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Atomkraftwerke und Forschungsreaktoren, deren Höchstleistung 50 kW thermische Dauerleistung überschreitet
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| 1. |
Einleitung
Der
vorliegende Bericht1)
enthält die Übersicht über die meldepflichtigen
Ereignisse in Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen
(Atomkraftwerke und Forschungsreaktoren, deren Höchstleistung
50 kW thermische Dauerleistung überschreitet) der
Bundesrepublik Deutschland, die im Jahr 2008 erfasst wurden und über
die der Umweltausschuss des Deutschen Bundestages durch die
vierteljährlichen Berichte unterrichtet wurde.
Seit
1975 sind die Betreiber der Atomkraftwerke in der Bundesrepublik
Deutschland verpflichtet, meldepflichtige Ereignisse nach
bundeseinheitlichen Meldekriterien an die atomrechtlichen
Aufsichtsbehörden zu melden.
Mit
der Inkraftsetzung der "Meldekriterien für meldepflichtige
Ereignisse in Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen" zum 1.
Juli 1991 sind auch die Betreiber von Forschungsreaktoren, deren
Höchstleistung 50 kW thermische Dauerleistung
überschreitet, verpflichtet, meldepflichtige Ereignisse den
atomrechtlichen Aufsichtsbehörden zu melden.
Die
Verordnung über den kerntechnischen Sicherheitsbeauftragten und
über die Meldung von Störfällen und sonstigen
Ereignissen (Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und
Meldeverordnung AtSMV) vom 14. Oktober 1992 (BGBl. I S. 1766)
verpflichtet die Betreiber, derartige Ereignisse an die
Aufsichtsbehörde zu melden. Sinn und Zweck des behördlichen
Meldeverfahrens ist es, sowohl den Sicherheitsstatus dieser Anlagen
zu überwachen, als diesen auch durch die aus den gemeldeten
Ereignissen gewonnenen Erkenntnissen im Rahmen der Aufsichtsverfahren
zu verbessern. Die Meldungen stellen eine wesentliche Basis für
die frühzeitige Erkennung etwaiger Mängel ebenso wie für
die Vorbeugung gegen Auftreten ähnlicher Fehler in anderen
Anlagen dar. Meldepflichtige Ereignisse werden entsprechend der
ersten ingenieurmäßigen Einschätzung nach deren
Auftreten den unterschiedlichen Meldekategorien
zugeordnet.
Unabhängig
vom behördlichen Meldeverfahren nach AtSMV erfolgt darüber
hinaus die Einstufung der meldepflichtigen Ereignisse durch die
Betreiber der Atomkraftwerke und der Forschungsreaktoren nach
der siebenstufigen Bewertungsskala der Internationalen
Atomenergiebehörde, der "International Nuclear Event Scale"
- INES.
|
1) Redaktionsschluss: 30.04.2009
| 1.1 |
Gemeldete Ereignisse aus den Atomkraftwerken
Im
vorliegenden Jahresbericht werden alle im Jahr 2008 gemeldeten
Ereignisse aus in Betrieb, bzw. in Stilllegung befindlichen
Atomkraftwerken der Bundesrepublik Deutschland in
Übersichtslisten (siehe Punkt 2) dargestellt.
Alle
meldepflichtigen Ereignisse, die im Jahr 2008 gemeldet wurden, werden
nach den in Punkt 4 angegebenen Aspekten analysiert.
Das
Verzeichnis der Atomkraftwerke (siehe Punkt 6) benennt alle
Anlagen, aus denen im Jahr 2008 Ereignisse gemeldet wurden. Eine
Übersichtskarte zeigt
die Standorte der Atomkraftwerke der Bundesrepublik Deutschland. Im
Abkürzungsverzeichnis (siehe Punkt 8) werden die im Bericht
verwendeten Abkürzungen erläutert.
|
| 1.2 |
Gemeldete Ereignisse aus den berichtspflichtigen Forschungsreaktoren
Im
vorliegenden Jahresbericht werden die im Jahr 2008 gemeldeten
Ereignisse aus den berichtspflichtigen in Betrieb, bzw. in
Stilllegung befindlichen Forschungsreaktoren in Übersichtslisten
(siehe Punkt 3) dargestellt.
Das
Verzeichnis der Forschungsreaktoren (siehe Punkt 7) benennt alle
Anlagen, aus denen im Jahr 2008 Ereignisse gemeldet wurden.
Eine Übersichtskarte zeigt
die Standorte der Forschungsreaktoren mit mehr als 50 kW
thermischer Dauerleistung der Bundesrepublik Deutschland.
Die
im Zusammenhang mit den Forschungsreaktoren verwendeten Abkürzungen
sind ebenfalls im Abkürzungsverzeichnis erläutert.
|
| 2. |
Übersichtsliste der gemeldeten Ereignisse aus den Atomkraftwerken für das Jahr 2008
|
| 2.1 |
Atomkraftwerke in Betrieb
|
Ereignis- Datum |
Anlage |
Ereignis |
Er.-Nr. |
Kat. |
INES |
| 03.01.08 |
KKI-2 |
Ausfall einer Entkopplungsbaugruppe im Reaktorschutzsystem |
08/001 |
N |
0 |
| 14.01.08 |
KWG |
Reaktorschutzanregung durch eine fehlerhafte Baugruppe |
08/002 |
N |
0 |
| 15.01.08 |
KKP-2 |
Innere Leckage in einem Probenahmekühler |
08/003 |
N |
0 |
| 15.01.08 |
KKP-2 |
Fehlanregung des Abschaltsignals für Notstromverbraucher |
08/005 |
N |
0 |
| 28.01.08 |
KWB-A |
Nichtöffnen von zwei Absperrklappen im nuklearen Zwischenkühlkreislauf bei Reaktorschutzprüfung |
08/006 |
N |
0 |
| 29.01.08 |
KKI-1 |
Rohrleitungsleckage aus einer redundanten Kühlwasserleitung für die Notstromdieselversorgung der Redundanz 2 |
08/007 |
N |
0 |
| 30.01.08 |
KKI-2 |
Befunde an Schraubenverbindungen am Armatureneinsatz einer Armatur im Beckenkühlsystem |
08/008 |
N |
0 |
| 31.01.08 |
KKP-2 |
Startversagen eines Notstromdiesels bei einer Wiederkehrenden Prüfung |
08/009 |
N |
0 |
| 02.02.08 |
KWB-A |
Nichtöffnen eines Notspeisewasserpumpen-Saugschiebers bei Wiederkehrender Prüfung |
08/012 |
N |
0 |
| 07.02.08 |
GKN-1 |
Störung in der Steuerung des Einspeiseschalters einer 0,4-kV-Notstromschiene |
08/011 |
N |
0 |
| 14.02.08 |
KRB-II-B |
Funktionsstörung an einer Durchdringungsarmatur des Wasserstoffabbausystems bei Wiederkehrender Prüfung |
08/017 |
N |
0 |
| 15.02.08 |
KKB |
Ausfall einer 0,4-KV-Notstromschaltanlage |
08/013 |
N |
0 |
| 16.02.08 |
KKP-2 |
Funktionsstörung an einer Gebäudeabschlussarmatur der Brennelementlagerbeckenreinigung bei Wiederkehrender Prüfung |
08/015 |
N |
0 |
| 22.02.08 |
KKB |
Fehler am Generatorleistungsschalter eines UNS-Notstromdiesels |
08/016 |
N |
0 |
| 22.02.08 |
KRB-II-C |
Funktionsstörung der Gaswarnanlage |
08/018 |
N |
0 |
| 25.02.08 |
KBR |
Leckage an einem Rohrleitungskompensator im Gesicherten Nebenkühlwassersystem bei Wiederkehrender Prüfung |
08/014 |
N |
0 |
| 06.03.08 |
GKN-1 |
Kleinstleckage an einer Schweißnaht einer Wirkdruckmessleitung im Not- und Nachkühlsystem |
08/019 |
N |
0 |
| 12.03.08 |
KWB-A |
Startversagen eines Dieselmotors des zusätzlichen Sekundäreinspeisesystems |
08/021 |
N |
0 |
| 12.03.08 |
KKP-2 |
Fehlauslösung von Reaktorschutzsignalen durch eine defekte Baugruppe |
08/022 |
N |
0 |
| 13.03.08 |
KKP-2 |
Nichtstarten eines Notstromdiesels bei Wiederkehrender Prüfung |
08/023 |
N |
0 |
| 14.03.08 |
KBR |
Ausfall einer elektrischen Schaltanlage durch Lichtbogeneinwirkung mit Rückwirkung auf Sicherheitsteileinrichtungen |
08/020 |
E |
0 |
| 14.03.08 |
KKI-1 |
Funktionsstörung von Simulierschaltern auf Kontaktumsetzer-Baugruppen |
08/029 |
N |
0 |
| 27.03.08 |
KWB-A |
Überdrehzahl-Abschaltung eines Dieselmotors des zusätzlichen Sekundäreinspeisesystems bei Dieselstart |
08/026 |
N |
0 |
| 29.03.08 |
KKI-2 |
Leckage an einer Rohrleitung der Konzentrataufbereitung |
08/028 |
N |
0 |
| 31.03.08 |
KKG |
Leckage an einer Entleerung im Rücklauf des gesicherten Nebenkühlwassersystems |
08/027 |
N |
0 |
| 01.04.08 |
KKU |
Korrosionsbefund an einer Rohrleitung des nuklearen Nebenkühlwassersystems |
08/025 |
N |
0 |
| 06.04.08 |
KKI-1 |
Einschaltversagen einer Nebenkühlwasserpumpe bei Wiederkehrender Prüfung |
08/033 |
N |
0 |
| 07.04.08 |
KWB-B |
Nichtschließen eines Notspeisewasser-Druckschiebers bei Wiederkehrender Prüfung |
08/030 |
N |
0 |
| 08.04.08 |
KWB-A |
Sitzundichtigkeit an einer Gebäudeabschlussklappe des Spülluftsystems bei Wiederkehrender Prüfung |
08/034 |
N |
0 |
| 09.04.08 |
KWG |
Anforderung eines Notspeise-Notstromdiesels bei einer Wiederkehrenden Prüfung |
08/031 |
N |
0 |
| 12.04.08 |
KKP-1 |
Reaktorschnellabschaltung durch eine Störung in der Mindestmengenregelung der Reaktorspeisepumpen 1 und 3 beim Abfahren der Anlage zum Brennelementwechsel |
08/035 |
N |
0 |
| 12.04.08 |
KKP-1 |
Nichtzuschalten des Einspeiseschalters einer 6-kV-Notstromschiene für einen 6-/0,4-KV-Transformator bei Wiederkehrender Prüfung |
08/036 |
N |
0 |
| 15.04.08 |
KWB-A |
Unverfügbarkeit eines Dieselmotors des zusätzlichen Sekundäreinspeisesystems durch Ausfall von Steuerungsbaugruppen |
08/032 |
N |
0 |
| 18.04.08 |
KWB-B |
Tropfleckage im Nuklearen Nebenkühlwassersystem |
08/037 |
N |
0 |
| 18.04.08 |
KKP-1 |
Kurzfristige Unverfügbarkeit einer 0,4-kV-Notstromschiene infolge Fehlöffnens des Einspeiseschalters |
08/039 |
N |
0 |
| 19.04.08 |
KKP-1 |
Leckage an einer Entwässerungsleitung |
08/038 |
N |
0 |
| 23.04.08 |
KRB-II-B |
Ausfall eines rotierenden Umformers |
08/040 |
N |
0 |
| 02.05.08 |
KKG |
Nichtschließen einer Speisewasser-Absperrarmatur bei Wiederkehrender Prüfung |
08/041 |
N |
0 |
| 05.05.08 |
KKP-2 |
Fehler in einer Zeitgliedbaugruppe im Reaktorschutzsystem |
08/042 |
N |
0 |
| 16.05.08 |
GKN-2 |
Nichtstarten eines Notstromdiesels bei Wiederkehrender Prüfung |
08/044 |
N |
0 |
| 24.05.08 |
GKN-1 |
Undichtigkeit an der Leitung zur Abführung der RDB-Deckeldichtungsleckage |
08/046 |
N |
0 |
| 06.06.08 |
KKP-1 |
Leckage zwischen Sicherheitsbehälter und Dichthaut (Lining) über eine Messleitung an der Nebenschleuse |
08/047 |
E |
1 |
| 09.06.08 |
KKG |
Kurzzeitige Unverfügbarkeit eines Notspeisenotstromdiesels |
08/049 |
N |
0 |
| 27.06.08 |
KWB-A |
Ausfall eines Abluftventilators im Dieselgebäude durch Ansprechen des Bi-Metall-Schutzrelais |
08/055 |
N |
0 |
| 28.06.08 |
KKP-2 |
Reaktorschnellabschaltung beim Abfahren der Anlage |
08/052 |
N |
0 |
| 01.07.08 |
KWG |
Einschaltversagen des Leistungsschalters einer Nachkühlpumpe bei Wiederkehrender Prüfung |
08/053 |
N |
0 |
| 05.07.08 |
GKN-1 |
Störung an einem Nachkühlregelventil |
08/054 |
N |
0 |
| 07.07.08 |
KKU |
Ölleckage an der Schmierölversorgung einer Notspeisepumpe |
08/056 |
N |
0 |
| 10.07.08 |
KKU |
Abgasleckage an einem Notstandsdiesel bei Wiederkehrender Prüfung |
08/057 |
N |
0 |
| 11.07.08 |
KKI-2 |
Nichterreichen der unteren Endstellung eines Steuerstabes |
08/058 |
N |
0 |
| 18.07.08 |
KWB-B |
Verminderte Kühlleistung einer Kältemaschine bei einer Wiederkehrenden Prüfung |
08/059 |
N |
0 |
| 18.07.08 |
KRB-II-B |
Korrosionsbefunde an Dichtflächen austenitischer Flansche |
08/060 |
N |
0 |
| 23.07.08 |
KKE |
Tropfleckage an einem Entleerungsstutzen im gesicherten Nebenkühlwassersystem |
08/062 |
N |
0 |
| 24.07.08 |
KKU |
Ausfall einer Baugruppe im Reaktorschutzsystem |
08/061 |
N |
0 |
| 29.07.08 |
KWB-B |
Nichtverfügbarkeit einer Deionatnachspeisearmatur |
08/063 |
N |
0 |
| 01.08.08 |
KWB-A |
Abschaltung eines Dieselmotors des zusätzlichen Sekundäreinspeisesystems bei Wiederkehrender Prüfung |
08/064 |
N |
0 |
| 11.08.08 |
KWB-A |
Nichtverfügbarkeit eines Absperrschiebers in der Dampferzeugerabschlämmsammelleitung |
08/068 |
N |
0 |
| 13.08.08 |
KKK |
Einschaltversagen einer Nebenkühlwasserpumpe des Betriebskühlkreises 2 aufgrund eines Fehlers im Schaltanlageneinschub |
08/065 |
N |
0 |
| 13.08.08 |
KKK |
Einschaltversagen des Generatorschalters eines Notstromdiesels aufgrund eines mechanischen Fehlers im Schaltanlageneinschub |
08/066 |
N |
0 |
| 18.08.08 |
KKP-2 |
Leckagen an Schweißnähten der Verbindungsleitung zwischen einem Kühlmittelbehälter und dem Abgassystem |
08/067 |
N |
0 |
| 20.08.08 |
KWG |
Ausfall einer Analogverteilerbaugruppe im Reaktorschutzsystem |
08/069 |
N |
0 |
| 26.08.08 |
KKU |
Störung nach Start eines Notstandsdiesels bei Wiederkehrender Prüfung |
08/070 |
N |
0 |
| 29.08.08 |
KWB-B |
Ausfall einer nuklearen Nebenkühlwasserpumpe durch Kurzschlussauslösung des Drehstrommotors |
08/071 |
N |
0 |
| 30.08.08 |
GKN-2 |
Undichtigkeit in der Detektionsleitung für Leckagen an der RDB-Deckeldichtung |
08/072 |
N |
0 |
| 21.09.08 |
KKB |
Befunde an zwei Messleitungs-T-Stücken im Nebenkühlwassersystem |
08/075 |
N |
0 |
| 30.09.08 |
GKN-2 |
Anforderung eines Notspeisenotstromdiesels bei Wiederkehrender Prüfung |
08/081 |
N |
0 |
| 01.10.08 |
GKN-2 |
Schwergängigkeit einer Druckspeicher-Absperrarmatur bei Wiederkehrender Prüfung |
08/074 |
N |
0 |
| 03.10.08 |
KRB-II-C |
Versagen eines Hebezeuges |
08/080 |
N1
| 0 |
| 08.10.08 |
GKN-2 |
Befunde an einer Zwischenkühlpumpe des Sicherheitskomponentenkühlsystems |
08/077 |
N |
0 |
| 08.10.08 |
KWB-B |
Abschaltung einer Kältemaschine durch Ausfall der zugehörigen Kaltwasserumwälzpumpe |
08/078 |
N |
0 |
| 16.10.08 |
KBR |
Ausfall eines Frequenzmessumformers |
08/079 |
N |
0 |
| 22.10.08 |
KKP-1 |
Leckage an einer Schweißnahtpore einer Nebenkühlwasserentleerungsleitung des Notstandssystems USUS |
08/082 |
N |
0 |
| 25.10.08 |
KWG |
Abschaltung von Kältemaschinen über den Aggregateschutz |
08/083 |
N |
0 |
| 29.10.08 |
KKP-1 |
Reaktorschnellabschaltung bei Wiederkehrender Prüfung des Einspeisesystems |
08/085 |
N |
0 |
| 29.10.08 |
KRB-II-C |
Korrosionsbefunde an Dichtflächen der Filterbehälter des Kühlmittelreinigungssystems |
08/086 |
N |
0 |
| 30.10.08 |
KKU |
Geringfügige Undichtigkeit an Leitungen des Kugelmesssystems |
08/084 |
N |
0 |
| 24.11.08 |
KKI-2 |
Kleinstleckage an einer Armatur im Volumenregelsystem |
08/087 |
N |
0 |
| 26.11.08 |
KWB-A |
Brennstabschäden an zwei Brennelementen |
08/088 |
N |
0 |
| 03.12.08 |
KKP-1 |
Reaktorschnellabschaltung nach einer Turbinenschnellabschaltung infolge einer Störung in der Turbinenüberwachung |
08/089 |
N |
0 |
| 11.12.08 |
GKN-1 |
Topfleckage an einer Steuerleitung eines Frischdampf-Sicherheitsventils |
08/090 |
N |
0 |
| 11.12.08 |
GKN-2 |
Ausfall der Bypass-Regelarmatur eines Nachkühlregelventils |
08/091 |
N |
0 |
| 13.12.08 |
KKP-2 |
Leckage an der Schweißnaht einer Rohrleitung des Frischdampfsystems |
08/092 |
N |
0 |
| 20.12.08 |
KKG |
Nichtansteuern zweier Vorsteuerventile einer Frischdampfarmatur bei Wiederkehrender Prüfung |
08/093 |
N |
0 |
| 22.12.08 |
KRB-II-C |
Ausfall eines rotierenden Umformers |
08/094 |
N |
0 |
1 Das BMU weist darauf hin, dass die Meldung des Ereignisses nach dem Meldekriterium E 2.4.1 zutreffend gewesen wäre.
| 2.1 |
Atomkraftwerke in Stilllegung
|
Ereignis- Datum |
Anlage |
Ereignis |
Er.-Nr. |
Kat. |
INES |
| 28.01.08 |
KGR-1 |
Erhöhte Kontamination im Überwachungsbereich Maschinenhaus Block 1 |
08/004 |
E |
0 |
| 07.02.08 |
KKR |
Lastabsturz im Gleiskorridor des Reaktorgebäudes bei der Handhabung eines unbeladenen MOSAIK-Shuttle-Behälters |
08/010 |
N |
0 |
| 27.03.08 |
KMK |
Korrosionsschaden an einer Schweißnaht der aktiven Abwasseraufbereitung |
08/024 |
N |
0 |
| 29.05.08 |
KKS |
Kontamination bei Reinigungsarbeiten eines Harzabfallbehälters |
08/045 |
N |
0 |
| 07.06.08 |
AVR |
Funktionsstörung einer Baugruppe innerhalb einer Brandmeldezentrale |
08/050 |
N |
0 |
| 24.06.08 |
KKR |
Leckbedingter Ausfall eines Feuerlöschstranges |
08/051 |
N |
0 |
| 29.09.08 |
KGR-1 |
Erhöhte Kontamination im Überwachungsbereich Mittelbau Block 1 |
08/073 |
E |
0 |
| 07.10.08 |
KMK |
Korrosionsschäden an einem Rohrbogen des Abwassersammelsystems |
08/076 |
N |
0 |
| 3. |
Übersichtsliste der gemeldeten Ereignisse aus den Forschungsreaktoren für das Jahr 2008
|
| 3.1 |
Forschungsreaktoren in Betrieb
|
Ereignis- Datum |
Anlage |
Ereignis |
Er.-Nr. |
Kat. |
INES |
| 02.10.08 |
FRM-II |
Ausfall der Batterieanlage eines Notkühlstranges durch eine defekte Batteriezelle
|
08/001 |
N |
0 |
| 3.2 |
Forschungsreaktoren in Stilllegung
|
Ereignis- Datum |
Anlage |
Ereignis |
Er.-Nr. |
Kat. |
INES |
| 02.09.08 |
FRJ-2 |
Bolzenbruch an einer Bremszange der Hubwerkshaltebremse |
08/002 |
N |
0 |
| 13.11.08 |
RFR |
Ausfall des Hubtors der Reaktorhalle |
08/003 |
N |
0 |
| 19.11.08 |
FRJ-2 |
Nichtzuschalten einer Feuerlöschpumpe auf das Dieselnotstromnetz bei Wiederkehrender Prüfung |
08/004 |
N |
0 |
| 4. |
Analyse der
meldepflichtigen Ereignisse in Atomkraftwerken
Im Jahr 2008 wurden 92 meldepflichtige Ereignisse in Atomkraftwerken der Bundesrepublik Deutschland gemeldet. Im folgenden werden die 92 erfassten Ereignisse unter verschiedenen Gesichtspunkten näher analysiert. Die Analyse beinhaltet eine Aufschlüsselung der Ereignisse nach:
- Meldekategorien
- INES-Stufen
- Aktivitätsabgaben
- Betriebszuständen
- Auswirkungen auf den Betrieb
- Art des Auftretens
- Systemen
- Ursachen
|
| 4.1 |
Aufschlüsselung nach Meldekategorien
In
der folgenden Tabelle sind die meldepflichtigen Ereignisse nach den
Meldekategorien S, E, N und V aufgeschlüsselt:
| Kategorie |
Anzahl |
Prozent |
| S |
0 |
0 |
| E |
4 |
4 |
| N |
88 |
98 |
| V |
0 |
0 |
| Gesamtzahl der Ereignisse |
92 |
100 |
96 %
der meldepflichtigen Ereignisse fallen unter die Kategorie N. Das
sind 88 Ereignisse von geringer sicherheitstechnischer Bedeutung.
In
der Kategorie S wurde kein meldepflichtiges Ereignis gemeldet. In der
Kategorie E wurden 4 Ereignisse (4 %) erfasst. Diese Ereignisse
werden nachfolgend beschrieben.
Meldepflichtige Ereignisse der Kategorie E
Erhöhte Kontamination im Überwachungsbereich Maschinenhaus Block 1
Kernkraftwerk Greifswald (KGR-1) am 28.01.2008, Ereignis-Nr.: 08/004, Meldekategorie E, INES-Stufe 0
Die Anlage befindet sich in Stilllegung. Bei einer radiologischen Kontrollmessung zur Vorbereitung der atomrechtlichen Entwidmung in Bereichen des Maschinenhauses (Überwachungsbereich) wurde auf einer Fläche von ca. 0,5 m² eine Oberflächenkontamination festgestellt. Der Maximalwert betrug 1,3 x 103 Bq/cm² die Gesamtaktivität wurde mit 4 x 105 Bq abgeschätzt. Die festgestellte Kontamination stammte aus vor der Stilllegung stattgefundenen betrieblichen Vorgängen. Auswirkungen auf das Personal und die Umgebung traten nicht auf.
Ausfall einer elektrischen Schaltanlage durch Lichtbogeneinwirkung mit Rückwirkung auf Sicherheitsteileinrichtungen
Kernkraftwerk Brokdorf (KBR) am 14.03.2008, Ereignis-Nr.: 08/020, Meldekategorie E, INES-
Stufe 0
Die Anlage befand sich im Volllastbetrieb. Bei einer Funktionsprüfung einer Hochdruck-Förderpumpe des Volumenregelsystems kam es beim Zuschalten dieser Pumpe zu einem Kurzschluss im zugehörigen Leistungsschalter, der zum lokalen Brand mit Rauchentwicklung in der Schaltanlage führte. Da sich die Pumpe von der Warte aus nicht abschalten ließ, musste die betroffene Schiene der Notstromversorgung, von der die Pumpe versorgt wird, abgeschaltet werden. Der Brand wurde dann von der Werkfeuerwehr mit Handfeuerlöschern gelöscht. Zum Ereigniszeitpunkt stand aufgrund von Wartungsarbeiten an einem Notstromdieselaggregat auch eine zweite Redundanz der Notstromversorgung nicht zur Verfügung. Zwei der vier Notstromredundanzen standen somit für die auslegungsgemäße Störfallbeherrschung nicht zur Verfügung, weshalb das Ereignis vom Betreiber der Anlage als Eilmeldung gemeldet wurde. Nach der unverzüglich eingeleiteten Normalisierung des freigeschalteten Notstromdiesels standen nach ca. 18 Minuten wieder drei der vier Redundanzen zur Verfügung.
Leckage zwischen Sicherheitsbehälter und Dichthaut (Lining) über eine Messleitung an der Nebenschleuse
Kernkraftwerk Philippsburg, Block 1 am 06.06.2008, Ereignis-Nr. 08/047, Meldekategorie E, INES-Stufe 1
Die Anlage befand sich im Leistungsbetrieb nach der Revision und dem Brennelementwechsel. Am Ende des Anfahrprozesses wurde der Sicherheitsbehälter mit Stickstoff gespült und inertisiert (Schaffung einer Stickstoffatmosphäre zur Vermeidung von Radiolysegasreaktionen). Die Messung des Druckverlaufs im Sicherheitsbehälter nach Abschluss der Inertisierung ergab einen Druckabfall, der auf ein Leck im Sicherheitsbehälter hinwies. Die Anlage wurde daraufhin abgefahren und die Lecksuche durchgeführt. Ursache für den Druckabfall war das Vertauschen von Messleitungsanschlüssen nach der Erneuerung von Messleitungen für die lokalen Anzeigen des Drucks im Steuerstabantriebsraum und im Ringspaltraum in der Nebenschleuse. Durch die Vertauschung wurde eine offene Verbindung vom Steuerstabantriebsraum in den Ringspaltraum hergestellt, durch die Stickstoff ausströmte. Das Leck wurde durch Schließen der Absperrarmatur vor dem offenen Messleitungsende auf der Seite im Ringspaltraum geschlossen. Der Sicherheitsbehälter gehört zu den passiven Sicherheitseinrichtungen und gewährleistet bei Kühlmittelverluststörfällen den langfristigen Einschluss des freigesetzten Aktivitätsinventars. Durch das Leck war diese Sicherheitsfunktion des Sicherheitsbehälters unmittelbar betroffen. Aktivität wurde nicht freigesetzt. Die aus dem Ringspalt abgesaugte Luft wurde gefiltert über den Abluftkamin abgegeben. Beim Kühlmittelverluststörfall wird die im Ringspalt abgesaugte Luft nicht über den Abluftkamin abgegeben, sondern in den Sicherheitsbehälter zurückgeführt. Aufgrund der Überschreitung der zulässigen Leckrate um das 25-fache wurde das Ereignis nach AtSMV in die Meldekategorie E (Eilmeldung) eingestuft.
Erhöhte Kontamination im Überwachungsbereich Mittelbau Block 1
Kernkraftwerk Greifswald (KGR-1) am 29.09.2008, Ereignis-Nr. 08/073, Meldekategorie E, INES-Stufe 0
Die Anlage befindet sich in Stilllegung. Bei einer radiologischen Kontrollmessung wurde im Mittelbau Block 1 im Bereich der ehemals dort befindlichen Frischdampfleitungen eine erhöhte Kontamination auf einer Fläche von ca. 1 m² festgestellt. Der Maximalwert betrug 500 Bq/cm². Die Gesamtaktivität Cs-137 betrug ca. 1,7 x 105 Bq. Die festgestellte Kontamination stammte, wie bei dem vergleichbaren Ereignis aus KGR-1 am 28.01.2008 (siehe Seite 12) aus vor der Stilllegung stattgefundenen betrieblichen Vorgängen. Auswirkungen auf das Personal und die Bevölkerung traten nicht auf.
|
| 4.2 |
Aufschlüsselung nach INES-Stufen
In
der folgenden Tabelle sind die meldepflichtigen Ereignisse nach der
internationalen Bewertungsskala (INES) aufgeschlüsselt:
| INES-Stufe |
Anzahl |
Prozent |
| 0 |
91 |
99 |
| 1 |
1 |
1 |
| ≥ 2 |
0 |
0 |
| Gesamtzahl der Ereignisse |
92 |
100 |
91 Ereignisse (INES-Stufe 0)
hatten keine oder sehr geringe unmittelbare sicherheitstechnische,
bzw. keine radiologische Bedeutung.
1
Ereignis (INES-Stufe 1, betriebliche Störung, keine
radiologische Bedeutung) stellten eine Abweichung von den zulässigen
Bereichen für den sicheren Betrieb der Anlage dar. Dies betrifft
technische oder betriebliche Störungen, die zwar die Sicherheit
insgesamt nicht beeinträchtigen, aber auf Mängel bei den
Sicherheitsvorkehrungen hinweisen.
Ereignisse
der INES-Stufe 2 oder höher traten nicht auf.
Meldepflichtige Ereignisse der INES-Stufe 1
Leckage
aus dem Sicherheitsbehälter und Dichthaut (Lining) über eine Messleitung an der Nebenschleuse
Kernkraftwerk Philippsburg, Block 1 am 06.06.2008, Ereignis-Nr. 08/047, Meldekategorie E, INES-Stufe 1
Siehe Punkt 4.1.
|
| 4.3 |
Aufschlüsselung nach Aktivitätsabgaben
Ableitungen
radioaktiver Stoffe oberhalb genehmigter Höchstwerte für
Fortluft und Abwasser sind im Zusammenhang mit meldepflichtigen
Ereignissen nicht aufgetreten.
|
| 4.4 |
Aufschlüsselung nach Betriebszuständen
Die
folgende Tabelle beinhaltet eine Analyse der gemeldeten Ereignisse
nach den Betriebszuständen "Leistungsbetrieb",
"An- und Abfahrbetrieb", "Reaktor abgeschaltet"
und "Stilllegung". Maßgeblich für die
Zuordnung war dabei der Zeitpunkt, zu dem das meldepflichtige
Ereignis festgestellt wurde.
| Betriebszustand |
Anzahl |
Prozent |
| Leistungsbetrieb (Voll-
bzw. Teillast) |
64 |
69 |
| An-
und Abfahrbetrieb (einschl.
Leistungsänderung) |
1 |
1 |
| Reaktor
abgeschaltet (Stillstand,
Revision,BE-Wechsel,
Umbau) |
19 |
21 |
| Stilllegung |
8 |
9 |
Gesamtzahl
der Ereignisse |
92 |
100 |

Im
Durchschnitt waren die Atomkraftwerke 2008 ca. 20 %*)
des Jahres für Revisionen, Reparaturen oder Brennelementwechsel
abgeschaltet. Diese wie schon im Vorjahr erhöhte Abschaltdauer wurde insbesondere durch den ganzjährigen Anlagenstillstand der Kernkraftwerke Krümmel und Brunsbüttel bestimmt. In den Abschalt- und Stillstandszeiten der in Betrieb befindlichen Anlagen wurden 21 % der in 2008 gemeldeten Ereignisse registriert. Dies erklärt sich aus den umfangreichen Wartungs- und Prüfungsmaßnahmen, die während dieser Zeiten durchgeführt werden. Dabei ist anzumerken, dass es gerade das Ziel der Vielzahl von Prüfungsmaßnahmen ist, Mängel rechtzeitig zu erkennen.
9 %
der Ereignisse traten in den endgültig abgeschalteten Anlagen
auf.
|
*) Nicht
enthalten sind alle endgültig abgeschalteten bzw. in
Stilllegung befindlichen Anlagen.
| 4.5 |
Aufschlüsselung nach Auswirkungen auf
den Betrieb
Im
folgenden werden die Auswirkungen der meldepflichtigen Ereignisse auf
den Leistungsbetrieb sowie An- und Abfahrbetrieb der Atomkraftwerke
dargestellt. Meldepflichtige Ereignisse während des
Stillstandes, bzw. bei abgeschaltetem Reaktor werden nicht
berücksichtigt, da in diesen Fällen als Auswirkung auf
den Betrieb allenfalls die Verlängerung eines ohnehin
vorliegenden Anlagenstillstandes in Frage kommt.
Auswirkung auf den Betrieb |
Anzahl |
Prozent |
| Keine Auswirkung |
59 |
91 |
| Leistungsreduktion |
- |
- |
| Abfahren |
2 |
3 |
Schnellabschaltung, automatisch von Hand |
4 - |
6 - |
| Summe der Ereignisse |
65 |
100 |

Insgesamt
65 meldepflichtige Ereignisse traten während des
Leistungsbetriebes der Anlagen auf. Der überwiegende Anteil
(91 %) dieser Ereignisse hatte keinen Einfluss auf den Betrieb
der Atomkraftwerke.
Dafür
gibt es u.a. folgende Gründe:
- Systeme, die für die
Sicherheit oder die Verfügbarkeit der Atomkraftwerke Bedeutung
haben, sind in der Regel redundant, d.h. mehrsträngig ausgelegt.
Tritt in einem solchen System ein Fehler auf, so ergeben sich im
allgemeinen keine Betriebseinschränkungen.
- Ein großer Teil der
gemeldeten Mängel wurde bei Prüfungen entdeckt. Da die
entsprechenden Systeme für die Prüfung überwiegend
gezielt freigeschaltet werden oder aber in Bereitschaft stehen
(Sicherheitssysteme), hat die Aufdeckung eines Fehlers keinen
unmittelbaren Einfluss auf den Leistungsbetrieb.
- Eine Reihe von Systemen wird
für den Leistungsbetrieb eines Atomkraftwerkes nicht direkt
benötigt (z.B. Geräte zur Brennelement-Handhabung,
Transporteinrichtungen usw.). Störungen in diesen Systemen haben
in der Regel ohnehin keine Auswirkungen auf den Leistungsbetrieb.
Bei 2 Ereignissen war das Abfahren der Anlage erforderlich, da Reparaturen bzw. Untersuchungen erforderlich waren, die nur im Stillstand durchgeführt werden konnten.
Bei 4 der 65 meldepflichtigen Ereignisse während des Leistungsbetriebes kam es als Folge einer Störung zu einer Reaktorschnellabschaltung (RESA), die in einem Fall bei einer Prüfung verursacht wurde. Unter die sonstigen Ursachen (aufgetreten in 3 Fällen) für eine Reaktorschnellabschaltung fallen u.a. solche Störungen, die aufgrund von Abweichungen der Betriebsparameter bei Transienten bzw. Leistungsänderungen zum Erreichen von RESA-Kriterien führen. Die nachfolgende (rechte) Tabelle zeigt die Verteilung der Reaktorschnellabschaltungen auf die Anlagenbereiche, in denen die auslösenden Ereignisse auftraten.
| Ursache |
Anzahl |
| Fehler bei Prüfung, Wartung, Instandsetzung |
1 |
| Sonstige |
3 |
| Summe |
4 |
| Anlagenteil |
Anzahl |
| Wasser-Dampf-Kreislauf einschließlich Turbine und Generator |
2 |
| Sicherheitseinrichtungen |
2 |
| Summe |
4 |
Bei der Wertung der Reaktorschnellabschaltung muss weiterhin berücksichtigt werden, dass eine Schnellabschaltung als solche kein Störfall ist. Vielmehr ist die Reaktorschnellabschaltung eine vorsorgliche, sicherheitsgerichtete Maßnahme mit dem Ziel, bei Störungen das Erreichen unzulässiger Betriebszustände zu verhindern.
|
| 4.6 |
Aufschlüsselung nach Art des Auftretens
Eine
weitere Differenzierung der erfassten Ereignisse kann nach der Art
ihres Auftretens vorgenommen werden.
| Art des Auftretens |
Anzahl |
Prozent |
| Spontan |
31 |
34 |
| Bei Prüfung, Wartung, Instandsetzung |
61 |
66 |
| Gesamtzahl der Ereignisse |
92 |
100 |

34 %
der meldepflichtigen Ereignisse traten spontan auf. Sie wurden
hauptsächlich verursacht durch Fehler, Schäden und Ausfälle
von Komponenten oder Systemen.
Der
überwiegende Anteil (66 %) der gemeldeten Ereignisse stellt
Befunde bzw. Ereignisse bei Instandhaltungsmaßnahmen dar.
Außerdem sind die Fälle enthalten, bei denen es während
der Durchführung von Prüfungen zu einem meldepflichtigen
Ereignis kam.
|
| 4.7 |
Aufschlüsselung nach Systemen
Im
folgenden wird die Aufteilung der meldepflichtigen Ereignisse auf die
wichtigsten Systeme untersucht. Dabei werden in erster Linie
Systeme mit sicherheitstechnischen Aufgaben in Betracht gezogen,
in geringerem Umfang jedoch auch Betriebssysteme, bei denen Störungen
ein Eingreifen von Sicherheitssystemen erforderlich machen können.
Unter die sonstigen Systeme fallen u.a. Brandmelde- und
Feuerlöschanlagen, Transporteinrichtungen, Abschirmausrüstungen
für Demontagearbeiten.
Bei
der Wertung dieser Aufteilung sind der unterschiedliche Umfang der
Systeme (der Wasser-Dampf-Kreislauf ist z.B. wesentlich umfangreicher
als das Notspeisesystem) und der unterschiedliche Prüfungsumfang
(im Reaktorschutzsystem, im Notstromsystem und an den
Reaktorhilfsanlagen werden in kürzeren Zeitabständen
Wiederholungsprüfungen durchgeführt als z.B. an den
Brennelement-Handhabungseinrichtungen) zu berücksichtigen.
Weiterhin ist auch die unterschiedliche Bedeutung der einzelnen
Störungen zu beachten.
Unter
Berücksichtigung der angegebenen Unterschiede und Wertungen
lassen sich aus der Tabelle keine systemspezifischen
Schwachstellen ableiten.
|
System |
Anzahl |
Prozent |
|
1. Reaktorschutzsystem einschließlich Instrumentierung |
10 |
|
11,0 |
|
2. Reaktorhilfs- und Nebenanlagen davon: |
32 |
|
35,0 |
|
|
- Not- und Nachkühlsystem, Zwischenkühlsystem |
|
8 |
|
9,0 |
| - Lüftungssystem |
|
2 |
|
2,0 |
| - Reaktorsicherheitsumschließung |
|
1 |
|
1,0 |
| - Sonstige Hilfs- und Nebenanlagen |
|
21 |
|
23,0 |
3.
Notstromsystem davon: |
15 |
|
16,5 |
|
| - Notstromdieselaggregate |
|
5 |
|
5,5 |
| - Sonstige Notstromanlagen |
|
10 |
|
11,0 |
| 4.
RDB-Einbauten/Reaktorkern |
2 |
|
2,0 |
|
| 5.
Wasser-Dampf-Kreislauf |
5 |
|
5,5 |
|
| 6. Notspeisesystem/Notstandssystem |
8 |
|
8,5 |
|
| 7. Kühlwassersystem einschließlich Nebenkühlwassersystem |
11 |
|
12,0 |
|
| 8. Abschaltsystem |
1 |
|
1,0 |
|
| 9. Leittechnische Einrichtungen |
1 |
|
1,0 |
|
| 10. Sonstige |
7 |
|
7,5 |
|
| Gesamtzahl
der Ereignisse |
92 |
|
100 |
|
|
| 4.8 |
Aufschlüsselung nach Ursachen
Bei
der Untersuchung der Ursachen eines meldepflichtigen Ereignisses sind
die besonderen Gegebenheiten des Einzelfalles im Detail zu
betrachten. Häufig spielen mehrere Faktoren eine Rolle. Eine
Zuordnung zu allgemeinen Klassen von Ursachen bedeutet daher
zwangsläufig eine starke Pauschalisierung. Die folgende
Aufteilung eignet sich somit lediglich für einen qualitativen
Überblick.
| Ursache |
Anzahl |
Art der Behebung (Anzahl der Ereignisse) |
| Absolut |
% |
Keine |
wird noch festgelegt |
Instand- setzung |
Ertüch- tigung |
| Komponenten-, Bauteildefekte |
57 |
62 |
- |
- |
53 |
4 |
| Betriebsweise, Betriebsbedingungen |
4 |
4 |
- |
- |
- |
4 |
| Auslegung, Planung, Konstruktion |
6 |
7 |
- |
- |
- |
6 |
| Herstellung, Installation, Montage, Fertigung |
9 |
10 |
- |
- |
9 |
- |
Bedienung, Wartung, Reparatur, Instandhaltung |
10 |
11 |
- |
- |
5 |
6 |
| Wird noch untersucht |
5 |
5 |
- |
2 |
3 |
- |
| Ungeklärte Ursache |
1 |
1 |
- |
- |
1 |
- |
| Gesamtzahl der Ereignisse |
92 |
100 |
- |
2 |
71 |
19 |
62 %
der Ereignisse hatten ihre Ursache in defekten Komponenten oder
Bauteilen und 4 % in ungünstigen Betriebsbedingungen,
hervorgerufen z.B. durch Verunreinigungen oder Schwingungen.
7 %
der meldepflichtigen Ereignisse waren auf Fehler bei der Auslegung
oder Konstruktion und 10 % auf Herstellungs-, Installations- bzw.
Fertigungsfehler zurückzuführen. 11 % der Ereignisse
hatten ihre Ursache in Fehlern bei Bedienung, Wartung, Reparatur oder
Instandhaltung.
5 % der Ereignisse befinden sich noch in der Ursachenklärung, die entweder langfristige Untersuchungen beinhaltet bzw. erst bei der nächsten Revision abgeschlossen wird.
Bei einem Ereignis konnte die Ursache einer während der Prüfung aufgetretenen Funktionsstörung in der Ansteuerung einer Armatur trotz der im Nachgang durchgeführten umfangreichen Prüfungen und Untersuchungen nicht ermittelt werden.
Aus
der Tabelle ist weiterhin zu entnehmen, dass relativ starke
Unterschiede bei der Verteilung der verschiedenen Maßnahmen
zur Behebung der Ursachen von meldepflichtigen Ereignissen
existieren:
- Die überwiegende Anzahl
von Komponenten- und Bauteilausfällen wurden durch
Instandsetzung und nur in geringerem Maße durch Ertüchtigung
behoben, weil in der Mehrzahl der Fälle normaler Verschleiß
vorlag.
- Bei meldepflichtigen
Ereignissen infolge Bedienungs- oder Instandhaltungsfehlern wurden
vorwiegend technische oder organisatorische Änderungsmaßnahmen
(Ertüchtigungen), darunter Personalschulungen zur
Vorkehrung gegen ein wiederholtes Auftreten getroffen.
- Wurden die meldepflichtigen
Ereignisse durch Planungs-, Auslegungs- bzw. Konstruktionsmängel
bestimmter Komponenten oder Systeme verursacht, so wurden
Ertüchtigungsmaßnahmen vorgenommen.
|
| 5. |
Zusammenfassung
Atomkraftwerke
Im
Jahr 2008 wurden aus den Atomkraftwerken der Bundesrepublik
Deutschland 92 meldepflichtige Ereignisse gemeldet (84 Ereignisse
aus den in Betrieb befindlichen und 8 Ereignisse aus den in
Stilllegung befindlichen Anlagen) und dem Umweltausschuss des
Deutschen Bundestages im Rahmen der Unterrichtung durch die
"Vierteljahresberichte über meldepflichtige Ereignisse in
Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen der Bundesrepublik
Deutschland" für den entsprechenden Erfassungszeitraum zur
Kenntnis gebracht.
Für den Jahresbericht wurden alle 92 meldepflichtigen Ereignisse nach verschiedenen Gesichtspunkten analysiert. Hinweise auf systematische Schwachstellen, bezogen auf die Ergebnisse der für den Jahresbericht durchgeführten Untersuchungen (z. B. Vergleich der betroffenen Systembereiche, Häufigkeit der verschiedenen Ereignisursachen), wurden dabei nicht festgestellt.
Im Berichtsjahr wurden 4 Ereignisse in der Kategorie E (Eilmeldung) gemeldet.
Die anderen 88 Ereignisse lagen in der niedrigsten Meldekategorie N (Normalmeldung).
91 Ereignisse entsprechen der INES-Stufe 0, d.h. sie haben keine oder sehr geringe unmittelbare sicherheitstechnische, bzw. keine radiologische Bedeutung im Sinne der Skala.
1 Ereignis wurde in die INES-Stufe 1 (betriebliche Störung, keine radiologische Bedeutung) eingeordnet.
Forschungsreaktoren
Im vorliegenden Bericht wurde ein meldepflichtiges Ereignis aus den berichtspflichtigen in Betrieb und drei meldepflichtige Ereignisse aus den in Stilllegung befindlichen Forschungsreaktoren der Bundesrepublik Deutschland im Jahr 2008 erfasst. Diese Ereignisse wurden in den "Vierteljahresberichten über meldepflichtige Ereignisse in Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen der Bundesrepublik Deutschland" dem Umweltausschuss des Deutschen Bundestages zur Kenntnis gebracht.
Bei keinem der gemeldeten Ereignisse traten Ableitungen radioaktiver Stoffe oberhalb genehmigter Höchstwerte für Fortluft und Abwasser auf.
Alle 4 Ereignisse wurden in der behördlichen Meldekategorie N (Normalmeldung) gemeldet und in die INES-Stufe 0 (keine oder sehr geringe unmittelbare sicherheitstechnische, bzw. keine radiologische Bedeutung) eingeordnet.
|
| 6. |
Verzeichnis
der Atomkraftwerke
Die
folgende Tabelle gibt einen Überblick über die
Atomkraftwerke, aus denen im Jahr 2008 meldepflichtige
Ereignisse erfasst wurden.
| Anlage |
Typ |
Leistung MWe (brutto) |
Erstkritikalität Abschaltung Beginn Stilllegung |
| Kernkraftwerk
Biblis-A (KWB-A) |
DWR |
1225 |
16.07.1974 |
| Kernkraftwerk
Biblis-B (KWB-B) |
DWR |
1300 |
25.03.1976 |
| Kernkraftwerk
Neckarwestheim 1 (GKN-1) |
DWR |
840 |
26.05.1976 |
| Kernkraftwerk
Neckarwestheim 2 (GKN-2) |
DWR |
1365 |
29.12.1988 |
| Kernkraftwerk
Brunsbüttel (KKB) |
SWR |
806 |
23.06.1976 |
| Kernkraftwerk
Isar 1 (KKI-1) |
SWR |
912 |
20.11.1977 |
| Kernkraftwerk
Unterweser (KKU) |
DWR |
1410 |
16.09.1978 |
| Kernkraftwerk
Philippsburg 1 (KKP-1) |
SWR |
926 |
09.03.1979 |
| Kernkraftwerk
Philippsburg 2 (KKP-2) |
DWR |
1458 |
13.12.1984 |
| Kernkraftwerk
Krümmel (KKK) |
SWR |
1316 |
14.09.1983 |
| Kernkraftwerk
Gundremmingen B (KRB-II-B) |
SWR |
1344 |
09.03.1984 |
| Kernkraftwerk
Gundremmingen C (KRB-II-C) |
SWR |
1344 |
26.10.1984 |
| Kernkraftwerk
Grohnde (KWG) |
DWR |
1430 |
01.09.1984 |
| Kernkraftwerk
Brokdorf (KBR) |
DWR |
1440 |
08.10.1986 |
| Kernkraftwerk
Emsland (KKE) |
DWR |
1400 |
14.04.1988 |
| Kernkraftwerk
Grafenrheinfeld (KKG) |
DWR |
1345 |
09.12.1981 |
| Kernkraftwerk
Rheinsberg (KKR) |
DWR |
70 |
seit
03.02.1993 in Stilllegung |
| Kernkraftwerk
Greifswald (KGR) |
DWR |
440
je Block |
seit
30.06.1995 in Stilllegung |
| Kernkraftwerk
Mühlheim-Kärlich (KMK) |
DWR |
1302 |
seit
12.06.2005 in Stilllegung |
| Arbeitsgemeinschaft
Versuchsreaktor (AVR) GmbH |
HTR |
15 |
seit
09.03.1994 in Stilllegung |
| Kernkraftwerk
Stade (KKS) |
DWR |
672 |
seit
07.09.2005 in Stilllegung |
|
| 7. |
Verzeichnis der Forschungsreaktoren
Die
folgende Tabelle gibt einen Überblick über die
Forschungsreaktoren, aus denen im Jahr 2008 meldepflichtige
Ereignisse erfasst wurden.
| Betreiber |
Typ |
Leistung MW (thermisch) |
Erstkritikalität Abschaltung Beginn Stilllegung |
Technische
Universität München, Garching (FRM-II) |
Schwimmbad/MTR |
20 |
20.03.2004 |
| Forschungszentrum
Jülich (FRJ-2) |
Tank-Typ/ D2O-Reaktor |
23 |
seit
02.05.2007 abgeschaltet, Stilllegung vorgesehen |
Verein für Kernforschungstechnik und Analytik Rossendorf e.V. (RFR) |
Tank WWR |
10 |
seit 30.01.1998 in Stilllegung |
|
| 8. |
Verzeichnis der verwendeten Abkürzungen
Atomkraftwerke
| AVR | Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich |
| GKN-1 | Kernkraftwerk
Neckarwestheim 1 |
| GKN-2 | Kernkraftwerk
Neckarwestheim 2 |
| KBR | Kernkraftwerk
Brokdorf |
| KGR-1...-5 | Kernkraftwerk
Greifswald 1...5 |
| KKB | Kernkraftwerk
Brunsbüttel |
| KKE | Kernkraftwerk
Emsland, Lingen |
| KKG | Kernkraftwerk
Grafenrheinfeld |
| KKI-1 | Kernkraftwerk
Isar 1, Essenbach |
| KKI-2 | Kernkraftwerk
Isar 2, Essenbach |
| KKK | Kernkraftwerk
Krümmel |
| KKP-1 | Kernkraftwerk
Philippsburg 1 |
| KKP-2 | Kernkraftwerk
Philippsburg 2 |
| KKR | Kernkraftwerk
Rheinsberg |
| KKS | Kernkraftwerk
Stade |
| KKU | Kernkraftwerk
Unterweser, Esenshamm |
| KMK | Kernkraftwerk
Mülheim-Kärlich |
| KNK-II | Kompakte
natriumgekühlte Kernanlage, Eggenstein-Leopoldshafen |
| KRB-A | Kernkraftwerk
Gundremmingen A |
| KRB-II-B | Kernkraftwerk
Gundremmingen B |
| KRB-II-C | Kernkraftwerk
Gundremmingen C |
| KWB-A | Kernkraftwerk
Biblis A |
| KWB-B | Kernkraftwerk
Biblis B |
| KWG |
Kernkraftwerk Grohnde |
| KWL | Kernkraftwerk
Lingen |
| KWO | Kernkraftwerk
Obrigheim |
| KWW | Kernkraftwerk
Würgassen |
| MZFR | Mehrzweckforschungsreaktor,
Eggenstein-Leopoldshafen |
| THTR-300 | Thorium-Hochtemperaturreaktor,
Hamm-Uentrop |
| VAK | Versuchsatomkraftwerk
Kahl |
Forschungsreaktoren
(Betreiber, Standorte)
| BER
II | Berliner-Experimentier-Reaktor, Hahn-Meitner-Institut Berlin |
| FR
2 | Forschungszentrum Karlsruhe (KFK) |
| FRG-1 | GKSS-Forschungszentrum
Geesthacht |
| FRJ-2 | DIDO,
Forschungszentrum Jülich |
| FRM | Technische
Universität München, Garching |
| FRM
II | Technische Universität München, Garching |
| FMRB | Physikalisch
Technische Bundesanstalt, Braunschweig |
| FRMZ | Universität
Mainz, Institut für Kernchemie |
| FRN | Forschungszentrum
für Umwelt und Gesundheit (GSF), Oberschleißheim
(Neuherberg) |
| RFR | Verein
für Kernforschungstechnik und Analytik Rossendorf e.V. (VKTA) |
Reaktortypen
| DWR | Druckwasserreaktor |
| HTR | Hochtemperaturreaktor |
| SNR | Schneller Brutreaktor |
| SWR | Siedewasserreaktor |
| MTR | Materialtestreaktor |
| D2O-Reaktor | Forschungsreaktor Tanktyp |
| TRIGA | Forschungsreaktor Schwimmbadtyp |
Allgemein
| Er.-Nr. | Ereignisnummer
(Atomkraftwerke) |
| Er.-Nr.
(F) | Ereignisnummer (Forschungsreaktoren) |
| INES | The
International Nuclear Event Scale (Internationale Bewertungsskala
für bedeutsame Ereignisse in kerntechnischen Einrichtungen) |
| Kat. | Meldekategorie
entsprechend der Atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten - und
Meldeverordnung – AtSMV. |
|
|