Die Pilotkonditionierungsanlage in Gorleben
Teil III
- Technik, Auswirkungen und Probleme -
erstellt im Auftrage für die:
September 1990
Gruppe Ökologie, Institut für ökologiche Forschung und Bildung e.V.,
Immengarten 31, 3000 Hannover 1
Tel.: 0511/696 3130
Hinweis:
Das Gutachten umfaßt 71 Seiten
Wir haben deshalb im Inhaltverzeichnis Links auf die einzelnen Punkte gelegt
Einleitung und Danksagung Vorwort
1. Kein Atomprogramm ohne Konditionierungsanlage
2. Kurze
Geschichte der PKA
2.1 Chronologie
2.2 Wechselspiel der Hauptaufgabe
2.3 Zentrale Konditionierung?
3.
Beschreibung der Anlage
3.1 Standort
3.2 Aufgaben der PKA
3.3 Technik
3.3.1 Arbeitsabläufe und Konditionierungstechnik
3.3.1.1 Konditionierung von LWR-BE
3.3.1.2 Umladen von Abfallgebinden
3.3.1.3 Konditionierung flüssiger Abfälle
3.3.2 Rückhaltetechnik
3.3.3 Kühltechnik
3.3.3.1 Aktive Kühlung
3.3.3.2 Passive Kühlung
3.4
Mengen radioaktiver Stoffe in der Anlage
3.4.1 Durchsatz der PKA
3.4.2 Lagerkapazitäten
4.
Auswirkungen der Anlage im Normalbetrieb
4.1 Emissionen mit Abluft und Abwasser
4.2 Strahlenbelastung in der Umgebung der Anlage
4.2.1. Strahlenbelastung durch Abluft und Abwasser
4.2.2 Direkt- und Streustrahlung
4.3 Strahlenbelastung der Beschäftigten
5. Stör- und Unfälle
5.1 Brand bituminierter
Abfälle
5.2
Selbsterhitzung von bestrahlten Kernbrennstoffe
5.3 Absturz eines Brennelementes
8. Überwachung von Spaltmaterial
10. Die Genehmigung
10.1 Das vorläufige positive Gesamturteil
10.2 Warum der Sofortvollzug?
Wie in jeder technischen Anlage gibt es auch für die PKA eine breite Palette von möglichen Unfällen, die zur Freisetzung radioaktiven Materials führen können. Mit einer detaillierten Störfallanalyse muß der Antragsteller nachweisen, daR nach Eintritt solcher Fälle die entsprechenden Grenzwerte für die Strahlenbelastung der Bevölkerung nicht überschritten werden (§ 28, Abs. 3 StrlSchV). Dieser Nachweis wird von der DWK weder im Sicherheitsbericht t8] noch in der Störfallanalyse [25] in ausreichendem Umfang geführt, z.B. sind Annahmen und Randbedingungen der Unfallabläufe selbst in einigen Fällen nicht hinreichend belegt.
Eine Einschränkung der zu betrachtenden Unfallabläufe wird von der DWK durch das AusschlieRen eines Komponentenausfalls durch anlageninterne Ursachen bei gleichzeitiger Einwirkung von auRer gemacht. Darüberhinaus ist festzuhalten, daR nur ein Teil des Konditionierungsgebäudes gegen Erdbeben und sogar nur die Zellen selbst gegen Flugzeugabsturz ausgelegt sind.
Rückhaltefaktoren bei der Freisetzung radioaktiver Stoffe sind stark zu Gunsten der DWK gewählt. Zum Beispiel wird für das Filtersystem bei Aerosolen eine um den Faktor 100 höhere Rückhaltung angenommen als bei gleichen Filtersystemen, die in der Wiederaufarbeitungsanlage Wackersdorf eingebaut werden sollten Ausbreitungs- und Strahlenbelastungsrechnungen werden zum Teil mit unzureichenden Methoden bzw. zweifelhaften Randbedingungen durchgeführt. Zum Beispiel ist das Vorgehen der DWK, die Strahlenbelastung nach bodennaher Freisetzung von Radionukliden als Folge eines Erdbebens mit Hilfe des Ausbreitungsmodells der 'Störfallberechnungsgrundlagen" zu berechnen, unzulässig und muR scharf kritisiert werden. Eine solche Kritik ist übrigens auch im Rahmen der Begutachtung der DWK-Unterlagen zur WAA Wackersdorf durch die Gutachter der bayerischen Genehmigungsbehörde (TOV, GSF und GRS) ausgesprochen worden.
Im folgenden sollen beispielhaft Anmerkungen zu drei möglichen Unfällen gemacht werden: Brand bitumierter Abfälle, Selbsterhitzung von Kernbrennstoff und Absturz eines Brennelementes. Eine Berechnung bzw. Abschätzung der aus den möglichen Unfällen resultierenden Strahlenbelastung kann an dieser Stelle nicht durchgeführt werden. Die bisher vorliegenden Daten sind dafür nicht ausreichend, außerdem würde es den Rahmen dieser Studie sprengen.
5.1 Brand bituminierter Abffälle
Ein Unfall dieser Art wird im Sicherheitsbericht [8] grundsätzlich ausgeschlossen. Als Hauptargument wird dafür die mangelnde Brandlast in der Umgebung der Fässer genannt. Diese Behauptung ist jedoch in ihrer Allgemeinheit falsch. Es gibt an jeder Station, die die bitumierten Abfälle durchlaufen, Brandlasten. Ob die Brandlasten im Zellentraht der PKA (z.B. Tücher, Filter, Öle) ausreichen, um bei einem Feuer größere radioaktive Freisetzungen aus dem Bitumen zu verursachen, konnte von uns nicht geklärt werden. Umfangreich sind die Brandlasten mit Sicherheit in der Behälterhalle (ca. 1,4 t PVC-Kabel, Öle, Isolier- und Arbeitsmaterial) und in der Fahrzeugschleuse (Fahrzeug, Treibstoff, Öle). Einschränkend ist hier zu erwähnen, daR sich die Fässer in diesen Bereichen zusätzlich in einem Transport- oder Lagerbehälter befinden. Diese Behälter sind in [8] zwar nicht beschrieben, es ist jedoch von einem Container auszugehen, der keine längerfristige Barriere für einen genügenden Wärmeübertrag auf das Bitumen darstellt. Zur Brandmöglichkeit im Bereich Behälterhalle/Fahrzeugschleuse ist auRerdem festzuhalten, daR dieser Gebäudeteil gegen Einwirkungen von außen (Flugzeugabsturz, Erdbeben usw.) nicht entsprechend den Regeln für kerntechnische Anlagen geschützt ist.
Bitumierte Abfälle, die in der PKA umgeladen werden, kommen aus der Wiederaufarbeitung in La Hague. Die COGEMA gibt für ihre Abfallprodukte folgende hier relevante Temperaturen an: Flammpunkt: 270°C (Entflammbarkeit bei Anwesenheit eines Feuers)
Brennpunkt: 282°C (eigenständiges Weiterbrennen nach Erlöschen eines äuReren Feuers)
Zündpunkt: 340°C (Selbstentzündung ohne äußeres Feuer in Anwesenheit von Luft)
Die DWK geht in ihrer Störfallanalyse von deutlich höheren Temperaturwerten aus. Sie stützt sich dabei auf eine ältere Arbeit des KfK, in der ebenfalls für Bitumenprodukte (allerdings ohne Radioaktivitätsinhalt) die relevanten Temperaturen ermittelt wurden [27]. Offenbar hat die DWK für die Störfallanalyse daraus nur solche Bitumensorten berücksichtigt, bei denen Brennund Zündpunkt höher liegen. Die Auswahl wurde möglicherweise an den vermeintlich bei Bitumierungen in der BRD zum Einsatz vorgesehenen Sorten orientiert. Der DWK hätten die Spezifikationen aus La Hague allerdings schon bekannt sein müssen.
Ein weiterer für die Störfallanalyse wichtiger Unterschied besteht in der Verpackung der radioaktiven bitumierten Abfälle. Während für die Untersuchungen im KfK die Abfälle in eine Einsatztrommel gefüllt und diese dann in ein Rollreifenfaß gestellt wurde, befinden sich die Abfälle aus La Hague nur in einem Stahlfaß mit einer Wanddicke von 1 mm [26].
Werden bitumierte Abfälle in ein Feuer involviert, gibt es zwei Möglichkeiten, die zur Freisetzung radioaktiver Stoffe führen können:
Die maximale Gesamtaktivität eines Gebindes kann 1,85 E13 Bq betragen [26]. Davon werden 1,48 E11 Bq durch alpha-Aktivität von Plutoniumresten hervorgerufen. Für die beta- und gammaStrahlung sind vor allem Cäsium, Stontium, Ruthenium und Cer verantwortlich.
In einer von der NUKEM für die 8undesregierung durchgeführten Systemstudie zu bitumierten Abfällen, von der uns leider nur eine hurze Zusammenfassung vorliegt [28], hommen die Autoren zu folgendem Resultat:
Der zulässige Grenzwert für die Knochendosis (300 mSv) wird nach Brand durch Freisetzungen aus einem Gebinde mit bitumierten Wiederaufarbeitungsabfällen zwischen 5 X und 26 X ausgeschöpft.
An der Ermittlung der für dieses Ergebnis verwendeten Freisetzungsanteile ist vor allem in zweierlei Hinsicht Kritik angebracht:
- Das typische Radionuklidinventar pro FaR liegt um eine GröRenordnung unter der von COGEMA angegebenen [26].
- Nicht konservativ wurden Freisetzungsanteile von 3 bis 15 % angenommen.
Trotz dieser Vorgehensweise sind die ermittelten Dosiswerte beträchtlich, und die Autoren der Studie kommen zu der Schlußfolgerung:
Alpha-, beta-, gamma-Abfälle aus der Wiederaufarbeitung können dagegen, abhängig vom Pu-Inventar, dem Brennverhalten und der Anzahl der zerstörten Gebinde auch unter Berüchsichtigung neuerer Untersuchungsergebnisse zur überschreitung von Grenzwerten gemäß § 28, Abs. 3 StrlSchV führen.
5.2 Selbsterhitzung von bestrahlten Kernbrennstoffen
Die Möglichkeit einer Freisetzung von Radionukliden infolge eines Kühlungsausfalles und anschlieRender Selbsterhitzung bei bestrahlten Kernbrennstoffen und HAW-Abfällen wird von der DWK ausgeschlossen. Dies kann weder mit den Angaben im Sicherheitsbericht noch mit Hilfe der Störfallanalyse nachvollzogen werden. Folgende Situationen könnten zu einer Selbsterhitzung mit Freisetzungen führen:
- Ein Transportbehälter befindet sich in verschlossenem Zustand auf dem Weg zwischen Absenkraum und Zellen. Durch ein Erdbeben oder Flugzeugabsturz wird die Behälterhalle stark beschädigt (sie ist nicht dagegen ausgelegt). Der automatisierte Transportvorgang wird dadurch unterbrochen. Ein manuelles Rückholen in die Behälterhalle ist nicht möglich, da durch Trümmer der Weg zum Absenkraum versperrt ist. Die Lüftung ist infolge des Erdbebens oder aus anderen Gründen ausgefallen. Der Behälter befindet sich dann in einem Raum mit relativ kleinem Luftvolumen, und ein Luftaustausch ist nicht möglich. Die Randbedingungen zum Ablauf der Selbsterhitzung sind damit gegenüber denen, die bei den im Auftrag der DWK durchgeführten Rechnungen zugrundegelegt wurden, mit groRer Wahrscheinlichkeit schlechter (es gibt hierzu keine Angaben). Die Behälteratmosphäre bzw. die Oberflächentemperatur der Brennstabhüllrohre heizt sich auf. Dies kann schließlich zum Versagen aller Hüllrohre führen. Das gesamte Brennelementinventar an Spaltgasen und ein beträchtlicher Anteil weiterer Spaltprodukte in Aerosolform (z.B. Cs) entlädt sich in die Behälteratmosphäre. Ob es eine Freisetzung in die Umgebung über die durch den Temperaturanstieg leicht erhöhte Leckrate des Brennelementbehälters hinaus gibt, hängt von der Zeitdauer der Unzugänglichkeit ab.
5.3 Absturz eines Brennelements
Dieser Unfall wird auch von der DWK als grundsätzlich möglich bezeichnet. Die Möglichkeit kann auch nicht ernsthaft bestritten werden, da Unfälle dieser Art auch in bundesdeutschen Atomanlagen mit vergleichbaren Hantierungseinrichtungen durchaus vokommen; zuletzt 1989 im AKW Krümmel (29).
Die Brennelemente werden im Zellentrakt unter anderem am Kran hängend transportiert. Durch Versagen von Kran oder Greifer kann ein Brennelement abstürzen. Zur Quantifizierung für die dadurch entstehenden Schäden an den Brennstäben werden von der DWK theoretische Rechnungen angeführt. Diese sind jedoch in mehrfacher Hinsicht zu kritisieren.
In [25] wird auf Seite 63 beschrieben, daß Rechnungen für eine Absturzhöhe von 6,6 m durchgeführt wurden. In Tabelle 5-3 derselben Arbeit wird jedoch eine maximale Fallhöhe von 6,8 m angegeben. Versagt die Sperre zur Begrenzung der Transporthöhe am Kran, kann die Fallhöhe noch gröRer sein. Die Behauptung, daR bei 6,6 m Höhe die Brennstäbe unbeschädigt bleiben, ist nicht ohne weiteres einsichtig (siehe unten). Die für die Rechnung eingesetzten Parameter müßten überprüft werden (z.B. Variation des Winkels zur Längsachse).
Die DWK geht bei ihrem Unfallszenario von einem Fall aus 0,5 m Höhe (normale Transporthöhe über Boden) aus, da sie nach obigem Ergebnis auch bei höheren Abstürzen ein Versagen ausschließt. In Folge des Absturzes kippt das Brennelement um und fällt auf eine Kante. Nur so wird von der DWK ein Versagen der Hüllrohre für möglich gehalten. Nach den durchgeführten Berechnungen kommt es zu einer Beschädigung von 60 der 236 Brennstäbe. Es muR bezweifelt werden, ob dies angesichts der unter hoher mechanischer Belastung stehenden und versprödeten Brennstabhüllen realistisch ist.
Als Szenario unberücksichtigt bei der Störfallauswahl blieb z.B. die Möglichkeit, daR ein Brennelement beim Entladen auf das letzte noch im Behälter befindliche fällt. Die Absturzhöhe kann dabei mindestens 1 m betragen. Beschädigt werden könnten hier sowohl Brennstäbe des noch im Behälter befindlichen Brennelements als auch - spätestens nach dem Umkippen - Brennstäbe des abstürzenden Brennelements.
Eine konservative Vorgehensweise müRte nach unserer Meinung auf jeden Fall vom Versagen aller Brennstabhüllen zumindest eines Brennelements ausgehen. Für Freisetzungsberechnungen wird allgemein von gröReren Schäden an mindestens drei Stellen des Hüllrohres ausgegangen. Dadurch werden zunächst alle Spaltgase in die Zellenatmosphäre freigesetzt und gelangen von dort mit der Abluft über den Kamin ungehindert in die Umgebung, da für Tritium, Krypton und Jod keine Rückhaltemaßnahmen vorgesehen
sind. Aus jeder Schadensstelle an den Hüllrohren wird darüberhinaus bestrahlter Kernbrennstoff in den Zellenraum ausgetragen. Die größeren Partikel werden sich dann auf dem Zellenboden ablagern, während die kleineren in das Abluftsystem gehen und dort zum Teil durch Filter gebunden werden.
Die DWK geht auch im nächsten Schritt ihrer Störfallberechnungen nicht konservativ vor. Es deutet einiges daraufhin, daß für die Abschätzung des Aktivitätsinventars eines Brennelements nicht der maximal mögliche, sondern der in der Regel maximale Abbrand von 50 GWd/t SM eingesetzt wurde [25, S. 114 und 115]. Ausgehend von dem nicht konservativen Aktivitätsinventar und den von der DWK beschriebenen Freisetzungs- und Ausbreitungsmechanismen mit Korrektur auf 100 % schadhafte Hüllrohre und Benutzung eines realistischeren Filterrückhaltefaktors von 1000, können folgende (je nach Brennelementtyp maximale) Freisetzungsanteile angenommen werden:
| Spaltgase | H-3 6,96 E07 Bq Kr-85 3,42 E12 Bq J-129 3,81 E05 Bq |
| Aerosolmasse (Brennstoff) | 1,05 E-4 kg |
| Aerosole (wichtige Einzelwerte) | Sr-90 2,55 E06 Bq Cs-137 6,37 E06 Bq Puges 2,10 E07 Bq |
Unter Zugrundelegung dieser Freisetzungsanteile würden sich die Werte für die Strahlenbelastung gegenüber denen von der DWK schon deutlich erhöhen. Würden ferner das nach dem Unfall vorgeschriebene, aber nicht vollständig kontrollierbare Verzehrverbot im Umkreis von 2 km nicht berücksichtigt und die für die Ausbreitungsrechnung benutzten Fahtoren einer kritischen Revision unterzogen, so würde mit großer Wahrscheinlichkeit zumindest die Größenordnung der erlaubten Störfallgrenzwerte erreicht (vergl. hierzu u.a. [33]).
Die für den An- und Abtransport verwendeten Behälter sind, entsprechend den verschiedenen radioaktiven Stoffen, sehr unterschiedlicher Art. Dabei müssen die ausgehenden Gebinde (Behälter mit radioaktivem Inhalt) in der Regel grundsätzlich anderen Anforderungen genügen als die eingehenden. Für den Transport zur PKA stehen die Beförderungsanforderungen im Vordergrund, für den Abtransport die Endlageranforderungen. Die ausgehenden Behälter, besonders das Pollux-System, stehen dabei in engem konzeptionellen Zusammenhang zur PKA. Um so erstaunlicher, daß "detaillierte Angaben über konstruktive Details sowie Fertigungsvorgänge und vorgesehene Prüfungen noch nicht vorgelegt worden sind" [11]. Dies heißt nichts anderes, als daß bisher nicht feststeht, wie sicherheitstechnisch wichtige Fragen gelöst werden sollen (z.B. Korrosionsschutz bei Laugeneinbruch im Endlager [30]). Als Folge dieser Situation können natürlich auch noch keine Zulassungen für diese Behälter vorliegen.
Eingehende Behälter
Die Behälter, in denen die radioaktiven Stoffe angeliefert werden, entsprechen den Bestimmungen für den Transport (in wenigen Fällen auch für die Zwischenlagerung) in der Bundesrepublik. Es können alle Behälter in der PKA hantiert werden, die folgende Maße nicht überschreiten [8]: Länge (ohne StoRdämpfer) ca. 6,5 m Durchmesser (ohne Tragrapfen) ca. 2,5 m Gewicht (beladen, ohne Stoßdämpfer) ca. 140 t Damit können praktisch alle üblichen Behälter benutzt werden.
Ausgehende Behälter
Nach der Konditionierung einschließlich Verpackung der radioaktiven Reststoffe in der PKA sollen die Gebinde endlagerfähig sein. Das grunlegende Problem ist dabei, daß mindestens mittelfristig kein Endlager in der Bundesrepublik zur Verfügung stehen wird und im Prinzip auch die endgültige geologische Formation des Endlagers noch nicht klar sein dürfte. Die Endlagerbedingungen können sich mit einer Aufgabe der bisher vorgesehenen Standorte und einer möglichen Änderung des Wirtsgesteins stark verändern. Damit müssen eventuell auch die Annahmebedingungen für die Behälter im Endlager verändert werden.
Pollux-System
Die wichtigsten, für die PKA vorgesehenen Endlagerbehälter wurden unter dem Namen Pollux-System entwickelt. In ihnen sollen alle Arten von Brennelementen endgelagert werden. Das Endlagerkonzept in der Bundesrepublik sieht nach momentanem Stand zwei Einlagerungsvarianten vor: Die Einlagerung in Strecken, wofür der Pollux-Behälter vorgesehen ist, und die Einlagerung in Bohrlöchern, wofür die Pollux-Kokille vorgesehen ist.
An das Pollux-System werden von der Betreiberseite für die Entwicklung drei grundlegende Sicherheitsanforderungen gestellt: Der Einschluß der radioaktiven Stoffe durch den Behälter soll im Endlager für 500 Jahre gewährleistet sein; während der Handhabung und im Endlager muß eine ausreichende Strahlenabschirmung garantiert sein, und die Vorschriften zur "Kernmaterialkontrolle" müssen eingehalten werden.
Der Pollux-Behälter (Abb. 6-1) für die Streckenlagerung ist modular aufgebaut. Für zerlegte LWR-Brennelemente sind die drei wesentlichsten Komponenten:
Die Entwicklung dieses Behälters ist, wie zu Beginn des Kapitels beschrieben, noch nicht abgeschlossen. Es wird in der Zukunft mindestens für drei Punkte zu klären sein, ob er die notwendigen Anforderungen erfüllt:
Die Pollux-Kokille (Abb. 6-2) soll zerschnittene Brennstäbe aufnehmen und ist für eine Bohrlochendlagerung vorgesehen. Ihre Maße entsprechen denen von HAW-Kokillen. Gefertigt wird die Kokille aus Stahl (15 MnNi 6 3). Sie besteht aus dem Kokillenmantel und angeschweiRten Deckel- und Bodenplatten. Eine Auslegung der Kokillen gegen Störfälle ist nicht vorgesehen. Dieser Punkt muR einer eingehenden Analyse unterzogen werden. Da ein Endlager nicht zur Verfügung steht, werden die Kokillen zunächst in einen Transport- und Zwischenlagerbehälter geladen.
Container
Radioaktive Stoffe können in "konradgängige" Endlager-Container aus Beton, Gußwerkstoff oder Stahl verpackt werden. Die Hohlräume in den Containern werden mit Bindemitteln (Beton) verfüllt. Das maximale Gesamtgewicht darf 20 t betragen. Die Container sollen auch zur Zwischenlagerung benutzt werden.
Für die Container wäre angesichts der bisherigen Konditionierungserfahrungen mit Fässern zu prüfen, wie sich mögliche chemische und/oder physikalische Prozesse im Abfall auswirken. Eine weitere Forderung ist die überprüfung der Eignung für andere Endlagermedien als Eisenerz (Schacht Konrad).
Gußbehälter
Der Gußbehälter dient als endlagergerechte Verpackung für bitumierte Abfälle. Er besteht aus einem Grundkörper und einem zu verschraubenden Deckel. Beides ist aus Sphäroguß gefertigt. Es folgen nun zwei Zeichnungen des Aufbaues der Pollux-Behälter die Sie per Mausklick einsehen können.
Abbildung 6-1: Aufbau eines Pollux-Behälters Bild 1
Abbildung 6-1: Aufbau eines Pollux-Behälters Bild 2
Die PKA besitzt keinen Bahngleisanschluß, daher werden alle An- und Ablieferungen per LKW durchgeführt. Es ist jedoch davon auszugehen, daß die Benutzung von LKW nur für eine Teilstrecke vorgesehen ist und der andere Teil mit dem Güterzug zurückgelegt wird. Generaltransporteur wird die Deutsche Bundesbahn sein.
Über die Transportstrecken macht der Sicherheitsbericht keine Angaben. Für die Anlieferung von Brennelementen und HAWKokillen dürfte der Umschlag von Schiene auf Straße am Bahnhof Dannenberg-Ost stattfinden.
Bei Transporten von anderen radioaktiven Abfällen, deren Massen mit Transportbehältern nicht größer als 20 t sind, kommen auch andere Umschlagbahnhöfe in Frage. Aus Erfahrungen mit Transporten zum benachbarten Zwischenlager ist z.B. Hannover-Linden zu nennen.
Die Zahl der Atomtransporte ist abhängig von der tatsächlichen Nutzung der PKA. Es soll nur unmittelbar vor der entsprechenden Verarbeitungskampagne angeliefert werden. Aus den Jahresdurchsatzzahlen für die verschiedenen Materialien kann die Zahl der Transporte grob geschätzt werden:
Darüberhinaus ist das Konzept für die PKA so angelegt, daß konditionierte Abfälle sofort abtransportiert werden sollen, und zwar die wärmeentwicklenden in ein Zwischenlager, die nicht wärmeentwickelnden ins Endlager. Sollte diese Planung verwirklicht werden können - womit im Moment nicht zu rechnen ist kommen dadurch weitere Transporte hinzu.
In grober Abschätzung bedeutet dies insgesamt eine Anzahl von bis zu 400 Transporten von radioaktiven Stoffen pro Jahr im Zusammenhang mit der PKA.
Auf die damit verbundenen Risiken soll in dieser Studie nicht eingegangen werden. Es bleibt jedoch festzuhalten, daR die Transporte ein integraler Bestandteil des Anlagenbetriebs sind. Es ist daher eine Behandlung von allen Fragen, die mit den Transporten zusammenhängen, im Rahmen des Genehmigungsverfahrens zu fordern.
8. Überwachung von Spaltmaterial
In jeder Atomanlage wird der Weg der spaltbaren Stoffen, d.h. deren Mengen und Verbleib, überwacht. Aufgrund internationaler Verträge geschieht dies in der Bundesrepublik durch Euratom und durch die Internationale Atomenergie Organisation (IAEA). Ziel der überwachung ist es, Abzweigungen von spaltbaren Stoffen zu entdecken, bevor sie militärisch (Bombenbau) verwendet werden können.
Das Problem der Spaltmaterialüberwachung ist im Sicherheitsbericht nur mit allgemeinen Feststellungen abgehandelt. Auf die Anlage bezogene Angaben fehlen. Die DWK soll jedoch ein auf die PKA bezogenes Konzept erarbeitet haben [31]. Offenbar unter Berücksichtigung dieses Konzeptes hat das Bundesministerium für Forschung und Technologie (BMFT) 1988 eine positive Stellungnahme zur Spaltstoff-Flußkontrolle abgegeben.
Auf einer Tagung im Kernforschungszentrum Karlsruhe (KfK) ("Statusbericht Direkte Endlagerung", 16./17.1.90) wurde auch zu diesem Thema referiert. Vortragender war P. Randl vom BMFT [32]. Er berichtete über Schwierigkeiten bei der Festlegung von Überwachungszielen für die Konditionierung und Endlagerung von Brennelementen. Für den Konditionierungsbereich erwähnte er eine Industriestudie, die eine überwachungsgenauigkeit von n,ehr als 10% für Plutonium ermittelt hat. Dies entspräche bei laufender direkter Endlagerung von allen in der Bundesrepublik anfallenden Brennelementen jährlich einer Menge von 500 kg Plutonium, die nicht nachweisbar verfolgt werden könnte.
In der anschließenden Diskussion fragte Ministerialrat Fricke vom Niedersächsischen Umweltministerium (NMU) nach der Bedeutung dieser neuen Erhenntnisse für die PKA und die im Rahmen des Genehmigungsverfahrens abgegebene BMFT-Stellungnahme zur Spaltmaterialüberwachung gefragt. Randl's sinngemäße Antwort:
Dieser Darstellung ist jedoch entschieden zu widersprechen. Mit der 1. Teilgenehmigung wird das Konzept der Anlage genehmigt. Zu diesem Konzept muß die überwachung der spaltbaren Stoffe gehören. Die Safeguards sollten soweit wie möglich vorher festgelegt sein. Die Einteilung der Materialbilanzzonen, die beabsichtigten Überwachungemethoden und die angewendeten Meßverfahren müssen für EinwenderInnen offengelegt werden. A11 dies kann nicht erst während des Betriebes der Anlage festgelegt werden, da andernfalls das Sicherheitsbedürfnis nicht befriedigt würde.
Bei einem geplanten Jahresdurchsatz für die PKA von 35 t SM und einem üblichen Anteil von 1% Plutonium in bestrahlten Brennelementen entspräche dies bei einer überwachungsgenauigkeit von 12% einer Menge von 42 kg Plutonium, für die kein Nachweis geführt werden kann. Das heißt, theoretisch kann beim Betrieb der PKA innerhalb eines Jahres Stoff mit 5-6 signifikanten Mengen für Atombomben verschwinden.
Bislang ist ungeklärt, was mit den konditionierten Abfällen geschehen soll, die die PKA verlassen. Die Kapazität der zwei betrieblichen Pufferlager beträgt nur 11,8 t Schwermetall; davon abgesehen sind die Pufferlager nach DWK-Planung überhaupt nicht für die endkonditionierten Gebinde (Pollux- und Abfallbehälter) vorgesehen.
Ein Endlager steht bislang nicht zur Verfügung:
Diese Situation war dem Niedersächsischen Umweltministerium zum Zeitpunkt der Erteilung der 1. Teilgenehmigung am 30. Januar 1990 bekannt. Wir halten es für unverantwortlich, eine Anlage betreiben zu wollen oder zu genehmigen, für deren "Produkte" kein Endlager zur Verfügung steht. Es ist zu befürchten, daß es zu einer langfristigen Zwischenlagerung der Abfälle aus der PKA kommt. Als mögliche Standorte drängen sich die direkt vor der "Haustür" liegenden Zwischenlager Gorleben auf:
Die Antragsteller (DWK und BLG) scheint diese Situation kaum zu stören, ebensowenig die Genehmigungsbehörde. Zur Entsorgung der Anlage enthält die 1. Teilgenehmigung nämlich überhaupt keine Aussage. Da ist es zu begrüßen, daß die am Verfahren beteiligte PTB so freundlich war, sich die Gedanken der Antragsteller zu machen: Die PTB weist darauf hin, daß - falls für bestimmte Materialien das Transportbehälterlager Gorleben als Zwischenlager benutzt werden soll - rechtzeitig die Genehmigungsanträge gestellt werden müssen.
Am 30. Januar 1990 erteilte das Niedersächsische Umweltministerium als zuständige Behörde die Erste atomrechtliche Teilgenehmigung (1. TG) zur Errichtung der PKA Gorleben nach § 7 Atomgesetz und wies damit alle vorgebrachten Einwendungen zurück. Die Teilgenehmigung umfaßt
- die Errichtung von Gebäuden und Anlagenteilen einschlieRlich des Erdwalls und äußeren Zaunes,
- das sog. vorläufige positive Urteil hinsichtlich der Errichtung und des Betriebes der gesamten Anlage und
- die Anordnung des Sofortvollzuges der Genehmigung.
Die umfangreiche Genehmigungsschrift (172 Seiten) bleibt jedoch erstaunlich dünn in vielen zentralen, die Sicherheit und die Auswirkungen der Anlage betreffenden Punkte, und die Begründungen für die sofortige Vollziehbarkeit sind unzureichend bis banal. Dies soll im folgenden anhand wesentlicher Punkte näher betrachtet werden.
10.1 Das vorläufige positive Gesamturteil
Großtechnische Anlagen, deren Errichtung Jahre dauert, werden heute üblicherweise in mehreren Teilschritten genehmigt. Auch wenn bei Beginn oft viele Einzelheiten noch nicht im Detail geplant oder festgelegt sind, so muß die Genehmigungsbehörde dennoch - anhand der vorliegenden Unterlagen - selbst überprüfen und beurteilen, ob das gesamte Konzept der Anlage sicherheitstechnisch machbar ist bzw. sein wird. Das Konzept und alle sicherheitstechnisch bedeutsamen Teile der Anlage oder des Betriebes müssen also in der Gesamtheit vorläufig positiv beurteilt werden. "Vorläufig" heißt hier nicht, daß man es später regeln kann, sondern es muß verbindlich festgestellt werden, daß die Anlage genehmigungsfähig ist und die Grenzwerte eingehalten werden.
Grundsätzlich fällt bei der 1. TG für die Pilotkonditionierungsanlage auf, daß das Niedersächsische Umweltministerium kaum selbst überprüft und sich damit auch kaum ein eigenes Urteil gebildet hat. Sie beruft sich statt dessen auf die Sachverständigen des TUV, der Reaktorsicherheitskommission und andere Gutachter und macht sich deren "eindeutig positives" Urteil zu eigen. Ebenso schwer wiegt, daR in der 1. TG viele Festlegungen fehlen; die Behörde begründet dies damit, daß
sinngemäß - es sich schließlich nur um eine Teilgenehmigung handele und in weiteren Genehmigungen einschlieRlich der Betriebsgenehmigung schon Regelungen getroffen würden. Die folgende (unvollständige) Auflistung zeigt, daß es sich dabei um Bereiche handelt, die für die Beurteilung des Konzepts der Anlage unverzichtbar sind, so daß aus unserer Sicht ein vorläufiges positives Gesamturtei1 nicht vorliegt.
Die 1. TG zur PKA wurde mit sofortiger Vollziehung des Genehmigungsbescheides ausgestattet. Diese heute weitverbreitete Praxis erlaubt es den Betreibern von Anlagen, sofort mit dem Bau bzw. den vorbereitetenden Arbeiten beginnen zu können, auch wenn dagegen Klagen anhängig sind. Diese Klagen haben keine aufschiebende Wirkung, und die Betreiber müssen nicht das Ende eines meist mehrjährigen Prozesses abwarten. Die Begründungen seitens der Genehmigungsbehörden laufen meist darauf hinaus, daß die Angelegenheit "im besonderen öffentlichen Interesse und im überwiegenden Interesse der Antragsteller" liegt [11, S. 166].
Einige Argumente - und ihre Widerlegung - im Einzelnen:
Dem ist entgegenzuhalten: Es ist vorläufig nicht möglich, die konditionierten Abfälle in ein Endlager zu bringen, da nach offiziellen Aussagen frühestens im Jahr 2008 (bei Eignung) das Endlager in Gorleben errichtet sein soll. Es kann also von daher auch kein Bedarf bestehen, die realitätsnahe Hantierung von Pollux-Behältern im Endlager zu erproben. Nach den Aussagen von Bundesregierung [9] und Elektrizitätswirtschaft [12] besteht mindestens in den nächsten 20 Jahren auch kein Bedarf an neuen Zwischenlagerkapazitäten für Brennelemente. Auch hier bedarf es also keiner Volumenreduzierung wegen evt. Kapazitätsengpässe. Es kann sogar der Fall sein, daR durch die Pollux-Behälter mehr Zwischenlager-Kapazität notwendig sein wird: Ein PolluxBehälter ist ausgelegt für die Aufnahme von maximal 8 DWRBrennelementen, die Lagerbehälter Castor IIa und TN 1300 können dagegen 9 bzw. 12 DWR-Brennelemente aufnehmen. Dadurch ergäbe sich eine insgesamt verringerte Zahl von Stellplätzen im Zwischenlager.
Für das Pollux-Behältersystem liegt darüberhinaus bis heute keine Genehmigung als Transport- und Lagerbehälter durch die PTB bzw. das Bundesamt für Strahlenschatz vor. Das heiRt, konditionierte Gebinde dürften z.Z. weder von der PKA wegtransportiert noch in einem Zwischenlager gelagert werden.
Den ist entgegenzuhalten: Bereits zum Zeitpunkt der erwähnten Erklärung der Bundesregierung war aufgrund des Standes der Erkundungs- und Genehmigungsverfahren völlig klar, daß der angestrebte Zeitplan nicht eingehalten werden kann. Sollte insbesondere als Ergebnis des neuen "Energiekonsenses" zwischen den bundesdeutschen AltParteien die Eignung weiterer Endlagerstandorte untersucht werden - was beim gegenwärtigen politischen Diskussionsstand und der bisherigen Ergebnisse zum Salzstock Gorleben als wahrscheinlich erscheint - so ist mit weiteren Zeitverzögerungen zu rechnen. Im übrigen kann bei Inbetriebnahme der PKA Ende 1994 von einer Einsatzreife der Konditionierungstechniken "Mitte der 90er Jahre" ohnehin keine Rede sein.
Dem ist entgegenzuhalten: Dieses Argument kann - wenn überhaupt - nur im Zusammenhang mit dem Castor-Lager Gorleben (TBL) diskutiert werden. Für die PKA selbst ist es völlig ohne Bedeutung, da die Behälter geöffnet und entleert werden können, unabhängig von Defekten. Beim TBL Gorleben ist bewuRt von den Betreibern auf eine Reparaturzelle verzichtet bzw. sie ist als nicht notwendig bezeichnet worden. Damit kann die Tatsache, daß dort keine existiert, jetzt nicht den Sofortvollzug der PKA-Genehmigung begründen.
Dem ist entgegenzuhalten: Durch die Nachkonditionierung bzw. das Umpacken von radioaktiven Abfällen aus der Wiederaufarbeitung im Ausland kann kein Sofortvollzug begründet werden. Zur Rücknahme dieser Abfälle ist die BRD zwar vertraglich verpflichtet, der Zeitpunkt der Rücknahme war jedoch in der Vergangenheit bereits mehrere Male Gegenstand von neuen Verhandlungen, die zum Teil auf Optionen beruhten. Verhandlungen über die Verschiebung des Beginns der Rücklieferung sind auch jetzt wieder notwendig. Nach Aussagen von NMU, Bundesregierung und auch der vorliegenden Genehmigung liegt der im Moment vertraglich festgelegte Termin Ende 1993. Die PKA soll jedoch frühestens Ende 1994 in Betrieb genommen werden und soll ja eigentiich auch zur Konditionierung von Brennelementen dienen. Eine Zwischenlagerung der Abfälle vor der Bearbeitung in der PKA ist nach den geltenden Annahmebedingungen in der BRD nicht möglich. Müssen aber sowieso Verhandlungen geführt werden, so kann dies auch mit dem Ziel größerer Spielräume geschahen. Im übrigen ist anzumerken, daß spätestens seit Ende der 70er Jahre feststand, daß die Abfälle zurückgenommen werden müssen. Die Versäumnisse der Elektrizitätswirtschaft und der Bundesregierung dürfen nicht zu Lasten des Rechtsschatzes von BürgerInnen gehen!
Weiterhin ist nicht einzusehen, warum Umladen oder Nachkonditionierung von Abfällen aus der ausländischen Wiederaufarbeitung überhaupt erforderlich sein soll. In den Verträgen mit COGEMA und BNFL müßte zumindest vereinbart wor
den sein, daß die radioaktiven Abfälle auch den bundesdeutschen Anforderungen entsprechen.
Dem ist entgegenzuhalten: Mit dieser Begründung könnte der Sofortvollzug für jede Anlage angeordnet werden. Davon abgesehen, daß sich die DWK noch nie durch wirtschaftlich vernünftige Planungen ausgezeichnet hat (siehe z.B. Wackersdorf), sollten wirtschaftliche Erwägungen nicht den Vorrang vor Sicherheitsinteressen haben. Zudem spielen diese überlegungen für eine Versuchsanlage eine untergeordnete Rolle.
Die Dauer von Gerichtsverfahren darf nicht zur Einschränkung des Rechtsschutzes der Betroffenen und zur Zerstörung der Umwelt führen. Die Betroffenen haben nicht zu vertreten, daß es bis zu einer rechtskräftigen Gerichtsentscheidung 6 bis 10 Jahre dauert.
Neun Klägerinnen und Kläger gingen gegen die Genehmigung vor das dafür zuständige Oberverwaltungsgericht Lüneburg. über ihre Klage ist in der Hauptsache noch nicht entschieden. Ihr Antrag jedoch, die aufschiebende Wirkung der Klage wieder herzustellen, wurde vom Gericht im April 1990 abgelehnt.