CELEX: 51978PC0167
Language: de
Date: 1978-04-20
Title: VORSCHLAG FÜR EINEN BESCHLUSS DES RATES zur Festlegung eines Programms betreffend die Stillegung von Kernkraftwerken (von der Kommission dem Rat vorgelegt)

ARCHIVES HISTORIQUES
DE LA COMMISSION
COLLECTION RELIEE DES
DOCUMENTS "COM"
COM (78) 167
Vol. 1978/0055
 ---pagebreak--- Disclaimer
Conformément au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983
concernant l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique
européenne et de la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983,
p. 1), tel que modifié par le règlement (CE, Euratom) n° 1700/2003 du 22 septembre 2003
(JO L 243 du 27.9.2003, p. 1), ce dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents
classifiés présents dans ce dossier ont été déclassifiés conformément à l'article 5 dudit
règlement.
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983
concerning the opening to the public of the historical archives of the European Economic
Community and the European Atomic Energy Community (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as
amended by Regulation (EC, Euratom) No 1700/2003 of 22 September 2003 (OJ L 243,
27.9.2003, p. 1), this file is open to the public. Where necessary, classified documents in this
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In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom 1.
Februar 1983 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen
Wirtschaftsgemeinschaft und der Europäischen Atomgemeinschaft (ABI. L 43 vom 15.2.1983,
S. 1), geändert durch die Verordnung (EG, Euratom) Nr. 1700/2003 vom 22. September 2003
(ABI. L 243 vom 27.9.2003, S. 1), ist diese Datei der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit
erforderlich, wurden die Verschlusssachen in dieser Datei in Übereinstimmung mit Artikel 5
der genannten Verordnung freigegeben.
 ---pagebreak---    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
                         (von der Kommission dem Rat vorgelegt )
                                                               ; ' ^  : r-**l
                                                           1*
KOM(78 ) 167 endg
 ---pagebreak--- INHALT
   VORWORT
   TEIL I :   Stand und Aussichten der Stillegung von Kernkraftwerken
              1 . Einleitung
              2 . Erfahrungen mit der Stillegung
              3 . Untersuchungen über die Stillegung
                                       «
              4 . St i l legungsverf ahren
              5 . Schätzung der durch Stillegungen bedingten Mengen
                  radioaktiver Abfälle
              6 . Lei tgrundsatze
   TEIL II ; Programm vors ch lag
              1 . Vorbemerkungen
              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 zu Teil I
   Anlage II : Beschreibung der vorgeschlagenen Forschungs - und
                 Entwi cklungsaktionen .
                                           *
                                               *
   Vorschlag für einen Beschluss des Rates
 ---pagebreak---                                     - 2 -
VORWORT                                             ' /
Im Mai 1977 hat der Rat als Teil des Aktionsprogramms der Gemeinschaften
für den Umweltschutz    den Grundsatz einer Aktion betreffend die Still-
egung von Kernkraftwerken gebilligt . Er hat die Kommission aufgefordert ,
frühere Studien und Erfahrungen zusammenzufassen und zu analysieren und
ihm im Licht der Ergebnisse dieser Arbeit . zweckdienl i che Vorschläge zu
unterbreiten .                 '          ,
                                                               \
Das vorliegende Dokument ist mit Unterstützung einer Gruppe nationaler
                             i         i,
Sachverstandiger ausgearbeitet worden . Teil I enthalt im wesentlichen
eine Analyse früherer Studien und Erfahrungen , während in Teil II ein sub­
ventioniertes Aktionsprogramm vorgeschlagen wird .
          v
Die Analyse und der Vorschlag sind auf Kernkraftwerke beschränkt worden ,
ohne andere kerntechnische Einrichtungen wie Forschungsreaktoren und An­
lagen des Brennstoff zyklus in Betracht zu ziehen . Soweit jedoch Erfahrungen
mit solchen anderen Einrichtungen verfügbar waren , sind sie berücksichtigt
worden . Ferner ist zu bemerken , dass die Ergebnisse der vorgeschlagenen
Aktion auch für andere Anlagen von Nutzen sein werden .
  ABl . C 139 vom 13.6.1977
 ---pagebreak---                                         - 3 -
TEIL I :   - STAND UND AUSSICHTEN DER STILLEGUNG VON KERNKRAFTWERKEN
1 . Ein Leit ung
     Als Stillegung von Kernanlagen bezeichnet man die nach der Ausserbetrieb- 1
     nähme ergriffenen Massnahmen zum gesicherten Einschluss bzw . zur Beseiti­
     gung der Anlagen . Das Endziel der Stillegung ist di ? uneingeschränkte Frei­
     gabe des Anlagenstandorts für andere Zwecke . Ein relativ kleiner Teil
     eines Kernkraftwerks ( 15 bis 20% ) stellt dabei Probleme , die mit dem
     Vorhandensein radioaktiver Stoffe verbunden sind .
                                  *
     Jedes Kernkraftwerk erreicht einmal das Ende des nutzbringenden Betriebs ,
  ■  aber die Gründe für die Ausserbet ri ebnahme eines Werkes können verschie­
     den sein . Eine Prototypanlage kann sti llge legt ' werden , wenn sie ihren
     Zweck erfüllt hat oder wenn das Ziel , das mit ihr angesteuert 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 zu kostspielig oder wegen Strahlenbelastung un­
     möglich ist .
     Nach Ausserbetriebsetzung eines Kernkraftwerks müssen zunächst der
     Kernbrennstoff , die im Prozess befindlichen radioaktiven Stoffe und die
     im Normalbetrieb erzeugten radioaktiven Abfälle durch Routine-Operationen
     beseitigt werden . Für das weitere Verfahren sind im Rahmen der Inter­
     nationalen Atomenergie-Organisation drei Stillegungsstufen wie folgt defi­
     niert worden :
St i Ueaunq Stufe 1
     Die Anlage bleibt praktisch intakt . Die mechanischen Öffnungssysteme
     ( Ventile , Absperrglieder usw .) der ersten Kontaminationsschranke werden
     blockiert und versiegelt . Die Anlage wird ständig überwacht und es werden
     Inspektionen durchgeführt , um nachzuprüfen , dass sie sich in gutem Zustand
                                                      /
     erhalt .
                                                        *
Sliiiegung^t ufe_2
     Die primäre Kontaminationsschranke wird auf eine Mindestgrosse reduziert
     und versiegelt , wobei alle leicht demontierbaren Tei le entfernt werden .
     Der biologische Schild ( z.B. Beton ) wird so erweitert , dass er die Konta-
    minationsschranke vollständig umgibt .         •          1
 ---pagebreak---     Nachdem durch Dekontamination annehmbare Werte erreicht worden sind ,
    kann der Si eher heitsbehälter entfernt werden . Die übrigen Teile der An­
    lage ( Gebäude und Ausrüstungen ) können demontiert oder für neue Verwen­
    dungszwecke umgewandelt werden . Eine Überwachung im Bereich der Schranke
    ist notwendig ; sie braucht aber nicht so streng wie bei Stufe 1 zu sein .
    Der versiegelte 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 . Vom Standpunkt des Strahlenschutzes
    bedarf es keiner Überwachung oder Inspektion .
Die Stufen 1 bis 3 werden zuweilen auch         - obwohl die Bedeutung nicht voll­
ständig übereinstimmt -       als " gesicherter Einschluss ", " Teilbeseitigung mit
gesichertem Resteins ch luss " bzw . "totale Beseitigung " bezeichnet .
                                                              »
2 . Erfahrungen mit der Stillegung
    In der westlichen Welt sind bisher rund 20 Kernkraftwerke         - durchweg in
    den Vereinigten Staaten und in Europa -        ausser Betrieb gesetzt worden .
    Fünf dieser Anlagen befinden sich in der Gemeinschaft :
               - Marcoule G 1 und Chinon 1     in Frankreich
               - Hei ssdampf reaktor ( HDR ) und Kernkraftwerk Niederaichbach
                 in Deutschland
               - Dounreay Fast Reactor i m . Vereinigten Königreich
    Die Stillegung der meisten ausser Betrieb gesetzten Anlagen ist noch
    nicht über die Stufe 1 hinaus gediehen . Im Falle der folgenden fünf Kern­
    kraftwerke ist die Stillegung weiter fortgeschritten : HNPF , BONUS , ERR
    ( sämtlich in den USA ), CNL ( Schweiz ) und HDR ( Deutschland ).
    Die Sti llegungsmassnahmeTi haben den Vorschriften für den Schutz des
    Personals und der Bevölkerung entsprochen ; besondere; Störfälle sind nicht
    bekannt geworden . Es wurden wertvolle Erfahrungen in bezug auf Stillegung
    techniken und - kosten gewonnen . Jedoch sind diese Er fahrungen . aus den fol
    genden Gründen nicht unmittelbar auf die künftige Stillegung von Kern­
    kraftwerken und insbesondere von grossen kommerziellen Anlagen anwendbar :
 ---pagebreak---                                       - 5 -
    - die Reaktoren waren Einzeltypen , die nicht in kommerziellen
      Kraftwerken verwendet wurden ;
    - sie waren vergleichsweise klein ;
    - sie waren nur während relativ kurzen Zeiten betrieben worden , so
      dass ihr Aktivitätsinventar gering war .
    Einschlägige Erfahrung ist auch bei der Stillegung grösserer Kernkraft-
    werkskomponenten gewonnen worden . Inner halb der Gemeinschaft sind hier ins­
    besondere die Demontage und das Zerschneiden der thermischen Schilde der
                                                      \
    Druckwasserreaktoren von Trino Vercellese und von Chooz zu erwähnen .
    Sti llegungsarbeiten bei Fors chungs reaktoren und Anlagen des Brennstoff-
    kreislaufs haben ebenfalls Erfahrungen vermittelt , die für die Still-
    egung von Kernkraftwerken von erheblichem Wert sind . An bedeutenderen
    Operationen in den Mitgliedstaaten sind 'zu erwähnen :
    - der vollständige Abbruch der Uran-Fabrikationsanlage Le Bouchet
      ( Frankrei ch ) ;
    - der vollständige Abbruch einer kleinen Prototyp-Wiederauf arbeitungs-
      anlage in Fontenay-aux - Roses ( Frankreich );
    - umfangreiche Dekontaminierungsmassnahmen bei Wiederauf arbeitungsan-
       lagen in Mol ( Belgien ), Dounreay ( Vereinigtes Königreich ) und
      Trisaia ( Italien ).
    Bei den in Abschnitt 3 behandelten Studien zur Stillegung von kommer­
    ziellen Anlagen sind die verfügbaren Erfahrungen berücksichtigt und
    sorgfältig extrapoliert worden .
3 . Studien zur Stillegung
3.1  Lei chtwasserreaktoren
     Den Lei chtwasserreaktoren ( LUR ) qilt besonderes Interesse , da der Drösete
     Teil der bestehenden und in Bau befindlichen Kernkraftwerke mit solchen
     Reaktoren ausgerüstet ist und weil der Anteil der LWR in den nächsten
     Jahrzehnten voraussichtlich noch wachsen wird . Die Sti llegungsprobleme
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   der Druckwasserreaktoren , die etwa 80A der Leichtwasserreaktoren in
 - der Gemeinschaft ausmachen und die diesem Abschnitt zugrunde gelegt
   werden (*), unterscheiden sich nicht grundlegend von denen der Siede-
   wasserreaktoren .
   R adi^o    yji t ä t
   Die nachstehenden Angaben ( Grössenordnungen ) veranschaulichen das
   Aktivitätsinventar nach 40 Betri ebs j ahren und ein Jahr nach der end­
   gültigen Abschaltung :                                  -
       Komponenten ( Geräte )                       Gewi cht  Akti vitat
                                                        t        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 um einen 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 . Der grösste Teil dieser Aktivität entfällt auf einige den
   Reaktorkern umgebende Inneneinbauten mit maximalen spezifischen Akti­
   vitäten von ca . 2 Ci / g .                  -
   Wichtiger als diese Gesamtaktivitäten sind die Aktivitäten spezifischer
   Nuklide . Radiotoxische langlebige Alphastrahler sind nicht in signifi­
   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 der Aktivität von Kobalt-60 ,
(*) Die Referenzanlage hat eine Kapazität von rund 1200 MWe .
 ---pagebreak---                                      - 7 -
dessen Halbwertzeit fünf Jahre betragt , ist der Hauptgrund für einen Auf-
                                               X
schub der Demontage . Nickel- 63 und Nickel- 59 sind 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 in signifikanten 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 a l te rn atj ven
Nach den Studienergebnissen wäre es zwar möglich , aber nicht optimal in
bezug auf Gesundheitsschutz und Kosten , die Anlagen unmittelbar nach der
endgültigen Abschaltung vollständig zu demontieren und zu beseitigen
( sofortiger Übergang zu Stufe 3 ). Andererseits wäre es nicht tunlich , die
Stufe 3 so lange aufzuschieben , bis sie durch das Abklingen der Radionuklide
von selbst 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 es dürfte im allgemeinen möglich sein , eine neue Anlage ohne Abbruch
des Reaktorgebäudes der alten Anlage zu erstellen , da dieses Gebäude ge­
wöhnlich nur einen kleinen Teil des Standortgeländes in Anspruch nimmt .
Eine Entscheidung , mit Stufe 2 anstelle von Stufe 1 zu beginnen , wird von
den Auflagen im einzelstaatlichen Genehmigungsverfahren abhängen .
Geländerückgewinnung und ästhetische Gründe werden keinen Anreiz bieten .
* Nickel 63 : Halbwertzeit von 90 Jahren
   Nickel 59 : Halbwertzeit von 80 000 Jahren
 ---pagebreak---   da der unterirdische Einschluss unzweckmässig erscheint und grosse über­
  irdische Strukturen , wenn nicht sogar das gesamte Sicherheitsgebäude , wie
  in den Vereinigten Staaten vorgesehen , bei Stufe 2 bestehen bleiben .
  St i J.J. egungskos ten
  St i L legungskosten entstehen durch Stillegungsarbeiten in der 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
  vo rhergehende Operationen und deren Kosten bedingen . Da die Methode der
  Endlagerung noch unbekannt ist , wurden die Kostenschätzungen auf der Grund­
                                                                      «
   Lage angenommener Methoden vorgenommen und sind daher bis zu einem gewissen
  Grade hypothetisch . Die nachstehenden Kosten sind vor kurzem in einer ameri­
  kanischen Studie ( A ) und      in einer europäischen Studie ( E ) geschätzt worden *
  ( in Millionen US-2 ,      Preisbasis 1975 , einschliesslich Abbruch nichtnuklearer
  Gebäude ) :
                                                                   Studie
| Sti l legungsa Iternati ven                                 A         !  E
!        .
I                   i                      ;
! Sofortige Dur chf üh rung _ der Stufe 3                    27           79
i Verzögerte Durchführung der Stufe 3,(1 )
;                          '     - nach Stufe 1              23           64
                                 - nach Stufe 2              25
    ( 1 ) Wartezeit nach endgültiger Abschaltung : 108 Jahre bei A , 40 Jahre bei E
            kein ständiger Wachdienst während Stufe 1 .
  Diese Kosten betragen 4 bis 13 % der Baukosten für die Anlage im Jahr 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 um entgegen­
  gesetzte Extreme handelt . Die Studie A basiert auf geltenden 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 3 Bedeutung ). Die Studie E stützt sich
  auf die geltenden Bedingungen bei einer experimentellen geologischen End-
   lagerstätte , die insbesondere die Verpackung sämtlicher Abfälle in kleinen
  Einheiten erfordert .
* Referenzen : Studie A : AIF / NESP-009SR ; Studie E : EUR 5728 d
 ---pagebreak--- Im übrigen sind diese Kosten nicht diskontiert . Der Vergleich von Kosten ,
die zu verschiedenen Zeitpunkten entstehen , schliesst jedoch unweigerlich
die Diskontierung ein ; wenn diese unterbleibt , bedeutet das lediglich , dass
ein Diskontsatz von Null benutzt wird . Diskontsätze können auf der Grundlage
von erwarteten Zinssätzen und Inflationsraten , von Praktiken der Strom­
er zeugungsunternehmen oder von makroökonomischen Betrachtungen gewählt wer -,
den . Deshalb ist es nicht möglich , in diesem Rahmen einen spezifischen Satz
vorzuschlagen ; jedoch muss der vorherrschende Einflus^ der Diskontierung ,
selbst mit so niedrigen Sätzen wie -1 % jährlich , hervorgehoben werden . Dieser
Einfluss verringert das Verhältnis von Stillegungskosten zu Kapitalaufwand ,
wobei die Verringerung um so erheblicher ist , je länger die Stufe 3 verzö­
gert wird , so dass die Rückstellungen wachsen können .
                       »
Die während der Stufen 1 und 2 anfallenden laufenden Kosten wären niedriger
als in den Studien angenommen , wenn der stillgelegte Kr aft werksblock den
Standort mit mindestens einem in Betrieb befindlichen Block teilte , was in
absehbarer Zukunft der ; häuf igste Fal l sein wird . Auf der anderen Seite würde
ein ständiger Wachdienst , der für eine einzelne Anlage in der Stufe 1 not­
wendig sein könnte , zusätzliche Kosten verursachen . Es sind konstante
jährliche Wartungskosten , ausschliesslich grösserer Arbeiten , angesetzt
worden ; es wird jedoch eingeräumt , dass dies unrealistisch sein könnte , vor
allem im Falle längerer Wartezeiten . Da eine zu starke Verwitterung der Ank­
lage zu vermeiden ist , ist langfristig mit anwachsenden Wartungskosten zu
rechnen , was ein Grund dafür sein kann , dass eher zu Stufe 3 übergegangen
wird . Dieser Aspekt erfordert weitere Untersuchungen .
        che Strah_lenbe_lastunq
Die Strahlenbelastung des Personals gilt als wi chtigstes Si cherheitsproblem
bei der Stillegung . Es müssen nicht nur die Personendosi sgrenzen - beachtet
werden , sondern auch die gesamte Strahlendosis ist innerhalb annehmbarer
Grenzen zu halten , über die Verwendung von Abschirmungen hinaus kommt es
wesentlich auf Fernbetätigung und Einschlüsse mit kontrollierter Belüftung
sowie auf sorgfältige Planung der einzelnen Sti llegungsarbeiten an . Die in
der bereits erwähnten Studie A geschätzten Gesamtdosen der beruflichen
Strahlenbelastung betragen 630 Mann-rem für die sofortige Durchführung
der Stufe 3 und rund 450 Mann-rem für die Stufen 1 oder 2 und di.e verzögerte
 ---pagebreak---                                      - 10 -
    Stufe 3 ( 108 Jahre nach Ausserbetnebnahme ) . Es ist zu bemerken , dass
    in anderen Studien wesentlich höhere Dosen geschätzt worden sind .
3.2 Gasgekühlte Reaktoren         '
    Graphit - Gas- Reaktoren werden wahrscheinlich den grössten Teil der
    Kernkraftwerke ausmachen , die bis zum Ende unseres Jahrhunderts ausser Be­
    trieb genommen werden .
    Ihr Aktivitätsinventar unterscheidet sich von dem der Lei chtwasser-
 .  reaktoren vor allem durch geringere spezifische Aktivitäten , aber grössere
    Volumina , das Vorherrschen von Flussstahl gegenüber Rostfrei stahl und die
    Grossen Mengen Graphit , die jedoch in leicht zu handhabenden Teilen vor­
     liegen . Für das Druckgefäss und die Druckgef ässeinbauten eines typischen
    kommerziellen Magnox-Reaktors ( 250 MWe ) wurden folgehde Materialmengen .
    angegeben : 2.500 Tonnen Flussstahl , 100 Tonnen Rostfrei stahl und
    2.500 Tonnen Graphit . Was den biologischen Betonschild angeht , so ist
    nur die innere Schicht aktiviert .  Die Dicke dieser Schicht wird   zwei
    Jahre nach der Abschaltung rund 1,5 m betragen ; sie wird sich mit der
    Zeit infolge des radioaktiven Zerfalls verringern . Dennoch würde dieser
    Beton das massenmässig grösste Beseitigungsproblem aufwerfen . Mit den
    Wärmetauschern wäre wegen ihrer Grösse und wegen der Oberfläche und Geo­
    metrie der Rohre ein erhebliches Dekontamin ierungsproblem verbunden .
                                I
                    « »
    Die Untersuchung über die Stillegung eines repräsentativen kommerziellen
    Magnox-Reaktors ist noch im Gange ; eine ausführliche technische Studie
    über den Windscale Advanced Gas-cooled Reactor ( WAGR ) wurde jedoch
    abgeschlossen und wahrscheinlich werden ihre Ergebnisse im Prinzip auch
    auf Magnox-Reaktoren anwendbar sein . Die WAGR-Studie basiert in einem
    Falle auf einem Vorgehen , bei dem Stufe 1 als Zwischenphase , Stufe 2
    als Lagerung von unbestimmter Dauer und Stufe 3 als ideales Endziel
    angesehen werden . Die Alternative ist der Übergang von der Abschaltung
    des Reaktors zu Stufe 3 als kontinuierliche Operation . Man ist zu dem
         .        ι
    Schluss gelangt , dass ein langfristig zufriedenstellender Zustand der
    Stufe 2 geschaffen werden kann und dass dem unmittelbaren Übergang zu
    Stufe 3 keine technischen Hindernisse im Wege stehen .
 ---pagebreak---                                      - , 11 -
  Die Konzeption der Stufe 2 unterscheidet sich von dem in den Vereinigten
  Staaten für Druckwasserreaktoren vorgesehenen Konzept dadurch , dass der
  Abbruch des Sicherheitsgebäudes und die Demontage der Wärmetauscher vor­
  gesehen sind , was zu einer beträchtlichen Verringerung des in Anspruch
  genommenen Geländes und der optischen Beeinträchtigung führt . Im Falle
  kommerzieller Magnox-Reaktoren mit Stahldruckgefässen würde es sich r
  unabhängig von der Leistung -     bei den verbleibenden Strukturen um Zylin­
  der von rund 30 Meter Durchmesser und einer Höhe von 18-30 Metern über
  dem Boden handeln .
, Gegenstand einer detaillierten Stillegungsstudie war Chinon 1 , ein Gas-
  Graphit-Prototypreaktor mit 70 MWe , der 1973 aus wirtschaftlichen Grün­
  den ausser Betrieb genommen wurde , nachdem er zehn'Jahre lang mit einem
  mittleren Lastfaktor von rund 50% gearbeitet hat . Aufgrund von Aktivitäts-
  messungen an Proben ist die Aktivität des Gr aph itmoderafcors ( 1050 Tonnen )
  Ende 1975 auf 3.000 Ci Kobalt-60 , 1.200 Ci Tritium , 300 Ci Koh lenstof f – 1 4
  sowie 0,5 Ci P lutonium-239 und P lutonium-240 geschätzt worden . Messungen
  innerhalb der Brennstoff kanäle haben Dosisleistungen in der Grössen-
  ordnung von 10 , rem/ h im Graphit mit einem Maximum von 400 rem / h in der
                                                                      \
  Nahe der Kerntragplatte aus Stahl ergeben . Die aktivierten Stahlkomponen-
  ten machen rund 1.500 Tonnen aus . Erste Messungen haben gezeigt , dass
  der Beton des biologischen Schildes nicht aktiviert ist .
  In c^r Studie über Chinon 1 wird die direkte Durchführung der Stufen
  1,2 und 3 verglichen . Es wurde angenommen , dass Stufe 2 den Einschluss
  des Reaktordruckgefässes und der Wärmeaustauscher in Beton und die De­
  montage anderer kontaminierter Systeme sowie die Lagerung der Teile in
  versiegelten Räumen im Sicherheitsbehälter umfasst . Man ist zu dem
  Schluss gelangt , dass diese Bedingungen nicht sicherer wären als die
  der Stufe 1 und dass sie den späteren Übergang zu Stufe 3 komplizieren
  würden . Die Stufe 3 ist ausführlich - mit Auslegungsstudien für die
  erforderlichen fernbetätigten Ausrüstungen -      untersucht worden .
  Aufgrund dieser Studie ist beschlossen worden , die Anlage in ein kern -         ,
  technisches Museum umzuwandeln . Dieser Plan , der vor allem der öffent-
 ---pagebreak---                                        - 12 -
      lichkeit Zugang zu einem Teil des Sicherheitsbehälters bieten wird ,
      soll bis 1978 oder 1979 durchgeführt werden . Die Möglichkeit , 30 Jahre
      später zu Stufe 3 überzugehen , bleibt offen .
                                                ι
3 . 3 Stillegung nach einem grosseren Störfall
      Die in den vorstehenden Abschnitten ( 3.1 , 3.2 ) behandelten Studien be­
      treffen Anlagen , die in einem normalen Zustand ausser Betrieb gesetzt
      werden . Schwerere Störfälle , die zu einer ausgedehnten starken Kontami­
      nation innerhalb des Sicherheitsgebäudes führen , würden ■ besondere Still-
      legungsprobleme bieten und sogar Routinemassnahmen wie die EntCadung und
      Beseitigung des Brennstoffs erschweren . Während solche Störfälle bei der
      Auslegung der Anlage berücksichtigt werden , ist ihre Auswirkung auf die
      Stillegung nur unzureichend bekannt . Noch in Gang befindliche erste
      Studien lassen erkennen , dass es sich hier um ein komplexes Problem    -
      handelt .
4 . St 1 1 legungstechniken
4.1 Dekontaminierunq                                                              ,
      Bei der Stillegung dient die Dekontaminierung in den meisten Fallen dem
      Zweck , die Demontage und weitere Behandlung von Komponenten durch Ver­
      ringerung des Strahlenpegels und Entfernung lose haftender Kontamination
      zu erleichtern . Ein anderes mögliches Ziel ist die " vollständige De­
      kontamination ", d.h . die Dekontamination bis zu einem Wert unterhalb d^r
      Grenze für die uneingeschränkte Freigabe von Material , um das Volumen des
/
      radioaktiven Abfalls zu verringern . Die Vorteile der Dekontaminierung
      sind gegen die Operationellen Risiken , die sich aus dem anfallenden Ab­
      fall ergeben , und die Kosten abzuwägen . Es bestehen 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 sie nicht beantwortet
      werden .
      pie einzigen bewährten Dekontaminierungsverf ahren sind diejenigen , die
      gegenwärtig bei in Betrieb befindlichen Reaktoren angewandt werden . Sie
      lassen sich wie folgt einteilen :
               ~ Sy s te m –Dekont      : sie wird unter Verwendung von
                 chemischen Agenzien in geschlossenen Systemen der Anlage angewandt ;
 ---pagebreak---                                                                         ι
                                   - 13 -
        - Tauch^Dekontaminierung^:   Sie wird unter Verwendung von
          chemischen Agenzien und meist in Kombination mit mechanischen
          Mitteln wie Bürsten oder Ultraschall auf demontierte Komponenten
          angewandt ; .
        - StrahJ-^Dekontaminierung^: Sie wird lokal durch Öffnungen auf
          Systeme oder in besonderen Zellen auf demontierte Komponenten
          oder auch auf Gebäudeoberflächen angewandt , wobei mit einem
          Dampf - oder Flüssigkeitsstrahl oder einem Gemisch von Flüssig­
          keit und Schleifpartikeln gearbeitet wird .
Es liegt umfangreiche Erfahrung mit diesen Techniken vor , die aber schwer
zu interpretieren ist . Die erzielten Dekontaminationsfaktoren van ieren
je nach den besonderen Bedingungen über einen weiten Bereich , und - zwar
auf eine Weise , die nocht nicht gut verstanden wird .
Diese bewährten Techniken wurden zur Anwendung auf Komponenten entwickelt ,
die zu warten oder zu reparieren sind , d.h . unter dem Zwang , die Integri­
tät der Komponenten zu erhalten . Wenn diese Techniken auch bei der Still-
 egung von Nutzen sein sollen , wären aggressivere Methoden , die eine wirk­
same Dekontamination ergeben , wünschenswert . Dabei könnte es sich um
Varianten der bewährten Techniken , z.B. System - und Tauch-Dekontaminie-
ryng unter Verwendung aggressiverer chemischer Agenzien oder Strahl-
Dekontaminierung bei höherem Druck oder mit stärker schleifenden Partikeln
usw ., aber auch um grundsätzlich neue Techniken handeln .
                             I
Die System-Dekontaminierung bietet den Vorteil , dass sie vor Öffnung
und Ausbau des betreffenden Systems erfolgt , wodurch die Strahlenbe-
 lastung des Personals verringert wird . Bei der Anwendung dieser Technik
wird jeweils eine grosse Fläche erfasst ; jedoch ist eine selektive An­
wendung auf lokale Kontaminationsspitzen nicht möglich . Das Verfahren
ist auch weniger wirksam in Ritzeri und toten Enden eines Systems , wo
sich die Kontamination häufig konzentriert . Daher führt die System-
Dekontaminierung in der Regel nicht zur vollständigen Dekontamination .
Wegen des grossen Volumens mancher Systeme , z.B.1 des primären Kühlkreis-
 laufs , und der Notwendigkeit mehrerer Dekontaminierungs - und Spülgänge
ergeben sich 'sehr grosse Mengen radioaktiver Flüssigkeit , was zu
Problemen der Zwischenlagerung und der Aufbereitung führen kann .
Darüber hinaus sind der unterschiedliche Angriff der verschiedenen
Werkstoffe eines Systems und die Verschleppung der Kontamination auf
ursprünglich saubere Bereiche Aspekte , die berücksichtigt werden müssen .
                                                                   r
 ---pagebreak---              ι
                                      - 14 -
     Bei der Tauch-Dekontaminierung kann für kleine Komponenten das vorhan­
     dene Gerät verwendet werden ; jedoch ist. die Korrosion der Behäl­
     ter in Betracht zu ziehen , 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 zu vielversprechenden Ergebnissen geführt , die auf
        hohe Effizienz und geringes Volumen von Sekundärabfall hindeuten ;
     -> elektrolytische Dekontaminierung unter Anwendung ähnlicher Verfahren
        wie des in der ni chtnuklearen Industrie bekannten E lektropolierens ;
                        J •                                                  .
     - Dekontaminierung durch Explosivverfahren . Erste Experimente haben
        gezeigt , dass der Oxidfilm , der die Kontamination von 'St ahlkomponenten
        enthält , vom Grundmetall abgespalten werden kann . Das Volumen des
        dabei anfallenden Abfalls wäre sehr gering .
                                                                      I
4.2 Demontage
     Ausbau von St ajukomg onenten
     Das Reaktorgef ass und seine Einbauten bieten die schwierigsten Demontage-
     probleme . Wegen des hohen Strahlenpegels ist Fernbetätigung erforderlich .
I    Die aktiveren Inneneinbauten von Lei chtwasserreaktoren sollten möglichst
     unter Wasser zerschnitten werden , wobei das Wasser als Abschirmung wirkt
     und die Entstehung von Aerosolen in Grenzen hält . Einige Komponenten
      haben grosse Wanddicken , die bis zu $00 mm gehen ( 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 , das unter Wasser durchgeführt
 ---pagebreak---                                    - 15 -
werden kann , erscheint attraktiv . Gegenwartig kann das Verfahren bis
zu Wanddicken von rund 170 mm angewandt werden ; es besteht jedoch ein
Ent wi cklungspotent i al bis zu 500 mm . Ein Weiteres aussichtsreiches
Verfahren ist das Propan-Brennschneiden . Elektroschmelztrennen kommt
für grosse Wanddicken in Betracht , 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 im Primärkreislauf 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 in einem 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 in einigen Graphit - Gas- Reaktoren verwendet werden .                ,
                                                \
Für die Betonzerkleinerun^ gibt es mehrere erprobte Techniken . Beim
Sprengverfahren werden Sprengkapseln in Bohrungen eingeführt , die eine
durchgehende Lockerung oder eine schichtweise Absprengung bewirken .
Dieses Verfahren ist . relativ teuer und zeitraubend . Bei der Wärmestrahl-
technik werden mit Sauerstoff lan zen Löcher in geringem Abstand voneinan­
der in den Beton gebrannt , wobei Eisen zur Erreichung der erforderlichen
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 für die . schwierigeren Aufgaben der künftigen Demontage vei–
wendet werden können .
 ---pagebreak---      An weiteren Techniken kommen hydraulisches Brechen , Li chtbogenschnei den
     mit anschliessendem Bohren und Brechen durch Unterkühlung in Betracht .
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 zu behandelnden
     Teile . Solche Ausrüstungen können für bestimmte Situationen ad hoc oder
     als Mehrzweckausrüstungen konzipiert werden . Sie gehören zu einer Tech­
     nologie , die in Reaktoren 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 zu dienen
     haben - Die Entwicklung der optimalen Konzepte für die Behandlung von
     Stillegungsabfällen befindet sich noch im Anfangsstadium .
     Der beim Ausbau von grösseren aktivierten Komponenten entstehende Abfall
     ist durch grosse Anfangsdimensionen und dadurch charakterisiert , dass
     die Aktivität überwiegend im Grundmetall eingeschlossen ist . Ein Leit­
     gedanke für die Behandlung dieses Abfalls wäre der , das Zerschneiden auf
     den für den Transport notwendigen Umfang zu begrenzen , um die Arbeiten
     unter Bestrahlung und die Ausbreitung von radioaktivem Material auf ein
     Minimum herabzusetzen . Dementsprechend sollten grosse Transportbehälter
                   )
     für bestimmte Komponenten entwickelt und die Endlager für die 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 , ob die Arbei­
     ten am Standort des Kernkraftwerks oder in einer' zentralen Anlage durch-
                                                 I
     zuführen sind , sollten untersucht werden .
 ---pagebreak---                                       - 17 -
     Was den radioaktiven Betonabfall angeht , so wäre es wünschenswert , über
     eine billige Methode zum langfristigen Einschluss der Radionuklide zu
     verfügen .
     Für den bei der Stillegung von Gas-Gr aph it-Reaktoren und fortgeschrit­
     tenen gasgekühlten Reaktoren anfallenden Graph itabfal l wurde die kon­
     trollierte Verbrennung vorgeschlagen . Um beurteilen zu können , ob diese
     Methode geeignet ist , müssen nicht nur die lokalen radiologischen Wi i–
     kungen , sondern auch die langfristigen Folgen   - durch den Beitrag zu der
     weltweiten Untergrundstrahlung -     der Freigabe erheblicher Mengen des
     langlebigen Radionuklids Kohlenstof f-14 in Betracht gezogen werden .
     Auf die Sekundärabfälle braucht hier nicht besonders eingegangen zu 1
     werden , da sie nach den Methoden , die gegenwärtig auf die beim Betrieb
     von Kernkraftwerken anfallenden Abfälle angewandt werden , in angemesse­
     ner Weise behandelt werden können .
     Folgende Methoden werden von einigen Ländern für die Endlagerung oder
     die Beseitigung verschiedener Arten von Stillegungsabfällen in Betracht
     gezogen : Oberflächennahe Lagerung , Lagerung in einem stillgelegten Berg­
     werk , Einlagerung in tiefe Bohrlöcher und Meeresversenkung ."
5 . Schätzung der durch Stillegungen bedingten Mengen radioaktiver Abfälle
5.1 Allgemeine Betrachtungen
     Die folgenden Angaben werden benötigt , um den Anfall radioaktiver
     Abfälle durch die Stillegung von Kernkraftwerken schätzen zu können :
       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 Volumens und der Radioaktivität
           der betreffenden Materialien durch Dekontaminierung , Behandlung ,
           Verpackung usw . und dabei entstehende Mengen an Sekundärabfällen .
 ---pagebreak---                                            - 18 -
     ,   Das Ergebnis eines ersten Ansatzes zu Buchstabe a ) ist in Punkt 5.2 dar­
       " gelegt .
         Was Buchstabe b ) anbelangt , so ist es wegen der Vielfalt vorhandener
         Kernkraftwerke notwendig , die meisten dieser Anlagen individuell zu
         behandeln . Einige Angaben stehen bereits zur Verfügung , aber es muss
         noch viel Arbeit geleistet werden , bevor ein vollständiger Überblick
         über die Akti vitätsinventare gegeben werden kann .
         Für die Buchstaben c ) und d ) müssen Referenz-Strategien entwickelt
         werden , was als eine langfristige Aufgabe zu betrachten is*t .
                                                             \
  5.2 Ausserbetriebnahme von Kernkraftwerken
         Es ist noch verfrüht , Vorhersagen zum Zeitplan der Ausserbetriebnahme
         von Kernkraftwerken anzustellen , da die Betriebsdauer innerhalb eines'
         weiten Bereichs ungewiss ist . Die nachstehende Tabelle veranschaulicht
         ein mögliches Schema . Sie berücksichtigt die gegenwärtig in der Gemein- <■
         schaft in Betrieb und im Bau befindlichen Kernkraftwerke ; ausser bei
         einigen Prototyp-Anlagen , für die kürzere Fristen angenommen wurden ,
         wurde die Betriebsdauer mit 30 Jahren angesetzt .
                                              Ausserbetriebnahme der    Reaktoren
j        Reaktortyp                      1981-1990      ! 1991-2000      2001-2010
   Gas-Gr aphit-Reaktören und
   fortgeschrittene gasgekühlte
   Reaktoren                                 11        !       20             14        ;
                                                      i
   Lei chtwasserreaktoren              I      3       '         7    I        37        i
                                                                                        I
                                       I                             \1          -     I
                                              2
   Sonstige Typen                 ■    J                        2  ■
                                                                            ' 4    '. !
   Insgesamt                                 16                29             55
 ---pagebreak---                                           - 19 -
  6 . Leitgrundsatze
       In der nahen Zukunft können     nur sehr allgemeine Leitgrundsätze für die
       Stillegung aufgestellt werden ; die detaillierte Formulierung solcher
'      Grundsätze ist eine 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 in diesem 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 im klaren sein , dass die Gemeinschaft
       ihrem Standpunkt in diesem grösseren Rahmen mehr Gewicht verschaffen könn­
       te , wenn sie klare und durch geeignete Studien untermauerte Konzeptionen
       hätte .
  6 . 1 Leitlinien 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 . Um die Stillegung
        zu erleichtern , wurden Verbesserungen betreffend die Anordnung , die Ge­
        staltung und die Werkstoffe der Kraftwerkskpmponenten vorgeschlagen ;
        solche Verbesserungen dürften möglich sein .
        Bei den modernen Kernkraftwerken werden in zunehmendem 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
        Die Stillegungsarbeiten unterliegen allgemeinen kerntechnischen Vor­
        schriften ; aber in den Mitgliedstaaten bestehen noch keine detaillierten
        spezifischen Leitlinien für die Stillegung . Zum Beispiel sind die Höchst­
        werte für die Strahlenbelastung des Personals und der Bevölkerung in
        allgemeinen Verordnungen festgelegt ; es igbt aber keine Kriterien für
 ---pagebreak---                                 - 20 -
die uneingeschränkte Freigabe von Ausrüstungen und Standorten .
Solche Fragen sind bei früheren Stillegungen von Fall zu Fall geregelt
worden . In diesem Zusammenhang sind auch die gegenwärtigen Bemühungen
der Internationalen Atomenergie-Organisation zu erwähnen .
 ---pagebreak---                                     - 21 -
                   TEIL II : PROGRAMMVORSCHLAG
Vorbemerkungen
Es sind grössere Fortschritte konzeptueller und technischer Art erforder­
 lich , um Kernkraftwerke auf die hinsichtlich Gesundheitsschutz und Wirt­
schaftlichkeit optimale Weise stillegen zu können . 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 .
Da die Zahl der st-i 1 1 zulegenden Kernkraftwerke in den nächsten Jahr­
zehnten nur langsam wachsen wird und da es ferner möglich ist , den
Abbruch und die Beseitigung der Anlagen nach ihrer Ausserbetriebnahme
lange aufzuschieben , könnte man zu der Ansicht gelangend dass vorläufig
noch keine beträchtlichen Anstrengungen zur Lösung der Stillegungsprobleme
erforderlich sind . Das wäre jedoch aus folgenden Gründen ein gefährlicher
Irrtum :    ,                                    '
- Es sollten in zunehmendem Masse stillegungsfreundliche Eigenschaften
   entwickelt und in das Konzept neuer Anlagen aufgenommen werden .
- Bei der Ermittlung , Entwicklung und Einführung der optimalen Lösungen
                                           t
   handelt es sich um eine langfristige Aufgabe . Für die technischen Ent­
   wicklungen werden der rechtliche und administrative Rahmen und nament­
    lich die Kriterien 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 es einer
   besseren Kenntnis der möglichen technischen Optionen , damit die Rechts-
    %
   und Verwaltungsvorschriften weiterentwickelt werden können .
- Eine bessere Kenntnis der sti l legungskosten wi rd die Stromerzeugungs-
   unternehmen in die Lage versetzen , den nationalen Vorschriften ent­
   sprechend Rücklagen für die Stillegung zu machen .
- Unter besonderen Umständen , zum Beispiel nach einem Störfall , können
   sich Stillegungsarbeiten als dringlich erweisen .
 ---pagebreak--- - Im Hinblick auf die Zustimmung der Öffentlichkeit zu neuen Kernkraft-
    uerken wird es immer uihtiqer , über durchentuickpltp nnH i.mhi Fnni-H BT..
   te Konzepte für die Stillegung der Anlagen zu verfügen , selbst wenn end­
   gültige Lösungen noch nicht unbedingt benötigt werden . Man könnte so
   weit gehen , den Abbruch und die Beseitigung einer Anlage vorfristig
   in Betracht zu ziehen , um die Durchführbarkeit eines Stillegungs-
   konzepts zu demonstrieren .
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-
                   )
tei lung Geld und Zeit gespart werden konnten . Ferner könnte sich ein ge­
meinschaftlicher Ansatz positiv auf die 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 . In einem
Mitgliedstaat bereits im Gang befindliche Arbeiten könnten im Rahmen
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 in diesem Bereich werden
einen gemeinschaftlichen Ansatz erleichtern .                     ' \
Allgemeine Züge des vorgeschlagenen Programms
Das Programm , das vom 1 . Juli 1978 an für einen Zeitraum von fünf Jahren
vorgeschlagen wird , muss als erste'Stufe eines längerfristigen Vorhabens
betrachtet werden . Es umfasst eine Reihe von Studien und experimentellen
Projekten mit dem Ziel , die in bezug auf Gesundheitsschutz und Wirtschaft­
lichkeit geeignetsten Lösungen für die 'St i'l legung von Kernkraftwerken zu
entwi ekeln .                                       .   .     '
Diese Studien und Vorhaben 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 von qualifizierten öffent-
liehen oder privaten Organisationen in den Mitgliedstaaten durchgeführt
werden .
 ---pagebreak--- Um überflüssige Doppelarbeit zu vermeiden , sind die einschlägigen
Aktivitäten internationaler Organisationen bei der Aufstellung des Pro­
gramms berücksichtigt worden . Andererseits wurde der Programmbereich genau
abgegrenzt , um Überschneidungen mit dem Gemeinschaftsprogramm für die Be­
wirtschaftung und Lagerung radioaktiver Abfälle zu vermeiden . 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 , um bei Bedarf den erzielten Ergebnissen entsprechend eine Neu­
ausrichtung oder Erweiterung zu erfahren .
Forschungs - und Entwi cklungsaktionen
                                                              /
Die vorgeschlagenen Aktionen , die in Anlage II beschrieben 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 in der Gemeinschaft anfallen
Aktion Nr . 7 : Einfluss konstruktiver Eigenschaften von Kernkraftwerken
                 auf die St i l legung
Diese Vorschläge wurden aufgrund der in Teil I beschriebenen Analyse
vorliegender Studien und Erfahrungen formuliert .
 ---pagebreak---                                    - 24 -
  über diese Vorschläge hinaus wird in Aussicht genommen , dass sich die .
 Gemeinschaft an einer Operation industriellen Massstabs' beteiligt , die im
 Zusammenhanq der Stilleguno 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 zum Beispiel Grösse und Strahlenpegel der Komponenten , an­
 gewendet werden . Da jetzt noch keine spezifische Aktion vorgeschlagen
 werden kann , wird die Operation hier nur zur Erinnerung aufgeführt ;
 nach Möglichkeit sollte ein Vorschlag 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
     im Hinblick auf die Erleichterung ihrer späteren Stillegung ;
 - Leitlinien für die Stillegung von Kernkraftwerken .
  Die schrittweise Ausarbeitung von Leitlinien ist erforderlich , um die
( Forschungs- und Entwicklungsarbeiten in Zukunft genauer ausrichten zu
  können . Umgekehrt können die Ergebnisse der Forschungsaktionen die Ent­
  wicklung der Leitlinien beeinflussen . Im Hinblick auf diese wechsel­
   seitige Abhängigkeit ist die schrittweise Ausarbeitung von Leitlinien
   in das Programm aufgenommen worden .
                        'I                           '
  Es ist vorgesehen , die in den Mitgliedstaaten vorhandenen Elemente
  solcher Leitlinien zu sammeln und zu analysieren und auf dieser Basis
  die Möglichkeiten einer Annäherung der Positionen zu erreichen bezw .-
  gemeinsame Positionen zu entwickeln . In einem späteren Programmabschnitt
  würde versucht werden , Vorschläge für gemeinsame Leitlinien zu erarbei *. .
  ten .
  Die Kommission sollte auch über einen begrenzten Etat für diese Aktion
                                                                i
  verfügen , damit sie die erforderlichen Analysen im Rahmen von Studien-
  verträgen in Auftrag geben kann .
 ---pagebreak---                                    - 25 -
 Aufschlüsselung der vorgeschlagenen Mittel
 Kosten für fünf Jahre in Millionen Europäischen Rechnungseinheiten
( ERE ):
                    Posten                                  Kosten
   Beitrag zu Forschungs - 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 1 bis 7               4,6
   Festlegung von Leitlinien                                 0,2
              X
  Personal                                                   1,31
   Sit zungen                                                0,27'
   Insgesamt                                                 6,38
    Das Programm erfordert 5 Bedienstete ( 2A+2B+1 C )
 ---pagebreak---                                          ANLAGE- I
                                 ERGÄNZENDE ANGABEN ZU TEIL I
2 . Erfahrungen mit der Stillegung
     Die Kernkraftwerke , die bereits ausser Betrieb genommen wurden , sind
     in Tabelle 1. aufgeführt . Tabelle 2 enthält weitere Angaben über Kern­
     kraftwerke , die über die Stufe 1 hinaus stillgelegt worden sind .
3.1   Lei chtwasserreaktoren
      Angaben über Radionuklide , die für die Aktivierung von Stählen
      signifikant sind , finden sich in Tabelle 3 . Tabelle 4 enthält weitere
      Angaben zu den 'Kostendaten .
5 . 2 Ausserbetriebnahme von Kernkraftwerken       .                         i
      Die in der zusammenfassenden Tabelle in Teil I Punkt 5.2 berücksich­
      tigten Kerhkraft werke sind in Tabelle 5 aufgeführt .              '
6 . 1 Leitgrundsätze für die Planung und den Betrieb von Kernkraftwerken
      im Hinblick auf die Vereinfachung der Stillegung                         '
      Im Rahmen der Internationalen Atomenergie-Organisation ( pokument IAEO-179 )
      sind folgende Auslegungskriterien empfohlen worden :
      Komponenten und Gebäude sollten so angeordnet werden , dass
      - der Standort    letztlich' trotz des eventuellen Vorhandenseins still­
        gelegter Gebäude sein maximales Potential erreichen kann ;
      - um sie herum genügend Raum vorhanden ist , um den Zugang mit Transport-
        geräten , Abschirmungen oder Werkzeugen zu gestatten ;
      - geeignete Zellen oder Kabinen^ erri chtet werden können , um die Ausbrei­
        tung von radioaktivem Material während der Demontage zu begrenzen und
        um bei Bedarf einen Betrieb bei niedrigerem als dem Umgebungsdr uck zu
        ermög Ii chen ;
      - sie in einem Stück durch angrenzende Räume oder das Dach entfernt wei–
        den können , unter Verwendung anlageneigener oder ( falls notwendig )
        externer Hebevorrichtungen ;       "    *
 ---pagebreak---                                   - 2 -
Konstrukt2on_yon_Komgonenten_und_Gebauden
Beim Entwurf der Komponenten und Gebäude ist darauf zu achten, dass
- die kontaminierten oder aktivierten Tei le entfernt werden können
  ( Beispiel : abtrennbare Betonschichten auf dem biologischen Schild );
- ihr Aktivitätspegel in Grenzen gehalten wird ( Beispiel : Abstand
  zwischen der Stahlbewehrung des Betons und der Neutronenf lusszone );
- die Komponenten und Strukturen in vergleichsweise 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 so gewählt werden , dass die Bildung langlebiger
                                          I
  Nuklide in Grenzen gehalten wird .
Vorkehrunqen fur die_Dekontamjn_ierun2
Um die Dekontaminierung von Komponenten , Rohrsystemen und Räumen zu
vereinfachen , sollten folgende Vorkehrungen getroffen werden :
- Die Ausbreitung von aktiven Korrosionsprodukten oder Ablagerungen
  während des Betriebs oder der Stillegung sollte begrenzt werden , was
  zum Beispiel durch Dr änierungspunkte , Vorrichtungen zum Spülen der
  Rohrsysteme und Fallen in den Rohrleitungen geschehen kann ;
- Einrichtungen für die Dekontaminierung von Komponenten und Räumen
  einschliesslich Vorkehrungen für die Einleitung und Entnahme von
  Dekont amini er ungs Lösungen .
                    ss nahmen
Es sollte ein zuverlässiges Dokumentationssystem aufgebaut und zur
Erfassung aller Änderungen in bezug auf die Auslegung und die Werk­
stoffe der Anlage während ihres Betriebs verwendet werden .
 ---pagebreak---                                           - 3 -
              Tabelle' 1 :   Ausser Betrieb genommene Kernkraft werke
                                                      *
  Land                       Anlage               Typ        Lei stung     Betriebs­
                                                                MWe        zeit
  Frankrei eh         Marcoule G î                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
                      DFR Dounreay              i FBR            15     1963-1977
  König rei ch
  Schweiz             CNL Lucens                  HWR              8    1968-1969
  USA                 Vallocitos EVESR            BWR              5    1957-1963
    "
                      E lk Ri ver Reactor         BWR '          22     1964-1968
                      Hallam HNPF                 SGR            75     1962-1964
    II
                      BONUS                       BWR        λ 16,5     1962-1968
     li   ¬
    ti
                      Vallecitos VBWR             BWR            10     1957-1963
    "
                      Santa Susanna               SGR             7,5   Ί 958 - 1966
                      Piqua 0MR                   OMR             11,4  1963-1966    -
    "
                      Carolinas CVTR               PWR            17    1963-1967
                      Enr i co Fermi               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
 ---pagebreak---                  Tabelle 2 : Anlagen , deren Stillegung über Stufe 1 hinaus gediehen ist
                          ;                              I
f     '                                                                                                                 ERR ( Elk River
                              HNPF ( Hallam Nuclear          BONUS ( Boiling Nuclear     CNL ( Centrale nucléaire
   Anlage                                                                                      Lucens )                       Reactor )
                              Power Facility )           : Superheater      Reactor )
                              USA                             USA                        Schwei z                        USA
   Land
   Reaktortyp            J    Gr aph i t mode rier ung ,      Siedewasser , nukleare
                                                              Überhitzung
                                                                                         Schwer wasser moderierung ,
                                                                                         Gasküh lung
                                                                                                                         Siedewasser
                                                                                                                         ( fossile überhitzung )
                         I
                         I
                              Natri umkuh lung
                                         75                           16,5                          8                                22
   Leistung
                                  1962-1964                        1962-1968                    1968 - 1969          |          1964 - 1968
   Betriebszeit
                                                         I                            I                   *          '
   Ak t i vitåts-                 3 χ 105                            50 000                        500               ]             9 000
   invent ar ( Ci )*      I
                          I
                                                                                                                     |
                                                                                      i
   Erreichter            j    Unterirdischer Ein­              Einschluss im biologi­     Schwach aktive Teile       > Stufe 3 im Jahre
   St i l legungs-            schluss ; Standort-              schen Schild ; Anlage      ( insgesamt 1 ,5 Ci )          1974 abgeschlossen
   zustand                    gelände bepflanzt           i in Museum umgewandelt         eingeschlossen ; übrige
                              und uneingeschränkt                                         Teile verpackt und am
                              zugäng Ii ch                 i                              Standort gelagert ;
 i
                            i
                            !
                                                         j
                                                          l  r
                                                                                          Reaktorkavernen unein­
                                                                                          geschränkt zugänglich
   Stillegungs-                                                Angaben nicht verfüg­    | Angaben ni cht        t      ; 5,7 Mi l lionen US-2
                              4,2 Mi llionen US-2              bar                        verfügbar
    kosten
    * HNPF : Im Zeitpunkt des Einschlusses
        Andere : Zu Beginn der Stillegung
 ---pagebreak---             Tabelle 3 :   Für die Aktivierung der in Leichtwasserreaktoren verwendeten
                          Stähle signifikante Radionuklide
                                                                   I               -
           Radionuklid                               Eisen 55          Kobalt 60        Nickel 63         Ni cke l 59
                                                                                                     T
    Halbwertszeit , Jahre                          -    2,4              5,2   •           92         j       80 000
                                              . ^
    Strahlung                                     Gammastrahlung -   Gamma , Beta         Beta          Gammastrah lung
                                                  Röntgenstrahlung                                      Rontgenstr ahlung
                                                                                                                          U1
    Ausgangselement                                   E i s en          Kobalt    " .             Nickel ~
    Gehalt ( % ) des Ausgangselements in
   - Rostfrei stahl   (1)                               70              Spuren                      10
                                                                                      I
    - unlegiertem Stahl ( 2 )                           97              Spuren        j         0,5 -' 0,8
( 1 ) Komponenten : Reaktorgefässeinbauten , Reaktorgefässauskleidung
( 2 ) Komponenten : Reaktorgef äss
 ---pagebreak---                                                  - 6 -
     Tabelle 4 : Kostenschätzungen für die Stillegung von Lei chtwasserreaktoren
                  . ( 1200 MWe-Anlagen ; Betriebszeit 40 Jahre )
                    Kosten in Millionen US-2 , Wert 1975 ( 1 )
   Studie                                                          E                             fii
   Referenz                                                   EUR  5728 d              AI F / NES; P-009SR
   Reaktor                                            PIJR                 B WR         PWR            BWR
   Di skontierung                                (2 )
                                                        j keine       (2)
                                                                            | keine'   keine          keine
' Sofortige Durchführung                        68,4       78,6      83,4
i der Stufe 3                             1                                   95,4     26,9           3.1,2
: Verzögerte Durchführung
   der Stufe 3 - nach Stufe 1
   - Stufe 1                                     4,5        4,6       4,5       4,6     2,3            2,4
   - Zwischenkosten ( 3 ).
      - Fall I          %    :                   0,3        0,7     ' 0,3       0,7     9,5            9,2
      -   Fall II                                ( 4)       ( 4)      ( 4)      ( 4)   18,0           17,4
   - Stufe 3 ( 5 )                              12,2       59,0      13,1     63,3     11,0           11,7
   - Insgesamt
      -   Fall I                                17,0       64,3      17,9     68,6     22,8           23,3
      -   Fall II                                ( 4)       ( 4)      ( 4)      ( 4) - 31,3           31,5
   Verzögerte Durchführung
   der Stufe 3 - nach Stufe 2                 I          •             '
   - Stufe 2                                                                            7,4            7,6
   - Zwischenkosten ( 3 )                                     ( 4)                      6,3          . 6,0
   - Stufe 3 ( 5 )                                                                     10,8 ,         12,1
   - Insgesamt                                                                         24,5        I 25,8
 ( 1 ) Angaben der Studie E nach dem Kurs 1 DM = 0,4 US-2 umgewandelt
 ( 2 ) Diskontiert bis zum Zeitpunkt der Ausserbetriebnahme zu einem Jahressatz
        von 3,7 % ( dieser Satz ergibt sich aus einem angenommenen jährlichen
        Zinssatz von 12 % und einer jährlichen Inflationsrate von 8 % )
 ( 3 ) Auf der Grundlage folgender jährlicher Wartungs- und Überwachungskosten :
                               Studie .                                           E             A
          Nach Stufe 1 - Fall I : kein Wachdienst v                         0,019             0,088
                          - Fall II :   rrtit Wachdienst                      ( 4)            0,167
          Nach Stufe 2                                                        ( 4)            0,058
 ( 4 ) Nicht untersuchte Alternative
 ( 5 ) Verzögerte Durchführung der Stufe 3 : 40 Jahre ( Studie E ), 108 Jahre
        ( Studie A , PWR ) und 104 Jahre ( Studie A , BWR ) jnach Ausserbetriebnahme
        ( die in Studie A angesetzten Wartezeiten wurden so geschätzt , dass eine
        manuelle - gegenüber der fernbetätigten - Demontage möglich ist ).
                                                                                                            r
 ---pagebreak---         Tabelle 5 :   Fertiggestellte oder im Bau befindliche Kernkraftwerke
                                                in der Europaischen Gemeinschaft
                                                                                              I
             Anlage                  Land          Typ  Lei stung         Betriebs-           | Jahr oder angenom­
                                                            MWe           beginn              mener Zeitraum der
                                                                                              j Ausser betri ebnahme
                                                                     I
I Marcoule G 1                        F        | GGR            4    I!     1956              |      1968                      r
   HDR Grosswelzhei m                 D            BWR         25           1970              i      1972       .
   Chinon 1                       ■   F            GGR         70    I      1963                     1973
   KKN Nieder aichbach                D            HWR        100  '        Î974 .            i      1974         "
| DFR Dounreay                |       UK     | FBR |           15      |    1963              j      1977                      |
I BR-3 Mol                  H         Β        I PWR           10    î      1966                           :           1
   MZFR Karlsruhe                     »            HWR         51'          1966
   ( Otto Hahn )                      D            PWR                      1968
   El-4 Monts d' Arré               ■ F            HWR         70         . 1967              j 1981 - 1990
   VAK Kahl                           D            BWR         15           1961
   WAGR Windscale                     UK          AGR          32           1963     .
   Marcoule G2              .         F        l GGR           40      i    1959   ~          i
                                                                                              i                                i
                                                                                              !                                !
   Marcoule G3                    'F               GGR         40           1960              i                                !
   Calderhall                         UK           GGR     4 χ 50        1956-59              i
                                                                                              I                                ■
   Chapelcross                |[      UK       | GGR | 4 χ 50 | 1959-60
I Berkeley                      |     UK      !I GGR I 2 χ 138 I 1961                         I                                I
                                                                                                                               I
   BradwelL    .                      UK           GGR     2 χ 150          1961
   Latina                             I            GGR        210      h    1964                                               !
   Hunterston A                       UK           GGR     2 χ 150          1964                                              i
   Garigliano                         1  •        BWR         160           1964                  ■
   Trino Vercellese                   I-           PWR        257           1965             I
   Chinon 2               ■           F'           GGR  -     200           1965        ^!       1991 _ 2000
   Hink ley Point A                   UK           GGR     2 χ 250          1965                                             I
   Trawnsfynydd                       UK   .       GGR     2 χ 250          1965           !                   ■             !
                                                                                           !                                 i •
   0υη9θηθ55 Ά                        UK .         GGR     2 χ 275 I        1965           I
                                                                                           >                                 ■
   Chinon 3                           F            GGR        480 ' !       1966           >
                                                                                           I
                                                                                                                             i
   Sizewell A                         UK           GGR     2 χ 290          1966           I
                                                                                           I
                                                                                                                             !
                                                                                                                             i
                                                                                           !                                 !
   KRB Gundremmingen                  D            PWR     ' 237       j    1966           !                                i
   SENA Chooz                         F            PWR        305           1967           II                               ιί
                                                                                            I
   AVR Julich                         D            HTR         13      !    1967            i                                ;
i Oldbury A        .                  UK           GGR    .2 χ 300       1967-68          jI                        ■  '!
   KWL Lingen                         »            BWR        182      !    1968          |i                               !
   KWO Obrigheim                      D            PWR        328           1968          !!,                              i
   GKN Dodewaard                      NL          BWR          52      j    1968         |i                                i
 - SGHWR Winfrith                     UK           HWR         92      I    1968            I                '            i
   St Laurent 1                       F        [ GGR |[■ 480           |    1969         j                                t
                                                                                                                          i
i St Laurent 2                  rrnI GGR JI * 515                     ;|    1971 . |                                      !
                                                                                                                          i
                                                                       |    1971       J
                                                                                                                          i
   Wylfa                              UK           GGR     2 χ 590                                       '               i
   KNK Karlsruhe      -               D            SZr         19      i    1972         |                               I
                                                                                                                         [
   KWW Wùrgassen                      D            BWR       '640      |    1972 '                                       {
   KKS Stade                          D         . PWR         630      !    1972                                         j
   Bugey 1                            F            GGR        540      I    1972                 2001 - 2010             ;
   Borssele  >                        NL           PWR        450      !    1973         I                              j
   Phénix                             F           -FBR        233      |    1973         I                              i
                                                                                                                        l
   Biblis A              1            D            PWR      1146       j    1974                                      ■ i
   Doel 1                             Β            PWR        390           1974                                        I
                                                                                                                        i
   Tihange 1                          Β            PWR        870           1975                                        i
   DFR Dounreay                       UK           FBR        230           1975                                        !
 ---pagebreak---                                            - 8 -
  Tabelle 5 : Fortsetzung
              Anlage            Land     Typ        Lei stung       Betriebs-      Angenommener Zeit­
                                                      MWe           beg inn        raum der Ausser-
                                     \         j
                                                                                   betriebnahme •
 I Doel 2                       Β        PWR            390           1975
   Biblis B                   I D        PWR          1240    ■       1976
   GKN Neckarwestheim            D       PWR            775 ,         1976
   KKB Brunsb'ûttel             D        BWR            770           1976
   H ink ley Point B ,          UK       AGR         2 χ 625        1976-77
   Hunterston B                 UK       AGR         2 χ 625        1976-77
   Fessenheim 1 , 2              F       PWR         2 χ 890          1977
   KKI   Isar                    D       BWR            870           1977         2001 - 2010  .
   KKP-1 Philippsburg            D       BWR            864           1977            .
                                                                                     ■"
   KKU Unterweser               0        PWR          1230            1977
   Bugey 2 , 3                   F       PWR         2 χ 925       . 1978
   Caorso                       I        PWR            840           1978      \                     -
   Bugey 4 , 5                   F       PWR         2 χ 905        1978-79
   Tri castin 1,2 , 3 , 4        F       PWR         4 χ 925        1979-80 .            '
 I Gravelines 1 , 2 , 3 , 4      F       PWR         4 χ 925        1979-81
 ! KKG Graf enrheinfeld         D        PWR          1229            1979               -
 I Mülheim-Kärlich              D        PWR        - 1154            1979                          -
   Dungeness B                  UK       AGR         2 χ 600          1979                        ,
   Hart lepoo l                 UK      •AGR .       2 χ 625          1979    -
   Heysham                      UK       AGR         2 χ 625          1979
   Dampierre 1 , 2 , 3 , 4      F        PWR         4 χ 925        1979-81
   Doel 3                   '   Β        PWR            900           1980
   T i hange 2                  Β        PWR    I       900           1980
   KKK Krummel                                        1260            1980
                                                                                             '
                                D        BWR
 [ THTR-300 Uentrop           | D    | HTR [            300     |     1980       |                      l
 I St Laurent B 1 , 2         n       I PWR     !    2 χ 925    I     1981
   Le Blayais 1 , 2             F        PWR         2 χ 925          1981
   KWG Grohnde                  D        PWR      .   1294            1981
   KRB B , C Gundremmingen      D        BWR         2 χ 1250       1981-82        nach 2010
   Chinon B 1 , 2               F        PWR         2 χ 925        1981-82
   KBR Brokdorf                 D        PWR          1294            1982
   KWS Wyhl                     0        PWR          1283            1982
   SNR-300 Kalkar               D        FBR            282           1982
   Ci rene                      I        HWR             32           1982
   Paluit 1 - 2                 F        PWR         2 χ 1300         1982
   Superphénix                  F ;      FBR          1200            1983
   KKP-2 Philippsburg           D        PWR          1280            1982
| ENEL 6 , 8 Montalto           I       BWR |
                                                i
                                                     2 χ 980 .
                                                                 | 1983-84 |                            I
 Bemerkung : Der für die Ausserbetriebnahme angesetzte Zeitraum ergibt sich
                 aus der Annahme gemäss Punkt 5.2 in Teil I. Im allgemeinen sind
                 die Daten der Ausserbetriebnahme noch nicht fest geplant .
 ---pagebreak---                                ANLAGE II                  »
                      BESCHREIBUNG DER VORGESCHLAGENEN FORSCHUNGS-
                            UND ENTWICKLUNGSAKTIONEN
Aktion Nr .   1
Langfristige Integrität von Gebäuden und Systemen
Es ist vorgeschlagen worden , mit der Demontage von Kernkraftwerken
einige Jahrzehnte bis rund hundert Jahre zu warten , vor allem um die
Strahlenbelastung des Personals zu verringern . Eine signifikante
Verschlechterung des Zustands der Anlage und insbesondere der Korr
taminationsschranken in dieser Zeit wurde Probleme der Sicherheit , der
Wartungskosten und letztlich der Demontage aufwerfen . Diesem Aspekt ,
der in den meisten bisherigen Stillegungsstudien nicht untersucht
worden ist , kommt unter anderem Bedeutung für die Veranschlagung eines
angemessenen Zeitraums für den Aufschub des Abbruchs zu .    .
Diese Aktion hätte die Verbesserung der Kenntnisse über die Verschlech­
terung des Anlagenzustands und die Empfehlung zweckdienlicher
Ver hütungsmassnahmen zum Ziel .
Programm                              ,
- Beurteilung des Fortschreitens der Verwitterung bei Sicherheitsbe-
   hältern und des Wartungsaufwands als Funktion der Zeit auf der
   Grundlage einer Analyse der vorliegenden Erfahrung mit ähnlichen
 ■ Gebäuden .
- Untersuchung der durch Reste von Feuchtigkeit und aggressiven
   Agenzien verursachten Korrosion im Inneren - von geschlossenen konta­
   minierten Systemen ; Entwicklung von Methoden zur Entfernung der
   Rückstände korrodierender Agenzien .
- Untersuchung weiterer Massnahmen zur Erhaltung von Anlagen in einem
   sicheren Zustand .
Gemeinschaftsbeitrag : 0,3 Millionen ERE
 ---pagebreak---                                 - 2 -
Aktion Nr . 2
 Dekontaminierung fur St i l legungszwecke
 Im Rahmen dieser Aktion sollen speziell für Stillegungszwecke
geeignete Dekontaminierungsmethoden entwickelt und beurteilt werden .
Es   handelt sich um Methoden für geschlossene Systeme , für demontierte
Komponenten , namentlich solche mit grossen Abmessungen , oder für die
Gebäudeoberf lachen . Die Methoden können aggressiver als die gegen-
wartig beim Reaktorbetrieb angewandten sein . Die Entwicklungsarbeiten
sollten insbesondere auf folgende Eigenschaften abzielen : hoher De-
kontaminationsfaktor , einfache und sichere Anwendung , unproblematische
Art und geringes Volumen des Sekundarabfalls . Von besonderem Interesse
sind Methoden , die innerhalb der Kernkraftwerke und mit einem
Mindestaufwand an zusätzlichem Gerät angewandt werden können .
Zu den in Betracht kommenden Methoden gehören : Dekontaminierung mittels
Pasten und Salzschmelzen , elektrolyti sehe Dekontaminierung , Dekontaminierung
unter Einsatz von    Sprengverfahren .
Ausserdem sollte eine synoptische Studie durchgeführt werden , um den
vernünftigen Dekontaminationsaufwand bei der Stillegung auf der Grundlage
typischer Referenzkomponenten zu veranschlagen . Bei dieser Studie wären
insbesondere die Komponenten zu ermitteln , bei'denen eine    " vollständige
Dekontamination " mit anschliessender uneingeschränkter Freigabe ange­
bracht wäre .
Die besonderen Stillegungsprobleme im Falle von Kernkraftwerken , bei
denen sich ein grosserer Storfall ereignet hat , sollen ebenfalls
untersucht werden . Der Untersuchung wäre ein Kühlmittelverlustunfall
mit anschliessender schwerer Kontamination der Anlage zugrunde zu legen .
Es sollen Verfahren vorgeschlagen werden , mit denen die Anlage in
einen Zustand gebracht werden kann , der eine sichere Anwendung normaler
Stillegungsverfahren ermöglicht . Erforderlichenfalls sind angemessene
Konstruktionsänderungen vorzuschlagen .
                                                                      «
Gemeinschaftsbeitraq : 1,4 Millionen ERE
 ---pagebreak---                                   - 3 -
Aktion Nr . 3
Demontage verfahren
Bei Sti LLegungsarbeiten wurden bereits verschiedene Demontageverfahren
angewandt , die jedoch einer weiteren Entwicklung bedürfen , damit sie
für die in der Zukunft erforderlichen schwierigen Aufgaben eingesetzt
werden können . Ferner sind vielversprechende neue Techniken vorge­
schlagen worden .                       ■    ,
Wegen der Vielfalt der in Betracht kommenden Verfahren ist vorgesehen ,
eine vergleichende Studie unter Berücksichtigung mehrerer typischer
Demontageaufgaben durchzufuhren , um die möglichen Anwendungen und je­
weiligen Vorzüge der verschiedenen Verfahren zu beurteilen . Auf dieser
Grundlage sollten dann die aussichtsreichsten Techniken ausgewählt
und weiterentwickelt werden .
Als Gegenstand weiterer Entwicklungsarbeiten wurden bereits folgende
Techniken ermittelt :
- Sprengverfahren zum Zerlegen von Stahlrohren und Betonstrukturen ,
- thermische Verfahren zum Zerschneiden dickwandiger Stahlkomponenten .
Gemeinschaftsbeitrag ; 1,1 Millionen ERE
 ---pagebreak---                              -  A -
 Aktion Nr . 4
 Behandlung spezifischer Abfal Imateri al ien : Stahl , Beton und Graphit
 Bei der Stillegung von Kernkraftwerken werden stets grosse Mengen
 radioaktiver Abfalle aus Stahl anfallen . Für die Konditionierung
 solcher Abfälle sind die Zerkleinerung bei tiefen Temperaturen und
 das Einschmelzen als aussichtsreiche neue Verfahren vorgeschlagen worden .
 Die Zerkleinerung bei tiefen Tenperaturen zielt in erster Linie
 auf eine Verringerung des zu lagernden Volumens ab ; sie dürfte 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 in das 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 zur Beurteilung des industriellen
   Interesses der betreffenden Verfahren .        •
Die von tritiierten Stahlabfällen aufgeworfenen Probleme werden
ebenfalls untersucht .
 Für Betonabfälle 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 . Im Rahmen dieser Aktion soll eine Methode zur Beseitigung
dieser Abfälle entwickelt werden ; dabei sind die globalen und lang­
fristigen radiologischen Wirkungen von Kohlenstof f-14 in der Atmosphäre
im Falle der Verbrennung des Graphits zu berücksichtigen .
Gemeinschaftsbeitr ag : 0,6 Millionen ERE
 ---pagebreak---                    /
Aktion Nr . 5
Grosse Transportbehälter für beim Abbruch von Kernkraftwerken anfallende
radioaktive Abfalle
Untersuchungen haben ergeben , dass es wünschenswert ist , den bei der
Demontage bestimmter grosserer Reaktorkomponenten anfallenden radio­
aktiven Abfall in grosseren als den für andere Arten radioaktiver Abfälle
üblichen Einheiten zu transportieren , um den erforderlichen Zerkleinerungs-
aufwand und damit die Strahlenbelastung des Personals und die Stillegungs-
kosten zu verringern . Grosse und Gewicht der Transporteinheiten sollten
zumindest so bemessen sein , dass die normalen Transportmittel voll genutzt
werden können .
         y                                                i          »
Programm
- Systemstudie mit dem Ziel , die Typen grosser Transport - und / oder
  Endlagerbehälter zu definieren , die Auf Grund der Abfalleigenschaften
  wie Strahlenpegel , Vorbehandlung usw . benötigt werden ;
- Konzeptstudie grosser Behälter einschliesslich Abschi rmungsent-
  wurf und Sicherheitsanalyse ; Festlegung des für Genehmigungszwecke
  erforderlichen Testprogramms .
   r
Gemeinschaftsbeitrag : 0,2 Millionen ERE
 ---pagebreak---                              - 6 -
Aktion   Nr . 6
Schätzung der Mengen radioaktiver Abfalle , die bei der Stillegung von
Kernkraftwerken in der Gemeinschaft anfallen
Diese Aktion erfordert die Definition von Referenzstrategien für die
Stillegung und ist daher als langfristige Aufgabe anzusehen . Das
Fünfj ahresprogramm kann mithin nur zum Ziele haben , einen ersten
versuchsweisen Ansatz zu dem Problem zu erarbeiten .
Programm
- Zusammenstellung von Daten betreffend das Aktivitätsinventar von
  Kernkraftwerken in den Mitgliedstaaten nach ihrer Ausserbetriebnahme ;
  diese Zusammenstellung ist durch Berücksichtigung neuer Studienergebnisse ,
  die verfügbar werden , schrittweise zu vervollständigen .
-Untersuchung verschiedener Schemata für die Stillegung 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 , um auf lange Sicht zu einer Schätzung der in den
  Mitgliedstaaten anfallenden Abfälle zu gelangen .
Gemeinschaftsbeitrag : 0,4 Millionen ERE
 ---pagebreak---                                                           \
                                   - 7 -
Aktion Nr . 7
Einfluss konstruktiver Eigenschaften von Kernkraftwerken auf die
Sti L Legung
Im Rahmen dieser Aktion sollen zweckdienliche Verbesserungen der
Kraftwerksauslegung im Hinblick auf die Stillegung ermittelt und
entwickelt werden . Nach Möglichkeit sollen Reaktorbaüf irmen betei ligt
werden , um die wirksame Durchfuhrung dieser Aufgabe bei gleich­
 zeitigem Schutz der industriellen Kenntnisse zu gewähr­
 leisten .
Programm
- Zunächst Informat ions - und Meinungsaustausch über den Umfang - in dem
                        i
   Kriterien , die die Stillegung erleichtern > bereits berücksichtigt
   werden , und über die Möglichkeiten weiterer Verbesserungen ; Ermittlung
   einiger spezifischer Verbesserungen , die sich zur Untersuchung
   im Rahmen dieser Aktion eignen .
- Beurteilung dieser spezifischen Verbesserungen unter dem Blickwinkel
   ihrer technischen Durchführbarkeit und unter angemessener Berück­
   sichtigung der Sicherheit und Zuverlässigkeit des Betriebs sowie
   der wirtschaftlichen und der Umweltauswirkungen dieser Verbesserungen .
- Experimentelle Studien zu ausgewählten spezifischen Themen
   ( z.B. entfernbare Oberf lächenbeschi chtungen ).
Gemeinschaf tsbeitraa : 0,6 Millionen ERE
 ---pagebreak--- VORSCHLAG FÜR EINEN BESCHLUSS DES RATES ZUR FESTLEGUNG EINES PROGRAMMS
BETREFFEND DIE STILLEGUNG VON KERNKRAFTWERKEN
Der Rat der Europaischen Gemeinschaften -
gestützt auf den Vertrag zur Gründung der Europäischen Atomgemeinschaft ,
insbesondere auf Artikel 7 ,
auf Vorschlag der Kommission , die den Ausschuss für Wissenschaft und
Technik angehört hat ,
nach Stellungnahme des Europäischen Parlaments ,
nach Stellungnahme des Wirtschafts- und Sozialausschusses ,
in Erwägung nachstehender Gründe :
In dem Aktionsprogramm der Europäischen Gemeinschaften für den Umwelt­
schutz , das der Rat der Europäischen Gemeinschaften und die im Rat ver­
einigten Vertreter der Regierungen der Mitgliedstaaten- in der Entschliessun;
vom 17 . Mai 1977 * gebilligt haben , werden Massnahmen der Gemeinschaft
im Zusammenhang mit der Stillegung von Kernkraftwerken als notwendig
bezeichnet , und es werden der Inhalt und die Verfahren zur Durchführung
solcher Massnahmen festgelegt .
Es ist unvermeidlich , dass bestimmte Teile von Kernkraftwerken während
                                ν
des Betriebs radioaktiv werden ; deshalb müssen wirksame Lösungen
gefunden werden , mit denen die Sicherheit und der Schutz des Menschen
und seiner Umgebung gegen die potentiellen Gefahren im Zusammenhang
mit der Stillegung von Kernkraftwerken gewährleistet werden können .
*  ABl . C 139 vom 13.6.1977 , S. 34 bis 35
 ---pagebreak---                            - 2 -
BESCHLIESST :
                          Artikel 1
Mit Wirkung vom 1 . Juli 1978 wird für die Dauer von fünf Jahren
ein Forschungsprogramm im Zusammenhang mit der Stillegung von Kern­
kraftwerken , wie es im Anhang definiert ist , festgelegt . Der Anhang
ist Bestandteil dieses Beschlusses .
                                     I
                          Artikel 2
Der Betrag der Mittelbindungen zur Durchführung dieses Programms
wird auf 6,38 Millionen Europäische Rechnungseinheiten ( ERE ) veran­
schlagt und der Personalbestand wird auf fünf Bedienstete veranschlagt .
                          Artikel 3
Das im Anhang festgelegte Programm kann am Ende des zweiten Jahres nach
geeigneten Verfahren überprüft werden .
 ---pagebreak---                               - 3 -
                                ANHANG
                             PROGRAMM
Das Programm bezweckt die gemeinsame Entwicklung eines Systems
für die Bewirtschaftung ausser Betrieb genommener Kernkraftwerke
und der bei deren Abbruch anfallenden radioaktiven Abfalle , das in
seinen verschiedenen Stufen      den bestmöglichen Schutz der Bevöl­
kerung und der Umwelt gewahr lei stet . Das Programm sieht vor :
A. Forschungs - und Entwicklungsaktionen zu folgenden 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 Kern­
                   kraftwerken anfallende radioaktive Abfälle
   Aktion Nr . 6 : Schätzung der Mengen radioaktiver Abfälle, die bei
                   der Stillegung von Kernkraftwerken in der Gemeinschaft
                   anfallen
   Aktion Nr.' 7 : Einfluss konstruktiver Eigenschaften von Kernkraftwerken
                   auf die Stillegung                                -
B. Festlegung von Leitlinien , nämlich :
   - bestimmten Leit Linien für die Konzipierung und den Betrieb von
     Kernkraftwerken zur Erleichterung einer späteren Stillegung ;
                      i       *
   - Leitlinien für die Stillegung von Kernkraftwerken , die die ersten
     Elemente einer diesbezüglichen Gemeinschaftspolitik darstellen
     könnten .
                                                                 \
 ---pagebreak---                        FINANZBOGEN
1 » Stelle im Haushaltsplan ;   3359
2 . Bezeichnung des Vorhabens :
    Stillegung von Kernkraftwerken
3 . Rechtsgrundlage :
    Artikel 7 des Vertrags zur Gründung der EAG
4 . Beschreibung , Ziel und Begründung des Vorhabens
 ---pagebreak---                                   - 2 -
4.1 Beschreibung
    Es handelt sich um ein EURATOM-Fors chungsprogramm ( indirekte Aktion)
    Uber die Stillegung von Kernkraftwerken , das sich auf folgende Themen
    erstreckt :
    - Entwicklung von Spezialtechniken ;
    - Vorausschätzung der anfallenden radioaktiven Abfälle ;
    - Untersuchung bestimmter Merkmale der Kraftwerke im Hinblick auf die
      Stillegung ;
    - Festlegung von L ei t Grundsätzen .
    Das Prograjnm betrifft in erster Linie die Elektrizitätserzeugungs-
    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 zu gewährleisten .
4.3 Begründung des Vorhabens
    Bas vorgeschlagene Programm ergibt sich aus dem vom Rat am 17 . Mai 1977
    gebilligten Aktionsprogramm für den Umweltschutz und ist mit Unter­
    stützung einer Gruppe nationaler Sachverständiger ausgearbeitet worden .
    Tank dem Austausch von Informationen und der Aufteilung der Aufgaben
    wird die Aktion eine Rationalisierung der Bemühungen auf Gemein­
    schaftsebene ermöglichen .
 ---pagebreak---                                            - 3 -
5 . Finanzielle Auswirkungen des Vorhabens ( in ERE )
    5.0   Auswirkungen auf die Ausgaben
    5.0.0   Gesamtkosten für die voraussichtliche Dauer zu Lasten
            - 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
           Verpfli chtungsermâchti gungen
                       1978        .  1979       1980        1981        1982          1983
                ( 2 . Halb.jah; [0                                                ( l . Halb .jähr)
                                             1
Perspnal                             262.000   277.000      294.000    311.000         164.000
Verwaltungs­          24.000          49.000     52.000      55.000      59.000          30.000
kosten
Verträge             476.000      2.Ό00.000 1.327.000 1.000.000
                                I
Insgesamt            500.000      2.311.000 1.656.000 1.349.000        370.000         194.000
           Zahlungs ermachti gungen
                       1978           1979     1980         1981      1982           1983
                                                                                ( l . Halbjahr )
                ( 2 . Halbjah]
                                 rO
Personal                             262.000   277.000      294.000   311.000         I64.OOO
Verwaltungs­         24.000           49.000    52.000       55.000    59.000          30.000
kosten
Verträge           476.000        1.000.000 1.000.000 1.000.000 1.000.000            327.000
              1
Insgesamt           500.000       1.311.000 1.329.000   1 1.349.000 1.370.000        521.000
                                                     .
 ---pagebreak---                                                                   (
                                           - 4 -
5.02     Berechnungsweise
     a.) Pers onalaus gaben
        Der Mittelbedarf für dieses Programm wurde anhand folgenden
         Personalbestands ermittelt :
                                     2 Bedienstete der Kategorie A
                                     2 Bedienstete der Kategorie B
                                     1 Bediensteter der Kategorie C
         Ausser der Berechnung flir den reinen Personalbestand berücksichtigen
         die angegebenen Zahlen auch die Gegebenheiten im Sinne des Haushalts-
         entwurfs Tür das Haushaltsjahr 1979 * Keine Steigerung der Kaufkraft
         ist vorgesehen . Lediglich gegebenenfalls anzuwendende Berichtigungs- '
         koeffizienten zur Bferticksichtigung der Entwicklung des allgemeinen
        Preisniveaus in der Gemeinschaft werden in Betracht gezogen .
     b) Laufende Verwaltungs- und technische Ausgaben
        Diese Ausgaben decken die Kosten für Reisen und Dienstreisen , die
        Organisation von Sitzungen, sowie für die Heranziehung wissenschaftlich«
        und technischer Unterstützung , sofern dies zur effektiven Abwicklung
        des Programms erforderlich ist .
     c) Ausgaben für Verträge
        Angesichts der Natur des Themas und der Qualifikationen der Vertrags­
        partner ist es nicht m'öglich , eine einheitliche Berechnungsweise fest­
        zulegen .
        Auf alle Fälle wird der Beratende Pro grammaus schuss in der Frage des
        Verwendungszwecks der Mittel" konsultiert werden .
     d) Mehr .jährige Voraus 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
 ---pagebreak---                                - 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 im Rahmen des Haushaltsplans : Finanzkontrolle
   Rechtmässigkeit der Ausgaben : Vertragsabt eilung der Generaldirektion XII
7» Finanzierung des Vorhabens
   7.0
   7.1
   7.2
   7.3  in künftige Haushaltsplane einzusetzende Mittel