ARCHIVES HISTORIQUES
DELACOMMISSION
COLLECTION RELIEEDES
DOCUMENTS "COM"
COM(79)173
Vol.1979/0075

Disclaimer
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 EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
KOM(79 )173endg .
Brüssel ,den9.April 1979
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TECHNOLOGISCHE PROBLEME DER NUKLEAREN SICHERHEIT
ZWEITER FORTSCHRITTSBERICHT
(Mitteilung derKommission anden Rat)
K0M(79 )173endg

>
Technologische Probleme der nuklearen Sicherheit
Zweiter Fortschrittsberi cht
Dieser Bericht ist gemäss Punkt 8der Erschliessung
desMinisterrats vom 22.Juli 1975 über die technologi
sehen Probleme der Sicherheit bei der Kernenergie er­
stellt worden .

INHALT
Seite
I.Einleitung 2
1.Sicherheit der zur Industriereife entwickelten Reaktoren
(Leichtwasserreaktoren ) 2
1.1.Tätigkeiten zur Harmonisierung der Sicherheitstechniken
und zur Normung der Ausrüstungen 2
1.1.1 .Arbeitsgruppe 1:Sicherheit der Leichtwasserreaktoren
("Methoden ,Kriterien ,Regeln undRichtlinien ") 2
1.1.1.1 .Arbeitsprogramm -Hauptlinien 2
1.1.1.2 .Spezifische Aktivitäten 5
1.1.2 .Sicherheitsanalysen zuspezifischen Projekten 11
1.1.2.1 .6KN (Kernkraftwerk Dodewaard ) 12
1.1.2.2 .Materialprufreaktor BR2 (CEN/SCK-Mol ) 12
1.1.2.3 .Kernkraftwerke Doel III und Tihange II 13
1.1.3 .Umweltauswirkungen -Verschiedenes 14
1.2.Tätigkeiten zur Koordinierung der Forschungsprogrammie 17
1.2.1 .Tätigkeiten der Arbeitsgruppe Nr.2 17
1.2.2 .Arbeitsgruppe Sicherheitsaspekte derStahlbauteile
inKernkraftwerken 21
2.Sicherheit der natriumgekühlten schnellen Reaktoren CLMFBR ) 23
2.1.Arbeitsgruppe "Sicherheit der schnellen Reaktoren " 23
2.2.Arbeitsgruppe "Kodes und Normen " 26

INHALT (Fortsetzung )
3.Tätigkenten auf denGebieten Plutoniumrückführung ,
Beseitigung radioaktiver Abfälle undStillegung von
Kernkraftwerken
3.1.Plutoniumrückführung inLeichtwasserreaktoren
3.2.Bewirtschaftung und Lagerung radioaktiver Abfälle
3.3.Stillegung von Kernkraftwerken
!
*
* *
ANLAGE I-Arbeitsgruppe 1-Aufgaben und Zusammensetzung
Arbeitsgruppe 2-Aufgaben und Zusammensetzung
ANLAGE II-Arbeitsgruppe "Sicherheit der schnellen Reaktoren "
Aufgaben und Zusammensetzung
Arbeitsgruppe "Kodes und Normen "-Aufgaben und
Zusammensetzung .

Einleitung
Der vorliegende Bericht betrifft den Zeitraum vom 1.1.1977 bis zum 30.6.1978 ;
erschliesst sich andenBericht zumgleichen Thema an/K0M(77 )168 endg _./,
der für den Zeitraum Juli 1975 bis 31.12.1976 erstellt worden ist.
1.SICHERHEIT DER ZUR INDUSTR IEREI FE ENTWICKELTEN REAKTOREN (WASSERREAKTOREN )
1.1.Tätigkeiten zur Harmonisierung der Sicherheitstechniken und zur
Normung der Ausrüstung
1.1.1 .Arbeitsgruppe 1:Sicherheit derLeichtwasserreaktoren ("Methoden ,
Kriterien ,Regeln und Richtlinien ").
Die Arbeitsgruppe 1,deren Aufgabe inAnlage Ibeschrieben ist,
hat ihre Tätigkeit unter Mitwirkung von Adhoc-Fachgruppen und mit
Unterstützung von Studienverträgen fortgesetzt .
1.1.1.1 .Arbeitsprogramm -Hauptlinien
InAnbetracht der ständigen Entwicklung indiesem Bereich sind
die früher festgelegten Themen überprüft undvervollständigt und
diePrioritäten neu festgesetzt worden .DieDienststellen der
Kommission haben das Arbeitsprogramm imEinvernehmen mit der
Arbeitsgruppe wie folgt angepasst : *
Auf der Grundlage der gegenwärtigen Tätigkeit weiterzuführende
Arbeiten :
.Informationsaustausch über die angewandten Sicherheitsregeln ,
-kriterien ,-normen und-richtlinien sowie Fortsetzung der
Bemühungen ,durch gegenseitige Unterrichtung zueinem be­
stimmten Grad der Harmonisierung zugelangen .

-3-
.Erfassung derallgemeinen Sicherheitskriterien ,-regelnund j
-normensowiederMethodenzurBehandlung spezifischer LWR-j
Sicherheitsprobleme (*),dieindenverschiedenen Mitglied-i
Staaten angewandt und/oderentwickelt werden.
.Klassifizierung derBereiche mitDivergenzen undderBereiche,
indenendieAnforderungen einheitlich sind;Ermittlung der
UrsachenfürdieAbweichungen (industrielle /administrative ,
geographische undsonstige Gründe)undBeurteilung der
Prioritäten .
.Vorschlag vonLösungen zurKlärungderstrittigen Punkte.
.Beratung überdieindenMitgliedstaaten derGemeinschaft für
dennationalen Bereicherarbeiteten Entwürfe vonVorschriften ,
Regeln,Normenusw.
.PrüfungderNotwendigkeit einheitlicher Regeln,'Richtlinien ,
Normen,usw.unddesjeweiligen Anwendungsbereichs .
.Prüfungdervoninternationalen Organisationen usw.erarbeiteten
Regeln,Richtlinien ,Normen,usw.imHinblick aufihreAnwend­
barkeitindenGemeinschaftsländern undderimFalleeiner
solchen Anwendung erforderlichen Änderungen .
Dasursprünglich (1973)aufgestellte Themenverzeichnis istdurch
folgende Punktezuerweitern,vondeneneinigevorrangig zube­
handeln sind:
-Sicherheitsprobleme imZusammenhang mitderStandortwahl (zu­
sätzlich zudenbereitsbehandelten Problemen);
-Brandschutz vonKernkraftwerken ;
-erwartete Transienten ohneSchneiIschluss;
-Wiederholungsprufung ;
-Oberdruck imPrimärkreislauf ;
-technische Sicherheitsaspekte derStillegung vonKernkraftwerken .
(*)LWR:Leichtwasserreaktor
l

-4-
Indemursprünglichen Verzeichnis enthaltene Themen ,mit deren Bear­
beitung binnen kurzem zubeginnen ist:
-Zuverlässigkeit undRisikoanalyse ,Anwendung vonRisikokonzepten
bei derSicherheitsbeurteilung ;
-Vergleich dereinzelstaatlichen Praktiken inbezug auf Fehler -und
Unfallbedingungen ,die bestimmend sind fürdieGestaltung eines
Kernkraftwerks ,wie esaus denSicherheitsberichten hervorgeht ;
-Untersuchung derMöglichkeiten zurVerbesserung des Austauschs
technischer Informationen über Störfälle mitsignifikanter Aus­
wirkung aufdienukleare Sicherheit ;zunächst istlediglich ein
Bericht über die von den Genehmigungsbehörden festgelegten V or­
schriften zuerstellen .
Das Mandat derArbeitsgruppe 1ist demüberprüften Arbeitsprogramm
entsprechend geändert worden ;inder nächsten Phase soll selek­
tiv,entsprechend der Notwendigkeit und ineiner vereinbarten
V orrangfolge mit der Erarbeitung von Empfehlungen imSinne des
Artikels 124 Euratom-Vertrag begonnen werden .Dadiese Em­
pfehlungen nicht bindend sind,wurde esfür zweckdienlich ge­
halten ,sovorzugehen ,wie esbei der Festlegung nichtverbind -
licher einzelstaatlicher oder internationaler V orschriften ,
Regeln ,Richtlinien usw.geschieht :d.h.Betreiber und Lie-
*)feranten (UNIPEDE ,UNICE und CEEP ) ander Ausarbeitung dieser
Empfehlungen zubeteiligen ,wobei die Behörden und/oder Sicher -
heits -und Dberwachungsorgani sationen dasletzte Wort haben
sollen .
Essind einige für Empfehlungen inBetracht kommende Themen
angegeben worden :
1.Schutz von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen
2.NotStromversorgung
3.Schutz der Kernkraftwerke gegen Flugzeugabsturz
4.Parameter zurBeurteilung der radiologischen Folgen eines
Kühlmittelverlustunfalls und von Unfällen bei der Brenn -
element handhabung .
*) .UNIPEDE -Internationale Union der Erzeuger undVerteiler elektrischer
Energie
UNICE -Union der Industrien der Europäischen Gemeinschaft
CEEP -Europäische Zentrale der öffentlichen Dienste

-5-
1.1.1.2 .Spezifische Aktivitäten
a)Vergleich derVerfahren undKriterien für denSchutz der
Kernkraftwerke undAnalyse derUnfallbedingungen .
–Schutz derKernkraftwerke gegen seismische Einwirkungen .
Eswird zurZeit eine Neufassung des
Syntheseberichts erarbeitet .Dieser
Bericht erfasst diegeltenden einzelstaatlichen Kriterien ,
Normen undRichtlinien zumSchutz derKernkraftwerke gegen
seismische Einwirkungen ;Konvergenzen undDivergenzen der
europäischen imVergleich zur amerikanischen *Praxi swerden
diskutiert .DerBericht kann alsGrundlage zur Formulie­
rung von Empfehlungen der Kommission der Europäischen Ge­
meinschaften (Art.124Euratom-Vertrag )dienen (siehe
1.1.1.1 .).
-Schutz der Kernkraftwerke gegen Flugzeugabstürze
Einige Mitgliedstaaten haben ihre Haltung aufgrund der um­
fang reicheren Anwendung von probabi listi sehen Verfahren ge­
ändert .Inmanchen Ländern wurden weitere Vereinbarungen
mit denLuftstreitkräften geschlossen .Der vorliegende
Synthesebericht ist entsprechend geändert worden .Ver­
gleichende Untersuchungen der Methoden zur Berechnung des
Schutzes der Gebäude gegen Durchschlagen und der proba­
bilistischen Berechnungen sind imGange .
-Schutz der Kernkraftwerke gegen die Auswirkungen ex­
terner Explosionen .
Mach der inden Mitgliedstaaten herrschenden
allgemeinen Auffassung müssen für den
Fall eines Kernkraftwerks sowohl Detonation als auch
Deflagration inBetracht gezogen werden ;auf Detona­
tionen wird das Konzept der Sicherheitsabstände ange­
wandt .
Ineinigen Ländern werden Kernkraftwerke generell so
ausgelegt ,dass sieeiner extremen Explosion standhalten ,
d.h.sie können die Überdruckspitze von 0,3 bar der ein­
fallenden Druckwelle oder einen reflektierten Überdruck

-6-
von 0,45 bar aufnehmen .Inanderen Landern wird das Ex-
plosionsrisiko von Fall zuFall inder Auslegung des
Kernkraftwerks berücksi chtigt .
Ein Synthesebericht zudiesem Thema befindet sich inder
Ausarbeitung .
Die Ergebnisse des von der Kommission vorgeschlagenen
Forschungsprogramms (siehe 1.2.1c )können für die wei­
teren Arbeiten genutzt werden .
-Schutz der Kernkraftwerke gegen Hochwasser
Der überprüfte Synthesebericht über den Schutz von Kern­
kraftwerken gegen Hochwasser ist der Arbeitsgruppe zur
Stellungnahme vorgelegt worden .Richtlinien für die Aus­
legung und den Schutz von Kernkraftwerken gegen Hoch­
wasser werden ineinigen Gemeinschaftsländern zur Zeit
festgelegt oder erörtert .
DieKriterien ,die gegenwärtig inden Ländern der Gemein­
schaft Anwendung finden ,fordern einen Schutz gegen Über­
schwemmung .
Grundsätzlich wird angestrebt ,einzelne Ereignisse oder
eine Kombination ähnlicher Ereignisse (zumBeispiel zu
Hochwasser führende Ereignisse unterschiedlicher Art),
die unannehmbare Folgen haben könnten ,von den weiteren
Betrachtungen auszunehmen ,wenn sie mit einer Wahrschein -
-7uchkeit von weniger als 10 pro Jahr auftreten .
-Mechanische und thermohydraulische Aspekte des Kühlmit -
telverlustunfalls (LOCA )
Die inverschiedenen Gemeinschaftsländern angewandten
Verfahren zurBeurteilung der mechanischen und thermo -
hydraul isehen Folgen eines Kühlmittelver lustunf alIsfür
die Reaktor-Inneneinbauten ,die Primärkreiskomponenten
und den Sicherheitsbehälter sind mit Unterstützung ex­
terner Berater anhand der inder Arbeitsgruppe vorliegen­
den Informationen miteinander verglichen worden .Der
Schlussbericht befindet sich inder Ausarbeitung .

Radiologi sehe Auswirkungen eines Kuhlmittelver lustun -
faLLs (LOCA )
Oererste Entwurf eines Syntheseberichts zudiesem Thema
ist den Mitgliedern der Arbeitsgruppe vorgelegt worden .
Indem Bericht sind alle bisher auf einen Fragebogen
hinübermittelten Angaben und eine Anzahl weiterer In­
formationen ,die leicht zugänglich waren ,übersichtlich
zusammengestellt .
Inbezug aufdie Dispersion inder Atmosphäre sind sehr
erhebliche Divergenzen festzustellen ,die sich aus der
Verwendung unterschiedlicher Modelle und meteorologischer
Eingabedaten ergeben ,sodass einquantitativer Vergleich
sehr schwierig ist.Die Bemerkungen undRichtigstel­
lungen vonMitgliedern der Arbeitsgruppe sollen von
Sachverständigen imRahmen einer Ad-hoc-Untergruppe er­
örtert werden ;anschliessend wird eine überprüfte Fas­
sung des Syntheseberichts herausgegeben .
Unfälle bei der Brennelement handhabung
Die inden verschiedenen Mitgliedstaaten angewandten Ver­
fahren zurBeurteilung der Folgen eines Unfalls bei der
ßrennelementhandhabung sind untersucht worden .Das Sekre­
tariat der Arbeitsgruppe hat die grundlegenden Angaben
und einen ersten Synthesebericht geliefert .Esist vorge­
sehen ,Empfehlungen imHinblick auf eine mögliche Harmo­
nisierung der Verfahren undKriterien auszuarbeiten .
Turbinenbruchstücke undIntegrität des Schwungrads der
Kühlmittelpumpe
Die Untersuchungen über Turbinenexplosionen und den
Bruch des Schwungrads der Primärkühlmittelpumpe wurden
unterbrochen ,weil wegen mangelnden technischen Gehalts
der Angaben (administrative Massnahmen zur Lösung des
Problems )oder wegen nicht vergleichbarer technischer
Konzepte keine Vergleichsgrundlage vorhanden war.
Die verfügbaren Informationen sind zusammengestellt und
verteilt worden .

-8-
-Damp fleitungsbrüche innerhalb und ausserhalb der Sicher­
heit sumschli essung
Die Zusammenstellung von Angaben über die verschiedenen
möglichen Unfälle infolge von Dampf leitungsbrüchen :
BWR-Dampf leitungsbruch ausserhalb des Reaktorschutz -
behälters
PWR-Dampf leitungsbruch ausserhalb des Reaktorschutz -
behälters
PWR-Dampf leitungsbruch innerhalb des Reaktorschutz -
behälters
kann innerhalb der Arbeitsgruppe als abgeschlossen be­
trachtet werden .
Syntheseberichte befinden sich inder Ausarbeitung .
-Schutz der Kernkraftwerke gegen Stromausfall
Ineinigen Mitgliedstaaten der Gemeinschaft werden
Richtlinien für diesen Bereich ausgearbeitet ;einige
andere Mitgliedstaaten wenden die Bestimmungen der
USNRC *an.
Ein vor allem auf der gegenwärtigen Praxis basierender
Synthesebericht isterstellt worden .Zur Zeit wird ge­
prüft ,obdie Erarbeitung von Richtlinien angezeigt und
durchführbar ist (siehe 1.1.1.1 .).
b)Untersuchung und Vergleich der Regeln undRichtlinien ,die
bei der Standortwahl ,der Planung und dem Bau der Leicht -
wasserreaktoren angewandt werden .
Einige Themen ,auf die imfolgenden kurz eingegangen wird,
werden gegenwärtig imRahmen von Studienverträgen behan­
delt .
*United States Nuclear Regulatory Commission

-9-
-Gegenüberstellung von Sicherheitspraktiken und-krite­
rien ,die bei der Wahl und Beurteilung von Standorten
angewandt werden .
Eswurde mit der Erörterung und Zusammenstellung von
Kriterien und Verfahren zur Beurteilung von Standorten
für Kernkraftwerke indenMitgliedstaaten und der zu­
gehörigen Notstandspläne und-Schutzmassnahmen begonnen .
Die Erörterungen werden unter Einbeziehung von Betrach­
tungen zuStandorten inGrenznahe und indicht besiedel­
ten Gebieten fortgesetzt .Eswird ein Synthesebericht
erarbeitet ,der einen dem neuesten Stand entsprechenden
Überblick über die auf Gesundheitsschutz und Sicherheit
abgestellte Politik der Standortwahl für Kernkraftwerke
indenMitgliedstaaten geben soll .
-Druckführende Umschliessung des Primärkühlmittels
Eine vergleichende Untersuchung über die bei der Planung ,
Herstellung und Sicherheitsbeurteilung von Primärkreis -
komponenten angewandten Kriterien ,Regeln und Richt­
linien ist .imGange .V oraussichtlich werden die Arbeiten
imzweiten Halbjahr' 1978 abgeschlossen .
Eindetaillierter Vergleich derbei der Planung und Her­
stellung vondruckführenden Komponenten angewandten euro -
päisehen Normen mit dem ASME-Code wurde mitUnterstüt­
zung durch die USNRC vorgenommen ;dererste Entwurf
eines Berichts wird gegenwärtig geprüft .
-Sicherheitsbehälter undtechnische Schutzvorrichtungen
Die bei derLeckratenprüfung desSicherheitsbehälters
angewandten Methoden undVerfahren werden von ver­
schiedenen europäischen Betreibern untersucht ,die be­
reits Erfahrung mitperiodischen Leckratenprüfungen be­
sitzen .Einerster Bericht wird Ende 1978 herausgegeben .
Mit der Behandlung einiger anderer Themen wieSchalt -
warte ,Reaktorlüftungssystem ,Behandlung radioaktiver
Abfälle ,Brauchwassersystem undendgültige Nachwärmeab -
fuhr,Reaktorkern -undDruckgefässeinbauten usw.soll
imZeitraum 1978-80 begonnen werden .
*ASME =American Society ofMechanical Engineers

-10-
c)Verwendung von Risikokonzepten bei der Sicherheitsanalyse
Ein Anfang ist mit der Berücksichtigung grundlegender
Konzepte bei der Erarbeitung vonKriterien ,Regeln ,Richt­
linien usw.gemacht worden .Eswurde beschlossen ,die
Methodik der Risikoanalyse indiesem Sinne zubehandeln .
V or kurzem ist andie Mitglieder der Arbeitsgruppe ein
Fragebogen versandt worden ,umeinen allgemeinen Über­
blick über die gegenwärtige Praxis imBereich der Risiko -
analyse oder über diealternativen Verfahren ,die zurZeit
auf dem Gebiet der Reaktor sicherheit angewandt werden ,zu
erlangen (siehe auch Punkt 1.1.3 c).
d)Übermittlung der Entwürfe von Gesetzen und Verordnungen
auf dem Gebiet der Sicherheit der Kernkraftwerke durch die
Mitgliedstaaten andie Kommission gemäss Artikel 6der
Entschliessung des Rates vom 22.7.1975 .
ImBerichtszeitraum sind der Kommission keine Entwürfe
übermittelt worden .
e)Erarbeitung einzelstaatlicher und internationaler techni­
scher Regeln (Kriterien ,Regeln ,Richtlinien )
-Eine systematisch gegliederte Liste undKlassifizierung
der indenMitgliedstaaten und indritten Staaten be­
stehenden oder inEntwicklung befindlichen technischen
Sicherheitsnormen ,-regeln und-richtlinien für Lei-
stungsreaktoren und Anlagen des Brennstof fkrei slauf s
isterarbeitet und erstmals imSeptember 1975 veröffent­
licht worden .DieListe soll inregelmässigen Zeitab­
ständen fortgeschrieben werden .Eine erste überprüfte
Fassung ist imSommer 1977 erschienen (Dok.EUR 5849 ).
-Entwürfe nationaler technischer V orschriften ,Regeln
undRichtlinien ,die für die Arbeitsgruppe allgemein von
Interesse sind ,werden der Kommission zur Erörterung mit-
der Arbeitsgruppe zugeleitet .Rund 20Fälle sind bisher
behandelt worden . ...

f)Die Kommission hält ,enge Verbindung mitinternationalen j.
undeinzelstaat Liehen Stellen wie IAEO-NuSS ,IS0/TC85 ,
OECD/NEA,US-NRC ,KTA,DIN*usw.,umsich über dieAktivi­
täten unterrichtet zuhalten .
Insbesondere verfolgt die Kommission aufmerksam die Bemü -.
hungen der IAEO umdie Festlegung von Regeln und Richt­
linien für die nukleare Sicherheit imRahmen des NuSS-
Programms .Die Regeln undRichtlinien werden den Mitglie­
dern der Arbeitsgruppe 1übermittelt ,umÜberschneidungen
undsignifikante Unstimmigkeiten indiesem Bereich zuver­
meiden .Personal der KEG nimmt regelmässig anden Sitzungen j
des Technical Review Committee (TRC )und der Senior Advi-
sory Group (SAG)teil,deren Themen den Tätigkeitsbereich
der Arbeitsgruppe 1betreffen . ,
1.1.2 .Sicherheitsanalysen zuspezifischen Projekten
Bei diesen Sicherheitsanalysen können die von der Kommission
einberufenen Sachverständigen ihre Auffassungen zudenall­
gemeinen und den speziellen Sicherheitsproblemen miteinander
vergleichen ;auf diese Weise istein pragmatischer Ansatz zur
Harmonisierung der Sicherheitskriterien undSicherheitsvor­
schriften möglich unddie Aktionen imRahmen der Arbeitsgruppe
1werden ergänzt .
IAEA-NuSS :Internationale Atomenergie-Orgam sation -Nuclear Safety
Standards
IS0/TC85 :International Standards Organisation /Technical Committee 85
OECD /NEA:Organisation for Economic Cooperation and Development /
Nuclear Energy Agency
KTA : Kerntechnischer Ausschuss
DIN : Deutsches Institut fur Normung

-12-
1.1.2.1 .GKN (Kernkraftwerk Dodewaard )
Die niederländischen Behörden hatten die Kommission der
Europäischen Gemeinschaften 1973 umein Gutachten zuden Aus­
wirkungen einer Leistungserhöhung des Kernkraftwerks Dode-
waard gebeten ;insbesondere sollte das Verhalten des Kern-
notkühlsystems (ECCS )beurteilt werden .
Die wichtigsten Punkte dieser Studie waren :
-Leistungsfähigkeit des Kernnotkühlsystems aus der Sicht
der thermischen Reaktion des Reaktorkerns auf einen
Kühlmitte Iver lustunf all;
-Spannungsanalyse der Reaktoreinbauten während eines Kühl-
mitteIver lustunf alIs
-das vorgeschlagene modifizierte Konzept des Kernnotkühl -_
Systems .
Zudenersten beiden Themen sollten die EG-Sachverständigen
keine eigenen Berechnungen vornehmen ,sondern die Berech­
nungen des Betreibers anhand der geltenden Kriterien über­
prüfen .
DieZuverlässigkeit des vorgeschlagenen modifizierten Kon­
zepts des Kernnotkühlsystems sollte durch eine technische
Beurteilung und/oder mit Hilfe einer einfachen Zuverlässig -
keitsanalyse untersucht werden .
Die zur abschliessenden Durchführung der Studie erforder­
lichen Angaben sind letzthin vomBetreiber geliefert worden ;der
Schlussbericht mit den Ergebnissen und einer Reihe von Emp­
fehlungen liegt imSommer 1978 vor.
1.1.2.2 .Materialprufreaktor BR2(CEN/SCK-Mol )
Die belgischen Behörden hatten die Kommission 1976 umeine
Sicherheitsprüfung des Reaktors BR2gebeten ,weil Schäden an
der Beryllium-Matrix des Reaktorkerns festgestellt worden

-13-
waren .Den belgischen Behörden war daran gelegen ,ein Gut­
achten zudem durch den Zustand der Beryllium-Matrix be­
dingten spezifischen Problem sowie zuder allgemeineren
Frage der Fortsetzung desBetriebs des Reaktors unter dem
Gesichtspunkt derSicherheit und desGesundheitsschutzes j
derArbeitskräfte und der Bevölkerung inder Umgebung zu !
erlangen .Die zuständigen Dienststellen der Kommission
haben 1977 eine Beratende Gruppe von Sachverständigen ver­
schiedener auf die Probleme der nuklearen Sicherheit spezia­
lisierter Einrichtungen der Europäischen Gemeinschaft ge­
bildet ,denen sich auf Antrag der belgischen Behörden zwei
amerikanische Fachleute für das Gebiet der Bery 1lium-Metal - :
lurgie angeschlossen haben .Diese Sachverständigen mussten
imzweiten Halbjahr 1977 eine von denBetreibern des Reak­
tors BR2zusammengestellte umfangreiche Dokumentation ,vor
allem über die Entwicklung der indenBeryllium-Strukturen
festgestellten Schäden ,über die Modifikationen und Ver- ,
besserungen derAnlage sowie über dieverschiedenen Störun - i
gen undBetriebsunfälle des Reaktors seit seiner Inbetrieb - j
nähme prüfen ..
Die Sachverständigengruppe ist imApril 1978 zusammengetre­
ten;Vertreter der Kommission undeinBeobachter der belgi­
schen Sicherheitsbehörden haben ander Sitzung teilgenommen .
ZuAbschluss der Sitzung isteinBericht über die Sicher -
heitsbeurtei lung erstellt worden ;derBericht wurde den
belgischen Behörden imJuni 1978 zugeleitet .
1.1.2.3 .Kernkraftwerke Doel III und Tihange II
Eshandelt sich umzwei PWR-Kernkraftwerke mit einer
elektrischen Leistung vonje941 MW,die inbezug aufdie
PWR =Pressurized Water Reactor (Druckwasserreaktor )

-14-
technische Gestaltung nahezu identisch sind und deren Zeit­
pläne für Erstellung und Inbetriebnahme einander bis auf
einige Monate entsprechen .Die belgische Regierung hatte die
Kommission der Europäischen Gemeinschaften 1976 umeine Si-
cherheitsbeurtei lung der beiden Kraftwerke gebeten .ImLaufe
des Jahres 1977 haben die Dienststellen der Kommission zum
Zwecke dieser Beurteilung einige externe Sachverständige zu­
gezogen .
Dergrösste Teil der die Kraftwerke Doel III und Tihange II
betreffenden Sicherheitsberichte ist inder Zeit von Juni
1977 bis März 1978 geliefert worden ,sodass dieeigentliche
Beurteilung erst imMärz angelaufen ist und noch etwa ein
Jahr inAnspruch nehmen wird .ImEinvernehmen mit den belgi­
schen Behörden wird sich der von der Kommission gebildete
Sachverständigenausschuss auf die Prüfung nur eines Teils der
Sicherheitsberichte beschränken .
Der Sachverständigenausschuss hat sich nur mit den Punkten be­
fasst ,deren Prüfung unbestreitbar imGemeinschaftsinteresse
liegt ;insbesondere zunennen sind bestimmte Standortaspekte
wie die Seismologie ,Sicherheits -und Schutzsysteme ,Steuerung
und Regelung ,Notstromversorgung ,Störfalluntersuchung ,
Systeme zum Schutz gegen Unfälle externen Ursprungs .Diese
Punkte entsprechen den wichtigsten Themen ,die gegenwärtig
auf der Ebene der Reglementierung und Normung von der Ar­
beitsgruppe 1untersucht werden .
1.1.3 .Umweltauswirkungen -Verschiedenes
a)Grenzen und Bedingungen für die Ableitung von Abgasen und
Abwässern imNormalbetrieb
Die Kommission hat imApril 1977 eine Sitzung mitVertretern
der zuständigen Behörden und der gemäss Artikel 37Euratom -
Vertrag eingesetzten Sachverständigengruppe veranstaltet ,um •
die indenMitgliedstaaten allgemein für Kernanlagen gelten­

-15-
den Grenzen der Überwachung undbetrieblichen Beseitigung von
Abfällen zuerörtern .Die Sitzung diente dem Zweck ,ein bes­
seres gegenseitiges Verständnis indiesem Bereich zuschaf fen,
umletztlich zur Harmonisierung der Methoden zugelangen ,die
inden verschiedenen Ländern benutzt werden ,umdem Grundsatz
der ICRP "soniedrig wie vernünftigerweise möglich "zuent­
sprechen .Ausser den Angaben über die auf dem Gebiet der Kern­
energie tätigen Länder der Europäischen Gemeinschaft wurden
auch Informationen über die Praxis inder Schweiz und inden
USA geprüft .
Aus der Sitzung können folgende Schlussfolgerungen gezogen
werden .
Den Empfehlungen der ICRP entsprechend wenden alle vorstehend
genannten Länder denGrundsatz an,"dieBelastung soniedrig
wievernünftigerweise möglich zuhalten ."Dabei nehmen einige
Länder Grenzwerte für die Strahlenbelastung der Umwelt ,beson­
ders durch Ableitung radioaktiver Stoffe ,inRechtsvorschrif -
ten,Richtlinien oder Empfehlungen auf (diese Grenzwerte lie­
genweit unter den vonder ICRP festgelegten Dosiswerten ).
Inmanchen Ländern wurde dagegen diehöchstzulässige Aktivi­
tätfürdieAbleitung radioaktiver Stoffe begrenzt .Noch an­
dere Länder haben solche allgemein anwendbaren Grenzwerte für
die Überwachung derAbleitungen nicht ausdrücklich angegeben .
Füreinzelne Kernanlagen werden dieAbleitungshöchstwerte je­
doch immer aufgrund einer speziellen Analyse festgelegt .Da­
beidienen dievorstehend erwähnten allgemein anwendbaren
Grenzwerte alsMaximalwerte ,innerhalb deren dieGrenzwerte
für denNormalbetrieb unter Berücksichtigung derbesten vor­
handenen Technologie fürdenbetreffenden Anlagentyp zube­
stimmen sind .
* .International Commission for Radiation Protection

-16-
Die radiologischen Grenzwerte ,die inden verschiedenen Län­
dern bei der Überwachung der Ableitungen angewandt werden ,
gehen inkeinem Falle über 10% der ICRP-Dosi sgrenzen hinaus ,
aber sievariieren über eine Grössenordnung .Der Versuch ,die­
severschiedenen Werte unter dem Gesichtspunkt derjeweiligen
Bedeutung miteinander zuvergleichen ,kann zuMissverständ­
nissen führen ,wenn die entsprechenden Unterschiede zwischen
den Bedingungen ,unter denen die Werte gelten sollen ,nicht
berücksichtigt werden .
Eingeeigneterer Weg zur Ermittlung des besten gegenwärtigen
Verfahrens der Ableitungskontrolle wäre der Vergleich der
Grenzwerte für den Norma Ibetrieb ,die bei Kernan -
gen des gleichen Typs angewandt werden .Dies gilt insbe­
sondere für Kernkraftwerke mit Leichtwasser reaktoren ,von
denen eine signifikante Anzahl von Anlagen bereits inBetrieb
oder inder Planung ist.Imübrigen können Grenzwerte für den
Normalbetrieb technologischen Verbesserungen -lelchterangepasst
werden als gesetzlich vorgeschriebene .Werte .
Trotz der erheblichen Unterschiede zwischen den Grenzwerten ,
die gegenwärtig inden Mitgliedstaaten und einigen anderen
Ländern allgemein bei derKontrolle der Ableitungen aus Kern-
anlagen anzuwenden sind,isteine zunehmende Einheitlichkeit
festzustellen inbezug auf
-die Mengen ,diefürGrenzwerte imNormalbetrieb genannt .
sind
-die Methoden .,nach denen diese Grenzwerte abgeleitet ,er­
mittelt und angewandt werden .
b)Das vorliegende Verzeichnis von Genehmigungsverfahren für den
Bau undBetrieb von Kernanlagen indenMitgliedstaaten der
Gemeinschaft (Bericht EUR 5284 )wurde inder Weise fortge­
schrieben ,dass esnunmehr die Überwachung und die Kontrolle
einschliesst ,undveröffentlicht (Ausgabe 1978 ).über die

17-
Genehmigungsverfahren fijpTransportbehälter undüber die Einzel­
heiten der Beförderung radioaktiver Stoffe innerhalb der Mit­
gliedstaaten der Gemeinschaft wurde eingetrennter Bericht
herausgegeben (EUR 5663 ).
c)Die zunehmende Anwendung quantitativer Methoden bei der Si-
cherheitsbeurtei lung bedingt ,dass Daten über die Zuverläs­
sigkeit der Kernanlagenkomponenten zugänglich sind und dass
die benutzten Analysemethoden weiterentwickelt und verbessert
werden .Deshalb haben die Dienststellen der Kommission weiter­
hin auf eine Zusammenarbeit zwischen den einzelstaatlichen
Zuverlässigkeitsdatensystemen hingewirkt (Datenaustausch ,
Analyse von Programmen ,Terminologie ).Die Untersuchung von
Wahrscheinlichkeitsbetrachtungen fürTransientenanalysen durch
den Vergleich mit *vorliegenden Daten von inBetrieb befind­
lichen Kernkraftwerken wurde ebenfalls fortgesetzt .Der Er-
gebni sber icht über diese Studie kann imSommer 1978 erwartet
werden .
Umdie Risiken der Kernanlagen mit denen herkömmlicher An­
lagen zuvergleichen ,wurde eine Studie durchgeführt ,in
deren Rahmen die für die Gefährdungsniveaus imnichtnuklea -
ren Bereich bestimmenden Faktoren sowie die Bemühungen untei–
sucht worden sind,die unternommen werden ,umdiese Risiken
zuverringern .DieSchlussfolgerungen ausdieser Studie sollen
bis Ende 1978 gezogen werden .
1.2.Tätigkeiten zur Koordinierung der Forschungsprogramme
1.2.1 .Die fürdie Forschungsprogramme zur Sicherheit der Leichtwasser -
*reaktoren zuständige Arbeit sgruppe 2hat ihre Arbeit vor allem
auf folgenden Gebieten fortgesetzt :
*
Das Mandat dieser Gruppe istinAnlage 1enthalten .

18-
a)Fortschreibung des Verzeichnisses der Forschungsvorhaben auf
dem Gebiet der Sicherheit der Leichtwasserreaktoren ;die vier­
teAusgabe ,die imAugust 1977 verteilt worden ist/enthält
Angaben über etwa 500 V orhaben ,die unter 19Hauptthemen zu-
sammengef asst sind .
Die Kommission übermittelt Ausfertigungen des Gemeinschafts -
verzeichnisses als Eingabe für das System der 0ECD(NEA)-IEA
und wirkt als Verbindungsstelle für dieMitgliedstaaten der
Gemeinschaft .Zwischen den beiden Systemen wird enge Ver­
bindung gehalten ,sodass die weitestmögliche Verbreitung von
Informationen über die laufenden V orhaben injedem Einzelbe -
reich der Reaktorsicherheitsforschung jederzeit gewährleistet
ist.
b)InVerbindung mit Arbeitsgruppe 1werden -inausgewählten
Bereichen und entsprechend einer festgelegten Reihenfolge -
die ständige Konsultation ,Koordinierung und Zusammenarbeit
zwischen spezialisierten Organisationen und Instituten der
Mitgliedstaaten und,soweit zweckdienlich ,dritter Staaten
gefördert .
c)Nach Festlegung eines Verfahrens zur schnellen Verteilung
präziser Informationen über laufende Forschungsvorhaben hat
sich die Arbeitsgruppe 2intensiv damit befasst ,Schlüssel­
bereiche zuermitteln ,indenen weitere Kenntnisse erarbei­
tet werden müssen .Sie will die Zusammenarbeit zwischen
Facheinrichtungen der Mitgliedstaaten indiesen Schlüssel­
bereichen fördern und Forschungsprogramme zuspezifischen
Themen festlegen ,bezüglich derer zweckdienliche und von den
Mitgliedern der Gruppe als notwendig angesehene Arbeit ge­
leistet werden kann .
Inlangwierigen und weitläufigen Diskussionen sind drei sol­
cher Schlüsselbereiche ermittelt worden ,indenen -eine Ver­
besserung und Konsolidierung der technischen Kenntnisse als

-19-
notwendig betrachtet wird.Eshandeltsichumfolgende Be­
reiche:
-Kernnotkühlung (ECC)nacheinemKühlmittelver lustunfall
(LOCA);
-Schutzkerntechnischer Anlagen gegenäussereDruckbelastung
durchGaswolkenexp losiönen;
-Austritt radioaktiver Spaltprodukte nacheinemhypotheti­
schenReaktorunfall undAusbreitung inderAtmosphäre .
DiesedreiThemensindaufachtSitzungen vonFachuntergrup -
penimeinzelnen untersucht worden.DannwurdeeinForschungs­
programm derindirekten AktionindiesenBereichen aufgestellt
unddemRatunddenanderenGemeinschaftsorganen am19.April
1978vorgelegt*.EsdientzurErgänzungdervorhandenen und
vorgeschlagenen Programme zurReaktorsicherheitsforschung in
denMitgliedstaaten derGemeinschaft ,
derGemeinsamen Forschungsstelle derKommission ,
Ländernausserhalb derGemeinschaft mithöheremEnt­
wicklungsstand imnuklearen Bereich.
-DieBeurteilung dererforderlichen Effizienz desKernnot-
kühlsystems stütztsichweitgehend aufRechenprogramme ,
zuderenÜberprüfung experimentelle Studiendurchgeiührt
werden,diedenBereichvondergrundlegenden Erforschung
physikalischer VorgängeüberUntersuchung vonEinzelphäno-
menenbiszugrossenintegralen Experimenten ,beidenendie
Reaktorgeometrie zumTeilnachgebildet wird,umfassen.Das
vorgeschlagene Gemeinschaftsprogramm hatvorallemdieUn­
tersuchung vonEinzeleffekten imBereichdesZweiphasen-
flutvorgangs zumGegenstand .DiegeplantenArbeitenwerden
dengegenwärtigen Wissensstand erweitern,dieEntwicklung
vonModellen undProgrammen fördernunddieInterpretation
vonintegralen Experimenten imGrossmasstab erleichtern .
K0MC78)166endg.

-20-
-Was den zweiten Bereich anlangt ,sokann das mögliche Ent­
weichen von Kohlenwasserstoffdampf und Gaswolken aus Indu-,
striezonen indie Atmosphäre ein Explosionsrisiko für ein
lokales Kernkraftwerk bedeuten .Eskönnen sich konstrukti­
veÄnderungen als notwendig erweisen ,damit das Kernkraft­
werk solchen Explosionen standhalten kann .Zur Festlegung
dererforderlichen Schutzvorkehrungen bedarf eseines bes­
seren Verständnisses der Gaswolkenexplosionen .Das vorge­
schlagene Gemeinschaftsprogramm umfasst daher drei Gebiete :
Bildung und Ausbreitung von Gas-und Dampfwolken ,
wichtige Parameter der möglichen Gaswolkenexplosion ,
Beziehung zwischen Druckwelle und Reaktion der Gebäudestruk -
turen .
-Die Kenntnis desdritten Bereichs istfür die gesamte Ri- ;
sikoanalyse eines Kernkraftwerks erforderlich ,denn die
Ausbreitung von Spaltprodukten hat einen starken Einfluss
auf diepotentielle Strahlenbelastung der Bevölkerung und
der Umwelt nach einem hypothetischen Unfall mit sehr ge­
ringer Eintrittswahrscheinlichkeit .Ein wichtiges Ziel für
-Europa ist eine einvernehmlich festgelegte Methode zur Be- ;
urteilung der Gesamtgefährdung durch Kernkraftwerke ,vor \
allem durch grenznahe Anlagen .Die Gemeinschaftsarbeiten
indiesem Bereich schliessen dieBeurteilung und den Ver­
gleich vorhandener Ausbreitungsmodelle sowie die experi­
mentelle Überprüfung solcher Modelle unddie Überwachung
spezifischer Witterungsverhältnisse ein. I
Esist vorgesehen ,die Arbeiten zudiesen Themen parallel '
zueinander inZusammenarbeit zwischen einer Reihe von Orga- ;
nisationen innerhalb der Gemeinschaft durchführen zulassen .
Was die experimentellen Arbeiten anlangt ,solassen sich die
der Gemeinschaft entstehenden Gesamtkosten erheblich da­
durch verringern ,dass die indenMitgliedstaaten bereits
vorhandenen Einrichtungen ,die mit hohem Kapitalaufwand ge­
schaffen worden sind,benutzt werden .

-21-
DasProgrammzieltinsgesamt daraufab,Industrieunter­
nehmenundRegierungsstellen diegrundlegenden Informatio­
nenzuliefern,diefürdensicheren Betrieb undfürdie
Beurteilung derimEinsatz undimBaubefindlichen thermi­
schenWasserreaktoren ,d.h.derTypenvonKraftwerksreak -
toren,aufdiedergrössteTeilderheutigen Atomstromer -
zeugungentfällt,notwendig sind.
DasProgramm wirdimVertragswege durchgeführt .Derfürdie
Reaktorsicherheitsforschung inderGemein­
samenForschungsstelle bestehende Beratende Programmaus -
schuss(BPA)"Reaktorsicherheit "wirddieKommission bei
derProgrammdurchführung unterstützen .DieArbeitsgruppe 2
undihrezuständigen fachlichen Untergruppen werdendemBPA
zurSeitestehen.
1.2.2.Arbeitsgruppe Sicherheitsaspekte derStahlbautei le'inKernkraft­
werken
Eshandeltsichumeinegemeinsame Arbeitsgruppe derKommission
derEuropäischen Gemeinschaften undderOECD/NEA(CSNI).ImBe­
richtszeitraum hatdieArbeitsgruppe ihreTätigkeit aufdiedrei
GebieteBruchmechanik ,Schweissen undWärmebehandlung undzer­
störungsfreie Prüfungen beschränkt .Esistnichtbeabsichtigt ,
Probleme imZusammenhang mitspeziellen Reaktortypen auszu-
schliessen ;dieHaupttätigkeit derArbeitsgruppe betrifft je­
dochLeichtwasserreaktoren ,weildiesendergrössteTeilder
Sicherheitsforschung indenMitgliedstaaten derGemeinschaft
undderOECDgewidmet wird.
AufdemGebietderBruchmechanik wurdenimvergangenen Jahrbe­
deutende Fortschritte erzielt .Zunennensindinsbesondere das
verstärkte Vertrauen indieVerwendung kleiner Probenzur
Schätzung von unddieermutigenden Entwicklungen beider
Verwendung vonkleinen ProbendesTypsCharpy VzudiesemZweck;
dasletztgenannte Verfahren eignetsichinsbesondere zurÜber­
wachungderReaktordruckgefässe .Esbestehen abernocherhebliche
Ungewissheiten inbezugaufdieBedeutung desWachstums stabiler
Kjc=kritischer WertderSpannungskonzentration

-22-
Risse inden Prüf stucken und inden verwendeten Komponenten ;ein
besseres Verständnis dieser V orgänge würde Versuche anModellen
und angrossmasstäbli chen Strukturen erfordern .
DieArbeitsgruppe hielt eine gründlichere Behandlung folgender
Punkte für erforderlich :
besondere Aspekte der Brüche von der Streckgrenze an;
Anwendung der elastop lasti sehen Bruchmechanik aufgeschweisste
Strukturen und Werkstoffe sehr unterschiedlicher Härte ;
Anwendung probabi Iistischer Methoden auf die Bruchmechanik
Auf dem Gebiet des Schweissens und der Wärmebehandlung hat die
Arbeitsgruppe ihre Aufmerksamkeit aufdie Probleme des Reparatur -
schweissens konzentriert .Anhand der Ergebnisse ,die ihr von ver­
schiedenen Ländern mitgeteilt worden sind ,hat die Arbeitsgruppe
festgestellt ,dass die Temperaturkontrolle während des Schweissens
von entscheidender Bedeutung für die strukturelle Zusammensetzung
der wärmebeeinf lussten Zone des Zusatzwerkstoffs ist;anderer­
seits wirkt sich nicht sosehr die zugeführte Wärmemenge aus,
vielmehr spielen das Schwei ssverfahren als solches ,der Rhythmus
der aufeinander folgenden Arbeitsgänge und die Form der Schwei ss-
naht eine Rolle .
Esistfestgestellt worden ,dass esdurch Optimierung der V or-
wärmtemperatur ,der Schwei ssparameter und der Entspannung möglich
ist,das Ausglühen zuverbessern .
ImBereich der zerstörungsfreien Prüfungen hatdie Arbeitsgruppe
ihre Tätigkeiten auf das vom "Plate Inspection Steering Committee "
(PISC )koordinierte Programm konzentriert .

23
V om USPressure Vessel Research Council wurden Ende 1975 drei
Materialprüfblöcke mitkünstlichen Fehlern ,die imRahmen des
amerikanischen Programms"Heavy Section Steel Technology"(HSST )
zurVerfügung standen ,nach Europa gesandt ,umdeneuropäischen
Einrichtungen fürzerstörungsfreie Prüfverfahren dieMöglichkeit
zumTesten ihrer Geräte zugeben (inerster Linie Ultraschall -
verfahren ).
Dieteilnehmenden europäischen Einrichtungen hatten vereinbart ,
diePrüfungen entsprechend dem ASME-Code XIdurchzuführen ,um
ihre Resultate mitdenamerikanischen Testergebnissen vergleichen
zukönnen .Esstand ihnen jedoch frei,ausserdem noch einzel­
staatliche Anforderungen zuberücksichtigen .
Rund 27europäische Einrichtungen nahmen andem Programm für
zerstörungsfreie Prüfungen teil,das Ende Mai 1978 abgeschlossen
wurde .ImAnschluss andas Programm sollen zerstörende Prüfungen
durchgeführt werden ,umGrössen ,Lage und Art der imMaterial
enthaltenen Fehler genauer zuermitteln .Dergrösste Teil des
Programms fürzerstörende Prüfungen sowie die Auswertung der Er­
gebnisse werden von derAnstalt Ispra der Gemeinsamen Forschungs­
stelle unter Beteiligung verschiedener europäischer Institute
übernommen .
2.SICHERHEIT DER NATRIUMGEKÜHLTEN SCHNELLEN REAKTOREN (LMFBR )
2.1.Arbeitsgruppe "Sicherheit der schnellen Reaktoren "(GTS )
ImBerichtszeitraum haben die Arbeitsgruppe Sicherheit sowie die Unter­
gruppen "Core-Unfal leode "und "Belastung und.Reaktionsverhalten der
Umschliessung "**ihre Arbeiten mitNachdruck fortgesetzt .
2.1.1 .DasVerzeichnis der FuE-Tätigkeiten auf dem Gebiet derSicherheit
wurde zumvierten Mal auf den neuesten Stand gebracht .
siehe auch K0M(77 )168
DasMandat dieser Gruppe undderUntergruppen istinAnlage 2enthalten .

-24
2.1.2 .Die FuE-Programme wurden fortgesetzt und die mit den inBetrieb
befindlichen Demonstrationsreaktoren gewonnene Erfahrung wurde
diskutiert .
2.1.3 .Bei mehreren Gelegenheiten haben Fachleute über Themen von beson­
derer Bedeutung für dieSicherheit der schnellen Reaktoren refe­
riert ,zumBeispiel über :
,neue Entwicklungen imBereich der Erdbebenbehandlung ,
Methoden derZuverlässigkeitsanalyse ,
reaktorinterne Experimente über das Brennstof fver sagen .
2.1.4 .Auf Ersuchen des Koordinierungsausschusses Schnelle Reaktoren
hat die Gruppe ein Dokument über die Schlüsselthemen imBereich
derSicherheit ausgearbeitet ,das bei der Festlegung des näch­
sten Programms dienlich sein könnte .Die Gruppe hat sich besonders
aufmerksam mit den Problemen der Nachwärmeabfuhr bei Unfällen
befasst .Sie hat ein detailliertes Verzeichnis der Arbeiten er­
stellt ,die auf diesem Gebiet indenMitgliedstaaten' durchgeführt
werden .DasVerzeichnis wird demnächst einer Sachverständigengrup -
pe*zugeleitet ,dieprüfen soll,oballe Probleme indengegenwär­
tigen Programmen erfasst sind oder obneue Aktivitäten empfohlen
werden müssen .
2.1.5 .Sicherheitskriterien und vorläufige technische Empfehlungen für
primäre Reaktivitätsunfälle wurden ausgearbeitet und dem Koordi -
nierungsausschuss Schnelle Reaktoren vorgelegt .Diese Ergebnisse
stellen einen wichtigen Fortschritt dar,der denbeträchtlichen
Bemühungen aller Beteiligten zudanken ist *
Die Ausarbeitung vonSicherheitskriterien und technischen Empfeh­
lungen für andere Arten von Unfällen isteine Aufgabe ,der die
Gruppe eine hohe Prioritätsstufe zuerkannt hat.
2.1.6 .Untergruppe Gesamt core-Unfal leodes (WAC )
Die Untergruppe WAC hatdie vergleichenden Berechnungen fortge­
setzt .Eswurde ein Bericht über einen Kühlmittel verlustunfal l
veröffentlicht ;eristauf zwei Konferenzen behandelt worden*t
*
Gruppe PAHR desberatenden Ausschusses fürdieVerwaltung desSicherheits -^Programms der GFS.
Reaktortagung (Hannover ,April 1978 )
ENS-ANS International Meeting onNuclear Power Reactor Safety (Brussel ,
Oktober 78).

25-
Die Berechnungen für einen durch über Lasttransienten (TOP )bewirk­
tenUnfall wurden abgeschlossen undeinBericht istinAusarbeitung
ersoll 1979 veröffentlicht werden .Seit 1977 nehmen amerikanische
Sachverständige anden Sitzungen teil,auf denen die Ergebnisse der
vergleichenden Berechnungen erörtert werden .
Die Entwicklung des Europäischen Unfall-Codes ,eine weitere wichti­
geAufgabe der Gruppe WAC,ist weit fortgeschritten .
Die Anstalt Ispra der GFS hat die Pilot-Version eines modularen
Codes geschaffen ,der esgestattet ,die von verschiedenen Stellen
erarbeiteten Modulen ohne weiteres auszutauschen .
2.1.7 .Untergruppe "Belastung undReaktionsverhalten der Umschliessung "
(CONT )
Die Untergruppe CONT hatweiterhin die inder GFS,Ispra laufenden
Arbeiten zur Entwicklung undPrüfung vonRechenprogrammen erörtert ,
mit denen bei derBeurteilung der Auswirkungen schwerer Unfälle auf
den Druckbehälter schneller Reaktoren gearbeitet wird .
Ferner hat die Gruppe CONT ander Ausarbeitung eines Programms
zur Untersuchung des Effekts der Wechselwirkungen zwischen ge­
schmolzenem Brennstoff und Natrium ineinzelnen Elementen teilge­
nommen .Dieses Programm ,das inder Anstalt Ispra der GFS durchge­
führt wird,wurde mitgrosser Sorgfalt .festgelegt ;essoll die in
deneinzelstaatlichen Anstalten laufenden Arbeiten ergänzen .Zu
den Arbeiten der Gruppe gehört auch die Teilnahme andem Programm
APRICOT .Eshandelt sich umeine von den Vereinigten Staaten ini­
tiierte Tätigkeit zum Vergleich der vorhandenen Rechenprogramme ,
die zurBeurteilung von Unfallauswirkungen auf den Druckbehälter
eines schnellen Reaktors benutzt werden .
Schliesslich hat die Gruppe Diskussionen über spezielle Probleme
geführt ,die sehr wichtig für die Beurteilung des Reaktionsver -
haltens des Reaktordruckgefässes sind ;siebetreffen die Behand­
lung dernichtstationären Strömung durch perforierte Platten und
die Dynamik einer Zweiphasenblase .
*
TOP =Transient Over Power =Ober lasttransient

-26-
2.2.Arbeitsgruppe "Kodes und Normen "(GTC.N )
Auf den Plenarsitzungen und auf zahlreichen Sachverständigensitzungen
hat diese Arbeitsgruppe den gegenwärtigen Stand der Kenntnisse auf
ihrem Zuständigkeitsgebiet geprüft ;die Ergebnisse wurden imDezem­
ber 1977 dem Koordinierungsausschuss Schnelle Reaktoren vorgelegt ,
der den betreffenden Bericht gebilligt hat.
Was die künftigen Arbeiten anlangt ,sohat der Koordinierungsaus -
schuss Schnelle Reaktoren die Gruppe ineiner Stellungnahme aufge­
fordert ,sich umeine Einigung über die Punkte zubemühen ,indenen
bezüglich der Methodik Divergenzen bestehen ,und die Massnahmen ,die
eine solche Einigung erleichtern können ,zufördern .
Auf der Grundlage der von der Arbeitsgruppe Kodes und Normen -
gelieferten technischen Daten hat das Sekretariat den V orschlag
für ein Forschungsprogramm (indirekte Aktion )"Kodes und
Normen für LMBFR "ausgearbeitet ,der der Kommission imJuli 1978
vorgelegt wird .
Die von der Arbeitsgruppe Kodes und Normen erzielten Ergebnisse
betreffen dievier folgenden Gebiete :
(a)Normen für Fertigung und Qualitätskontrolle
Der von Technicatome für den Bau des Super-Phenix erarbeitete
"Qualitätskodex "hatals Rahmen für die Untersuchungen gedient .
Auf der Grundlage dieses Dokuments sind über 30getrennte Ferti-
gungsoperationen ausgewählt worden .Für jede Operation sind die
Beziehungen zwischen Tätigkeiten wie Prüfung des beschafften
Materials ,Arbeitsvorbereitung ,Durchführung der Arbeit und
Prüfungen nach Abschluss der Arbeiten ermittelt worden .Für
jeden Mitgliedstaat wurde das für jede Tätigkeit gewählte Ver­
fahren bestimmt .
*
Das Mandat dieser Gruppe ist inAnlage 2enthalten .

-27-
Anschliessend wurde ermittelt ,inwelchen Fällen die Verfahren
bis insDetail übereinstimmen ,inwelchen sie ähnlich sind und
den gleichen Zweck verfolgen ,und inwelchen sie erheblich von­
einander abweichen .Eshat sich gezeigt ,dass die untersuchten
einzelstaatlichen Verfahren inder Mehrzahl der Fälle einander
entsprechen oder ähnlich sind .Inzahlreichen Punkten bestehen
jedoch nennenswerte Unterschiede .
(b)Festigkeitsanalyse und Entwurfsberechnungen der Ausrüstungen
Esistfestgestellt worden ,dass die Mitgliedstaaten nicht über
eigens für die LMFBR-Komponenten entwickelte einzelstaatliche
Regeln verfügen .Die Sachverständigen stimmen darin überein ,dass
die Komponenten ,die hohen Temperaturen ausgesetzt sind ,die
meisten Schwierigkeiten bieten .Deshalb ist diesem Bereich V or­
rang zuerkannt worden .Die einzigen Entwurfsregeln ,die für den
Bereich der Festigkeitsanalyse veröffentlicht wurden ,sind die­
jenigen des ASME-Code Rubrik 1592 .
Daeine grosse Zahl dieser Regeln aber nur mit V orsicht für hohe
Temperaturen benutzt werden kann und daeinige Verfahren schwer
anzuwenden sind,wird dieser Code nicht invollem Umfang be­
nutzt ;eswird mit zusätzlichen oder revidierten Klauseln zur
Definition anderer Methoden und Entwurfskriterien gearbeitet .
(c)Werkstoffe
Die Wahl derSpezifikationen fürdie Werkstoffe ,diefür den
Bau derspeziellen LMFBR-Komponenten bestimmt sind,gehört zu
einem Bereich ,der besonders stark durch dienationale Erfahrung
ausserhalb des Gebiets der LMFBR beeinflusst wird .
Eswird untersucht ,wie dieWerkstoffe fürspezifische Anwenr .-;
düngen indenMitgliedstaaten ausgewählt und genehmigt werden
und welche Skala von Werkstoffen gegenwärtig inder Gemeinschaft
für die LMFBR verwendet wird oder vorgesehen ist.

28-
Neun Werkstoffe sind identifiziert worden .Dann wurde einer die­
ser Werkstoffe -Stahl Type 316-fürgründlichere Studien ausge­
wählt .Man hatfestgestel lt,dass gegenwärtig neun verschiedene
Ausführungen von Stahl der Type 316 bestehen und verwendet wer­
den und dass diese Typen sehr unterschiedliche mechanische Eigen­
schaften aufweisen können .
(d)Klassifizierung der Komponenten
DieKlassifizierung soll gewähr Leisten,dass die Massnahmen ,die
getroffen werden ,umAusfälle unwahrscheinlich zumachen ,den
Folgen solcher Ausfälle angemessen sind .
Das amweitesten gediehene Dokument indiesem Bereich wurde als
Diskussionsgrundlage gewählt ;das Dokument isteigens für den
Bau des Reaktors Super-Phenix erarbeitet worden .Die Gruppe hat
esangepasst ,umeszuvereinfachen und umesauf einbreiteres
Spektrum von Anlagen des Typs LMFBR anwendbar zumachen .
3.TÄTIGKEITEN AUF DEN GEBIETEN PLUTONIUMRÜCK FÜHRUNG ,BESEITIGUNG RADIO­
AKTIVER ABFAELLE UND STILLEGUNG VON KERNKRAFTWERKEN
3.1.Plutoniumrückführung inLeichtwasserreaktoren
Die imDokument K0M(77 )168 endg .beschriebenen sicherheitstechnisch
relevanten Aktionen imRahmen des Programms "Plutoniumrückführung
inLeichtwasserreaktoren "(indirekte Aktion )wurden fast alle im
Laufe des Jahres 1977 imVertragswege inAngriff genommen .Sie be­
treffen hauptsächlich folgende Gebiete :
.Untersuchung des stationären und des dynamischen Verhaltens der
mit Plutoniumbrennstoff arbeitenden Leichtwasserreaktoren ;
.Untersuchung der Umweltauswirkungen des Plutoniumtransports unter
Normal -und Stôrfallbedingungen ;
.Untersuchung der Umweltauswirkungen von Anlagen zur Herstellung von
Plutoniumbrennstoff unter Normal -und Störfallbedingungen .
.Umfassende Untersuchung der Umweltauswirkungen der Plutoniumrück -.
führung inLeichtwasserreaktoren (Entwi cklungsaussi chten bis Ende
desJahrhunderts ).
Einige Ergebnisse der Untersuchungen über die Umweltauswirkungen lie­
genbereits vor und sind denMitgliedstaaten mitgeteilt worden (Ar­
tikel 13Euratom-Vertrag );weitere Ergebnisse werden inden Jahren

-29_
1978 und 1979 erwartet ,während dieSicherheitsstudien imZusammen­
hang mit dem Verhalten der Kernkraftwerke bis spätestens Mitte 1979
zum Abschluss gebracht werden .
Dietechnischen Einzelheiten derVerträge ,dietechnischen Spezifi­
kationen und ineinigen Fällen diewichtigsten Schlussfolgerungen
sind inzwei Jahresberichten für die Zeitabschnitte 1975 -1976 (1)
und 1976 -1977 (2)vorgelegt worden .
Zwei technische Sitzungen ,andenen nur die Auftragnehmer und die
Mitglieder desBeratenden Programmausschusses teilgenommen haben ,
waren der Darlegung und Diskussion des Standes der von den Auftrag -
nehmern inden genannten drei Bereichen geleisteten Arbeiten gewid­
met .
3.2.Bewirtschaftung und Lagerung radioaktiver Abfälle
Die imersten Tätigkeitsberi cht erwähnten Arbeiten im .Rahmen des
ersten Fünf jahresprogramms der indirekten Aktion "Bewirtschaftung
und Lagerung radioaktiver Abfallstoffe "wurden fortgesetzt .Ange­
strebt werden vor allem wirksame Lösungen ,umdie radioaktiven Ab­
fallstoffe nach entsprechender Aufbereitung während langer Zeiträume
von der Umwelt zuisolieren .
Neben der Entwicklung von Methoden zur Konditionierung der verschie­
denen Arten von Abfällen und den V orarbeiten für die Schaffung der
ersten experimentellen Lagereinrichtungen wurde dieBeurteilung der
Eigenschaften von Formationen ,indenen solche Einrichtungen unterge­
bracht werden könnten ,fortgesetzt (3);die allgemeinen Sicherheits -
studien mit Hilfe der Risikoanalyse und anhand von Modellen für den
Übergang der Radionuklide indie Biosphäre (4)wurden ebenfalls wei-
Forschungs -und Entwicklungsprogramm zur Rückführung von Plutonium in
Leichtwasserreaktoren EUR 5780 d/e/f/i/n/1977
^Forschungs -undEntwicklungsprogramm zurRückführung vonPlutonium in
Leichtwasserreaktoren EUR 6002 e1978
"^Programm derindirekten Aktion Bewirtschaftung undLagerung radioaktiver
Abfallstoffe -Jahresbericht 1976 EUR 5749
4_Programm derindirekten Aktion Bewirtschaftung und Lagerung radioaktiver
Abfallstoffe -Jahresbericht 1977 EUR (inV orbereitung )

-3G-
tergeführt .Zudiesem Thema haben verschiedene Sitzungen stattgefun­
den,vor altem das gemeinsam von der Kernenergieagentur und der Kom­
mission imJuni 1977 veranstaltete Seminar über die Risikoanalyse
imHinblick auf die Abfallbeseitigung und das Seminar über Experi­
mente zur Wärmeübertragung insitu inHarwell imSeptember 1977 ,Die
Erfassung der mit der Bewirtschaftung radioaktiver Abfallstoffe ver­
bundenen Probleme ,die imRahmen der geltenden Rechts -,Verwaltungs -
und Finanzvorschriften nicht gelöst werden können ,wurde fortgesetzt .
ImVertragswege wurde eine Untersuchung über dieeinzelstaatlichen
Rechtsvorschriften zur Kernenergie inder Gemeinschaft und über die
internationalen Abkommen ,die sich auf die Bewirtschaftung der Abfäl­
leauswirken ,durchgeführt .
3.3.Stillegung von Kernkraftwerken
Als Stillegung von Kernanlagen bezeichnet man die nach der Ausserbe -
triebnahme ergriffenen Massnahmen zum gesicherten Einschluss bzw.
zur Beseitigung der Anlagen .
ImRahmen des Aktionsprogramms der Europäischen Gemeinschaften für
 den Umweltschutz hat der Rat am 17.Mai 1977 den Grundsatz einer
Aktion imBereich der Stillegung von Kernkraftwerken gebilligt ,die
mit Hilfe nationaler Sachverständiger nach folgendem Schema durchzu­
führen ist :
<a)Abschätzung der voraussichtlichen Mengen radioaktiver Abfälle
verschiedener Kategorien aus der Stillegung von Kernanlagen ;
Cb)Gegenüberstellung der auf dem Gebiet derStillegung bestehenden
oder inEntwicklung befindlichen Spezialtechniken imHinblick
auf ihre Beurteilung unter dem Gesichtspunkt des Schutzes der
Menschen und der Umwelt und unter dem Gesichtspunkt der Wirt­
schaftlichkeit .Anhand der Ergebnisse sind die durchzuführenden
Aktionen festzulegen ;
ABL.Nr.139 vom 13.6.1977

-31-
(c)Gegenüberstellung der verfügbaren Studien undErfahrungen bei
der Abwicklung vonStillegungen sowie derverschiedenen inFrage
kommenden Arten der Endlagerung radioaktiver Abfälle aus den
Stillegungsmassnahmen ;
(d)Festlegung einiger Leitlinien für die Planung und denBetrieb von
Kernkraftanlagen inder Weise ,dass eine spätere Stillegung er­
leichtert wird ;
(e)Festlegung vonLeitlinien für die Stillegung vonKernkraftanla -
gen,diealserste Elemente einer einschlägigen Gemeinschafts -
politik dienen könnten .
Dank den auf der Grundlage dieses Aktionsplans durchgeführten Arbei­
ten,inderen Rahmen die Gruppe nationaler Sachverständiger dreimal
zusammengetreten ist,hat die Kommission dem Rat eine Mitteilung
vorlegen können *.Diese Mitteilung umfasst einmal eine Synthese der
bisher erzielten Ergebnisse zuden Punkten bund cund einen ersten
Schritt des Punktes ades vorstehenden Aktionsplans ,zum anderen einen
V orschlag fürein vom Rat zubilligendes fünfjähriges Forschungs -und
Entwicklungsprogramm (indirekte Aktion ).Das Programm zielt abauf
die Entwicklung eines gemeinsamen Systems zurBehandlung derstill­
gelegten Kernkraftwerke undder bei ihrem Abbruch anfallenden radio­
aktiven Abfälle ,wobei inden verschiedenen Stufen derbestmögliche
Schutz der Bevölkerung undder Umwelt gewährleistet wird .Neben der
Entwicklung vonSpezialtechniken sieht das Programm dieWeiterf ührung
derlangfristigen Aktionen desvorstehenden Schemas vor (Aktionen a,
dund e).
K0M(78 )167 endg .

ANLAGE 1
Arbeitsgruppe 1-Ziele und Zusammensetzung
Die Arbeitsgruppe 1hat die Aufgabe ,die inden Mitgliedstaaten angewandten
Praktiken ,Methoden ,Kriterien ,Regeln und Richtlinien miteinander zuver­
gleichen ,umdie Kommission indie Lage zuversetzen ,Empfehlungen auszu­
arbeiten und dem Rat praxisorientierte V orschläge auf der Ebene der Gemein­
schaft zuunterbreiten .Die Arbeitsgruppe wurde Ende 1972 eingesetzt ;sie
besteht aus Delegierten der Mitgliedstaaten ,und zwar
-Vertretern der zuständigen Behörden und/oder Gremien für nukleare Sicher­
heit,Genehmigungen ,Überwachung und Inspektion von Kernanlagen
-Vertretern der UNIPEDE (1)für die Elektrizitätswirtschaft
-Vertretern der UNICE (2)und der CEEP (3)für die Reaktorbauindustrie .
Unter bestimmten Bedingungen nehmen schwedische Sachverständige seit Ende
1976 anden Sitzungen teil .
(1)Internationale Union der Erzeuger undVerteiler elektrischer Energie
(2)Union der Industrien der Europäischen Gemeinschaft
(3)Europäische Zentrale deröffentlichen Wirtschaft

-2-
Arbeit sqruppe 2-Aufgaben und Zusammensetzung
Die Aufgaben der Arbeitsgruppe 2sind ein systematischer Informationsaus­
tausch sowie Beratungen über dieeinzelstaatlichen und die auf Gemein­
schaftsebene (6FS)laufenden Programme imBereich der nuklearen Sicher­
heit .DieArbeitsgruppe ist Ende 1972 eingesetzt worden .
Siebesteht aus Delegierten derMitgliedstaaten ,und zwar
-Vertretern der für die nukleare Sicherheit zuständigen Behörden und/oder
angeschlossenen Einrichtungen ,
-Vertretern der für die Abwicklung der ausöffentlichen Mitteln finan­
zierten Forschungsprogramme zuständigen Behörden ,
-Vertretern der UNIPEDE für die Elektrizitätswirtschaft ,
-Vertretern der UNICE und CEEP für die Reaktorbauindustrie .

ANLAGE 2
Arbeitsgruppe :Sicherheit der Schnellen Reaktoren
Aufgaben und Zusammensetzung
Diese Arbeitsgruppe ist 1971 imRahmen des Koordinierungsausschusses Schnell
Reaktoren eingesetzt worden .Sie hat die Aufgabe ,für den Austausch von Info
mationen über die inGang befindlichen Forschungs -und Entwicklungsprogramme
zusorgen ,für die Sicherheit der Schnellen Reaktoren besonders wichtige Pro
bleme zuerörtern ,Massnahmen zur Lösung dieser Probleme vorzuschlagen und g
meinsame Sicherheitskriterien zuerarbeiten .
Zwei Untergruppen haben Rechenprogramme zuentwickeln ,zubeurteilen und mit
einander zuvergleichen .
Untergruppe WAC "Unfälle ,die sich auf den gesamten Kern erstrecken "
Untergruppe CONT "Belastung und Reaktionsverhalten der Umschliessung "
Die Arbeitsgruppe setzt sich ausVertretern derMitgliedstaaten zusammen
aus den ander Entwicklung und dem Bau von Schnellen Reaktoren beteiligten
Kreisen :
-fürdie Forschungs -und Entwicklungsprogramme zuständige Behörden ,
-Forschungszentren ,
-Genehmigungsbehorden und zugehörige Einrichtungen ,
-Reaktorbauf irmen,
-Elektrizitâtserzeuger .
Arbeitsgruppe Kodes und Normen :Aufgabe und Zusammensetzung
Diese Arbeitsgruppe ist 1974 eingesetzt worden ;ihre Zusammensetzung ent­
spricht derjenigen der Gruppe "Sicherheit der Schnellen Reaktoren ".Ihre
Hauptaufgabe istdie Erstellung eines Verzeichnisses der bestehenden Re­
geln und Normen ,die auf Schnelle Reaktoren anwendbar sind,umfestzustellen
auf welchen Gebieten die Kenntnisse noch erweitert werden müssen .