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atw Vol. 63 (2018) | Issue 2 ı February Die Haftung nach § 26 AtG – ein Mauerblümchen? 84 SPOTLIGHT ON NUCLEAR LAW Christian Raetzke Die Haftung für Schäden aus Radioaktivität kann sich nach deutschem Recht aus drei Quellen ergeben. In der öffentlichen und juristischen Diskussion ist fast immer nur von der Haftung nach dem Pariser Übereinkommen (PÜ) die Rede. Das PÜ gilt in Deutschland unmittelbar (siehe auch § 25 AtG – Atomgesetz). Es regelt aber nicht den gesamten Bereich der Atomhaftung, sondern – grob gesagt – nur die Haftung im Rahmen der Kernenergie; für diesen Bereich mit „besonderem Gefährdungspotential“ wurde ein internationaler Regelungsbedarf gesehen. Das PÜ gilt für Kernkraftwerke, im „Front end“ für Anreicherungsanlagen und Brennelementfabriken und im „Back end“ für Aktivitäten rund um die Abfälle aus Kernkraftwerken, jeweils einschließlich der entsprechenden Beförderungsvorgänge. Als zweite Rechtsgrundlage regelt § 25a AtG die Haftung für Reaktorschiffe. Mit der Ausmusterung der Otto Hahn ist diese Norm aber vor langer Zeit in der Versenkung verschwunden. Und dann gibt es schließlich den § 26 AtG. Juristisch ist die Norm als sog. Auffangtatbestand gestaltet. Sie erfasst alle Schäden „durch die Wirkung eines Kernspaltungsvorgangs oder der Strahlen eines radioaktiven Stoffes oder durch die von einer Anlage zur Erzeugung ionisierender Strahlen ausgehende Wirkung ionisierender Strahlen“, die nicht in den Anwendungsbereich des PÜ oder des § 25a AtG fallen. Aus dieser Negativdefinition und gleichsam Subtraktion ergibt sich, dass § 26 vor allem auf Anlagen und Tätigkeiten außerhalb der Kernenergie (und außer Reaktorschiffen) Anwendung findet, also hauptsächlich auf den Umgang mit Radioaktivität im Bereich der Medizin, Industrie (z. B. Prüfstrahler) und Forschung. Unter die Haftung nach § 26 fallen aber auch solche Bereiche der Kernindustrie, die aufgrund ihres geringen Schadenspotentials vom PÜ ausgeschlossen werden, insbesondere Aktivitäten rund um Natururan und abgereichertes Uran. Schließlich ordnet § 26 Abs. 2 AtG eine entsprechende Geltung für die Kernfusion an. Die Haftung nach § 26 AtG trifft den Besitzer radio aktiver Stoffe oder von Anlagen zur Erzeugung ionisierender Strahlen, weswegen man hier von Besitzerhaftung spricht (manchmal wird auch der Begriff Isotopenhaftung verwendet, was aber ungenau ist, da es eben nicht nur um radioaktive Stoffe geht). Im Falle der Beförderung radioaktiver Stoffe haftet nach Abs. 6 der Absender. Dass § 26 AtG für Aktivitäten gilt, die das PÜ gleichsam „übrig lässt“ und die mit einem geringeren Gefahrenpotential assoziiert werden, schmälert keinesfalls die Bedeutung der Norm. Denn zum einen dürften diese Fälle des Umgangs mit Radioaktivität zahlenmäßig diejenigen, die sich aus der Nutzung der Kernenergie ergeben, weit übersteigen; man denke nur an die vielen Transporte von Strahlenquellen für Medizin und Industrie, die jeden Tag stattfinden. Zum anderen können sich auch aus diesen Anlagen und Tätigkeiten im ungünstigsten Fall zwar kaum nationale Katastrophen, aber doch erhebliche Schäden bis hin zum Tod von Personen oder zu komplizierten Kontaminationen ergeben. In der Frage, ob die Haftung nach § 26 AtG eine Verschuldenshaftung wie die allgemeine Haftung des Bürgerlichen Gesetzbuches (setzt Vorsatz oder Fahrlässigkeit voraus) oder eine verschuldensunabhängige Gefährdungshaftung (wie im PÜ) sein sollte, hat der Gesetzgeber eine mittlere Lösung gewählt, die sog. modifizierte Gefährdungshaftung. Im Grundsatz ist es eine Gefährdungshaftung: der Geschädigte muss im Prozess nicht behaupten und beweisen, dass den Besitzer/ Absender ein Verschulden trifft. Vielmehr ist es am Besitzer/ Absender, einen Entlastungsbeweis zu führen, wenn er kann; immerhin hat er – im Gegensatz zur reinen Ge fährdungs haftung – diese Option. § 26 Abs. 1 Satz 2 AtG gibt hierfür allerdings qualifizierte (erschwerte) Bedingungen vor; fehlendes Verschulden reicht nicht, es müssen weitere Umstände wie etwa die nachweisbare „Anwendung jeder nach den Umständen gebotenen Sorgfalt“ hinzukommen. Das ist eine hohe Hürde. Ein zweiter interessanter Aspekt betrifft die Frage einer möglichen Kanalisierung. Im PÜ ist die Haftung bekanntlich ausschließlich auf den Inhaber (Betreiber) einer Kernanlage konzentriert. Zulieferer, Dienstleister etc. sind freigestellt; Anspruchsgrundlagen außerhalb des PÜ werden ausgeschlossen. Für den Bereich des § 26 AtG hat der Gesetzgeber diese Lösung nicht übernommen. Dem Geschädigten stehen also neben § 26 AtG auch alle anderen Anspruchsgrundlagen des Haftungsrechts zur Verfügung und er kann, wenn die Voraussetzungen vorliegen, auch andere Beteiligte als den Besitzer/ Absender in Anspruch nehmen. Als „Ausgleich“ für diese anderen Beteiligten ist in § 4 der Atomrechtlichen Deckungsvorsorge-Verordnung (AtDeckV) geregelt, dass der Besitzer/Absender sie in bestimmtem Umfang in seine eigene Haftpflichtversicherung einbeziehen muss (sog. wirtschaftliche Kanalisierung). Damit ist auch schon ein dritter Aspekt angesprochen: für Tätigkeiten im Bereich des § 26 AtG, die einer Genehmigung bedürfen, muss im Genehmigungs verfahren eine Deckungsvorsorge (§ 13 AtG) nachgewiesen werden, also in der Regel eine Haftpflichtversicherung. Der Betrag wird auf der Grundlage der AtDeckV im Genehmigungsverfahren festgesetzt. Die Haftung selber ist unbegrenzt; übersteigt ein Schaden also den Betrag der Deckungsvorsorge, muss der Haftende sein Vermögen einsetzen. § 26 trifft schließlich einige Sonderregelungen für die Anwendung von radioaktiven Stoffen oder ionisierender Strahlen am Menschen in der medizinischen Forschung (da wird die Haftung verschärft) oder bei der Ausübung der Heilkunde (dort gilt unter bestimmten Voraussetzungen statt § 26 die normale Arzthaftung). Soweit ersichtlich, gab es bisher keine Schadensfälle im Bereich des § 26, die Anlass zu einschlägiger Rechtsprechung geboten hätten; das soll auch möglichst so bleiben. Angesichts des Kernenergieausstiegs, der juristischen Aufwertung des Strahlenschutzes durch das neue Strahlenschutzgesetz und der zunehmenden Bedeutung der Fusionsforschung wird § 26 AtG aber möglicherweise dennoch etwas aus dem Schatten des PÜ heraustreten und vielleicht sein unverdientes „ Mauerblümchendasein“ abstreifen. Author Rechtsanwalt Dr. Christian Raetzke CONLAR Consulting on Nuclear Law and Regulation Beethovenstr. 19 04107 Leipzig, Germany Spotlight on Nuclear Law The Liability According to § 26 of the German Atomic Energy Act – A Wallflower? ı Christian Raetzke

atw Vol. 63 (2018) | Issue 2 ı February Investigation of Conditions Inside the Reactor Building Annulus of a PWR Plant of KONVOI Type in Case of Severe Accidents with Increased Containment Leakages Ivan Bakalov and Martin Sonnenkalb 1 Introduction and analysis method The severe accident at Fukushima Daiichi NPP resulted in severe core damage and significant releases of hydrogen and radioactive materials from primary containment boundary into or through the reactor buildings of three out of the six reactors (units 1 to 3). Based on analyses of the accident progression it was realized that accidentally increased leaks from the inertized containment contributed to the radionuclide and hydrogen release into the reactor building, thus leading to hydrogen explosions, severely damaging the reactor building constructions. The Fukushima Daiichi accident triggered worldwide stress tests and re-assessments of the NPP plant safety. In Germany the process resulted in an improvement and extension of the existing severe accident management (SAM) concept by both additional preventive and mitigative measures. The main improvements in the mitigative domain is a new concept of severe accident management guidelines (SAMG) with strategies and procedures intended to be used by the plant crisis team for mitigation of the consequences of severe accidents. The SAMG concept follows relevant recommendations of the German Reactor Safety Commission RSK [1]. Analyses of the hydrogen as well as aerosol and noble gas behaviour in case of increased containment leakages into the reactor building annulus of a German PWR KONVOI reference plant under severe accident conditions have been performed using the GRS lumped parameter code COCOSYS. The investigation carriedout focusses on the assessment of the efficiency of newly developed SAM measures as described in the new SAMG handbook or some measures proposed in addition for a PWR reference plant of KONVOI type. The assessed strategies are related to the mitigation of challenging conditions inside the reactor building (RB) annulus due to design based and increased containment leakages during severe accidents. The analyses are based on previous GRS investigations of the hydrogen mitigation concept with passive autocatalytic recombiners (PAR) inside the PWR KONVOI containment [2] as well as the reassessment of the effectiveness of the filtered containment venting concept of PWR KONVOI [3]. The main findings contribute to further improvement of the planned mitigative SAM measures in case of enhanced containment leakages into the reactor building annulus under severe accident conditions. 1.1 COCOSYS plant model The COCOSYS nodalisation scheme of the PWR KONVOI plant with focus on the RB annulus is presented in Figure 1. The nodalisation of the containment and the RB annulus is developed in such a way that thermal and gas stratification processes expected under accident conditions, local and global convection flows between the compartments, and longterm convection processes inside the containment could be simulated appropriately. Therefore, a refined subdivision of the containment compartments and RB annulus rooms and free space was chosen. The model considers all relevant gaseous and liquid flows through different compartment connections such as free openings, fire protection doors, burst membranes, drainages, etc. For the purpose of heat and mass transfer modelling inside the containment and the RB annulus heat structures representing the walls, floors, ceilings and metal internals are introduced into the model. With all these features the model adequately represents all relevant design specific features of the PWR KONVOI reference plant – both inside the containment as well as the RB annulus. The containment has a total free volume of 70,000 m 3 . It is subdivided into four areas which can have different convection flow regimes depending on the initial event of a sequence and the break/discharge location. The first area represents the containment compartments, in which the reactor pressure vessel and the steam generators are located. The | | Fig. 1. COCOSYS nodalisation scheme of the RB annulus and location of containment penetrations through the containment steel shell. 85 ENVIRONMENT AND SAFETY Environment and Safety Investigation of Conditions Inside the Reactor Building Annulus of a PWR Plant of KONVOI Type in Case of Severe Accidents with Increased Containment Leakages ı Ivan Bakalov and Martin Sonnenkalb