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DELACOMMISSION
COLLECTION RELIEE DES
DOCUMENTS "COM"
COM (78)167
V ol.1978/0055

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Conformément aurèglement (CEE,Euratom) n°354/83duConseildu1erfévrier1983
concernant l'ouverture aupublicdesarchiveshistoriques delaCommunauté économique
européenne etdelaCommunauté européenne del'énergieatomique (JOL43du15.2.1983,
p.1),telquemodifiéparlerèglement (CE,Euratom) n°1700/2003 du22septembre 2003
(JOL243du27.9.2003, p.1),cedossierestouvertaupublic.Lecaséchéant,lesdocuments
classifiés présentsdanscedossierontétédéclassifiés conformément àl'article5dudit
règlement.
Inaccordance withCouncilRegulation (EEC,Euratom) No354/83of1February 1983
concerning theopeningtothepublicofthehistoricalarchivesoftheEuropean Economic
Community andtheEuropean AtomicEnergyCommunity (OJL43,15.2.1983, p.1),as
amended byRegulation (EC,Euratom) No1700/2003 of22September 2003(OJL243,
27.9.2003, p.1),thisfileisopentothepublic.Wherenecessary, classified documents inthis
filehavebeendeclassified inconformity withArticle5oftheaforementioned regulation.
InÜbereinstimmung mitderVerordnung (EWG,Euratom) Nr.354/83desRatesvom1.
Februar 1983überdieFreigabe derhistorischen Archive derEuropäischen
Wirtschaftsgemeinschaft undderEuropäischen Atomgemeinschaft (ABI.L43vom15.2.1983,
S.1),geändertdurchdieVerordnung (EG,Euratom) Nr.1700/2003 vom22.September 2003
(ABI.L243vom27.9.2003, S.1),istdieseDateiderÖffentlichkeit zugänglich. Soweit
erforderlich, wurdendieVerschlusssachen indieserDateiinÜbereinstimmung mitArtikel5
dergenannten Verordnung freigegeben.

KOMMISSION DER EUROPAISCHEN GEMEINSCHAFTEN
KOM(78)167 endg.
Brüssel ,den 20.April 1978
VORSCHLAG FÜR EINEN BESCHLUSS DES RATES
zur Festlegung eines Programms betreffend die Stillegung
von Kernkraftwerken
(vonder Kommission demRatvorgelegt )
;'^ :r-**l
1*
KOM(78 )167endg

INHALT
VORWORT
TEIL I:Stand und Aussichten der Stillegung von Kernkraftwerken
1.Einleitung
2.Erfahrungen mit der Stillegung
3.Untersuchungen über die Stillegung
«
4.Stillegungsverf ahren
5.Schätzung der durch Stillegungen bedingten Mengen
radioaktiver Abfälle
6.Leitgrundsatze
TEIL II;Programm vors chlag
1.V orbemerkungen
2.Allgemeine Züge des vorgeschlagenen Programms
3.Forschungs -und Entwi cklungsaktionen
4.Festlegung von Leitgr.undsatzen
5.Aufschlüsselung der vorgeschlagenen Mittel
I
*
 *
Anlage I:Ergänzende Angaben zuTeil I
Anlage II:Beschreibung der vorgeschlagenen Forschungs -und
Entwi cklungsaktionen .
*
 *
V orschlag für einen Beschluss des Rates

-2-
VORWORT '/
ImMai 1977 hat der Rat alsTeil des Aktionsprogramms der Gemeinschaften
für den Umweltschutz den Grundsatz einer Aktion betreffend die Still -
egung von Kernkraftwerken gebilligt .Erhat die Kommission aufgefordert ,
frühere Studien und Erfahrungen zusammenzufassen und zuanalysieren und
ihm imLicht der Ergebnisse dieser Arbeit .zweckdienl iche V orschläge zu
unterbreiten . ' ,
\
Das vorliegende Dokument ist mit Unterstützung einer Gruppe nationaler
i i,
Sachverstandiger ausgearbeitet worden .Teil Ienthalt imwesentlichen
eine Analyse früherer Studien und Erfahrungen ,während inTeil IIein sub­
ventioniertes Aktionsprogramm vorgeschlagen wird .
v
Die Analyse und der V orschlag sind auf Kernkraftwerke beschränkt worden ,
ohne andere kerntechnische Einrichtungen wie Forschungsreaktoren und An­
lagen des Brennstoff zyklus inBetracht zuziehen .Soweit jedoch Erfahrungen
mit solchen anderen Einrichtungen verfügbar waren ,sind sieberücksichtigt
worden .Ferner ist zubemerken ,dass die Ergebnisse der vorgeschlagenen
Aktion auch für andere Anlagen von Nutzen sein werden .
ABl .C139 vom 13.6.1977

-3-
TEIL I: -STAND UND AUSSICHTEN DER STILLEGUNG VON KERNKRAFTWERKEN
1.EinLeit ung
AlsStillegung von Kernanlagen bezeichnet man die nach der Ausserbetrieb -1
nähme ergriffenen Massnahmen zumgesicherten Einschluss bzw.zurBeseiti­
gung der Anlagen .Das Endziel derStillegung ist di?uneingeschränkte Frei­
gabe des Anlagenstandorts für andere Zwecke .Ein relativ kleiner Teil
eines Kernkraftwerks (15bis 20%)stellt dabei Probleme ,die mit dem
V orhandensein radioaktiver Stoffe verbunden sind .
*
Jedes Kernkraftwerk erreicht einmal das Ende des nutzbringenden Betriebs ,
■aber die Gründe für die Ausserbet riebnahme eines Werkes können verschie­
den sein .Eine Prototypanlage kann stillge legt 'werden ,wenn sie ihren
Zweck erfüllt hat oder wenn das Ziel,das mitihrangesteuert wurde ,auf­
gegeben wird .Kommerzielle Anlagen werden ausser Betrieb gesetzt ,wenn
ein wirtschaftlicher oder sicherer Betrieb nicht mehr möglich ist.Eine
solche Lage könnte auch durch einen Störfall bedingt sein ,wenn die In­
standsetzung der Anlage zukostspielig oder wegen Strahlenbelastung un­
möglich ist.
Nach Ausserbetriebsetzung eines Kernkraftwerks müssen zunächst der
Kernbrennstoff ,die imProzess befindlichen radioaktiven Stoffe und die
imNormalbetrieb erzeugten radioaktiven Abfälle durch Routine-Operationen
beseitigt werden .Für das weitere Verfahren sind imRahmen derInter­
nationalen Atomenergie-Organisation drei Stillegungsstufen wie folgt defi­
niert worden :
StiUeaunq Stufe 1
Die Anlage bleibt praktisch intakt .Die mechanischen Öffnungssysteme
(Ventile ,Absperrglieder usw.)derersten Kontaminationsschranke werden
blockiert undversiegelt .Die Anlage wird ständig überwacht und eswerden
Inspektionen durchgeführt ,umnachzuprüfen ,dass sie sich ingutem Zustand
/erhalt .
*
Sliiiegung^t ufe_2
Die primäre Kontaminationsschranke wird auf eine Mindestgrosse reduziert
undversiegelt ,wobei alle leicht demontierbaren Teileentfernt werden .
Der biologische Schild (z.B. Beton )wird soerweitert ,dass erdie Konta -
minationsschranke vollständig umgibt . • 1

Nachdem durch Dekontamination annehmbare Werte erreicht worden sind ,
kann der Sieher heitsbehälter entfernt werden .Die übrigen Teile der An­
lage (Gebäude und Ausrüstungen )können demontiert oder für neue Verwen­
dungszwecke umgewandelt werden .Eine Überwachung imBereich der Schranke
ist notwendig ;sie braucht aber nicht sostreng wie bei Stufe 1zusein .
Derversiegelte Teil sollte Inspektionen von aussen unterzogen werden .
StiUegung Stufe_3
Alle verbleibenden Teile der Anlage ,deren Aktivität trotz der Dekonta -
minierungsverf ahren noch signifikant ist,werden entfernt .Dann wird die'
Anlage uneingeschränkt freigegeben .V om Standpunkt des Strahlenschutzes
bedarf eskeiner Überwachung oder Inspektion .
Die Stufen 1bis 3werden zuweilen auch -obwohl die Bedeutung nicht voll­
ständig übereinstimmt -als "gesicherter Einschluss ","Teilbeseitigung mit
gesichertem Resteins chluss "bzw ."totale Beseitigung "bezeichnet .
»
2.Erfahrungen mit der Stillegung
Inder westlichen Welt sind bisher rund 20Kernkraftwerke -durchweg in
den Vereinigten Staaten und inEuropa -ausser Betrieb gesetzt worden .
Fünf dieser Anlagen befinden sich inder Gemeinschaft :
-Marcoule G1und Chinon 1inFrankreich
-Heissdampf reaktor (HDR )und Kernkraftwerk Niederaichbach
inDeutschland
-Dounreay Fast Reactor im.Vereinigten Königreich
Die Stillegung der meisten ausser Betrieb gesetzten Anlagen ist noch
nicht über die Stufe 1hinaus gediehen .ImFalle der folgenden fünf Kern­
kraftwerke ist die Stillegung weiter fortgeschritten :HNPF ,BONUS ,ERR
(sämtlich inden USA), CNL (Schweiz )und HDR (Deutschland ).
Die StillegungsmassnahmeTi haben den V orschriften für den Schutz des
Personals und der Bevölkerung entsprochen ;besondere ;Störfälle sind nicht
bekannt geworden .Eswurden wertvolle Erfahrungen inbezug auf Stillegung
techniken und-kosten gewonnen .Jedoch sind diese Erfahrungen .aus den fol
genden Gründen nicht unmittelbar auf die künftige Stillegung von Kern­
kraftwerken und insbesondere von grossen kommerziellen Anlagen anwendbar :

-5-
-dieReaktoren warenEinzeltypen ,dienichtinkommerziellen
Kraftwerken verwendet wurden;
-siewarenvergleichsweise klein;
-siewarennurwährendrelativkurzenZeitenbetrieben worden,so
dassihrAktivitätsinventar geringwar.
Einschlägige Erfahrung istauchbeiderStillegung grösserer Kernkraft-
werkskomponenten gewonnen worden.InnerhalbderGemeinschaft sindhierins­
besondere dieDemontage unddasZerschneiden derthermischen Schilde der
\Druckwasserreaktoren vonTrinoVercellese undvonChoozzuerwähnen .
Stillegungsarbeiten beiForschungsreaktoren undAnlagen desBrennstoff-
kreislaufs habenebenfalls Erfahrungen vermittelt ,diefürdieStill-
egungvonKernkraftwerken vonerheblichem Wertsind.Anbedeutenderen
Operationen indenMitgliedstaaten sind'zuerwähnen :
-dervollständige Abbruch derUran-Fabrikationsanlage LeBouchet
(Frankrei ch);
-dervollständige AbbrucheinerkleinenPrototyp-Wiederauf arbeitungs-
anlageinFontenay-aux-Roses(Frankreich );
-umfangreiche Dekontaminierungsmassnahmen beiWiederauf arbeitungsan -
lageninMol(Belgien),Dounreay (Vereinigtes Königreich )und
Trisaia (Italien).
BeideninAbschnitt 3behandelten Studien zurStillegung vonkommer­
ziellenAnlagensinddieverfügbaren Erfahrungen berücksichtigt und
sorgfältig extrapoliert worden.
3.Studien zurStillegung
3.1Leichtwasserreaktoren
DenLeichtwasserreaktoren (LUR)qiltbesonderes Interesse ,daderDrösete
Teilderbestehenden undinBaubefindlichen Kernkraftwerke mitsolchen
Reaktoren ausgerüstet istundweilderAnteilderLWRindennächsten
Jahrzehnten voraussichtlich nochwachsenwird.DieStillegungsprobleme

-6-
der Druckwasserreaktoren ,die etwa 80Ader Leichtwasserreaktoren in
-der Gemeinschaft ausmachen unddie diesem Abschnitt zugrunde gelegt
werden (*), unterscheiden sich nicht grundlegend von denen der Siede -
wasserreaktoren .
Radi^o yjität
Die nachstehenden Angaben (Grössenordnungen )veranschaulichen das
Aktivitätsinventar nach 40Betri ebsjahren und ein Jahr nach der end­
gültigen Abschaltung : -
Komponenten (Geräte ) Gewi cht
tAkti vitat
Ci
Druckgefasseinbauten (Rostfreistahl ) 180 107
.
Reaktordruckgef äss .(Flussstahl ,-Aus­
kleidung Rostfrei stahl ) "580 5000
Biologischer Schild (Beton ,Fluss -
stahlarmierung ) ^ 430 700
Nur kontaminierte Systeme '
(Rostfreistahl ) 6000 3000
Das gesamte Akti vitatsinventar liegt umeinen Faktor von rund 1000
niedriger als kurz nach der endgültigen Abschaltung ,was durch die Ent­
fernung des Brennstoffs und das Abklingen der kurzlebigen Nuklide be­
dingt ist.Dergrösste Teil dieser Aktivität entfällt aufeinige den
Reaktorkern umgebende Inneneinbauten mit maximalen spezifischen Akti­
vitäten von ca.2Ci/g. -
Wichtiger als diese Gesamtaktivitäten sind die Aktivitäten spezifischer
Nuklide .Radiotoxische langlebige Alphastrahler sind nicht insignifi­
kantem Umfang vorhanden .Kobalt-60 ist wegen seiner durchdringenden
Strahlung für die Exposition des Personals während der Stillegungs -
arbeiten ausschlaggebend und bestimmt somit den Grad der Abschirmung
und der Fernbetätigung .Das Abklingen derAktivität von Kobalt-60 ,
(*) Die Referenzanlage hat eine Kapazität von rund 1200 MWe.

-7-
dessen Halbwertzeit fünf Jahre betragt ,ist der Hauptgrund für einen Auf-
X
schub der Demontage .Nickel -63und Nickel -59sind wegen ihrer langen Halb­
wertszeiten für die Wahl der Methode der endgültigen Lagerung oder Beseiti­
gung von Stahlkomponenten entscheidend .
Nickel-59 und Nickel-63 können zwar insignifikanten Mengen während langer
Zeiträume vorhanden sein ,bei der Beurteilung der von ihnen ausgehenden
biologischen Gefährdung muss jedoch die geringe Intensität und Eindring­
tiefe der Strahlung berücksichtigt werden .
unqs alternatjven
Nach den Studienergebnissen wäre eszwar möglich ,aber nicht optimal in
bezug aufGesundheitsschutz und Kosten ,die Anlagen unmittelbar nach der
endgültigen Abschaltung vollständig zudemontieren und zubeseitigen
(sofortiger Übergang zuStufe 3).Andererseits wäre esnicht tunlich ,die
Stufe 3solange aufzuschieben ,bis sie durch das Abklingen der Radionuklide
vonselbst erreicht wäre .Die Hauptgründe für die Durchführung der Stufe 3
dürften die Verschlechterung des Zustands der Kontaminationsschranken ,die
Überwachungskosten während der niedrigeren Stufen und gegebenenfalls einzel­
staatliche Genehmigungsvorschriften sein .Der wirtschaftliche Wert des rück­
gewonnenen Geländes wäre vergleichsweise unbedeutend .Der Standort eines
M '\Kernkraftwerks mag hohen Wert für das Stromerzeugungsunternehmen haben ,
aber esdürfte imallgemeinen möglich sein,eine neue Anlage ohne Abbruch
des Reaktorgebäudes der alten Anlage zuerstellen ,dadieses Gebäude ge­
wöhnlich nur einen kleinen Teil des Standortgeländes inAnspruch nimmt .
Eine Entscheidung ,mit Stufe 2anstelle von Stufe 1zubeginnen ,wird von
den Auflagen imeinzelstaatlichen Genehmigungsverfahren abhängen .
Geländerückgewinnung und ästhetische Gründe werden keinen Anreiz bieten .
*Nickel 63:Halbwertzeit von 90Jahren
Nickel 59:Halbwertzeit von 80000 Jahren

dader unterirdische Einschluss unzweckmässig erscheint und grosse über­
irdische Strukturen ,wenn nicht sogar das gesamte Sicherheitsgebäude ,wie
inden Vereinigten Staaten vorgesehen ,bei Stufe 2bestehen bleiben .
StiJ.J.egungskos ten
StiLlegungskosten entstehen durch Stillegungsarbeiten inder Anlage ,durch
Behandlung und Endlagerung der anfallenden Abfälle und,bis zum Erreichen
der Stufe 3,durch die 'Überwachung und Wartung der Anlage .Die Methode der
Abfallendlagerung ist entscheidend für die Endlagerkosten ;sie kann auch
vorhergehende Operationen und deren Kosten bedingen .Dadie Methode der
Endlagerung noch unbekannt ist,wurden die Kostenschätzungen auf der Grund­
«
Lage angenommener Methoden vorgenommen und sind daher bis zueinem gewissen
Grade hypothetisch .Die nachstehenden Kosten sind vor kurzem ineiner ameri­
kanischen Studie (A)und ineiner europäischen Studie (E)geschätzt worden *
(inMillionen US-2 ,Preisbasis 1975 ,einschliesslich Abbruch nichtnuklearer
Gebäude ):
|Stillegungsa Iternati ven
! .
I i ;AStudie
! E
!Sofortige Durchführung _der Stufe 3 27 79
iVerzögerte Durchführung der Stufe 3,(1 )
; ' -nach Stufe 1 23 64
-nach Stufe 2 25
(1)Wartezeit nach endgültiger Abschaltung :108 Jahre bei A,40Jahre bei E
kein ständiger Wachdienst während Stufe 1.
Diese Kosten betragen 4bis 13 %der Baukosten für die Anlage imJahr 1975 .
Der Unterschied zwischen den .beiden Schätzungen ist weitgehend durch die
verschiedenen angenommenen Methoden der Endlagerung bedingt ,bei denen es
sich -was die Auswirkung auf die Kosten anlangt -praktisch umentgegen­
gesetzte Extreme handelt .Die Studie Abasiert aufgeltenden finanziellen
und technischen Bedingungen bei kommerziellen Anlagen für oberflächennahe
Lagerung ,nimmt jedoch eine stark erhöhte Radioaktivitätsgrenze an.
(Diese zweifellos unrealistische Annahme hat nur für die Alternative der
sofortigen Durchführung der Stufe 3Bedeutung ).Die Studie Estützt sich
aufdie geltenden Bedingungen bei einer experimentellen geologischen End-
lagerstätte ,die insbesondere die Verpackung sämtlicher Abfälle inkleinen
Einheiten erfordert .
*Referenzen :Studie A:AIF/NESP-009SR ;Studie E:EUR 5728 d

Imübrigen sind diese Kosten nicht diskontiert .DerVergleich von Kosten ,
die zuverschiedenen Zeitpunkten entstehen ,schliesst jedoch unweigerlich
die Diskontierung ein;wenn diese unterbleibt ,bedeutet das lediglich ,dass
einDiskontsatz von Null benutzt wird .Diskontsätze können aufder Grundlage
von erwarteten Zinssätzen und Inflationsraten ,von Praktiken der Strom­
erzeugungsunternehmen oder von makroökonomischen Betrachtungen gewählt wer-,
den.Deshalb ist esnicht möglich ,indiesem Rahmen einen spezifischen Satz
vorzuschlagen ;jedoch muss dervorherrschende Einflus ^der Diskontierung ,
selbst mit soniedrigen Sätzen wie -1%jährlich ,hervorgehoben werden .Dieser
Einfluss verringert dasVerhältnis von Stillegungskosten zuKapitalaufwand ,
wobei die Verringerung umsoerheblicher ist,jelänger die Stufe 3verzö­
gert wird ,sodass die Rückstellungen wachsen können .
»
Die während der Stufen 1und 2anfallenden laufenden Kosten wären niedriger
als inden Studien angenommen ,wenn derstillgelegte Kraftwerksblock den
Standort mit mindestens einem inBetrieb befindlichen Block teilte ,was in
absehbarer Zukunft der ;häufigste Fallsein wird .Auf der anderen Seite würde
ein ständiger Wachdienst ,der füreine einzelne Anlage inder Stufe 1not­
wendig sein könnte ,zusätzliche Kosten verursachen .Essind konstante
jährliche Wartungskosten ,ausschliesslich grösserer Arbeiten ,angesetzt
worden ;eswird jedoch eingeräumt ,dass dies unrealistisch sein könnte ,vor
allem imFalle längerer Wartezeiten .Daeine zustarke Verwitterung der Ank­
lage zuvermeiden ist,istlangfristig mit anwachsenden Wartungskosten zu
rechnen ,was ein Grund dafür sein kann ,dass eher zuStufe 3übergegangen
wird .Dieser Aspekt erfordert weitere Untersuchungen .
che Strah_lenbe_lastunq
Die Strahlenbelastung des Personals gilt als wichtigstes Sicherheitsproblem
bei der Stillegung .Esmüssen nicht nur die Personendosi sgrenzen -beachtet
werden ,sondern auch die gesamte Strahlendosis ist innerhalb annehmbarer
Grenzen zuhalten ,über die Verwendung von Abschirmungen hinaus kommt es
wesentlich auf Fernbetätigung undEinschlüsse mitkontrollierter Belüftung
sowie aufsorgfältige Planung dereinzelnen Stillegungsarbeiten an.Die in
derbereits erwähnten Studie Ageschätzten Gesamtdosen der beruflichen
Strahlenbelastung betragen 630 Mann-rem fürdiesofortige Durchführung
der Stufe 3und rund 450 Mann-rem für die Stufen 1oder 2und di.e verzögerte

-10-
Stufe3(108JahrenachAusserbetnebnahme ).Esistzubemerken,dass
inanderenStudienwesentlich höhereDosengeschätzt wordensind.
3.2Gasgekühlte Reaktoren '
Graphit-Gas-Reaktoren werdenwahrscheinlich dengrösstenTeilder
Kernkraftwerke ausmachen ,diebiszumEndeunseresJahrhunderts ausserBe­
triebgenommen werden.
IhrAktivitätsinventar unterscheidet sichvondemderLeichtwasser-
.reaktoren vorallemdurchgeringere spezifische Aktivitäten ,abergrössere
Volumina,dasVorherrschen vonFlussstahl gegenüber Rostfreistahlunddie
Grossen MengenGraphit,diejedochinleichtzuhandhabenden Teilenvor­
liegen.FürdasDruckgefäss unddieDruckgefässeinbauten einestypischen
kommerziellen Magnox-Reaktors (250MWe)wurdenfolgehde Materialmengen .
angegeben :2.500TonnenFlussstahl ,100TonnenRostfreistahlund
2.500TonnenGraphit .Wasdenbiologischen Betonschild angeht,soist
nurdieinnereSchichtaktiviert .DieDickedieserSchicht wirdzwei
JahrenachderAbschaltung rund1,5mbetragen ;siewirdsichmitder
Zeitinfolge desradioaktiven Zerfalls verringern .Dennoch würdedieser
Betondasmassenmässig grössteBeseitigungsproblem aufwerfen .Mitden
Wärmetauschern wärewegenihrerGrösseundwegenderOberfläche undGeo­
metriederRohreeinerhebliches Dekontamin ierungsproblem verbunden .
I
«»
DieUntersuchung überdieStillegung einesrepräsentativen kommerziellen
Magnox-Reaktors istnochimGange;eineausführliche technische Studie
überdenWindscale Advanced Gas-cooled Reactor (WAGR)wurdejedoch
abgeschlossen undwahrscheinlich werdenihreErgebnisse imPrinzip auch
aufMagnox-Reaktoren anwendbar sein.DieWAGR-Studie basiertineinem
FalleaufeinemVorgehen,beidemStufe 1alsZwischenphase ,Stufe2
alsLagerung vonunbestimmter DauerundStufe3alsidealesEndziel
angesehen werden.DieAlternative istderÜbergang vonderAbschaltung
desReaktors zuStufe3alskontinuierliche Operation .Manistzudem
. ι
Schlussgelangt,dasseinlangfristig zufriedenstellender Zustandder
Stufe2geschaffen werdenkannunddassdemunmittelbaren Übergang zu
Stufe3keinetechnischen Hindernisse imWegestehen.

-,11-
DieKonzeption derStufe2unterscheidet sichvondemindenVereinigten
StaatenfürDruckwasserreaktoren vorgesehenen Konzeptdadurch,dassder
Abbruch desSicherheitsgebäudes unddieDemontage derWärmetauscher vor­
gesehensind,waszueinerbeträchtlichen Verringerung desinAnspruch
genommenen Geländes undderoptischen Beeinträchtigung führt.ImFalle
kommerzieller Magnox-Reaktoren mitStahldruckgefässen würdeessichr
unabhängig vonderLeistung-beidenverbleibenden Strukturen umZylin­
dervonrund30MeterDurchmesser undeinerHöhevon18-30Meternüber
demBodenhandeln .
,Gegenstand einerdetaillierten Stillegungsstudie warChinon 1,einGas-
Graphit-Prototypreaktor mit70MWe,der1973auswirtschaftlichen Grün­
denausserBetrieb genommen wurde,nachdemerzehn'Jahre langmiteinem
mittleren Lastfaktor vonrund50%gearbeitet hat.Aufgrund vonAktivitäts-
messungen anProbenistdieAktivität desGraphitmoderafcors (1050Tonnen)
Ende1975auf3.000CiKobalt-60 ,1.200CiTritium,300CiKohlenstoff–14
sowie0,5CiPlutonium-239 undPlutonium-240 geschätzt worden.Messungen
innerhalb derBrennstoff kanälehabenDosisleistungen inderGrössen-
ordnung von10,rem/himGraphitmiteinemMaximum von400rem/hinder
\
NahederKerntragplatte ausStahlergeben .Dieaktivierten Stahlkomponen -
tenmachenrund1.500Tonnenaus.ErsteMessungen habengezeigt,dass
derBetondesbiologischen Schildes nichtaktiviert ist.
Inc^rStudieüberChinon 1wirddiedirekteDurchführung derStufen
1,2und3verglichen .Eswurdeangenommen ,dassStufe2denEinschluss
desReaktordruckgefässes undderWärmeaustauscher inBetonunddieDe­
montage andererkontaminierter Systeme sowiedieLagerung derTeilein
versiegelten RäumenimSicherheitsbehälter umfasst.Manistzudem
Schlussgelangt,dassdieseBedingungen nichtsicherer wärenalsdie
derStufe 1unddasssiedenspäteren Übergang zuStufe3komplizieren
würden.DieStufe3istausführlich -mitAuslegungsstudien fürdie
erforderlichen fernbetätigten Ausrüstungen -untersucht worden.
Aufgrund dieserStudieistbeschlossen worden,dieAnlageineinkern-,
technisches Museumumzuwandeln .DieserPlan,dervorallemderöffent-

-12-
lichkeit Zugang zueinem Teil desSicherheitsbehälters bieten wird ,
soll bis 1978 oder 1979 durchgeführt werden .Die Möglichkeit ,30Jahre
später zuStufe 3überzugehen ,bleibt offen .
ι
3.3Stillegung nach einem grosseren Störfall
Die inden vorstehenden Abschnitten (3.1,3.2 )behandelten Studien be­
treffen Anlagen ,die ineinem normalen Zustand ausser Betrieb gesetzt
werden .Schwerere Störfälle ,die zueiner ausgedehnten starken Kontami­
nation innerhalb des Sicherheitsgebäudes führen ,würden ■besondere Still -
legungsprobleme bieten undsogar Routinemassnahmen wiedie EntCadung und
Beseitigung des Brennstoffs erschweren .Während solche Störfälle bei der
Auslegung der Anlage berücksichtigt werden ,istihre Auswirkung aufdie
Stillegung nur unzureichend bekannt .Noch inGang befindliche erste
Studien lassen erkennen ,dass essich hier umein komplexes Problem -
handelt .
4.St11legungstechniken
4.1 Dekontaminierunq ,
Bei der Stillegung dient die Dekontaminierung inden meisten Fallen dem
Zweck ,die Demontage und weitere Behandlung von Komponenten durch Ver­
ringerung des Strahlenpegels und Entfernung lose haftender Kontamination
zuerleichtern .Ein anderes mögliches Ziel ist die "vollständige De­
kontamination ",d.h.die Dekontamination bis zueinem Wert unterhalb d^r
Grenze fürdie uneingeschränkte Freigabe von Material ,umdas V olumen des
/radioaktiven Abfalls zuverringern .DieV orteile der Dekontaminierung
sind gegen die Operationellen Risiken ,die sich aus dem anfallenden Ab­
fall ergeben ,unddie Kosten abzuwägen .Esbestehen mithin unterschied­
liche Auffassungen darüber ,was als angemessener Dekontaminierungsauf wand
anzusehen ist.Diese Frage bedarf weiterer Untersuchungen ;ohne eine
bessere Kenntnis der technischen Möglichkeiten kann sienicht beantwortet
werden .
pieeinzigen bewährten Dekontaminierungsverf ahren sind diejenigen ,die
gegenwärtig bei inBetrieb befindlichen Reaktoren angewandt werden .Sie
lassen sich wie folgt einteilen :
~System–Dekont :sie wird unter Verwendung von
chemischen Agenzien ingeschlossenen Systemen der Anlage angewandt ;

ι
-13-
-Tauch^Dekontaminierung ^:SiewirdunterVerwendung von
chemischen Agenzien undmeistinKombination mitmechanischen
MittelnwieBürstenoderUltraschall aufdemontierte Komponenten
angewandt ;.
-StrahJ-^Dekontaminierung ^:SiewirdlokaldurchÖffnungen auf
Systeme oderinbesonderen Zellenaufdemontierte Komponenten
oderauchaufGebäudeoberflächen angewandt ,wobeimiteinem
Dampf-oderFlüssigkeitsstrahl odereinemGemischvonFlüssig­
keitundSchleifpartikeln gearbeitet wird.
Esliegtumfangreiche Erfahrung mitdiesenTechniken vor,dieaberschwer
zuinterpretieren ist.Dieerzielten Dekontaminationsfaktoren vanieren
jenachdenbesonderen Bedingungen übereinenweitenBereich,und-zwar
aufeineWeise,dienochtnichtgutverstanden wird.
Diesebewährten Techniken wurdenzurAnwendung aufKomponenten entwickelt ,
diezuwartenoderzureparieren sind,d.h.unterdemZwang,dieIntegri­
tätderKomponenten zuerhalten .WenndieseTechniken auchbeiderStill-
egungvonNutzenseinsollen,wärenaggressivere Methoden,dieeinewirk­
sameDekontamination ergeben,wünschenswert .Dabeikönnteessichum
Varianten derbewährten Techniken ,z.B.System-undTauch-Dekontaminie -
ryngunterVerwendung aggressiverer chemischer Agenzien oderStrahl-
Dekontaminierung beihöheremDruckodermitstärkerschleifenden Partikeln
usw.,aberauchumgrundsätzlich neueTechniken handeln .
I
DieSystem-Dekontaminierung bietetdenVorteil,dasssievorÖffnung
undAusbaudesbetreffenden Systemserfolgt,wodurchdieStrahlenbe-
lastungdesPersonals verringert wird.BeiderAnwendung dieserTechnik
wirdjeweilseinegrosseFlächeerfasst;jedochisteineselektive An­
wendungauflokaleKontaminationsspitzen nichtmöglich.DasVerfahren
istauchwenigerwirksaminRitzeriundtotenEndeneinesSystems,wo
sichdieKontamination häufigkonzentriert .DaherführtdieSystem-
Dekontaminierung inderRegelnichtzurvollständigen Dekontamination .
WegendesgrossenVolumens mancher Systeme,z.B. 1desprimären Kühlkreis-
laufs,undderNotwendigkeit mehrerer Dekontaminierungs -undSpülgänge
ergebensich'sehrgrosseMengenradioaktiver Flüssigkeit ,waszu
Problemen derZwischenlagerung undderAufbereitung führenkann.
Darüber hinaussindderunterschiedliche Angriffderverschiedenen
Werkstoffe einesSystems unddieVerschleppung derKontamination auf
ursprünglich saubereBereiche Aspekte,dieberücksichtigt werdenmüssen.
r

ι -14-
Bei der Tauch-Dekontaminierung kann für kleine Komponenten das vorhan­
dene Gerät verwendet werden ;jedoch ist .die Korrosion der Behäl­
ter inBetracht zuziehen ,wenn aggressivere chemische Agenzien verwen -
•'det werden .Grössere Komponenten würden Probleme' des Raumbedarfs ,des
Geräts und der anfallenden Flüssigkeitsmenge aufwerfen .
t
Die folgenden neuen Techniken wurden vorgeschlagen :
-Dekontaminierung mittels chemischer Agenzien ,die als Oberflächen --
schicht aufgetragen werden ,z.B.Pasten un<^Salzschmelzen .Labor -
experimente haben zuvielversprechenden Ergebnissen geführt ,die auf
hohe Effizienz undgeringes V olumen von Sekundärabfall hindeuten ;
->elektrolytische Dekontaminierung unter Anwendung ähnlicher Verfahren
wie des inder nichtnuklearen Industrie bekannten Elektropolierens ;
J• .
-Dekontaminierung durch Explosivverfahren .Erste Experimente haben
gezeigt ,dass der Oxidfilm ,der die Kontamination von'Stahlkomponenten
enthält ,vom Grundmetall abgespalten werden kann .Das V olumen des
dabei anfallenden Abfalls wäre sehr gering .
I
4.2 Demontage
Ausbau von Stajukomg onenten
Das Reaktorgef ass und seine Einbauten bieten die schwierigsten Demontage -
probleme .Wegen des hohen Strahlenpegels ist Fernbetätigung erforderlich .
I Die aktiveren Inneneinbauten von Leichtwasserreaktoren sollten möglichst
unter Wasser zerschnitten werden ,wobei das Wasser als Abschirmung wirkt
unddie Entstehung von Aerosolen inGrenzen hält .Einige Komponenten
haben grosse Wanddicken ,diebis zu$00 mmgehen (Reaktorgefässf lans ch
bei Druckwasserreaktoren ).
Mechanische Arbeiten wie Fräsen und Sägen können unter Wasser durchge ^
führt werden ;sie sind aber zeitraubend und erfordern schwere Halterungen
Bei thermischen Verfahren muss besonders auf den Einschluss der Aerosole
geachtet werden .Das Plasmaschneiden ,dasunter Wasser durchgeführt

-15-
werden kann ,erscheint attraktiv .Gegenwartig kann das Verfahren bis
zuWanddicken von rund 170 mmangewandt werden ;esbesteht jedoch ein
Entwicklungspotent ialbis zu500 mm.Ein Weiteres aussichtsreiches
Verfahren ist das Propan-Brennschneiden .Elektroschmelztrennen kommt
fürgrosse Wanddicken inBetracht ,hat jedoch den Nachteil starker
Aerosol-Produktion .
Beim Ausbau von Rohrleitungen kann die Entfernung der Wärmeisolierung
besondere Probleme aufwerfen .Ferner steht noch keine geeignete Technik
für das Zerschneiden von Rohren mit grossem Durchmesser und .grosser Wand­
dicke ,wie sie imPrimärkreislauf von Druckwasserreaktoren verwendet
werden ,zur Verfügung .Das Zerschneiden von Rohren mit Sprengverfahren
stellt eine neue Technik dar,die weiterentwickelt werden sollte .
Experimente mit Rohren geringerer Grösse haben gezeigt ,dass die Ab­
trennung eines Rohrs und der Verschluss seiner Enden ineinem einzigen
Arbeitsgang mit Hilfe von Sprengverfahren möglich ist.
/
Demont aqe_von_BetonbauteiJLen
Der biologische Schild ist die Betonstruktur ,deren Ausbau die grössten
Probleme aufwirft .Durch gespeicherte Energie bedingte spezielle Schwie­
rigkeiten können sich bei bestimmten Spannbeton-Dr uckgef ässen ergeben ,
die ineinigen Graphit -Gas-Reaktoren verwendet werden . ,
\
Für die Betonzerkleinerun ^gibt esmehrere erprobte Techniken .Beim
Sprengverfahren werden Sprengkapseln inBohrungen eingeführt ,die eine
durchgehende Lockerung oder eine schichtweise Absprengung bewirken .
Dieses Verfahren ist .relativ teuer und zeitraubend .Bei der Wärmestrahl -
technik werden mit Sauerstoff lanzen Löcher ingeringem Abstand voneinan­
der inden Beton gebrannt ,wobei Eisen zur Erreichung dererforderlichen
Hitze dient .Diese Zerkleinerungsmethode arbeitet vergleichsweise
schnell ,ist aber mit starker Rauchentwicklung verbunden .Ausserdem
können Verfahren wie Sägen ,hydraulisch oder pneumatisch angetriebene
Keile oder Hochdruckwasserstrahlen eingesetzt werden .-
Diese erprobten Techniken bedürfen der Weiterentwicklung und Anpassung ,
damit sie fürdie .schwierigeren Aufgaben der künftigen Demontage vei–
wendet werden können .

Anweiteren Techniken kommen hydraulisches Brechen ,Lichtbogenschnei den
mit anschliessendem Bohren und Brechen durch Unterkühlung inBetracht .
4.3 Ausrüstungen für Fernbetätigung
Ferngesteuerte Arbeiten wir Demontage ,Dekontaminierung ,Konditionierung
und Verpackung erfordern besondere Ausrüstungen zum Halten und Bewegen
der Werkzeuge ,Messinstrumente ,Fernsehkameras und der zubehandelnden
Teile .Solche Ausrüstungen können für bestimmte Situationen adhoc oder
als Mehrzweckausrüstungen konzipiert werden .Sie gehören zueiner Tech­
nologie ,die inReaktoren und heissen Zellen bereits eingesetzt wird ,
die jedoch für Stillegungsarbeiten ausgebaut und weiterentwickelt werden
Ν
muss .
4.4 Behandlung und Lagerung von Stillegungsabfällen
-'Behandlunq , Verpackung ,Beförderung und Lagerung oder Beseitigung
sind Operationen ,die insgesamt optimiert werden müssen ,wobei die spezi­
fischen Eigenschaften des jeweiligen Abfalltyps als Grundlage zudienen
haben -Die Entwicklung der optimalen Konzepte fürdie Behandlung von
Stillegungsabfällen befindet sich noch imAnfangsstadium .
Der beim Ausbau von grösseren aktivierten Komponenten entstehende Abfall
ist durch grosse Anfangsdimensionen und dadurch charakterisiert ,dass
die Aktivität überwiegend imGrundmetall eingeschlossen ist.Ein Leit­
gedanke fürdie Behandlung dieses Abfalls wäre der,das Zerschneiden auf
den für den Transport notwendigen Umfang zubegrenzen ,umdie Arbeiten
unter Bestrahlung und die Ausbreitung von radioaktivem Material auf ein
Minimum herabzusetzen .Dementsprechend sollten grosse Transportbehälter
)für bestimmte Komponenten entwickelt unddie Endlager fürdie Aufnahme
grosser Einheiten ausgelegt werden .
Bei kontaminierten Rohren erscheint eine Behandlung zur Verringerung
des Lagervolumens wünschenswert .Als Verfahren wurden Zusammenpressen ,
Brechen durch Unterkühlung und Schmelzen vorgeschlagen .Die Durchführ­
barkeit einer solchen Behandlung einschliesslich der Frage ,obdie Arbei­
ten amStandort des Kernkraftwerks oder ineiner' zentralen Anlage durch -
Izuführen sind ,sollten untersucht werden .

-17-
Was denradioaktiven Betonabfall angeht ,sowäre eswünschenswert ,über
eine billige Methode zum langfristigen Einschluss der Radionuklide zu
verfügen .
Für den bei der Stillegung von Gas-Gr aphit-Reaktoren undfortgeschrit­
tenen gasgekühlten Reaktoren anfallenden Graph itabfal lwurde die kon­
trollierte Verbrennung vorgeschlagen .Umbeurteilen zukönnen ,obdiese
Methode geeignet ist,müssen nicht nur die lokalen radiologischen Wii–
kungen ,sondern auch dielangfristigen Folgen -durch den Beitrag zuder
weltweiten Untergrundstrahlung -der Freigabe erheblicher Mengen des
langlebigen Radionuklids Kohlenstof f-14 inBetracht gezogen werden .
Auf die Sekundärabfälle braucht hier nicht besonders eingegangen zu 1
werden ,dasie nach den Methoden ,die gegenwärtig auf die beim Betrieb
von Kernkraftwerken anfallenden Abfälle angewandt werden ,inangemesse­
ner Weise behandelt werden können .
Folgende Methoden werden von einigen Ländern für die Endlagerung oder
die Beseitigung verschiedener Arten von Stillegungsabfällen inBetracht
gezogen :Oberflächennahe Lagerung ,Lagerung ineinem stillgelegten Berg­
werk ,Einlagerung intiefe Bohrlöcher und Meeresversenkung ."
5.Schätzung der durch Stillegungen bedingten Mengen radioaktiver Abfälle
5.1 Allgemeine Betrachtungen
Die folgenden Angaben werden benötigt ,umden Anfall radioaktiver
Abfälle durch die Stillegung von Kernkraftwerken schätzen zukönnen :
a)Zeitplan für die Ausserbetriebnahme der Anlagen ;
b)Inventar der radioaktiven Komponenten ,Systeme und Strukturen
der Kernkraftwerke und Schatzung der enthaltenen Radionuklide ;
c)Zeitplan für die Stillegungsarbeiten und insbesondere die
Demontage ;
d)Änderung des ursprünglichen V olumens und derRadioaktivität
der betreffenden Materialien durch Dekontaminierung ,Behandlung ,
Verpackung usw.und dabei entstehende Mengen anSekundärabfällen .

-18-
,DasErgebnis eineserstenAnsatzes zuBuchstabe a)istinPunkt5.2dar­
"gelegt.
WasBuchstabe b)anbelangt ,soisteswegenderVielfalt vorhandener
Kernkraftwerke notwendig ,diemeistendieserAnlagenindividuell zu
behandeln .EinigeAngabenstehenbereitszurVerfügung ,aberesmuss
nochvielArbeitgeleistet werden,bevoreinvollständiger Überblick
überdieAktivitätsinventare gegeben werdenkann.
FürdieBuchstaben c)undd)müssenReferenz-Strategien entwickelt
werden,wasalseinelangfristige Aufgabe zubetrachten is*t.
\
5.2Ausserbetriebnahme vonKernkraftwerken
Esistnochverfrüht,Vorhersagen zumZeitplan derAusserbetriebnahme
vonKernkraftwerken anzustellen ,dadieBetriebsdauer innerhalb eines'
weitenBereichs ungewissist.Dienachstehende Tabelleveranschaulicht
einmögliches Schema.Sieberücksichtigt diegegenwärtig inderGemein-<■
schaftinBetrieb undimBaubefindlichen Kernkraftwerke ;ausserbei
einigenPrototyp-Anlagen ,fürdiekürzereFristen angenommen wurden,
wurdedieBetriebsdauer mit30Jahrenangesetzt .
Ausserbetriebnahme derReaktoren
jReaktortyp1981-1990 !1991-2000 2001-2010
Gas-Graphit-Reaktören und
fortgeschrittene gasgekühlte
Reaktoren 11 !20
i 14 ;
Leichtwasserreaktoren I3'7 I37 i
I
I
Sonstige Typen ■ J2\
2 ■1 - I
'4'.!
Insgesamt 16 29 55

-19-
6.Leitgrundsatze
Inder nahen Zukunft können nur sehr allgemeine Leitgrundsätze für die
Stillegung aufgestellt werden ;diedetaillierte Formulierung solcher
'Grundsätze isteine langfristige Aufgabe .Bei einer Betrachtung auf
Gemeinschaftsebene müssen ferner die unterschiedlichen Bedingungen in
den Mitgliedstaaten wie verwendete Reaktortypen ,geographische Verhält­
nisse und Dringlichkeit der Stillegung berücksichtigt werden .
Gemeinschaftsbemühungen indiesem Bereich sollten sich mit den Massnahmen ,
die auf Weltebene von der Internationalen Atomenergie-Organisation getrof­
fen werden ,nicht überschneiden und sollten diese Massnahmen nicht behin­
dern .Man muss sich jedoch darüber imklaren sein ,dass die Gemeinschaft
ihrem Standpunkt indiesem grösseren Rahmen mehr Gewicht verschaffen könn­
te,wenn sie klare und durch geeignete Studien untermauerte Konzeptionen
hätte .
6.1Leitlinien für die Planung und den Betrieb von Kernkraftwerken im
Hinblick auf die Erleichterung der Stillegung
Untersuchungen .haben ergeben ,dass die modernen Kernkraftwerke hinsicht­
lich der Stillegung keine fundamentalen Schwierigkeiten bieten ,die
grundlegende konstruktive Änderungen erfordern würden .Umdie Stillegung
zuerleichtern ,wurden Verbesserungen betreffend die Anordnung ,die Ge­
staltung und die Werkstoffe der Kraftwerkskpmponenten vorgeschlagen ;
solche Verbesserungen dürften möglich sein .
Bei den modernen Kernkraftwerken werden inzunehmendem Masse Eigen­
schaften ausgebildet ,die Wartungs -und Reparaturarbeiten während der
Betriebszeit erleichtern sollen ;diese Eigenschaften werden schliesslich
auch die Stillegung vereinfachen .
6.2 Leitlinien für die Stillegung von Kernkraftwerken
DieStillegungsarbeiten unterliegen allgemeinen kerntechnischen V or­
schriften ;aber inden Mitgliedstaaten bestehen noch keine detaillierten
spezifischen Leitlinien fürdie Stillegung .ZumBeispiel sind die Höchst­
werte fürdie Strahlenbelastung desPersonals und der Bevölkerung in
allgemeinen Verordnungen festgelegt ;esigbt aber keine Kriterien für

-20-
dieuneingeschränkte Freigabe vonAusrüstungen undStandorten .
SolcheFragensindbeifrüheren Stillegungen vonFallzuFallgeregelt
worden.IndiesemZusammenhang sindauchdiegegenwärtigen Bemühungen
derInternationalen Atomenergie-Organisation zuerwähnen .

-21-
TEIL II:PROGRAMMVORSCHLAG
V orbemerkungen
Essind grössere Fortschritte konzeptueller und technischer Arterforder­
lich,umKernkraftwerke aufdie hinsichtlich Gesundheitsschutz und Wirt­
schaftlichkeit optimale Weise stillegen zukönnen .Die gewählten Lösungen
können die Entwicklung der Atomstromerzeugung durch ihre wirtschaftlichen
Auswirkungen und durch die Art,wie sie von der Öffentlichkeit aufgenom­
men werden ,beeinflussen .
Dadie Zahl der st-i 11zulegenden Kernkraftwerke inden nächsten Jahr­
zehnten nur langsam wachsen wird und daesferner möglich ist,den
Abbruch und die Beseitigung der Anlagen nach ihrer Ausserbetriebnahme
lange aufzuschieben ,könnte man zuder Ansicht gelangend dass vorläufig
noch keine beträchtlichen Anstrengungen zur Lösung der Stillegungsprobleme
erforderlich sind .Das wäre jedoch aus folgenden Gründen eingefährlicher
Irrtum : , '
-Essollten inzunehmendem Masse stillegungsfreundliche Eigenschaften
entwickelt und indas Konzept neuer Anlagen aufgenommen werden .
-Bei der Ermittlung ,Entwicklung und Einführung der optimalen Lösungent
handelt essich umeine langfristige Aufgabe .Fürdie technischen Ent­
wicklungen werden der rechtliche und administrative Rahmen und nament­
lich dieKriterien für die Freigabe und für die zentrale Endlagerung
V
von Abfällen bestimmend sein .Die Industrie muss daher frühzeitig über
entsprechende Leitlinien verfügen .Auf der anderen Seite bedarf eseiner
besseren Kenntnis der möglichen technischen Optionen ,damit die Rechts -
%
und Verwaltungsvorschriften weiterentwickelt werden können .
-Eine bessere Kenntnis derstillegungskosten wirddie Stromerzeugungs -
unternehmen indie Lage versetzen ,dennationalen V orschriften ent­
sprechend Rücklagen für die Stillegung zumachen .
-Unter besonderen Umständen ,zumBeispiel nach einem Störfall ,können
sich Stillegungsarbeiten alsdringlich erweisen .

-ImHinblick aufdie Zustimmung derÖffentlichkeit zuneuen Kernkraft -
uerken wird esimmer uihtiqer ,über durchentuickpltp nnH i.mhi Fnni-H BT..
teKonzepte fürdie Stillegung der Anlagen zuverfügen ,selbst wenn end­
gültige Lösungen noch nicht unbedingt benötigt werden .Man könnte so
weit gehen ,den Abbruch und die Beseitigung einer Anlage vorfristig
inBetracht zuziehen ,umdie Durchführbarkeit eines Stillegungs -
konzepts zudemonstrieren .
Die Kommission ist deshalb der Meinung ,dass über die Forschungsarbeiten
der Gemeinsamen Forschunqsstelle hinaus mit einer indirekten Aktion die
Kräfte auf Gemeinschaftsebene zusammenoefasst und durch
Informationsaustausch und Arbeits -
)teilung Geld und Zeit gespart werden konnten .Ferner könnte sich ein ge­
meinschaftlicher Ansatz positiv aufdie Aufnahme der von den Mitglied­
staaten gewählten Lösungen in der Öffentlichkeit auswirken ,ungeachtet
der Unterschiede ,die wegen der besonderen Eigenschaften der Kernkraft­
werke und anderer einzelstaatlicher Bedingungen notwendig sind .Ineinem
Mitgliedstaat bereits imGang befindliche Arbeiten könnten imRahmen
eines gemeinsamen Programms weitergeführt werden ,wenn der betreffende
Staat dazu bereit ist und wenn die Arbeiten für die Gemeinschaft von k
Interesse sind .Der Dienstleistungscharakter der Arbeiten und die.untei –
geordnete Bedeutung des kommerziellen Wettbewerbs indiesem Bereich werden
einen gemeinschaftlichen Ansatz erleichtern . '\
Allgemeine Züge des vorgeschlagenen Programms
Das Programm ,das vom 1.Juli 1978 anfür einen Zeitraum von fünf Jahren
vorgeschlagen wird ,muss alserste'Stufe eines längerfristigen V orhabens
betrachtet werden .Esumfasst eine Reihe von Studien und experimentellen
Projekten mit dem Ziel,die inbezug auf Gesundheitsschutz und Wirtschaft­
lichkeit geeignetsten Lösungen fürdie'Sti'llegung von Kernkraftwerken zu
entwi ekeln . . . '
Diese Studien und V orhaben sollen weitgehend von der Kommission finanziert
und auch -mit Unterstützung eines Beratenden Programmausschusses ,dem
Vertreter der Mitgliedstaaten und Beamte der Kommission angehören -von
ihr koordiniert werden .Der Ausschuss wird zusammentreten ,sobald das
Programm gebilligt ist.Die Arbeiten werden vonqualifizierten öffent -
liehen oder privaten Organisationen indenMitgliedstaaten durchgeführt
werden .

Umüberflüssige Doppelarbeit zuvermeiden ,sind die einschlägigen
Aktivitäten internationaler Organisationen bei der Aufstellung des Pro­
gramms berücksichtigt worden .Andererseits wurde der Programmbereich genau
abgegrenzt ,umÜberschneidungen mit dem Gemeinschaftsprogramm für die Be­
wirtschaftung und Lagerung radioaktiver Abfälle zuvermeiden .Das Programm
berücksichtigt insbesondere die die Dekontamination von Reaktorkomponenten
betreffenden Aktivitäten ,welche bei der Gemeinsamen Forschungsstelle im
Rahmen des Mehr jahresprogramms 1977-1980 durchgeführt werden ,und wird
mit diesen Aktivitäten strikt koordiniert werden .
Das Programm kann nach Ablauf von zwei Jahren zur Revision vorgelegt
werden ,umbei Bedarf den erzielten Ergebnissen entsprechend eine Neu­
ausrichtung oder Erweiterung zuerfahren .
Forschungs -und Entwi cklungsaktionen
/
Die vorgeschlagenen Aktionen ,die inAnlage IIbeschrieben sind ,be­
treffen folgende Themen :
Aktion Nr.1:Langfristige Integrität von Gebäuden und Systemen
Aktion Nr.2:Dekontaminierung für Stillegungszwecke
Aktion Nr.3:Demontageverfahren
Aktion Nr.4:'Behandlung spezifischer Abfälle :Stahl ,Beton und Graphit
Aktion Nr.,5:Grosse Transportbehälter für beim Abbruch von Kernkraft­
werken anfallende radioaktive Abfälle
Aktion Nr.6:Schätzung' der Mengen radioaktiver Abfälle ,die bei der
Stillegung von Kernkraftwerken inder Gemeinschaft anfallen
Aktion Nr.7:Einfluss konstruktiver Eigenschaften von Kernkraftwerken
auf die Stillegung
Diese V orschläge wurden aufgrund der inTeil Ibeschriebenen Analyse
vorliegender Studien und Erfahrungen formuliert .

-24-
über diese V orschläge hinaus wird inAussicht genommen ,dass sich die .
Gemeinschaft aneiner Operation industriellen Massstabs' beteiligt ,die im
Zusammenhanq derStilleguno eines Kernkraftwerks oder einer grösseren Kern-
kraftwerkskomponente durchgeführt wird ,und bei der neue Techniken demon­
striert oder bewährte Verfahren auf einen erweiterten Bereich von Be­
dingungen ,w.ie zumBeispiel Grösse und Strahlenpegel der Komponenten ,an­
gewendet werden .Dajetzt noch keine spezifische Aktion vorgeschlagen
werden kann,wird die Operation hier nur zur Erinnerung aufgeführt ;
nach Möglichkeit sollte ein V orschlag jedoch bei der Programmrevision
vorgelegt werden .Der finanzielle Beitrag der Gemeinschaft würde sich
nach der allgemeinen Bedeutung der Informationen richten ,die mit der vor­
geschlagenen Aktion voraussichtlich erlangt werden können .
Festlegung von Leitlinien
Diese Arbeiten beziehen sich auf
-Leitlinien für .die Konzipierung und den Betrieb von Kernkraftwerken
imHinblick aufdie Erleichterung ihrer späteren Stillegung ;
-Leitlinien fürdie Stillegung von Kernkraftwerken .
Die schrittweise Ausarbeitung vonLeitlinien isterforderlich ,umdie
(Forschungs -undEntwicklungsarbeiten inZukunft genauer ausrichten zu
können .Umgekehrt können die Ergebnisse der Forschungsaktionen die Ent­
wicklung derLeitlinien beeinflussen .ImHinblick aufdiese wechsel­
seitige Abhängigkeit ist dieschrittweise Ausarbeitung vonLeitlinien
indas Programm aufgenommen worden .
'I '
Esist vorgesehen ,die inden Mitgliedstaaten vorhandenen Elemente
solcher Leitlinien zusammeln und zuanalysieren und aufdieser Basis
die Möglichkeiten einer Annäherung der Positionen zuerreichen bezw .-
gemeinsame Positionen zuentwickeln .Ineinem späteren Programmabschnitt
würde versucht werden ,V orschläge für gemeinsame Leitlinien zuerarbei *..
ten .
Die Kommission sollte auch über einen begrenzten Etat fürdiese Aktion
i
verfügen ,damit siedie erforderlichen Analysen imRahmen vonStudien -
verträgen inAuftrag geben kann .

-25-
Aufschlüsselung der vorgeschlagenen Mittel
Kosten fürfünf Jahre inMillionen Europäischen Rechnungseinheiten
(ERE):
Posten Kosten
Beitrag zuForschungs -und Entwicklungsaktionen :
Aktion Nr.1 °'3
Aktion Nr.2 1,4
Aktion Nr.3 1/1 .
Aktion Nr.4 0,6
Aktion Nr.5 0,2
Aktion Nr.6 0,4
Aktion Nr,;7 0,6
Zwischensumme Aktionen 1bis 7 4,6
Festlegung von Leitlinien 0,2
XPersonal 1,31
Sitzungen 0,27'
Insgesamt 6,38
 Das Programm erfordert 5Bedienstete (2A+2B+1 C)

ANLAGE -I
ERGÄNZENDE ANGABEN ZU TEIL I
2.Erfahrungen mit der Stillegung
Die Kernkraftwerke ,die bereits ausser Betrieb genommen wurden ,sind
inTabelle 1.aufgeführt .Tabelle 2enthält weitere Angaben über Kern­
kraftwerke ,die über die Stufe 1hinaus stillgelegt worden sind .
3.1 Leichtwasserreaktoren
Angaben über Radionuklide ,die für die Aktivierung von Stählen
signifikant sind ,finden sich inTabelle 3.Tabelle 4enthält weitere
Angaben zuden'Kostendaten .
5.2Ausserbetriebnahme von Kernkraftwerken . i
Die inder zusammenfassenden Tabelle inTeil IPunkt 5.2 berücksich­
tigten Kerhkraft werke sind inTabelle 5aufgeführt . '
6.1Leitgrundsätze für die Planung und den Betrieb von Kernkraftwerken
imHinblick auf die Vereinfachung der Stillegung '
ImRahmen der Internationalen Atomenergie-Organisation (pokument IAEO-179 )
sind folgende Auslegungskriterien empfohlen worden :
Komponenten und Gebäude sollten soangeordnet werden ,dass
-der Standort letztlich' trotz des eventuellen V orhandenseins still­
gelegter Gebäude sein maximales Potential erreichen kann ;
-umsie herum genügend Raum vorhanden ist,umden Zugang mit Transport -
geräten ,Abschirmungen oder Werkzeugen zugestatten ;
-geeignete Zellen oder Kabinen ^erri chtet werden können ,umdie Ausbrei­
tung von radioaktivem Material während der Demontage zubegrenzen und
umbei Bedarf einen Betrieb bei niedrigerem als dem Umgebungsdr uck zu
ermög Iichen ;
-sie ineinem Stück durch angrenzende Räume oder das Dach entfernt wei–
den können ,unter Verwendung anlageneigener oder (falls notwendig )
externer Hebevorrichtungen ; " *

-2-
Konstrukt2on_yon_Komgonenten_und_Gebauden
Beim Entwurf der Komponenten undGebäude istdarauf zuachten ,dass
-die kontaminierten oder aktivierten Teileentfernt werden können
(Beispiel :abtrennbare Betonschichten auf dem biologischen Schild );
-ihrAktivitätspegel inGrenzen gehalten wird (Beispiel :Abstand
zwischen der Stahlbewehrung des Betons und der Neutronenf lusszone );
-die Komponenten und Strukturen invergleichsweise leichte ,kleine und
für den Transport geeignete Teile zerlegt werden können ;
-für die Entfernung aus der Umsch liessung oder dem Reaktorgebäude
geeignete Durchführungen und Öffnungen vorhanden sind ;
-möglichst viele Komponenten auswechselbar sind ;
-die Werkstoffe sogewählt werden ,dass die Bildung langlebiger
I
Nuklide inGrenzen gehalten wird .
V orkehrunqen fur die_Dekontamjn_ierun2
Umdie Dekontaminierung von Komponenten ,Rohrsystemen und Räumen zu
vereinfachen ,sollten folgende V orkehrungen getroffen werden :
-DieAusbreitung vonaktiven Korrosionsprodukten oder Ablagerungen
während des Betriebs oder der Stillegung sollte begrenzt werden ,was
zumBeispiel durch Dränierungspunkte ,V orrichtungen zum Spülen der
Rohrsysteme und Fallen inden Rohrleitungen geschehen kann ;
-Einrichtungen fürdie Dekontaminierung von Komponenten und Räumen
einschliesslich V orkehrungen für die Einleitung und Entnahme von
Dekont amini erungs Lösungen .
ssnahmen
Essollte ein zuverlässiges Dokumentationssystem aufgebaut und zur
Erfassung aller Änderungen inbezug aufdie Auslegung und die Werk­
stoffe der Anlage während ihres Betriebs verwendet werden .

-3-
Tabelle' 1:Ausser Betrieb genommene Kernkraft werke
Land Anlage*
Typ Leistung
MWeBetriebs­
zeit
Frankrei eh Marcoule Gî G6R , 4 1956-1968 '
Frankreich Chinon 1 GGR 70 1963-1973
Deutschland HDR Grosswelzheim BWR j 25 1970-1972 .
Deutschland KKN Niederai chbach HWR 100 1974-1974
Vereinigtes
König reichDFR Dounreay iFBR 15 1963-1977
Schweiz CNL Lucens HWR 8 1968-1969
USA Vallocitos EVESR BWR 5 1957-1963
"ElkRiver Reactor BWR ' 22 1964-1968
Hallam HNPF SGR 75 1962-1964
II
li ¬
tiBONUS
Vallecitos VBWRBWR
BWRλ16,5
101962-1968
1957-1963
"Santa Susanna SGR 7,5 Ί958-1966
Piqua 0MR OMR 11,4 1963-1966 -
"Carolinas CVTR PWR 17 1963-1967
Enr icoFermi FBR 61 1966-1971
"Pathfinder BWR 62 1962-1967
"Saxton PWR i.4,2 1962-1972
Peach Bottom HTR 40 1966-1974
* BWR =Siedewasserreaktor
GGR =Gas-Graphit -Reaktor
SBR =Schneller Brüter
HTR =Hochtemperaturreaktor
HWR =Schwer wasserreaktor t
OMR =Organisch moderierter Reaktor
.PWR =Druckwasserreaktor
SGR =Natri um-Graph it-Reaktor

Tabelle 2:Anlagen,derenStillegung überStufe 1hinausgediehenist
f '
Anlage; I
HNPF(HallamNuclear
PowerFacility) :BONUS(Boiling Nuclear
Superheater Reactor )CNL(Centrale nucléaire
Lucens )ERR(ElkRiver
Reactor )
Land USA USA Schwei z USA
Reaktortyp J
I
IGraphitmoderierung,
NatriumkuhlungSiedewasser ,nukleare
ÜberhitzungSchwerwassermoderierung ,
GaskühlungSiedewasser
(fossileüberhitzung )
Leistung
Betriebszeit75
1962-1964
I16,5
1962-19688
1968-1969 |
I * '22
1964-1968
Aktivitåts-
inventar(Ci)*3χ105
I
I50000 500 ]
|9000
Erreichter j
Stillegungs-
zustand
iUnterirdischer Ein­
schluss;Standort-
geländebepflanzt
unduneingeschränkt
zugängIich
i jiEinschluss imbiologi­
schenSchild;Anlage
iinMuseumumgewandelt
i
lSchwach aktiveTeile >
(insgesamt 1,5Ci)
eingeschlossen ;übrige
Teileverpackt undam
Standort gelagert ;
Reaktorkavernen unein­
geschränkt zugänglichStufe3imJahre
1974abgeschlossen
Stillegungs -
kosten!
4,2Millionen US-2r
Angabennichtverfüg­
bar|Angabennicht t
verfügbar;5,7MillionenUS-2
*HNPF:ImZeitpunkt desEinschlusses
Andere:ZuBeginnderStillegung

Tabelle 3:Für die Aktivierung der inLeichtwasserreaktoren verwendeten
Stähle signifikante Radionuklide
Radionuklid Eisen 55I -
Kobalt 60 Nickel 63 Nicke l59
Halbwertszeit ,Jahre -2,4 5,2 •T
92 j 80000
.^Strahlung Gammastrahlung -
RöntgenstrahlungGamma ,Beta Beta Gammastrah lung
Rontgenstr ahlung
Ausgangselement Eisen Kobalt ". Nickel ~
Gehalt (%)des Ausgangselements in
-Rostfrei stahl (1) 70 Spuren 10
-unlegiertem Stahl (2) 97ISpuren j 0,5 -'0,8U1
(1)Komponenten :Reaktorgefässeinbauten ,Reaktorgefässauskleidung
(2)Komponenten :Reaktorgef äss

-6-
Tabelle 4:Kostenschätzungen fürdieStillegung vonLeichtwasserreaktoren
.(1200MWe-Anlagen ;Betriebszeit 40Jahre)
KosteninMillionen US-2,Wert1975(1)
Studie
Referenz
Reaktor
DiskontierungPI
(2)EUR
JR
jkeineE
5728d
B
(2)WR
|keine'fi
AIF/NES
PWR
keinei
;P-009SR
BWR
keine
'Sofortige Durchführung
iderStufe3 168,478,683,495,426,9 3.1,2
:Verzögerte Durchführung
derStufe3-nachStufe 1
-Stufe 1
-Zwischenkosten (3).
-FallI %:
-FallII
-Stufe3(5)4,5
0,3
(4)
12,24,6
0,7
(4)
59,04,5
'0,3
(4)
13,14,6
0,7
(4)
63,32,3
9,5
18,0
11,02,4
9,2
17,4
11,7
-Insgesamt
-FallI
-FallII17,0
(4)64,3
(4)17,9
(4)68,6
(4)-22,8
31,323,3
31,5
Verzögerte Durchführung
derStufe3-nachStufe2
-Stufe 2
-Zwischenkosten (3)
-Stufe3(5)
-InsgesamtI • '
(4)7,4
6,3
10,8 ,
24,57,6
.6,0
12,1
I25,8
(1)AngabenderStudie EnachdemKurs1DM=0,4US-2umgewandelt
(2)Diskontiert biszumZeitpunkt derAusserbetriebnahme zueinemJahressatz
von3,7%(dieserSatzergibtsichauseinemangenommenen jährlichen
Zinssatz von12%undeinerjährlichen Inflationsrate von8%)
(3)AufderGrundlage folgender jährlicher Wartungs-undÜberwachungskosten :
Studie . EA
NachStufe 1-FallI:keinWachdienst v
-FallII:rrtitWachdienst
NachStufe20,019
(4)
(4)0,088
0,167
0,058
(4)Nichtuntersuchte Alternative
(5)Verzögerte Durchführung derStufe3:40Jahre(Studie E),108Jahre
(Studie A,PWR)und104Jahre(Studie A,BWR)jnachAusserbetriebnahme
(dieinStudie Aangesetzten Wartezeiten wurdensogeschätzt ,dasseine
manuelle -gegenüber derfernbetätigten -Demontage möglichist).
r

Tabelle 5:Fertiggestellte oderimBaubefindliche Kernkraftwerke
inderEuropaischen Gemeinschaft
Anlage LandTypLeistung
MWe
IBetriebs-
beginnI
|Jahroderangenom­
menerZeitraumder
jAusserbetriebnahme
IMarcoule G1 F |GGR 4 I!1956 |1968 r
HDRGrosswelzhei m D BWR 25 1970 i1972 .
Chinon 1 ■F GGR 70 II1963 1973
KKNNiederaichbach D HWR 100'Î974 .i1974 "
|DFRDounreay |UK ||FBR|15|1963 j1977 |
IBR-3Mol HΒ IPWR 10 î1966 :1
MZFRKarlsruhe » HWR 51' 1966
(OttoHahn) D PWR 1968
El-4Montsd'Arré ■F HWR 70 .1967 j1981-1990
VAKKahl D BWR 15 1961
WAGRWindscale UK AGR 32 1963 .
Marcoule G2 .FlGGR 40 i1959 ~i
i i
Marcoule G3 'F GGR 40 1960! !
i !
Calderhall UK GGR 4χ501956-59 i
I ■
Chapelcross |[UK|GGR ||4χ50|1959-60
IBerkeley |UK !IGGR I2χ138 I1961 I I
I
BradwelL . UK GGR 2χ150 1961
Latina I GGR 210 h1964!
Hunterston A UK GGR 2χ150 1964 i
Garigliano 1 •BWR 160 1964
■
TrinoVercellese I-PWR 257 1965 I
Chinon 2 ■F' GGR -200 1965 ^!1991_2000
HinkleyPointA UK GGR 2χ250 1965I
Trawnsfynydd UK .GGR 2χ250 1965! ■ !
0υη9θηθ55 Ά UK .GGR 2χ275I1965! i•
I
> ■
Chinon 3 F GGR 480'!1966> i
I
Sizewell A UK GGR 2χ290 1966I !
I i
KRBGundremmingen D PWR '237 j1966! !
! i
SENAChooz F PWR 305 1967I ι
I ί
AVRJulich D HTR 13 !1967I
i ;
iOldbury A . UK GGR.2χ3001967-68 jI ■'!
KWLLingen » BWR 182 !1968 |i !
KWOObrigheim D PWR 328 1968 !!, i
GKNDodewaard NL BWR 52j1968 |i i
-SGHWRWinfrith UK HWR 92 I1968 I ' i
StLaurent 1 F[GGR |[■480 |1969 jt
i
iStLaurent 2rrn IGGR JI*515 ;|1971 .|!
i
Wylfa UK GGR 2χ590|1971Ji
' i
KNKKarlsruhe - DSZr 19 i1972 |I
KWWWùrgassen D BWR '640 |1972 '[
{
KKSStade D .PWR 630 !1972 j
Bugey 1 F GGR 540 I1972 2001-2010 ;
Borssele > NL PWR 450 !1973 I j
Phénix F -FBR 233 |1973 I i
Biblis A 1 D PWR 1146 j1974l
■i
Doel1 Β PWR 390 1974I
Tihange 1 Β PWR 870 1975i
i
DFRDounreay UK FBR 230 1975 !

-8-
Tabelle 5:Fortsetzung
Anlage Land
\Typ
jLeistung
MWeBetriebs-
beginnAngenommener Zeit­
raumderAusser-
betriebnahme •
IDoel2 Β PWR 390 1975
Biblis B ID PWR 1240 ■1976
GKNNeckarwestheim D PWR 775 ,1976
KKBBrunsb'ûttel D BWR 770 1976
HinkleyPointB, UK AGR 2χ6251976-77
Hunterston B UK AGR 2χ6251976-77
Fessenheim 1,2 F PWR 2χ890 1977
KKIIsar D BWR 870 1977 2001-2010 .
KKP-1Philippsburg D BWR 864 1977
.
KKUUnterweser 0 PWR 1230 1977■"
Bugey2,3 F PWR 2χ925 .1978
Caorso I PWR 840 1978\-
Bugey4,5 F PWR 2χ9051978-79
Tricastin1,2,3,4 F PWR 4χ9251979-80 .'
IGravelines 1,2,3,4 F PWR 4χ9251979-81
!KKGGrafenrheinfeld D PWR 1229 1979-
IMülheim-Kärlich D PWR -1154 1979-
Dungeness B UK AGR 2χ600 1979 ,
Hartlepool UK •AGR.2χ625 1979 -
Heysham UK AGR 2χ625 1979
Dampierre 1,2,3,4 F PWR 4χ9251979-81
Doel3 'Β PWR 900 1980
Tihange2 Β PWR I900 1980
KKKKrummel D BWR 1260 1980'
[THTR-300Uentrop |D|HTR[300 ||1980 | l
IStLaurent B1,2nIPWR !2χ925 I1981
LeBlayais 1,2 F PWR 2χ925 1981
KWGGrohnde D PWR .1294 1981
KRBB,CGundremmingen D BWR 2χ12501981-82 nach2010
Chinon B1,2 F PWR 2χ9251981-82
KBRBrokdorf D PWR 1294 1982
KWSWyhl 0 PWR 1283 1982
SNR-300 Kalkar D FBR 282 1982
Cirene I HWR 32 1982
Paluit 1-2 F PWR 2χ1300 1982
Superphénix F;FBR 1200 1983
KKP-2Philippsburg D PWR 1280 1982
|ENEL6,8MontaltoIBWR|
i2χ980.|1983-84 | I
Bemerkung :DerfürdieAusserbetriebnahme angesetzte Zeitraum ergibtsich
ausderAnnahme gemässPunkt5.2inTeilI.Imallgemeinen sind
dieDatenderAusserbetriebnahme nochnichtfestgeplant.

ANLAGE II»
BESCHREIBUNG DER VORGESCHLAGENEN FORSCHUNGS -
UND ENTWICKLUNGSAKTIONEN
Aktion Nr.1
Langfristige Integrität von Gebäuden und Systemen
Esist vorgeschlagen worden ,mit der Demontage von Kernkraftwerken
einige Jahrzehnte bis rund hundert Jahre zuwarten ,vor allem umdie
Strahlenbelastung des Personals zuverringern .Eine signifikante
Verschlechterung des Zustands der Anlage und insbesondere der Korr
taminationsschranken indieser Zeit wurde Probleme derSicherheit ,der
Wartungskosten undletztlich der Demontage aufwerfen .Diesem Aspekt ,
der inden meisten bisherigen Stillegungsstudien nicht untersucht
worden ist,kommt unter anderem Bedeutung fürdie Veranschlagung eines
angemessenen Zeitraums für den Aufschub des Abbruchs zu. .
Diese Aktion hätte die Verbesserung der Kenntnisse über die Verschlech­
terung des Anlagenzustands unddie Empfehlung zweckdienlicher
Verhütungsmassnahmen zumZiel .
Programm ,
-Beurteilung des Fortschreitens der Verwitterung bei Sicherheitsbe -
hältern und des Wartungsaufwands als Funktion der Zeit auf der
Grundlage einer Analyse der vorliegenden Erfahrung mitähnlichen
■Gebäuden .
-Untersuchung der durch Reste von Feuchtigkeit und aggressiven
Agenzien verursachten Korrosion imInneren -von geschlossenen konta­
minierten Systemen ;Entwicklung von Methoden zur Entfernung der
Rückstände korrodierender Agenzien .
-Untersuchung weiterer Massnahmen zur Erhaltung von Anlagen ineinem
sicheren Zustand .
Gemeinschaftsbeitrag :0,3 Millionen ERE

-2-
Aktion Nr.2
Dekontaminierung fur Stillegungszwecke
ImRahmen dieser Aktion sollen speziell fürStillegungszwecke
geeignete Dekontaminierungsmethoden entwickelt undbeurteilt werden .
Es handelt sich umMethoden fürgeschlossene Systeme ,fürdemontierte
Komponenten ,namentlich solche mitgrossen Abmessungen ,oder fürdie
Gebäudeoberf lachen .Die Methoden können aggressiver alsdie gegen -
wartig beim Reaktorbetrieb angewandten sein .DieEntwicklungsarbeiten
sollten insbesondere auf folgende Eigenschaften abzielen :hoher De-
kontaminationsfaktor ,einfache und sichere Anwendung ,unproblematische
Art und geringes V olumen des Sekundarabfalls .V on besonderem Interesse
sind Methoden ,die innerhalb der Kernkraftwerke und mit einem
Mindestaufwand anzusätzlichem Gerät angewandt werden können .
Zuden inBetracht kommenden Methoden gehören :Dekontaminierung mittels
Pasten und Salzschmelzen ,elektrolyti sehe Dekontaminierung ,Dekontaminierung
unter Einsatz von Sprengverfahren .
Ausserdem sollte eine synoptische Studie durchgeführt werden ,umden
vernünftigen Dekontaminationsaufwand bei der Stillegung auf der Grundlage
typischer Referenzkomponenten zuveranschlagen .Beidieser Studie wären
insbesondere die Komponenten zuermitteln ,bei'denen eine "vollständige
Dekontamination "mit anschliessender uneingeschränkter Freigabe ange­
bracht wäre .
Die besonderen Stillegungsprobleme imFalle von Kernkraftwerken ,bei
denen sich eingrosserer Storfall ereignet hat,sollen ebenfalls
untersucht werden .DerUntersuchung wäre einKühlmittelverlustunfall
mit anschliessender schwerer Kontamination der Anlage zugrunde zulegen .
Essollen Verfahren vorgeschlagen werden ,mit denen die Anlage in
einen Zustand gebracht werden kann,dereine sichere Anwendung normaler
Stillegungsverfahren ermöglicht .Erforderlichenfalls sind angemessene
Konstruktionsänderungen vorzuschlagen .
«
Gemeinschaftsbeitraq :1,4Millionen ERE

-3-
Aktion Nr.3
Demontage verfahren
Bei StiLLegungsarbeiten wurden bereits verschiedene Demontageverfahren
angewandt ,die jedoch einer weiteren Entwicklung bedürfen ,damit sie
fürdie inder Zukunft erforderlichen schwierigen Aufgaben eingesetzt
werden können .Ferner sind vielversprechende neue Techniken vorge­
schlagen worden . ■ ,
Wegen derVielfalt der inBetracht kommenden Verfahren istvorgesehen ,
eine vergleichende Studie unter Berücksichtigung mehrerer typischer
Demontageaufgaben durchzufuhren ,umdie möglichen Anwendungen undje­
weiligen V orzüge der verschiedenen Verfahren zubeurteilen .Aufdieser
Grundlage sollten dann die aussichtsreichsten Techniken ausgewählt
und weiterentwickelt werden .
Als Gegenstand weiterer Entwicklungsarbeiten wurden bereits folgende
Techniken ermittelt :
-Sprengverfahren zum Zerlegen von Stahlrohren undBetonstrukturen ,
-thermische Verfahren zum Zerschneiden dickwandiger Stahlkomponenten .
Gemeinschaftsbeitrag ;1,1Millionen ERE

- A-
Aktion Nr.4
Behandlung spezifischer Abfal Imateri alien :Stahl ,Beton und Graphit
Bei derStillegung von Kernkraftwerken werden stets grosse Mengen
radioaktiver Abfalle ausStahl anfallen .Fürdie Konditionierung
solcher Abfälle sind die Zerkleinerung beitiefen Temperaturen und
das Einschmelzen alsaussichtsreiche neue Verfahren vorgeschlagen worden .
Die Zerkleinerung beitiefen Tenperaturen zielt inerster Linie
auf eine Verringerung des zulagernden V olumens ab;siedürfte besonders
für Elemente wie Rohrleitungen geeignet sein .
Das Einschmelzen dient verschiedenen Zwecken :
-maximale Verringerung des Lagervolumens
-maximale Verringerung der Oberflache ,die nach der Endlagerung
korrodieren könnte ;
-Dekontamination durch Abtrennung der Schlacke ;
-Einschluss der Restkontamination indas Grundmaterial ;
-möglicherweise Abtrennung langlebiger Radionuklide .
Bezüglich dieser Verfahren umfasst die Aktion Durchführbarkeits -
studien unter Einschluss von
-grundlegenden Untersuchungen spezifischer Aspekte wie der Wirk­
samkeit der Dekontamination durch Einschmelzen und der Möglichkeit ,
die langlebigen Radionuklide abzutrennen ;
-Konzeptstudien zur Ermittlung der wichtigsten Prozessparameter und
Anwendungsbedingungen sowie zurBeurteilung des industriellen
Interesses der betreffenden Verfahren . •
Die vontritiierten Stahlabfällen aufgeworfenen Probleme werden
ebenfalls untersucht .
FürBetonabfälle sollte eine Kondit ionierungsmethode entwickelt werden ,
durch die ein dauerhafter Einschluss der Radioaktivität erreicht wird .
Bei der Stillegung von Gas-Graphit -Reaktoren und fortgeschrittenen
gasgekühlten Reaktoren werden grosse Mengen von Graphit abfäl len
entstehen .ImRahmen dieser Aktion soll eine Methode zur Beseitigung
dieser Abfälle entwickelt werden ;dabei sind die globalen und lang­
fristigen radiologischen Wirkungen von Kohlenstof f-14 inder Atmosphäre
imFalle der Verbrennung des Graphits zuberücksichtigen .
Gemeinschaftsbeitr ag:0,6 Millionen ERE

/
Aktion Nr.5
Grosse Transportbehälter für beim Abbruch von Kernkraftwerken anfallende
radioaktive Abfalle
Untersuchungen haben ergeben ,dass eswünschenswert ist,den bei der
Demontage bestimmter grosserer Reaktorkomponenten anfallenden radio­
aktiven Abfall ingrosseren als den für andere Arten radioaktiver Abfälle
üblichen Einheiten zutransportieren ,umdenerforderlichen Zerkleinerungs -
aufwand und damit die Strahlenbelastung des Personals und dieStillegungs -
kosten zuverringern .Grosse und Gewicht der Transporteinheiten sollten
zumindest sobemessen sein,dass die normalen Transportmittel voll genutzt
werden können .
y i »
Programm
-Systemstudie mit dem Ziel,die Typen grosser Transport -und/oder
Endlagerbehälter zudefinieren ,die Auf Grund der Abfalleigenschaften
wie Strahlenpegel ,V orbehandlung usw.benötigt werden ;
-Konzeptstudie grosser Behälter einschliesslich Abschi rmungsent -
wurf undSicherheitsanalyse ;Festlegung des für Genehmigungszwecke
erforderlichen Testprogramms .
r
Gemeinschaftsbeitrag :0,2 Millionen ERE

-6-
Aktion Nr.6
Schätzung der Mengen radioaktiver Abfalle ,die beiderStillegung von
Kernkraftwerken inder Gemeinschaft anfallen
Diese Aktion erfordert die Definition vonReferenzstrategien fürdie
Stillegung undist daher alslangfristige Aufgabe anzusehen .Das
Fünfj ahresprogramm kann mithin nur zum Ziele haben ,einen ersten
versuchsweisen Ansatz zudem Problem zuerarbeiten .
Programm
-Zusammenstellung von Daten betreffend dasAktivitätsinventar von
Kernkraftwerken inden Mitgliedstaaten nach ihrer Ausserbetriebnahme ;
diese Zusammenstellung ist durch Berücksichtigung neuer Studienergebnisse ,
die verfügbar werden ,schrittweise zuvervollständigen .
-Untersuchung verschiedener Schemata fürdieStillegung von Kern­
kraftwerken und die Konditionierung der dabei entstehenden Abfälle .
-Schätzung des Anfalls radioaktiver Abfälle bei der Stillegung von
Kenkraftwerken auf der Grundlage einiger ausgewählter Stillegungs -
schemata ,umauf lange Sicht zueiner Schätzung der inden
Mitgliedstaaten anfallenden Abfälle zugelangen .
Gemeinschaftsbeitrag :0,4 Millionen ERE

-7-\
Aktion Nr.7
Einfluss konstruktiver Eigenschaften von Kernkraftwerken auf die
Sti LLegung
ImRahmen dieser Aktion sollen zweckdienliche Verbesserungen der
Kraftwerksauslegung imHinblick aufdie Stillegung ermittelt und
entwickelt werden .Nach Möglichkeit sollen Reaktorbaüf irmen betei ligt
werden ,umdie wirksame Durchfuhrung dieser Aufgabe bei gleich­
zeitigem Schutz der industriellen Kenntnisse zugewähr­
leisten .
Programm
-Zunächst Informat ions-und Meinungsaustausch über den Umfang -indem
i
Kriterien ,die die Stillegung erleichtern >bereits berücksichtigt
werden ,und über die Möglichkeiten weiterer Verbesserungen ;Ermittlung
einiger spezifischer Verbesserungen ,die sich zur Untersuchung
imRahmen dieser Aktion eignen .
-Beurteilung dieser spezifischen Verbesserungen unter dem Blickwinkel
ihrer technischen Durchführbarkeit und unter angemessener Berück­
sichtigung der Sicherheit undZuverlässigkeit desBetriebs sowie
der wirtschaftlichen und der Umweltauswirkungen dieser Verbesserungen .
-Experimentelle Studien zuausgewählten spezifischen Themen
(z.B. entfernbare Oberf lächenbeschi chtungen ).
Gemeinschaf tsbeitraa :0,6 Millionen ERE

VORSCHLAG FÜR EINEN BESCHLUSS DES RATES ZUR FESTLEGUNG EINES PROGRAMMS
BETREFFEND DIE STILLEGUNG VON KERNKRAFTWERKEN
Der Rat der Europaischen Gemeinschaften -
gestützt auf denVertrag zur Gründung der Europäischen Atomgemeinschaft ,
insbesondere auf Artikel 7,
auf V orschlag der Kommission ,die den Ausschuss für Wissenschaft und
Technik angehört hat,
nach Stellungnahme des Europäischen Parlaments ,
nach Stellungnahme des Wirtschafts -und Sozialausschusses ,
inErwägung nachstehender Gründe :
Indem Aktionsprogramm der Europäischen Gemeinschaften für den Umwelt­
schutz ,das der Rat der Europäischen Gemeinschaften unddie imRat ver­
einigten Vertreter der Regierungen der Mitgliedstaaten -inder Entschliessun ;
vom 17.Mai 1977 *gebilligt haben ,werden Massnahmen der Gemeinschaft
imZusammenhang mit der Stillegung von Kernkraftwerken als notwendig
bezeichnet ,und eswerden der Inhalt unddie Verfahren zur Durchführung
solcher Massnahmen festgelegt .
Esist unvermeidlich ,dass bestimmte Teile von Kernkraftwerken während
ν
desBetriebs radioaktiv werden ;deshalb müssen wirksame Lösungen
gefunden werden ,mit denen die Sicherheit und der Schutz des Menschen
und seiner Umgebung gegen diepotentiellen Gefahren imZusammenhang
mit der Stillegung von Kernkraftwerken gewährleistet werden können .
*ABl.C139 vom 13.6.1977 ,S.34bis 35

-2-
BESCHLIESST :
Artikel 1
MitWirkung vom1.Juli1978wirdfürdieDauervonfünfJahren
einForschungsprogramm imZusammenhang mitderStillegung vonKern­
kraftwerken ,wieesimAnhangdefiniert ist,festgelegt .DerAnhang
istBestandteil diesesBeschlusses .
I
Artikel 2
DerBetragderMittelbindungen zurDurchführung diesesProgramms
wirdauf6,38Millionen Europäische Rechnungseinheiten (ERE)veran­
schlagt undderPersonalbestand wirdauffünfBedienstete veranschlagt .
Artikel 3
DasimAnhangfestgelegte Programm kannamEndedeszweitenJahresnach
geeigneten Verfahren überprüft werden.

-3-
ANHANG
PROGRAMM
DasProgramm bezweckt diegemeinsame Entwicklung einesSystems
fürdieBewirtschaftung ausserBetrieb genommener Kernkraftwerke
undderbeiderenAbbruchanfallenden radioaktiven Abfalle,dasin
seinenverschiedenen Stufen denbestmöglichen SchutzderBevöl­
kerungundderUmweltgewahrleistet.DasProgramm siehtvor:
A.Forschungs -undEntwicklungsaktionen zufolgenden Themen;
AktionNr.1:Langfristige Integrität vonGebäuden undSystemen
AktionNr.2:Dekontaminierung fürStillegungszwecke
AktionNr.3:Demontageverfahren
AktionNr.4:Behandlung spezifischer Abfälle :Stahl,Betonund
Graphit
AktionNr.5:GrosseTransportbehälter fürbeimAbbruch vonKern­
kraftwerken anfallende radioaktive Abfälle
AktionNr.6:Schätzung derMengenradioaktiver Abfälle,diebei
derStillegung vonKernkraftwerken inderGemeinschaft
anfallen
AktionNr.'7:Einfluss konstruktiver Eigenschaften vonKernkraftwerken
aufdieStillegung -
B.Festlegung vonLeitlinien ,nämlich :
-bestimmten LeitLinienfürdieKonzipierung unddenBetrieb von
Kernkraftwerken zurErleichterung einerspäterenStillegung ;
i *
-Leitlinien fürdieStillegung vonKernkraftwerken ,diedieersten
Elemente einerdiesbezüglichen Gemeinschaftspolitik darstellen
könnten .
\

FINANZBOGEN
1»Stelle imHaushaltsplan ;3359
2.Bezeichnung des V orhabens :
Stillegung von Kernkraftwerken
3.Rechtsgrundlage :
Artikel 7desVertrags zur Gründung der EAG
4.Beschreibung ,Ziel und Begründung des V orhabens

-2-
4.1 Beschreibung
Eshandelt sich umein EURATOM-Fors chungsprogramm (indirekte Aktion )
Uber dieStillegung vonKernkraftwerken ,dassich auf folgende Themen
erstreckt :
-Entwicklung von Spezialtechniken ;
-V orausschätzung deranfallenden radioaktiven Abfälle ;
-Untersuchung bestimmter Merkmale der Kraftwerke imHinblick auf die
Stillegung ;
-Festlegung von LeitGrundsätzen .
Das Prograjnm betrifft inerster Linie dieElektrizitätserzeugungs -
unternehmen und die auf dem Gebiet der Kernforschung tätigen 'öffentlichen
und privaten Organisationen .
4.2 Ziel
Ziel der Aktion ist die Forderung der Entwicklung von Methoden und von
Techniken für die Stillegung von Kernkraftwerken ,die geeignet sind ,
den Schutz von Mensch und Umwelt zugewährleisten .
4.3 Begründung des V orhabens
Bas vorgeschlagene Programm ergibt sich aus dem vom Rat am17.Mai 1977
gebilligten Aktionsprogramm für den Umweltschutz undist mit Unter­
stützung einer Gruppe nationaler Sachverständiger ausgearbeitet worden .
Tank demAustausch von Informationen und derAufteilung der Aufgaben
wird dieAktion eine Rationalisierung der Bemühungen auf Gemein­
schaftsebene ermöglichen .

-3-
5.Finanzielle Auswirkungen desV orhabens (inERE)
5.0 Auswirkungen auf die Ausgaben
5.0.0 Gesamtkosten für die voraussichtliche Dauer zuLasten
-des Haushaltsplans der Gemeinschaften : 6.380.000 ERE
-der nationalen Behörden :
-anderer Sektoren auf nationaler Ebene :
Gesamtkosten 6.380.000 ERE
5.0.1 Mehrjähriger Ausgabenplan
Verpf lichtungsermâchti gungen
1978
(2.Halb.jah ;.1979
[01980 1981 1982 1983
(l.Halb .jähr )
Perspnal
Verwaltungs­
kosten
Verträge24.000
476.0001
262.000
49.000
2.Ό00.000277.000
52.000
1.327.000294.000
55.000
1.000.000311.000
59.000164.000
30.000
InsgesamtI
500.000 2.311.000 1.656.000 1.349.000 370.000 194.000
Zahlungs ermachti gungen
1978
(2.Halbjah ]1979
rO1980 1981 1982 1983
(l.Halbjahr )
Personal
Verwaltungs­
kosten
Verträge24.000
476.000262.000
49.000
1.000.000277.000
52.000
1.000.000294.000
55.000
1.000.000311.000
59.000
1.000.000I64.OOO
30.000
327.000
Insgesamt1
500.000 1.311.000 1.329.000
.11.349.000 1.370.000 521.000

-4-(
5.02 Berechnungsweise
a.)Personalaus gaben
DerMittelbedarf für dieses Programm wurde anhand folgenden
Personalbestands ermittelt :
2Bedienstete der Kategorie A
2Bedienstete der Kategorie B
1Bediensteter derKategorie C
Ausser derBerechnung flirdenreinen Personalbestand berücksichtigen
die angegebenen Zahlen auch die Gegebenheiten imSinne des Haushalts -
entwurfs Tür dasHaushaltsjahr 1979 *Keine Steigerung derKaufkraft
istvorgesehen .Lediglich gegebenenfalls anzuwendende Berichtigungs -'
koeffizienten zurBferticksichtigung derEntwicklung desallgemeinen
Preisniveaus inder Gemeinschaft werden inBetracht gezogen .
b)Laufende Verwaltungs -undtechnische Ausgaben
Diese Ausgaben decken die Kosten für Reisen undDienstreisen ,die
Organisation von Sitzungen ,sowie fürdieHeranziehung wissenschaftlich «
und technischer Unterstützung ,sofern dies zur effektiven Abwicklung
des Programms erforderlich ist.
c)Ausgaben fürVerträge
Angesichts der Natur des Themas und der Qualifikationen der Vertrags­
partner ist esnicht m'öglich ,eine einheitliche Berechnungsweise fest­
zulegen .
Aufalle Fälle wird der Beratende Programmaus schuss inderFrage des
Verwendungszwecks derMittel "konsultiert werden .
d)Mehr .jährige V oraus Schätzungen
Die Koeffizienten für die Berechnung der Kostenschät zungen sind folgern
1979 =1,07 ,1980 =1,13 ,1981 =1,20 ,1982 =1,27 ,1983 =1,34
5.1 Auswirkungen auf die Einnahmen

-5-
6. Art der vorgesehenen Kontrolle
Wissenschaftliche Kontrolle durch Verwaltungsausschüsse
C.C.M.G.P.
zuständige Beamte der General direktion XII
Verwaltiuifiskontrol'l ..e:
Durchführung imRahmen des Haushaltsplans :Finanzkontrolle
Rechtmässigkeit der Ausgaben :Vertragsabt eilung der Generaldirektion XII
7» Finanzierung des V orhabens
7.0
7.1
7.2
7.3 inkünftige Haushaltsplane einzusetzende Mittel