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atw Vol. 63 (2018) | Issue 6/7 ı June/July 378 Neubauprojekte im Ausland – eine Herausforderung für die Regulierung Christian Raetzke SPOTLIGHT ON NUCLEAR LAW Weltweit sind gegenwärtig 57 Reaktoren in 16 Ländern in Bau; 154 Reaktoren befinden sich in 24 Ländern in – mehr oder weniger – konkreter Planung (Zahlen nach World Nuclear Association, www.world-nuclear.org). Ähnlich große Zahlen gab es ja schon einmal vor einigen Jahrzehnten, als das Gros der heute laufenden Anlagen errichtet wurde. Die Lage ist trotzdem heute anders, auch in juristischer und genehmigungstechnischer Hinsicht. Aufgrund der Vielfalt der für die Projekte in den verschiedenen Ländern verwendeten strukturellen Ansätze ist es zunehmend schwerer, bewährte Modelle von Regelsetzung, Genehmigung und Aufsicht (alles zusammen kann im Englischen ja mit dem Begriff „Regulation“ bezeichnet werden) weiterzuführen. Wie war es früher? Länder, die sich für die Kernenergie entschieden, bauten eine Infrastruktur auf; sie entwickelten eine eigene Technologie oder übernahmen sie von woanders (z.B. aus den USA), entwickelten sie dann aber oft eigenständig weiter (wie Deutschland und Frankreich). Erst wurden Versuchsreaktoren gebaut, dann kamen kleine kommerzielle Kernkraftwerke, dann große. Das nationale Atomrecht wuchs mit bzw. war immer einen Schritt voraus; dasselbe galt für die Behörden und ggf. Gutachterorganisationen, die sich in Größe und Erfahrung organisch entwickelten. Für viele Neubauländer trifft dieses Modell nicht mehr zu. China und Indien haben vielleicht einen grob vergleichbaren Weg gewählt; in anderen Ländern gibt es aber ganz andere Szenarien. Eines der interessantesten und bislang erfolgreichsten Beispiele liefern sicherlich die Vereinigten Arabischen Emirate mit dem Barakah-Projekt. Für viel Geld wurden Experten aus zahlreichen Ländern an den Golf geholt. Sie haben in kurzer Zeit Bemerkenswertes geleistet; allerdings fügten sich die unterschiedlichen Kulturen auch nicht immer bruchlos zusammen. Der Unterschied zu einem organisch gewachsenen Nuklearprogramm ist deutlich erkennbar bei der noch lückenhaft vorhandenen lokalen fachlichen Kompetenz, sowohl beim Betreiber als auch bei den Behörden. In rechtlicher Hinsicht wurde ein nationaler regulatorischer Rahmen geschaffen, der sich an den Leitlinien der Internationalen Atomenergieorganisation (IAEO) orientiert, aber auch Elemente aus Ländern übernimmt, die den jeweiligen Entwurfsverfassern (meist externe Berater) vertraut waren oder mit denen eine Zusammenarbeit besteht. Das hat, soweit man das überblicken kann, in den Emiraten gut funktioniert. Allgemein ergibt sich jedoch in solchen Konstellationen durchaus die Gefahr, dass IAEO- Texte mehr oder weniger mit „copy-and-paste“ übernommen und mit Versatzstücken aus den Gesetzen und Regelwerken anderer Länder ergänzt werden, ohne dass die Adressaten notwendigerweise die Texte vollständig durchdringen; auch besteht die Gefahr von Wider sprüchen und Redundanzen und einer mangelnden Ankopplung an das vorhandene nationale Recht. Und was ist, wenn die (juristischen) Berater wieder abziehen? Gibt es dann eine fundierte Kompetenz in Ministerien und Behörden, mit den Atomrechtsinstrumenten umzugehen? Die Ertüchtigung lokaler Kräfte ist auch hier ein langwieriger, aber unumgänglicher Prozess. Ein ganz anderes Modell kann am Beispiel des Projekts Akkuyu in der Türkei angesprochen werden. Hier bauen die Russen nicht nur das Kraftwerk, sondern sie finanzieren es auch (abgesichert durch einen Langzeit- Stromliefervertrag) und werden es auch betreiben. Man spricht hier von einem BOO(build-own-operate)-Modell. Das ist neuartig in der Kerntechnik und die Herausforderung ist nicht zu übersehen, dass das „Gastland“ möglicherweise gar nicht so sehr daran interessiert ist, eine regulatorische Infrastruktur „in voller Schönheit“ aufzubauen. In der Türkei stellt sich diese Frage letztlich nicht ernsthaft, da ja weitere Kernkraftwerke mit anderen Technologien und Betreibern geplant sind und daher ein vollständiger regulatorischer Rahmen unentbehrlich ist. Dessen Aufbau hat sich jedoch bislang als schleppend erwiesen. Und gerade für Akkuyu ist auch keinesfalls geklärt, was passiert, wenn die Genehmigungsbehörde z.B. die Erteilung einer Genehmigung verweigert, wenn aus ihrer Sicht die Voraussetzungen nicht vorliegen, die russischen Vertragspartner aber auf die zwischenstaatlichen Vereinbarungen pochen und Erfüllung verlangen. Solche Konstellationen werden noch deutlicher werden in Ländern, die nur ein Kernkraftwerk mit einem Lieferanten (der gleichzeitig oft das Geld mitbringt) planen. Eine ganz parallele Herausforderung stellt die möglicherweise bevorstehende internationale Verbreitung von SMR (Small Modular Reactors) dar. Die meisten Modelle und Konzepte hierfür haben den Ansatz gemeinsam, dass die Anlagen insgesamt oder in Modulen in Fabriken montiert und zum Einsatzort gebracht werden; idealerweise werden sie dort nur „hingestellt“ oder „ zusammengebaut“ und mit dem Stromnetz verbunden („plug-and-play“) und womöglich samt abgebrannten Brennelementen irgendwann wieder abgeholt und ins Ursprungsland zurückgebracht. Ist es realistisch, vom „Gastland“ zu erwarten, dass es eigens hierfür eine vollständige regulatorische Infrastruktur mit eigener Expertise aufbaut? Andererseits kann ein Reaktor in einem Land ohne ein vollständiges Atomgesetz und eine fachlich gut besetzte Behörde wohl kaum betrieben werden. Hier sind Konflikte vorprogrammiert, aber auch hoffentlich gute Lösungen zu erwarten. Für die regulatorische Bewältigung dieser Herausforderungen gilt wie so oft: neue, komplexe Ent wicklungen fordern teils neue Lösungen. In der Kerntechnik aber gilt ebenso, dass man auf Bewährtem aufbauen muss und neue Lösungen – nicht nur technische, sondern auch regulatorische – nicht einfach mal „ausprobiert“ werden können, sondern der sehr sorgfältigen Rechtfertigung bedürfen, dass sie die erforderliche Sicherheit gewährleisten. Author Rechtsanwalt Dr. Christian Raetzke CONLAR Consulting on Nuclear Law and Regulation Beethovenstr. 19 04107 Leipzig, Germany Spotlight on Nuclear Law New Build Projects Abroad – A Challenge for Regulation ı Christian Raetzke
atw Vol. 63 (2018) | Issue 6/7 ı June/July Safety Assessment of the Research Reactors FRM II and FR MZ After the Fukushima Event Axel Pichlmaier, Heiko Gerstenberg, Anton Kastenmüller, Christian Krokowski, Ulrich Lichnovsky, Roland Schätzlein, Michael Schmidt, Christopher Geppert, Klaus Eberhardt and Sergei Karpuk After the events at the Fukushima-I nuclear power plant (NPP) in 2011 the Reaktorsicherheitskommission (RSK) has carried out an overall assessment of the German nuclear fleet with respect to extreme (beyond design base) events. The RSK is an expert group of operators, technical support organizations (TSO) and scientists that consults the German Federal Ministry of the Environment (BMUB) in questions concerning reactor safety. This paper deals only with the research reactors (RR) FRM II (Garching) and FR MZ (Mainz). The findings of the RSK, its recommendations and their status of implementation will be presented. 1 Introduction Upon request of the German Federal Government the FRM II, the FR MZ and the research reactor BER II at the Helmholtz Zentrum Berlin, like every other nuclear facility exceeding 50 kW thermal power, underwent a so-called stress test by the Reactor Safety Commission (RSK – Reaktor-Sicherheitskommission). Special emphasis was put on seismic events, flooding and other natural events, superposition of such events and manmade hazards like aircraft crashes. Additionally, independent event sequences relevant for research reactors have been postulated and analysed, even under aggravated conditions. Following these analyses the RSK has deduced recommendations with respect to the robustness of these facilities under such circumstances. The RSK findings summarized in this paper are based on [1] and [2]. The following main aspects have been evaluated in detail for the three still operational German research reactors FRM II, FR MZ and BER II: vital safety functions of the RR and their behaviour at seismic events, flooding, other natural events, postulated events (like long lasting station blackout (SBO) with emergency power supply requirements, complete loss of ancillary cooling systems), robustness of emergency preparations for safety measures even under aggravated conditions due to external events; consequences of the release of burnable or toxic gas. This article focuses on the research reactors FRM II and FR MZ. The FRM II in Garching is a tank in pool reactor with 20 MW thermal power. A single fuel element, containing 113 fuel plates with highly enriched Uranium, is cooled by light | | Fig. 1. Overall view of the FRM II (foreground), the neutron guide hall (middle) and the FRM I (”atomic egg”, now under decommissioning). water and placed in a moderator tank filled with heavy water. This setup yields an unperturbed thermal equivalent flux of 8 × 10 14 n/cm 2 /s over a cycle of 60 days. Generally, the reactor is operated for up to four cycles per year. The FRM II has reached criticality for the first time on March 2 nd , 2004. It is, therefore, the most modern research reactor in Germany. The main purpose of the FRM II is scientific research in beam tube experiments. However, it is also used for radioisotope production; it operates a silicon doping facility and an installation for medical treatment. Details can be found e. g. in [3]. A sketch of the overall FRM II design is given in Figure 1. The Forschungsreaktor TRIGA Mainz (FR MZ) at the Johannes Gutenberg University is a classical light water cooled swimming pool reactor with up to 100 kW thermal power in steady state operation mode. Furthermore, the FR MZ provides neutron pulses with energies of typically 10 MJ and pulse lengths of 30 ms. Currently the core is equipped with 76 fuel elements applying low enriched uranium in a zirconiumhydrid matrix. This fuel configuration has a negative temperature coefficient which provides an inherent safety mechanism: the moderation of neutrons is automatically suppressed with increasing temperature on a chemicalphysical basis. Thus the chain reaction is stopped, as soon as the fuel reaches temperature of about 150 °C or above. This mechanism neither requires the availability of personnel nor any infrastructure as electricity or further control systems and works faster than any engineered device. The FR MZ is one of the most intensively utilized TRIGA reactors worldwide with in 379 RESEARCH AND INNOVATION Research and Innovation Safety Assessment of the Research Reactors FRM II and FR MZ After the Fukushima Event ı Axel Pichlmaier, Heiko Gerstenberg, Anton Kastenmüller, Christian Krokowski, Ulrich Lichnovsky, Roland Schätzlein, Michael Schmidt, Christopher Geppert, Klaus Eberhardt and Sergei Karpuk
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