ARCHIVES HISTORIQUES 
DE LA COMMISSION 
 
 
 
COLLECTION RELIEE DES 
DOCUMENTS "COM" 
 
 
 
 
COM (83) 300 
 
 
 
Vol. 1983/0 122 
  
 
Disclaimer  
Conformém ent au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983 
concernant l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique 
européenne et de la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983, 
p. 1), tel que modifié par le règlement (CE, Euratom) n° 1700/2003 du 22 septembre 2003 
(JO L 243 du 27.9.2003, p. 1), ce dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents 
classifiés présents dans ce dossier ont été déclassifiés conformément à l'article 5 dudit 
règlem ent. 
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983 
concerning the openi ng to the public of the historical archives of the European Econom ic 
Community and the European Atomic Energy Communit y (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as 
amended by Regulation (EC, Euratom) No 1700/2003 of 22 September 2003 (OJ L 243, 
27.9.2003, p. 1), this f ile is open to the public. Where necessary, classified documents in this 
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In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom  1. 
Februar 198 3 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen  
Wirtschaftsgemeinschaft und der Europäischen Atomgem einschaft (ABI. L 43 vom  15.2.1983,  
S. 1), geändert durch die Verordnung (EG, Euratom) Nr. 1700/2003 vom 22. Septem ber 2003  
(ABI. L 243 vom 27 .9.2003, S. 1), ist diese Datei der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit  
erforderlich, wurden die Verschlusssachen in dieser Datei in Übereinstimmung mit Artikel 5  
der genannten Verordnung freigegeben.  
KOMMISSION  DER EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN 
KOM(83) 300 endg. 
Brüssel,  den 28. Mai 1983 
FORSCHUNGS-AKTIONSPROGRAMM  ZUM AUSBAU DER 
ENERGIEGEWINNUNG  AUS KERNSPALTUNG  (1984-1987) 
(Mitteilung  der Kommission  an den Rat) 
KOM(83) 300 endg. 

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FORSCHUNGS-AKTIONSPROGRAMM  ZUM AUSBAU DER  ENERGIEGEWINNUNG  AUS KERNSPALTUNG 
(1984-1987) 
ERLÄUTERNDE  ANMERKUNG 
In ihrer Mitteilung  mit dem  Titel "Vorschlag  für eine Europäische  Strategie 
auf dem Gebiet der Wissenschaft  und Technik:  Rahmenprogramm  1984-1987"  (1) 
legt die Kommission  die Hauptziele  dar, auf die  diese Strategie ausgerichtet 
werden sollte.  Unter diesen Zielen sind  die Verbesserung  der Bewirtschaftung 
der Energieressourcen  und die  Verminderung  der energiewirtschaftlichen  Ab­
hängigkeit von  wesentlicher  Bedeutung,  wenn die  Gemeinschaft  die Energieher­
ausforderung  annehmen  soll. Um diese wesentlichen  Ziele zu erreichen, 
empfiehlt  die Kommission  ein auf  spezifische Zielsetzungen konzentriertes 
Vorgehen,  die unter folgenden Gesichtspunkten  auszuwählen  sind: 
"Erleichterung  und Förderung der von den  Mitgliedstaaten  gewünschten 
spezifischen  Forschung; 
Erleichterung  der anschliessenden Festlegung  von Aktionsprogrammen 
durch Identifizierung  und Festlegung  der Reihenfolge  von vorrangigen 
Bedürfnissen der  Gemeinschaft  und somit durch Gewichtung  der entspre­
chenden  wissenschaftlichen  und technischen Zielsetzungen;und 
spezifische  Erprobung  des Verfahrens,  wonach  zwischen  einzelstaatlichen, 
internationalen  und Gemeinschaftsaktivitäten in  politischer  und in  tech­
nischer Hinsicht  die Auswahl  getroffen  werden  soll." 
Hinsichtlich  der Verbesserung  der Bewirtschaftung  der Energieressourcen  und 
der Verminderung  der energiewirtschaftlichen  Abhängigkeit  will die Kommis­
sion in den  Jahren 1984 bis 1987  ihre Bemühungen auf  folgende  vier wissen­
schaftlichen  und technischen  Ziele konzentrieren:  rationelle  Energienutzung, 
Entwicklung regenerativer Energiequellen,  kontrollierte  thermonukleare  Fu­
sion und Ausbau der Energiegewinnung  aus Kernspaltung.  Das Aktionsprogramm 
zum Ausbau der Energiegewinnung  aus Kernspaltung  - Gegenstand  dieses Vor­
schlags - ist in dem Dokument  K0M(82)  865 endg a in grossen Linien beschrie­
ben, worin  es unter anderem  heisst: 
"Die Entwicklung  der Kernspaltungsenergie  stellt  eines der wichtigsten  Mittel 
dar, um durch Diversifizierung  der Energieressourcen  die Abhängigkeit der Ge­
meinschaft  vom Erdöl zu  verringern.  Die Fortsetzung eines  unterstützten  Kern-
(1) K0M(32)  865 endg. 

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energieprogramms  bildet  daher ein wesentliches Element  der europäischen  Energie­
politik.  Die Gemeinschaftsstrategie  sieht die Konsolidierung  und Intensivierung 
der Forschungstätigkeiten  insbesondere  im allgemeinen Bereich  der Kernsicherheit, 
des Gesundheitsschutzes  und des  Umweltschutzes sowie  der Spaltstoffflusskontrolle 
vor. Das Europäische  Parlament  hat eine Entschliessung  angenommen, die  noch dazu 
vom Rat  wohlwollend  gebilligt  wurde,  mit der es  diese Strategie  bestätigt. Es muss 
ferner darauf hingewiesen  werden,  dass die nukleare Option  die Entwicklung  des 
vollständigen  Brennstoffkreislaufs  einschliesslich  der Wiederaufbereitung  und der 
schnellen  Reaktoren umfasst. 
Aus dieser Sicht  wurden die vorliegenden Orientierungen  für die  gemeinschaftliche 
FuE festgelegt. 
"Die FuE-Tätigkeiten der  Gemeinschaft  werden  somit im wesentlichen  auf die 
Sicherheitsaspekte  ausgerichtet,  d.h. Schutz der Bevölkerung und der  Arbeits­
kräfte gegen Kernrisiken.  Dadurch  kann die Gemeinschaftsforschung  mit objek­
tiven, den einzelstaatlichen  Rahmen überschreitenden  Informationen einen  posi­
tiven Einfluss  auf die  nukleare Kontroverse  ausüben.  Indem sie schliesslich 
dazu beiträgt, die  einzelstaatlichen  Vorstellungen  über Sicherheit einander 
anzunähern, unterstützt die  Gemeinschaftsaktion  das Ziel einer Förderung der 
industriellen  Wettbewerbsfähigkeit  durch den Abbau der Hemmnisse  auf dem 
intereuropäischen  Markt. 
"Auf internationaler  Ebene ist eine  immer stärker  werdende  Tendenz  zur Zusammen­
arbeit auf dem  allgemeinen Gebiet  der Kernsicherheit  festzustellen,  und diese 
als sehr günstig für die  Entwicklung dieser Energiequelle betrachtete  Tendenz 
wird in der  Gemeinschaftsaktion  berücksichtigt. 
"Die wichtigsten Bereiche  sind Reaktorsicherheit,  Bewirtschaftung  und Lagerung 
radioaktiver  Abfälle,  Strahlenschutz,  Spaltstoffflusskontrolle,  Stillegung 
von Kernanlagen sowie bestimmte, eine Gemeinschaftsaktion rechtfertigende  Si­
cherheitsaspekte  im restlichen  Brennstoffkreislauf,  der bereits  das industriel-: 
le Stadium  erreicht  hat." 
Diese Leitlinien  sollen im Inhalt des vorzuschlagenden Aktionsprogramms ihren Nie­
derschlag  finden.  Die geplanten sektoralen  Forschungstätigkeiten  sollen  allgemein 
in den Rahmen der  Energieziele  fallen,  auch wenn diese Regel nicht systematisch 
eingehalten  wird. Möglicherweise  werden  sich die mit  einer Reihe  von Aktivitäten 
verfolgten  Zwecke mit dem  Ziel der Verbesserung  der Lebens- und Beschäftigungsbe­
dingungen sowohl  hinsichtlich  des Gesundheitsschutzes  als auch hinsichtlich  des Um­
weltschutzes,  wie diese hauptsächlich  durch das Aktionsforschungsprogramm  "Gesund­
heit und Sicherheit"  erfüllt  werden,  überschneiden. 

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Andere Aktivitäten, die  sich eindeutig  auf der  Linie der für die  Entwicklung  der 
Kernspaltungsenergie festgelegten  Ziele bewegen,  sollen  gleichzeitig  einige  der 
Zielsetzungen  im Zusammenhang mit der Verstärkung der Wettbewerbsfähigkeit der In­
dustrie erreichen, insbesondere,  was die  Beseitigung  der Handelshemmnisse  und die 
Förderung der  Entwicklung neuer Technologien anlangt. 
2. INHALT DES AKTIONSPROGRAMMS  AUF DEM  GEBIET DER "ENTWICKLUNG  DER KERNSPALTUNGS­ 
ENERGIE" 
Dieses Aktionsprogramm  zerfällt in  eine Reihe  von Teilprogrammen,  die die  Kommis­
sion zum Teil als in den  Laboratorien  der Gemeinsamen  Forschungsstelle durchge­
führte direkte Aktionen  durchführen  will und zu  einem anderen  Teil als Projekte 
auf Kostenteilungsbasis,  die in  Laboratorien  der Mitgliedstaaten  durchgeführt  wer­
den . 
Die Gründe, die die  Kommission  bewogen  haben,  eine solche Gliederung  vorzunehmen, 
werden in den ausführlichen Vorschlägen für die  verschiedenen Teilprogramme  von 
Fall zu Fall erläutert; sie  ergeben  sich aus einer gründlichen Prüfung der  Lage 
und der zur  Zeit verfügbaren Forschungskapazitäten der  Gemeinschaft  und der  Mit­
gliedstaaten.  Das im Wege direkter  Aktionen  durchzuführende  Forschungsprogramm  der 
GFS für die  Jahre 1984 bis 1987  wird vorgestellt  und im Rahmen der  verschiedenen 
Gremien der Gemeinschaft  als Ganzes erörtert  werden,  aber einige Aspekte dieses 
Programms  - die  einen Bestandteil  des hier genannten Aktionsprogramms  zum Ausbau 
der Energiegewinnung  aus Kernspaltung bilden  - müssen von  diesem Gesichtspunkt  aus 
klar beurteilt  werden,  insbesondere  hinsichtlich  ihrer Finanzdecke  und ihres Zusam­
menhangs  mit anderen Aspekten  des Teils des Aktionsprogramms,  der im  Wege von Pro­
jekten auf Kostenteilungsbasis  durchgeführt  werden  soll. 
Das Aktionsprogramm  zum Ausbau der Energiegewinnung  aus Kernspaltung umfasst  fol­
gende Aspekte: 
1. Tätigkeiten im  Bereich  der Reaktorsicherheit 
Die mit einigen dieser  Tätigkeiten  verfolgten  Ziele decken  sich mit dem  Ziel 
einer Verbesserung  der Lebens-  und Beschäftigungsbedingungen,  insbesondere 
durch die Erhöhung der  Sicherheit,  den Schutz der Gesundheit  und den  Schutz der 
Umwelt.  Teile dieser  Aktivitäten  werden  auch zur Erreichung  des Ziels einer Ver­
besserung  der Wettbewerbsfähigkeit der  Industrie,  insbesondere  bei der  Beseiti­
gung oder beim  Abbau der Handelshemmnisse  und bei der Förderung und  Entwicklung 
neuer Technologien  für die  konventionellen Industriezweige beitragen. 
1.1 Direkte Aktion  auf dem  Gebiet der Reaktorsicherheit  (1984-1987) 
Dies ist  das grösste der  GFS-Programme.  Die Forschung wird  in den  meisten 
Fällen in der  Praxis bestätigt und  soll den die  Genehmigungen  erteilenden 

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Behörden  durch Versuche  und ausführliche  theoretische Analysen  die Arbeit 
erleichtern  und die Bedürfnisse der  Kernkraftwerksbetreiber  und Hersteller 
von Bauteilen  für Kernanlagen befriedigen.  Zusätzlich zu  bestimmten  hori­
zontalen  Tätigkeiten auf  Gebieten,  die für  alle Reaktorkonzepte  von Inter­
esse sind, beziehen sich  die Projekte  im wesentlichen  auf Leichtwasserreak­
toren und auf  schnelle  Brüter mit Flüssigmetallkühlung. 
1.2 Programm  für Reaktorsicherheit  auf Kostenteilungsbasis  (1984-1987) 
Das Forschungsgebiet  und die  Ziele sind  die gleichen  wie die der  direkten 
Aktion für Reaktorsicherheit,  wobei die vorgeschlagenen Projekte  diejeni­
gen, die als  direkte Aktion  durchgeführt  werden  sollen,  entweder  ergänzen 
oder unterstützen und in die  verschiedenen einzelstaatlichen  Programme  eng 
integriert  werden  sollen,  die in den  jeweiligen Forschungszentren  durchge­
führt werden. 
1.3 Durchführung der  Entschliessung  des Rates vom 22. Juli 1975 über technolo­  
gische Probleme  der nuklearen Sicherheit 
Diese Tätigkeit  begann 1976 mit der  Aufnahme  einer Haushaltslinie  für Pei— 
sonalausgaben  in den  Haushaltsplan  (6A, 2B und 2C).  Zweck dieser Tätigkeit 
ist die Durchführung  vergleichender, analytischer  und kritischer  Studien 
hauptsächlich zur  Koordinierung  der Forschung  und zur  Harmonisierung  der 
Methoden,  Regelwerke  und Sicherheitsnormen  sowohl  für die  Leichtwasserre­
aktoren als auch für die natriumgekühlten  Schnellen  Brüter. 
Im Jahre 1980  billigte  der Rat  einen Vorschlag  der Kommission,  diese Tätig­
keit durch einen  auf Verträgen  beruhenden  Teil zu ergänzen,  wonach  ver­
gleichende, analytische  und kritische  Studien  über Regelwerke  und Normen 
für schnelle Reaktoren  finanziell  unterstützt  werden  sollen.  Diese Tätig­
keit soll in den  Jahren 1984-1987  auf dem  gleichen Niveau  wie bisher  fort­
gesetzt werden. 
2. Direkte Aktionen  auf dem  Gebiet der Plutoniumbrennstoffe  und der  Aktiniden- 
forschung  (1984-1987) 
Dieses Programm  steht im Rahmen  sowohl der Entwicklungsarbeiten  auf dem  Gebiet 
der Brennstoffe  für schnelle Reaktoren  als auch auf dem der  Aktinidenforschung, 
bei dem es  sich mehr um  Grundlagenforschung handelt.  Sie sollen hauptsächlich 
in den Speziallaboratorien  des Europäischen  Instituts  für Transurane  in Karls­
ruhe durchgeführt  werden. 

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3. Tätigkeiten im Zusammenhang mit  radioaktivem  Abfall 
Diese Tätigkeiten  sind zwar spezifisch  auf Ziele im Zusammenhang mit der  Entwick­
lung der Kernspaltungsenergie gerichtet, tragen  aber erheblich  zur Verwirklichung 
der Zielsetzungen  im Bereich  der Verbesserung  der Lebens-  und Beschäftigungsbe­
dingungen  bei, insbesondere  hinsichtlich  der Erhöhung der  Sicherheit,  der Verbes­
serung des Gesundheits-  und des  Umweltschutzes. 
3.1 Direkte Aktion  auf dem  Gebiet der Bewirtschaftung radioaktiver  Abfälle 
(1984-1987) 
Dieses Programm  ist im wesentlichen  auf die bei der  Konditionierung,  der Zwi­
schenlagerung  und der  Endlagerung radioaktiver  Abfälle  auftretenden  Probleme 
gerichtet^  es sollen  sowohl  theoretische  als auch praktische  Untersuchungen 
durchgeführt  werden,  um die  Verfahren  zur Bewirtschaftung radioaktiver  Abfälle 
unter Sicherheitsgesichtspunkten beurteilen  zu können. 
3.2 Programm  für eine Aktion  auf Kostenteilungsbasis  zur Bewirtschaftung  und Be­
seitigung  radioaktiver  Abfälle  (1985-1989) 
Zur Zeit  läuft ein  zweites FünfJahresprogramm  (1980-1984)  auf Kostenteilungs­
basis. Dieses Programm  ist mit den von der GFS auf  demselben  Gebiet durchge­
führten Tätigkeiten eng  koordiniert  und wurde seit seinem  Anlaufen  im Jahre 
1975 völlig in die  einzelstaatlichen  Programme  eingebunden.  Wenn das laufende 
Programm  Ende 1984 zum  Abschluss  kommt,  wird die Kommission  entsprechend  dem 
Aktionsplan  auf dem  Gebiet der radioaktiven  Abfälle für die  Zeit von 1980 bis 
1992 vorschlagen,  die Arbeiten  auf diesem  Gebiet fortzusetzen.  Grob ausge­
drückt umfasst  dieses  neue Programm  einerseits  die Charakterisierung  der kon­
ditionierten  Abfälle im  Hinblick  auf ihre Beseitigung  und die  Verbesserung  der 
hierbei angewandten  Verfahren  und andererseits  die Erforschung  der Tauglich­
keit der verschiedenen Optionen  der Lagerung  in geologischen Schichten  und die 
entsprechenden  Einschliessungsverfahren  sowie die Beurteilung ihrer Sicherheit. 
Das dritte  Programm  auf dem  Gebiet der radioaktiven  Abfälle  kann zwar wegen 
des Ablauftermins  des zur  Zeit laufenden  Programms  nicht gleichzeitig  mit dem 
Aktionsprogramm  für die  Jahre 1984 bis 1987  beginnen,  stellt  aber doch einen 
Teil des letztgenannten  dar, und  diese Tatsache  sollte  im Hinblick  auf seine 
Verknüpfung mit der in 3.1  vorgeschlagenen direkten Aktion  und auch hinsicht­
lich seiner letztendlichen  Auswirkungen  auf das  Aktionsprogramm  in dem in 
Frage kommenden  Zeitraum  (1985-1987)  berücksichtigt  werden. 

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4. Direkte Aktion  auf dem  Gebiet der Sicherheitsüberwachung und der  Bewirtschaf­
tung der Spaltstoffe sowie  Unterstützung der  Generaldirektion  für die  Sicher­
heitsüberwachung  (1984-1987) 
Der ständige Wunsch  nach verstärkten Massnahmen auf dem  Gebiet der Sicher­
heitsüberwachung und der  Bewirtschaftung  der Spaltstoffe unterstreicht  den 
Bedarf an fortgesetzten Forschungs-  und Entwicklungsarbeiten.  In enger Koor­
dinierung  mit der  EURATOM-Direktion  für die Sicherheitsüberwachung, mit den 
einzelstaatlichen  Laboratorien,  den für  Kernanlagen Verantwortlichen  und der 
IAEO schlägt die GFS vor,  ihren Beitrag  im Rahmen  dieser Arbeiten  zu ver­
stärken. Das  vorgeschlagene  Programm  zielt auf die  Entwicklung verschiedener 
Techniken  der in den  meisten kerntechnischen Anlagen  anzuwendenden  Sicher­
heitsüberwachung ab. 
Diese Techniken  werden  bei der  quantitativen  Bestimmung  des Kernmaterials, 
seiner Identifizierung,  Einschliessung  und Bewirtschaftung eine  Hilfe sein. 
Auch verwandte  Tätigkeiten  werden  helfen,  ein System für das Management von 
Informationen  aus den öffentlichen  Einrichtungen  und aus durchgeführten  Kon­
trollen zu entwickeln. 
Und endlich betreffen diese  Untersuchungen  die Entwicklung  von Methoden  für 
die Parameteranalyse  der Tauglichkeit  der Ueberwachungstechniken  in verschie­
denen Anlagenarten oder  im Brennstoffkreislauf. 
5. Programm  auf Kostenteilungsbasis  für die  Stillegung  von Kernanlagen  (1984-88) 
Dieses Programm  ist die logische Fortsetzung  des derzeitigen  Programms  für 
die Stillegung  von Kernkraftwerken.  Es hat  einen breiteren  Umfang als das 
letztgenannte  und verfolgt vornehmlich  das Ziel, echte Lösungen  bereitzustel­
len, nach denen die Sicherheit  und der  Schutz des Menschen  und seiner Umwelt 
vor potentiellen Gefahren  im Zusammenhang mit der  Stillegung  von kerntechni­
schen Anlagen  gewährleistet  sind. Die in dem  Aktionsprogramm  zu berücksichti­
genden finanziellen  Auswirkungen  des Programms  wurden  dergestalt angepasst, 
dass die Tatsache  in Betracht  gezogen  werden  kann, dass mit dem  vorliegenden 
Vorschlag  ein Zeitraum  von fünf  Jahren  abgedeckt  wird. 

6 bis 
BETEILIGUNG  AN INTERNATIONALEN PROJEKTEN  ODER AN IN DEN  MITGLIED­
STAATEN IN ANGRIFF  GENOMMENEN FORSCHUNGSPROGRAMMEN. 
Die Komplexität  der Probleme  der kerntechnischen Forschung,,  die 
steigenden Kosten  der erforderlichen  Anlagen  und die  sehr spezifischen 
zur Lösung  dieser Probleme notwendigen Kenntnisse  führen zu einer 
Internationalisierung  der kerntechnischen Forschung  und zur  Entwicklung 
wissenschaftlicher  und technischer Beziehungen zwischen  den Mitglied­
staaten der Gemeinschaft  und Drittstaaten,  die eine Politik  zum Ausbau 
der Kernenergie verfolgen. 
Die verschiedenen  im Rahmen des vorliegenden Aktionsprogramms vorge­
schlagenen  Unterprogramme  lassen für die  Kommission  die Möglichkeit 
offen, sich an internationalen Forschungsprojekten oder  an in  Dritt­
staaten in Angriff genommenen  Forschungsprogrammen  zu beteiligen,  wann 
immer eine solche Beteiligung  dem Erfolg der von der  Kommission  vorge­
schlagenen  Programme nützlich  sein könnte.  Entsprechend  dem Fall kann 
diese Beteiligung sowohl  auf der  Grundlage  finanzieller  Beiträge  als 
auch auf der  Grundlage eines gegenseitigen Austausches  von Informationen 
und Ergebnissen erfolgen. 
Diese Art der  Zusammenarbeit  wurde schon in der  Vergangenheit  und bei den 
laufenden  Programmen  praktiziert.  Bestimmte, zwischen  der Kommission  und 
spezialisierten  Einrichtungen  von Drittstaaten  existierende  Abkommen 
könnten dabei genutzt  werden. 
MITTEL 
Die für die  sieben Haushaltslinien  des Aktionsprogramms vorgeschlagenen Mit­
tel sind in nachstehender Tabelle  aufgeführt.  Teile der den  verschiedenen 
Haushaltslinien  zugewiesenen  Mittel  decken bis zu einem bestimmten Grad  (der 
von Fall zu Fall schwankt)  die Ausgaben  für Zwecke,  denen die Kommission  Vor-

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rang einräumt, die  jedoch keinen  Bezug zu dem  spezifischen  Ziel der Entwicklung 
der Kernspaltungsenergie,  ja nicht einmal  zu einem Energieziel schlechthin,  haben. 
Die 3eträge in  nachstehender  Tabelle sind  in ECU ausgedrückt (bei  konstanten 
Preisen  Mitte des Jahres 1983).  Die endgültigen Programmvorschläge  werden  Zahlen 
enthalten,  die linear mit der  voraussichtlichen Inflationsrate  und unter gebüh­
render Berücksichtigung der Terminpläne für die Verpflichtungsermächtigungen 
fortgeschrieben  sein werden. 
Die Aufgliederung  der Mittel auf die  verschiedenen  Tätigkeitssektoren und  -arten 
und die Gesamtsumme der  Mittel,  die sich auf 477,5 Mio ECU beläuft,  sind mit den 
im Dokument  K0MC82) 865  endg. dargelegten  Leitlinien  vereinbar. 
HAUSHALTSVORAN SCHLAEGE (PREISE  1983) 
TeiIprogramme Mio ECU (1) 
1 .1 Direkte Aktion  auf dem  Gebiet der Reaktorsicherheit 192.2 
.3 (4) 1 .2 Aktion auf Kostenteilungsbasis  auf dem  Gebiet der 
Reaktorsicherheit  (1984-1987) 68.0 81 .3 (4) 
1 .3 Durchführung der  EntSchliessung  des Rates vom 
22. Juli 1975 über technologische  Probleme  der 
nuklearen Sicherheit 3.3 
2 Direkte Aktion auf dem  Gebiet der Plutoniumbrenn­
stoffe und der  Aktinidenforschung  (1984-1987) 65.7 
3 .1 Direkte Aktion  auf dem  Gebiet der Sicherheit  von 
Kernmaterial  (1984-1987) 48.9 
3 2 Aktion auf Kostenteilungsbasis  auf dem  Gebiet der 
Bewirtschaftung  und der  Beseitigung radioaktiver 
Abfälle (1985-1989) 43+z -E 75 
(2) oder  1o65) 
4. Direkte Aktion auf dem  Gebiet der Sicherheitsüber­
wachung und der  Bewirtschaftung  von Spaltstoffen 
und Unterstützung der  Direktion  für Sicherheits­
überwachung  (1984-1987) 45.4 
5. Aktion auf Kostenteilungsbasis  auf dem  Gebiet der 
Stillegung  kerntechnischer  Anlagen  (1984-1988) 11 (3) 
INSGESAMT 477.5 + z.E. 
Siehe Anmerkungen  auf folgender Seite! 

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(1) Preise  Mitte  des Jahres 1983. 
(2) Für die ersten drei Jahre des  dritten  Programms und das Letzte Jahr 
des Laufenden (zweiten) Programms. 
(3) Für die ersten vier Jahre des Programms. 
(4) ZahLen in ECU (derzeitiger Stand)  unter  Berücksichtigung einer 
jährLichen InfLationsrate von 7 % für die Dauer des Programms. Diese 
ZahLen  erscheinen in dem förmLichen VorschLag, der dem Rat vorgeLegt 
wird. 
(5) Wie  unter  (4), jedoch ZahLen fünf Jahre Lang güLtig. Der grosse 
Sprung (auf 100 Mio ECU) ist auf den  FaLL  zurückzuführen, dass der 
Bau einer PiLotanLage beschLossen wird. In diesem  FaLL  ist der den 
Zeitraum des AktionspLans betreffende Betrag (43 Mio ECU, Wert 1983) 
um (+ z.E.) zu erhöhen. 
SYNCHRONISATION  DER  EINZELNEN  PROGRAMMTEILE 
SämtLiche TeiLe des Aktionsprogramms erstrecken sich mit zwei Ausnahmen 
über den Zeitraum von 1984 bis 1987. Die beiden Ausnahmen sind: 
- ProgrammteiL 3.2 - Aktion auf KostenteiLungsbasis auf dem Gebiet 
der Bewirtschaftung und Beseitigung radioaktiver AbfäLLe, die in 
den TeiL "Bewirtschaftung radioaktiver AbfäLLe" fäLLt. 
Das vorLiegende Programm soLL Ende 1984 zum AbschLuss kommen, das 
foLgende Programm soLL Anfang 1985 anLaufen. 
- ProgrammteiL 5 - Aktion auf KostenteiLungsbasis auf dem Gebiet der 
Sti LLegung kerntechnischer AnLagen. 
Das vorLiegende Programm soLL Ende 1983 zum AbschLuss kommen, und das 
foLgende Programm soLL sich über den Zeitraum von 1984 bis 1988 er­
strecken . 
Die Kommission wiLL durch Synchronisierung der einzeLnen ProgrammteiLe 
die PLanung und Durchführung des Aktionsprogramms vereinheitLichen. 
Die Kommission behäLt sich daher vor, Ende 1986 sämtLiche Teile des Ak­
tionsprogramms gLeichzeitig mit der Ueberprüfung des GFS-Programms, das 
einen erhebLichen TeiL des Aktionsprogramms zum Ausbau der Energiege­
winnung aus KernspaLtunq beinhaLtet, zu überarbeiten. 

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1. PROGRAMMTEIL  "SICHERHEIT  VON  SPALTREAKTOREN" 
Dieses  Programm  betrifft  die Sicherheit sowohl von Leichtwasserreaktoren 
(LWR)  wie auch von f lüssigmetal (.gekühlten schnellen Brutreaktoren  (LMFBR). 
In der Beschreibung der Ziele  wird  nicht zwischen Tätigkeiten der GFS und 
solchen,  die auf Kostenteilungsbasis durchgeführt werden, unterschieden. 
Jedoch  werden die Tätigkeiten für jede Massnahmenart getrennt identifiziert. 
Die mit einem Stern versehenen Tätigkeiten der GFS werden im Rahmen des  Pro­
gramms erörtert, das an die Stelle von  SUPER  SARA  tritt.  In dem nachfolgend 
umrissenen Programm ist nämlich der  Beschluss,  SUPER  SARA  c'jfzugeben, be­
reits berücksichtigt und  wird  die Linie verfolgt, die sich aus der Orientie­
rungsdebatte des Rates vom 10.3.1983 über die künftigen Tätigkeiten der GFS 
ergibt. 
Zielsetzungen und Massnahmen des Programms werden zwar unter zwei Haupttiteln 
erörtert, d.h. Unfallverhütung und Analyse, Ueberwachung und Eindämmung von 
Unfällen, aber einige Tätigkeiten erstrecken sich in beide Bereiche hinein. 
Allgemeine Kriterien für die Themenwahl waren: 
- Maximierung der Effizienz der Gemeinschaftsmassnahmen durch Auswahl einer 
begrenzten Anzahl wichtiger Bereiche, wo die Kommission die Koordinierung 
und Zusammenarbeit zwischen den einzelstaatlichen Programmen am besten 
stimulieren kann. 
- Suche nach dem gemeinsamen Interesse für die Mitgliedstaaten unter Vermei­
dung konstruktionsspezifischer Streitfragen. 
1.A. Sicherheit der Leichtwasserreaktoren 
1.A.1.  Ziele 
Ende  1981 waren in den Mitgliedsländern der Europäischen Ge­
meinschaft insgesamt rund 40 LWR in Betrieb und 30 Anlagen im 
Bau.  Die entsprechenden Stromerzeugungskapazitäten sind: 
40.000 MW für die in Betrieb befindlichen Anlagen und 37.000 MW 
für die im Bau befindlichen. 
(1) Die diesbezügliche Mitteilung der Kommission an den Rat trägt die Nummer 
K0M(83) 107 endg. und  datiert  vom 24.2.1983. 

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Obwohl die vorhandenen Anlagen eine zufriedenstellende Verwendbarkeit 
aufweisen und unter überdurchschnittlichen Sicherheitsbedingungen ge­
fahren werden, müssen die Programme auf dem Gebiet der Reaktorsicher­
heit  fortgeführt werden, damit gewährleistet ist,  dass  die heutzutage 
eingebauten Sicherheitsmargen weiterhin kritisch  beurteilt  und quanti­
fiziert werden können. Die gewonnenen Kenntnisse werden zugleich er­
heblich zur Entwicklung der Reaktortechnologie beitragen, insbesondere 
bei der Auslegung von Sicherheitssystemen. 
Auf dem Gebiet der UnfalIverhütung  wird  mit den Bemühungen das Ziel 
einer kontinuierlichen Qualitätssteigerung im Entwurf und in der  Aus­
führung der verschiedenen Bauteile und Systeme und damit eine Erhöhung 
der Betriebssicherheit verfolgt. Hieraus ergibt sich ein erheblicher 
Beitrag zur Betriebssicherheit und zur Wirtschaftlichkeit. 
Die erheblichen Bemühungen der Kommission in diesem Bereich erhellen 
aus folgenden Aktionen: 
- Risiko-  und Zuverlässlichkeitsabschätzung: 
Es werden Verfahren entwickelt zur Identifizierung, Modellentwick­
lung und Analyse der Unfallfolgen und zur Erforschung der Zuverlässig­
keit  von Bauteilen und Systemen. Diese Aktion umfasst die Sammlung 
von Daten und  Informationen  aus den im Betrieb befindlichen Anlagen 
im Rahmen eines Datenbanksystems  (ERDS  - European Reliability Data 
Information  System). 
- Menschliche Faktoren und Wechselwirkungen zwischen Mensch und Maschine 
Von der Kommission wurden in der Vergangenheit verschiedene Konfe­
renzen zu diesem Thema veranstaltet, an denen Sachverständige aus den 
USA und aus Japan teilnahmen. Für das Kernenergieprogramm der Kommis­
sion stellt diese Tätigkeit einen neuen Forschungsbereich dar; ent­
sprechende Aktionen in den Mitgliedsländern sind beschränkt und  ziem­
lich verzettelt. 
Schwerpunkt der vorgeschlagenen Aktionen ist die Verbesserung der 
Grundkenntnisse über das Verhalten des Bedienungspersonals unter Be­
rücksichtigung der stärksten Einflussfaktoren (Umwelt, besondere Be­
dingungen usw.) . 
Durch die Einführung von  ERDS  werden sich Daten über die Verlässlich-
keit  des Menschen leichter sammeln, verarbeiten und nutzen  lassen. 

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- Integrität von Bauteilen und Systemen 
Materialforschung, Fehlersuche und bauliche Integrität bilden 
einen weiten Forschungsbereich im Hinblick auf die Unfallverhütung. 
Langfristiges Ziel ist die Ausarbeitung eines Systems, wonach sich 
unter  ZurhiIfenahme verschiedener Arten von Variablen die verblei­
bende Lebensdauer der Bauten bestimmen lässt. 
In jüngerer Zeit wurde von einigen EWG-Mitgliedsländern der Wunsch 
nach einer Erdbebentabelle  mittleren  Formats an die Kommission hei— 
angetragen,,  damit  seismische Auswirkungen untersucht werden können. 
Diese  Anregung  wird  auf ihre technischen Vorzüge und umfassende Ver­
wendbarkeit untersucht. 
Auf dem Gebiet der Analyse, Kontrolle und Eindämmung der Unfallfolgen 
will  die Kommission ihre Kenntnisse von den Mechanismen des Unfallab­
laufs erweitern. Die Verschmelzung der experimentellen und der analy­
tischen Forschung ist ein wesentliches Mittel, um sicherzustellen, 
dass  die Ergebnisse der ausgedehnten Untersuchungen in einer Verbes­
serung der Modelle und  Codes  ihren Niederschlag finden, die zur  Ana­
lyse  der Reaktorsieherheit benutzt werden. 
Die Verwendbarkeit von im Versuch erprobten Computercodes für poten­
tielle  Benutzer (Reaktorverkäufer, Genehmigungsbehörden, Versorgungs­
betriebe usw.) sollte eine fortschreitende Harmonisierung der Sicher­
heitsanalyse innerhalb der europäischen Gemeinschaft intensivieren 
und zugleich die erforderlichen  Mittel  schaffen, mit denen eine be­
stimmte  Anzahl von Qualitätssicherheitskriterien erfüllt werden kön­
nen.  Der Einsatz grosser  In-pile-  und Out-of-pile-Anlagen und erfah­
rener fachübergreifender Teams  erfordert  eine möglichst  breite  inter­
nationale Zusammenarbeit. 
Die vorgeschlagenen Aktionen  betreffen  in der Hauptsache Bereiche, 
die für die realistische Beurteilung des Unfallverlaufs und der Un­
fallfolgen eine wichtige Rolle spielen. Die einzelnen Themen sind: 
Erforschung des abnormalen Verhaltens des Reaktorkerns und des  
KühLsystems (Kerntemperaturen  unter  1.200 0 C) 
Diese  Untersuchungen erstrecken sich auf kleine und grosse Brüche 
sowie auf Transienten im primären und im sekundären Kühlsystem, 
durch die die Brennelemente  nicht  erheblich geschädigt werden. 
Hauptziel dieser Untersuchungen ist die Entwicklung physikalischer 
Modelle und Computercodes für Nebenwirkungen und für die viel­
schichtigen Wechselwirkungen zwischen den verschiedenen Phänomenen 
während eines Unfalls mit vorübergehendem Ausfall der Kühlung des 
Reaktorkerns. 

- 12 -
- Erforschung des Verhaltens von Reaktor- und Kühtsystemen bei schweren  
Unfällen (Reaktorkerntemperaturen über 1200 0 C). 
Ziel  dieser Forschungen ist die Analyse der Mechanismen und Phänomene, 
die beim Unfallverlauf von vorrangiger Wichtigkeit sind und die  Inte­
grität des Brennstoffs beeinträchtigen, und somit zu einer Freisetzung 
von Spaltprodukten und Wasserstoff führen können. 
Im Rahmen dieser Aktivitäten schlägt die Kommission vor, den Mitglied­
staaten die bei der Durchführung des  SUPER  SARA-Programms  erworbenen 
Kenntnisse und Fähigkeiten verfügbar zu machen. Mit sämtlichen  Labora­
torien  der Mitgliedstaaten soll eine enge Zusammenarbeit stattfinden, 
damit  die vorhandenen  Mittel  und Fähigkeiten auf das beste genutzt 
werden. 
- Phänomene an der äusseren Sieherheitseinschliessung des Reaktors bei  
einem schweren Unfall 
In hypothetischen Unfallszenarios  wird  die äussere Sicherheitsumhüllung 
Druck- und Hitzebelastungen ausgesetzt, die durch  Gase  oder ämpfe be­
wirkt  werden, die aus dem Primäi— und/oder Sekundärkreislai r des  Reak­
tors  und durch Reaktionen zwischen geschmolzenen Brennstäben und Beton 
freigesetzt werden. Der zeitliche Ablauf dieser Belastung hängt  weit­
gehend von dem gegebenen Unfallszenario ab und ist in den meisten Fäl­
len anlagenspezifisch. 
Mit dem Gemeinschaftsprogramm  wird  daher der Zweck  verfolgt,  die allen 
Leichtwasserreaktorkonzepten gemeinsamen und die Risikoeinschätzung 
erheblich beeinflussenden Phänomene besser zu verstehen, wie beispiels­
weise die Verteilungs-, Verbrennungs- und Rekombinationsmöglichkeiten 
des Wasserstoffs in einer komplexen Umgebung sowie der Transport und 
das chemische Verhalten der Spaltprodukte. 
Eine  äussere Belastung der Sicherheitsumhüllung könnte durch  Flugzeug­
abstürze, Gaswolkenexplosionen und Erdbeben entstehen. Die Aktionen 
der Gemeinschaft sind daher in der Hauptsache auf das Verständnis der 
potentiellen Gefahren von Gaswolkenexplosionen und auf die Analyse mög­
licher Techniken zur Verhütung ihrer Auswirkungen konzentriert. 
- Die Dispersion von Spaltprodukten in der Atmosphäre 
Diesem  Problem  kommt  in Europa mit seinen verhältnismässig klein­
flächigen Staaten hoher Bevölkerungsdichte besondere Bedeutung zu. 
Daher werden die Folgen einer hypothetischen Freisetzung erheblicher 
Mengen von Spaltprodukten sich  unter  bestimmten Voraussetzungen auf 
mehr als ein Land auswirken. 

- 13 -
Es ist die klar umrissene Aufgabe der Gemeinschaft in diesem Be­
reich,  ein kohärentes Vorgehen bei der Entwicklung und Ueberprüfung 
von RechenmodelLen zu fördern, wobei auch die Wahrscheinlichkeits­
aspekte einer Reihe von Phänomenen in Betracht gezogen werden sollen. 
Ferner  ist vorgesehen, die europäischen Laboratorien zu einem gemein­
samen Versuch heranzuziehen, bei dem die Phänomen«? des Spaltprodukt­
transports über grosse Entfernungen  studiert  werden sollen. 
1.A.2. Kurze Beschreibung der vorgeschlagenen Aktivitäten 
1.A.2.1. Zuverlässigkeits- und Risikoabschätzung 
- Direkte Aktion 
Die GFS-Aktion  ist auf zwei Haupttätigkeiten konzentriert, nämlich 
- Schaffung eines brauchbaren Systems von  Informationen  über den 
Reaktorbetrieb: Das European Reliability Data System  (ERDS). 
Ziel  dieses Programms ist es, das gesamte  ERDS  mit seinen vier 
Datenbanken zum vollen Einsatz zu bringen. 
- Entwicklung von Methoden zur Einschätzung wahrscheinlicher Ge­
fahren und Anwendung dieser Methoden bei der  Identifizierung  von, 
der Modellbildung für und der Analyse der Folgen eines LWR-Unfalls 
unter  Berücksichtigung des zeitlichen Ablaufs der Vorfälle, des 
Eingreifens des Bedienungspersonals und der Verbreitung von Un-
gewissheiten. 
Diese  Tätigkeiten können durch die Entwicklung von Techniken und 
Modellen  erweitert  werden, nach denen sich die verschiedenen Un­
fallphasen (in Echtzeit oder schneller) simulieren  lassen. 
Hier können schnelle thermal-hydraulische Rechengerate der Art, 
wie sie für  SUPER  SARA  entwickelt worden sind, nutzbringend ein­
gesetzt werden. 
-Aktion auf Kostenteilungsbasis 
Zur Unterstützung des  unter  a) genannten Programms und zu dem 
Zweck, immer mehr Organismen in die Beurteilung der Vor- und 
Nachteile der probabilistischen Risikoeinschatzung einzubezie-
hen,  soll eine Keihe von Modellrechnungen mit noch zu vereinba­
renden Themen wie Verfahren zum Entwurf von Ereiynisbäumen,  all­
gemeine Ursache/Formfehler, Wahrscheinlichkeit von Konstruktions­
fehlern usw. veranstaltet werden. 

- 14 -
1.A.2.2. Menschliche Faktoren und Wechselwirkungen zwischen Mensch und Maschine 
- Direkte Aktion: Keine Vorschläge 
- Aktion auf Kostenteilungsbasis: 
Das Programm gliedert sich in zwei Hauptbereiche: 
- Sammlung und Analyse einschlägiger Daten über das menschliche 
Verhalten einschliesslich  Informationen  über nichtnukleare 
Tätigkeiten; 
- Entwurf von Verhaltensmodellen, Vergleich der verschiedenen Mo­
delle und Untersuchung derselben auf ihre Eignung für die proba-
bilistische Risikoabschätzung (PRA) sowie für ihre Verwendung 
beim Entwurf und Betrieb von Anlagen. 
Mit den verschiedenen Organismen wie Halden,  EPRI, NRCx  den Versor­
gungsbetrieben, den nichtnuklearen Industriezweigen usw. soll eng 
zusammengearbeitet werden. 
1.A.2.3. Integrität der Komponenten und Systeme 
- Direkte Aktion 
Die Tätigkeiten der GFS sind auf nachstehende Hauptthemen konzen­
triert  : 
- Beurteilung der Wirksamkeit von Techniken der zerstörungsfreien 
Materialprüfung (NDE) einschliesslich des Programms  PISC  II, das 
zum Vergleich der NDE-Techniken  unter  Mitwirkung von Laboratorien 
aus 15 Ländern für die Kernenergieagentur der  OECD  durchgeführt 
worden ist. 
Es ist eine Erweiterung des Themas im Gespräch, wonach Techniken 
zur Prüfung austenitischer Schweissungen und ein Versuch an be­
strahlten Werkstoffen, der  unter  Verwendung massstabgetreuer Mu­
ster aus stillzulegenden Kernkraftwerken in der'  GFS-Anlage  ADECO 
durchgeführt wird, mit einbezogen werden sollen. 
- Vorausschätzung der Lebensdauer von Primärkreislaufkomponenten 
unter  Verwendung von Druckwasserreaktorbehältern im Massstab 1:5. 
In diesen Versuchen soll die Gültigkeit kombinierter Techniken der 
Modellbildung und des zerstörungsfreien Prüfens zur Bestimmung der 
Lebenserwartung der Konstruktionen getestet werden. 
- Durchführbarkeitsstudie und - wenn möglich - Entwurf einer Erdbeben­
tabelle von  mittlerem  Format. 
- Aktion auf Kostenteilungsbasis 
Zielsetzungen dieses Programms sind: 
- Hilfeleistung für die einzelstaatlichen Laboratorien bei der Durch­
führung sogenannter Parameterstudien zur Unterstützung der  PISC-
Tätigkeiten. Aufgrund dieser Studien soll es möglich werden, die 
NDT-Ausrüstungen besser zu beschreiben und die Gültigkeit der NDE-
Techniken im Hinblick auf ihre Verwendung in Kernkraftwerken besser 
zu beurteilen. 
- Erforschung von Ursachen und Wirkungen der Restspannung auf dem 
Gebiet  der Bruchmechanismen und Beitrag zur numerischen Analyse 
elastoplast ischer Bruchmechani smen. 

- 15 -
1.A.2.4. Erforschung des abnormalen Verhaltens des Reaktorkühlsystems  
(Brennstofftemperaturen bis zu 1200° C) 
- Direkte Aktion 
Die Studien an der in Zusammenarbeit mit dem  BMFT  gebauten und mit 
diesem derzeit zusammen betriebenen Integralsystemanlage LOBI  zie­
len auf die Erforschung des thermodynamischen Verhaltens eines PWR-
Kühlsystems bei grossen und kleinen Brüchen und besonderen Ueber-
gangsbedingungen ab. Die Haupttätigkeiten  sini: 
- Thermohydraulische Analyse der im Reaktorkern auftretenden physi­
kalischen Phänomene (einschliesslich beispielsweise eines  kriti­
schen  Vergleichs alternativer Notkühl- und Abwärmebeseitigungs­
systeme (DHR-Systeme)) . 
- Anwendung grosser System-Codes für Berechnungen von Versuchsvor­
aussagen  und Analysen und Beurteilung dieser  Codes  im Rahmen die­
ser Tätigkeit. 
Die mit LOBI gemachten Erfahrungen im Bereich der Codeanwendung 
und -beurteilung zeigen, dass es einen Bedarf an einer Ausweitung 
unabhängiger Beurteilungen grosser Computer-Codes  gibt,  einschliess­
lich des Bedarfs an einer Verbesserung der physikalischen Modelle 
auf der Grundlage von Vorausberechnungen und thermohydraulischen 
Analysen  der Ergebnisse sowie an einer Anlagencode-Analyse als Werk­
zeug  zur Erleichterung des Beurteilungsprozesses. 
- Aktion auf Kostenteilungsbasis 
Die Aktionen auf Kostenteilungsbasis sind eine logische Fortsetzung 
des laufenden Programms und ergänzen die Tätigkeiten der GFS. 
Sie betreffen  Grundlagenstudien anhand von in kleinem Massstab 
durchgeführten Versuchen und ausführliche Beurteilungen, die zur 
Ausarbeitung von Modellen für grosse Systemcodes führen sollen. 
Beispiele  für Untersuchungen dieser Art sind: Untersuchungen über 
direkten Wärmeübergang in Zweiphasenflusssystemen, Kühlmittelfluss­
strukturen  unter  verschiedenartigen Bedingungen, die das Kühlmittel-
verhalten auf verschiedenen Ebenen der primären und der sekundären 
Kreislaufsysteme simulieren, usw. 

- 16 -
1.A.2.5.  Reaktorkern und Kühlsysteme unter schweren Unfallbedingungen  
(Brennstofftemperatur über 1200° C) 
- Direkte Aktion 
Hauptziel  des  SUPER-SARA-Programms  war die Gewinnung eines  vei— 
tieften  Verständnisses von den Schlüsselphänomenen in einem 
Grossunfall-Szenario  mit Freiwerden des Reaktorkerns und Be­
schädigung der Brennstäbe sowie Freisetzung und Transport von 
Spaltprodukten.  Die hier geplanten Tätigkeiten sind auf dasselbe 
Ziel  gerichtet, jedoch im wesentlichen auf erstens die Analyse 
der verfügbaren In-Pile-Daten, zweitens die Entwicklung von Mo­
dellen  bzw. Berechnungswerkzeugen und drittens unterstützende 
spezifische  (Out-of-pile-) Versuche beschränkt. Die thermohydrau-
lische  Analyse konzentriert sich auf die Freilegung des Reaktor­
kerns  und Rückflusstransienten und umfasst die Modellentwicklung 
für: Zweiphasen-Transientenfluss, konvektiven Wärmeübergang in 
der freigelegten (Dampf-)  Region,  Strahlungseinwirkung und  che­
mische  Reaktionen. 
Die Modellentwicklung für den Brennstoff  betrifft  Phänomene der 
Brennstab-  und Brennhülsenverformung, der Verflüssigung und 
Verlagerung  sowie der Zerstückelung von Hülsen und Brennstäben. 
Zur Unterstützung der Entwicklung der Modelle und  Codes  können 
Versuche  an bestehenden Anlagen durchgeführt werden, die für 
eine  ungewöhnlich breite Druckskala ausgelegt  sind. 
Auf dem Gebiet der Spaltstofffreisetzung ist eine gründliche 
Untersuchung  und Beurteilung der weltweiten Bemühungen um die 
Modellkonstruktion und die Entwicklung von  Codes  geplant. 
• Aktion auf Kostenteilungsbasis 
Die oben genannte direkte Aktion muss in enger Verbindung mit 
den für diesen Bereich geplanten Tätigkeiten auf Kostenteilungs­
basis  (die eine Vielzahl von Out-of-Pile-Tests und Aufgaben der 
Modellentwicklung umfassen) durchgeführt werden. Ausserdem muss 
der Zugriff zu den Ergebnissen der In-Pile-Versuche ermöglicht 
werden.  Daher ist es wünschenswert, eine Zusammenarbeit mit 
nachstehend  aufgeführten Programmen herbeizuführen: 
- dem schwedischen Programm Marviken V, 
- den von  US/DOE  finanziell geförderten Programmen  LOFT  und 
Clean-up  TMI-2, 
- den von  US/NRC  finanziell geförderten Programmen PBF, NRU, 
ACRR-Sandia  und möglicherweise zu einem späteren Zeitpunkt 
- dem kanadischen Programm  NRX/NRU. 

- 17 -
Die Kommission  will  auch ausloten, welche Möglichkeiten einer Betei­
ligung an integralen Testprogrammen bestehen, die in Europa durchge­
führt werden  (PHEBUS)  . 
Ferner  bietet  die Kommission ihre Beteiligung an einzelnen Wirkungs­
prüfprogrammen und damit verbundenen Analysearbeiten auf nachstehenden 
Gebieten  an: Materialreaktionen (chemische und physikalische  Prozesse), 
Entstehung und Kühlbarkeit von Brennelementtrümmern, Wahrscheinlichkeit 
und Wirkungen von Dampfexplosionen, potentielle Gefahren eines Durch-
schmelzens  der Druckbehälter und Grundplatten usw. 
Es wird  erwartet,  dass sich aus diesen Untersuchungen Leitlinien ent­
wickeln  lassen,  nach denen der Reaktorkern stabil gehalten bzw. stabi­
lisiert werden kann, auch in Fällen, wo vorübergehend eine erhebliche 
Fehlanpassung  der Kühlung an die Leistung stattgefunden hat. 
Die Arbeiten an Fragen der Freisetzung und des Transports von Spalt­
produkten sowie die Studien über das Verhalten von Aerosolen stehen im 
Zusammenhang mit der gesamten Ereigniskette: 
- Freisetzung von Spaltprodukten aus dem Brennstoff, 
- chemisch-physikalische Wirkungen beim Transport von Spaltprodukten 
aus dem Primärkreislauf in die Einschliessung und die in der  Ein­
Schliessung  auftretenden Phänomene. 
1.A.2.6. Die unter schweren Unfallbedingungen in der äusseren Reaktorein­ 
schliessung  auftretenden Phänomene 
- Direkte Aktion 
Die GFS verfügt über ein grosses Reservoir (100 m"^), mit Hilfe 
dessen  sie sich an den Studien über WasserstoffVerbrennung beteili­
gen kann. Möglicherweise  wird  auch die äussere Sicherheitsein­
schliessung  von  ESSOR  für die Analyse der Verteilung des Wasserstoffs 
und der übrigen  Gase  zur Verfügung stehen. 
- Aktion auf Kostenteilungsbasis 
Die als kooperative Aktionen mit einzelstaatlichen Stellen vorge­
sehenen  Arbeiten sind analytischer und experimentaler Art. 
- Es sollen Verbrennungsprozesse untersucht werden zur Bestimmung 
der Entzündlichkeits- und Explosionsgrenzen bei Mehrkomponenten­
systemen,  wobei die Kriterien für den Uebergang vom Abbrennen zur 
Detonation besonders beachtet werden sollen. 

- 18 -
- Zur Milderung der Wirkungen der  WasserstoffVerbrennung 
sollen  Techniken entwickelt werden, bei denen entweder 
die kontrollierte  Sauerstoffrekombination oder andere 
Verfahren verwendet werden. 
- Auf dem Gebiet der Verteilungs- und Verbrennungsprozesse 
sollen  weiterhin die Untersuchungen fortgesetzt werden, 
mit deren Hilfe bestimmt werden  soll,  inwieweit die äussere 
Einschliessung  durch Gaswolkenexplosionen von aussen be­
lastet  wird  und wie die Reaktorsicherheitshülle darauf re­
agiert . 
1.A.2.7.Die Dispersion von Spaltprodukten in der Atmosphäre 
- Direkte Aktion 
Keine  Vorschläge 
- Aktion auf Kostenteilungsbasis 
Die Kommission war bisher in geringem Umfang an Program­
men beteiligt, mit denen am Strahlenschutz der Bevölkerung 
bei Unfällen mitgearbeitet werden sollte. 
Es ist beabsichtigt, diese Arbeiten zu intensivieren und 
insbesondere  auf den Gebieten der Definition der unbeab­
sichtigten Freisetzungen, der besonderen Wirkungen, wie 
der Dispersion von Spaltprodukten über See zu forschen 
und Dispersionsmodelle zu entwickeln und in  Kurz-  und  Lang­
streckenversuchen  zu überprüfen, die als kooperative  Feld­
versuche  durchgeführt werden sollen. 
1.A.3.  Mittel 
Siehe  Tabelle "Zusammenstellung und Aufgliederung des 
Aktionsprogramms zur Entwicklung der Kernspaltungsenergie". 

- 19 -
I.B. Sicherheit von schnellen Brutreaktoren 
1.B.1.  Ziele 
Die meisten Mitgliedstaaten der Gemeinschaft haben in den vergan­
genen 25 Jahren erhebliche Anstrengungen bei der Entwicklung von 
Flüssigmetall-Brutreaktoren gemacht. In diese Entwicklung flössen 
ganz  erhebliche Mittel, die heute immer noch etwa 20 % der gesamten 
FuE-Ausgaben  im Energiebereich ausmachen. Die technischen Leistungen 
der Gemeinschaft auf diesem Gebiet werden in keiner anderen Gegend 
in der Welt erreicht: Mit Erfolg sind mehrere Versuchsreaktoren und 
Prototypen gebaut und in Betrieb genommen worden, und eine grosse De-
monstrationsanlage (Super Phenix, 1300 MWe)  steht  kurz vor ihrer  Voll­
endung (1984). 
Die Auswahl der Forschungsthemen für das Gemeinschaftsprogramm 1984/1987 
erfolgte  auf dem allgemeinen Hintergrund der Uebereinstimmung mit den 
Zielen  der EntSchliessung des Rates vom 18.2.1980 über die schnellen 
Brutreaktoren (*). 
In der oben genannten EntSchliessung des Rates  wird  die Bedeutung der 
Option der schnellen Brüter für die künftige Energieversorgung der 
Gemeinschaft,  die Bedeutung der Kontinuität in den Bemühungen um die 
Systementwicklung und die allergrösste Bedeutung der Sicherheit als 
Entwicklungsziel bei den Arbeiten in den Vordergrund gestellt und die 
Gemeinschaft  ersucht, die oben genannten Ziele zu fördern. 
Zu dem Thema "Unfallverhütung" wäre zunächst zu erwähnen, dass die Ar­
beiten zur Entwicklung probabilistischer Risikoanalysen, zur Analyse 
der menschlichen Faktoren und der Wechselwirkungen zwischen Mensch und 
Maschine,  die im Abschnitt über die Leichtwasserreaktoren behandelt 
sind,  im allgemeinen auch auf die schnellen Brüter zutreffen und daher 
hier  nicht  wiederholt werden. Die im Abschnitt über die schnellen Brü­
ter eingehender behandelten Themen sind: 
- Instrumentation,  Kontrolle und Schutz. Als grob umrissene Zielvor­
stellung wäre zu nennen die Verbesserung der Bearbeitung von  Infor­
mationen aus den lebenswichtigen Systemteilen, insbesondere aus dem 
hochverdichteten  Kern,  zum Zweck der Zustandsüberwachung der Anlage 
für den Operateur und schliesslich im Hinblick auf eine Automati­
sierung der Korrektur der StelIgrössenänderung. 
ABL Nr. C 51/5 vom 29.2.1980 

- 20 -
- Integrität von Komponenten und Konstruktionen und verwandte 
Untersuchungen über Materialeigenschaften„ 
Langfristiges Ziel ist die Entwicklung einer systematischen 
Vorgehensweise,  wonach sich die Lebensdauer der Konstruktionen 
unter Berücksichtigung der spezifischen Betriebsbelastungen, 
der verwendeten Materialien und des Umfeldes der Flüssigmetall-
brutreaktoren genau beurteilen lässt. 
Es ist anzumerken, dass die Konstruktionen der Flüssigmetall-
brutreaktoren aus dünnwandigem rostfreiem StahL bestehen und bei 
hohen Temperaturen gefahren werden und daher wesentlich anders 
sind als die Strukturen der Leichtwasserreaktoren, die dickwandig 
sind,  zum grossen Teil aus ferritischen Stählen bestehen und bei 
niedrigeren Temperaturen gefahren werden. 
Daher  müssen beim Entwurf und bei den Berechnungskodes sowie bei 
den zerstörungsfreien Prüfverfahren Phänomene und Materialeigen­
schaften berücksichtigt werden, wo die Erfahrungen mit der  Aus­
legung von Komponenten, dem Entwurf und dem Betrieb von Leicht­
wasserreaktoren nicht unbedingt ausreichend oder zutreffend sein 
müssen. 
Unter dem Titel der Analyse, Ueberwachung und Abminderung von 
Unfällen zielen die Bemühungen darauf ab, sich an der Lösung  spe­
zifischer  thermohydraulischer Probleme zu beteiligen, die in der 
Entstehungsphase  eines Unfalls von Wichtigkeit sind. Erhebliche 
Anstrengungen werden wie in der Vergangenheit auf das Studium 
der schwersten und unwahrscheinlichsten Unfälle mit schwerer Be­
schädigung des Reaktorkerns verwendet werden. Jedoch  wird  steigen­
der Wert auf eine wirklichkeitsnahere Beschreibung der verschie­
denen  Phasen  potentieller schwerer Unfälle gelegt werden. Dies 
soll  zu einem Abbau der konservativen Haltung in der Beurteilung 
der freigesetzten mechanischen Energie führen und könnte ganz  all­
gemein aufzeigen, dass sich der Reaktor  weit  gutartiger verhält 
als heutzutage angenommen wird. Nachstehende Themen fallen in 
dieses  Kapitel: 
- Reaktorkern und Kühlsystem unter aussernormalen Bedingungen, 
- Analyse schwerer Unfälle, 
- Integrität der Konstruktionen unter dynamischen Belastungen, 
- Schutzeinschliessung unter Unfallbedingungen. 
I.B.2 Tätigkeiten 
I.B.2.1. Instrumentation, Kontrolle und Schutz 
- Direkte Aktion: Keine  Vorschläge. 

- 21 -
- Aktion auf Kostenteilungsbasis: 
Verbesserung  der Sensoren 
Erhöhung der Zuverlässigkeit und Anwendbarkeit der Geräte bei 
der Erkennung und Ortung von Störfällen durch 
- Entwicklung von Sensoren für ein  LMFBR-Umfeld  unter  Verwendung 
neu-  oder andersartiger Prinzipien sowie neuartiger Uebertra-
gungsmittel, 
- Gruppierung der  Instrumente  in leicht zu handhabenden Prüfköpfen. 
Rechnergestutzte Siqnalverarbeitunqstechmken und Anwendung 
Anwendung von rechnergestützten Signalverarbeitungstechniker 
(beispielsweise  Schemaerkennung) und Anwendung 
- bei der thermischen und akustischen Analyse im Natrium, 
- fcur besseren Unterscheidung zwischen echten und vermeintlichen 
Störfällen bei der akustischen und Wirbelstromüberprüfung der 
Reaktorkomponenten, 
- zur automatisierten Ortung ausgefallener Brennstäbe  unter  Ver­
wendung von Detektoren für verzögerte Neutronen, 
- zur Ueberwachung der Reaktivität und des Elementzustandes. 
Systemauslegung 
Entwicklung von Systemauslegungskonzepten, die die allgemeinen 
Trends zur dezentralen Steuerung, verfeinerter Steuerung und mehr 
Ueberwachung widerspiegeln und dem Ruf nach demonstrierbarer Zu­
verlässigkeit, Sicherheit, Betriebsgeschwindigkeit und nach mehr 
verfügbaren Anlagen nachkommen. 
1.B.2.2. Integrität der Komponenten und Bauten 
- Direkte Aktion: 
Die Tätigkeiten der GFS sind in diesem Bereich konzentriert auf: 
- die Charakterisierung der Reaktorwerkstoffe (bei unterschied­
lichen Verforrnungsgeschwindigkeiten, Temperaturen und Be­
strahlungsbedingungen), insbesondere Durchführung von  Kriech­
ermüdung  s ver suchen; 

- 22 -
- Entwicklung von  konstitutiven  Gleichungen mit Einführung 
von Materialschadenmodellen; 
- Prüfversuche über den Bruchmechanismus an bestrahlten Proben 
unterschiedlicher Formen und bei verschiedenen Fluenzen zum 
Zweck der Beurteilung der Strahlungsschäden,, 
A_ktionen auf Kostenteilungsbasis 
- Verifizierung der  konstitutiven  Gleichungen anhand von  Prüf­
versuchen für Formen und Stoffe (einschliesslich Schweissungen) 
unter  Einsatz von Belastungskombinationen, die für die echten 
Betriebsbedingungen schneller Reaktoren repräsentativ sind. 
- Lebensdauervorausschätzungen an ausgewählten Komponenten aus 
austenitischen Stählen (beispielsweise einer Rohrkrümmung) und 
aus ferritischen Stählen (beispielsweise an Rohrstücken aus 
dem Siedewassersystem). 
- Ausbreitung von Strukturdefekten. 
Prüfversuche an grossen Prüfstücken und Modellkonstruktionen 
(einschliesslich Schweissungen), die typischen Belastungsvor­
gängen in einem Reaktor ausgesetzt sind: biaxiale Belastungen, 
kombinierte Membran/Biaxialbelastungen, kombinierte primäre 
(mechanische) und sekundäre (thermische, restliche usw.)  Span­
nungen, zyklische Belastungen usw. 
1.B.2.3. Reaktorkern und Kühlsysteme  unter  abnormalen Bedingungen 
- Direkte Aktion 
Für nachstehende Aktivitäten  steht  ein gut ausgerüsteter Natrium-
kreislauf zur Verfügung: 
- Messung der charakteristischen Merkmale des siedenden Natriums 
in stationärem Zustand und in instationärem Massenstromzustand 
sowie thermische Rauschanalyse an 12-Stab-Abschnitten mit 
Draht-/Rastei—Abstandshaltern und Probeabschnitten in voller 
Länge (dieser Teil des Programms  wird  Anfang 1985 abgeschlos­
sen sein). 
- Simulation einer Beseitigung der ZerfalIswärme aus den Elemen­
ten: das zu erforschende spezifische Phänomen ist der natür­
liche Wärmeaustausch und seine  Grenzen. 
Diese  Untersuchung  gilt  für alle Konzepte schneller Reaktoren 
und ergänzt die nachfolgenden Vorschläge. 

- 23 -
~ Aktion auf KostenteiLungsbasis 
- ThermohydrauLisehe Untersuchungen des NatriumkühlmitteLs: 
verbesserte  Konstruktion von Modellen für den natürlichen 
Wärmeaustausch und das Sieden des Natriums  unter  Uebergangs-
und StilIsetzungsbedingungen. Besondere Beachtung  wird  der 
Beschreibung  des Wärmeweges vom Reaktorkern zum dazwischen-
geschalteten  Wärmeaustauscher und zu dem Wärmefeld im oberen 
Sammelraum  geschenkt. 
- Uebergangsverhalten des Brennstoffs (In-piLe-Versuch) 
. Uebergangsverhalten des Brennstoffs 
Vorgeschlagen  wird  die Darstellung langsamer Ueberleistungs-
transienten im HFR Petten, wo ähnliche Versuche über den 
Abbau  des StrömungsverhäLtnisses bereits durchgeführt  wor­
den sind.  Der HFR ist besonders für Einzelstabtransienten 
mit Leistungsverdopplungszeiten von 1 bis 10 Sekunden ge­
eignet. Der Reaktor hat die Möglichkeit, die Brennstäbe 
eine  bestimmte Zeit lang bei Nennleistung vorzukonditionie~ 
ren,  ehe der Uebergangszustand eingeleitet wird. 
1. B.  2 „ 4. Analyse schwerer Unfälle 
- Direkte Aktion 
Die derzeit verfügbaren Computerkodes sind brauchbar für die 
auslösenden Ereignisse bis hinauf zur frühen Uebergangsphase 
(beispielsweise  EAC/GFS)  und für die späteren  Phasen  der Un-
falLscenarios  (beispielsweise  SIMMER/NRC).  Sowohl in der frühen 
wie auch in der späten  Phase  dieses Scenarios  treten  kompli­
zierte Fliesssituationen auf mit aus vielen Komponenten und 
Phasen  bestehenden strömungsdynamischen Phänomenen. Das vor­
liegende  Projekt zielt darauf ab, sowohl bei EAC als auch bei 
SIMMER  eine grössere Wirklichkeitsnähe in der Simulation von 
Unfällen und in der Unfallfolgeabschätzung möglich zu machen. 
Die Entwicklung theoretischer Modelle  wird  unterstützt durch 
ein Experimentalprogramm zu ihrer Validation mit simuliertem 
und echtem Reaktormaterial. 
Besondere  Anstrengungen werden auf dem Gebiet der Versuchsfor­
schung  und der Modellentwicklung für spezifische Aspekte der 
UnfalIscenarios  gemacht wie beispielsweise Verstopfungs- und 
Einfrierphänomene, Wechselwirkungen zwischen Brennstoff und 
Kühlmittel,  Kühlbarkeit des Trümmerbetts  unter  NachunfalIbedin-
gungen,  Entstehung und Kühlung geschmolzener  Becken,  thermome-
chanische  Belastung der Bodenkühleinrichtung usw. 
Zu diesem Zweck sind nachstehende Tätigkeiten geplant: Fortset­
zung  des von der GFS koordinierten und finanzierten  In-pile-
Programms  PAHR  zur Erforschung der Kühlbarkeit von Trümmerbetten: 
die In-pile-Versuche werden in den Reaktoren BR2 (Mol) und 
Melusine  (Grenoble) durchgeführt. 

- 24 -
- Out-of-piLe-Versuche in der MehrzweckanLage  FARO,  wo 100 kg U02 
geschmolzen und in die verschiedenen Versuchsabtei Lungen abgegeben 
werden können, zur Erforschung des PLattenverschLeisses durch 
U02-StrahLungen,  Verstopfungen und Einfrierungen im Brennelement-
kanaL und BrenneLementbündeL, der thermomechanischen BeLastung der 
Konstruktionen, von SpLitterung und Absetzung und der Wechselwir-
kung zwischen Brennstoff und KühLmitteL in grossen  Massen. 
- Aktion auf KostenteiLungsbasis 
- Phänomene am Brennstoff nach einem AusfaLL (In-piLe-Versuche) 
Es wird  die SimuLation zweier UnfalLarten vorgeschLagen: ein  Aus­
faLL  der Wärmesenke und ein UnfaLL des ELements. 
Es werden der gesamte UnfalLabLauf von der KühLstörung bis zum 
DurchschmeLzen  der BrenneLemente sowie das Verhalten des du^chge-
schmoLzenen  Materials erforscht. Bei einem ElementunfaLL  wird  das 
Verhalten eines durchgeschmolzenen Beckens und seines Kül-Poten­
tials besonders aufmerksam  studiert. 
Diese  Versuche sollen in den Reaktoren BR2  (CEN-MOL)  und  SCARABEE 
(CEA-Cadarache)  durchgeführt werden. 
Die für die In-pile-Versuche angeforderten  Mittel  decken die Ko­
sten für die Durchführbarkeitsstudien, die für das Programm im 
BR2 und teilweise im  SCARABEE  sowie für die Durchführung einiger 
SCARABEE-Versuche  während eines Zwei Jahreszeitraums erforderlich 
sind. 
- Bewegungen und Wechselwirkungen in geschmolzenem Material 
Als Ergänzung zu den direkten Aktionen werden Untersuchungen über 
einzelne Wirkungsarten durchgeführt: 
Versuchsforschung über spezifische Probleme durchgeschmolzener 
Teile wie beispielsweise Ausstösse aus dem Reaktorkern,  Wechsel­
wirkungen mit Baulichkeiten usw., 
Mitwirkung bei der Entwicklung und Validation von  Codes  für die 
Behandlung mehrphasiger, aus mehreren Komponenten bestehender 
Phänomene. 
Ferner  wird  mit Tätigkeiten begonnen, die folgende Themen betreffen: 
- Freisetzung und Verteilung von Spaltprodukten aus beschädigten 
Brennelementen. 
Theoretische Analyse und Validation der Verdampfungsgeschwin­
digkeiten radiologisch wichtiger Sorten, die beispielsweise 
Plutonium, höhere Aktinidengruppen, Cäsium, Ruthenium usw.  ent­
halten, anhand von Versuchen. 
Verbreitung von Radioaktivität im Primärkreislauf während und 
nach einem schweren Unfall im Reaktorkern. 

- 25 -
1.B.2.5.  Integrität der Konstruktionen unter dynamischen Belastungen 
- Direkte Aktion 
Die Erforschung der dynamischen Materialeigenschaften steht in 
engem Zusammenhang mit den Untersuchungen über Materialeigen­
schaften unter Betriebsbedingungen: Hauptziel ist die Defini­
tion  konstitutiver Gesetze für das Material bei unterschiedli­
chen Beschädigungen und unter dynamische- Belastung. 
Kleine  Proben unverritzten oder beschädigten Materials werden 
unterschiedlichen Dehnungsbelastungen und Temperaturen ausge­
setzt  . 
Das Prüfgerät für besonders hohe dynamische Belastungen  wird  für 
die Untersuchung grosser Prüfstücke  (5.000  mm Durchschnitt) ein­
gesetzt, um die Rolle der Wandstärke, der Defekte in Original-
grösse usw. zu erforschen und die Gültigkeit der konstitutiven 
Gesetze  zu verifizieren. Ferner sind Prüfversuche an Betonmustern 
vorgesehen . 
Parallel  zu dieser Untersuchung der Materialeigenschaften werden 
die Codes  für die dynamische Strukturanalyse weiter ausgebaut 
und entwickelt. 
- Aktion auf Kostenteilungsbasis 
- Entwicklung, Verbesserung und Validation der  Codes  für den 
Entwurf und die Analyse der Baulichkeiten für schnelle Reak­
toren (beispielsweise Primärsicherheitshül le, Reaktordach, 
Rohrsysteme) bei dynamischen Belastungen. 
1.B.2.6. Aeussere Sicherheitshülle unter Unfallbedingungen 
- Direkte Aktion: keine Vorschläge 
- Aktion auf KostenteiLungsbasis 
In dieser Aktion werden eine Reihe von Problembereichen im Zu­
sammenhang mit der Begriffsbestimmung einer Strahlungsquelle 
für die Folgenabschätzung eines schweren UnfaLls, bei dem Na­
trium  und möglicherweise Spaltprodukte an die äussere  Sichei — 
heitshülle abgegeben werden, angegangen. Wechselwirkung zwischen 
Natrium und Luft, Wasser und Beton. 
- Uebergang von Spaltprodukten in die Sekundär-Sicherheitshül Le, 
Konstruktion von ModeLlen für das Aerosolverhalten . 
- Verhalten der äusseren  Si cherheitshül le. 
- Beurteilung der äusseren Sicherheitshülle im Hinblick auf ihr 
RückhaLtevermögen . 
1.B.3. Mittel 
Siehe  Tabelle "Zusammenfassung und Gliederung des Aktionsprogramms 
zum Ausbau der Energiegewinnung aus Kernspaltung". 

- 26 -
1.C.  Durchführung der EntschLiessung des Rates vom 22.7.1975 betreffend  
die technischen Probleme der nuklearen Sicherheit 
Diese  vollständig vom Hauptsitz aus geleitete Aktion begann 1976 
mit der Aufnahme einer Haushaltslinie für Personalausgaben in den 
Haushaltsplan  (4A, 2B, 2C). Die verfolgten Ziele sind in erster 
Linie  Vergleichs-, Analyse- und Syntheseuntersuchungen auf dem Ge­
biet der Koordinierung der Forschung und der Harmonisierung der 
Sicherheitsverfahren, -codes und -normen sowohl für Leichtwasser­
reaktoren als auch für Schnelle Brutreaktoren. 
1980 billigte der Rat einen Vorschlag der Kommission, wonach diese 
Aktion um einen auf Vertragsforschung beruhenden Teil mit finan­
zieller  Unterstützung der Vergleichs-, Analyse- und Syntheseunter­
suchungen auf dem Gebiet der  Codes  und Normen für Schnelle Brutre­
aktoren  erweitert  werden  soll. 
Die Kommission  erstattet  dem Rat regelmässig Bericht über d< η Fort­
gang dieser Aktion. Die Kommission hält diese Aktion für b.sonders 
wichtig und hat vorgeschlagen, sie im Zeitraum 1984-1987 mit der­
selben  Intensität wie bisher fortzusetzen. 
1.C.1.  Tätigkeiten 
auf dem Gebiet der thermischen Reaktoren (LWR) 
- Untersuchung technischer und regulativer Aspekte 
. Informationsaustausch über angewandte Sicherheitsregelungen, 
-kriterien, -codes und -normen mit dem  Ziel,  durch gegenseitige 
Information  einen bestimmten Grad an Harmonisierung zu errei­
chen  . 
. Identifizierung allgemeiner und spezifischer Sicherheitskrite­
rien,  -codes und -normen sowie der in den Mitgliedstaaten an­
gewandten oder z.Z. entwickelten Lösungswege für spezifische 
LWR-Si  cherheitsprobleme. 
. Klassifizierung und Identifizierung von Konvergenzen und Diver­
genzen,  Identifizierung ihrer Ursachen, Verbesserungsvorschläge. 
. Beratungen über die Entwürfe, Kriterien,  Codes  und Normen in­
terner Regelungen der Mitgliedstaaten und über Projekte für 
Codes  und Leitlinien, die hier vorbereitet werden. 
. Koordinierung der Sicherheitsanalyse spezifischer Projekte, ko­
ordinierte Aktionen mit anderen internationalen Stellen, ins­
besondere  mit der  OECD,  der  ΝΕΑ  und der  IAEO. 
- Koordinierung einzelStaatlieher Forschungsprogramme 
. Generelle Weiterleitung von  Informationen  über Programme, die 
von den einzelstaatlichen Sachverständigen und der GFS gelie­
fert  werden. 

- 27 -
. Weiterleitung  von  Informationen  über ausführliche Programme, jährliche 
Veröffentlichung von Programmblättern - Sachverzeichnis der Forschungs­
programme . 
. Meinungsaustausch und Synthese allgemeiner Probleme. 
. Identifizierung  von Themen, bei denen eine Kooperation und Konzentration 
der Mittel  vorteilhaft  ist, sowie von Bereichen, wo Forschungsarbeiten 
eingeleitet werden sollten. 
Auf dem Gebiet der schnellen Brutreaktoren 
- Vergleich der Sicherheitsmassnahmen im Hinblick auf den  Entwurf  vorläufi­
ger gemeinschaftlicher Sicherheitskriterien und -leitlinien. 
- Informationsaustausch und Erörterung der in den Mitgliedstaaten laufenden 
Forschungsprogramme; Konzertierung und Koordinierung. 
- Erstellung von Berichten über den Stand der Technik in ausgesuchten Be­
reichen und Empfehlungen für neue Tätigkeiten. 
- Durchführung von "Benchmark"-Untersuchungen zum Vergleich der verschiedenen 
Lösungsansätze bei der Behandlung spezifischer Probleme. 
Codes  und Normen für schnelle Reaktoren 
- Vergleichanalyse der einzelstaatlichen Normen für die Herstellung, die In­
spektion und die Qualitätskontrolle für Komponenten schneller Reaktoren. 
- Vergleichanalyse der Konstruktionscodes wie elastoplastische Benchmark-Be­
rechnungen, seismische Benchmark-Berechnungen; Konstruktionscodes (wie 
ASME)  für die Auslegung von Komponenten schneller Reaktoren. 
- Vergleichsanalyse der Materialeigenschaften und -Spezifikationen, wie Zug-
und Spannungsbrucheigenschaften, zulässige Beanspruchungen, Kriechbean-
spruchungsdaten und Daten zur Erleichterung der Materialdefektanalyse. Die 
Werkstoffe werden entsprechend  ihrer  Eignung für die Verwendung in schnel­
len Reaktoren  beurteilt. 
- Erstellung eines Leitfadens der Sicherheitsklassifizierung für die mechani­
schen  Systeme und Komponenten schneller Reaktoren und Vergleich mit ver­
gleichbaren Leitfäden ausserhalb der Gemeinschaft. 
1.C.2.  Mittel 
Die für den Zeitraum 1984 bis 1987 erforderlichen  Mittel  belaufen sich auf 
2,2 Mio ECU für Personalausgaben (4A, 2B, 2C) und 2 Mio ECU für die finan­
zielle  Unterstützung von Vertragsforschungen zum Vergleich, zur Analyse und 
Synthese  im Bereich der  Codes  und Normen für schnelle Reaktoren. 
Insgesamt  4,2  Mio ECU  (3,3  Mio ECU in der Wert­
stellung  1983). 

- 28 -
2. TEILPROGRAMW  "KERNBRENNSTOFFE  UND  AKTINIDENFORSCHUNG" 
2.1.  Ziele 
Dieses  TeiLprogramm  wird  im Transuraninstitut der GFS in Karlsruhe 
durchgeführt. Ihm liegen die international anerkannte Erfahrung 
dieses  Instituts  auf dem Gebiet der Kernbrennstoffe und seine füh­
rende Rolle auf dem Gebiet der Aktinidenforschung zugrunde. 
Das Teilprogramm hat zwei Hauptrichtungen, die beide  unmittelbar 
für den Ausbau der Energiegewinnung aus der Kernspaltung  wichtig  sind: 
- Verbesserung der Kernbrennstoffe für schnelle Brutreaktoren; 
- Sicherheit des Brennstoffkreislaufs für Leichtwasserreaktoren 
und für schnelle Brutreaktoren. 
Als Brennpunkt einer breiten Zusammenarbeit wissenschaftlicher Labo­
ratorien  in der Gemeinschaft  betrifft  ein Teil des Programms ferner 
die Erforschung der chemischen und physikalischen Eigenschaften von 
Aktiniden in fester Form. 
Auf diese Weise werden die für die gesamte Nuklearforschung wichtigen 
Grundkenntnisse gewonnen. 
Diese  Forschung über Kernbrennstoffe für schnelle Brutreaktoren, die 
bislang den grössten Teil der Tätigkeiten des  Instituts  ausmachte, 
wird  nunmehr auf die Spezifizierung eines  optimierten  Karbidbrennstoffs 
ausgeri  chtet. 
Die steigenden Bemühungen um die Sicherheit des Brennstoffkreislaufs 
machen einen grossen Teil dieses Teilprogramms aus und werden andere 
Teilprogramme des RAP "Kernspaltung" (wie beispielsweise die Reaktor­
sicherheit und die Abfallwirtschaft) flankierend unterstützen. Das  Pro­
gramm erstreckt sich über eine Reihe von Punkten wie: 
- Bestimmung der thermodynamischen Eigenschaften ausgewählter, für die 
Analyse  von Reaktorkernunfällen wichtiger Kernmaterialien bei hohen 
und sehr hohen Temperaturen; 
- Erforschung des Oxid-Brennstoffs  unter  Uebergangsbedingungen zum 
besseren  Verständnis der Wanderung der Spaltprodukte innerhalb des 
Brennstoffs und ihre Freisetzung aus demselben; 
- Untersuchung der In-pile-Entstehung von Aktiniden (sowohl bei LWR 
wie auch bei schnellen Brutreaktoren), die für die Behanolung be­
strahlter und rezyklierter Brennstoffe  wichtig  sind; 
- Untersuchung der Entstehung von Pulver und Aerosolen bei der Behand­
lung von Plutonium-Brennstoffen. 

- 28 a -
Der die GrundLagenforschung auf dem Gebiet der Aktiniden be­
treffende  Teil des TeiLprogramms umfasst Arbeiten auf dem Ge­
biet  der KristaLLchemie (HersteLLung und Beschreibung von Proben) 
sowie Untersuchungen über die physikalischen Eigenschaften der 
Festkörper zu dem Zweck, eine allgemeine Theorie des Bondings in 
festen Aktiniden zu entwickeln und die Grundlage für eine mögliche 
Verwendung aktinidenhaltiger Verbindungen als Katalysatoren zu 
schaffen. 
2.2.  Vorgeschlagene Aktionen 
2.2,1.  Einsatzgrenzen für Kernmaterial 
Es sollen wesentliche Aspekte der Kernmaterialien erforscht werden: 
- Beurteilung der Auswirkungen normaler und extremer Betriebsbedin­
gungen auf die mechanische und die chemische Stabilität moderner 
Brennstoffe für schnelle Reaktoren; 
- Bestimmung der thermophysikalischen Eigenschaften ausgewählter 
Reaktormaterialien bei sehr hohen Temperaturen, wie sie zur Analyse 
von Reaktorkernunfällen  benotigt  werden. 

- 29 -
Optimierung hochentwickelter Brennstoffe. 
Ausgehend  von umfangreichen Informationen, die im Verlauf der For­
schungsprogramme  1977-80 und 1980-83 gewonnen wurden,  wird  die 
Spezifikation  des (hinsichtlich seiner Abbrand-, Stableistungs­
und mechanischen Stabilität)  optimierten  hochentwickelten Brenn­
stoffs erarbeitet, eines karbidreichen Brennstoffs mit kontrol­
liertem  Sauerstoffgehalt für Helium- und Natriumbonding. Zur Un­
terstützung dieser Entwicklung soll dann ein das Brennstoffverhal-
ten beschreibender  Code  erarbeitet werden, der aus in geeigneten 
Versuchen  erprobten Submodellen besteht. Zur Bestätigung der  Lei­
stungsvorausschätzung werden die  optimierten  Brennstoffe einer Be­
strahlung mit schnellem  Fluss  ausgesetzt. 
Eigenschaften  der Reaktorwerkstoffe bei sehr hohen Temperaturen. 
Die Werkstoffe für schnelle Neutronenreaktoren - hauptsächlich 
Brennstoffe und Kühlmittel - werden hohen und höchsten Temperatu­
ren ausgesetzt, und ihre charakteristischen Kierkmale werden be­
stimmt.  Eine  der Forschungsmethoden  wird  hierbei die Schnellaus­
dehnung über Erhitzung durch Laserstösse  sein,  eine andere die 
Gleichgewichtsmessung  des Dampfdrucks in einem Hochtemperaturdruck­
kessel.  Messungen der spezifischen Wärme bei konstantem Druck ober­
halb des Schmelzpunktes sollen die für die Vorausschätzung des Werk-
stoffverhaltens  unter  Unfallbedingungen erforderlichen bislang noch 
fehlenden Kenntnisse der thermophysikalischen Eigenschaften verschaffen. 
2.2.2.  Sicherheit des Aktinidenkreislaufs 
Mit diesem Projekt soll versucht werden, eine  Antwort  auf die  Fra­
gen zu finden, die sich im Zusammenhang mit der Auswirkung der Trans­
urane auf die Sicherheit des Kernbrennstoffkreislaufs ergeben: 
- Messungen der Entstehung von Aktiniden im Reaktor, 
- Analyse der möglichen Mechanismen ungewollter Freisetzungen von 
Staub  und Aerosolen, die während der BrennstoffherstelLung entstehen, 
- Demonstration der Möglichkeiten und Grenzen verschiedener Eingangs­
stufenverfahren für die Wiederaufarbeitung hochentwickelter Pluto­
nium-Brennstoffe und Erforschung der Schlüsselprobleme der Wieder­
aufarbeitung . 
In-pile-Entstehung von Aktiniden  (FACT). 
Aufgrund ihrer Strahlungsgefährdung ist die Entstehung von Aktiniden 
in stark abgebrannten Brennelementen von Leichtwasserreaktoren und 
schnellen  Brutreaktoren ein entscheidender Faktor für die f:-nandlung 
bestrahlter und wiederaufgearbeiteter Brennstoffe und für oen Brenn­
stof  fkreislauf allgemein. 

- 30 -
Die Entstehung von SchwermetaLLisotopen und somit auch von Aktiniden 
aus dem unteren Bereich (Np, Am, Cm)  wird  unter den typischen  Bedin­
gungen eines Leistungsreaktors und eines SchneiLbrüterprototyps sehr 
genau  erforscht werden. Computervorausschätzungen werden nachgeprüft. 
Die Bestrahlungsdosis  wird  errechnet. Kapselbestrahlungen von  Milli­
gramm-Mengen  sowie von Brennstofftabletten unter genau festgelegten 
Bedingungen  werden erforderlich  sein.  In letzterem  Fall  muss die Iso­
topenanalyse  durch chemische Behandlung ergänzt werden, wodurch eine 
sachliche  Verbindung zum Teilprojekt  REPRO  entsteht.  Schliesslich  wei— 
den thermophysikalische Merkmale, Phasendiagramme und die Wechselwii— 
kung zwischen Brennstoffen, die erhebliche Mengen an Aktiniden niederer 
Ordnung wie Np-237 und Am-241 enthalten, und der Hülle bestimmt und 
festgelegt werden. 
Sichere  Behandlung von Kernbrennstoffen  (SHAPE). 
Erforscht  wird  die Behandlung von Kernbrennstoffen, insbesondere von 
Pu-Brennstoffen,  unter besonderer Berücksichtigung der Staub- und Aero­
solbildung.  Hierbei werden auch die Herstellungsverfahren im Hinblick 
auf die Beseitigung der Staubbildung durch gelgehaltene Fällungsmittel 
und optimale Homogenisierung von Mischoxiden bei niedrigen Temperaturen 
überarbeitet. Gleichzeitig  wird  die Aerosolbildung unter Unfallbedingun­
gen wie beispielsweise in Handschuhkastenbränden erforscht. Die auf die­
sem Gebiet erforderliche Erfahrung  init  Versuchen ist eine solide Grund­
lage  für die Konzentration der Erforschung gesundheitsschädlicher und 
giftiger  Aerosole auf dem Hintergrund einer ganzen Reihe von Industrie­
zweigen  in der Gemeinschaft. 
Wiederaufarbeitung des Brennstoffs  (REPRO). 
Die Untersuchungen auf dem Gebiet der Wiederaufarbeitung mit Karbid-
Eingangsstufen  werden durch die  Suche  nach alternativen Verfahren er­
gänzt. Behandelt werden die Schlüsselprobleme der Wiederaufarbeitung 
des Kernbrennstoffs, wie plutoniumhaltige Rückstände, Probleme in Ver­
bindung mit Np-237 sowie die Trennung der Aktiniden aus dem Wiederauf-
arbeitungsstrom vor ihrer Einleitung in den Abfallstrom. 
2.2.3.  Akt inidenforschung 
Forschungsziel  dieses Vorhabens ist es, ein Verständnis der chemischen 
Bindungen  in festen Aktiniden zu gewinnen, wobei der Schwerpunkt auf 
den intermetallischen und den einfachen binären Verbindungen der am we­
nigsten bekannten Elemente aus der ersten Hälfte der  Reihe,  insbesondere 
Pa, Np, Am und Cm, liegen wird. 

- 31 -
Aktinidenschemie. 
Durch geeignete KristaLLziehverfahren mit einem sehr hohen Reinheits­
grad und reproduzierbaren physikalischen und chemischen Merkmalen 
werden spezifische Verbindungen von Aktiniden höherer und niederer 
Ordnung produziert, was eine Voraussetzung nicht nur für das Teilpro­
jekt  "Aktinidenphysik" ist, sondern auch für die gemeinsamen Anstren­
gungen auf dem Gebiet der Aktinidenforschung in den Mitgliedstaaten 
der Gemeinschaft. Ausserdem werden ihre grundlegenden chemisch-physi­
kalischen  Eigenschaften wie Kristallstruktur, PVI-Diagramm und  Stabi­
litätsbereiche untersucht. 
Aktinidenphysik. 
Die physikalischen Merkmale exaktspezifizierter Aktinidenverbindungen, 
die für bestimmte Bondingsarten repräsentativ  sind,  werden unter be­
sonderer  Beachtung der Oberflächeneigenschaften untersucht. Dies er­
folgt  zu einem doppelten Zweck: Einmal soll der Einfluss von 5-fm-
Elektronen auf die chemische Bindung untersucht werden, zum anderen 
soll  die Grundlage für eine etwaige Verwendung von Aktinidenverbindun­
gen als Katalysatoren geschaffen werden. 
2.2.4. Uebergangsverhalten oxidischer Brennstoffe und Freisetzung von Spalt ­
produkten bei schweren Brennelementschäden 
Konstruktion eines Modells zur Beschreibung des Verhaltens von  Oxid-
Brennstoffen in einem Leistungs- oder Temperaturübergangszustand. Bei 
den untersuchten Uebergangszuständen handelt es sich um eine  Skala,  die 
von verhältnismässig geringfügigen, aufgrund von Brennstoffbewegungen 
oder Missverhältnissen zwischen Kühlmittelfluss und Leistung unver­
meidlichen Abweichungen vom Normalbetrieb bis zu dem extremen  Fall 
eines  hypothetischen Unfalls reicht, bei dem eine schwere Brennelement­
beschädigung  erwartet  werden kann. 
Modellkonstruktion und Versuche in Uebergangszuständen. 
Durch Versuchsarbeiten über die Spaltproduktwanderung innerhalb des 
Brennstoffgitters unterstützte theoretische Grundlagenstudien sollen 
dem zu entwickelnden Modell zugrunde gelegt werden, das mit den  Ergeb­
nissen  aus mehr technologischen Experimenten verglichen werden  soll. 
Zu diesen Versuchen gehören auch reaktorinterne Tests und Simulations­
versuche  unter Verwendung bestrahlter Brennstoffe in der heissen  Zelle. 
Freisetzung  von Spaltprodukten unter Unfallbedingungen. 
Die Studien über schwere Brennstoffschaden werden in der Hauptsache 
durch  BrennstoffUntersuchungen  im Verlaufe der Reaktorsicherlieitsexperi-

- 32 -
mente bestritten. Zur Simulierung schwerer BrennstoffunfäLLe 
wird  die Freisetzung kurzlebiger Spaltprodukte während der Be­
strahlungsversuche untersucht. 
Zu den verwendeten Brennstoffen gehören Mischoxide für schnelle 
Brutreaktoren, UO^ für Leichtwasserreaktoren und möglicherweise 
auch Sorten von Mischoxiden für Leichtwasserreaktoren. 
2.3,  MITTEL 
Ziffer Tätigkeit Mio ECU 
(Wertstellung 1983) 
2.2.1. Einsatzgrenzen  für  Kern­
materialien 17.4 
2.2.2. Sicherheit des Aktiniden-
kreislaufs 28 
2.2.3. Akt inidenforschung 13.8 
2.2.4. Uebergangsverhalten von  Oxid­
brennstoffen und Freisetzung 
von Spaltprodukten  unter 
schweren Unfallbedingungen 6.5 
INSGESAMT: 65 

- 33 -
3. TEILPROGRAMM  "BEWIRTSCHAFTUNG  RADIOAKTIVER  ABFAELLE" 
3.1.  Ziele 
Eine  erfolgreiche Bewirtschaftung radioaktiver Abfälle  gibt  es 
seit einigen Jahrzehnten  in der  Gemeinschaft insoweit,  als sie 
schwachaktive  Abfälle  betrifft.  Die  Bewirtschaftung  von  Abfällen, 
die langlebige Isotope enthalten (insbesondere plutoniumkontami­
nierte Abfälle) sowie  die von  hochaktiven Abfällen  (aus  Wieder­
auf arbeitungsvorgängen)  hat  noch nicht  das  Stadium industrieller 
Reife  erreicht, obwohl bereits bestimmte technologische Grundlagen 
geschaffen  worden  sind. 
Der Zielsetzungsrahmen  der  F,EuD-Tätigkeiten  der  Gemeinschaften 
soll  daher  ein  Beitrag  zur  Schaffung eines umfassenden Abfallbe­
wirtschaftungssystems  sein,  wonach  die  Sicherheit  des  Menschen 
und der  Schutz  der  Umwelt gewährleistet  sind. 
In dem  zwölfjährigen AktionspLan  (1980-1992) der  Gemeinschaft  auf 
dem Gebiet  der  radioaktiven Abfälle,  der 1980 vom Rat  gebilligt 
worden  ist (*),  wird  die  erforderliche Konzertierung innerhalb  der 
Gemeinschaft  sowie  die  Orientierung  und die  Kontinuität  der  Tätig­
keiten sichergestellt. 
Die Ziele  der  Gemeinschaftsaktion werden  sein: 
a) Hinsichtlich  der  Behandlung, Konditionierung  und  Handhabung  der 
Abfälle: 
- Verbesserung  der  derzeitigen Verfahren unter Nutzung  des 
technologischen  Fortschritts. Insbesondere Optimierung  der 
Verfahren  der  Bewirtschaftung schwach-  und  mittelaktiver 
Abfälle sowie  die  Entwicklung  von  Verfahren,  die für das 
Bedienungspersonal  wirtschaftlicher, leistungsfähiger  und 
sicherer  sind. 
- Vollständige Durchentwicklung  von  Verfahren  zur  Behandlung 
und Konditionierung hochaktiver  und  langlebiger Abfälle,  so­
weit  solche Verfahren noch nicht verfügbar  sind. 
(*) Ael. C 51/1  vom  29.2.1980 

- 34 -
- Entwicklung von Verfahren zu einem ähnlichen Zweck für  gas­
förmige Abfälle, die in  Zukunft  nicht  unmittelbar  an die At­
mosphäre abgegeben werden dürfen. 
- Erarbeitung von Charakterisierungsverfahren, Akzeptanzkriterien 
und einer Qualitätskontrolle für einzulagernde Abfälle. 
b) Im Hinblick auf die Endlagerung hochaktiver und langlebiger Abfälle: 
- Demonstration der Durchführbarkeit einer Endlagerung in geologi­
schen  Formationen des Kontinents  (Salz,  Granit, Ton usw.) durch 
Entwurf,  Bau und Betrieb von Versuchsgewölben und die Einrichtung 
unterirdischer Prototypen. 
- Beurteilung der Durchführbarkeit einer Endlagerung in Sediment­
schichten des Meeresbodens durch Labor- und In-situ-Versuche. 
- Einschätzung der Sicherheit der verschiedenen Endlagerungsoptionen 
durch Ausarbeitung von Verfahren zur Risikoeinschätzung, durch Mo­
dellkonstruktionen und durch Erarbeitung von Versuchsergebnissen. 
In diesem Ansatz ist berücksichtigt,  dass  sich Sicherheit über lange 
Zeiträume  nicht  unmittelbar  demonstrieren lässt; diese Option ist 
daher im Lichte der in Versuchsanlagen erworbenen Erfahrungen stän­
dig zu verbessern, 
c) Im Hinblick auf die Bewirtschaftung der radioaktiven Abfälle insgesamt: 
- Optimierung der Bewirtschaftung radioaktiver Abfälle im Hinblick 
auf Sicherheit und  Kosten, 
- Einbindung der Abfallwirtschaft in eine Gesamtstrategie für den 
dem Reaktor nachgelagerten Teil des Brennstoffkreislaufs, 
- Untersuchung der plurinationalen Dimensionen der Abfallwirtschaft 
und der Auswirkungen dieses Umstandes auf die Politik, 
Zur Erreichung dieses Ziels werden die FuE-Tätigkeiten der Gemeinschaft 
im Rahmen der Gemeinsamen Forschungsstelle wie auch in dem der auf 
Kostenteilungsbasis  durchgeführten Aktionen, die seit vielen Jahren 
schon  einen erheblichen Teil des Beitrags der Mitgliedstaaten ausmachen 
(insbesondere hinsichtlich der Endlagerung), zügig fortgesetzt werden 
müssen. 
Die gemeinschaftsweite Zusammenarbeit und Koordinierung muss entsprechend 
dem Leitgedanken des Aktionsplans der Gemeinschaft auf dem Gebiet der 
radioaktiven Abfälle verstärkt werden. Auch die internationale Zusammen­
arbeit im weitesten Sinne ist zu vertiefen, da nur eine von gemeinsamen 
Anstrengungen getragene Lösung des Problems der Endlagerung die Oeffent-
lichkeit überzeugen wird. 

- 35 -
3.2. Vorgeschlagene Aktionen 
Die künftigen Aktionen werden im Rahmen mehrjähriger  Pro­
gramme auf Kostenteilungsbasis und als direkte Aktion der 
GFS durchgeführt, wobei zwischen beiden Aktionsrahmen eng 
zusammengearbeitet wird. Die GFS  wird  die Ergebnisse ihrer 
eigenen Forschungsarbeiten, ihre wissenschaftliche Unter­
stützung und ihre Fachkenntnisse beisteuern. 
Der Verlauf der Tätigkeiten könnte in Zukunft auch andere 
Wege nehmen, insbesondere hinsichtlich der Entwicklung und 
Errichtung von Pilotanlagen. 
Die vorgeschlagenen Aktionen sind im folgenden zusammengefasst. 
Hierbei ist anzumerken, dass sie im Falle des GFS -Programms, 
das 1984 anlaufen  soll,  etwas ausführlicher definiert sind. Um­
gekehrt  wird  das  dritte  Programm auf Kostenteilungsbasis erst 
1985 (*) anlaufen, weshalb es hier zu einer Festlegung der  Ein­
zelheiten noch zu früh ist. 
3.2.1.  Direkte Aktion 
Projekt 1: Abfallwirtschaft und Brennstoffkreislauf 
Dieses  Projekt zielt auf die Verbesserung künftiger Anlagen des 
Brennstoffkreislaufs im Hinblick auf die Optimierung der Abfall­
behandlung ab. 
- Entwicklung von Strategien zur äussersten Reduzierung der 
Menge  der Alphastrahler, sowohl unter dem Gesichtspunkt der 
Durchführbarkeit (Versuche) wie auch unter dem Gesichtspunkt 
der Wirtschaftlichkeit (Kosten/Nutzen-Untersuchungen). 
Insbesondere sollen die Möglichkeiten des OXAL-MAW-Verfahrens 
in grossem Massstab untersucht werden; in den Jahren 1980 bis 
1982 ist die Anwendung dieses Verfahrens auf die chemische 
Trennung der in den alpha-kontaminierten Abfällen aus Wiedei— 
aufarbeitungsfabriken enthaltenen Aktiniden bereits untersucht 
worden. Verwendet werden sollen heisse Zellen aus dem  ADECO-
Labor  des  ESSOR-Komplexes.  Diese Aktion  wird  eng mit der Aktion 
auf Kostenteilungsbasis koordiniert. 
- Charakteristik und Ueberwachung konditionierter Abfälle unter 
physikalischen und chemischen Gesichtspunkten. Es  wird  weiter­
hin an der Verbesserung zerstörungsfreier Analyseverfahren ge­
arbeitet. Insbesondere auf dem Gebiet der physikalischen Kennt­
lichmachung sollen auch neue Aktionen anlaufen. Einige Versuche 
könnten in den heissen Zellen von  ADECO  durchgeführt werden. 
Mit dieser Aktion  wird  eine derzeit Laufende Aktion auf Kosten-
teiLungsbasis ergänzt und unterstützt (siehe nachfolgend Thema 1). 
(*) Das derzeitige Programm erstreckt sich über den Zeitraum 1980-1984 
(ABL.  Nr. L 78/22 vom 25.3.1980). 

- 36 -
Projekt 2: Sicherheit der AbfalLagerung in geologischen Formationen 
des Kontinents. 
Es wird  keine wesentliche Neuorientierung der 1974 von der 6FS be­
gonnenen Sicherheitsanalyse der Lagerung hochaktiver Abfälle vorge­
schlagen.  Vielmehr werden die Arbeiten zur Einschätzung des  Risikos 
bei Alphastrahler enthaltenden Abfällen verstärkt. Diese letztgenann­
ten Abfälle sind in dem Projekt  PAGIS  (Performance Assessment of Geo-
logical Isolation System) nicht enthalten, das zusammen mit der Aktion 
auf Kostenteilungsbasis durchgeführt wird. 
Die Sammlung und Validation der erforderlichen Daten  erfolgt  in lang­
fristigen Laboratoriumsversuchen über die verschiedenen Barrieren. 
Eine  Zusammenarbeit mit dem  CEN-SCK  MLl in der Erforschung weicher  Ton­
formationen besteht seit 1980 und soll angesichts der Bedeutung der 
hiermit  verbundenen methodologischen Studien für Versuche vor Ort  fort­
gesetzt werden. Beiträge sollen auch zu den Untersuchungen an hartem Ge­
stein und Salzstöcken geliefert werden, was die Laborforschung in den 
einzelnen  Staaten ergänzen  soll. 
Ferner  wird  die Koordinierung mit der Aktion auf Kostenteilungsbasis 
über das Projekt  MIRAGE  (Migration of radionuclides in the geosphere) 
fortgesetzt. 
Projekt 3: Durchführbarkeit und Sicherheit der Endlagerung durch Vergra­
ben in den Sedimentschichten des tiefen Meeresbodens. 
Diese  Langzeitforschung  erfordert  wegen ihres fachübergreifenden und 
internationalen Charakters eine weltweite Zusammenarbeit. Diese Zusammen­
arbeit ist unter der Aegide der NEA, deren Arbeitsgruppe  "Sub-Seabed 
Disposal"  ein Bezugspunkt in diesem Thema ist, bereits eingeleitet worden. 
Die GFS  wird  ihre Arbeiten auf genau umrissene Optionen (beispielsweise 
die Freifall-Penetration) und auf die Entwicklung von Spezialgerät kon­
zentrieren (Hyperdrucklaboratorium für die Erforschung der Migrations­
phänomene und der Schwellenleistung unter hohem Druck). 
In einer darauffolgenden  Phase  wird  die GFS versuchen, die Bildung euro­
päischer Assoziationen im Bereich der Erforschung der sich aus den et­
waigen In-Situ-Versuchen ergebenden Probleme zu stimulieren. 
Im Rahmen der Aktion auf Kostenteilungsbasis  wird  weiter mitgearbeitet 
an den Durchführbarkeitsstudien, insbesondere durch verfahrenstechnische 
Untersuchungen der spezialisierten Industriezweige in den Mitgliedstaaten. 

- 37 -
3.2.2. Aktion auf Kostenteilungsbasis 
Die nachfolgend aufgezeigten Leitlinien haben lediglich vor­
läufigen Charakter. Sie müssen mit sämtlichen in Frage kom­
menden Kreisen während der Jahre 1983 und 1984 durchgesprochen 
werden: 
- Koordiniert durchgeführte Voruntersuchungen der einzelstaat-
lichen Laboratorien zur Vervollständigung der Grundkenntnisse 
(beispielsweise  Charakteristik der verschiedenen Formen der 
Abfälle). 
- Tätigkeiten zur Demonstration der Brauchbarkeit bestimmter Ver­
fahren (beispielsweise bei der Abfallbehandlung) oder zur  Vali­
dation bestimmter Optionen (beispielsweise die Lagerung in geo­
logischen  Formationen). Diese Tätigkeiten sollen nach Möglich­
keit  im Umfeld von Pilotanlagen der Mitgliedstaaten stattfinden. 
- Tätigkeiten, die die Wirtschaftlichkeits-, Sicherheits- und 
Ausführungsaspekte der Abfallwirtschaft und im allgemeineren 
Sinne  die für jeden einzelnen Abfallstrom anzuwendenden Strate­
gien betreffen. 
Diese  Untersuchungen und Tätigkeiten werden einen umfassenden In-
formations- und Ideenaustausch über die Arbeiten der Mitglied­
staaten sowie eine intensive Konzertierung auf Gemeinschaftsebene 
erfordern. 
Thema  1: Charakteristik und Qualität der konditionierten Abfälle 
Eine  Tätigkeit, die sich seit einer Reihe von Jahren (Programme 
1975-1979 und 1980-1984) im Rahmen der Aktion auf Kostenteilungs­
basis  herausentwickelt hat, verbindet verschiedene Laboratorien 
zu einer engen Zusammenarbeit (konzertierte Programme, Round Robin 
Tests  usw.) in der Beurteilung der Leistungen und des Langzeitver­
haltens von Matrices für die Beschichtung der verschiedenen Ab­
fälle im Hinblick auf ihre Lagerung. Diese Tätigkeit  wird  fortge­
setzt, insbesondere soweit sie die Qualitätskontrolle der kondi­
tionierten  Abfälle  betrifft. 
Die GFS  wird  sich mit ihrem Projekt Nr. 1 hieran beteiligen. 

- 38 -
Thema  2: Demonstration von Verfahren zur BehandLung und Konditionierung 
von Abfällen im Hinblick auf eine optimierte Abfallwirtschaft 
Im Rahmen dieser Tätigkeit soll die Entwicklung der Verfahren, die für 
eine  Optimierung der Bewirtschaftung der verschiedenen Abfallströme 
als am vielversprechendsten identifiziert worden  sind^  bis zum Pilot­
massstab  finanziell gefördert und der Informations- und Erfahrungsaus­
tausch  zwischen den beteiligten Stellen sichergestellt werden. 
In Betracht gezogen werden alle Abfallarten unter besonderer Berücksich­
tigung der Abfälle, die Alphastrahler enthalten, der Hülsenabfälle und 
bestimmter mittel- und hochaktiver Abfälle (beispielsweise Lösungsrück­
stände aus Arbeitsgängen der Wiederaufarbeitung). 
Thema  3: Langzeitwanderung der Radioaktivität bei der Lagerung in konti­
nentalen geologischen Formationen 
Die Einschätzung der mit der Endlagerung in unterirdischen Anlagen ver­
bundenen Gefahren beruht auf der Kenntnis über die Wanderung radioaktiver 
Isotope aus den konditionierten Abfällen heraus durch die künstlichen 
(Container, Füllmaterial usw.) und die natürlichen Barrieren (die biolo­
gische  Formation selbst und ihr Ueberbau) hindurch bis zur Biosphäre und 
zum  Menschen. 
Die vorgeschlagene Aktion beruht auf einer Fortsetzung des 1983 bei der 
GFS angelaufenen Programms  MIRAGE  (Migration of Radionuclides in the 
Geosphere).  Ihr Zweck ist die Verbesserung der Kenntnisse über die Wande­
rungsphänomene und ihre Bedeutung sowie die Konstruktion von Modellen. 
Thema  4: Konzept der AbfaLLendlagerung in geologischen Formationen 
Die Bedeutung dieses Projekts  wird  davon abhängen, welche  Initiativen 
die Mitgliedstaaten bei der Durchführung von Versuchen oder der  Erstel­
lung von Pilotanlagen für die geologische Endlagerung ergreifen. 
Die bereits laufenden Arbeiten sollten in jedem  Fall  zu Ende geführt wer­
den (Salzstock bei  Asse,  Versuchs-Tongewölbe bei Mol usw.). 

- 39 -
Thema  5: SicherheitsbeurteiLung der Abfallendlagerung 
Ein Grossteil der Bemühungen  wird  der SieherheitsbeurteiLung 
der verschiedenen Endlagerungskonzepte gelten (Endlagerung auf 
dem Kontinent oder im Meeresboden). Die wesentliche Grundlage 
der Arbeiten  wird  das Projekt  PAGIS  sein (Performance  Assess-
ment of Geological Isolation System). In der bereits 1982 ange­
laufenen ersten  Phase  sollen die vorhandenen  Informationen  gesam­
melt  und die Methoden und Szenarios ausgewählt werden. 
Gegen  1986 sollte eine gemeinschaftsweite Beurteilung vorliegen. 
Sie wäre das Ergebnis des vor einigen Jahren auf einzelstaatlicher 
Ebene  bereits angelaufenen Beurteilungsverfahrens. 
Die Aktion  wird  gemeinsam von der GFS und dem Strahlenschutzpro-
gramm und unter Mitwirkung der MitgLiedstaaten nach Ziffer 2 des 
Aktionsplans der Gemeinschaft auf dem Gebiet der radioaktiven Ab-
fallstoffe  betreut  werden. 
Thema  6: Optimierung der Bewirtschaftung radioaktiver Abfallen-
Strategie und Bewirtschaftung der verschiedenen AbfalL-
ströme; Gesamtstrategie für den den Reaktoren nachgelagerten 
Teil  des Brennstoffkreislaufs. 
Zweck  dieser Untersuchungen ist die Optimierung der Abfallwirtschaft 
unter Sicherheits- und Kostengesichtspunkten. Nach Bedarf  wird  auch 
Unterstützung in Form von Versuchen gewährt. 
Es sollen folgende Fragen untersucht werden: 
- Einschränkung an Volumen und spezifischer Aktivität der verschie­
denen Abfallkategorien. 
- Quantitative Beurteilung der verschiedenen Strategien im Hinblick 
auf den jeweiligen Abfallstrom von der Quelle bis zur Endlagerung. 
- Gesamtstrategie für die Bewirtschaftung des dem Reaktor nachge­
lagerten Teils des Brennstoffkreislaufs; verschiedene Optionen; 
Terminplan. 
- Plurinationale Dimensionen der AbfalLwirtschaft; Einfluss auf die 
Optimierung der AbfalLwirtschaft. 

- 40 -
3.3.  Mittel 
Die hier gegebenen Mittelvoranschläge für die Kosten des  Pro­
gramms belaufen sich auf 46 Mio ECU für die direkte Aktion 
(1984-87) und auf 75 bis 100 Mio ECU für die Aktion auf Kosten­
teilungsbasis  (1985-89). Die Spanne zwischen den beiden letzt­
genannten Beträgen ergibt sich aus der Notwendigkeit, einen 
hohen Flexibilitätsgrad bei der etwaigen Finanzierung von Ver­
suchsanlagen  vorzusehen, insbesondere für die Endlagerung radio­
aktiver Abfälle. Solche Anlagen sollten grundsätzlich für eine 
bilaterale oder multilaterale Zusammenarbeit der betroffenen 
Mitgliedstaaten in einem Gemeinschaftsrahmen vorgeschlagen wer­
den.  Dies ist zum Zeitpunkt der Veröffentlichung dieses Dokuments 
noch  nicht der  Fall.  Die Kommission hat dem Rat ihr Interesse an 
solchen  Vorschlägen und ihre Ansichten über die erforderlichen 
Mittel vorgetragen. 
Die der Laufzeit des Aktionsplans (1984-87) entsprechenden Be­
träge sind in nachstehender hypothetischer Tabelle enthalten, 
bei der für die kommenden Jahre eine  Inflationsrate  von 7 % an­
genommen wurde. 
Ziele 
Di rekte 
Akt ion Aktion auf 
Kosten-
teilungsbas  i s in % des 
Haushaits-
betrags 
- Behandlung, Kondi­
tionierung, Handha­
bung der Abfälle Projekt 1 
(teilweise) Thema  1 und 2 ungefähr 50 % 
- Endlagerung der Ab­
fälle untertage Projekt 2 Themen  3, 4 
und 5 ungefähr 35 % 
+ z.E. (3) 
im Meeresboden Projekt 3 Thema  5 
(teiIweise) ungefähr 5 % 
- Optimierung der Ab­
fal Iwirtschaft Projekt 1 
(teiIweise) Thema  6 ungefähr 10 % 
Mittel insgesamt (1) 48.9  Mio ECU 40+3  (2) + z.E. (3) 
(1) Wertstellung 1983 
(2) Für die ersten drei Jahre des 3. Programms und das letzte Jahr 
des 2. (derzeitigen) Programms  (48+3  Mio ECU zum derzeitigen Wert). 
(3) Zur Erinnerung.  (Betrifft  die etwaige Beteiligung an der  Finan­
zierung  von Versuchsanlagen.) 

- 41 -
4. SICHERHEITSUEBE RWACHUNG  UND  SPALTSTOFFBEWIRTSCHAFTUNG 
(Direkte Aktion allein) 
4.1.  Ziele 
Einrichtung und ständige Pflege eines zuverlässigen 
Systems  für die Sicherheitsüberwachung des in Europa 
zirkulierenden Kernmaterials ist eine der Grundvoraus­
setzungen für die Akzeptanz und den Ausbau der Kernenergie 
und ein Mittel, um der Besorgnis über die Gefahren einer 
Proliferation der Kernwaffen entgegenzutreten= 
Ferner  ist es angesichts der Bedeutung der wirtschaftlichen 
Auswirkungen eines Sicherheitsüberwachungssystems notwendig, 
in diesem Bereich zu einer europäischen Strategie für die 
neunziger Jahre zu kommen, und dies bedeutet eine umfassende 
Gemeinschaftsaktion und eine Konzertierung mit den einzel­
staatlichen Bemühungen. 
Das von der GFS vorgeschlagene FuE-Programm ist so ausgelegt, 
dass  es der EÜRATOM-Direktion für die Sicherheitsüberwachung 
und den europäischen Kraftwerksbetreibern die für die Erfül­
lung ihrer Verpflichtungen im Rahmen des EURATOM-Vertrags und 
der Verträge über die Nichtverbreitung von Kernwaffen oder an­
derer Uebereinkommen erforderlichen technischen Kenntnisse  vei— 
schafft. 
Hier  wird  viel Aufmerksamkeit der Ausgewogenheit zwischen den 
technischen Erfordernissen zur Erfüllung der einzelnen Sicher­
heitsverpflichtungen und dem industriell Machbaren geschenkt. 
Zur Durchführung des vorgeschlagenen Programms  wird  mit den 
einzelstaatlichen Forschungsstellen  (unmittelbar  durch  ESARDA), 
mit der  lAEO  sowie mit US-Laboratorien im Rahmen der bestehen­
den Kooperationsvereinbarungen eng zusammengearbeitet. 
Die GFS, die ihr FuE-Programm auf dem Gebiet der Sicherheits­
überwachung seit 1969 nach und nach ausgebaut hat, besitzt 
heute das grösste Programm in Europa. Sie  wird  es im Wege viel­
facher Kontakte mit den einzelstaatlichen Zentren, der Kernin­
dustrie und den Ueberwachungsstellen fortsetzen, um ihre  zen­
trale  Rolle für die FuE-Tätigkeiten innerhalb der Gemeinschaft 
zu festigen. 
4.2.  Vorgeschlagene Aktion 
Zur Verwirklichung der obengenannten Ziele wurde das Programm 
in drei Projekte gegliedert. 

- 42 -
4.2.1.  VERFAHREN  UND  GERAETE  ZUR  PRUEFUNG  DES  KERNMATERIALS  UND DER  
SICHERHEITSEINSCHLUESSE  SOWIE  UEBERWACHUNG 
ZieLe  dieses Projekts  sind: 
- Entwicklung und Bereitstellung der  Mittel  und Verfahren für die Er­
stellung und regelmässige Leistungsüberprüfung  unter  Feldbedingungen 
der bei der Sicherheitsüberwachung und Spaltmaterialbewirtschaftung, 
insbesondere  für Zerstörungsversuche (DA), zerstörungsfreie Versuche 
(NDA)  sowie für die EinschLiessung und Ueberwachung (C/S) benutzten 
Geräte. 
- Schaffung der Voraussetzungen für die Herstellung zuverlässiger Geräte 
für die routinemässige Verwendung vor Ort (Industrieerzeugnisse). 
- Entwicklung neuer Verfahren oder Anpassung der bestehenden für die Er­
probung von Spaltmaterial und Sicherheitseinschliessungen sowie für die 
Ueberwachung. 
Die zwei wichtigsten Tätigkeiten  sind: 
a) Beurteilung der Leistungen der Methoden und Verfahren zur Erprobung 
von Kernmaterial, Einschliessungen und der Sicherheitsüberwachung; 
Errichtung von Validations- und Ausbildungslaboratorien. 
Ziel  dieses Unterprojekts ist die Ausarbeitung von Feldleistungswerten 
für die Materialprüfungs- und C/S-Geräte. 
Die vorhandenen Laboratorien der GFS oder andere spezifische Anlagen, 
wie die Lagergebäude für abgebrannte Brennelemente oder neues Spalt­
material sollen eine sachdienlichere Ausstattung für die Kalibrierung 
von Geräten und Methoden erhalten, insbesondere für zerstörungsfreie 
Prüfungen und C/S. Die Laboratorien werden den Inspektoren oder  Sach­
verständigen der Mitgliedstaaten zur Verfügung stehen und auch der wach­
senden  Nachfrage nach Ausbildung entsprechen müssen. Diese Laboratorien 
sollen  Voraussetzungen schaffen, die den in der europäischen Kernindu­
strie herrschenden Bedingungen ähnlich  sind. 
b) Entwicklung von Methoden und Geräten und industrielle Herstellung der 
Geräte und Einrichtungen. 
Einige  Bemühungen werden der Entwicklung neuer Methoden, Geräte oder 
Einrichtungen (wie beispielsweise Dichtungen) und von Modellen für die 
zu speziellen Anwendungen erforderliche DatenausLegung gelten, wo bis­
lang keine zufriedenstellenden Lösungen gefunden wurden, sowie - in Zu­
sammenarbeit mit der europäischen  Industrie  - der Vorbereitung des In­
dustrialisierungsprozesses  für den Nachbau von Ausrüstungsserien, die 
bei der GFS oder in Laboratorien der Mitgliedstaaten entwickelt und von 
Inspektoren der Sicherheitsüberwachung in Feldversuchen mit zufrieden­
stellendem Ergebnis  erprobt  worden  sind. 

- 43 -
4.2.2.  VERARBEITUNG,  UEBERTRAGUNG  UND  BEURTEILUNG  VON  DATEN  DER  SICHERHEITS-  
UEBERWACHUNG 
Die Ziele dieses Projekts  sind: 
- Entwicklung des statistischen und informatischen Instrumentariums für 
die vom Kraftwerksbetreiber gemeldeten Daten über Kernmaterialbestände; 
- Entwicklung des erforderlichen Instrumentariums (Hardware und Software) 
zur Beurteilung der von den Inspektoren  ermittelten  Messdaten an Ort 
und Stelle und am Hauptsitz, 
Es wurden zwei Teilprojekte abgegrenzt. 
a) Verwaltung der Bestandsdaten über Kernmaterial. 
Ziel  dieses Teilprojekts ist die Schaffung spezifischer Regeln für die 
einzelnen  Anlagenkategorien und einer Datenaufbereitungssprache fü" 
die automatische Aufnahme der Messfehler an den deklarierten Char^jen 
in die bestehenden statistischen Materialbestandscodes, damit ei.izelne 
besondere  Merkmale der Materialbilanzen  beurteilt  werden können. 
Ferner  sollen die Verfahren zur Entscheidungsanalyse für die Material­
buchführung im Zusammenhang mit den  ISADAM-Code  (International  Safe-
guards Data Management System) kritisch überarbeitet werden. 
b) Automatische Verarbeitung, Uebermittlung und Beurteilung der von dem 
Instrumentarium zur Kernmaterialprüfung, Einschliessung und Ueberwachung 
ermittelten  Daten. 
Die Tätigkeiten in Zusammenhang mit diesem Teilprojekt sind die Fortset­
zung  der laufenden Untersuchungen zur Konzeption und Entwicklung von In­
strumenten, die an der Schnittstelle zur Mikroprozessoren liegen, sowie 
der dazugehörigen Software für die Beurteilung von Felddaten und die 
nachfolgende Validation. Ferner ist die Konzipierung ausführlicher Metho­
den zur Beurteilung der Brauchbarkeit der Messdaten und Messinstrumente 
vorgesehen. 
Schliesslich  wird  eine Durchführbarkeitsstudie und Demonstration der 
On-line-Uebertragung von Messdaten erfolgen, die die Inspektoren  ermit­
telt  haben und die in ein Ortsnetz eingegeben oder  direkt  an den Haupt­
sitz  durchgegeben werden  sollen. 
4.2.3.  INTEGRIERUNG  DER  SICHERHEITSUEBERWACHUNGSTAETIGKEITEN 
Ziele  dieses Projekts  sind: 
- Analyse der technischen Möglichkeiten der vorgeschlagenen Sicherheits­
überwachung sprakt iken; 
- Entwicklung mathematischer Modelle für die Beschreibung der einschlägigen 
Parameter  für die Sicherheitsüberwachung spezifischer Teile einer Anlage, 
einer kompletten Anlage oder von Teilen des Brennstoffkreislaufs; 
- Entwicklung einer Methode für die Konzipierung einiger spezifischer Tätig­
keiten der Sicherheitsüberwachung unter Berücksichtigung der betriebsbe­
dingten Zwänge für das Bedienungspersonal und die Inspektoren. 

- 44 -
Es wurden vier TeiLprojekte festgelegt: 
a) Untersuchung der Sicherheitsüberwachungspraktiken 
Dieses  Teilprojekt zielt auf die Beurteilung der Leistungseignung der  Mess-
und C/S-Verfahren für Anlagen, die grosse Mengen verarbeiten, insbesondere 
für Anlagen zur Herstellung von Brennelementen, ab. 
Ferner  werden  integrierte  Versuche zur qualitativen Beur^-eilung der verschie­
denen  Registrierungs- und Verifizierungstätigkeiten beim Eingang in Wiedel— 
aufarbeitungsanlagen durchgeführt, 
b) Entwicklung eines Dialogsimulators für die Analyse und Beurteilung von 
Si cherheitsüberwachungsprakt iken 
Es soll eine anspruchsvollere Ausführung eines bei der GFS vorhandenen  Anla­
gensimulators für Materialfluss und Mess:ysteme entwickelt werden, die  unter 
anderem  C/S-Messungen  und auf einer  späteren  Stufe einige statistische Mög­
lichkeiten zur Entscheidungsanalyse enth, Lten  soll.  Dieses  Simulationsgerät 
wird  auch für Zwecke der Inspektorenschulung ausgelegt  sein, 
c) Anwendung der  EXPERT-Systemtechniken  auf die Sicherheitsüberwachung 
Es werden die Anwendbarkeit und der möglicherweise aus den  EXPERT-Systemtech-
niken zu ziehende Nutzen im Hinblick auf die Planung einiger spezifischer In­
spektionsaktivitäten wie die Erstellung einer physischen Bestandsaufnahme 
untersucht. 
d) Analyse der Sicherheitsüberwachungsverfahren den Brennstoffkreislauf entlang 
Von der Absender/Empfänger-Differenzstruktur einer Reihe von Situationen so­
wie von der Materialbilanz grosser Teile des Brennstoffkreislaufs, die sich 
aus der Kombination von Teilbilanzen entlang der Materialbilanzzone mit den 
Absender/  Empfänger-Differenzen  ergibt,  soll eine Analyse gemacht werden. 
In nachstehender Tabelle ist die Aufteilung der  Mittel  auf die drei verschiedenen 
Projekte dargestellt. Die angegebenen Werte sind Richtwerte, 4,3.  Mittel 
Projekte Gesamtkosten  für vier Jahre 
(in Mio ECU) 
4,2.1.  Methoden und  Instrumentarium 30.8 
4.2.2.  Verarbeitung der Daten über die 
Sicherheitsüberwachung ... 6.1 
4.2.3.  Integrierung  der Sicherheitsübel— 
wachungstätigkeiten .... 8.5 
Insgesamt 45.4 Mio ECU 

- 45 -
5. TEILPROGRAMM  "STILLEGUNG  VON  KERNTECHNISCHEN  ANLAGEN" 
5.1 . Ziel 
Die bislang gemachten Erfahrungen mit der Stillegung kerntechnischer  Anla­
gen sind begrenzt (da beispielsweise noch kein grösseres Kernkraftwerk 
stillgelegt worden ist). Ziel der Gemeinschaftsaktion auf diesem Gebiet 
ist die gemeinsame Entwicklung eines Systems für das Management letztend­
lich stillgelegter kerntechnischer Anlagen und für die Bewirtschaftung der 
bei dieser Stillegung anfallenden radioaktiven Abfälle, wodurch in den ver­
schiedenen  Stadien dieser Stillegungsarbeiten die Sicherheit und der Schutz 
des Menschen und der Umwelt vor den mit der Stillegung dieser kerntechni­
schen  Anlagen zusammenhängenden potentiellen Gefahren gewährleistet ist. 
Auf diesem Hintergrund werden mit dem vorgeschlagenen Teilprogramm haupt­
sächlich nachstehende Ziele  verfolgt: 
- Verfügbarmachung wirksamer Oberflächen-Dekontaminierungstechniken, bei 
denen  nur wenig Sekundärabfall  entsteht;  ein im Hinblick auf eine erheb­
liche  Volumenreduzierung radioaktiver Abfälle besonders wichtiges Ziel 
ist die Dekontaminierung bis zu einem  Grad,  wo das behandelte Mf^erial 
einschränkungslos abgegeben werden kann. 
- Verfügbarmachung geeigneter Techniken für die Zerlegung von dickwandigen 
Stahlkomponenten und Stahlbetonkonstruktionen und der einsc:iLägigen 
Hilfstechniken (beispielsweise Fernsteuerung), die zum Schutz der Arbeits­
kräfte gegen Bestrahlung erforderlich  sind. 
- Verfügbarmachung von Techniken zur Konditionierung der aus der Stillegung 
kerntechnischer  Anlagen entstehenden Sonderabfälle (beispielsweise  Stahl, 
Beton,  Graphit) zum Zweck der Endlagerung. 
- Verfügbarmachung zuverlässiger Vorausschätzungen der Stillegungsfolgen 
bezüglich der Strahlenbelastung, der Kosten und der Anforderungen an 
die Abfallbehälter; dies umfasst eine Optimierung umfassender Stillegungs­
konzepte,  beispielsweise hinsichtlich des Zeitplans für die Zerlegungsar­
beiten und der Art der Abfallbeseitigung. 
- Verfügbarmachung bestimmter kostenwirksamer Verbesserungen beim Entwurf 
künftiger Anlagen, wodurch deren spätere Stillegung erleichtert wird. 
- Schaffung von Leitgrundsätzen für die Stillegung. 
5.2.  Vorgeschlagene Aktionen 
5.2.1.  Abschnitt A des Teilprogramms umfasst sieben Forschungs- und Ent­
wicklungsprojekte mit  Bezug  auf nachstehende Themen: 
1. Langfristige Integrität der Bauten und Systeme, 
2. Dekontaminierung zu Stillegungszwecken, 
3. Zerlegungstechniken, 
4. Behandlung von Sonderabfällen:  Stahl,  Beton und Graphit, 
5. Grosscontainer für radioaktiven Abfall aus der Stillegung 
kerntechnischer  Anlagen, 
6. Mengeneinschätzung der radioaktiven Abfälle aus der Stillegung 
kerntechnischer  Anlagen in der Gemeinschaft, 
7. Einfluss der besonderen technischen Konstruktionseigenheiten 
der Anlagen auf ihre Stillegung. 

- 46 -
5.2.2. In Abschnitt B  wird  die Identifizierung der Leitgrundsätze behan­
delt, insbesondere 
- bestimmte Leitgrundsätze für den Bau und den Betrieb kerntech­
nischer  Anlagen im Hinblick auf die Erleichterung ihrer späte­
ren Stillegung; 
- Leitgrundsätze für die Stillegung kerntechnischer Anlagen, die 
einer Gemeinschaftspolitik auf diesem Gebiet als Ausgangselemente 
dienen könnten. 
5.2.3.  In Abschnitt C  wird  in erster L-inie die Erprobung neuer Techniken 
im Rahmen gross angelegter Stillegungsaktionen in den Mitgliedstaa­
ten behandelt. Daneben soll der Austausch von  Informationen  über 
solche  Aktionen beispielsweise durch die Entsendung von Sachverstän­
digen aus anderen Mitgliedstaaten gefördert werden. 
In diesem vorgeschlagenen Teilprogramm werden die Themen des laufen­
den Programms (1979-1983) auf dem Gebiet der Stillegung kerntechni­
scher  Anlagen aufgegriffen, es enthält jedoch in Abschnitt C ein 
neues  Thema. Es soll wiederum im Wege einer Aktion auf Kostenteilungs­
basis  durchgeführt werden, was sich als für diesen Forschungsbereich 
besonders  geeignet erwiesen hat. 
5.3.  Mittel 
In nachstehender Tabelle sind die Mittel des Teilprogramms und ihre geplante 
Verwendung (in Mio ECU, über den FünfJahreszeitraum von 1984-1988) aufge­
gliedert: 
Posten Gemeinschaftsmittel 
Abschnitt A 5.5 
Abschnitt B 0.2 
Abschnitt C 4.0 
Personal  und Verwaltung 2.4 
Insgesamt 12.1 
***** 
Der Rat  wird  aufgefordert, den in diesem Dokument enthaltenen Orientierungs­
rahmen zu verabschieden, damit die Vorschläge der Kommission für ein GFS-
Programm (nuklearer Teil), für eine Aktion auf Kostenteilungsbasis im Be­
reich "Sicherheit der Spaltreaktoren" und für eine Aktion auf Kostenteilungs­
basis  im Bereich "Stillegung kerntechnischer Anlagen" erörtert werden können. 

ZUSAMMENSTELLUNG  UND  GLIEDERUNG  DES  AKTIONSPROGRAMMS  ZUM  AUSBAU  DER  ENERGIEGEWINNUNG  AUS  KERNSPALTUNG 
(Bei den angegebenen Beträgen handelt es sich in alten Fällen um vorläufige Richtwerte) 
Tei l-
programm 1 Sicherheit  der 
Spaltreaktoren Bezugszi  ffer 
der 
Tätigkeiten Tätigkeit Direkte Aktion 
Mio ECU 
Wert 1983 Aktion auf 
teilungs 
Mio E 
Wert 1983 Kosten-
basis 
CU 
Effekt  ivwert Bemerkungen 
1.A. Sicherheit 
von 
Lei cht-
wasser-
reaktoren 
1.B. Sicherheit 
von flüs-
sigmetat l-
gekühlten 
Brutreak­
toren 1.A.2.1. 
1.A.2.2. 
1.A.2.3. 
1.A.2.4. 
1.A.2.5. 
1 .A.2.6. 
1.A.2.7. 
1.B.2.1. 
1.B.?.2. 
1.B.2.3. Zuverlässigkeits- und  Risiko­
einschätzung 
Menschliche  Faktoren und 
Wechselwirkung  zwischen 
Mensch  und Maschine 
Integrität der Komponenten 
und Systeme 
Erforschung  des Reaktorkerns 
und des Kühlsystems  unter 
abnormalen Bedingungen 
( 1200°C) 
Reaktorkern  und Kühlsystem 
unter  schweren Unfallbedin­
gungen ( 1200°C) 
Phänomene an der äusseren Si­
cherheitshülle  unter  schweren 
UnfalIbedingungen 
Dispersion  von Spaltprodukten 
in der Atmosphäre 
Instrumentation,  Kontrolle und 
Schutz 
Integrität der Komponenten und 
Bauten 
Reaktorkern  und Kühl  Systeme 
unter  abnormalen Bedingungen 16.7 
19.6 
43.1 
13.4 
10 
10 1.9 
3.9 
5.2 
3.9 
12.0 
14.9 
7.1 
3.2 
7.2 
6.1 

Tei L-
programm 1 Sicherheit der 
Spaltreaktoren Bezugsz  i ffer 
der 
Tätigkeiten | | , 
Direkte Aktion Aktion auf Kosten- ! 
Tätigkeit Mio r.CU teilungsbasis -merku^er 
Wert 1983 i Mi0 ECU i " 
j Wert  1983 Effektivwertj 
1.B.2.4. I 
Analyse  schwerer Un- 63.9 i n •? 
,.,. . UJ'7 I i  I .-5 
falle  ! 1.B.2.5. Integrität der Kon- 15.5 <|_4 
struktionen  unter  dy­
namischen Belastungen 
1.B.2.6. Aeussere  Sicherheits- - 32 
hülle  unter  Unfallbe-
di ngungen 
Zwischensumme Zwischensumme Zwischensumme 
1.C. Durchfüh­ 1.C.1. \"i<L.<L  68  81  .3 
i — . _ 
Koordinierung der Si- - x , 
rung der cherheitsforschung 
Entschlies- betreffend  LWR und 
sung des LMFBR.  Studien über 
Rates  vom Methodologien,  Codes 
22.7.75 be­ und Normen 
treffend  die 
techni  sehen INSGESAMT  192.2 71 ^ «s R 
Probleme der 
nuklearen 
Si cherheit — • 5 

Bezugsz  i ffer Direkte Aktion Aktion auf Kosten­
Teil- Kernbrennstoffe und der Tat igkeit Mio ECU de iLungsbasi s Bemerkungen 
programm 2 Aktinidenforschung Tätigkeiten Wert  1983 Mio ECU 
Wert  1983- Effekt i  vwert 
2.2.1 . Einsatzgrenzen  für 17.4 _ 
Kernmaterial 
2.2.2. Sicherheit des Akti- 28 -
nidenkreislaufs 
2.2.3. Akt inidenforschung 13.8 -
2.2.4. Uebergangsverhalten 6.5 - Uebergangsverhalten 
INSG.  65.7 
Teil- Bewirtschaftung 
programm 3 radioakt  iver 
Abfälle 
3.1.A. Behandlung,  Kondi­ 19.6 25.5 
tionierung  und 
Handhabung 
3.1.B. Endlagerung  (Unter­ 21 .5 17.8 
tage) + z.E. 
Endlagerung (im 5.0 2.5 
Meeresboden) 
3.1.C. Optimierung der Be­
wirtschaftung 2.8 5.2 
INSG.  48.9 43 51 
i + z .E. + z.E. 

1 
Teil-
programm 4 Si cherheitsÜberwachung 
und Spaltstoff­
bewirtschaftung Bezugsz  i ffer 
der 
T'?tigkei ten Tätigkeit '\ 
Direkte Aktion 
Mio ECU 
Wert  1983 V Aktion at 
- , ' tei lunc 
lArt\  1983 I I 
jf Kosten-  ' | 
]sbasis j Bemerkungen 
Effektivwert  j 
1 
Teil­
programm 5 Stillegung von kern­
technischen Anlagen 4.2.1 . 
4.2.2. 
4.2.3. Verfahren und Ge­
räte 
Verarbeitung, Ueber-
tragung  und Beurtei­
lung von Daten der 
Sicherheitsüberwa­
chung 
Integrierung  der Si­
cher heitsüberwa-
chungstätigkeiten 30.8 
6.1 
8.5 s 
\ '.·'•· 1 
i 
Teil­
programm 5 Stillegung von kern­
technischen Anlagen 4.2.1 . 
4.2.2. 
4.2.3. Verfahren und Ge­
räte 
Verarbeitung, Ueber-
tragung  und Beurtei­
lung von Daten der 
Sicherheitsüberwa­
chung 
Integrierung  der Si­
cher heitsüberwa-
chungstätigkeiten 
INSG.  45.4 -1 
i 
Teil­
programm 5 Stillegung von kern­
technischen Anlagen 4.2.1 . 
4.2.2. 
4.2.3. Verfahren und Ge­
räte 
Verarbeitung, Ueber-
tragung  und Beurtei­
lung von Daten der 
Sicherheitsüberwa­
chung 
Integrierung  der Si­
cher heitsüberwa-
chungstätigkeiten 1 
i 
5.2.1 . 
5.2.2. 
5.2.3. FuE-Projekte 
Leitgrundsätze 
Erprobung neuer 
Techni ken -6.2 
0.2 
4.6 5.2.1 . 
5.2.2. 
5.2.3. FuE-Projekte 
Leitgrundsätze 
Erprobung neuer 
Techni ken 
INSG. 11 : 12 

BEITRAG  DES  FORSCHUNGSAKTIONSPROGRAMMS  ZUM  AUSBAU  DER  ENERGIEGEWINNUNG  AUS  KERNSPALTUNG  (1984-1987) ZUR  ERREICHUNG 
DER ZIELE  DES  RAHMENPROGRAMMS  AUF DEM  GEBIET  DER  WISSENSCHAFT  UND  TECHNIK  1984-1987 
Option 4: Verbesserung der 
Bewirtschaftung der Ener­
gieressourcen und technische 
Option 4.1.: Entwicklung der 
Kernspaltungsenergie (insbe­
sondere Sicherheitsaspekte). Option  6: Verbesserung der Lebens und Arbeitsbe­
dingungen 
INSGESAMT Option 4: Verbesserung der 
Bewirtschaftung der Ener­
gieressourcen und technische 
Option 4.1.: Entwicklung der 
Kernspaltungsenergie (insbe­
sondere Sicherheitsaspekte). Wissenschaftliche und 
technische Option 6.1: 
Verbesserung der Si­
cherheit und Schutz 
der Gesundheit Wissenschaftliche und 
technische Option 6.2.: 
Umweltschutz und Verhü­
tung  von Umweltvei— 
schmutzung INSGESAMT 
TeiIprogramm  1: 
Sicherheit von Spalt­
reaktoren 74 % 195.5  Mio ECU 13 % 34 Mio ECU 13 % 34 Mio ECU 263 .5 Mio ECU 
Teilprogramm  2: 
Kernbrennstoffe und 
Akt inidenforschung 100 % 65.7  Mio ECU 65 .7 Mio ECU 
Teilprogramm S.­
Bewirtschaftung radio­
aktiver Abfälle 70 % 63.9  Mio ECU 15 % 14 Mio ECU 15 % 14 Mio ECU 91 .9 Mio ECU 
Teilprogramm  4: 
Sicherheitsüberwachung und 
Spa Itstof fbewi  rtschaftung 100 % 45.4  Mio ECU 45 .4 Mio ECU 
Teilprogramm  5: 
Stillegung kerntechnischer 
Anlagen 100 % 11  Mio ECU 11 Mio ECU 
INSGESAMT 381.5  Mio ECU 48 Mio ECU 48 Mio ECU 477 .5 Mio ECU 
ANMERKUNGEN:  1. Bei sämtlichen Beträgen handelt es sich um Richtsätze in Werten von 1983. 
2. Ein Nominalbeitrag zu dem Thema "Förderung der industriellen Wettbewerbsfähigkeit" entfällt auf das 
Teilprogramm 1 "Sicherheit von Spaltreaktoren". 

Stellungnahme des Euratom-Ausschusses für Wissenschaft und 
Technik  zu den Vorschlägen der Kommission für das Programm der 
Gemeinsamen  Forschungsstelle i984~-1937 (nuklearer Teil) und für 
das Programm in Kostenteilung auf dem Gebiet der 
Reaktorsicherheit  1984—1987. 
Der Ausschuß für Wissenschaft und Technik prüfte anlässlich 
seiner  Sitzung vom 20. Mai 19633 die dem Rat durch die 
Kommission  zu unterbreitende Mitteilung bezüglich der oben­
genannten Programme. 
Der Ausschuß  hatte  bereits anlässlich seiner letzten Sitzung am 
18. April 1983 die Kommissionsvorschläge für ein Rahmenprogramm 
für Forschung, Entwicklung und Demonstration der 
wissenschaftlich-technischen  Tätigkeiten der Gemeinschaft für 
die Periode 1984-1987 diskutiert (Dok. COM(82) 865 endg.). Auf 
der gleichen Sitzung diskutierte der Ausschuß die Richtlinien 
für die vorgeschlagenen Tätigkeiten auf dem Gebiet der 
Entwicklung der Kernenergie wie sie in Dokument XI1/316/83 
'Vorschlag  für ein Aktionsprogramm 1984-1987 zur Entwicklung 
der Kernenergie' beschrieben  sind. 
Auf seiner Sitzung vom 20. Mai 1983 diskutierte der Ausschuß 
das Programm der GFS und die Aktion in Kastenteilung auf dem 
Gebiet  der Reaktorsicherheit im Licht des von der Kommission 
vorgeschlagenen  Aktionsprogramms 1984-1987 auf dem Gebiet der 
Kernenergie.  Der Ausschuß begrüßte die Gesamtdarstellung der 
gemeinschaftlichen F,E und D - Aktivitäten auf dem Gebiet der 
Kernenergi  e„ 
Insbesondere behandelte der Ausschuß das Programm 'Nukleare 
Sicherheit',  das sowohl Teil der direkten Aktion, wie auch 
einer  Aktion in Kostenteilung ist, sowie den nuklearen Teil des 
vorgeschlagenen  Programms der GFS. 
I. Allgemeine Betrachtungen 
1. Der Ausschuß betonte gegenüber der Kommission die 
Notwendigkeit t Flexibilität bei der Formulierung und 
Ausführung des Programms vorzusehen. Der Ausschuß nahm zur 
Kenntnis,  daß es nicht möglich sein würde größere neue 
Initiativen,  wie den Bau einer großen Maschine mit den 
gegenwärtigen Mitteln zu finanzieren und daß solche 
Initiativen  ein zusätzliches Budget erfordern würden. Die 
gegenwärtig vorhandene Flexibilität, würde nur ausreichen 
neue  Projekte in der Größenordnung von 10-15  MECU  zu 
f i nanz i eren. 
2. Um die Flexibilität zu steigern unterstrich der 
Ausschuß die Notwendigkeit, klare Richtlinien direktiver 
Verantwortlichkeit zu erhalten. 
3. Der Ausschuß hält Programme dieses Umfangs in ihrer 
Natur entwicklungsfähig und machte die folgenden 
Empfehlungen,  um die Kommission diesbezüglich zu beraten. 

4. Der Ausschuß wünscht zu diesem Entwicklungsprozess 
hinzugezogen  und  beteiligt  zu werden und  erbittet 
insbesondere  solche  Information,  die erforderlich ist, um 
ein voll ständiges Bild dieser Entwicklung zu bekommen. 
5. Der Ausschuß nahm mit Zufriedenheit die Zunahme der 
Aktionen in Kostenteilung im vorliegenden Programm zur 
Kenntnis wegen des von solchen Aktionen ausgehenden 
Mu 11 i p  3. i k at i on sef f ek t s. 
II. Empfehlungen 
Mit Hinweis auf die untenstehenden Bemerkungen, 
Ausschuß die Ausrichtung des Programms und die 
Mittel. billigte  der 
Zuweisung der 
1. Fusion 
Der Ausschuß nahm zur Kenntnis, daß im laufenden Programm 
in Kostenteilung auf dem Gebiet der Fusion ein Betrag von 
ungefähr 45  MECU  durch die Kommission für Technologie-
Aktivitäten vorgesehen  sind. 
Der Ausschuß bekräftigte die Notwendigkeit von Forschung 
auf dem Gebiet der Fusionssicherheit, meinte aber, daß 
jetzt  und noch für längere Zeit die Arbeiten auf 
allgemeine Probleme konzentriert sein sollten. 
Der Ausschuß  hielt  es für angebracht, im Rahmen dieser 
Arbeiten einige Betrachtungen zur Handhabung von 
Fusionsabfall  vorzusehen. 
2. Reaktors!cherheit 
Der Ausschuß unterstüzte die vorgesehene Kopplung der 
kostengeteilten und direkten Aktionen und unterstrich die 
Bedeutung geeigneter Gemeinschaftsbeteiligungen an 
außerhalb der Gemeinschaft durchgeführten Projekten. Der 
Ausschuß empfahl im Rahmen der Entwicklung des Programms 
Anstrengungen zu machen,  Mittel  für Tätigkeiten auf dem 
Gebiet  der Unfal1minderung für solche der  Unfal1  Vorbeugung 
(menschliche Einflüsse, Beziehung Mensch/Maschine, Wartung 
von Komponenten und Systemen) zu übertragen. Jedoch 
sollten Probleme der Ablagerung von Spaltprodukten und der 
Dekontamination auf Gemeinschaftsebene analysiert werden. 
Die mögliche Verwendung großer in der GFS verfügbarer 
Kontainmentvolumina zur Untersuchung der Verteilung und 
Verbrennung von Wasserstoff sollte untersucht werden. Die 
Bedeutung einer Verstärkung des LOBI - Projekts und der 
vollen Ausnützung der Versuchseinrichtung wurde  betont. 
Der Ausschuß unterstrich die Bedeutung der Sicherheit 
schneller  Brüter und  stimmte  der allgemeinen Darstellung 
des entsprechenden Programms zu« 

3. Radi  oa k t iver Ab fall 
Der Ausschuß unterstrich die Bedeutung aller Aktivitäten 
auf dem Gebiet der Alpha - Abfal1behandlung die eine 
Reduzierung des Gehalts an Alpha - Strahlern im Abfall und 
auf die vollständige Charakterisierung des Abfalls im 
Hinblick auf seine Endlagerung abzielen. 
4. Kontrolle von spaltbarem Material 
Der Ausschuß begrüßte die Zunahme der Aktivitäten auf 
diesem Gebiet. Er unterstützte insbesondere die Schaffung 
eines  Eichlaboratoriums und von Übungseinrichtungen für 
Sicherheitsinspektoren und Betriebspersonal. 
5. Nukleare Brennstoffe und Aktinide  - Forschung 
Der Ausschuß nahm Kenntnis und billigte die Absicht der 
Kommission einen Teil der Kapazitäten des Forschungs­
zentrums Karlsruhe zur Unterstützung der unter  2,3  und  4 
genannten Programme einzusetzen. 
Der Ausschuß empfahl der Kommission, die für Unter­
suchungen fortgeschrittener Brennstoffe und zur sicheren 
Handhabung von Brennelementen vorhergesehene Mittel 
nochmals zu überprüfen. 
III. Schlußbemerkung 
Die gemachten Ausführungen sind das Ergebnis einer sehr kurzen 
Diskussion.  Der Ausschuß möchte die einzelnen Programme 
ausführlicher betrachten bevor sie endgültig in Angriff 
genommen werden. 

ENDSTELLUNGNAHME 
ABSCHNITT  REAKTORSICHERHEIT DES  FORSCHUNGSAKTIONSPROGRAMMS 
29« Beratender  Programmausschuss  Reaktorsicherheit 
Die 29u Tagung  des Beratenden  Programmausschusses  Reaktorsicherheit  fand am 
16. und 17a Mai 1983 statt« Die  Hauptaufgabe  des Ausschusses  auf dieser 
Tagung war es, die  allgemeinen  Ziele des Programms  Reaktorsicherheit,  wie 
sie in den  Kommissionsunterlagen  (Teile  von ACS-335-e "Vorschläge für ein 
Aktionsprogramm  1984-1987 über die  Entwicklung  der Energie durch Kern­
spaltung",  ACS-336-e "Die zukünftigen Aktivitäten der GFS",  soweit Reaktor­
sicherheit  betroffen  ist, ACS-332-e  "Vorschlag  für ein  Forschungsprogramm 
mit Kostenteilung  Reaktorsicherheit  1984-87" und ACS-331-e  "Vorschlag  für 
das GFS-Mehrjahresprogramm  1984-87")  vorgeschlagen  sind, zu erörtern und 
beratend dazu  Stellung  zu nehmen« 
Zu Beginn  der Tagung  wurde dem Beratenden  Programmausschuss  mitgeteilt, 
dass die Vorschläge im  Hinblick  auf die in  Dokument  C0M(82)865  endg. darge­
legte Strategie  ausgearbeitet  worden  sind. Diese  Strategie  sieht im wesent­
lichen vor, dass  alle von der  Kommission  geförderten  Forschungsvorhaben  den 
im Rahmenprogramm ausgeführten  Zielen  entsprechen  sollen  und entweder  als 
direktes  Aktionsprogramm  (GFS)  oder in Kostenteilungsvorhaben oder  als eine 
Verbindung  von beiden Aktionen  durchzuführen sind« 
Der Ausschuss erkennt  die Bedeutung  dieser  Vorschläge der  Kommission  an, 
von denen  erwartet  werden  kann,  dass sie den  Gesamtnutzen  steigern  und die 
Integration  der Forschungstätigkeiten in der  Gemeinschaft  fördern« Der 
Beratende  Programmausschuss  unterstützt die zu  erwartende  enge Verbindung 
zwischen  den vorgeschlagenen Aktionen  in Kostenteilung  und den  Vorhaben  in 
direkter  Aktion  für die  verschiedenen technischen Gebiete  des Programms. 
Allgemein  wurde  zugestimmt, dass  die Auswahl  der technischen Gebiete durch 
die Kommission  fortgesetzt:  werden  sollte  und sechs der Delegationen unter­
stützten die  insgesamt  ausgewogene  Aufteilung  zwischen  direkten  Aktionen 
(GFS) und Kostenteilungsvorhaben,  wobei sie jedoch  unterstrichen,  dass eine 
weitere ins Einzelne  gehende  Uberprüfung  erforderlich  sei. Die holländische 
Delegation  hält eine noch umfangreichere Unterrichtung  und weitere  Be­
ratung für erforderlich,  ehe sie  Stellung  nehmen kann« Die  deutsche Dele­
gation äusserte den  Wunsch,  dass grösserer  Nachdruck  auf die zu  erzielende 
Zusammenarbeit  unter den Mitgliedsländern  durch  konzertierte  Aktion  zu­
sätzlich zur  Aktion in Kostenteilung gelegt  werde und gleichzeitig  äusserte 
sie weiterhin  Vorbehalte  zum Haushalt  der Kostenteilungsvorhaben  und zu der 
Aufteilung  zwischen  dieser  Aktion  und dem  direkten  Aktionsprogramm.  Die 
französische  Delegation  gab eine qualifizierte  Billigung  ab, wobei sie darauf 
hinwies,  dass eine  Änderung des  Haushalts  für Kostenteilungsvorhaben,  falls 
sie verlangt  würde, im  Sinne solcher  Prioritäten, die in  Verbindung  mit den 
Tätigkeiten  stehen,  in denen die Kompetenzen  der GFS den  Wert der Zusammen­
arbeit in der  Gemeinschaft  steigern,  erfolgen  sollte« 
Die Erörterung des  Programms  teilte  sich auf in  vier Hauptgebiete,  nämlich: 
Störfallverhütung und Störfallanalyse  jeweils  für Leichtwasserreaktoren  und 
für natriumgekühlte  schnelle  Brutreaktoren. 16-17 Mai 1983 

Zur StörfalLverhütung bei Leichtwasserreaktoren stimmte der Ausschuss der 
vorgeschlagenen Arbeit auf den Gebieten Abschätzung von Risiko und Zuver­
lässigkeit wie auch Unversehrtheit von Komponenten und Systemen zu« Einige 
Delegationen äusserten sich zugunsten einer noch unmittelbareren Beteiligung 
der GFS auf dem Gebiet der menschlichen Faktoren«, Andere unterstrichen die 
Bedeutung einer Stärkung der Bemühungen der Kommission zur Entwicklung von 
Methodologien probabilistischer Risikobeurteilung« Der Ausschuss nahm davon 
Kenntnis, dass die Kommission eine Studie in Angriff genommen hat über die 
Machbarkeit, den Wert und das mögliche Programm eines Vibrationstisches 
mittlerer  Grösse für die Erdbebenforschung« Es wurde unterstrichen, dass 
die GFS Angaben über ähnliche Installationen und damit zusammenhängende 
Forschungsprogramme, einschliesslich solcher ausserhalb der Gemeinschaft, 
als Teil dieser Studie einholen sollte« 
Hinsichtlich der Störfallanalyse bei Leichtwasserreaktoren  teilten  die vor­
gelegten Unterlagen der Kommission der Einfachheit halber den Fragenkomplex 
in drei Gebiete 
- Phänomene des Reaktorkerns unter 1200°C 
- Phänomene des Reaktorkern über 1200°C 
- Verhalten von Spaltprodukten und der äusseren Sicherheitsumschliessung 
bei schweren Störfällen« 
1) Allgemein besteht der Wunsch, den Nutzen von LOBI für die Gemeinschaft 
zu vergrössern, und die vorgeschlagene Personalvergrösserung  findet 
Unterstützung« Die damit verbundene Tätigkeit der Code-Erfassung  wird 
unterstützt und die Notwendigkeit, die Tätigkeit mit anderen Gruppen 
gleicher Tätigkeiten der Code-Erfassung (CSNI)abzustimmen, hervorgehoben. 
Das Erfordernis einer sinnvollen  Integration  in den internationalen Rahmen 
dieser  Tätigkeiten, besonders auch der Tätigkeiten in den Mitglieds­
ländern (z«B«  BETHSY),  wurde unterstrichen« Zu diesem Zweck besteht 
Neigung zur Unterstützung einer Verbindung der verschiedenen beratenden 
Gruppen (LOBI, Gruppe A)B 
2) Die ausdrückliche  Integration  des vorgeschlagenen Programms der GFS 
für die Störfallanalyse schwerer Störfälle in die geplanten Kosten­
teilungsvorhaben wurde allgemein als eine wünschenswerte Möglichkeit 
angesehen,  in die Richtung einer Gemeinschaftsanschauung der Phänomene 
bei schweren Störfällen in Leichtwasserreaktoren weiterzugehen« Doch 
ein möglicher Konflikt zwischen den Erfordernissen an Personal für 
diese  Aktion und der Code-Erfassung unter 1) wurde erkannt« Der  Aus­
schuss  hält es für wünschenswert, eine Neuabstimmung des Personals für 
diese  beiden Programmbereiche mit der Absicht einer Verstärkung der 
Arbeit der Code-Erfassung thermohydraulischer Aspekte vorzunehmen« 
3) Das Kostenteilungsvorhaben für äussere Gaswolkenexplosionen sollte 
weiterhin zu der erforderlichen Fertigstellung der laufenden Arbeit 
beitragen« Es  wird  als angemessen angesehen, mit dem ersten Kosten­
teilungsvorhaben in zwei wichtigen Gebieten, Wasser Stoffphänomene 
und Spaltproduktverhalten innerhalb der Sicherheitsumschliessung, zu 
beginnen. 
Mit Hinblick auf die Inangriffnahme des Kostenteilungsvorhabens für 
Wasserstoffphänomene und Spaltproduktverhalten innerhalb der Sicher­
heitsumschliessung sollte die GFS, zuerst in bescheidenem Rahmen,  Fach­
kenntnisse in diesen beiden Gebieten erwerben« 
Das Thema Ausbreitung von Spaltprodukten in der  Luft  ist ein Gebiet, das 
sich  in besonderer Weise für eine Zusammenarbeit innerhalb der Gemeinschaft 
eignet. 

Hinsichtlich  der Störfa 11Verhütung für natriumgekühlte schnelle Brutreaktoren 
billigt  der Ausschuss allgemein Kostenteilungsvorhaben auf dem Gebiet 
Instrumentierung,  Regel-  und Schutzsysteme« Die GFS sollte zu diesen Studien 
einen  Beitrag leisten« Während der Ausschuss im allgemeinen die Tätigkeiten 
für Integrität der Komponenten und Strukturen unterstützt, schlägt er doch 
vor, dass diese sich auf die Entwicklung allgemein anwendbarer Modelle 
konzentrieren sollten. 
Der Ausschuss billigte die Gesamtziele der Arbeit unter der Bezeichnung Stör­
fallanalyse  für natriumgekühlte schnelle Brutreaktoren. 
Der Ausschuss ist sich bewusst, dass die in der GFS durchgeführten Untersuchungen 
des Natriumsiedens gegen Ende des Jahres 1984 neu ausgerichtet werden 
müssen und dass er gegebenenfalls Empfehlungen zu einer solchen Neuausrichtung 
zu leisten hat« 
Der Ausschuss nahm zur Kenntnis, dass Experimente im Reaktor zum Brennstoff-
verhalten sich in der Planungsphase befinden und dass in den vorgeschlagenen 
Haushalt  nur wenige Versuche eingeschlossen sind« 
Auf dem Gebiet der Störfallanalyse für schwere Störfälle legt der Ausschuss 
Vorrang  auf die Nutzung bestehender Einrichtungen und gab seine Zustimmung 
dazu,  dass vor Beginn neuer Tätigkeiten das bestehende Programm ordnungsgemäss 
zu Ende geführt werden solle« Eine starke Unterstützung fand die Arbeit über 
Integrität von Strukturen bei dynamischer Belastung« Rechenhilfen, die bereits 
entwickelt sind oder in Entwicklung begriffen sind, sollten beibehalten werden«