Umwelt  

 

Atomrechtliche Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde

Pressemitteilungen

 

Grenzüberschreitende strategische Umweltprüfung ermöglicht erneut Stellungnahmen zum Kernenergieprogramm der Republik Polen


Pressemitteilung vom 07.02.2012

Die Republik Polen hat im August 2011 der Bundesrepublik Deutschland die Erstellung ihres Kernenergieprogramms angezeigt. Nach europäischem Recht muss den Anrainerstaaten und jeder Person in ihnen die Gelegenheit gegeben werden, im Rahmen einer grenzüberschreitenden strategischen Umweltprüfung (SUP) zu diesem Stellung zu nehmen. Daher erfolgte in Deutschland eine erste Beteiligung der Öffentlichkeit in der Zeit vom 5.10.2011 bis zum 4.1.2012.
Im Dezember 2011 hat die Republik Polen darüber informiert, dass dieses Kernenergieprogramm geändert worden ist. Wesentlicher Änderungspunkt ist die Erweiterung der Liste potentieller Standorte für ein zu errichtendes Kernkraftwerk um den Standort Gąski bei Koszalin, Wojewodschaft Westpommern.
Aus diesem Grund stehen die von der Republik Polen zum polnischen Kernenergieprogramm und zur Dokumentation des Strategischen Umweltprüfverfahrens übersandten Unterlagen in der geänderten Form wiederum der Öffentlichkeit zur Einsichtnahme zur Verfügung. Stellungnahmen oder Eingaben können in der Zeit vom 6. Februar 2012 bis zum 27. Februar 2012 in deutscher Sprache unmittelbar an die folgende Stelle gerichtet werden:

Unterstaatssekretärin Hanna Trojanowska
Regierungsbevollmächtigte für Kernkraft in Polen
Wirtschaftsministerium der Republik Polen
Plac Trzech Krzyży 3/5
00-507 Warszawa
POLEN
fax + 48 22 693 40 46 - 48, e-mail andrzej.chwas@mg.gov.pl

Eine Kopie der Stellungnahme bzw. Eingabe sollte zudem gesandt werden an:

Direktor der Generaldirektion Umweltschutz Michał Kiełsznia
ul. Wawelska 52/54
00-922 Warszawa
POLEN
fax +48 22 57 92 126, e-mail: dorota.szumanska@gdos.gov.pl

Die Unterlagen können in den Bibliotheken der Dienstsitze des BMU in Berlin und Bonn eingesehen werden; die Adressen sind

Dienstsitz Berlin:
Stresemannstraße 128 – 130
10117 Berlin

Dienstsitz Bonn:
Robert-Schuman-Platz 3
53175 Bonn

Öffnungszeiten jeweils Mo – Do 08:30 – 16:00, Fr 08:30 – 15:00.

Sie liegen außerdem im Foyer des Dienstgebäudes der Senatsverwaltung für Stadtentwicklung und Umwelt, Brückenstraße 6, 10179 Berlin, montags bis freitags 9:00 – 18:00 aus.

Links und Downloads
Mitteilung des BMU

Ergebnisse der Sonderüberprüfung des Forschungsreaktors BER II


Der Forschungsreaktor BER II des Helmholtz-Zentrums Berlin hat die Sonderüberprüfung erfolgreich bestanden
Der Forschungsreaktor BER II des Helmholtz-Zentrums Berlin hat die Sonderüberprüfung erfolgreich bestanden. Dieser "Stresstest" wurde in Folge der Nuklearkatastrophe im März 2011 in Fukushima durchgeführt. Die Sonderüberprüfung ergab keinerlei Hinweise, die einen Weiterbetrieb des BER II in Frage stellen könnten.

Bereits im April 2011 hatte die atomrechtliche Aufsichtbehörde entschieden, mit  Unterstützung unabhängiger Sachverständiger für die Forschungsneutronenquelle BER II eine Sonderüberprüfung an Hand der von der Reaktorsicherheitskommission (RSK) für die Kernkraftwerke formulierten Kriterien durchzuführen. Bei dieser Sonderüberprüfung ging es, entsprechend den Vorgaben der RSK, um eine
Bewertung zur Robustheit der Anlage im auslegungsüberschreitenden Bereich. Dabei sollten auf Grund der Ereignisabläufe in Fukushima auch bisher nicht betrachtete Kombinationen von Ereignissen berücksichtigt werden, wie z.B. die Durchführung von Notfallmaßnahmen bei ausgefallenen Infrastrukturen.

Es war zu jeder Zeit der Anspruch der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde, für jede auf die Anlage anwendbare Frage des RSK-Fragenkataloges zu einer echten Bewertung zu kommen und alle aus dem Fukushima-Szenario ableitbaren Aspekte zu prüfen. Ziel war es, aus diesen dramatischen Ereignissen möglichst umfassend zu lernen. Die durchgeführte Untersuchung wird diesem Anspruch gerecht.

Die Unterlagen zur Sonderüberprüfung wurden der Reaktorsicherheitskommission (RSK) übermittelt, die diese im Auftrag des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit bewertet hat.

Der Abschlussbericht der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde, die Stellungnahme des Sachverständigen sowie das Ergebnis der Bewertung durch die RSK werden nachfolgend zum Download angeboten:


Sonderüberprüfung des Forschungsreaktors BER II


Sonderüberprüfung des Forschungsreaktors BER II (Stand: 24.11.2011)
Als Reaktion auf die Ereignisse in Japan hatte die atomrechtliche Aufsichts- und Genehmigungsbehörde des Landes Berlin bereits im März 2011 das Helmholtz-Zentrum und eine einschlägig kompetente Sachverständigenorganisation gebeten, sich mit möglichen Konsequenzen für den Forschungsreaktor BER II auseinanderzusetzen. Die Sonderüberprüfung des Forschungsreaktors auf Basis des Anforderungskataloges der Reaktorsicherheitskommission (RSK) für Kernkraftwerke wurde im April begonnen und ist inzwischen abgeschlossen.

Die atomrechtliche Aufsichtsbehörde hat der Reaktorsicherheitskommission die Unterlagen fristgerecht zum 11.11.2011 übermittelt.

Am 23. Juni hat das Berliner Abgeordnetenhaus den Senat aufgefordert, die Öffentlichkeit und das Berliner Abgeordnetenhaus zeitnah über die Ergebnisse der Überprüfung zu unterrichten. Die atomrechtliche Aufsichtsbehörde hat hierzu einen Bericht erstellt, der dem Abgeordnetenhaus fristgerecht bis 31.12.2011 vorgelegt werden soll.

Zur Information der Öffentlichkeit wird die atomrechtliche Aufsichtsbehörde ihren Bericht für das Abgeordnetenhaus und die Stellungnahme des TÜV-Rheinland zum frühestmöglichen Zeitpunkt ins Internet einstellen. Auch die Stellungnahme der RSK, die frühestens im Januar 2012 zu erwarten ist, wird auf diesem Weg zugänglich gemacht.

Beitrag des ARD-Politikmagazin KONTRASTE vom 23.06.2011


Stellungnahme
Zu den erneut erhobenen Vorwürfen nimmt die atomrechtliche Aufsichtsbehörde des Landes Berlin wie folgt Stellung (Anmerkung: Am Ende der Stellungnahme befindet sich eine Schemazeichnung der Neutronenquelle, auf die im Text Bezug genommen wird). Eine kritische Würdigung dieser medialen Berichterstattung wurde in Form einer detaillierten Analyse der Transkriptionen der beiden Sendungen durchgeführt.
Ferner wird auf den Download der Pressemitteilung der Senatsverwaltung für Gesundheit, Umwelt und Verbraucherschutz vom 23.06.2011 und auf die Mitteilungen des Helmholtz-Zentrum Berlin verwiesen.

Vorwurf:

Im Zuge der gegenwärtig durchgeführten Wartungs- und Umbaumaßnahmen wird ein Teil eingebaut, das nach einem alten Verfahren gefertigt wurde, obwohl ein moderner gefertigtes Bauteil ein deutlich kleineres Versagensrisiko hätte.

Stellungnahme:

Der Reaktor ist eine Forschungsneutronenquelle. Er wird betrieben, damit möglichst viele der bei der Kernspaltung freigesetzten Neutronen aus dem Reaktor herausgeleitet und für Forschungsarbeiten zur Verfügung gestellt werden können. Das Ende, mit dem einer der Neutronenleiter dem Reaktorkern am nächsten kommt, ist das Konische Strahlrohr, das Bauteil, um das es hier geht.
Dieses Bauteil ist aus einer Aluminiumlegierung zu fertigen, deren Materialeigenschaften hinsichtlich Zähigkeit usw. erstens gewissen Mindestkriterien genügen müssen und zweitens natürlich generell so gut wie möglich sein sollen. Das Erfüllen festgelegter Kriterien wird bei sicherheitstechnisch wichtigen Bauteilen bei jeder einzelnen Metallcharge für die Fertigung geprüft und nachgewiesen. Von großer Wichtigkeit sind hierbei auch die Kenndaten für die Abnutzung des Materials infolge der Belastung durch den Neutronenstrom (Neutronenversprödung). Von diesen Kenndaten hängt es ab, auf welchen Termin man die routinemäßige Auswechslung legt. Das Strahlrohr darf nämlich nicht erst dann ausgetauscht werden, wenn es abgenutzt ist, sondern dies muss vielmehr rechtzeitig vorher erfolgen.
Diese Standzeit des Materials unter der Last der Neutronenbestrahlung hängt auch von der Vorbehandlung, und damit vom Fertigungsprozess des Bauteils, ab.
Für das geschmiedete Aluminium, aus dem das erste Exemplar des Konischen Strahlrohrs gefertigt wurde, lagen diese Kenndaten vor der behördlichen Entscheidung vor. Ebenso lag eine Abschätzung für die Alterungsrate und ein Verfahren, diese zu kontrollieren, vor. Das Bauteil wurde zur Fertigung und zum Einbau zugelassen und hätte 2011 das Alter erreicht, in dem es ausgetauscht werden sollte. Aus diesem Grund wurde bereits 2010 mit diesem Tausch begonnen.
Für das jetzt einzubauende Exemplar standen im Vorfeld mehrere Fertigungsmethoden zur Diskussion.
Eine davon war die Methode, die bereits bei dem auszutauschenden Bauteil verwendet wurde. Für diese waren nicht nur die erforderlichen Eigenschaften bereits vor dem Einbau nachgewiesen worden sondern sie wurden auch an einer Probe mit gleicher Bestrahlungsgeschichte verifiziert: Die Eigenschaften des Materials nach dem Ausbau entsprachen den Voraussagen aus der Zeit vor dem Einbau.
Als Alternative wurde ein Aluminiumgussstück diskutiert, das nach dem Gießen zusätzlich noch einem allseitigen Druck ausgesetzt wird (heißisostatisches Pressen). Für dieses Druckverfestigungsverfahren, das vergleichsweise neu ist, lagen und liegen allerdings keine Erfahrungen vor, wie sich die Eigenschaften des so verarbeiteten Materials unter Neutronenbestrahlung verändern.
Dieses im kerntechnischen Bereich völlig neue Material hätte nur dann eingesetzt werden dürfen, wenn die nicht vorliegende Betriebsbewährung zum Beispiel durch Tests an sogenannten Voreilproben ersetzt worden wäre. In diesem Falle hätte man eine größere Zahl von Probekörpern aus diesem Material ein Jahr vor dem Einbau des neuen Bauteils in die Reaktorumgebung so eingesetzt, dass sie einem Neutronenstrom ausgesetzt gewesen wären, der der dauerhaften Belastung des Bauteils selbst entsprochen hätte. Dann hätte man in regelmäßigen Abständen eine Probe entnommen und untersucht und auf diese Weise ermittelt, wie sich das Material des Strahlrohrs jeweils ein Jahr später verhalten würde. Wenn die Eigenschaften eines Probekörpers sich dabei zu irgendeinem Zeitpunkt als nicht den Anforderungen entsprechend herausgestellt hätten, so hätte der Betreiber die Anlage außer Betrieb nehmen müssen. Der Betreiber wäre also das Risiko eingegangen, den Wissenschaftsbetrieb längere Zeit nicht mit Neutronen versorgen zu können - das ist aber der Zweck der Neutronenquelle. Es ist nicht die Aufgabe des BER II, bei der Untersuchung von Eigenschaften an Materialien für einen Reaktorbetrieb mitzuwirken, wenn wie hier Verbesserungen hinsichtlich der Sicherheit nicht zu erwarten sind.
Damit musste sich der Betreiber zwischen einer Fertigungsart entscheiden, die bekanntermaßen alle Anforderungen sicher erfüllte, und einer anderen mit nicht nachgewiesenem Verhalten im Neutronenfeld.
Der Betreiber hat sich für das Material in der ersten Fertigungsart entschieden, und die Aufsichtsbehörde stimmte dieser Entscheidung nach entsprechender Prüfung durch beigezogene Sachverständige zu.
Das nun eingesetzte Bauteil unterlag während der Herstellung allen auf Grund der aktuell geltenden Vorschriften erforderlichen Prüfungen. Es erfüllt alle gestellten Anforderungen.

Vorwurf:

Das neu eingesetzte Bauteil ist nicht verschweißt, sondern verschraubt. Es ist damit grundsätzlich instabiler.

Stellungnahme:

Das alte Bauteil war und auch sein Ersatz wird mit Verschraubungen am angrenzenden Bauteil befestigt. Die Abdichtung des Stoßes zwischen den Teilen erfolgte beim ersten Bauteil mit aufgelegter Schweißnaht (Schweißlippendichtung), beim jetzt eingebauten mit Dichteinlage (Metall-O-Ring). Die beiden Dichtungsmethoden sind technisch gleichwertig, die Schweißlippendichtung wäre sogar kostengünstiger herzustellen gewesen (hätte aber ein unerwünschtes weiteres Absenken des Beckenwasserstandes erfordert). Mit den Materialeigenschaften des Bauteils oder der Stabilität hat das nichts zu tun.

Vorwurf:

Das Kühlsystem des Reaktors ist undicht.

Stellungnahme:

Der Vorwurf ist falsch. Die Forschungsneutronenquelle ist ein Reaktor vom "Schwimmbad"-Typ. Der Kern befindet sich in einem Wasserbecken, dessen Wände im unteren Teil über zwei Meter dick und aus Schwerbeton sind. Die Wasserüberdeckung beträgt etwa 7,5 m (siehe die Schemazeichnung). Das Wasser dient gleichermaßen der Abschirmung des Kerns als auch seiner Kühlung. Das Becken besteht aus zwei Einheiten mit jeweils 3,5 m Durchmesser, die über einen Kanal verbunden sind.
Der Reaktorkern ist im Schema der rote Würfel im rechten Teil des Wasserbeckens. Er befindet sich dort in der Betriebsposition; die produzierten Neutronen können mit den Strahlrohren zu den Experimenten geleitet werden. Der Reaktorkern hängt mit dem Kerntraggerüst an einem Bühnenwagen, mit dem er ca. zwei Meter angehoben, in den linken Teil des Beckens gefahren und dort abgesetzt werden kann (in die Absetzposition).
Zwischen den beiden Teilen des Beckens ist eine Schwelle zu sehen. Diese ist so hoch, dass der Reaktorkern auch dann von Wasser überdeckt würde, wenn der andere Beckenteil leer wäre.
Wenn Wartungen oder Arbeiten in einem Teil des Beckens durchgeführt werden sollen, ist es hilfreich, unterschiedliche Wasserstände in den beiden Teilen des Beckens realisieren zu können. Der Reaktorkern wird zunächst auf diejenige Seite gebracht, auf der nicht gearbeitet werden soll. Anschließend wird das so genannte Trenntor gesetzt, das die beiden Beckenteile voneinander trennt. So kann in dem betreffenden Beckenteil der Wasserspiegel so weit gesenkt werden, dass die Arbeiten möglich sind, während sich in dem anderen Teil der Reaktorkern unter voller Wasserüberdeckung befindet.
Das Trenntor selbst wird, nachdem es gesetzt wurde, nur mit aufblasbaren Gummidichtungen abgedichtet. Es darf auch nicht ohne Weiteres bei beliebigen Betriebszuständen gesetzt werden. Das Umsetzen des Reaktors in den anderen Beckenteil und das Einsetzen des Trenntors erfordert einige Zeit. Dies wurde so vorgesehen, weil die Möglichkeit einer vorübergehenden Trennung der beiden Beckenhälften nur aus Gründen des betrieblichen Komforts besteht. Es handelt sich also nicht um sicherheitsrelevante Maßnahmen bzw. Einrichtungen. Eine solche müsste bei den Ereignissen, bei denen dies erforderlich wäre, sicher angewendet werden können. In den Unterlagen zur Anlagensicherheit werden sie als zusätzliche Maßnahmen empfohlen, die man durchführen kann, falls das Ereignis es zulässt.
Im Bereich des Trenntores liegt in der Tat eine Undichtigkeit vor, die allerdings keine Sicherheitsrelevanz besitzen kann, da ja die Trennung der Becken grundsätzlich keine besitzt: Zwischen einer seitlichen Führung des Trenntores und der Beckenwand gibt es auf einer Seite einen Aluminiumsteg, durch den zwei Leitungsrohre der Wasserumwälzeinrichtung durch eine Durchführung von einer Beckenhälfte in die andere geführt sind. Im Bereich dieses Steges gibt es eine Tropfstelle.

Was sind die Konsequenzen?
  • Wenn der Reaktor in Betrieb ist, ist das Trenntor nicht gesetzt, die Beckenteile sind miteinander verbunden, der Wasserstand ist überall gleich und die Tropfstelle ist belanglos.
  • Wenn der Reaktor nicht in Betrieb ist und der Kern in die Absetzposition gefahren wurde, dann das Trenntor gesetzt wurde und der Wasserspiegel in den beiden Beckenteilen unterschiedlich hoch ist, kann Wasser durch die Tropfstelle von einer Beckenhälfte in die andere dringen. Die durch diese Stelle dringende Wassermenge ist dann etwa so hoch, dass sich der Wasserstand in einem der Beckenteile um rund einen Zentimeter pro Tag ändert. Das ist angesichts von etwa 7,5 Metern Wasser über dem Reaktorkern eine niedrige Leckrate, die tolerierbar ist, auch wenn im leeren Beckenteil gearbeitet werden soll.
  • Der Wasserstand kann sich hierbei allenfalls angleichen. Die Wasserüberdeckung des Kerns bliebe erhalten.
Das Becken ist nicht undicht, Wasser geht nicht verloren. Das Kühlsystem hat keinen Riss.

Jede auch nur vermutete Undichtigkeit, durch die Wasser das Becken verlassen könnte, hätte ein SOFORTIGES Abfahren der Anlage zur Folge. In diesem Falle wäre es auch völlig unstrittig, dass der Reaktor bis zur Klärung der Sachlage, der Behebung der Undichtigkeit und der Erbringung aller erforderlichen Nachweise außer Betrieb bliebe.

Vorwurf:

Das Beckenwasser kann auslaufen, wenn das konische Strahlrohr beschädigt wird - etwa durch eine Knallgasexplosion des dort vorhandenen tiefkalten Wasserstoffs.

Der vorige Vorwurf wurde dahingehend ausgeweitet, dass die nicht vollständig dichte Trennung der beiden Beckenteile dann wichtig würde, wenn bei einem Unfall das Betriebsbeckenteil so massiv beschädigt worden wäre, dass Wasser in großem Maße aus dem Becken verloren ginge.
In diesem Zusammenhang wurde eine Wasserstoffexplosion auf Grund einer Beschädigung des konischen Strahlrohrs als hoch wahrscheinlich postuliert.

Stellungnahme:

Wie in der Kerntechnik bei jeder sicherheitskritischen Anordnung ist auch für das konische Strahlrohr und seine Einbauten durchgehend das Mehrbarrierenprinzip umgesetzt: Es gibt immer mehrere unabhängig voneinander wirkende Barrieren.
Die Aussage, dass es bei einer Leckage zu einer Wasserstoffexplosion kommen könne, ist nicht richtig.
Wasserstoffexplosionen sind nur möglich, wenn Wasserstoff mit einem anderen Gas wie Luft oder Sauerstoff ein explosionsfähiges Gemisch bildet. Dass sich so ein Gemisch bilden kann, wird durch den Aufbau des Konischen Strahlrohrs und seiner Einbauten verhindert. (Anmerkung: In der Schemazeichnung entspricht das nach rechts vom Reaktorkern wegführende Rohr dem Konischen Strahlrohr).
Das Konische Strahlrohr mit einem Volumen von rund 0,3 m³ umschließt einen Behälter, das sogenannte Vakuumgefäß, in dessen Innerem sich ein weiterer Behälter mit ca. 1,4 Litern Volumen befindet, das Moderatorgefäß.
Das konische Strahlrohr ist mit Helium gefüllt, dieses weist im Normalbetrieb einen geringen Überdruck auf. Damit bildet das Konische Strahlrohr die erste Barriere gegen Beckenwasserverlust.
Das Vakuumgefäß ist innen evakuiert; von außen wirkt der Betriebsdruck des Heliums.
Durch das innerste Gefäß, das Moderatorgefäß, wird bei Betrieb der sogenannten Kalten Neutronenquelle Wasserstoff unter Druck geleitet. Das Moderatorgefäß ist daher als Druckbehälter ausgelegt und nach den entsprechenden Vorschriften gefertigt und geprüft worden.
Würde das Moderatorgefäß versagen, träte der Wasserstoff in das Vakuumgefäß aus. Er würde dabei nicht explodieren, weil das Vakuumgefäß evakuiert ist und deshalb keine zweite Komponente zum explosionsfähigen Gemisch vorliegt. Das Vakuumgefäß ist gegen den Druck ausgelegt, der durch den austretenden Wasserstoff entstünde.
Würde auch das Vakuumgefäß versagen, träte der Wasserstoff in den Heliumraum des Konischen Strahlrohrs aus. Da Helium nicht zu chemischen Reaktionen in der Lage ist, würde sich auch hier kein explosionsfähiges Gemisch bilden.
Das Konische Strahlrohr ist gleichwohl für einen Störfalldruck von 30 bar ausgelegt und wäre daher in der Lage, einer Explosion der gesamten vorhandenen Wasserstoffmenge standzuhalten.
Der Wasserstoff befindet sich also im Bereich des Konischen Strahlrohrs auslegungsgemäß in einem Drei-Barrieren-Einschluss. Er kann nicht ins Beckenwasser und dann in die Halle austreten (wo erstmals ein Zusammentreffen mit Luft stattfände). Störungen und Undichtigkeiten würden an Druckschwankungen in den Systemräumen erkannt und zum automatischen Herunterfahren der Kalten Neutronenquelle führen.

Bezüglich der in dem oben zitierten Vorwurf unterstellten Leckage des Konischen Strahlrohrs ist zunächst festzuhalten, dass hier das so genannte Zwei-Barrieren-Prinzip gegen Beckenwasserverlust realisiert ist. Das bedeutet, dass beim Versagen der ersten Barriere, der des Konischen Strahlrohres, die dahinter liegende zweite Barriere einen weiteren Austritt von Beckenwasser verhindern würde. Diese zweite Barriere ist in der gleichen Qualität ausgeführt wie die erste Barriere.
Wenn dem zufolge durch irgendeinen Unfall das Konische Strahlrohr stark beschädigt würde, würde mithin nur der Raum bis zur zweiten Barriere geflutet. Dieses Volumen beträgt 300 l, was zu einer Absenkung des Beckenwasserstandes um rund eineinhalb Zentimeter führen würde.
Auch Einwirkungen von außen würden in praktisch allen denkbaren Fällen zwar möglicherweise das Reaktorgebäude aufbrechen, aber nicht die Beckenwand in einem Ausmaß zerstören, dass die Wasserüberdeckung des Reaktorkerns gefährdet wäre.
Ereignisse, die zu solchen Folgen führen können, dass Personen außerhalb des Instituts betroffen sein würden, sind für den BER II dem sogenannten Restrisikobereich zuzuordnen. Diese Einschätzung wurde im Zuge der Genehmigungsverfahren untersucht, im Klagewege angezweifelt, mehrfach vom Oberverwaltungsgericht geprüft und schlussendlich als korrekt eingestuft.

Es sei an dieser Stelle darauf hingewiesen, dass weder der Unfall in Tschernobyl noch der in Fukushima auf Ereignisse im Restrisikobereich zurückzuführen waren! Im ersten Fall war eine bewusste regelwidrige Fehlsteuerung nach Überbrückung von Schutzeinrichtungen die Ursache, im zweiten eine ungenügende Auslegung gegen Hochwasserwellen, denn die Höhe des am 11. März aufgetretenen Tsunami war keineswegs eine bisher ungekannte.

Diese Mitteilung steht Ihnen auch hier zum Download (pdf; 153 KB) zur Verfügung.


Forschungsreaktor BER II

Stellungnahme des Helmholtz-Zentrum Berlin
Zusätzlich wird auf die Stellungnahme des Helmholtz-Zentrum Berlin hingewiesen, sowie auf den Download folgender Mitteilungen:

Kritische Würdigung der Berichterstattung durch das ARD-Politmagazin Kontraste
Pressemitteilung vom 23.06.2011

ARD-Politikmagazin KONTRASTE vom 09.06.2011


Pressemitteilung vom 09.06.2011

Die Senatsverwaltung für Gesundheit, Umwelt und Verbraucherschutz teilt mit:


Das ARD-Politikmagazin KONTRASTE wird heute in einem Beitrag über vermutete Sicherheitsmängel im Forschungsreaktor am Helmholtz-Zentrum (BER II) berichten.
Im Wesentlichen werden zwei Vorwürfe erhoben:
  • Erstens wird behauptet, es existiere ein Riss im Kühlsystem.
  • Zweitens wird unterstellt, der Betreiber habe ein Bauteil am Reaktorkern nicht nach dem neuesten Stand der Technik ersetzt, um strengere Kontrollen zu vermeiden.

Beide Vorwürfe sind unberechtigt. Der BER II ist nach einem hohen Sicherheitsstandard konzipiert und entspricht in allen Punkten den atomrechtlichen Anforderungen.

Zu 1.

Es gibt keinen Riss im Kühlsystem und damit gibt es auch keine sicherheitsrelevanten Probleme. Zutreffend ist, dass im Forschungsreaktor BER II, der ein so genannter Schwimmbadreaktor ist, an einer Stelle eine bereits erkannte und auf Sicherheitsrelevanz geprüfte Undichtigkeit besteht. Die im Rahmen der kontinuierlichen Sicherheitschecks und Abstimmung mit der Aufsichtsbehörde erkannte und gemeldete Undichtigkeit wurde bereits durch einen Sachverständigen begutachtet. Dass diese Undichtigkeit in keiner Weise sicherheitsrelevant ist, wurde vom TÜV-Gutachten des Sachverständigen und von der zuständigen Aufsichtsbehörde bestätigt. Unabhängig davon, dass der Reaktor derzeit abgeschaltet ist, würde selbst bei laufendem Betrieb die Kühlung des Reaktors unbeeinträchtigt sein.

Zum Hintergrund:

BER II ist ein so genannter Schwimmbadreaktor, bei dem der Reaktorkern sich unter einer Wasserüberdeckung von etwa neun Meter am Boden eines Beckens befindet. Dieses Becken besteht aus zwei Einheiten, die im unteren Bereich durch eine meterdicke Betonwand getrennt werden, deren Oberkante oberhalb des Reaktorkerns liegt.
In diesem oberen Bereich sind die beiden Einheiten durch einen Kanal miteinander verbunden. Bei Reaktorbetrieb ist dieser Kanal offen und somit der Wasserspiegel in beiden Becken gleich hoch. Eine Trennung der Becken und damit ein ungleicher Wasserstand erfolgt nur bei abgeschaltetem Reaktor. Dies ist derzeit und bis auf Weiteres der Fall.
Wenn beispielsweise Inspektions- oder Wartungsarbeiten in einem der beiden Becken durchgeführt werden, wird der Kanal durch ein Trenntor verschlossen und anschließend das Wasser aus demjenigen Becken abgepumpt, in dem gearbeitet werden soll. Zwischen diesem Trenntor und den Führungsnuten existiert die bekannte Undichtigkeit bei einer Dichtungsschweißnaht, so dass Wasser mit einer geringen Rate von der einen Beckenhälfte in die andere gelangt. Das genannte TÜV-Gutachten bestätigte, dass die Dichtungsschweißnähte sicherheitstechnisch ohne Belang sind.

Zu 2.

Es ist falsch, dass ein Bauteil am Reaktorkern nicht unter Beachtung aller bestehenden Vorschriften ersetzt wurde. Das eingesetzte Material und der vom Betreiber in Auftrag gegebene Fertigungsprozess erfüllen alle kerntechnischen Anforderungen. In den Entscheidungsprozess waren Atomaufsicht und Sachverständige eingebunden.

Zum Hintergrund:

Bei kerntechnischen Anlagen darf eine Materialwahl bei für die Sicherheit wichtigen Bauteilen niemals vom neuesten Stand der Werkstofftechnik geleitet werden. Entscheidend ist vielmehr der Nachweis der Betriebsbewährung unter den vorliegenden Betriebsbedingungen. Bezogen auf das in Rede stehende neue Material lag dieser Nachweis nicht vor. Der Betreiber entschloss sich daher, ein Material einzusetzen, bei dem die Betriebsbewährung gesichert ist.



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