SCHRIFTLICHE ANFRAGE E-2892/02

von Erik Meijer (GUE/NGL) an die Kommission

(14. Oktober 2002)

Betrifft: Gefahr von Brüchen in den Kühlwasserleitungen des Hochflussreaktors in Petten (NL) und Unterlassen von Maßnahmen zur Vermeidung dieser Gefahr

1. Hat die Kommission Berichte in verschiedenen niederländischen Medien zur Kenntnis genommen, wonach die primären Zuleitungen des Kühlwassersystems des Hochflussreaktors (HFR) in Petten (NL),

dessen Lizenzinhaber die Kommission ist, große Spannungen auszuhalten haben und brechen können, was dazu führen würde, dass der Reaktorkern trocken gelegt wird und schmilzt und dadurch die Umgebung radioaktiv verseucht wird?

2. Ist der Kommission bekannt, dass die Bruchgefahr verstärkt wird durch Erdgasbohrungen in der Gegend, die zu Absenkungen unter dem auf Dünensand gebauten Reaktorkomplex führen können?

3. Kann die Kommission bestätigen, dass auf das Risiko eines Leitungsbruchs bereits 1985 hingewiesen wurde, dass dieses Risiko relativ leicht zu beseitigen ist und dass 1994 eine technische Anpassung zur Vorbeugung eines Leitungsbruchs vorgeschlagen wurde, diesem Vorschlag aber immer noch nicht nachgekommen wurde mit der umstrittenen Begründung, dass die Leitungen wohl erdbebensicher seien?

4. Ist der Kommission bekannt, weshalb im Gegensatz zu den Zuflussleitungen die primären Kühlwasserabfluesse sehr wohl mit einer Vorrichtung zur Vorbeugung der Folgen eines etwaigen Bruchs versehen sind?

5. Ist der Kommission bekannt, dass das primäre Kühlwasserleitungssystem seinerzeit für einen Reaktor von 20 Megawatt Leistung und einen Kühlwasserdurchfluss von 2 750 Kubikmetern pro Stunde geplant wurde, der Reaktor aber seit 1970 mit einer Leistung von 45 Megawatt und einem Kühlwasserdurchfluss von 4 150 Kubikmetern pro Stunde gefahren wird? Ist das primäre Kühlwassersystem nach den Planungsspezifikationen für einen solch stark erhöhten Kühlwasserdurchfluss und die entsprechenden Resonanzen ausgelegt?

6. Sind Erkenntnisse des in den obenstehenden Fragen angesprochenen Problems in die Evaluierung eingeflossen, die nach dem Besuch der Internationalen Atomenergieorganisation (IAEA) vom 3.-8. März 2002 in dem Reaktor erfolgte, und werden sie in die in diesem Zusammenhang ausgearbeiteten Empfehlungen zur Verbesserung des Sicherheitssystems sowie in die darin genannte eingehende Überprüfung der Genehmigung einbezogen? Sind diese Empfehlungen inzwischen zur Anwendung gelangt?

7. Wie kann die Gefahr von Unfällen durch Defekte des Kühlwassersystems nachhaltig beseitigt werden, und wie kann die Kommission dazu beitragen?

Antwort von Herrn Busquin im Namen von Kommission

(3. Dezember 2002)

1. Der Kommission sind verschiedene Berichte aus den Medien bekannt, die mögliche Unfallszenarios im Zusammenhang mit dem Kühlsystem des Hochflussreaktors (HFR) und eventuelle Folgen behandeln.

2. Der Kommission ist das Absinken des Reaktorbeckens bekannt. Es handelt sich um eine Höhendifferenz von 1 cm über das gesamte Becken, die seit 30 Jahren bekannt ist und seitdem nicht zugenommen hat. Im Übrigen wurde bei der Auslegung des Reaktors ein mögliches Absinken berücksichtigt.

3. Um von der derzeit laufenden, alle zehn Jahre stattfindenden Sicherheitsüberprüfung zu profitieren, die 2001 begann, einigte sich die Kommission mit den Sicherheitsbehörden darauf, die Prüfung durch die Analyse eines Unfallszenarios mit Kühlmittelverlust aufgrund eines großen Bruchs zu ergänzen. Diese Analyse soll Mitte des Jahres 2003 abgeschlossen sein und den Sicherheitsbehörden vorgelegt werden. Derartige Szenarios waren bereits Gegenstand von internen Evaluierungen, die vom Personal des HFR-Betreiberunternehmens Mitte der achtziger und Anfang der neunziger Jahre vorgenommen wurden (Veldman-Szenarios). Diese Szenarios werden normalerweise bei Druckwasserreaktoren als Auslegungsstörfall zugrunde gelegt. Bei der Auslegung des HFR, bei dem Betriebsdruck und -temperatur wesentlich geringer sind, waren sie nicht verwendet worden.

4. Die derzeit im HFR installierten Notfallsysteme haben unterschiedliche Zu- und Ableitungsrohre, da sie die Geometrie des Primärkreislaufes und die Lage der Primärpumpe berücksichtigen.

5. Die Kapazitätserhöhung des HFR von 20 Mw auf 45 Mw fand in voller Übereinstimmung mit den Sicherheitsbehörden statt, und die Betriebsgenehmigung des HFR wurde 1970 entsprechend geändert.

6. Das oben behandelte Problem war nicht Gegenstand der Evaluierung der Internationalen Atomenergie-Organisation (IAEO) (3. März 2002 bis 8. März 2002), bei der die Reaktorsicherheitsverfahren und die entsprechende Ausbildung des Personals behandelt wurden. Bei den IAEO-Empfehlungen geht es nicht um die Verbesserung des Sicherheitssystems selbst. Die Empfehlungen werden plangemäß und in engem Kontakt mit den Sicherheitsbehörden umgesetzt. Die zehnjährige Überprüfung der Genehmigungsbedingungen, bei der die Kühlmittelverlustszenarios erneut analysiert wurden, steht nicht im Zusammenhang mit der IAEO-Evaluierung und war über ein Jahr vor dieser eingeleitet worden.

7. Das Ergebnis der laufenden Sicherheitsüberprüfung wird den zuständigen Sicherheitsbehörden vorgelegt werden, die Schlussfolgerungen daraus ziehen werden. Ferner sollen offene Konsultationen mit regionalen und lokalen Behörden stattfinden.