen beikleinen Leckagen imPrimärkreislauf
InBezug auf dasEinspeisen von unter hohem Druck stehendem Wasser nach
demAuftreten kleiner Leckagen gibt esUnterschiede zwischen denKonzepten von
Westinghouse undKWU .DieWestinghouse-Reaktoren haben wieandere US-Reaktoren
Einspeisevorrichtugen fürZusatzwasser undeine borhaltige Zusatzlösung zum
Abschalten desReaktors ,die beinormalem und zuhohem Betriebsdruck im
Primärkreislauf eingeschaltet werden können .BeiKWU-Reaktoren wird automatisch
dersekundäre Kreislauf durch Senkung derPrimärkreislauf temperatur miteiner
Geschwindigkeit von 100K/hzurHerabsetzung desBetriebsdrucks imPrimär -
kreislauf benutzt .DasReaktorkern-Notkühlwasser kann erst dann eingespritzt
werden ,wenn derPrimärdruck auf 11MPa (110bar )gefallen ist ,d.h .aufdie
Nullfluß-Drucksäule vonHochdruck-Einspritzpumpen .Auch Framatome hatein
ähnliches System zurautomatischen Temperaturverringerung eingeführt .
Obwohl inThree Mile Island dasNotkühlwasser beieinem Druck ,derweit
unter demnormalen Betriebsdruck desPrimärkreislaufs lag ,automatisch
eingespeist wurde ,hatdieTatsache ,daßHochdruck-Einspritzvorrichtungen
Drücke über diesem Betriebsdruck erzeugen können ,beiderAusbildung von
Bedienungspersonal anscheinend dieSorge aufkommen lassen ,esbestehe die
Gefahr ,Dampf ausdenEntspannungsventilen entweicht ,bisderPrimärkreislauf
sich wieder stabilisiert habe .Diese Sorge wäre nicht begründet ,wenn alle
Einspeisevorrichtungen soausgelegt würden ,daßsienurbeiDrücken unter dem
normalen Betriebsdruck funktionierten .
Dennoch hätte dasVersagen eines Entspannungsventils sich wieder zu
schliessen ,zueiner gefährlichen Situation führen können .Deswegen wurden
diemeisten europäischen DWRmitautomatischen Absperrarmaturen inReihen­
schaltung mitdenEntspannungsventilen ausgestattet .

-6-
2.3Einige Lehren ausdem Unfall inThree Mile Island
IndenUSAwurden besonders diebeidiesem Unfall deutlich gewordenen
Schwächen desBedienungspersonals herausgestellt .Dieser Unfall gabjedoch
auch denPlanern vonKernkraftwerken einige sehr eindringliche Lehren .
Folgende Aspekte sind nach unserer Meinung fürdieAuslegung besonders
wichtig :
1.Eine derwichtigsten Lehren bestand darin ,daßdeutlich wurde ,daßman
eine sehr viel größere Anzahl möglicher Unfallbedingungen berücksichtigen
muß und sich nicht nur auf die schlimmsten Unfälle beschränken darf .
Bisher hatte dasHauptaugenmerk denKühlmittelverlusten mitgrößeren
Leckagen imPrimärkreislauf gegolten .Dagegen hatte mansich bisvor
kurzem nicht genug mitdenFolgen kleinerer Leckagen befaßt ,unddies ,
obwohl derRasmussen-Bericht (1)darauf hingewiesen hatte ,daßeine
Reihe vonkleinen Kühlmittel-Leckagen zumteilweisen Schmelzen des
Reaktorkerns führen könnte .Indiesem Zusammenhang istbemerkenswert ,
daßeuropäische Reaktoren gewisse Auslegungsmerkmale aufweisen ,diesie
weniger anfällig fürdieAuswirkungen kleinerer Leckagen machen als z.B.
derReaktortyp inThree Mile Island .
2.Die zweite Lehre aus demUnfall bezieht sich aufdieTatsache ,daß es
nicht wünschenswert ist ,demBedienungspersonal zuerlauben ,automatisch
ausgelöste Sicherheitsmaßnahmen wieder rückgängig zumachen .Dagegen
sollte ihmerlaubt werden ,Sicherheitsmaßnahmen auszulösen ,dieeigent­
lich hätten geschehen müssen ,dieaber ausirgendeinem Grund nicht
eingeleitet wurden .Deroben erwähnte Zeitraum von 30Minuten ,der
inzwischen vonallen europäischen Kernanlagenlieferanten übernommen
wurde ,istdafür eine gute Lösung .
3.Manbraucht Instrumente ,diealle wichtigen Informationen über die
Verhältnisse imPrimärkreislauf erfassen (Flüssigkeitsstand ,Siedebereich ,
Kerntemperaturen ),undzwar sowohl inNotsituationen alsauch unter
normalen Betriebsbedingungen .
4.UmdemBedienungspersonal sowohl inNotsituationen alsauch unter
normalen Betriebsbedingungen alle wesentlichen Informationen zuüber­
mitteln ,bedarf esaußer einer optimalen Gestaltung derInstrumente im
Kontrollraum desEinsatzes vonDatenverarbeitungseinrichtungen .
5.Angesichts desweiteren Vorfalls amCrystal River sollten alle Instrumente
imKontrollraum ,dieInformationen liefern oder Kontrollfunktionen aus­
üben ,über eine Stromversorgung verfügen ,dieähnlich zuverlässig ist
wie die der sicherheitsrelevanten Instrumente .
2.4 Empfehlungen
1.Reaktorsysteme sollten soausgelegt sein ,daßnach jeglichem Versagen
derReaktor automatisch abgestellt undgekühlt wird .Nurunter ganz
außergewöhnlichen Umständen sollten diese automatischen Vorgänge vom
Bedienungspersonal indenersten 30Minuten unterbrochen werden können .
Dagegen wäre eswünschenswert ,wenn dasBedienungspersonal bestimmte
Funktionen ggf .verstärken könnte .

-7-
2.Unter den Instrumenten für den Primarkreislauf sollten sich auch
Anzeigegeräte fürdenFlüssigkeitsstand imReaktorkern bzw .imDruck -
behälter sowie für denSiedebereich befinden .
3.MitHilfe vonDatenverarbeitungsverfahren sollte weitgehend dafür Sorge
getragen werden ,daßdasBedienungspersonal alle wesentlichen
Informationen bekommt .Zudiesem Zweck sollte die Kommission sobald
wiemöglich Seminare über Simulatoren undKontrollraumgestaltung
abhalten ,andenen sowohl Versorgungsbetriebe ,Reaktorplaner ,
Ausrüstungslieferanten ,Bauingenieure undErgonomen teilnehmen sollten .
Außerdem sollte die Kommission die imHalden-Reaktor imRahmen des
OECD-Projektes erreichten Verbesserungen derKommunikationsverbindungen
zwischen Bedienungspersonal undAnlage maximal nutzen .
4.Viele neue Entwicklungen lassen sich inderPraxis nuraufneugeplante
Reaktoren anwenden .Dennoch sollten wesentliche technische Verbesserungen
auch aufbestehenden Anlagen aingeführt werden ,woimmer dies ohne
unzumutbare wirtschaftliche Schwierigkeiten möglich ist .
2.5 DieHarmonisierung vonKriterien undgesetzliche Anforderungen
DieKommission hatbesonderen Nachdruck aufdieVorteile derHarmonisierung
vonKriterien undRegeln gelegt ,wenn auch inden letzten Jahren ingeringerem
Ausmaß .Heute zeigt sich ,daßvollständige Reaktor Systeme inderGemeinschaft
nurselten über dienationalen Grenzen hinweg verkauft werden und esdaher
nicht nötig ist ,daßeinMitgliedstaat dieEntscheidungen derGenehmigungs­
behörden eines anderen Mitgliedstaates über dieAuslegung vonReaktoren
akzeptiert .Daher isteiner derwichtigsten Aspekte derHarmonisierung heute
dieErreichung gemeinsamer Mindestsicherheitsanforderungen .Eine Harmonisierung
derKriterien fürdieReaktorbeurteilung würde außerdem dazu beitragen ,einige
derSchwierigkeiten auszuräumen ,dieentstehen ,wenn einMitgliedstaat ein
Kernkraftwerk akzeptieren muß ,daßeinanderer Mitgliedstaat inderNähe seiner
Grenze baut .
Weitergehende Schritte inRichtung Harmonisierung wären dann wertvoll ,
wenn dieGemeinschaft rasch eine zentrale Genehmigungs -undVerordnungsbehörde
fürdiegesamte Gemeinschaft schaffen würde .Wirglauben jedoch nicht ,daß
dies insonaher Zukunft bevorsteht ,als daßentschlossenere Schritte zur
Verwirklichung einer "Harmonisierung vomZentrum her"gerechtfertigt wären .
Wirunterstützen dasaugenblickliche Vorgehen derKommission ,insbesondere ,
daß sieGelegenheit zuDialogen undDiskussionen bietet sowie Information und
Dokumentation über Sicherheitsmethodik ,Kriterien ,gesetzliche Bestimmungen
undNormen wieauch über spezifische Sicherheitsprogramme ,diesich auf
Leichtwasserreaktoren indenverschiedenen Mitgliedstaaten anwenden lassen ,
zusammenträgt undweitergibt .
Wenn wir dies feststellen ,sosind wir unsbewußt ,daßdieHarmonisierung
detaillierter Regeln gewisse Nachteile hat ,dievondenVorteilen wettgemacht
werden müssen .Vorallem glauben wir ,daßeinweitgehend harmonisiertes
System schwerfällig ,kompliziert und inderPraxis zustarr wäre .Die
unvermeidlich große Entfernung zwischen Kommission undLizenznehmern inden
Mitgliedstaaten würde weitere Schwierigkeiten aufwerfen .Außerdem besteht
dieTendenz ,Harmonisierungs abkommen nuraufderGrundlage derMindestnormen
abzuschließen .Auch wird oftnicht erkannt ,daßeineinzelnes Problem sich

aufverschiedene ArtundWeiselosenläßt.Daherbestehtauchnureine
entfernteBeziehungzwischenderHarmonisierung vonSicherheitskriterien
undSicherheit ansich.
2.5.1Empfehlungen
1.Harmonisierung imBereichdernuklearenSicherheitsollteorganisch
auseinerReihelaufenderDiskussionen hervorgehen undnichtdas
ErgebniseinervomZentrumaufoktroyierten Politiksein.
2.DieKommissionsollteihreAufgabealsdieeinesClearingHausesfür
Informationen undIdeenverstehenunddadurchdiesennatürlichen
Prozeßfördern.
Literatur
1.USNuclearRegulatory Commission .ReactorSafetyStudy:anassessment
ofaccidentrisksinUScommercialnuclearpowerplants.WASH1400.
USNRC,Washington DC,1975.

-9-
3.KAPITEL
KERNKRAFTWERKSPERSONAL
3.1Bedienungs -undÜberwachungspersonal
Das erste Problem betrifft die Auswahl des Personals fürden Reaktor -
betrieb .Wirempfehlen ,daßjede fürdieReaktorbetriebsausbildung
ausgewählte Person zumindest eine mehrjährige Erfahrung ineiner Position
haben sollte ,indersiebeträchtliche persönliche Verantwortung hatte und
woüber lange Zeiträume keine besonderen Vorkommnisse zuverzeichnen waren .
Typische Arbeitsplätze dieser Artgibt esz.B. beim Betrieb vonfossilen
Kraftwerken ,von chemischen oder petrochemischen Fabriken undvongroßen
Seeschiffen .Außerdem sollten Bewerber fürsolche Arbeitsplätze Fähigkeits -
tests ablegen undbestehen ,möglicherweise ähnliche wiediefürangehende
Linienflugzeugpiloten .Will mangeeignete Bewerber finden ,diediesen
Ansprüchen genügen ,mußmannatürlich angemessene Aufstiegschancen bieten .
3.1.1 Ausbildung
DieAusbildung selbst kann entweder vomVersorgungsunternehmen ineinem
bestehenden Kernkraftwerk oder voneiner spezialisierten Berufsschule bzw .
von beiden übernommen werden .Inbeiden Fällen sollten Lebenslauf und
Qualifikation derAusbilder vondennationalen Sicherheitsbehörden (oder einem
vondiesen Behörden benannten unabhängigen Gremium )inperiodischen Abständen
überprüft werden .Eine solche Ausbildung kann nurdann alszufriedenstellend
angesehen werden ,wenn jeder Auszubildende regelmäßig Zugang zueinem
Kontrollraumsimulator hat ,andem erlernt richtig aufProbleme vonwachsender
Komplexität zureagieren ,aufdieerauch indemKraftwerk ,indemereinmal
arbeiten soll ,stoßen könnte .Dies bedeutet ,daßderSimulator soprogrammiert
werden muß ,daßmanauch ernsthafte Störfälle ,wieVerlust vonprimärem
Kühlmittel auskleinen Rissen ,gefolgt vonAusfällen indenSicherheitssystemen ,
durchspielen kann .Wirempfehlen derKommission ,einSeminar füralle mitdem
Einsatz vonReaktorsimulatoren befaßten Personenkreisen zuorganisieren ,damit
geeignete Simulationsabläufe definiert undInformationen über dieerforder­
liche Software ausgetauscht werden können .
Außerdem sollte dieAusbildung auch Situationen umfassen ,diedie
Kontrolle nach einem Schadensfall erfordert .Das Verhalten des Bedienenden
sollte inNotfallübungen gedrillt werden ,deren Umfang inAbsprache mitder
nationalen Sicherheitsbehörde definiert werden muß .Diese sollte auch über
etwaige Veränderungen derBetriebsanleitungen aufgrund solcher Notfallübungen
informiert werden .
Abgesehen von dereigentlichen Ausbildung sollte man dieLaufbahn so
planen ,daßdasPersonal eine solide Grundlage anpraktischer Erfahrung an
seinem Arbeitsplatz erhält .Weder dieeigentliche Ausbildung noch die
praktische Erfahrung sind jedoch ,jede fürsich genommen ,ausreichend .

-10-
3.1.2 Zulassung desBedienungspersonals
DieZulassung desBedienungspersonals sollte denAnforderungen der
nationalen Sicherheitsbehörde entsprechen .Beschließt diese Instanz ,die
Zulassungsbefugnisse entweder demVersorgungsunternehmen oder einem Dritten
zuübertragen (z.B. einer Reaktor-Ausbildungsschule ),sosollte dies
schriftlich heschehen undjederzeit nach Gutdünken dernationalen Behörde
entweder einem einzelnen oder derjeweiligen Institution wieder entzogen
werden können .
Angesichts der inderPraxis zwischen denMitgliedsländern bestehenden
Unterschiede empfehlen wirkeine verbindliche Wiederzulassung .Trotzdem
sollte dienationale Sicherheitsbehörde prüfen ,obTraining amSimulator sowie
medizinische Untersuchungen inregelmäßigen Abständen stattfinden ,vorzugs­
weise nicht weniger alseinmal jedes zweite Jahr .
3.1.3 Kontrollraumgestaltung
Kein noch sogroßes Ausbildungspensum kann durch schlechte Kontrollraum -
konzeption ,-instrumentation und -datenverarbeitung verursachte Fehler des
Bedienungspersonals vermeiden .Deswegen auch dieinAbschnitt 2.4gemachte
Empfehlung zurKontrollraumgestaltung .Außerdem glauben wir ,daßKontroll­
räume nurdann optimal gestaltet werden können ,wenn Betriebspersonal ,das
praktische Erfahrung mit derArbeit imKontrollraum hat ,direkt anden
Planungsarbeiten beteiligt wird .
3.1.4 Arbeitsverfahren
Einwichtiger Aspekt fürdieeffiziente Arbeit desBedienungspersonals ,
derallzu leicht übersehen wird ,istdieVerfügbarkeit klarer ,unmiß -
verständlicher undaktualisierter Arbeitsverfahren und -anweisungen .Würden
dieBedienenden selbst anderEntwicklung undAnpassung solcher Verfahren
undAnweisungen beteiligt ,wäre viel gewonnen .Zwar istdies eine Frage der
internen Organisation derVersorgungsunternehmen ,aber ihre Bedeutung für
dienukleare Sicherheit ist sogroß ,daß esangebracht erscheint ,vorzuschlagen ,
dienationalen Sicherheitsbehörden sollten versuchen ,dasBedienungspersonal
stärker zubeteiligen .Wirempfehlen dieVorbereitung solcher Verfahren und
Anweisungen zueinem Bestandteil derAuflagen dernationalen Sicherheits­
behörde zumachen .
3.2Wartungspersonal
Dasoben Gesagte bezieht sich zwar speziell aufdasBedienungspersonal ,
jedoch sollte auch Sorge dafür getragen werden ,daßdasWartungspersonal eine
angemessene Ausbildung undsachgemäße Anweisungen erhält .Sowohl
Wahrscheinlichkeitsuntersuchungen wieauch dieErfahrungen ausdemUnfall in
Three Mile Island unterstreichen ,wiewichtig Wartungsarbeiten fürdie
nukleare Sicherheit sind .Essollte nicht vergessen werden ,daß sowohl
abweisende Haltung derUmgebung wieauch diestrengen Sicherheitsbestimmungen
andasWartungspersonal innuklearen Anlagen sehr viel höhere Anforderungen
stellt alsanihre Kollegen infossilen Kraftwerken .Esscheint wünschens­
wert zusein ,dies sowohl inihrer Ausbildung alsauch inihrem Status zu
berücksichtigen .

3.2.1 Überwachung derStrahlungsbelastung
Inbestehenden DWRfällt mehr als80%dergesamten kollektiven
Äquivalentdosis beiWartungsarbeiten an(inSWRistderProzentsatz ähnlich ).
Außerdem besteht indenOECD-Ländern dieTendenz ,daßdiedurchschnittliche
jährliche kollektive Äquivalentdosis proerzeugte Energieeinheit indenersten
zehn Jahren desBetriebs derDWR steigt .Zwar gibt esjenach Bestell jähr ,
Land und Reaktojraus legung Unterschiede ,aber insgesamt gibt estriftige
Gründe ,eine Verringerung derEinzel -undKollektiv-Äquivalentdosen über eine
Reihe technischer Maßnahmen anzustreben .Darunter fallen die Korrosions -
verringerung imPrimärkreislauf durch Verbesserung derWasser Zusammensetzung ,
dieVerbesserung derReinigung desPrimärkühlmittels ,derEinsatz geeigneter
Werkstoffe imPrimärkreislauf ,wartungs -undbedienungsfreundlichere
Gestaltung sowie derverstärkte Einsatz ferngesteuerter Wartungswerkzeuge .
Diedafür notwendigen Forschungs -undEntwicklungsarbeiten sollten vonder
Gemeinschaft gefördert undmitfinanziert werden .InderZwischenzeit sollte
maneinbesonderes Augenmerk aufdieErfassung undKontrolle dervonnur
vorübergehend beschäftigten Wartungsarbeitern aufgenommenen Äquivalentdosen
lenken ,umdieWahrscheinlichkeit einer zuhohen Exposition dieser Personen­
gruppe zuvermeiden .
3.3 Höhere Führungskräfte
Linienführungskräfte ,einschließlich derhöchsten ,müssen umfangreiche
technische Sachkenntnisse über ihre Anlage haben undvontechnischen Fach­
leuten unterstützt werden ,dieüber neueste Entwicklungen informiert sind
undErfahrungen inanderen Anlagen erworben haben .
3.4 Empfehlungen
1.Dienationalen Sicherheitsbehörden derMitgliedstaaten wieauch die
Versorgungsunternehmen sollten ihrVerhalten imLichte derindiesem
Kapitel gemachten Kommentare undVorschläge überdenken .
2.DieKommission sollte denregelmäßigen Informationsaustausch für
verbesserte Wartungsvorgänge zwischen Reaktorplanern und -betreibern
inverschiedenen Mitgliedstaaten fördern .
3.DieKommission sollte dieEinführung konsequenter administrativer
Verfahren zurErfassung derEinzel-Äquivalentdosen vonvorübergehend
beschäftigten Wartungsarbeitern indergesamten Gemeinschaft fördern .

4.KAPITEL
INFORMATIONEN UND DATENBANKEN
ÜBER UNFÄLLE UNDANLAGENVERSAGEN
Diezukunftige Beurteilung derSicherheit nuklearer Anlagen hängt in
hohem Maße vondereingehenden undgründlichen Kenntnis derinder
Vergangenheit aufgetretenen Fehler ab.Viele Länder ,u.a .einige Mitglied­
staaten derGemeinschaft ,arbeiten anderErstellung vonDatenbanken über
dieArtundHäufigkeit desVersagens verschiedener Anlagen undvollständiger
Systeme .Einwachsender Anteil dieser Informationen istheute kommerziell
verfügbar .EinGroßteil dieser Informationen istjedoch bruchstückhaft und
wegen derbeschränkten Eigentumsrechte nicht immer überall verfügbar .Sowohl
aufGemeinschafts -alsauch aufOECD-Ebene laufen Diskussionen mit dem Ziel
eines verbesserten Informationsflusses .U.a .wurde eine Durchführbarkeits -
studie füreineuropäisches Reliability Data System angefertigt .
4.1 DieNotwendigkeit eines zentralen Dienstes
Wirmeinen ,daß einvon derGemeinschaft betriebener zentraler Dienst
hier einen wertvollen Beitrag leisten könnte .Einsolcher Dienst würde den
Zugang zueiner großen Zahl nationaler Datenbanken eröffnen .Wirglauben
jedoch ,daßernicht versuchen sollte ,diese Banken zukopieren .Ersollte
vielmehr eine zentrale Stelle zumAbfragen derbestehenden nationalen Systeme
schaffen ,zumTeil ,umspezifische anihngestellte Fragen zubeantworten ,
aber auch ,umganz allgemein Informationen über anormale Ereignisse unddie
Zuverlässigkeit vonBauteilen undAnlagen zuverbreiten .DieKommission wird
dazu einen gewissen Grad anKompatibilität zwischen dennationalen Systemen
erreichen müssen ,vorallem inbezug aufdiegespeicherten Daten unddie
Retr ieval-Verf ahren.
Wirunterstützen daher einen solchen Vorschlag undweisen insbesondere
auffolgende Aspekte hin :
1.Eswird wichtig sein ,dieZielsetzungen undAufgaben desDienstes sehr
klar und deutlich zudefinieren .
2.DerDienst wird sich nurdann lohnen ,wenn ereine genügende Anzahl von
Kunden hat .Istdies derFall ,sowird erfürdieGemeinschaft von
großer Bedeutung sein .Deswegen sollte man auch nicht darauf bestehen ,
daßervoll undganz durch Gebühren finanziert werden muß .
3.DerDienst kann dann Erfolg haben ,wenn ermehr bietet alseinfache
Information .Daher bedarf ergeschulten Personals ,das diemit dieser
Arbeit verbundenen Klassifizierungsprobleme meistern ,dieKunden beraten
undaußerdem regelmäßig Informationen nach außen abgeben kann .
4.DerDienst mußengmitderelektrizitätserzeugenden Industrie zusammen­
arbeiten ,wenn möglich über eine offizielle Verbindung zurUNIPEDE .
5.Außerdem sollten Versorgungsunternehmen ,dieKernkraftwerke betreiben ,
Fachleute beschäftigen ,dieüber dieEntwicklungen aufdemGebiet der
Kernenergie aufdemlaufenden sind unddenDienst optimal zunutzen
verstehen .

-13-
4.2 Empfehlungen
1.Kommission undMitgliedstaaten sollten siph aufeingemeinsames
Formular zurBerichterstattung über anormale Ereignisse einigen .
2,DieKommission sollte dieErgebnisse derDurchführbarkeitsstudie für
eineuropäisches Reliability Data System ernsthaft prüfen unddie
Stellungnahme desberatenden Frogrammausschusses fürReaktorsicherheit ,
derdiesen Vorschlag befürwortet ,berücksichtigen .Wenn dieses Projekt
denoben genannten Kriterien genügt ,empfehlen wir ,esdurchzuführen .

-14-
5.KAPITEL
STRAHLENSCHUTZASPEKTE BEI DER
STANDORTSUCHE FÜR KERNREAKTOREN
DieWahl eines Reaktors tandortes hangt von einer Vielzahl vonVariablen
ab,vondenen diewichtigsten technischer undstrahlenschutztechnischer Natur
sind .Austechnischen Gründen mußderStandort einen geeigneten Untergrund
aufweisen undgenügend groß sein .Ermußeinfach zugänglich sein und
ausreichende Kühlwasserversorgung bieten .Unter diestrahlenschutztechnischen
Aspekte fällt dieLeichtigkeit derEinleitung vonGegenmaßnahmen nach einem
Unfall ,dieMinimisierung derUnfallfolgen sowie dieVorkehrungen fürdie
normale Freisetzung radioaktiver Abfälle .Außerdem isteswünschenswert ,daß
derStandort keine Nachteile wieAnfälligkeit fürÜberflutungen und
Wahrscheinlichkeit größerer Erdbeben aufweist .Andere Aspekte betreffen die
kommerzielle Verfügbarkeit desStandortes ,dieVerfügbarkeit vonArbeits­
kräften fürBauundBetrieb ,Nähe zudenwichtigsten Elektrizitätsverbrauchs -
zentren sowie Zuverlässigkeit derVerbindung zumelektrischen Versorgungsnetz .
Schließlich muß noch daran erinnert werden ,daßdieEinstellung der
ansässigen Bevölkerung einen wesentlichen Faktor fürdieStandortwahl darstellt .
Allerdings sind dieKriterien derAkzeptanz durch dieansässige Bevölkerung
sovielschichtig undschwanken voneinem Gemeinschaftsland zumanderen wie
auch imLaufe der Zeit sostark ,daß dieDiskussion dieser Kriterien den
Rahmen dieses Berichtes sprengen würde .
Dieser Bericht befaßt sich nurmit Strahlenschutzaspekten derStandort -
wahl undunter diesen nurmitdenAuswirkungen vonUnfällen .Wenn genügend
Kühlwasser zurVerfügung steht ,kann dernormalerweise anfallende radioaktive
Abfall vonKernreaktors tandorten soentsorgt werden ,daß dasvorher schon
vorhandene natürliche Strahlungsniveau nicht merklich verändert wird .
5.1Allgemeine Fragen
Unfälle inKernreaktoren können eine Vielzahl vonFolgen haben .Bisher
warmanverständlicherweise bestrebt ,sowohl derMinimisierung derWahrschein­
lichkeit desAuftretens schwerer Unfälle alsauch derVerringerung derFolgen
solcher Unfälle denVorrang zugeben .Sosteht zuerwarten ,daßeseine
Beziehung zwischen derSchwere eines Unfalls undseiner Eintrittswahrschein -
lichkeit gibt ,wobei derschwerste Unfall deramwenigsten wahrscheinliche
ist .Diese Tendenz istnicht offiziell indieGenehmigungsbestimmungen
aufgenommen worden .Manhielt esfürnützlicher ,sieinForm einer
quantitativen Beziehung zwischen Unfallschwere undEintrittswahrscheinlichkeit
alsAuslegungsziel zuverstehen .Dererste ,dereine solche Beziehung
herstellte ,warFarmer (1).Erdrückte dieSchwere eines Unfalls alsdie
Aktivität desindieAtmosphäre freigesetzten Nuklids Jod 131aus .Dieses
Nuklid istimFalle eines schweren Unfalls einer deringrößeren Mengen
freigesetzten Stoffe .Eskann alsrepräsentativ füreine Reihe vonflüchtigen
Spaltprodukten angesehen werden .
DenEinfluß derStandortwahl aufdieUnfallfolgen kann man auf
verschiedene ArtundWeise ermitteln .Alle diese Ermittlungen setzen die
Annahme voraus ,daßschwere Unfälle möglich sind .Reaktorunfälle sind ,unter

-15-
allen Umstanden ,selten unddiemeisten vonihnen haben sogeringe Folgen ,daß
Standorterwägungen nicht betroffen werden .
Esreicht aus ,sich aufdrei mögliche Aspekte zukonzentrieren .Der
erste betrifft dielangfristigen Auswirkungen eines einzigen bestimmten
Unfalls bzw .dieWahrscheinlichkeitsverteilung vonUnfällen aufdie
Gesundheit .Die zuerwartenden wichtigsten langfristigen Auswirkungen sind
zusätzliche Krebsfälle und ,ingeringerem Ausmaß ,schwere genetische Defekte
inden nächsten Generationen .Mit derkonventionellen undwahrscheinlich
konservativen Annahme einer linearen Dosis -Wirkung -Beziehung ohne Schwellwert
lassen sich alldiese Auswirkungen durch dieSchätzung derkollektiven ,
Äquivalentdosis ausdrücken bzw .beidenUnfällen ,dienicht zurFreisetzung
signifikanter Mengen Alpha -Teilchen -emittierenden Materials führt ,d.h .in
derüberwiegenden Mehrzahl derUnfälle ,diekollektive aufgenommene Dosis .
Beivielen Unfällen sind diemöglichen langfristigen Auswirkungen die
einzig signifikanten fürdieGesundheit .Beigrößeren Unfällen kann jedoch
dieOrgandosis fürdie inderNähe eines solchen Kraftwerkes wohnende
Bevölkerung hoch genug sein ,umkurzfristige Auswirkungen aufdieGesundheit
zuhaben ,wieakute Strahlenschäden anSchilddrüse oder Lunge .Auch könnte
dieGanzkörperdosis hoch genug sein ,umStrahlenkrankheit undeinige Todes­
fälle zuverursachen .
Derzweite zuberücksichtigende Faktor istdieZahl derPersonen ,deren
Energiedosen wahrscheinlich einNiveau errreicht haben könnten ,dasausreicht
umschwere Frühschäden hervorzurufen .Diekollektive Energiedosis istdabei
nicht mehr vonBedeutung .
Drittens mußmansich Gedanken über mögliche Gegenmaßnahmen machen .
Eingewisser Schutz derBevölkerung kann durch Maßnahmen wieEvakuierung ,
Einnahme vonstabilem JodzumSchutz gegen dieAuswirkungen derRadioisotope
desJodundlängerfristig dieVerhinderung desnormalen Vertriebs undVerzehrs
voninKernkraftwerksnähe angebauten Lebensmitteln erzielt werden .Die
Standortwahl kann dieDurchführbarkeit solcher Gegenmaßnahmen beeinflussen .
Insbesondere hängt dieZahl derPersonen ,diemöglicherweise vondringenden
Gegenmaßnahmen wieEvakuierung undEinnahme vonstabilem Jodbetroffen werden
könnten ,vonderStandortwahl ab.
Werden diese Gegenmaßnahmen wirklich konsequent ergriffen ,wird dies zu
einer beträchtlichen Verringerung derKollektiv -undIndividual-Dosis führen .
Solche Maßnahmen können jedoch auch sehr negative Auswirkungen aufdie
Betroffenen haben .Jede Evakuierung mit unbestimmter Dauer kann z.B. zu
beträchtlichem menschlichen Elend führen .DadieZahl derPersonen ,dievon
Gegenmaßnahmen betroffen werden könnten ,vonderjeweiligen Standortwahl
beeinflußt wird ,istdies derdritte zuberücksichtigende Faktor .
Wahrscheinlich werden sich dieFolgen einer dauernden Verseuchung von
Land ,Häusern undindustriellen Anlagen alsdiegravierendsten Auswirkungen
eines schweren Kernreaktorunfalls erweisen .Der Einfluß dieses Problems auf
die Standortwahl istnicht einfach zuerfassen und läßt sich nicht so
quantifizieren wiedieZahl derbetroffenen Personen bzw .dieDosishöhe .
Natürlich werden dieBeziehungen zwischen diesen drei Faktoren undder
Bevölkerungsverteilung amStandort außerordentlich vielschichtig sein ,und
einVergleich zwischen zwei verschiedenen Standorten wird ,jenachdem ,welchen
Faktor manberücksichtigt ,wahrscheinlich nicht gleich ausfallen .Insbesondere

-16-
dieSchatzwerte über dielangfristigen Auswirkungen aufdieGesundheit dürften
vongeringen Dosen ineiner großen Bevölkerung ,dieüber große Entfernung
verteilt lebt ,signifikant beeinflußt werden .Betrachtet mandagegen die
möglichen Gegenmaßnahmen und ,wasnoch wichtiger ist ,diekurzfristigen
Auswirkungen auf dieGesundheit ,verschiebt sich derAkzent aufdie Zahl der
inKernkraftwerksnähe lebenden Menschen .Dieendgültige Entscheidung für
diesen oder jenen Standort hängt also letztlich davon ab,welches Gewicht man
diesen verschiedenen Faktoren ,den technischen Charakteristiken des Reaktors
sowie dennichtquantif izierbaren Größen beiderBewertung desStandorts und
seiner Umgebung beimißt .
5.2Vereinfachte Gegenüberstellungen
ZurDarstellung derWechselbeziehungen zwischen demUmfang möglicher
Unfälle undderStandortwahl wurden vereinfachte Berechnungen durchgeführt .
Dabei legte maneine Standard -Radionuklid -Zusammensetzung inQuellenterm sowie
einvereinfachtes meteorologisches unddosimetrisches Modell zugrunde .Diese
Berechnungen sollen keineswegs standortspezifische Berechnungen ersetzen ,noch
dazu benutzt werden ,denabsoluten Umfang möglicher Unfallfolgen zubewerten .
Sieermöglichen esnur ,festzustellen ,inwieweit dieverschiedenen oben
erörterten Standortauswahlkriterien dieRangfolge derpotenziellen Standorte
beeinflussen könnten .Außerdem lassen sich mitHilfe dieser Berechnungen die
Auswirkungen verschiedener Unfallverteilungen undverschiedener geringer
Grenzwerte aufdieIntegration derkollektiven Dosis darstellen .
DieBerechnungen wurden fürvier europäische Reaktors tandorte undzwei
hypothetische Standorte ausgeführt .Vondenvier tatsächlich existierenden
Standorten sind zwei inländlichen und zwei indicht bevölkerten Gebieten
angesiedelt .Diemeisten Berechnungen beziehen sich aufdieBevölkerung in
einem durchschnittlichen Bereich umden Standort .Für zwei Standorte wurden
jedoch deteillierte Daten benutzt ,umdieamstärksten bevölkerten Bereiche
mit demDurchschnittssektor zuvergleichen .Von denbeiden hypothetisch
angenommenen Standorten liegt einer inderNähe undeiner innerhalb eines
städtischen Ballungsgebietes .
Obwohl alle diese Berechnungen miteinem vereinfachten Verfahren unter
Zugrundelegung typischer Wetterverhältnisse undinderRegel einer
angenommenen Bevölkerungsverteilung durchgeführt wurden ,stimmen dieErgebnisse
durchaus mitdetaillierten standortspezifischen Berechnungen überein .Zwar
wird derabsolute Umfang derFolgen eines Unfalls beiAnnahme schlechter
Wetterbedingungen undspezifischer Bevölkerungsverteilungen inbestimmten
Richtungen verändert ,aber aufdenStandortvergleich hatdies wenig
Auswirkungen ,esseidenn ,eslägen signifikante standortspezifische
Kombinationen vonWetterlagen undBevölkerungsverteilungen vor .Dadie
Berechnungen imRasmussen-Bericht (2)und diedeutsche Risiko-Untersuchung (3)
dieerwarteten Auswirkungen vonGegenmaßnahmen miteinbeziehen ,lassen sich
diese nicht direkt mit denhier benutzten vergleichen .
DieErgebnisse wurden benutzt ,umdie sechs Standorte aufderGrundlage
deroben erörterten Faktoren ineiner Rangliste einzustufen unddann das
Verhältnis derausgewählten Größen ,z.B. derkollektiven Energie-Dosis ,am
"besten "Standort sowie anden anderen Standorten zuberechnen .Dieses
Verhältnis wurde als Standort-Verhältnis zahl bezeichnet .

-17-
5.2.1 Standort-Verhaltnis zahlen bezogen aufdiekollektive Energiedosis
FürUnfälle ,diebis zu 1%derflüchtigen Spaltprodukte ausdemKern
eines Reaktors miteiner elektrischen Leistung von 1200 MWfreisetzen ,
reichen dieStandortverhältniszahlen füralle berücksichtigten Unfall -
verteilungen biszuetwa 10.Diese Spanne verringert sich ,wenn größere
Unfälle mitberücksichtigt werden undwenn indieBerechnungen kollektiver
Energiedosen kleine Dosen ingroßen Entfernungen einbezogen werden .Energie -
dosen ,dieunter einem bestimmten Grenzwert oder Schwellenwert lagen ,sind
indenBerechnungen derkollektiven Energiedosis nicht berücksichtigt worden .
DieZugrundelegung individueller Sektorenpopulationen fürTransfynydd
undHeysham verändert diekollektive Energiedosis beieinem Schwellenwert
von0,3radumnicht mehr alsungefähr denFaktor 2.
Ähnliche Berechnungen sind anverschiedenen anderen europäischen Stand­
orten durchgeführt worden .Ihre Ergebnisse liegen zwischen denen derhier
untersuchten Standorte .
5.2.2 Standort-Verhaltniszahlen bezogen aufdie Zahl derPersonen ,die
kurzfristige Gesundheitsschäden erleiden
BeiderFreisetzung von 1%derflüchtigen Spaltprodukte istdas
Auftreten früher Gesundheitsschäden ineiner Entfernung vonmehr als 2kmbei
durchschnittlichen Wetterbedingungen bzw .ineiner Entfernung von 10kmbei
schlechten Wetterverhältnissen unwahrscheinlich .Standortverhältniszahlen
bezogen aufdieZahl derMenschen imdurchschnittlichen Bereich fürtatsächlich
existierende Standorte erreichen denFaktor 20 (bei 2km)und etwa 6(bei 10km).
Diefür 2kmangegebenen Zahlen beziehen sich nuraufAnwohner .DieZahl der
Pendler kann jedoch ebenfalls vonBedeutung sein .
5.2.3 Standort-Verhältnis zahlen bezogen aufdieZahl dervonGegenmaßnahmen
betroffenen Personen
Beischweren Unfällen müssen dringende Gegenmaßnahmen wieEvakuierung
undAusgabe vonstabilem Jod bis zueiner Entfernung vonvielleicht 20km
ernsthaft erwogen werden ,wenn auch dieGefahr zwischen 10und 20km
wahrscheinlich gering ist .Standortverhältniszahlen bezogen aufdieBevölkerung
ineinem Umkreis vonbis zu20kmsind daher vongewissem Interesse .Fürden
Durchschnittsbereich gehen siebis z"uetwa 15.
5.2.4 DieAuswirkungen imschlimmsten Bereich 3
DieZugrundelegung desschlimmsten Sektors erhöht zwar dieAnzahl der
Menschen innerhalb derrelevanten Entfernungen ,hatjedoch nurwenig
Auswirkungen aufdieStandortverhältniszahlen .
5.3 Politik der Standortauswahl
Inallen Ländern werden alldiese relevanten Aspekte desStandorts und
seiner Umgebung beiderStandortwahl aufverschiedene ArtundWeise berück­
sichtigt .Einige Länder benutzen quantitative Kriterien zurBewertung der

-18-
Eignung verschiedener ansonsten brauchbarer Standorte unter demGesichtspunkt
desStrahlenschutzes .Inanderen Ländern werden dieStrahlenschutzaspekte ,
wieauch diemeisten anderen Aspekte ,mitnichtquantitativen Kriterien
beurteilt .Alle diese Aspekte derStandortpolitik werden augenblicklich
sowohl inEuropa alsauch indenVereinigten Staaten revidiert .Dadieser
Vorgang inEuropa noch nicht abgeschlossen istund indenVereinigten Staaten
dahingehende Vorschläge noch weniger weit fortgeschritten sind ,haben wir es
nicht fürrichtig gehalten ,dieaugenblickliche Standortpolitik bzw .ihre
mögliche Entwicklung inderZukunft zukommentieren .
5.4 DieAuswirkungen von Standorten mit mehr als einem Reaktor
Anvielen Standorten stehen zwei oder vier Reaktore .EshatVorschläge
gegeben ,große Kernkraftwerkparks mitvielen Reaktoren undmöglicherweise
sogar Brennstof f-Herstellungs -undWiederaufbereitungsanlagen zuschaffen .
Zwar gäbe esauch insolchen Reaktoren undAnlagen "common-mode failures ",
diedurch äußere Ereignisse ausgelöst werden undsich aufdenganzen Standort
auswirken können ,wie z.B. Erdbeben undÜberflutungen ,aber Standorte ,die
solche Risiken aufweisen ,könnten entweder vonvornherein fallengelassen oder
dieeinzelnen Anlagen mitangemessenen Schutzvorrichtungen ausgerüstet werden .
Außerdem könnten dieSchutzsysteme solcher Anlagen soausgelegt werden ,daß
eshöchst unwahrscheinlich ist ,daßeinUnfall ineiner Anlage densicheren
Betrieb anderer amgleichen Standort befindlichen Anlagen infrage stellt oder
garderen Abschalten erforderlich macht .Esscheint also kein Grund zuder
Annahme zubestehen ,daßdieGrößenordnung vonunvorhersehbaren Freisetzungen
durch Gruppierung vonAnlagen verändert wird .
Dagegen steigt dieWahrscheinlichkeit eines Unfalls amStandort bei
einer Erhöhung derZahl derAnlagen .Dieeinfachste ArtderBerechnung dieser
erhöhten Unfallwahrscheinlichkeit ist die Addition derWahrscheinlichkeiten
fürdieeinzelnen Anlagen undReaktoren .Dies istmathematisch akzeptabel ,da
alle Wahrscheinlichkeiten gering sind .Allerdings wird dabei dernegative
Einfluß von "common-mode failures "unddiepositive Auswirkung einer effizienten
Standortbewirtschaftung unberücksichtigt gelassen .
InderPraxis ändert sich dieStandortbewertung nicht signifikant ,wenn
zwei oder vier Reaktoren amStandort stehen .Dagegen bringt dies wahrscheinlich
Vorteile fürdieBewirtschaftung derAnlage .Außerdem hateinnuklearer Park
weitere Vorteile ,z.B. imBereich desObjektschutzes ,derAbfallagerung ,des
Transports ,derEndlagerung sowie derBrennstof fbewegung .Darüber hinaus
bietet sich dieMöglichkeit derregionalen Planung .InderPraxis wird die
Standortwahl fürnukleare Parks aufgrund solcher Erwägungen wieauch aufgrund
technischer undwirtschaftlicher Überlegungen undweniger aufgrund von
Strahlenschutzaspekten ,diewirhier ausschließlich behandelt haben ,getroffen
werden .
5.5 Schlußfolgerungen
Derquantitative Effekt derStandortwahl indenStaaten derGemeinschaft
istnicht sogroß wieineinem weniger dicht besiedelten Gebiet .DieStandort -
verhältniszahl fürdieerst nach langer Zeit auftretenden Gesundheitsschäden
wird wahrscheinlich nicht über demFaktor 10liegen .DasVerhältnis fürdie
Zahl derfrühen Gesundheitsschäden ,dienurnach sehr schweren Unfällen auf­
treten bzw .fürdieZahl dervonGegenmaßnahmen betroffenen Personen ,dürfte
etwas höher sein ,d.h .bis zu15erreichen .

-19-
Ambesten istdieStandortwahl fürBeeinflussung derFolgen durch schwere
Unfälle geeignet .Einige derFolgen sehr schwerer Unfälle dürften sich über
beträchtliche Entfernungen hinweg auswirken ,wodieUnterschiede zwischen den
Standorten nicht groß sind .Dadiese sehr schweren Unfälle wahrscheinlich
auch seltener sind ,istihre Bedeutung fürdieStandortwahl nicht soerheblich .
Daher wird dieStandortwahl hauptsächlich durch diemittelschweren Unfälle
beeinflußt werden ,dienurdieinunmittelbarer Nähe lebende Bevölkerung
betrifft .Dies spricht fürdieBedeutung einer kleinen gering bevölkerten
Zone inderUmgebung desStandorts ,weil fürdiese sehr wirkungsvolle
Notstandspläne ausgearbeitet werden können .
5.6Empfehlungen
1.Standortpolitik und -praxis sind vorallem eine Angelegenheit der
Mitgliedstaaten .Einige Reaktoren stehen jedoch inderNähe vonStaats­
grenzen .Daher empfehlen wir ,daßdieKommission Diskussionen zwischen
denMitgliedstaaten mitdemZiel einleitet ,eine harmonische ,zugrunde -
liegende Lösung zufördern .Esistebenfalls wichtig ,daßdie
betroffenen Mitgliedstaaten miteinander diskutieren ,wenn vorgeschlagen
wird ,einen Reaktor inGrenznähe zubauen .
Literatur
1.Farmer F.R. Siting criteria -anewapproach .
Containment andSiting ofNuclear Power Plants
Proc Symp Vienna ,1967 -SM-89 /34.
2.USNuclear Regulatory Commission ,Reactor Safety Study ; '
anassesment ofaccident risks inUScommercial nuclear power plants .
WASH 1400 ,USNRC ,Washington DC,1975 .
3.TheFederal Minister ofResearch &Technology .
TheGerman risk study .
GRS ,Köln undMünchen ,1979 .
1

-20-
6.KAPITEL
NOTSTANDSPLÂNE
AmStandort von Kernkraftwerken können sehr verschiedene Unfallarten
unterschiedlicher Schwere auftreten ,angefangen vonkleineren Versagen oder
Zwischenfällen mitRadioaktivitäts -bzw .Strahlenbelastung über schwere
Versagen ,die zugrößeren Anlageschäden oder hohen Strahlenbelastungen von
Arbeitern führen bis zuUnfällen ,diesowohl dieAnlage inMitleidenschaft
ziehen alsauch Radioaktivität indieUmgebung freisetzen .DieNotstands -
pläne müssen mitalldiesen Situationen fertig werden können .Siemüssen
soausgelegt sein ,daßdieSchäden anderAnlage inGrenzen gehalten unddas
Personal amStandort sowie dieBevölkerung derUmgebung geschützt werden .
6.1Grundlegende Aufgaben vonNotstandsplänen
DiefürNotstandspläne zuständigen Stellen müssen folgende Aufgaben
erfüllen :
1.derAnlagen leitung hochqualifizierte Spezialisten zurVerfügung stellen ;
2.dassichere Abschalten derbetroffenen Anlage ,ständige Wärmeabfuhr und
denweiteren sicheren Betrieb derrestlichen Anlagen amStandort sicher­
stellen ;
3.Schadenskontrolle ,Rettungsmaßnahmen ,Feuerbekämpfung ;
4.Strahlenschutz amStandort ;
5.Einschätzung deswahrscheinlichen weiteren Verlaufs undVorhersage von
Strahlendosen außerhalb derAnlage ;
6.Einleitung undDurchführung vonGegenmaßnahmen .
Längerfristig :
7.Anpassung undschließlich Aufhebung derGegenmaßnahmen ;
8.Bereitstellung vonDaten zurnachträglichen Ermittlung derGesundheits -
folgen ;
9.Bereitstellung vonDaten fürwissenschaftliche undtechnische Unter­
suchungen .
Vondenersten sechs Aufgaben erfordern alle außer derersten detaillierte
Informationen undMaßnahmen amStandort .Siemüssen derdirekten Verantwortung
dersobald wiemöglich durch Spezialisten unterstützten Anlagenleitung
t(Punkt 1)unterstellt werden ,sowie außerdem derVerantwortung lokaler Dienst­
stellen ,falls rasche Maßnahmen außerhalb desStandorts erforderlich sind .
Imweiteren Verlauf wird zusätzliche Hilfe zurVerfügung stehen ,unddie
Verantwortung fürMaßnahmen außerhalb desStandortes kann anderen Stellen
übertragen werden .Solche Übertragung vonVerantwortung mußimmer offiziell
undunmißverständlich vorgenommen werden .AmStandort werden höhere Führungs­
kräfte denursprünglich Verantwortlichen diese schrittweise abnehmen .Aller­
dings sollte "Headquarter"-Personal nurberatende Funktion haben ,esseidenn ,
esenthebt dieAnlagenleitung formell vonderen normalen Aufgaben .Die

-21-
Verantwortlichkeiten undBefehlsbefugnisse müssen indenNotstandsplanen
zusammen mitdenVerfahren zuderen Veränderung klar festgelegt werden .
Punkt 7,8und 9werden normalerweise indenVerantwortungsbereich
mehrerer Personen fallen ,aber Notstandspläne sollten Vorkehrungen dafür
treffen ,daßdiese Schritte eingeleitet werden .Außerdem sollte Sorge dafür
getragen werden ,daßdiese auch konsequent durchgeführt werden .Wirwerden
im7.Kapitel noch näher aufdieInformationsprobleme unddieNotwendigkeit
einer guten Kommunikation eingehen .
6.2 DieNotwendigkeit multipler Kontrollzentren
Diepraktischen Erfahrungen mitschweren Unfällen ,angefangen vom
Reaktorbrand inWindscale 1957 bishinzumUnfall inThree Mile Island ,haben
gezeigt ,wienotwendig esist ,mehr alseinKontrollzentrum zuhaben unddie
Aufgaben eines Kontrollzentrums klar unddeutlich abzugrenzen .DasPersonal
eines Kontrollzentrums mußeinlaufende Daten inEmpfang nehmen undanalysieren ,
esmußdieDurchführung vonAktionen lenken undInformationen anandere
Zentren undStellen weiterleiten .DieÖffentlichkeit ,diePresse ,nationale
undlokale Behörden mit (undmanchmal auch ohne )einschlägige Verantwortung
wieauch Politiker werden versuchen ,vondenmitdemUnfall Beschäftigten
Informationen zubekommen .EinSystem multipler Kontrollzentren kann diese
Anfragen filtern unddieübertriebene Einmischung Außenstehender inwesentliche
Betriebsabläufe abschirmen helfen .
Bisjetzt hatsich noch keine einheitliche Kontrollzentrumsstruktur
durchsetzen können .Eswird jedoch empfohlen ,eine gewisse Auswahl zutreffen
unddabei diefolgende Aspekte alsAnhaltspunkte zunehmen .DieAnlagenleitung
braucht möglicherweise ,aber nicht unbedingt ,fürfolgende Aufgaben Kontroll­
zentren anverschiedenen Orten :
1.Anlagenbetrieb ;
2.Notstandsmaßnahmen amStandort ;
3.Strahlenschutz amStandort ;
4.Strahlenschutz inderUmgebung desStandorts einschließlich der
Überwachung undLenkung deranfänglichen Gegenmaßnahmen ;
5."Headquarter"-Kontrolle undInformation (ineinem Zentrum ,dasmöglichst
nahe ,aber nicht amStandort derbetroffenen Anlage liegen sollte ).
Diegenaue Abgrenzung dieser Aufgaben wird stark vondemOrganigramm
derAnlagenleitung abhängen .
Aufgaben 4und 5sind wesentliche Berührungspunkte zwischen dem
betreibenden Versorgungsunternehmen undderAußenwelt .Darüber hinaus werden
verschiedene Genehmigungsbehörden undnationale Beratungsgremien hinzugezogen
werden ,wenn einschwerer Unfall aneinem Kernkraftwerksstandort passiert .
Diese undandere Organisationen ,dieaufirgendeine ArtHilfestellung leisten
oder Messungen durchführen ,sollten imRahmen eines kohärenten Systems von
Kontrollzentren miteinander verbunden werden undnicht unabhängig voneinander
operieren .

-22-
Umeffizient arbeiten zukönnen ,mußdieser Kontroll Zentrenverbund über
eingutentwickeltes underprobtes Kommunikations System verfügen .Hier mögen
Telefon -undFunkverbindungen unabdingbar sein ,aber wichtige Informationen
undnumerische Daten sollten vonSystemen übertragen bzw .Zumindestens
bestätigt werden ,diehard copies drucken .Diese Kommunikationssysteme
sollten gegen Überlastung durch nichtoffizielle Stellen ,z.B. durch dieMedien ,
geschützt werden .
6.3Gegenmaßnahmen
Eines derProbleme desjenigen ,dereinen Zwischenfall überwacht ,istdie
Entscheidung ,obGegenmaßnahmen eingeleitet werden sollen ,umTeile der
Öffentlichkeit zuschützen ,undwenn ja,inwelchem Gebiet .Gegenmaßnahmen
können Evakuierung ,Einnahme vonstabilem JodzurVerringerung derAuswirkungen
derJod-Radioisotopen sowie dieKontrolle vonLebensmitteln ,vorallem Milch ,
umfassen .Gegenmaßnahmen sind dann angebracht ,wenn dieDosishöhen sonst zu
groß wären undwenn siezueiner wirksamen Verringerung derDosis führen
können .Eigentlich sollte derUmfang derDosisreduzierung dasentscheidende
Kriterium sein ,aber inderPraxis wird derDosishöhe ,dermanausgesetzt wäre ,
wenn keine Gegenmaßnahmen getroffen würden ,Beachtung geschenkt .Außerdem
wird dabei implizit angenommen ,daß ,wenn Gegenmaßnahmen ergriffen werden ,
diese auch Erfolg haben .
Diegrößte Schwierigkeit beiderEntscheidung über Gegenmaßnahmen ist
dieNotwendigkeit ,denUnfallverlauf und sodieDosen undDosisverringerungen
inSituationen vorauszusagen ,dievorher noch niedagewesen waren .Ausdiesem
Grunde sollten Notstandspläne auch Bestimmungen über dieEinleitung derersten
Gegenmaßnahmen enthalten ,sowohl imHinblick aufdiespezifischen Verhältnisse
derjeweiligen Anlage alsauch imHinblick aufdiegemessenen Aktivitäts -
freisetzungen oder Umweltmeßdaten .
Wenn feststeht ,daßGegenmaßnahmen notwendig sind ,muß festgelegt werden ,
inwelchem Gebiet diese einzuleiten sind .Liegen keine besonderen geographischen
Gegebenheiten vor ,wie z.B. Flüsse ,sind dieäußeren Grenzen desGebietes in
gewisser Weise willkürlich undkönnen Besorgnis hervorrufen .Jeweiter die
Gegenmaßnahmen gehen ,desto komplexer werden auch dieMessungen selbst .Im
Falle einer Evakuierung ist esz.B. wichtig ,daßdieEvakuierten ineinGebiet
gebracht werden ,daßmindestens dreimal soweit von derUnfallquelle entfernt
istwie die äußere Grenze des evakuierten Gebietes .Ebenso müssen Lebensmittel
auseiner Gegend kommen ,dieweit genug vonderUnfallstelle entfernt liegt ,
sodaß sie nur schwach radioaktiv verseucht sind .
Sowohl fürVorausplanungen alsauch fürdieEntscheidungsfindung imFalle
eines Unfalls istessehr wünschenswert ,daßquantitative Richtlinien über die
Einleitung vonGegenmaßnahmen undderen Umfang zurVerfügung stehen .Mehrere
Länder haben fürdieEnergiedosis sowie dieKonzentration inLebensmittel und
Luft Grenzwerte festgesetzt ,oberhalb derer Gegenmaßnahmen ernsthaft insAuge
gefaßt werden sollten undunterhalb derer siewahrscheinlich nicht gerecht­
fertigt wären ,esseidenn ,sieließen sich leicht durchführen undhätten wenig
negative Auswirkungen .InGroßbritannien sind diese Werte als "emergency
reference levels ",indenUSA als "protective action guides "bezeichnet worden .
Inbeiden Fällen handelt essich umDosishöhen ,dieauftreten könnten ,wenn
keine Gegenmaßnahmen getroffen werden .

-23-
Esistwichtig zubemerken ,daßdieimAugenblick benutzten emergency
reference levels "weit unter denDosishöhen liegen ,dieakute Gesundheits­
schäden hervorrufen könnten .Sieentsprechen demRisiko vonSpätschäden ,
vorallem durch Krebs nach einigen Jahrzehnten ,dasnach allgemein verbreiteter
Auffassung beietwa 1:1000 bzw .bei 1:10000 ,bezogen aufeinen Zeitraum von
30Jahren ,liegen dürfte .Diejenigen Teile derÖffentlichkeit ,dienicht von
Gegenmaßnahmen betroffen wurden ,weil ihre Dosis unterhalb derGrenzwerte lag ,
müssen davon überzeugt werden ,daßsiedadurch keinen nennenswerten Risiken
ausgesetzt wurden .
DieWirksamkeit derGegenmaßnahmen wird zumTeil vonderVorplanung ,
zumTeil vonImprovisation abhängen .Daeinige Gegenmaßnahmen ,vorallem die
bezüglich derlandwirtschaftlichen Produkte ,sich über Dutzende ,jaHunderte
vonKilometern erstrecken können ,mußfestgelegt werden ,fürwelchen größt­
möglichen Unfall diePläne wirksam sein sollen .Noch schwerere Unfälle können
jedoch nicht einfach ausderPlanung herausgenommen werden .Fürsiesind
außer dengeplanten Maßnahmen weitere improvisierte Schritte notwendig .Die
Sicherheitsbewertung derAnlage ,dieNotstandspläne unddiespezifischen
Standortmerkmale müssen alsorganische Einheit imRahmen desGenehmigungs­
verfahrens geprüft werden .
Wirglauben ,daßdieWirksamkeit vonGegenmaßnahmen letztlich auch in
sehr hohem Maße vomvernünftigen unddisziplinierten Verhalten deransässigen
Bevölkerung abhängt .Dies ,wieauch dieBeruhigung derjenigen ,dienicht von
Gegenmaßnahmen betroffen sind ,kann jedoch nurdann erreicht werden ,wenn die
örtliche Bevölkerung oder Zumindestens deren Vertreter undBeamte dieGrund­
züge derNotstandspläne richtig verstanden haben ,undwenn dieBevölkerung
Vertrauen indieAufrichtigkeit unddieQualifikation derOrganisation vorOrt
hat .
6.4DieOrganisation derNotstandsmaßnahmen vor Ort
Diejenigen ,diefürdenSchutz derÖffentlichkeit sorgen ,müssen das
Vertrauen deransässigen Bevölkerung genießen .Siehaben zwei wesentliche
Aufgaben ,Information undErgreifung vonGegenmaßnahmen .Beide Aufgaben
hängen inentscheidendem Ausmaß vonderKenntnis unddemVerständnis des
Unfallverlaufs ab,undzumindestens indieser Hinsicht fällt derKernkraftwerks -
leitung eine wesentliche Rolle zu.Lokale undregionale Gebietskörperschaften
haben eigene Notstandspläne ,und esistwesentlich ,daßdieMaßnahmen für
einen nuklearen Unfall engindieklassischen Notstandspläne integriert und
durch diese mit anderen Aktivitäten der Gemeinden verbunden werden .
DerTransport bestimmter Bevölkerungsgruppen ,wieSchulkinder und
Krankenhauspatienten ,wirft besondere Probleme auf .Einschlägige Pläne sollten
hierfür ausgearbeitet werden ,wobei manauch dieUnterstützung durch Lehrer ,
Ärzte undKrankenschwestern miteinkalkulieren sollte .Zugewissen Tageszeiten ,
wenn gewisse Familienmitglieder sich weder zuHause noch ansogenau
definierbaren Orten wie inSchulen befinden ,dürften jedoch gewisse Schwierig­
keiten verbleiben .
Esgibt umfangreiche undweit verbreitete Erfahrungen mittatsächlichen
Evakuierungsfällen ,z.B. inZusammenhang mit derFreisetzung toxischer
Chemikalien wie Chlorgas .Diese Erfahrungen sollten bei derAufstellung von
Evakuierungsplänen berücksichtigt werden .Aufderanderen Seite sollte die
Gemeinschaft dieMitgliedstaaten anregen ,dieArbeiten imZusammenhang mit
nuklearen Unfällen auch zurRevision anderer Notstandspläne zubenutzen .

-24-
Eine wichtige Aufgabe bei derPlanung vonNotstandsmaßnahmen istdie
Klärung derVerantwortlichkeiten .DieEinzelheiten derVerteilung der
Verantwortung mußvonderArtderVorkehrungen derGebietsverwaltung abhängen .
Jedoch sollte imNotstandsplan ganz deutlich zumAusdruck kommen ,welch
ausschlaggebende Bedeutung derErfahrung unddemFachwissen derKernkraftwerks -
leitung zukommt .
Wenn dieörtlichen Notstandspläne fertig ausgearbeitet sind ,müssen sie
inregelmäßigen Abständen durchexerziert werden ,einmal ,umdieMaßnahmen
praktisch einzuüben ,aber auch ,umdenAblauf ggf .zurevidieren undzu
verbessern .Diese lokalen Notstandsübungen sollten vonZeit zuZeit ausgedehnt
werden undauch dieaufnationaler Ebene getroffenen Maßnahmen einbeziehen ,
ggf .sogar grenzüberschreitende Abkommen .
6.5 Hilfsemrichtungen
Größere nukleare Unfälle sind zuselten ,alsdaßmaneingenügend großes
ständiges Notfallteam bereithalten könnte ,umallen Eventualitäten begegnen zu
können .Daher müssen Notstandspläne Vorkehrungen enthalten ,die es
ermöglichen ,dieUnterstützung anderer Kernanlagen undanderer Organisationen
einschließlich derStreitkräfte anzufordern .Außer indenFällen ,wenn ein
nuklearer Unfall Gegenmaßnahmen ineinem Nachbarland erfordert ,wird eswahr­
scheinlich nicht nötig sein ,Hilfseinrichtungen anderer Länder inAnspruch zu
nehmen ,Zumindestens indetfersten Phasen desUnfallverlaufs .Hält der
Notstand eine Zeitlang an,kann esinnoch größerem Umfang nötig werden ,Hilfe
anzufordern .Aufjeden Fall sollten dieHilfseinrichtungen ihrPersonal
entweder einzeln oder ingenau definierten Gruppen derBefehlsgewalt des
kompetenten Kontrolleurs unterstellen ,derderHauptnotfallorganisation
angehört .
Durch diesen Rückgriff aufHilfe vonaußen wird derUmfang derfür
Notfälle zulagernden Ausrüstungs -undVersorgungsgüter verringert .Trotzdem
sollte einMindestgrundstock zurDurchführung sämtlicher Aktionen einschließ­
lich derGegenmaßnahmen indenersten Tagen desindenNotstandsplänen
vorgesehenen schwersten Unfalls zurVerfügung stehen .
6.6 Langfristige Pläne
Wenn diese auch nicht zudenNotstandsplänen imeigentlichen Sinne
gehören ,sosind doch Vorkehrungen fürlangfristige Aktionen nötig .Die
erste dieser Vorkehrungen istdieAufhebung derGegenmaßnahmen ,wasbesonders
dringend imFalle einer Evakuierung ist .DasVerbot ,landwirtschaftliche
Produkte ausderbetreffenden Gegend zuverzehren ,wird dagegen möglicherweise
erst nach einigen Wochen aufgehoben werden .Eswird ebenfalls wichtig sein ,
wissenschaftliche undtechnische Untersuchungen über denUnfall selbst wie
auch über seine Auswirkungen aufdieUmwelt anzustellen .
Diese Untersuchungen werden erleichtert ,wenn dienationalen Behörden
anerkennen ,daßesnotwendig ist ,mehr Daten zusammeln undzuanalysieren
alsdie ,diefürdieunmittelbare Bekämpfung desNotfalls erforderlich sind
unddiese Erkenntnis auch beiderAusarbeitung vonNotstandsplänen berück­
sichtigen .

-25-
6.7 Schlußfolgerungen
Eshatbisher wenig Situationen gegeben ,indenen esnötig war ,
Notstandsmaßnahmen auch außerhalb derStandorte zuergreifen .DerUnfall in
Three Mile Island zeigte ,daßdiePläne dafür unzureichend durchdacht worden
waren .Esistebenso klar ,daßjeglicher Notstandsplan integrierender
Bestandteil derMaßnahmen sein muß ,diebeinichtnuklearen Notfällen ergriffen
werden .Daher werden sieimeinzelnen sehr stark von denGegebenheiten inden
jeweiligen Mitgliedstaaten abhängen .Erst imJanuar 1980 wurde inLaxenburg
inÖsterreich einSeminar über verfahrensmäßige undorganisatorische Maßnahmen
zurUnfallbeherrschung abgehalten ,undwahrscheinlich istdamit vorläufig der
Bedarf nach Diskussionen aufinternationaler Ebene über dieses Thema gedeckt .
Einige Mitgliedstaaten derGemeinschaft sind schon dabei ,ihre Notstandspläne
aufgrund derLehren ausdemUnfall vonThree Mile Island zurevidieren ,und
wirempfehlen denVerantwortlichen aller Mitgliedstaaten ,dasgleiche zu "tun .
Eswarfürunsnicht einfach ,Informationen darüber zubekommen ,inwie­
weit grenzüberschreitende Notstandsmaßnahmen bisher durchgeführt wurden .;Der
gemäß Artikel 37desEuratom-Vertrages gegründete Sachverständigenausschuß hat
schon aufdieNotwendigkeit solcher Maßnahmen fürverschiedene Standorte
hingewiesen .DieKommission hatdieReaktorstandorte aufgezeigt ,die sogrenz -
nah liegen ,daßsolche Maßnahmen erforderlich sind .Uns istnicht bekannt ,
daßinzwischen dahingehende Schritte unternommen worden sind ,undwir empfehlen
derKommission ,mitdenMitgliedstaaten zuvereinbaren ,ihrdieGrundzüge
dahingehender Abkommen zuübermitteln .Dies hätte nicht nurdenVorteil ,das
Bestehen solcher Abkommen zubestätigen ,sondern würde darüber hinaus eine
zentrale Datenbank liefern ,diedieKommission bei derBeratung derMitglied­
staaten über dieForm zukünftiger Abmachungen benützen könnte .
6.8 Empfehlungen
1.DieMitgliedstaaten sollten ihre Notstandspläne imLichte derErfahrungen
ausThree Mile Island revidieren ,und dieKommission sollte eine
vergleichende Untersuchung dieser Pläne veröffentlichen .
2.DieMitgliedstaaten sollten dafür sorgen ,daßdienuklearen Notstands -
pläne gutinihre allgemeinen Notstandspläne integriert werden undauch
Bestimmungen über regelmäßige Notfallübungen enthalten .
3.DieMitgliedstaaten sollten sicherstellen ,daßihre Notstandspläne auch
spezifische Bevölkerungsgruppen wieSchulkinder undKrankenhauspatienten
berücksichtigen ,undprüfen ,obihre Pläne auch zuTageszeiten durch­
führbar sind ,wenn dieMitglieder einer Familie wahrscheinlich von­
einander getrennt sind .
4.DieMitgliedstaaten sollten ihre Erfahrungen bei derPlanung vonnuklearen
Notstandsprogrammen auch zurRevision ihrer Notstandspläne fürandere
Situationen benutzen .
5.DieKommission unddieMitgliedstaaten sollten einVerfahren ausarbeiten ,
indessen Rahmen dieMitgliedstaaten dieKommission über dieAbmachungen
fürgrenzüberschreitende Notstandspläne informieren .

-26-
7.KAPITEL
INFORMATION DER 'ÖFFENTLICHKEIT
INNOTFÄLLEN
DerUnfall inThree Mile Island hatnicht nurgezeigt ,daßesnotwendig
ist ,dieÖffentlichkeit rasch ,klar undzuverlässig zuinformieren ,sondern
auch dieMängel beiderInformationsaufbereitung und-Verbreitung zutage
gebracht .Dieses Kapitel befaßt sich mit diesen beiden Aspekten .
7.1Informationsaufbereitung und -Verbreitung durch dasVersorgungsunternehmen
Esistvorallem Angelegenheit desjeweiligen Versorgungsunternehmens ,
erste Informationen abzugeben .Esistdaher unabdingbar ,daßjedes Versorgungs­
unternehmen dasVertrauen derÖffentlichkeit genießt ,unddaßesfürdie
Begutachtung derUnfallinformationen sowie dieVorbereitung vonStellungnahmen
sorgt .Essollte imvoraus eine Reihe offizieller Sprecher ernennen ,die
jederzeit zuerreichen sind unddiedieHauptinformationsquelle über alle
Ereignisse darstellen ,die sich aufdieUmgebung derAnlage desVersorgungs -
unternehmens auswirken könnten .Diese Sprecher sollten nicht nureingehend mit
Anlagenkonzeption und -betrieb vertraut sein (ihre Kenntnisse über den
Anlagenbetrieb sollten sievorzugsweise inverantwortlicher Position erworben
haben ),sondern siesollten auch inderDarstellung vonInformationen fürdie
Öffentlichkeit geübt sein .Notfallübungen sollten dazu benutzt werden ,ihnen
dienotwendige Erfahrung zugeben ,auch inderBefragung durch Personen ,die
Erfahrungen alsMedienvertreter haben .
7.2 Das Pressezentrum
Essollten schon imvoraus Vorkehrungen dafür getroffen werden ,daßein
Pressezentrum ,daseine direkte Verbindung zumStandort hat ,entweder dem
Versorgungsunternehmen oder derjenigen Regierungsbehörde ,diefürdie
Durchführung derNotstandsmaßnahmen verantwortlich ist ,zurVerfügung steht .
Dieses Pressezentrum sollte groß genug füreine angemessene Anzahl von
Reportern sein .Essollte entsprechend ausgerüstet sein ,insbesondere mit
Kommunikationsmöglichkeiten ,Vorführgeräten undDokumentationsmaterial ,das
imvoraus ausgewählt wurde ,umGeschehnisse amStandort demLaien zu
veranschaulichen .DieAnforderungen andasPressezentrum inpuncto Größe
undEinrichtung sollten anhand früherer Erfahrungen mitnationaler und
internationaler Berichterstattung über Notfälle indenMitgliedstaaten fest­
gelegt werden .DasPersonal desPressezentrums sollte dergemeinsamen
Verantwortung desVersorgungsunternehmens unddernationalen Sicherheits­
behörde unterstehen .
7.3 Verbreitung vonInformationen undAnweisungen vonRegierungsbehörden
BeiderVerbreitung von Informationen sollte mannach Zielgruppen unter­
scheiden .Anweisungen andieumliegende Bevölkerung sollten vonverantwort­
lichen Regierungssprechern über lokale Einrichtungen ,dieimvoraus
eingerichtet wurden ,gegeben werden .Alle anderen offiziellen Informationen
sollten über dasPressezentrum oder über dienormalen Presseinformationskanäle

-27-
derRegierungsbehörden geleitet werden .DieBeamten ,diedieInformationen
vorderÖffentlichkeit ankündigen ,sollten fürdiese Aufgabe ausgebildet sein
undhinreichende Erfahrungen mitden technischen Einzelheiten haben ,über die
sie berichten .
Daviele Regierungsbehörden und-instanzen amGeschehen beteiligt sein
werden ,mußmandieVerantwortungen imBereich derÖffentlichkeitsarbeit im
voraus unmißverständlich zwischen Versorgungsunternehmen undRegierungsstellen
aufteilen .Eine Stelle sollte federführend sein .Esistebenfalls wichtig ,
alldiese Vorkehrungen sozutreffen ,daßaufgrund desgemeinsamen Wissens um
dieFakten dieAusgewogenheit deröffentlichen Stellungnahmen derverschiedenen
Organisationen gefördert wird .EinWegzurErreichung dieses Ziels istdie
Einrichtung eines gemeinschaftlichen Informations Zentrums .
DieMitgliedstaaten sollten ihre nationalen Medien ermutigen ,Personal
einzustellen undauszubilden ,dasfähig ist ,diewichtigsten Aspekte des
Funktionierens vonKernkraftwerken undderFreisetzung radioaktiver Stoffe zu
verstehen .Diese Reporter sollten vondenVersorgungsunternehmen regelmäßig
zumBesuch vonKernkraftwerken eingeladen undmitSprechern derVersorgungs­
unternehmen sowie denVertretern derRegierungsbehörden bekanntgemacht werden .
I
7.4 Grenzüberschreitende Probleme
DasProblem derUnfälle ingrenznahen Kernkraftwerken wird inKapitel 6
und 9behandelt .Hier seinurbetont ,daßentsprechende Abkommen zwischen den
Nachbarstaaten auch Vorkehrungen zurInformation undBelehrung derBevölkerung
inKraftwerksnähe aufbeiden Seiten derGrenze enthalten sollten .Woman auf
beiden Seiten derGrenzen diegleiche Sprache spricht ,muß dieZielgruppe ,an
diesich dieInstruktionen wenden ,sorgfältig definiert undgenau angegeben
werden ,vonwem dieAnweisungen stammen .
Abgesehen vondem ,waswir inKapitel 6über dieRolle derGemeinschaft
beiderFörderung vongrenzüberschreitenden Abkommen gesagt haben ,glauben wir ,
daßdieEGbereit sein sollte ,dieMedien ,insbesondere die lokalen ,die ggf .
Notfallinformationen über dieGrenzen derMitgliedstaaten hinweg weitergeben ,
technisch zuunterstützen .
7.5 Empfehlungen
1.Dienationalen Behörden derMitgliedstaaten unddieVersorgungsunternehmen
sollten ihrVerhalten imLichte der indiesem Kapitel gemachten
Kommentare undAnregungen überprüfen . r
2.DieMedien sollten diefachliche Qualifikation unddieAusbildung der­
jenigen Reporter überdenken ,diemöglicherweise über einen schweren
nuklearen Unfall berichten sollen ,und ihre Beziehungen zuden -t
Versorgungsunternehmen unddennationalen Behörden überholen . i
3.DieKommission sollte dieMitgliedstaaten ermutigen ,sich Gedanken darüber
zumachen ,wie siedieMedien ,vorallen Dingen dielokalen Nachrichten -
übermittler ,dieggf .Notfallinformationen über nationale Grenzen hinweg
verbreiten ,technisch unterstützen könnten .
4DieKommission sollte sich darüber Gedanken machen ,wie sieNachrichten -
verbreitende Medien ,vorallen die lokalen ,diewahrscheinlich Notstands -
Informationen über nationale Grenzen hinweg verbreiten ,technisch unter­
stützen könnte ,bevor überhaupt einUnfall eintritt .

-28-
8.KAPITEL
DIE VERWALTUNG DER
GEMEINSCHAFTLICHEN FORSCHUNGSPROGRAMME
8.1Grundsätze derGemeinschaftsforschung
Jeder Mitgliedstaat hatForschungsprogramme indenBereichen dernuklearen
Sicherheit und desGesundheitsschutzes .DieGemeinschaft führt ihrerseits
direkte Aktionsprogramme innerhalb dergemeinsamen Forschungsstelle (GFS)und
indirekte Aktionsprogramme durch Forschungsverträge ,diehauptsächlich innerhalb
derMitgliedstaaten vergeben werden ,durch .
Esgibt verschiedene Gründe zurInangriffnahme undAufrechterhaltung
eines gemeinsamen Forschungsprogramms .Wichtige Beispiele sind dienachfolgenden
Punkte .
Politische Gründe ;Eingemeinschaftliches Forschungsprogramm istaus
institutionellen Erwägungen heraus wünschenswert ,denn einsolches Programm
isteinaugenfälliger Beweis fürdieSolidarität derMitgliedstaaten und
zeigt ,daßdieGemeinschaft eingemeinsames Ziel verfolgt .
Gleiche Bedürfnisse :Wegen derÄhnlichkeit derBedürfnisse bietet essich
an,gemeinsame Programme durchzuführen undDoppelarbeit zuverringern .
Kostenteilung :Größere Projekte könnten füreinen einzelnen Mitgliedstaat
zukostspielig sein .DieGemeinschaft kann indiesem Fall denAnstoß für
ein "multinationales "Projekt geben .
Verteilung vonInformationen undResourcen :EinGemeinschaftsprogramm hat
denVorteil ,eine gerechte Informationsverteilung zwischen denMitglied­
staaten zugewährleisten .Außerdem ermöglicht es,kleinere Forschungs -
teams zusammenzufassen ,diefürsich alleine nicht existieren könnten .
Diese Gründe dürften fürkleinere Mitgliedstaaten ausschlaggebend zur
Unterstützung derGemeinschaftsprogramme sein .
Koordinierung :EinGemeinschaftsprogramm kann eingeleitet werden ,um
größere Forschungslücken zuvermeiden undÜberschneidungen zwischen
Forschungsprogrammen zuminimisieren .
Alle diese Aspekte zusammengenommen lassen einGemeinschaftsforschungs -
programm nicht nurwünschenswert ,sondern sogar unabdingbar erscheinen .Die
Durchführung solcher Programme istimübrigen laut Artikel 2desEuratom -
Vertrages eines derersten Ziele derGemeinschaft .Indiesem Zusammenhang sind
diepolitischen Zielsetzungen vorherrschend .
Gemeinsame Bedürfnisse allein rechtfertigen nurzumTeil dieDurchführung
gemeinsamer Programme .Diemeisten transnationalen Projekte werden außerdem
auseinem deranderen genannten Gründe durchgeführt .DasArgument derKosten -
teilung verdient eine kritische Prüfung undtrifft vorallem aufgrößere
Projekte wieJETzu.Inkleinerem Maßstab sind internationale Projekte inder
Regel weniger effizient undmeistens teurer alseinzelne nationale Programme ,
esseidenn ,diese führten zuzuviel Doppelarbeit .Informationsverteilung

-29-
ließe sich auch inbezug aufnationale Programme verwirklichen ,was inder
Praxis auch weitgehend derFall ist .Koordinierung undGruppierung kleinerer
Projekte istohne Lenkung derForschungsgelder indenMitgliedstaaten nicht
einfach zuerreichen .Innerhalb derGemeinschaftsprogramme können
Überschneidungen kontrolliert werden ,zwischen deneinzelnen nationalen
Programmen lassen siesich nur schwer beeinflussen .Theoretisch kann ein
gemeinschaftliches Forschungsprogramm Lücken dadurch vermeiden ,daßArbeit
inAuftrag gegeben wird ,diesonst nicht getan würde .Dagegen läßt sich aber
einwenden ,daßeinProgramm ,dasvonkeinem einzigen Mitgliedstaat inAngriff
genommen wurde ,wahrscheinlich auch garnicht wert ist ,aufGemeinschafts­
ebene eingeleitet zuwerden . f
Dies führt zudemSchluß ,daßdiewichtigsten Grundlagen fürein
gemeinsames Forschungsprogramm politischer undinstitutioneller Natur sind ,
außer beigrößeren Projekten ,die zukostspielig sind ,umaufeinzelstaat­
licher Ebene durchgeführt zuwerden .Darüber hinaus kommen diekleineren
Mitgliedstaaten sobilliger undbesser anInformationen heran alsohne
Gemeinschaftsprogramme .Esistjedoch wahrscheinlich ,daßalle Mitgliedstaaten ,
auch diekleineren ,ihre nationalen Programme fürwichtiger halten alsdieder
Gemeinschaft .Trotzdem spielen dienationalen undgemeinschaftlichen
Forschungsprogramme zusammengenommen eine wichtige Rolle ,weil sie es
ermöglichen ,einhohes MaßanSicherheit zuerreichen .Esistwichtig ,sie
gutmiteinander zukoordinieren .Gleichzeitig sollten siejedoch auch
flexibel genug sein ,umsich veränderten Anforderungen anpassen zukönnen .
8.2 DieGemeinschaftsmechanismen zurErstellung undÜberwachung von
DasGemeinschaftsforschungsprogramm soll einangewandtes Programm mit
genau definierten Zielsetzungen sein .Diefolgenden Abschnitte beziehen sich
zwar auf dasProgramm indenBereichen nukleare Sicherheit undGesundheits -
schutz ,aber vieles läßt sich auch verallgemeinern .
DadieGFSkeine direkte Verantwortung inbezug aufpraktische Fragen
derKernenergie unddesStrahlenschutzes hat ,ist eswichtig ,daß sieenge
Kontakte zueinschlägigen Organisationen indenMitgliedstaaten unterhält und
daßdieMitgliedstaaten anderErstellung derForschungsprogramme mitwirken .
Gleichzeitig mußdieGFSfürdieVerwaltung ihrer eigenen Angelegenheiten voll
verantwortlich sein und derKommission und damit dem Rat darüber Rechenschaft
ablegen .Ähnliches gilt fürdieVerwaltung derindirekten Programme .Wir
haben dasgemeinsame System zurVerwaltung derForschungsprogramme imHinblick
aufdiese beiden recht weit gesteckten Anforderungen untersucht .
8.2.1 DieEinleitung vonProgramme
I
Nach eingehenden Beratungen innerhalb derKommission arbeitet derGeneral­
direktor derGFSeinen Programmvorschlag aus .Dieser wird aufdrei hohen
Konsultationsebenen erörtert :
1.ImAllgemeinen Beratenden Ausschuß (GAC).Dieser berät dieGFSüber
alle Aspekte desProgramms .
2.DerAusschuß fürWissenschaft undTechnik (AWT).Dieser berät die
Kommission inKernenergiefragen .
3.DerAusschuß fürwissenschaftliche undtechnische Forschung (CREST ).
Dieser behandelt sowohl direkte alsauch indirekte Aktionsprogramme und
berät dieKommission unddenRatüber dieGesamtorientierung dieser
Programme .

-30-
Diese drei Gremien arbeiten unabhängig voneinander undgeben nicht
unbedingt einheitliche Ratschläge .DerGACkann eine Reihe vonUnterausschüssen
konsultieren ,wie z.B. dieberatenden Programmausschüsse ,diesich mitden
einzelnen Programmen nach deren Verabschiedung befassen .
Nach dieser Konsultierung schlägt dieKommission demRateinProgramm
vor .Dann werden dieStellungnahmen desWirtschafts -undSozialausschusses
sowie desEuropäischen Parlaments eingeholt .ImRatwerden dieüblichen
Instanzen ,wiedieArbeitsgruppe fürnukleare Fragen sowie derAusschuß der
Ständigen Vertreter ,durchlaufen .Schließlich wird durch Ratsbeschluß der
Programmhaushalt und seine wichtigsten Teile imRahmen eines laufenden
Vierjahresprogramms festgelegt .
8.2.2 DieProgrammverwaltung
Dieberatenden Programmausschüsse geben Ratschläge zurlaufenden Programm­
verwaltung .Normalerweise bestehen sieausdrei Mitgliedern proMitgliedstaat ,
drei Mitgliedern derGFSoder anderer Dienststellen derKommission und
umfassen insgesamt 30Personen .
Dieberatenden Programmausschüsse erstatten sowohl derKommission als
auch demRatBericht .AufAnfrage desGACberaten sieihnüber neue Programm­
punkte undsenden Kopien ihrer Ratschläge anKommission undRat .Wodies
wichtig ist ,befassen siesich sowohl mitdirekten alsauch mit indirekten
Aktionsprogrammen .
IndenBereichen nukleare Sicherheit undGesundheitsschutz gibt esfünf
beratende Programmausschüsse :
denberatenden Programmausschuß
Reaktorsicherheit
denberatenden Programmausschuß
Bewirtschaftung undLagerung radioaktiven Abfalls
denberatenden Programmausschuß
Plutoniumbrennstoff undAktinidenforschung
denberatenden Programmausschuß
Beseitigung kerntechnischer Anlagen
denberatenden Programmaus schuß
Biologie undGesundheitsschutz (Strahlenschutz )
Wir haben dieArbeitsmethoden des beratenden Programmausschusses
Reaktorsicherheit bzw .Biologie undGesundheitsschutz untersucht .Die
finanzielle Größenordnung derProgramme ,über diedieAusschüsse beraten ,
liegt jetzt beietwa 80Millionen ERE .
Derberatende Programmausschuß Reaktorsicherheit hatbeschlossen ,sich
sehr detailliert mitdeneinzelnen Programmen zubefassen ,mehr als esdas
Fachwissen seiner Mitglieder allein zuläßt .Umdiesem Mangel abzuhelfen ,
mußte derberatende Programmausschuß eine große Zahl vonArbeitsgruppen ins
Leben rufen (insgesamt 10)mitjeetwa einem Dutzend Mitgliedern ,dievom
beratenden Programmausschuß ernannt werden .Diese Arbeitsgruppen sind
praktisch ständige beratende Ausschüsse desberatenden Programmausschusses .

-31-
Außerdem sind einige Arbeitsgruppen inUntergruppen undad-hoc-Gruppen
unterteilt ,diezurErörterung spezifischer Fragen vorübergehend gegründet
werden .Davorher schon andere Harmonisierungs -undKoordinierungsausschüsse
bestanden ,diesich mitnatriumgekühlten Schnellen Brütern undLeichtwasser -
reaktoren befaßten ,haben einige Arbeitsgruppen eine doppelte Funktion .
Normalerweise kommen dieberatenden Programmaus schüsse dreimal imJahr
zusammen ,während dieverschiedenen Arbeitsgruppen sich zwei-bisdreimal im
Jahr treffen .Einschließlich derUnter -und ad-hoc-Gruppensitzungen ergeben
sich somit etwa 30Tagungen proJahr .Dafür sind insgesamt einige tausend
Arbeitsstunden proJahr (ohne dieReisezeit unddiePersonalkosten der :
Kommission )erforderlich .Derberatende Programmausschuß unddieArbeitsgruppen
haben ausführliches Dokumentationsmaterial angefordert ,undderGeneraldirektor
derGFSschätzt ,daßdieForschungspersonalverpflichtungen um20Mann Jahre
zuhoch liegen .
Dagegen arbeitet derberatende Programmausschuß Biologie undGesundheits -
schutz ohne Arbeitsgruppen .Erbefaßt sich mit indirekten Programmen ,und
seine Mitglieder entstammen zumgroßen Teil Institutionen ,diepotenzielle
Vertragsnehmer sind .Siesind somit Experten aufdemjeweiligen Fachgebiet ,
aber nicht völlig unparteiisch .DemAusschuß gelang es,einrealistisches
Programm aufzustellen undaufrechtzuerhalten ,warjedoch nicht bereit ,einer
beträchtlichen Verringerung derGesamthaushaltsmittel ,dieeinige seiner
Mitglieder fürangebracht hielten ,zuzustimmen .
Keiner dieser beratenden Programmausschüsse gibt systematisch
Informationen derMitgliedstaaten über deren Forschungsprogramme weiter ,wie
der Ratsbeschluß vom 18.Juli 1977 fordert .Dieser Beschluß sah eine der
Aufgaben derverschiedenen beratenden Programmausschüsse inderHerstellung
"besserer Verbindungen zwischen denaufGemeinschaftsebene durchgeführten
Programmen unddenentsprechenden F&E-Arbeiten indenGemeinschaftsstaaten ".
8.3DieMeinung derSachverständigengruppe nukleare Sicherheit
Nukleare Sicherheit macht nur einen kleinen Teil derArbeit der drei
höchsten Ausschüsse GAC ,AWTundCREST aus ,undwirbrauchen nichts mehr über
dieBeziehungen zwischen diesen Gruppen zusagen .Auch halten wir esnicht
fürnötig ,zurArbeit desberatenden Programmausschusses Biologie und
Gesundheitsschutz Stellung zunehmen .Dagegen kritisieren wir dieOrganisation
desberatenden Programmausschusses Reaktors icherheit .Wirhaben nicht versucht ,
herauszufinden ,obsich seither etwas geändert hat ,undwollen keineswegs die
Mitglieder desAusschusses undseine Arbeitsgruppen kritisieren .Angesichts
derAnforderungen ,denen siesich gegenübergestellt glaubten ,blieb ihnen
wenig Spielraum .
Esistjedoch deutlich zuerkennen ,daßdieKommission undderberatende
Programmausschuß ihre jeweiligen Probleme nicht verstehen .DieKommission
(d.h .indiesem Fall dieGFS)sieht imberatenden Programmausschuß einsehr
einflußreiches Gremium ,demalle benötigten detaillierten Informationen
vorliegen müssen ,während derberatende Programmausschuß ,oder zumindestens
einige seiner Mitglieder ,ihre Arbeit durch denMangel angeeignetem
Dokumentationsmaterial zunichte gemacht sehen undderMeinung sind ,ihre
Empfehlungen hätten nurwenig Einfluß aufdieKommission .
Sowohl dieAuswirkungen derkomplexen Ausschußstruktur wieauch
Unklarheiten oder Unstimmigkeiten über Zielsetzungen undArbeitsmethoden ,

-32-
haben dieeffiziente Programmverwaltung behindert ,undweder dieLeitung der
GFSnoch dieMitgliedstaaten wissen genau ,wer fürwasverantwortlich ist
und fühlen sich daher zunehmend frustriert .
Trotz dieser Schwierigkeiten haben dieArbeitsgruppen einen großen
Vorteil :sieermöglichen nämlich einen nützlichen undfruchtbaren Gedanken­
austausch zwischen einzelnen Wissenschaftlern undIngenieuren inder
Gemeinschaft ,sowie demPersonal derGFS .Wenn dieArbeitsgruppen aufgelöst
würden ,sollte derVersuch gemacht werden ,angemessene persönliche Kontakte
aufrechtzuerhalten ,unddafür gesorgt werden ,daßdieGFSauch weiterhin über
dieErfahrungen indenMitgliedsländern informiert wird .
8.4 Eine mögliche Alternative zurVerwaltung desForschungsprogramms im
Bereich der Reaktorsicherheit
Wirhaben unsGedanken über einalternatives System gemacht ,daseine
Verbindung zwischen denMitgliedstaaten undderGFSgewährleistet undden
eingangs erwähnten Anforderungen gerecht wird .Esgilt zwar fürdenBereich
Reaktors icherheit ,dürfte sich aber auch aufandere Programme übertragen lassen .
DieGFSbringt alle sechs Monate technische Fortschrittsberichte über
alle Projekte heraus .Außerdem hatsievorkurzem damit begonnen ,einen
regulären Bericht über diefürjedes Projekt ausgegebenen Mittel zuerstellen .
Außerdem wird nach jeder abgeschlossenen Projektphase wieauch nach seiner
endgültigen Fertigstellung eindetaillierter technischer Bericht veröffentlicht .
Wirfreuen unsdarüber ,daßdiese Dokumente denMitgliedstaaten genügend
Informationen vermitteln ,umKommentare abzugeben undallgemeine Leitlinien
zurWeiterführung derProgramme zuformulieren .
Daher sollte derberatende Programmausschuß nach derVeröffentlichung
desjeweiligen Halbjahresberichtes zusammenkommen .DievondenMitgliedstaaten
ernannten Mitglieder sollten sohochqualifiziert sein ,daßsieeinen
ausreichenden Uberblick über dieProjekte haben undbeurteilen können ,
inwieweit dieFortschritte denursprünglichen Plänen undZielsetzungen
entsprechen .Eswäre nützlich ,wenn dieMitgliedstaaten dieKommission vor
Ernennungen konsultieren würden .Zwischen derVeröffentlichung des
Fortschrittsberichtes unddernächsten Sitzung sollte genügend Zeit vergehen ,
damit dieMitglieder dieinihren Ländern vorhandenen Konsultierungsnetze
nützen können .Derberatende Programmausschuß sollte weder zusätzliche
schriftliche Informationen anfordern noch Unterausschüsse zurBehandlung
laufender Programme gründen .
Bevor über neue Programme befunden wird ,sollte dieGFSdemGACsehr
umfassende Vorschläge unterbreiten .Dann sollten denjeweiligen beratenden
Programmausschüssen detaillierte Vorschläge unterbreitet werden .Wiedies
schon beidenlaufenden Programmen derFall ist ,sollten dieMitglieder des
beratenden Programmausschusses ggf .notwendige detaillierte Informations­
gespräche inihren eigenen Ländern anknüpfen .InAusnahmefällen ,könnte es
notwendig sein ,zurEinholung vonStellungnahmen über einstrittiges Projekt
kurzfristig eine ad-hoc-Gruppe insLeben zurufen .
UmdieVerantwortlichkeit zuverbessern ,sollte dieGFSdemGACnach
jeder abgeschlossenen Projektphase biszumAbschluß eines Projektes einen
Bericht über dieForschungsergebnisse unddiedafür ausgegebenen Mittel
anfertigen .Darüber hinaus sollte dieaugenblickliche Praxis ,zujedem Punkt ,
indemihrVorschlag vondemdesberatenden Programmausschusses abweicht ,
Stellung zunehmen ,beibehalten werden .

-33-
ZurVerbesserung desInformationsflusses zwischen Mitgliedstaaten und
Kommission (vorallem inRichtung GFS )sollten dieMitglieder desberatenden
Programmausschusses Kurzberichte über diewichtigsten Zielsetzungen undAspekte
derForschungsprogramme ihrer Heimatländer verfassen .Eswürde ausreichen ,
wenn solche Berichte jedes Jahr ,möglicherweise sogar alle zwei Jahre ,erstellt
würden .
Schließlich möchten wir auf das Problem des unerwartet auftretenden
Forschungsbedarfes hinweisen .DieGFSkann sich ausinstitutionellen Gründen
nicht rasch anveränderte Anforderungen anpassen .Deswegen sollte siesich
hauptsächlich mitlangfristigen Problemen auseinandersetzen .Wirsind jedoch
derMeinung ,daßeine gewisse Kapazität fürkurzfristige Aufgaben wünschenswert
wäre .DieKommission sollte dafür sorgen ,daßeine gewisse Reserve für
indirekte Aktionen zurückgestellt wird undeinfeststehender Prozentsatz der
GFS-Mittel fürdirekte Aktionen verwendet wird ,derggf .nach Zustimmung der
Kommission undpositiver Stellungnahme desAWTfürdringende Arbeiten frei­
gestellt bzw .umverteilt werden kann .Dieanderen beratenden Gremien würden
über eine solche Maßnahme informiert ,aber nicht vorher konsultiert .
8.5 Inhalt desForschungsprogramms imBereich derReaktorsicherheit
Wirhaben nicht versucht ,dasaugenblickliche (1980 /1983 )Forschungs­
programm imBereich derReaktorsicherheit zubewerten .Wirhaben jedoch mit
Befriedigung festgestellt ,daß esetwa 30%desgesamten GFS-Haushalts aus­
macht .Außerdem nahmen wir zurKenntnis ,daß etwa 8%desHaushaltes
"Reaktorsicherheit "fürdiezweite Phase des "Super SARA"-Projekts zurückgestellt
wurde ,dassich ausschließlich mitUntersuchungen vonKühlmittelverlust -
Unfällen inReaktoren beschäftigt unddaßindenBereichen "Wechselwirkung
zwischen Brennstoff undKühlmittem unter Unfallbedingungen "sowie "Kühlung von
geschmolzenen Reaktorkernstücken "intensive Forschungsanstrengungen unternommen
werden .Wirbegrüßen solche Untersuchungen ,weisen jedoch darauf hin ,daßes
notwendig ist ,angesichts derbeiden Vorfälle inThree Mile Island verstärkt
dierelative Bedeutung geringer Kühlmittelverluste bzw .derunzureichenden
Kernkühlung mitteilweiser Beschädigung desKerns statt "whole core melt down "-
Untersuchungen (Schmelzen desgesamten Kerns )(fürLWR)anzustellen .Natürlich
müssen solche Akzentverschiebungen -wegvonUntersuchungen über Kühlmittel -
verluste undvollständiges Schmelzen desKerns -anähnliche Tendenzen der
einzelstaatlichen Forschungsprogramme angepaßt werden ,damit siesich gegen­
seitig ergänzen statt unnötige Doppelarbeit zumachen .
8.6 Empfehlungen
1.Dasaugenblickliche Finanzierungssystem imRahmen eines laufenden ;
Vierjahresprogramms sollte beibehalten werden .
2.Derberatende Programmausschuß fürReaktorsicherheit sollte ohne Unter­
gruppen umgebildet werden .DieMitgliedstaaten sollten sich Gedanken
darüber machen ,wersieimumgebildeten Ausschuß vertreten soll .Dabei
sollten sievorallem dasfachliche Wissen derExperten berücksichtigen
undNominierungen vorzugsweise mit derKommission absprechen .
3.Derberatende Programmausschuß sollte unter normalen Umständen lediglich
alle sechs Monate zusammenkommen ,umdiehalbjährlichen Fortschritts -
berichte unddieSchlußberichte über dieProjekte zuprüfen .
i
I

-34-
4.DieGFSsollte amEnde jeder abgeschlossenen Projektphase sowie zum
Abschluß desProjektes demGACüber dieerzielten Ergebnisse unddie
verbrauchten Mittel Bericht erstatten .
5.DieMitglieder desberatenden Programmausschusses sollten regelmäßig
Kurzberichte über diewichtigsten Forschungsprogramme inihren
Heimatländern sowie deren Zielsetzungen undEinzelprojekte verfassen .
6.DieKommission sollte Pläne entwickeln ,die esderGFSermöglichen ,
inbeschränktem Ausmaß wichtigen ,dringenden Forschungsbedarf zu
befriedigen .
7.DasGFS-Forschungsprogramm sollte auch dieBedeutung geringer
Kühlmittelverluste undungenügender Reaktorkernkühlung mit teilweiser
Beschädigung desKerns berücksichtigen .

-35-i
9.KAPITEL
INSTITUTIONELLE STRUKTUR
BeiderBehandlung einzelner Fragen haben wirverschiedentlich auf
institutionelle Aspekte hingewiesen ,aber wirwollen außerdem auch einige
allgemeine Bemerkungen zudiesem Thema machen .
9.1DasAusschußsystem
Wenn jemand zumerstenmal mit derArbeitsweise derGemeinschaft in
Berührung kommt ,sospringt ihmeines alserstes insAuge :dieVorliebe zur
Gründung vonAusschüssen .Eine Organisation wiedieEG,dievonsouveränen
Mitgliedstaaten aufgebaut wurde ,braucht natürlich einweitgespanntes Netz
vonAusschüssen ,umKonsens zuerreichen .Ausschüsse sind einwesentlicher
Bestandteil desRates und seiner Infrastruktur ,aber auch inderArbeit der
Kommission nehmen sieeinen breiten Raum ein .DadieMitglieder der
Kommissionsausschüsse imallgemeinen keine Delegierten derMitgliedstaaten ,
sondern selbständige Experten sind ,hateinkomplexes Netz vonAusschüssen ,
indenen dieMitgliedstaaten numerisch ausgewogen vertreten sind ,allerdings
nicht unbedingt die gleiche Daseinsberechtigung .Eineinvernehmlicher Beschluß
eines solchen Ausschusses stellt keine Garantie dafür da,daßsich Delegierte
dereinzelnen Staaten indergleichen Situation ähnlich entschieden hätten .
Außerdem kann dieGröße derAusschüsse dazu beitragen ,dieDiskussionen lang­
wierig undineffizient zumachen .
Aber ganz abgesehen von derFrage nach derDaseinsberechtigung eines
Ausschußsystems stellt sich darüber hinaus dasProblem derZahl dieser Gremien .
Umwirklich nützliche Arbeit leisten zukönnen ,braucht einAusschuß ,vor
allem wenn ergroß ist ,einentsprechendes Sekretariat .Unsere eigene Arbeits­
gruppe warindieser Hinsicht gutbedient ,zumTeil ,weil wirGlück mitunserem
Sekretär hatten ,zumanderen ,weil wiraufintensive Unterstützung anderer
Stellen derKommission gedrängt hatten .Andere Ausschüsse sind nicht ineiner
soglücklichen Lage ,unddieDiskussionen sind dort oftvonrecht dürftiger
Qualität ,dadiezurVerfügung gestellten Dokumente unbrauchbar sind oder oft
erst amSitzungstag vorliegen .
Diese Situation läßt sich nach unserer Meinung dadurch verbessern ,daß
manzurVorbereitung derArbeitsunterlagen inverstärktem Maße aufeinzelne
Berater oder kleine Redationsausschüsse zurückgreift .Wirgeben zu,daßdann
dieGefahr besteht ,daßdieursprünglichen Unterlagen durch diepersönlichen
Meinungen vonEinzelpersonen undkleinen Gruppen verändert werden ,aber wir
glauben ,daßdies trotz allem eine bessere Lösung ist ,alsdementscheidenden
Ausschuß schlecht vorbereitete undunbrauchbare Unterlagen vorzulegen .
9.1.1 Empfehlungen
1.Die Kommission sollte ihre Ausschüsse einer Revision unterziehen mit dem
Ziel ,ihre Zahl undihren Umfang zuverringern .
2.Denverbleibenden Ausschüssen sollten genügend Mittel zurVerfügung
gestellt werden ,umzugewährleisten ,daß zuihren Sitzungen geeignetes
Dokumentationsmaterial vorliegt .

-36-
3.ZurVorbereitung derAusschußdokumente sollte man ingrößerem Ausmaß
aufkleine inoffizielle Arbeitsgruppen undEinzelberater zurückgreifen .
4.Dieverbleibenden Ausschüsse ,vorallem derAWT ,sollten vermehrt dafür
eingesetzt werden ,derKommission Stellungnahmen zuThemen abzugeben ,
dieein spezifischeres Fachwissen erfordern als esdasKommissions -
personal haben kann . >
1
9.2Dieunter Kapitel IIIdesEuratom-Vertrages gegründeten
Sachvers tändigengruppen
Kapitel IIIdesEuratom-Vertrages instituiert eine multidisziplinäre
Sachverständigengruppe ,dievomAWTaufVorschlag derMitgliedstaaten ernannt
wird .Ihre Aufgabe istes,dieKommission ineiner Reihe vonFragen zuberaten ,
vondenen diewichtigste wahrscheinlich dieVorbereitung grundlegender
Sicherheitsnonnen imBereich derionisierenden Strahlungen ist .Diese Aufgabe
istinArtikel 31desEuratom-Vertrages verankert .
InArtikel 37werden dieMitgliedstaaten aufgefordert ,dieKommission
über Pläne zurEndlagerung vonradioaktivem Abfall zuunterrichten ,damit diese
feststellen kann ,obdieser Abfall zuradioaktiver Verseuchung inanderen
Mitgliedstaaten führen könnte .Dann wird dieKommission aufgefordert ,dieim
Artikel 31erwähnte Sachverständigengruppe zukonsultieren .InderPraxis
sind dieZielsetzungen dieser beiden Artikel sounterschiedlich ,daßdie
Kommission undderAWTbeschlossen haben ,zwei voneinander getrennte Gruppen
fürdieErfüllung dieser Aufgaben zubenennen .Diezweite Gruppe wurde unter
demNamen "Gruppe Artikel 37"bekannt .
9.2.1 Die "Artikel 31"-Gruppe
Diese Gruppe kommt etwa zweimal imJahr zusammen ,unddieArbeit kommt
nurlangsam voran .Ihrgrößtes Einzelprogramm betraf dieVorbereitung von
Ratschlägen über grundlegende Sicherheitsnormen andieKommission .Diese
Normen haben dieGruppe vorgewisse Schwierigkeiten gestellt ,diedurch den
Beitritt vondrei neuen Mitgliedsländern zum 1.Januar 1973 weiter verschärft
wurden .Damals war dieRevision dergrundlegenden Sicherheitsnormen ,dieauf
1962 veröffentlichten internationalen Empfehlungen basierten unddiean1965
veröffentlichte internationale Empfehlungen angepaßt werden sollten ,schon
relativ weit fortgeschritten .Durch dieErweiterung derGruppe imJahre 1973
wurde dieFertigstellung derArbeit verzögert ,zumTeil ,umdieMeinung der
neuen Mitgliedstaaten zuberücksichtigen ,zumTeil aber auch ,weil dieNeu­
ankömmlinge dazu neigten ,unter Richtlinien etwas anderes zuverstehen als
diebisherige Sechsergemeinschaft .Dieneuen Mitgliedstaaten erwarteten ,daß
Richtlinien wortwörtlich angewandt würden ,während dieursprünglichen
Mitgliedstaaten sich damit zufrieden gaben ,denGeist undweniger denWortlaut
zuverwirklichen .Zwar entsprach diese Auslegung derDefinition einer Richt­
linie ,aber dasAusmaß anverwaltungs technischen Details indengrundlegenden
Sicherheitsnormen löste lange Diskussionen über dieProbleme imZusammenhang
mit derDurchführbarkeit solcher detaillierten Anforderungen inverschiedenen
Rechtsordnungen aus .
DieRichtlinie ,diediegrundlegenden Sicherheitsnormen andie
internationalen Empfehlungen von 1965 anpaßte ,wurde imJuni 1976 endlich vom
Ratangenommen ,aber schon imnächsten Jahr wurden neue internationale

-37-
Empfehlungen veröffentlicht .Die "Gruppe Artikel 31"gründete einen kleinen
Redaktionsausschuß ,dereinen revidierten Text ausarbeitete ,dendieKommission
demRat imJuni 1979 vorlegte .Trotz derVorarbeiten bestand noch immer keine
völlige Übereinstimmung zwischen denMitgliedstaaten ,und esbedurfte einer
technischen Arbeitsgruppe derGruppe nuklearer Fragen ,umdieSchwierigkeiten
ausdemWege zuräumen .
9.2.2 Schlußfolgerungen zurGruppe "Artikel 31"
DieGruppe "Artikel 31"bietet dank derMultidisziplinarität ihrer '
Mitglieder eine solide Grundlage fürdieAbgabe vonStellungnahmen andie
Kommission zueiner Vielzahl vonFragen imBereich desStrahlenschutzes .
Wegen derunterschiedlichen Einstellung derverschiedenen Mitgliedsstaaten
zuRichtlinien undauch ,weil dieRichtlinien über grundlegende Sicherheits -
normen bezüglich derKontrollmethoden sehr inseinzelne gehen ,wird viel Zeit
aufdieErörterung vonRichtlinien verwandt .Dagegen sollten Richtlinien
eigentlich ineiner Form abgefaßt werden ,diediebetroffenen Mitgliedstaaten
"verpflichtet ,bestimmte Zielsetzungen zuerreichen ,esjedoch dennationalen
Behörden überläßt ,über diekonkrete Form unddieMethoden zubeschließen "
(Euratom-Vertrag ,Artikel 161).
9.2.3 DieGruppe "Artikel 37"
DieGruppe "Artikel 37"unterscheidet sich dadurch vonderGruppe
"Artikel 31",daßsiesich hauptsächlich mitspezifischen Fallstudien undnicht
mitallgemeinen Grundsätzen befaßt .
Möglicherweise alsErgebnis derAnwendung dergrundlegenden Sicherheits -
normen stellte dieGruppe "Artikel 37"fest ,daßfast alle Beispiele fürdie .
Freisetzung radioaktiver Abfälle auskerntechnischen Anlagen zugering waren ,
umandere Mitgliedstaaten zutangieren .Deswegen kam siezudemSchluß ,daß
ihre Hauptanstrengungen sich aufdieErörterung derFreisetzung vonradio­
aktivem Material auskerntechnischen Anlagen infolge eines Unfalls konzentrieren
sollten .Diese Auslegung desBegriffs "Abfall "führte zuSchwierigkeiten ,
denn eine unbeabsichtigte Freisetzung unterscheidet sich von einer
beabsichtigten Freisetzung vonAbfällen dadurch ,daßsieunkontrolliert ist .
Daher kann einMitgliedstaat keine Garantie fürdieHöchstgrenze einer solchen
Freisetzung abgeben .Zwar haben dieMitgliedstaaten dieMenge desbei
bestimmten typischen Unfällen freigesetzten Materials anzugeben versucht ,aber
dieGrundlage fürdieSchätzung solcher Freisetzungen waren äußerst unter­
schiedlich .Deswegen hatdieGruppe versucht ,Zumindestens fürLeichtwasser -
reaktoren einige Hypothesen fürdieübereinstimmende Bewertung vonUnfallfolgen
aufzustellen .Damit hätte dieKommission dann eine einheitliche Grundlage ,
weil dasMaterial eines Mitgliedstaates zurBewertung derpotentiellen ,
radioaktiven Verseuchung eines anderen Mitgliedstaates herangezogen werden
könnte .Esdürfte nicht notwendig sein ,daßdieGruppe dieSicherheitsgut -
achten derBetreiber vonkerntechnischen Anlagen bzw .diederGenehmigungs­
behörden indenMitgliedstaaten neubewertet .
9.2.4 Schlußfolgerungen über dieGruppe "Artikel 37"
Wenn derAusdruck "Abfall "konventionell ausgelegt wird ,sind die
Anforderungen desArtikels 37desEuratom-Vertrages unrealistisch ,denn in

-38-
derPraxis sind dieFreisetzungen radioaktiven Abfalls inkerntechnischen
Anlagen sehr gering .DieAusdehnung derAbfalldefinition aufdasMaterial ,
dasinfolge eines Unfalls freigesetzt wird ,hatzugewissen Interpretations -
schwierigkeiten geführt ,mitderen Lösung sich dieGruppe augenblicklich
beschäftigt .Eswäre eine Hilfe ,wenn jeder Mitgliedstaat spezifizieren
würde ,fürwelches Ausmaß vonFreisetzungen wirklich Notstandsmaßnahmen in
derUmgebung derStandorte innerhalb seiner Grenzen erforderlich sind .Dann
könnte dieGruppe "Artikel 37"dieAuswirkungen einer Freisetzung solchen
Ausmaßes begutachten undderKommission Empfehlungen zurAnfertigung einer
Untersuchung über dieWirksamkeit vongrenzüberschreitenden Abkommen unter­
breiten .
9.2.5 Empfehlungen
1.Weitere Richtlinien über grundlegende Sicherheitsnormen zumSchutz gegen
ionisierende Strahlungen sollten allgemeiner formuliert werden .Zwar
sollten darin diewichtigsten Zielsetzungen sowie dieeinzuhaltenden
Normen genannt werden ,aber diedetaillierten verwaltungstechnischen
Anforderungen ,die inderjetzigen Richtlinie einen sobreiten Raum
einnehmen ,sollten inZukunft weggelassen werden .
2.DieGruppe "Artikel 37"sollte sich mit derBeziehung zwischen derFrei­
setzung einer bestimmten Menge radioaktiven Materials indieUmgebung
undderdaraus resultierenden Strahlendosen indennahegelegenen
Mitgliedstaaten befassen .Sie sollten nicht versuchen ,nationale
Sicherheitsgutachten neu zubewerten ,sondern jeden Mitgliedstaat auf­
fordern zubestätigen ,daßdieHöhe dervorausgesagten undderKommission
gemeldeten Freisetzung diegleiche istwiediejenige ,diezurBewertung
vonNotfallverfahren innerhalb derjeweiligen Staatsgrenzen benutzt wird .
9.3 DieTrennung zwischen Förderung undErlassung vonVorschriften
Indenmeisten Ländern sowohl innerhalb als auch außerhalb derGemeinschaft
spielte dieRegierung indenfrühen Stadien derEntwicklung derKernenergie die
Rolle eines Mäzens ,d.h .dieverantwortlichen Regierungsstellen finanzierten ,
koordinierten undverwirklichten F&E imBereich derKernenergie bis zudem
Punkt ,wodieneue Energiequelle vonIndustrie undElektrizitätsversorgungs -
unternehmen übernommen werden konnte .Derwachsende Bedarf nach Überwachung
undErlassung vonVorschriften wurde zuBeginn vondengleichen Stellen erfüllt ,
diefürF&E ,jasogar inmanchen Fällen fürdenBetrieb vonDemonstrations -
anlagen verantwortlich gewesen waren bzw .noch waren .Das lagzumgroßen Teil
daran ,daß fast dasgesamte Know-how dort konzentriert war .Auf diepotentielle
Gefahr ,die indieser Dichotomie lag ,machten vielleicht zumerstenmal
amerikanische Kernenergiekritiker aufmerksam ,diederMeinung waren ,daßdie
amerikanische Atomenergiekommission ihren Sorgen über dieGefahren derKernkraft
nicht genügend Aufmerksamkeit schenkte .Daraufhin Wurde beschlossen ,dieses
Gremium aufzulösen und anseine Stelle verschiedene voneinander unabhängige
Behörden zuschaffen ,nämlich eine Behörde fürF&E imBereich derEnergie
(Energy Research andDevelopment Agency )undeine fürVorschriften imBereich
derKernenergie (Nuclear Regulatory Commission ).
DieEG-Länder unternahmen ,wenn auch inunterschiedlichem Maße undauf
verschiedene ArtundWeise ,ähnliche Schritte .Diese Veränderungen zeigen ,
daßman sich immer mehr bewußt wurde ,daßesdemVertrauen derÖffentlichkeit

-39-
abträglich wäre ,wenn eine einzige Behörde sowohl fürdieForderungsmaßnahmen
wie auch fürdasErlassen vonVorschriften verantwortlich wäre .
DieVerhältnisse inderKommission liegen etwas anders ,denn die
Kommission hatnicht dasRecht ,direkt rechtswirksame Vorschriften zuerlassen .
Sieversucht jedoch ,dieErlassung vonVorschriften indenMitgliedstaaten
zubeeinflussen .Deswegen wäre esangebracht ,wenn sowohl ihre organisatorische
Struktur fürnukleare Sicherheit undGesundheitsschutz wieauch dieBeziehung
zwischen diesen Gremien unddenFörderungstätigkeiten derKommission revidiert
würden .

-40-
10.KAPITEL
ALLGEMEINE EMPFEHLUNGEN
UND SCHLUSSFOLGERUNGEN
Diemeisten unserer Empfehlungen undSchlußfolgerungen sind inden
verschiedenen Kapiteln unseres Berichtes schon genannt worden .Diewichtigsten
werden imfolgenden nochmals kurz zusammengefaßt .Darüber hinaus hielten wir
esjedoch fürrichtig ,einige allgemeine Schlußfolgerungen zumAusdruck zu
bringen ,diezumTeil aufunserer Arbeit alsGruppe undzumTeil aufunseren
allgemeinen Erfahrungen basieren .
10.1 Allgemeine Empfehlungen
Unsere detaillierten Empfehlungen sind infolgenden Abschnitten dieses
Berichtes enthalten :
2.4 ,2.5.1
3.4
4.2
5.6
6.8
7.5
8.6
9.1.1 und 9.2.5 .
Ganz allgemein mochten wir folgende Punkte hervorheben :
1.DerReaktor ,inThree Mile Island war fürbestimmte Bedienungsfehler
anfällig .FürinEuropa konzipierte Reaktoren trifft dies nicht in
gleichem Maße zu.Trotzdem erteilte derUnfall inThree Mile Island
denPlanern wieauch denBetreibern vonKernkraftwerken einige wichtige
Lehren .DieKommission unddieMitgliedstaaten sollten beide Aspekte
einer kritischen Prüfung unterziehen .
2.DieTatsache ,daßzwar ähnliche Vorfälle wieder ,derdenUnfall in
Three Mile Island einleitete ,schon früher vorgekommen waren ,daß
darüber berichtet worden war ,aber daßsowohl dieUSNuclear Regulatory
Commission wie auch Metropolitan Edidon diesem keine Beachtung geschenkt
hatten ,beweist ,daßmandieBedeutung derzuverlässigen Übermittlung
signifikanter Informationen über wichtige anormale Vorfälle zwischen
Betreibern unterschätzt hatte .Solche Informationen sollten inleicht
verfügbare ,benutzerorientierte Datenbanken zursystematischen
Speicherung anormaler Vorfälle inKernkraftwerken eingegeben werden .
Wir empfehlen ,daß dieKommission bei derErstellung einer solchen
Datenbank bzw .eines Datenbankverbundes ,dersowohl Versorgungsunternehmen
wieauch Sicherheitsbehörden indergesamten Gemeinschaft bedient ,eine
wegweisende Rolle spielt .
3.InEuropa hatdieStandortwahl fürdenSchutz derBevölkerung vorden
Auswirkungen eines Unfalls nuruntergeordnete Bedeutung .Sowohl die
Kommission wieauch dieMitgliedstaaten sollten aufeine abgestimmte
Lösung derStandortf ragen hinwirken ,vorallem beiAnlagen inderNähe
von Staatsgrenzen .

-41-
4.Wirksame Notstandspläne unddiedamit zusammenhangende Information der
Öffentlichkeit können dieUnfallfolgen beträchtlich verringern .Der
Unfall inThree Mile Island zeigt wesentliche Schwachstellen auf ,von
denen einige auch inEuropa anzutreffen sind .Umdiese Schwächen zu
verringern ,haben wir indenKapiteln 6und 7Empfehlungen erteilt und
unterstreichen hier diefolgenden Punkte :
a.DieKommission sollte eine vergleichende Untersuchung derNotstands -
maßnahmen ,dieaugenblicklich indenverschiedenen Mitgliedstaaten
inKraft sind ,veröffentlichen .
b.Nationale Genehmigungsbehörden sollten eine Revision derPläne ,die
dieAufgabe unddenorganisatorischen Aufbau inbetroffenen
Versorgungsunternehmen beiNotfällen definieren ,zumBestandteil der
Verfahren zurGenehmigung vonneuen Kraftwerken machen .
c.Sowohl dieMitgliedstaaten ,wieauch dieKommission sollten ihre
Aufgaben imHinblick aufeine Verbesserung derInformationsübermittlung
andie Öffentlichkeit imFalle eines Notstandes neu überdenken .
5.Dieinstitutionelle Struktur derGemeinschaft istnotwendigerweise komplex .
Trotzdem sollte sich dieKommission darüber Gedanken machen ,wie sie
besser und schneller demForschungsbedarf imBereich derKernenergie
gerecht werden kann .Auch sollte dieKommission ihre umfangreiche ■
Ausschußstruktur revidieren undprüfen ,obdietechnischen undadministra­
tiven Hilfen ,die siedenAusschüssen zukommen läßt ,ausreichend sind .
10.2 Allgemeine Schlußfolgerungen
Wiejede andere ingroßem Maßstab erzeugte Nutzwärme ,kann auch Kernenergie
potenziell Schaden anrichten .Daher mußmanmitihrsorgfältig undmit
gebotenem Respekt umgehen .Zwar kann keine noch sogroße Sorgfalt dieRisiken
derKernenergie oder anderer Energiequellen völlig ausderWelt schaffen ,aber
wirkamen beiunseren Arbeiten wie auch aufgrund unserer allgemeinen Erfahrungen
zudemSchluß ,daßdieöffentliche Gesundheit undSicherheit keinen Nutzen ,
sondern möglicherweise erheblichen Schaden erleiden würde ,wenn Kernenergie
durch andere heute schon verfügbare Energiequellen ersetzt würde .
Mit zunehmender Erfahrung werden auch weitere Sicherheitsmaßnahmen
entwickelt werden .Immer ,wenn diese ohne unverhältnismäßig große Schwierig­
keiten angewendet werden können ,sollten sieeingeführt werden .Wirhoffen ,
daßdieKommission beiderEntwicklung undFörderung dieser zusätzlichen
Sicherheitsmaßnahmen eine aktive Rolle spielt .Sicher werden sich nicht alle
Verbesserungen inälteren Anlagen verwirklichen lassen ,aber Sicherheit ist
kein absoluter Begriff ,unddieEntwicklung vonVerbesserungen fürzukünftige
Anlagen stellt nicht dieSicherheit derälteren Kraftwerke inFrage . ,
Manchmal wird dieBefürchtung geäußert ,Kernenergie werfe inanderen
Bereichen alsden indiesem Bericht angesprochene Probleme auf .Wirdenken
insbesondere anbürgerliche Freiheiten ,internationale Beziehungen undeinige
Aspekte desUmweltschutzes .Wir wollen zudiesen Problemen nichts anderes
sagen alsdaßwir fest daran glauben ,daßbrauchbare Lösungen entweder schon
vorhanden sind oder gefunden werden können ,Zumindestens insoweit dieProbleme
spezifisch fürdieKernenergie sind .Dies führt unsletztlich zudemSchluß ,
daßKernenergie auch inZukunft eine wichtige Rolle indereuropäischen
Energieversorgung spielen sollte .

Nr.L141/26Anhang
AmtsblattderEuropäischenGemeinschaften 9.6.7y
II
•(Nichtteröffcnliichtnigsbed iirftigeRechtsakte)
KOMMISSION -
BESCHLUSS DERKOMMISSION
vom16.Mai1979
überdieEinsetzungeinerGruppeunabhängiger Sachverständiger aufhoher
Ebene(UrnukleareSicherheit
(79/520/Euratom)
Dil-KOMMISSION DEREUROPÄISCHEN
GEMEINSCHAFTEN –
gestütztaufdenVertragzurGründungderEuropä­
ischenAtomgemeinschaft ,
inErwägungnachstehender Gründe:
Aufgrundeines'Zwischenfalls ,dersicham28.Marz
1979ineinemKernkraftwerk indenVereinigtenStaa­
tenvonAmerikaereignete,hatdieKommissionihre
Dienststellenbeauftragt,ihreinenBerichtüberdie
UisachcnunddieFolgendesgenanntenZwischen-
falisvorzulegen .
BeiderBilligungdiesesBerichtesvertratdieKommis­
siondieAuffassung,daßdieAktionderGemeinschaft
aufdemGebietdernuklearenSicherheitsowohlhin­
sichtlichderAnlagenalsauchhinsichtlichdesPerso­
nen-undUmweltschutzes verstärktwerdensollteund
daßessichzudiesemZweckempfiehlt,eineengere
GruppevonSachverständigen aufhoherEbenedimit
zubetrauen,umfassendeÜberlegungen überdender­
zeitigenStanddernuklearenSicherheitinnerhalbder
Gemeinschaft anzustellen–
BESCHl.IKSST :
Artikell
(1)EswirdeineengereGruppeunabhängiger Sach­
verständigeraufhoherEbenefürnukleareSicherheit–nachstehenddie.Gruppe"genannt–eingesetzt.
(2)DieMitgliederderGruppewerdenvonder
Kommissionpersönlichbenannt.Siedürfenkeinen
Einrichtungen angehören,dieeinunmittelbares wirt­
schaftlichesInteresseanderAtomenergiehaben.EinhoherBeamterderKommission kannzumMit­
gliedderGruppebestelltwerden.DieübrigenMitglie­
derwerdenaußerhalbderDienststellen derGemein­
schaftenbenannt.
Artilicl2
(1)AufgabederGruppeistes,andieKommi-.shn
Stellungnahmen zuallenEtagendesderzeitigenSun-
desdernuklearenSicherheitinnerhalbderGemein­
schaft–einschließlich ihrerAuswirkungen sut
EbenedesStralilenschutzcs–abzugebenunddieven
denOrganenderGemeinschaft aufdiesemGebiet
durchgeführten Tätigkeitenzubeurteilen,umVor­
schlägezuunterbreiten ,diespezifischenMaßnahmen
derKommissionzugrundegelegtv/erdenkönnen.>;j
übermitteltderKommissionaufjedenI'iilvord:~
31.Dezember1979einenBerichtüberir.r«Tätigkei­
ten.
(2)DieGruppesollinsbesondere :
–PrüfungderindenMite'iedstaaten geltendencd'.-r
inAusarbeitungbefindlichenSich«.r'r.eitsvcrst..-.ru­
fen,-praktiken,-normenund-Kriterienund
teilungderMcKl.ilit.ifenderderzeitigenGern«.::-
Schaftsaktion imHinblickaufeineH.irmom>:-.-
rungdieserModalitäteneinschließlich derLis!uIl-
genErgebnisseihrerKatalogisierung ;
–PrüfungderModilit.iteneinesgemeinschaftlichen
Informationssystems überUnfälle.Slort.illei.:\d
Betriebsstörungen inKernanlap.cn ;
–BeurteilungderderzeitigenAnwendungvonK..pi-
telIIIdesEuratom-Vertrags (GesundhciftschutA
insbesondere Auikcl37(Ableitungradioaktiver
Stoffe);

9.6.79 AmtsblattderEuropäischenGemeinschaften Nr.L141/27
–BeurteilungderbisherigenArbeitenimZusam­
menhangmitderStandortwahlvonKernanlagen
sowiederGrundprinzipien despraktischenBe-
völkerungsschutzes (Evakuierungspläne )imHin­
blickaufihrciiAusbauaufGemeinschaftsebene ;
–-PrüfungderProblemeimZusammenhang mitder
AusbildungderinKcrnanlagenbeschäftigten Ar­
beitskräfte,insbesondere derjenigen,dieinden
BereichenSicherheitundGesundheitsschutz arbei­
ten,sowohlunterdemBlickwinkeleinerHarmoni-
.sicrungderindenMitglieclstaatcn geltendenPrak­
tikenundKegelnalsauchunterdemBlickwinkel
direkterFörderungsrnaßnahmen derKommission ;
>–BeurteilungderinderGemeinschaft imBereich
dernuklearenSicherheitunddesGesundheits-
»SchutzeslaufendenodergeplantenForschungs-
undEntwicklungsprogramme imHinblickauf
einenetwaigenAusbauinbestimmtenBereichen;
–Zusammenstellung einesGesamtüberblicks
darübei,wiedieiiukleareSicherheitinderGe­
meinschaftorganisiertistundVorlagevonVor­
schlägen,wiemöglicherweise aufinstitutionellem
WegedieTrennungvonBehörden,diedieEnt­
wicklungderKernenergiezurAufgabehaben,von
denjenigenBehörden,denendieAusarbeitungvon
RegelnzurSicherheitnuklearerAnlagenobliegt,
erreichtwerdenkann.
Artikel3
DieAmtszeitderMitgliederderGruppeendetam31.
Dezember1979.Siekannverlängertwerden.DieListederMitgliederwirdvonderKommissionim
AmtsblattderEuropäischenGemeinschaften bekannt­
gegeben.
Artikel4
DieSekretariatsgeschäfte derGruppewerdenvonden
DienststellenderKommissionwahrgenommen .
*
Artikeli
UnbeschadetdesArtikels194desVertragessinddie
MitgliederderGruppeverpflichtet ,Informationen ,
vondenensieaufgrundderArbeitenderGruppe
Kenntniserlangen,geheimzuhalten .
Artikel6
DieserBeschlußtritteinenTagnachseinerVeröffent­
lichungimAmtsblattderEuropäischenGemeinschaf ­
teninKraft.
Brüssel,den16.Mai1979
FürdieKommission
GuidoBRUNNER
MitgliedderKommission

Nr.L251/26 AmtsblattderEuropäischen Gemeinschaften 5.10.79
II
(Nichti'iivflenuiifuoi^sbutih'lti^c Rechtsakte)
KOMMISSION
BESCHLUSS DF.RKOMMISSION
vom2.Oktober1979
xurÄnderungdesBeschlusses 79/520/EuratomhinsichtlichderAmtszeitder
Sachverständigen fürnukleareSicherheit
(74V82K/fïuratom)
DIEKOMMISSION DF.REUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN –
gestütztaufdenVertragzurGründungderEuropäischenAtomgemeinschaft ,
gestütztaufdenBeschluß79/520/EuratomderKommissionvom16.Mai1979überdie
EinsetzungeinerGruppeunabhängiger Sachverständiger aufhoherEbenefürnukleare
Sicherheit('),insbesondere aufArtikel.1,
inErwägung,daßdieAmtszeitdergemäßArtikelIdesBeschlusses79/520/Euratomein­
gesetzten'Sachverständigengruppe biszum.11.Mai19X0verlängertwerdenmuß,damit
dieGruppedieihrübertragenenAufgabenerfüllenkann–
DESCHLIESST :
Artikel/
DieinArtikel.1desBeschlusses79/520/EuratomfestgesetzteAmtszeitderGruppewird
biszum.11.Mai1980verlängert.
Artikel2
DieserBeschlußtrittamTagnachseinerVeröffentlichung imAmtsblattJtrF.mop.i-
inhi»Ccintiuuh.iflciiinKraft.
Brüssel,den2.Oktober1979 ,
Fiir«/»«•Konimioioii
GuidoBRUNNER
Aiiti;/ittiihrKoi>i»ii.»iun
(')AUI.Nr.LMIvom9.6.I"*79,S.26.