Bericht der Bundesregierung für die 10. Überprüfungstagung zum Übereinkommen über nukleare Sicherheit im April 2026

Bericht der Bundesregierung für die 10. Überprüfungstagung zum Übereinkommen über nukleare Sicherheit im April 2026 [Deutscher Bundestag Drucksache 21/698 21. Wahlperiode 25.06.2025 Unterrichtung durch die Bundesregierung Bericht der Bundesregierung für die 10. Überprüfungstagung zum Übereinkommen über nukleare Sicherheit im April 2026 Inhal tsverzeichnis Seite Einführung.................................................................................................... 14 Zusammenfassung ........................................................................................ 16 6 Vorhandene Kernanlagen ..................................................... 19 Überblick zu den Kernanlagen ................................................. 19 Verfügbarkeit der Kernanlagen ................................................ 22 Forschungsreaktoren ................................................................ 23 Weitere kerntechnische Einrichtungen .................................... 26 Überblick über wichtige Sicherheitsthemen einschließlich ausgewählter Ereignisse .................................... 27 Sicherheitstechnische Empfehlungen der Reaktor- Sicherheitskommission (RSK) ................................................. 28 Programme und Maßnahmen für eine kontinuierliche Verbesserung der Sicherheit .................................................... 28 Forschung zur Sicherheit der Kernanlagen .............................. 29 Aktivitäten des Bundesministeriums für Umwelt, Klimaschútz, Naturschutz und nukleare Sicherheit (BMUKN) ................................................................................ 30 Umsetzung der „Vienna Declaration on Nuclear Safety“ ........ 30 Zugeleitet mit Schreiben des Bundesministeriums für Umwelt, Klimaschutz, Naturschutz und nukleare Sicherheit vom 25. Juni 2025. Seite 7 Rahmen für Gesetzgebung und Vollzug .............................. 31 7 (1) Rahmen für Gesetzgebung und Vollzug .............................. 31 Das System der atom- und strahlenschutzrechtlichen Regulierung in Deutschland ..................................................... 31 Verfassungsrechtlicher Rahmen............................................... 31 7 (2i) Sicherheitsvorschriften und -regelungen ............................. 32 Innerstaatliche Sicherheitsvorschriften und -regelungen ......... 32 7 (2ii) Genehmigungssystem............................................................. 42 Allgemeine Bestimmungen ...................................................... 42 Atomrechtliche Genehmigungsverfahren ................................ 43 Umweltverträglichkeitsprüfung (UVP) .................................... 44 Genehmigungsentscheidung .................................................... 45 7 (2iii) Behördliche Prüfung und Beurteilung (Aufsicht) ............... 45 7 (2iv) Durchsetzung von Vorschriften und Bestimmungen .......... 47 Durchsetzung mittels aufsichtlicher Anordnungen, insbesondere in Eilfällen .......................................................... 47 Durchsetzung mittels Änderung oder Widerruf der Genehmigung ........................................................................... 47 Verfolgung von Verstößen gegen atomrechtliche Vorschriften ............................................................................. 47 Erfahrungen .............................................................................. 48 8 Staatliche Stelle ...................................................................... 49 8 (1) Behörden, Gremien und Organisationen ............................. 49 Zusammensetzung der staatlichen Stelle ................................. 49 Verteilung der Zuständigkeiten der staatlichen Stelle .............. 50 Gemeinsames Verständnis der regulatorischen atomrechtlichen Aufsicht ......................................................... 53 Zusammenarbeit der Bundes- und Landesbehörden (staatliche Stelle) – Länderausschuss für Atomkernenergie (LAA) .......... 53 Organisation und personelle Ausstattung der Behörden des Bundes und der Länder ...................................................... 54 Kompetenz der Mitarbeitenden der staatlichen Stelle .............. 57 Finanzielle Ressourcen ............................................................ 60 Managementsysteme ................................................................ 61 Unterstützung durch Bundesämter, Beratungskommissionen und Sachverständige ........................ 62 Integrated Regulatory Review Service (IRRS) Mission 2019 und Follow-Up 2023 ................................................................ 64 8 (2) Aufgabentrennung bei Überwachung und Nutzung der Atomenergie ..................................................................... 64 Verwirklichung in Deutschland ............................................... 65 Berichterstattung der staatlichen Stelle .................................... 65 Seite 9 Verantwortung des Genehmigungsinhabers ....................... 67 Gesetzliche und regulatorische Anforderungen ....................... 67 Umsetzung und Maßnahmen der Genehmigungsinhaber ........ 68 Behördliche Überprüfung ........................................................ 70 10 Vorrang der Sicherheit .......................................................... 72 Gesetzliche und regulatorische Anforderungen ....................... 72 Umsetzung und Maßnahmen des Genehmigungsinhabers ....... 73 Behördliche Überprüfung ........................................................ 74 Interne Maßnahmen der Behörden zum Vorrang der Sicherheit ................................................................................. 76 11 Finanzmittel und Personal .................................................... 78 11 (1) Finanzmittel – gesetzliche und regulatorische Anforderungen ....................................................................... 78 Behördliche Überprüfung ........................................................ 79 11 (2) Personal und Personalqualifikation ..................................... 80 Verantwortliches Personal ....................................................... 81 Sonstiges Personal ................................................................... 81 Simulatoren .............................................................................. 82 Wissenserhalt ........................................................................... 82 Aufsicht .................................................................................... 82 12 Menschliche Faktoren............................................................ 84 Gesetzliche und regulatorische Anforderungen ....................... 84 Berücksichtigung menschlicher und organisatorischer Faktoren in der Auslegung und bei der Änderung von Kernanlagen ............................................................................. 86 Gestaltung des Erfahrungsrückflusses bezüglich menschlicher und organisatorischer Faktoren .......................... 87 Selbstbewertung von Management und Organisation der Genehmigungsinhaber ............................................................. 88 Behördliche Überprüfung ........................................................ 88 13 Qualitätssicherung ................................................................. 90 Gesetzliche und regulatorische Anforderungen ....................... 90 Elemente des integrierten Managementsystems (IMS) ............ 91 Behördliche Überprüfung ........................................................ 92 Langfristige Gewährleistung der Produktqualität .................... 93 Seite 14 Bewertung und Nachprüfung der Sicherheit....................... 94 14 (i) Bewertung der Sicherheit ...................................................... 94 Anforderungen an Sicherheitsbewertungen in Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren .................................. 94 Sicherheitsbewertungen im Aufsichtsverfahren....................... 96 Zehnjährliche Sicherheitsüberprüfung (SÜ) ............................ 97 Durchgeführte Sicherheitsbewertungen ................................... 98 Durchgeführte Nachrüstungen und Verbesserungen sowie laufende Aktivitäten ....................................................... 99 Behördliche Überprüfung ........................................................ 99 14 (ii) Nachprüfung der Sicherheit .................................................. 100 Regulatorische Anforderungen ................................................ 100 Regelmäßige Sicherheitsnachweise des Genehmigungsinhabers ............................................................ 100 Alterungsmanagement ............................................................. 101 Maßnahmen für interne Überprüfungen der Genehmigungsinhaber ............................................................. 102 Überprüfungen im Rahmen der staatlichen Aufsicht ............... 102 Umsetzung der „Vienna Declaration on Nuclear Safety ......... “ 105 15 Strahlenschutz ........................................................................ 106 Überblick zum Regelwerk ....................................................... 106 Regulatorische Grundlagen ...................................................... 106 Ergebnisse der Umsetzung der Strahlenschutzmaßnahmen durch den Genehmigungsinhaber ............................................................. 114 Fortschritte und Veränderungen ............................................... 120 16 Notfallvorsorge ....................................................................... 121 Struktur des rechtlichen und administrativen Rahmens für die Notfallvorsorge ............................................................. 121 16 (1) Notfallvorsorge, Notfallpläne ................................................ 122 Gesetzliche und regulatorische Anforderungen ....................... 122 Aufgaben und Zuständigkeiten ................................................ 124 Alarmierung und Notfallpläne ................................................. 127 Lagebeurteilung ....................................................................... 129 Maßnahmen außerhalb der Anlage .......................................... 131 Maßnahmen innerhalb der Anlage ........................................... 136 Übungen ................................................................................... 136 Behördliche Überprüfung ........................................................ 139 16 (2) Information der Bevölkerung und der Nachbarstaaten ...................................................................... 139 Information der Bevölkerung ................................................... 139 Seite Information der Bevölkerung im Rahmen der Notfallvorsorge ........................................................................ 139 Information der Bevölkerung im Notfall ................................. 139 Information der Nachbarstaaten ............................................... 140 16 (3) Notfallvorsorge bei Vertragsparteien ohne Kernanlagen ........................................................................... 141 Fortschritte und Veränderungen seit 2022 ............................... 141 17 Standortwahl .......................................................................... 143 17 (i) Standortbewertung ................................................................ 143 Vorgehensweisen und Kriterien bei der Standortwahl ............. 143 Auslegung gegen zivilisatorische und naturbedingte Einwirkungen von außen ......................................................... 144 Behördliche Maßnahmen ......................................................... 146 17 (ii) Bewertung der mutmaßlichen Auswirkungen der Anlage auf die Umgebung ..................................................... 147 Konventionelle Auswirkungen der Anlage auf die Umgebung ................................................................................ 147 Radiologische Auswirkungen beim Betrieb der Anlage und bei Störfällen ..................................................................... 148 Umsetzung der Anforderungen im atomrechtlichen Genehmigungsverfahren .......................................................... 148 17 (iii) Neubewertung der standortspezifischen Gegebenheiten ........................................................................ 148 Maßnahmen zur Neubewertung ............................................... 148 Behördliche Bewertungen und Aktivitäten .............................. 149 17 (iv) Konsultationen mit Nachbarstaaten ..................................... 149 Internationale Abkommen und europäisches Recht ................. 149 Bilaterale Abkommen mit Nachbarstaaten .............................. 149 Umsetzung der „Vienna Declaration on Nuclear Safety“ ........ 150 18 Auslegung und Bau ................................................................ 151 18 (i) Umsetzung des gestaffelten Sicherheitskonzepts ................. 151 Überblick.................................................................................. 151 Umsetzung ............................................................................... 151 Verbesserungen in der Anlagentechnik aufgrund deterministischer und probabilistischer Bewertungen seit 2022 ................................................................................... 154 Behördliche Überprüfungen und Überwachung ...................... 154 18 (ii) Eignung und Bewährung der eingesetzten Technologien ........................................................................... 155 Gesetzliche und regulatorische Anforderungen für den Einsatz von betriebsbewährten oder ausreichend geprüften Technologien ........................................................... 155 Seite Maßnahmen zur Einführung bewährter Technologien ............. 155 Analysen, Tests und experimentelle Methoden für die Qualifizierung eingesetzter Technik und neuer Technologien ............................................................................ 156 Behördliche Überprüfungen und Überwachung ...................... 156 18 (iii) Auslegung für einen zuverlässigen, stabilen und einfach zu handhabenden Betrieb der Anlage ..................... 157 Überblick über die regulatorischen Grundlagen ...................... 157 Personalqualifikation ............................................................... 157 Integritätskonzept ..................................................................... 157 Von den Genehmigungsinhabern eingeführte Maßnahmen und technische Verbesserungen .......................... 158 Überwachung und Kontrolle durch die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden .................................. 158 Umsetzung der „Vienna Declaration on Nuclear Safety“ ........ 158 19 Betrieb ..................................................................................... 159 19 (i) Erstgenehmigung ................................................................... 159 Sicherheitsanalyse .................................................................... 160 Inbetriebsetzungsprogramm ..................................................... 160 Begleitende Kontrolle bei der Errichtung ................................ 160 Behördliche Aufsicht ............................................................... 160 19 (ii) Grenzwerte und Bedingungen des sicheren Betriebs .......... 160 Gesetzliche und regulatorische Anforderungen ....................... 160 Festlegung von Grenzwerten und Bedingungen ...................... 161 Überprüfung und Überarbeitung von Grenzwerten und Bedingungen ............................................................................ 161 Behördliche Aufsicht ............................................................... 161 19 (iii) Verfahren für Betrieb, Instandhaltung und Prüfungen ............................................................................... 161 Verfahren für den Betrieb ........................................................ 161 Behördliche Aufsicht ............................................................... 163 19 (iv) Vorgehensweisen bei betrieblichen Ereignissen und Störfällen ................................................................................. 163 Rechtliche und regulatorische Anforderungen ......................... 163 Unterstellte Ereignisse: Störungen, Störfälle und Notfälle .................................................................................... 164 Behördliche Aufsicht ............................................................... 165 19 (v) Ingenieurtechnische und technische Unterstützung ........... 165 Interne technische Unterstützung ............................................. 165 Externe technische Unterstützung ............................................ 165 Behördliche Aufsicht ............................................................... 165 Seite 19 (vi) Meldung von sicherheitsrelevanten Ereignissen ................. 166 Rechtliche und regulatorische Anforderungen ......................... 166 Meldekategorien ...................................................................... 166 Ereignisstatistiken .................................................................... 167 INES-Einstufung ...................................................................... 169 Behördliche Aufsicht ............................................................... 169 19 (vii) Austausch von Betriebserfahrung ........................................ 169 Auswertung der Betriebserfahrung durch die Genehmigungsinhaber ............................................................. 170 Nationale und internationale Auswertung der Betriebserfahrung im Auftrag des BMUKN ............................ 170 Erfahrungsaustausch ................................................................ 171 Internationale Datenbanken ..................................................... 172 Behördliche Aufsicht ............................................................... 172 Behördliche Programme zum Erfahrungsaustausch ................ 173 19 (viii) Behandlung bestrahlter Brennelemente und radioaktiver Abfälle ............................................................... 173 Lagerung bestrahlter Brennelemente ....................................... 174 Behandlung, Konditionierung und Beseitigung radioaktiver Abfälle ................................................................. 175 Minimierung der Abfallmenge ................................................. 175 Entsorgung ............................................................................... 175 Freigabe.................................................................................... 175 Umsetzung der „Vienna Declaration on Nuclear Safety“ ........ 176 Anhang 1: Kernanlagen sowie Versuchs- und Demonstrationsreaktoren ...................................................... 177 Anhang 2: Forschungsreaktoren ............................................................. 181 Anhang 3: Sicherheitstechnische Auslegungsmerkmale, DWR und SWR ...................................................................... 186 Abbildungsverzeichnis Seite Abbildung 6-1 Kernanlagen im Sinne des Übereinkommens zur Stromerzeugung in Deutschland .................................... 21 Abbildung 6-2 Forschungsreaktoren in Deutschland ............................. 25 Abbildung 7-1 Nationale Regelwerkspyramide ..................................... 33 Abbildung 8-1 Aufbau der staatlichen Stelle ......................................... 49 Abbildung 8-2 Struktur Länderausschuss für Atomkernenergie ............ 54 Abbildung 8-3 Organisation der Abteilung S im BMUKN ................... 55 Abbildung 8-5 Prinzipielle Organisation einer Abteilung eines Landesministeriums für die Überwachung der Kernanlagen ................................................................... 56 Abbildung 15-1 Beispiel für die Ermittlung der Umweltradioaktivität auf Grundlage von Gamma- Ortsdosisleistungsmessungen ........................................ 114 Abbildung 15-2 Mittlere Jahreskollektivdosen beruflich exponierter Personen der in Betrieb und Nachbetrieb befindlichen Kernanlagen pro Jahr und Anlage .................................. 115 Abbildung 15-3 Jährliche mittlere Ableitung radioaktiver Stoffe der in Betrieb befindlichen DWR und SWR mit der Fortluft ..................................................................... 116 Abbildung 15-4 Jährliche mittlere Ableitung radioaktiver Stoffe der in Betrieb befindlichen DWR und SWR mit dem Abwasser ................................................................ 117 Abbildung 15-5 Exposition im Jahr 2023 in der Umgebung der in Betrieb befindlichen Kernanlagen durch Ableitungen mit der Fortluft .......................................... 118 Abbildung 15-6 Mittlere Exposition in der Umgebung der in Betrieb befindlichen Kernanlagen durch Ableitungen radioaktiver Stoffe mit der Fortluft ........... 118 Abbildung 15-7 Exposition im Jahr 2023 in der Umgebung der in Betrieb befindlichen Kernanlagen durch Ableitungen radioaktiver Stoffe mit dem Abwasser........................................................................ 119 Abbildung 16-1 Struktur der Notfallvorsorge für Notfälle im Zusammenhang mit kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen ................................................................. 122 Abbildung 16-2 Organisation der Notfallvorsorge .................................. 125 Abbildung 16-3 Einsatzgebiete der Mess- und Probenahmedienste ........ 131 Abbildung 19-1 Meldepflichtige Ereignisse aus Kernanlagen zur Stromerzeugung nach Art des Auftretens ...................... 168 Abbildung 19-2 Meldepflichtige Ereignisse aus Kernanlagen zur Stromerzeugung nach Betriebszuständen und Auswirkungen auf den Betrieb (Leistungsbetrieb, An- und Abfahren) ......................................................... 169 Abbildung 19-3 Mittlere Anzahl ungeplanter Reaktorschnellabschaltungen pro Anlage und Jahr ....... 169 Tabellenverzeichnis Seite Tabelle 6-1 Mittlere Verfügbarkeiten der deutschen Kernanlagen ................................................................... 23 Tabelle 7-1 Rechtsverordnungen zu Schutz- und Vorsorgemaßnahmen bei Kernanlagen .......................... 36 Tabelle 8-1 Zuordnung der regulatorischen Funktionen zu den zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden von Bund und Ländern .................................................. 51 Tabelle 8-2 Zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder mit Kernanlagen im Sinne des Übereinkommens ........................................................... 53 Tabelle 15-1 Grenz- und Referenzwerte für Körperdosen nach StrlSchG und StrlSchV .................................................. 107 Tabelle 16-1 Dosiswerte für frühe Schutzmaßnahmen ....................... 133 Tabelle 16-2 Planungsradien für frühe Schutzmaßnahmen in der Umgebung von Kernanlagen ................................... 134 Tabelle 19-1 Anzahl meldepflichtiger Ereignisse pro Jahr aus Kernanlagen zur Stromerzeugung nach Meldekategorien ............................................................ 167 Tabelle 19-2 Standortzwischenlager (SZL) für bestrahlte Brennelemente ............................................................... 174 Abkürzungsverzeichnis ALARA As Low As Reasonably Achievable AtG Atomgesetz AtGÄndG Gesetz zur Änderung des Atomgesetzes AtSKostV Kostenverordnung zum Atomgesetz und zum Strahlenschutzgesetz AtSMV Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung AtVfV Atomrechtliche Verfahrensverordnung ATWS Anticipated Transient Without Scram AVT All Volatile Treatment AVR Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich AVV Allgemeine Verwaltungsvorschrift BASE Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (früher BfE) BBK Bundesamt für Bevölkerungsschutz und Katastrophenhilfe BE Brennelement(e) BfE Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit (heute BASE) BfS Bundesamt für Strahlenschutz BGE Bundesgesellschaft für Endlagerung mbH BGZ Bundesgesellschaft für Zwischenlagerung mbH BHB Betriebshandbuch BImSchG Bundes-Immissionsschutzgesetz BMBF Bundesministerium für Bildung und Forschung (bis Mai 2025) BMFTR Bundesministerium für Forschung, Technologie und Raumfahrt (seit Mai 2025) BMG Bundesministerium für Gesundheit BMU Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (Juni 1986 bis Dezember 2013 und März 2018 bis Dezember 2021) BMUB Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit (Dezember 2013 bis März 2018) BMUKN Bundesministerium für Umwelt, Klimachutz, Naturschutz und nukleare Sicherheit (seit Mai 2025) BMUV Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, nukleare Sicherheit und Verbraucherschutz (Dezember 2021 bis Mai 2025) BMWi Bundesministerium für Wirtschaft und Energie (heute BMWK) BMWK Bundesministerium für Wirtschaft und Klimaschutz (früher BMWi) CBSS Council of the Baltic Sea States CNS Convention on Nuclear Safety (Übereinkommen über nukleare Sicherheit) DIN Deutsches Institut für Normung DWR Druckwasserreaktor EGOE Expert Group on Operating Experience der OECD/NEA ELAN Elektronische Lagedarstellung für den Notfallschutz EN Europäische Norm EnBW Energie Baden-Württemberg AG EnKK EnBW Kernkraftwerk GmbH ENSREG European Nuclear Safety Regulator Group ERAM Endlager für radioaktive Abfälle Morsleben ESK Entsorgungskommission EU Europäische Union Euratom Europäische Atomgemeinschaft EURDEP EUropean Radiological Data Exchange Platform EVA Einwirkungen von außen EVI Einwirkungen von innen EVU Energieversorgungsunternehmen FLAB Flugzeugabsturz GEA Ganzheitliche Ereignisanalyse gGmbH Gemeinnützige Gesellschaft mit beschränkter Haftung GfS Gesellschaft für Simulatorschulung mbH GG Grundgesetz GKN Kernkraftwerk Neckarwestheim GmbH Gesellschaft mit beschränkter Haftung GRS Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit gGmbH GVA Gemeinsam Verursachte Ausfälle HGF Helmholtz-Gemeinschaft HMN Handbuch für mitigative Notfallmaßnahmen IAEO Internationale Atomenergie-Organisation (International Atomic Energy Agency) ICRP International Commission on Radiological Protection IfSG Infektionsschutzgesetz IMIS Integriertes Mess- und Informationssystem zur Überwachung der Umweltradioaktivität IMS Integriertes Managementsystem INES International Nuclear and Radiological Event Scale INEX International Nuclear Emergency Exercises INFCIRC Information Circular IRMIS International Radiation Monitoring Information System IRRS Integrated Regulatory Review Service IRS Incident Reporting System ISO International Organization for Standardization Joint Convention Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management KBR Kernkraftwerk Brokdorf KFÜ Kernkraftwerks-Fernüberwachungssystem KHG Kerntechnische Hilfsdienst GmbH KKB Kernkraftwerk Brunsbüttel KKG Kernkraftwerk Grafenrheinfeld KKE Kernkraftwerk Emsland KKI Kernkraftwerk Isar KKK Kernkraftwerk Krümmel KKP Kernkraftwerk Philippsburg KKU Kernkraftwerk Unterweser KOMFORT Katalog zur Erfassung organisationaler und menschlicher Faktoren bei Inspektionen vor Ort KRB Kernkraftwerk Gundremmingen KTA Kerntechnischer Ausschuss KWB Kernkraftwerk Biblis KWG Kernkraftwerk Grohnde KWU Kraftwerk Union AG LAA Länderausschuss für Atomkernenergie MoWaS Modulares Warnsystem MOX Mischoxid MSK-Skala Medwedew-Sponheuer-Kárník-Skala MTO Mensch, Technik und Organisation NCFSI Non-conforming, Counterfeit, Fraudulent, or Suspect Items NDWV Notfall-Dosiswerte-Verordnung NHB Notfallhandbuch NINA Notfall-Informations- und Nachrichten-App des Bundes NUSSC Nuclear Safety Standards Committee NSGC Nuclear Security Guidance Committee OECD/NEA Organisation for Economic Co-operation and Development/Nuclear Energy Agency PBO Personelle Betriebsorganisation PlanSiG Planungssicherstellungsgesetz PNS Portal für Nukleare Sicherheit PSA Probabilistische Sicherheitsanalyse RDB Reaktordruckbehälter REI Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen RHWG Reactor Harmonization Working Group der WENRA RLB Radiologisches Lagebild RLZ-Bund Radiologisches Lagezentrum des Bundes RODOS Real-Time Online Decision Support System (Entscheidungshilfesystem) RSK Reaktor-Sicherheitskommission SAMG Severe Accident Management Guidelines SiAnf Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke in Deutschland SMS Sicherheitsmanagementsystem SRL Safety Reference Levels SSCs Structures, Systems and Components SSK Strahlenschutzkommission StandAG Standortauswahlgesetz StGB Strafgesetzbuch StrlSchG Strahlenschutzgesetz StrlSchV Strahlenschutzverordnung SÜ Sicherheitsüberprüfung SV Sachverständiger SWR Siedewasserreaktor SZL Standortzwischenlager TBL Transportbehälterlager TM Trockenmasse TPR Topical Peer Review TU Technische Universität TÜV Technischer Überwachungs-Verein UVP Umweltverträglichkeitsprüfung UVPG Gesetz über die Umweltverträglichkeitsprüfung vgbe vgbe energy e.V. (früher „Technische Vereinigung der Großkraftwerksbetreiber“) vgbe-SBS vgbe-Sicherheitskulturbewertungssystem vgbe-ZMA Zentrale Melde- und Auswertungsstelle des vgbe WANO World Association of Nuclear Operators WENRA Western European Nuclear Regulators Association WHO World Health Organization (Weltgesundheitsorganisation) WKP Wiederkehrende Prüfungen WLN Weiterleitungsnachricht ZdB Zentralstelle des Bundes Einführung Die Bundesregierung betrachtet das Übereinkommen über Nukleare Sicherheit (Convention on Nuclear Safety (CNS)) als ein zentrales Instrument zum Erhalt und zur stetigen Verbesserung der nuklearen Sicherheit weltweit, auch in Deutschland. Deutschland bekennt sich zu seinen internationalen Verpflichtungen als Vertragsstaat, insbesondere zur Erfüllung der Berichtspflichten im Rahmen eines regelmäßigen Peer Reviews, wie national im „Gesetz zu dem Übereinkommen vom 20. September 1994 über nukleare Sicherheit (Gesetz zu dem Übereinkommen über nukleare Sicherheit)“1 festgeschrieben. Der vorliegende Nationale Bericht stellt den Bericht der Regierung der Bundesrepublik Deutschland für die 10. Überprüfungstagung zum Übereinkommen über nukleare Sicherheit dar, welche im April 2026 stattfinden soll. Mit dem am 6. August 2011 in Kraft getretenen 13. Gesetz zur Änderung des Atomgesetzes (13. AtGÄndG) hat Deutschland den beschleunigten Ausstieg aus der Nutzung der Atomenergie zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität („Atomausstieg“) bis spätestens zum 31. Dezember 2022 gesetzlich verankert. Das Atomgesetz (AtG) wurde am 9. Dezember 2022 mit dem 19. AtGÄndG vor dem Hintergrund der Energieversorgungssicherheit dahingehend geändert, dass der Weiterbetrieb der drei sich zu diesem Zeitpunkt noch im Leistungsbetrieb befindlichen Kernkraftwerke Emsland (KKE), Isar 2 (KKI 2) und Neckarwestheim II (GKN II) im Streckbetrieb bis längstens 15. April 2023 möglich ist. Die letzten drei Kernkraftwerke haben am 15. April 2023 ihren Leistungsbetrieb eingestellt und damit den deutschen Atomausstieg vollendet. Auch in der nun folgenden Phase von Stilllegung und Abbau der Kernkraftwerke hat die Gewährleistung der hohen nuklearen Sicherheit in Deutschland für die Bundesregierung weiterhin höchste Priorität. Der Terminus „Kernanlage“ einer Vertragspartei wird in diesem Bericht entsprechend der in Artikel 2 der CNS gegebenen Definition im Übereinkommen verwendet: „jedes ortsgebundene zivile Kernkraftwerk unter ihrer Hoheitsgewalt einschließlich solcher Lagerungs-, Handhabungs- und Bearbeitungseinrichtungen für radioaktives Material, die sich auf demselben Gelände befinden und mit dem Betrieb des Kernkraftwerks unmittelbar zusammenhängen. Ein solches Werk gilt nicht mehr als Kernanlage, sobald alle nuklearen Brennelemente endgültig aus dem Reaktorkern entfernt, in Übereinstimmung mit genehmigten Verfahren sicher gelagert worden sind und die staatliche Stelle einem Stilllegungsprogramm zugestimmt hat“. Kernkraftwerke im Leistungsbetrieb bzw. Kernanlagen waren in Deutschland über die kombinierte 8./9. Überprüfungstagung zur CNS im März 2023 hinaus vorhanden. Deutschland berichtet daher zu allen für Länder mit Kernanlagen verpflichtenden Artikeln des CNS, um den Verpflichtungen aus dem Übereinkommen über Nukleare Sicherheit vollständig zu entsprechen. Die Bundesregierung vertritt zudem die Auffassung, dass die Definition einer Kernanlage im Sinne der CNS so verstanden werden sollte, dass eine Kernanlage in Stilllegung erst mit Erreichen der Brennelemente (BE)-Freiheit (weder BE im Reaktorkern noch im Lagerbecken) keine Kernanlage im Sinne der CNS mehr darstellt. Aufgrund des in Deutschland im Berichtszeitraum vollendeten Atomausstiegs sind nicht mehr alle im vorliegenden Bericht dargelegten Informationen zu einigen Artikeln der CNS mit Bezug auf den Leistungsbetrieb von Kernanlagen für Deutschland relevant. Da sie aber für einen Teil des Berichtszeitraum relevant waren, werden sie aufgeführt. Neben den Kernanlagen im Sinne des Übereinkommens berichtet Deutschland seit der 3. CNS-Überprüfungstagung im Jahr 2005 auf freiwilliger Basis auch über die in Deutschland weiterhin betriebenen Forschungsreaktoren. Der vorliegende Bericht der Regierung der Bundesrepublik Deutschland für die 10. Überprüfungstagung zum Übereinkommen über nukleare Sicherheit im April 2026 stellt die Fortschreibung des vorhergehenden Berichts der Bundesregierung zur kombinierten 8./9. CNS-Überprüfungstagung im März 2023 dar und wurde gemeinsam von den zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden des Bundes und der Länder2 sowie der Vereinigung der Großkraftwerksbetreiber, vgbe energy e.V. (vgbe, früher VGB PowerTech e.V.) und der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH erstellt. Der Bericht folgt in Gliederung nach Artikeln des Übereinkommens den geforderten Inhalten der Richtlinie INFCIRC/572/Rev.8. Die Artikel 6 bis 19 des Übereinkommens definieren berichtspflichtige Themenbereiche. 1 „Gesetz zu dem Übereinkommen vom 20. September 1994 über nukleare Sicherheit (Gesetz zu dem Übereinkommen über nukleare Sicherheit“ vom 7. Januar 1997; Bundesgesetzblatt Jahrgang 1997 Teil II Nr. 2, ausgegeben zu Bonn am 15. Januar 1997 2 Zur Vereinfachung wird im Folgenden von den „zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden“ gesprochen. Für den Bereich des Strahlenschutzes ist das StrlSchG die eigenständige formell-gesetzliche Grundlage neben dem AtG. Die atomrechtliche Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde ist in der Regel zugleich auch strahlenschutzrechtliche Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde. Zu jedem dieser Artikel werden in diesem Bericht in separaten Kapiteln zunächst die entsprechenden Gesetze, Verordnungen und Regelwerke erläutert3 und anschließend dargestellt, auf welche Weise und mit welchen Maßnahmen die jeweiligen Anforderungen des Übereinkommens, insbesondere die wesentlichen Sicherheitsanforderungen von den deutschen Kernanlagen, erfüllt werden. Die Bundesregierung stellt fest, dass die Bundesrepublik Deutschland die Verpflichtungen aus dem Übereinkommen über nukleare Sicherheit weiterhin erfüllt. Der vorliegende zehnte Nationale Bericht für die 10. CNS-Überprüfungstagung im April 2026 wurde von der Bundesregierung in ihrer Sitzung am 25. Juni 2025 gebilligt. 3 Der Bericht zitiert oder paraphrasiert an vielen Stellen Gesetzestexte, untergesetzliches Regelwerk und einschlägige Richtlinien. Um diesen rechtlichen Kontext unverfälscht wiederzugeben, kann es vorkommen, dass an einigen Stellen nur ein Genus verwendet wird. Der Bericht soll jedoch selbstverständlich stets alle Personen unabhängig von ihrem Geschlecht einschließen. Zusammenfassung Die Bundesrepublik Deutschland trat im Jahr 1994 dem Übereinkommen über Nukleare Sicherheit (CNS) als Vertragsstaat bei und berichtet seitdem regelmäßig im Rahmen der alle drei Jahre stattfindenden Überprüfungstagungen sowie den diesen jeweils vorgelagerten Nationalen Berichten. Die Bundesregierung stellt fest, dass Deutschland auch weiterhin alle Verpflichtungen aus dem Übereinkommen über Nukleare Sicherheit sowie auch die drei Prinzipien der Wiener Erklärung zur nuklearen Sicherheit (Vienna Declaration on Nuclear Safety)4 erfüllt. Die Erfüllung dieser Prinzipien wird in den Kapiteln zu den Artikeln 6, 14, 17, 18 und 19 erläutert. Das 19. AtGÄndG sah einen befristeten Weiterbetrieb der drei letzten im Leistungsbetrieb befindlichen Kernanlagen Emsland (KKE), Isar 2 (KKI 2) und Neckarwestheim II (GKN II) – über das vorher nach dem AtG vorgesehene Enddatum für den Leistungsbetrieb am 31. Dezember 2022 hinaus – bis zum Ablauf des 15. April 2023 vor. Hierdurch standen im Winter 2022/2023 zusätzliche Erzeugungskapazitäten im deutschen Stromnetz bereit, um einen positiven Beitrag zur Leistungsbilanz und zur Netzsicherheit zu leisten. Für den befristeten Weiterbetrieb durften nur die in der jeweiligen Anlage noch vorhandenen BE für die Stromerzeugung genutzt werden. Damit wurde klargestellt, dass der Einsatz neuer BE nicht zulässig gewesen wäre. Aktuell befinden sich 33 Reaktoren (einschließlich Versuchs- und Demonstrationsreaktoren) in der Stilllegung, für drei Reaktoren wurde die Stilllegung mit ihrer Entlassung aus der atomrechtlichen Überwachung abgeschlossen. Bei der kombinierten 8./9. CNS-Überprüfungstagung im März 2023 bekam Deutschland sehr gute Bewertungen innerhalb der Ländergruppe sieben. Die drei offenen Herausforderungen („Challenges“) der 7. CNS- Überprüfungstagung wurden von der Ländergruppe als geschlossen betrachtet. Auf dem Gebiet der Sicherheitskultur wurden bei der kombinierten 8./9. CNS-Überprüfungstagung drei „Areas of Good Performance“ vergeben: (1) das webbasierte System für den Austausch von Dokumenten und Informationen zwischen den unterschiedlichen Aufsichtsbehörden und ihren Sachverständigen, (2) das dichte Netzwerk zur Überwachung der Umweltradioaktivität, sowie (3) die internationale Zusammenarbeit zur Unterstützung in Krisensituationen. Während der kombinierten 8./9. CNS-Überprüfungstagung wurden drei neue Herausforderungen für Deutschland formuliert. Diese sowie der jeweilige aktuelle Sachstand werden im Folgenden kurz beschrieben: Herausforderung 1: Erstellung von Langzeitplänen für die sichere und unverzügliche Stilllegung und den Abbau aller Kernkraftwerke in Deutschland („Establish long-term plans to ensure safe and timely decommissioning of German NPPs“) Auf Basis des 13. AtGÄndG im Jahr 2011 erloschen für die Kernanlage Krümmel und die sieben ältesten Kernanlagen, die bis einschließlich 1980 in Betrieb genommen wurden, die Berechtigungen zum Leistungsbetrieb. Weiterhin wurde im Jahr 2011 im AtG festgelegt, dass die Berechtigung zum Leistungsbetrieb der neun damals noch im Leistungsbetrieb befindlichen Kernanlagen bis spätestens zum 31. Dezember 2022 sukzessive erlischt (§ 7 Abs. 1a S. 1 AtG). Aufgrund der Energiekrise wurde das AtG jedoch am 4. Dezember 2022 dahingehend geändert, dass der Weiterbetrieb von KKE, KKI 2 und GKN II bis längstens 15. April 2023 möglich ist. Diese drei Kernanlagen haben am 15. April 2023 ihren Leistungsbetrieb eingestellt und damit den deutschen Atomausstieg vollendet. Seit Ende des Jahres 2024 befinden sich nach der Erteilung einer Stilllegungs- und Abbaugenehmigung alle diese Kernkraftwerke in Stilllegung und werden abgebaut. Bereits zur Erteilung der Stilllegungsgenehmigung liegt eine Stilllegungsplanung vor, die Angaben zu den insgesamt geplanten Maßnahmen zum Abbau der Anlage enthält. Stilllegung und Abbau werden kontinuierlich von den zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder überwacht und deren Fortschritt verfolgt. Das BMUKN tauscht sich regelmäßig mit den zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder zu Themen der Stilllegung und das Abbaus aus und wird z. B anhand regelmäßiger schriftlicher Betreiberberichte informiert. 4 Vienna Declaration on Nuclear Safety, Wien, 09.02.2015 https://www.iaea.org/sites/default/files/cns_viennadeclaration090215.pdf Herausforderung 2: Erstellung eines Langzeitplans zum Erhalt und zur Weiterentwicklung nuklearer Kompetenzen in Deutschland („Establish a long-term plan to maintain and develop nuclear expertise“) Im Jahr 2020 hat die Bundesregierung ein Konzept zur Kompetenz- und Nachwuchsentwicklung für die nukleare Sicherheit verabschiedet. Dabei wurden auch die perspektivischen Bedarfe relevanter Akteure (Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden des Bundes und der Länder, Sachverständigenorganisationen, Beratungsgremien, Betreibergesellschaften, Forschungseinrichtungen, Hochschulen, Industrie) berücksichtigt. Dies und die ergänzenden Bedarfsanalysen setzen den Rahmen für die Umsetzung auf den wichtigen Handlungsfeldern: Ausbildung und Lehre, Fort- und Weiterbildung, Forschung und Entwicklung, Wissenserhalt, Gremienarbeit und Netzwerke, Internationale Vernetzungen und grenzüberschreitende Aktivitäten sowie die beruflichen Perspektiven. Die Umsetzung ist eine gesamtgesellschaftliche Aufgabe, die von den Bundesministerien in ihren jeweiligen Zuständigkeitsbereichen unterstützt wird (vgl. nächster Absatz). Die betrachteten Bereiche des Konzepts decken alle kurz-, mittel- und langfristigen nationalen Aufgaben ab und schließen die Reaktorsicherheit einschließlich der Sicherung, die Stilllegung und den Rückbau nuklearer Anlagen, die nukleare Entsorgung einschließlich der Zwischen- und Endlagerung sowie den Schutz vor ionisierender Strahlung in diesen Bereichen ein. Beispielhaft sei die nukleare Sicherheitsforschung im BMUKN als eine der wesentlichen Säulen genannt, die insbesondere durch das Projektförderprogramm des BMUV (jetzt BMUKN) zur Sicherheitsforschung für kerntechnische Anlagen 2021 - 2025 sowie die Ressortforschung zur nuklearen Sicherheit und zum Strahlenschutz umgesetzt wird. Der Fokus des Projektförderprogramms liegt in der anwendungsorientierten Grundlagenforschung. Die Ressortforschung erarbeitet die wissenschaftlichen Grundlagen für die Ressortaufgaben des Ministeriums, insbesondere seiner regulatorischen Zuständigkeiten. Eine weitere aus dem Konzept der Bundesregierung abgeleitete Aktivität des BMUKN ist die Errichtung und der Betrieb zweier Qualifizierungsverbünde. Hierzu wurde jeweils eine Geschäftsstelle für den Qualifizierungsverbund Strahlenschutz (beim BfS) und den Qualifizierungsverbund Nukleare Sicherheit (beim BASE) errichtet. In diesen Netzwerken werden Synergien bei den Aktivitäten der Mitwirkenden der Institutionen zu Kompetenz- und Nachwuchsentwicklung im Strahlenschutz und nuklearen Sicherheit gehoben und das gemeinsame und übergreifende Zusammenwirken der Akteure gefördert. Herausforderung 3: Identifizierung der künftig noch benötigten KTA-Regeln und Überführung in untergesetzliches Regelwerk („Identify the necessary KTA safety standards and transform them into regulations“) In zwei Pilotprojekten wurde ein Verfahren zur Überführung der Regeln des Kerntechnischen Ausschusses (KTA) in ein kerntechnisches Regelwerk, welches vom Bund und den Ländern verabschiedet wird, erprobt. Dieses neue Regelwerk sollte auf den KTA- Regeln basieren und auf brennstofffreie Kernkraftwerke und Forschungsreaktoren in der Stilllegung sowie auf Forschungsreaktoren in Betrieb angewendet werden. Die Pilotprojekte haben jedoch gezeigt, dass die Überführung sehr aufwändig und zeitintensiv ist. Ein Abschluss bis zum Jahr 2027 wie ursprünglich vorgesehen wird als nicht erreichbar angesehen. Stattdessen ist geplant, im KTA unter dem Unterausschuss Programm- und Grundsatzragen Arbeitsgruppen einzurichten, die die KTA-Regeln entweder für den Anwendungsbereich brennelementfreie Kernkraftwerke im Rückbau überarbeiten oder hierfür zu KTA-Regeln Anwendungshinweise verfassen. Seit dem vorhergehenden Nationalen Bericht von 2022 für die kombinierte 8./9. CNS-Überprüfungstagung 2023 traten in deutschen Kernanlagen keine Störungen im Sinne des internationalen Meldesystems auf. Das hohe Sicherheitsniveau deutscher Kernanlagen wurde über die gesamte Zeit des Leistungsbetriebes bis zur endgültigen Abschaltung der Anlagen durch kontinuierliche Nachrüstungen erhalten und verbessert. Wesentliche Mittel zur Identifikation sinnvoller Nachrüstungsmöglichkeiten waren die Bewertung der Rückflüsse nationaler und internationaler Betriebserfahrungen sowie die Verfolgung des Standes von Wissenschaft und Technik. Für Kernkraftwerke in Stilllegung und Forschungsreaktoren werden diese Prozesse angepasst fortgeführt. Hinweise auf Optimierungsmöglichkeiten wurden im aktuellen Berichtszeitraum vereinzelt festgestellt. Seit dem vorigen Nationalen Bericht wurden von der Reaktor-Sicherheitskommission (RSK) drei Stellungnahmen und eine Empfehlung zu wichtigen sicherheitstechnischen Fragestellungen veröffentlicht. Diese werden unter Artikel 6 genannt. International engagiert sich Deutschland aktiv insbesondere für die Weiterentwicklung der „Safety Standards“ der Internationalen Atomenergie-Organisation (IAEO) sowie in den Diskussionen zu sicherheitstechnischen Fragen im Rahmen der Western European Nuclear Regulators Association (WENRA). Als Mitgliedstaat der Europäischen Atomgemeinschaft (Euratom) ist Deutschland beispielsweise auch in der Umsetzung des INSC-Programms (Instrument for Nuclear Safety Cooperation) zur Unterstützung von Nicht-EU-Ländern engagiert. 6 Vorhandene Kernanlagen ARTICLE 6 EXISTING NUCLEAR INSTALLATIONS Artikel 6 Vorhandene Kernanlagen Each Contracting Party shall take the appropriate steps to ensure that the safety of nuclear installations existing at the time the Convention enters into force for that Contracting Party is reviewed as soon as possible. When necessary in the context of this Convention, the Contracting Party shall ensure that all reasonably practicable improvements are made as a matter of urgency to upgrade the safety of the nuclear installation. If such upgrading cannot be achieved, plans should be implemented to shut down the nuclear installation as soon as practically possible. The timing of the shut-down may take into account the whole energy context and possible alternatives as well as the social, environmental and economic impact. Jede Vertragspartei trifft die geeigneten Maßnahmen, um sicherzustellen, dass die Sicherheit der Kernanlagen, die zu dem Zeitpunkt, zu dem das Übereinkommen für die Vertragspartei in Kraft tritt, vorhanden sind, so bald wie möglich überprüft wird. Sollte es sich im Zusammenhang mit diesem Übereinkommen als notwendig erweisen, stellt die Vertragspartei sicher, dass alle zumutbaren und praktisch möglichen Verbesserungen dringend vorgenommen werden, um die Sicherheit der Kernanlage zu erhöhen. Kann eine solche Verbesserung nicht erreicht werden, sollen Pläne durchgeführt werden, die Kernanlage so bald wie praktisch möglich abzuschalten. Bei der zeitlichen Festlegung der Abschaltung können der gesamte energiewirtschaftliche Zusammenhang und mögliche Alternativen sowie die sozialen, umweltbezogenen und wirtschaftlichen Auswirkungen berücksichtigt werden. Überblick zu den Kernanlagen Auf Basis des 13. AtGÄndG im Jahr 2011 erloschen für die Kernanlage Krümmel (KKK, Inbetriebnahme im Jahr 1984) und die sieben ältesten Kernanlagen, die bis einschließlich 1980 in Betrieb genommen wurden, die Berechtigungen zum Leistungsbetrieb zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität. Weiterhin wurde im Jahr 2011 im AtG festgelegt, dass die Berechtigung zum Leistungsbetrieb zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität der neun damals noch im Leistungsbetrieb befindlichen Kernanlagen bis spätestens zum 31. Dezember 2022 sukzessive erlischt (§ 7 Abs. 1a S. 1 AtG). In der Folge des Russischen Angriffskriegs gegen die Ukraine und der dadurch ausgelösten Energiekrise wurde der Leistungsbetrieb der drei letzten noch am Netz befindlichen Kernanlagen KKE, KKI 2 und GKN II mit dem 19. AtGÄndG bis zum Ablauf des 15. April 2023 gestattet. Für diesen befristeten Weiterbetrieb durften nur die in der jeweiligen Anlage noch vorhandenen BE für die Stromerzeugung genutzt werden. Diese drei Kernanlagen haben am 15. April 2023 ihren Leistungsbetrieb eingestellt und damit den deutschen Ausstieg aus der Elektrizitätserzeugung mittels Kernkraft vollendet. Die jeweilige Auslegungsbetriebsdauer der drei Kernanlagen wurde deutlich unterschritten. Seit der Novellierung des AtG im April 2002 ist die Durchführung von Sicherheitsüberprüfungen (SÜ) im Abstand von zehn Jahren für Kernanlagen grundsätzlich vorgeschrieben. Nur wenn der Genehmigungsinhaber durch eine verbindliche Erklärung gegenüber der zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde bestätigt, dass der Leistungsbetrieb spätestens drei Jahre nach Fälligkeit einer SÜ beendet wird, kann von dieser Verpflichtung abgewichen werden. Die Betreiber von KKE, KKI 2 und GKN II haben von dieser Ausnahme Gebrauch gemacht, so dass die letzten vollständigen SÜs für diese Kernanlagen im Jahr 2009 durchgeführt wurden. Angesichts des kurzen Weiterbetriebs bis längstens 15. April 2023 hätte es gegen den Grundsatz der Verhältnismäßigkeit verstoßen, zusätzlich zur laufenden Überwachung durch die Aufsichtsbehörde die Durchführung einer SÜ zu verlangen. Im Zuge der kurzen Verlängerung wäre die Durchführung einer SÜ auch technisch und sachlich unmöglich gewesen. Innerhalb des kurzen Zeitraums des befristeten Weiterbetriebs wäre es unmöglich gewesen, eine SÜ abschließend durchzuführen und ggf. neue sicherheitstechnische Erkenntnisse für einen Anlagenbetrieb zu berücksichtigen. Das hohe Sicherheitsniveau der Kernanlagen ist durch die kontinuierliche Aufsicht auf der Grundlage des AtG gewährleistet worden. Die Reaktorsicherheitskommission (RSK) wurde um Beratung gebeten, um die Vereinbarkeit des Weiterbetriebs der drei betroffenen Kernanlagen mit der nuklearen Sicherheit zu beurteilen. Die RSK schloss ihre Beratungen am 11. November 2022 in Form einer Stellungnahme5 ab. In dieser Stellungnahme gab sie fünf organisatorische Empfehlungen ab. Zusammenfassend sah die RSK unter Berücksichtigung der ausgesprochenen Empfehlungen keine sicherheitstechnischen Gründe, die dem geplanten Weiterbetrieb von KKE, KKI 2 und GKN II bis zum 15. April 2023 entgegengestanden hätten. Weitere Einzelheiten können der veröffentlichten Stellungnahme der RSK entnommen werden. 5 RSK-Stellungnahme, „Weiterbetrieb deutscher Kernkraftwerke bis zum 15. April 2023“, 532. Sitzung der RSK, 11.11.2022 https://www.rskonline.de/sites/default/files/reports/EP-Anlage_RSK532_Weiterbetrieb_hp_kor.pdf Seitens der Betreiber wurden die Kernnachweise für den neuen Kern erbracht und bei einigen Anlagen die notwendigen Maßnahmen für diese Betriebsphase anlagenspezifisch durchgeführt (z. B. Anpassung von Grenzwerten). Darüber hinaus mussten Inspektionen durchgeführt werden, deren Aussetzung aufgrund der geplanten Abschaltung bereits toleriert worden waren. Der Weiterbetrieb der Anlagen machte auch die Verschiebung bereits geplanter und festgelegter Maßnahmen zur Stilllegung der Anlagen erforderlich. In Deutschland gab es zum Zeitpunkt des CNS-Organisationstreffens am 5. September 2024 noch insgesamt sechs Kernanlagen im Sinne des Übereinkommens (→ Abbildung 6-1, Seite 21), da sich noch BE in den BE- Lagerbecken befanden. In Anhang 1 ist ein über die Kernanlagen im Sinne des Übereinkommens hinausgehender Gesamtüberblick über alle endgültig abgeschalteten sowie abgebauten Leistungs- und Prototypreaktoren in Deutschland zu finden. Um eine Stilllegungsgenehmigung zu beantragen, gibt es weder vor noch nach der Einstellung des Leistungsbetriebes eine spezifische Frist. Das AtG fordert jedoch die unverzügliche Stilllegung und den Abbau (§ 7 (3) AtG). Für die Kernanlagen, deren Genehmigung für den Leistungsbetrieb im Jahr 2011 auslief, wurden zwischen 2012 und 2015 Anträge auf Stilllegung und Abbau gestellt. Im Schnitt dauern Genehmigungsverfahren für die Stilllegung vier bis sechs Jahre. In der Zwischenzeit wurden für alle Kernanlagen in Deutschland Anträge auf Stilllegung und Abbau gestellt und entsprechende Genehmigungen erteilt. Abbildung 6-1 Kernanlagen im Sinne des Übereinkommens zur Stromerzeugung in Deutschland Bei der Prüfung des Stilllegungsgenehmigungsantrags prüft die zuständige Behörde, ob die Genehmigungsvoraussetzungen erfüllt sind. Dies gilt sowohl für die Aspekte des Restbetriebs als auch für die spezifischen Aspekte des Abbaus. Im Rahmen des Genehmigungsantrags werden Angaben zu den geplanten Stilllegungsmaßnahmen gemacht, die im Wesentlichen Folgendes umfassen: ⎯ Umfang der Abbauvorhaben ⎯ Beschreibung der betroffenen SSCs (Structures, Systems and Components) ⎯ Anlagenzustand zu Beginn des Abbaus ⎯ Welche Räume genutzt werden sollen ⎯ Radiologische Situation ⎯ Anzuwendende Abbautechniken ⎯ Nutzung von Infrastrukturen ⎯ Wechselwirkung mit dem Restbetrieb ⎯ Erforderliche Bauwerke ⎯ Strahlenschutz ⎯ Brandschutz ⎯ Abschätzung des Abfallaufkommens Im Rahmen des Genehmigungsverfahrens sind vom Genehmigungsinhaber Unterlagen vorzulegen und von der Behörde zu bewerten. Oftmals werden von der Behörde bei der Beurteilung zusätzliche Informationen angefordert. Die Zeit für die Erstellung der Unterlagen durch den Antragsteller, die Beteiligung der Öffentlichkeit und die Zeit für die Bewertung durch die Behörde und ihre hinzugezogenen Sachverständigen bestimmen die Dauer des Genehmigungsverfahrens. Die deutschen Kernanlagen zur kommerziellen Stromerzeugung können entsprechend der Auslegung bei ihrer Errichtung in vier Baulinien für Druckwasserreaktoren (DWR) und in zwei Baulinien für Siedewasserreaktoren (SWR) eingeteilt werden. Der Anhang 3 (→ Seite 186) enthält eine Zusammenstellung technischer Details zu den Kernanlagen der verschiedenen zuletzt noch betriebenen Baulinien. Verfügbarkeit der Kernanlagen Tabelle 6-1 zeigt die mittleren Verfügbarkeiten der deutschen Kernanlagen. Da die Arbeitsverfügbarkeit das Produkt aus Leistung und Zeitverfügbarkeit darstellt, kann der Durchschnitt der Arbeitsverfügbarkeit aller deutschen Kernanlagen größer als der Durchschnitt der Zeitverfügbarkeit sein. Tabelle 6-1 Mittlere Verfügbarkeiten der deutschen Kernanlagen Jahr Zeitverfügbarkeit in % (verfügbare Betriebszeit/ Kalenderzeit) Arbeitsverfügbarkeit in % (mögliche Energieerzeugung/ Nennarbeit) Arbeitsausnutzung in % (tatsächliche Energieerzeugung/ Nennarbeit) 2023 87,8 71,4 65,7 2022 95,5 94,0 89,8 2021 95,9 95,6 92,1 2020 90,6 88,6 85,5 2019 90,8 88,9 85,2 2018 90,9 89,7 86,2 2017 82,0 80,2 76,3 2016 88,9 88,4 84,4 2015 91,8 91,2 82,2 2014 90,6 89,1 86,8 2013 89,2 88,7 87,2 2012 91,0 90,5 88,9 2011 82,1 81,9 68,2 2010 76,4 77,5 74,0 2009 73,2 74,2 71,2 2008 80,0 80,9 78,4 2007 76,0 76,4 74,4 Verwendung von Mischoxid-BE Seit dem 1. Juli 2005 ist der Transport von bestrahlten BE aus deutschen Kernanlagen zur Wiederaufarbeitung unzulässig. Das abgetrennte Plutonium aus den vor dem 1. Juli 2005 in die Wiederaufarbeitung verbrachten bestrahlten BE wurde vollständig in Form von MOX-BE verarbeitet und in den jeweiligen Kernanlagen wieder eingesetzt. Damit ist die Verwertung des gesamten abgetrennten Plutoniums durch Wiedereinsatz während der Laufzeit deutscher Kernanlagen vollständig abgeschlossen. Änderungsgenehmigungen Im Zeitraum von 2022 bis 2024 wurden keine Änderungsgenehmigungen zum Leistungsbetrieb mehr erteilt. Nachbetrieb Nach Erlöschen der Berechtigung zum Leistungsbetrieb geht die Kernanlage in den Nachbetrieb über. Der Nachbetrieb läuft genehmigungstechnisch noch unter der Betriebsgenehmigung. Mit Erteilung und Inanspruchnahme der Stilllegungsgenehmigung ist die Kernanlage in Stilllegung. In Abhängigkeit von der geplanten und beantragten Vorgehensweise zur Stilllegung können unverändert fortzuführende Betriebsprozesse, wie z. B. die Nasskühlung bestrahlter BE, nicht vom Antrag der Stilllegung umfasst sein. Dann gilt parallel zur Stilllegungsgenehmigung für diese Tätigkeiten auch die Betriebsgenehmigung einschließlich der zugehörigen Sicherheitsnachweise weiter, bis zur Beendigung dieser Prozesse. Forschungsreaktoren Forschungsreaktoren sind keine Kernanlagen im Sinne des Übereinkommens. Über sie wird gemäß der Empfehlung aus dem Dokument „Code of Conduct on the Safety of Research Reactors“ der IAEO aus dem Jahr 2004 dennoch berichtet. In Deutschland werden aktuell (Stand: April 2025) insgesamt sechs Forschungsreaktoren mit thermischen Leistungen zwischen 100 mW und 20 MW betrieben (→ Anhang 2-1a, Seite 181). Die Genehmigungsinhaber der Forschungsreaktoren sind staatliche bzw. staatlich geförderte Universitäten bzw. Forschungszentren. Zwei dieser Reaktoren mit thermischen Leistungen von 100 kW bzw. 20 MW werden primär als Neutronenquellen für die Forschung betrieben. Bei den übrigen vier Forschungsreaktoren handelt es sich um Unterrichtsreaktoren mit einer thermischen Leistung von 100 mW bzw. 2 W. Diese werden für die praktische Ausbildung auf den Gebieten Reaktorphysik und Strahlenschutz an den Hochschulen Furtwangen, Stuttgart, Ulm und Dresden betrieben. Drei Forschungsreaktoren sind endgültig abgeschaltet (→ Anhang 2-1b, Seite 181) und weitere sechs sind in Stilllegung und werden abgebaut (→ Anhang 2-2, Seite 182). Für die Genehmigung und Aufsicht von Forschungsreaktoren findet u. a. das sicherheitstechnische Regelwerk für Leistungsreaktoren sinngemäß Anwendung. Dies wurde in dem „Leitfaden zur Anwendung des kerntechnischen Regelwerks für Kernkraftwerke auf Forschungsreaktoren mittels eines abgestuften Ansatzes“ vom 10. Oktober 2023 konkretisiert. Abhängig vom Risikopotential des jeweiligen Forschungsreaktors wird hier ein abgestuftes Vorgehen durch die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder angewandt (→ Abbildung 6-2, Seite 25). Abbildung 6-2 Forschungsreaktoren in Deutschland Weitere kerntechnische Einrichtungen Zur Vervollständigung des Bildes zur Nutzung der Atomenergie in Deutschland wird ein kurzer Überblick über weitere kerntechnische Einrichtungen gegeben, die ebenfalls nicht Gegenstand des Übereinkommens sind. Einige dieser kerntechnischen Einrichtungen sind jedoch Gegenstand des „Gemeinsamen Übereinkommens über die Sicherheit der Behandlung abgebrannter BE und über die Sicherheit der Behandlung radioaktiver Abfälle“ (Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management), worüber Deutschland zuletzt im Rahmen des Nationalen Berichts zur 8. Überprüfungstagung im März 2025 berichtet hat6. Der Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktor befindet sich im Status „sicherer Einschluss“ (→ Anhang 1-1, Seite 177). Die Kernanlagen Heißdampfreaktor Großwelzheim, Kernkraftwerk Niederaichbach und Versuchsatomkraftwerk Kahl wurden bereits vollständig abgebaut und aus der atom- und strahlenschutzrechtlichen Überwachung entlassen (→ Anhang 1-2, Seite 180). Die weiteren kerntechnischen Einrichtungen umfassen Anlagen der Kernbrennstoffversorgung und der Entsorgung (außer Zwischenlager und Endlager). Hierbei handelt es sich um die Urananreicherungsanlage in Gronau und die Brennelementfabrik in Lingen. Die Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe (WAK) hat im Jahr 1991 ihren Betrieb endgültig eingestellt und wird seit 1993 abgebaut. Mehrere Brennelementwerke wurden vollständig abgebaut. Bestrahlte BE aus dem Betrieb von Leistungs- und Forschungsreaktoren werden in der Bundesrepublik Deutschland in zentralen Zwischenlagern (BE-Zwischenlager Ahaus (BZA), BE-Zwischenlager Gorleben (BZG) und dem Zwischenlager Nord in Rubenow), im Behälterlager der Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor (AVR) Jülich und in Zwischenlagern an den Standorten der Kernanlagen aufbewahrt. Die Aufbewahrungsgenehmigungen erteilt das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE). Grundsätzlich sind die Genehmigungen auf 40 Jahre befristet. Die Verpflichtung der Genehmigungsinhaber von Kernanlagen, die aus dem Betrieb der jeweiligen Anlage entstehenden bestrahlten BE zur Vermeidung von Transporten an den Standorten der Kernanlagen zwischenzulagern, wurde im Jahr 2002 im AtG festgelegt. Die Abgabe von bestrahlten BE aus Kernanlagen zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität an eine Anlage zur Wiederaufarbeitung und damit der Transport von bestrahlten BE nach Frankreich bzw. Großbritannien, war nur bis zum 30. Juni 2005 möglich. In das Endlager für radioaktive Abfälle Morsleben (ERAM) wurden in den Zeiträumen von 1971 bis 1991 und 1994 bis 1998 schwach- und mittelradioaktive Abfälle eingelagert. Die Bundesgesellschaft für Endlagerung mbH (BGE) übernahm im April 2017 die Betreiberverantwortung für das ERAM. Sie erhielt damit auch die Rolle des Antragstellers im Genehmigungsverfahren zur Stilllegung. Die atom- und strahlenschutzrechtliche Aufsicht über das ERAM wird durch das BASE ausgeübt. In die Schachtanlage Asse II wurden im Zeitraum von 1967 bis 1978 schwach- und mittelradioaktive Abfälle eingelagert. Im Jahr 2013 wurde die Rückholung der radioaktiven Abfälle und anschließende Stilllegung der Anlage gesetzlich festgelegt. Am 25. April 2017 ist die Betreiberschaft des Bundesamtes für Strahlenschutz (BfS) auf die BGE übergegangen, welche somit für die Rückholung der eingelagerten Abfälle verantwortlich ist. Die atom- und strahlenschutzrechtliche Aufsicht über die Schachtanlage Asse II wird durch das BASE ausgeübt. Das Planfeststellungsverfahren für das Endlager Konrad ist mit der Erteilung des Planfeststellungsbeschlusses vom 22. Mai 2002, der durch Beschluss des Bundesverwaltungsgerichts vom 26. März 2007 bestandskräftig geworden ist, abgeschlossen. Seitdem wird die bestehende ehemalige Eisenerz-Schachtanlage zum Endlager Konrad umgerüstet. Die BGE kalkuliert mit einer Fertigstellung der Umrüstung bis Ende 2029. Genehmigungsinhaber des Endlagers Konrad ist die BGE. Die atom- und strahlenschutzrechtliche Aufsicht wird durch das BASE ausgeübt. Innerhalb Deutschlands soll ein Standort für ein Endlager für hochradioaktive Abfälle gefunden werden. Die einzelnen Verfahrensschritte regelt das 2017 in Kraft getretene Standortauswahlgesetz (StandAG). Das Standortauswahlverfahren gliedert sich in drei aufeinanderfolgende Phasen: ⎯ Phase I: Ermittlung von Teilgebieten (Schritt 1) und Vorschlag für Standortregionen auf Basis bereits vorhandener Daten (Schritt 2) 6 „Bericht der Bundesregierung für die achte Überprüfungstagung im März 2025 zur Erfüllung des Gemeinsamen Übereinkommens über die Sicherheit der Behandlung abgebrannter Brennelemente und über die Sicherheit der Behandlung radioaktiver Abfälle“, BMUV, August 2024; https://www.bmuv.de/fileadmin/Daten_BMU/Download_PDF/Nukleare_Sicherheit/jc_8_bericht_deutschland_atomenergie_bf.pdf ⎯ Phase II: Übertägige Erkundung ⎯ Phase III: Untertägige Erkundung Das Verfahren befindet sich derzeit in Schritt 2 der Phase I, in der die Ermittlung von Standortregionen für die übertägige Erkundung gemäß § 14 StandAG auf Basis der zuvor ermittelten Teilgebiete und den Beratungsergebnissen der Fachkonferenz Teilgebiete erfolgt. Aufgrund der Ausrichtung als wissenschaftsbasiertes, transparentes sowie lernendes Verfahren, das eine umfassende Öffentlichkeitsbeteiligung vorsieht und von dem Schutzziel geprägt ist, den Standort mit der bestmöglichen Sicherheit für einen Zeitraum von einer Million Jahren zu identifizieren, hat sich gezeigt, dass sich das gesetzlich angestrebte Zieljahr 2031 für die Standortentscheidung nicht halten lässt. Das BASE übt die staatliche Aufsicht über das Standortauswahlverfahren für ein Endlager für hochradioaktive Abfälle aus und beteiligt in seiner Eigenschaft als Träger der Öffentlichkeitsbeteiligung die Öffentlichkeit. Als Vorhabenträgerin fungiert die BGE. Diese strebt für Ende 2027 den Abschluss der Ermittlung von Standortregionen für die übertägige Erkundung an. Die wesentlichen laufenden Arbeiten der BGE in Schritt 2 der Phase I dienen der Einengung der Gebiete hin zu den Standortregionen. Vorrangig werden derzeit Gebiete schrittweise in die Kategorien D bis A eingestuft und jährlich bekannt gegeben. Dabei sind Gebiete der Kategorie A unter Sicherheitsaspekten die günstigsten. Die BGE veröffentlichte Ende 2024 Arbeitsstände in Form von Gebietskategorisierungen der Kategorie D (ungeeignet) und C (weniger geeignet). Mit dem bis Ende 2027 erwarteten Standortregionenvorschlag werden auch die Programme für die übertägige geowissenschaftliche Erkundung der Standortregionen in Phase II vorgeschlagen. Das Standortauswahlverfahren ist mit einer intensiven Öffentlichkeitsbeteiligung verbunden. In den Jahren 2020 und 2021 gab es dazu die Fachkonferenz Teilgebiete7, in den Folgejahren das Forum Endlagersuche. Dabei werden die Arbeitsschritte der BGE begleitet und nachvollziehbar und transparent gemacht. Bürgerinnen und Bürger sowie die interessierte Fachwelt (Vertreterinnen und Vertreter kommunaler Gebietskörperschaften, gesellschaftlicher Organisationen und der Wissenschaft) können sich dabei in das Standortauswahlverfahren einbringen. Nach der Veröffentlichung des Standortregionenvorschlags werden die Beteiligungsformate Regionalkonferenzen und Rat der Regionen weiterhin eine umfassende Öffentlichkeitsbeteiligung ermöglichen. Überblick über wichtige Sicherheitsthemen einschließlich ausgewählter Ereignisse Nach Redaktionsschluss des neunten Nationalen Berichts zur kombinierten 8./9. CNS-Überprüfungstagung bis zum Redaktionsschluss des Nationalen Berichts zur 10. CNS-Überprüfungstagung (Mai 2022 bis Mai 2025) kam es in deutschen Kernanlagen zu keinen Ereignissen, welche als Ereignisse nach INES 1 oder höher eingestuft wurden. Im Jahr 2023 wurde bei der Entnahme eines CASTOR®-Behälters aus dem Beladebecken eine Komponente der Anschlaglasche des Behälters infolge eines nicht sachgerecht ausgeführten Handhabungsschrittes beschädigt. Dabei wurde ein Sicherungsbolzen nicht ausreichend weit eingeschoben und nicht in der Endposition gesichert. Die Möglichkeit des Abrutschens des Behälters war jedoch nicht zu unterstellen. Um Wiederholungen zu vermeiden, wurden die mit der Abfertigung beauftragten Mitarbeiter geschult. Zudem erfolgte eine Anpassung im behälterspezifischen Ablaufplan. Zu diesem Ereignis wurde die Weiterleitungsnachricht (WLN) 2024/01 verfasst. Mit vier weiteren Ereignismeldungen wurde im Zeitraum 2022 bis 2024 über Mängel in der Vorbeladedokumentation verschiedener CASTOR®-Beladekampagnen berichtet. In einem Fall war bei der physikalischen Modellierung einzelner BE von Uran/Gadolinium statt reinem Uran als Material ausgegangen worden. Daraus ergab sich ein geringfügig höherer Abbrand sowie eine geringfügig höhere Nachzerfallsleistung für die betroffenen und bereits eingeladenen BE. Die Modellierungen wurden korrekt wiederholt und es wurde bestätigt, dass alle sicherheitstechnisch wichtigen Grenzwerte der Beladekonfigurationen sicher eingehalten werden. In zwei weiteren Fällen wurde im Rahmen der Vorbeladedokumentation der sog. Ausnutzungsgrad nicht korrekt ermittelt. Der Ausnutzungsgrad ermöglicht den Vergleich der maximalen Leistungsüberhöhung der Nachzerfallsleistung für ein einzuladendes BE mit den zulässigen Vorgaben der thermischen Nachweisführung. Die bisher durchgeführten Nachbewertungen der entsprechenden Beladekampagnen ergaben, dass die thermischen Randbedingungen eingehalten wurden. Beide Ereignisse beruhen auf einer nicht korrekt erfolgten IT-technischen Umsetzung geänderter Genehmigungsbedingungen. Ein weiteres Ereignis ist auf die Vertauschung von Eingabedateien zweier BE, 7 Fachkonferenz Teilgebiete; www.endlagersuche-infoplattform.de/webs/Endlagersuche/DE/Beteiligung/Fachkonferenz/fachkonferenz_node.html die für kernphysikalische Berechnungen benötigt werden, zurückzuführen. Hierdurch entsprachen die errechneten einsatzabhängigen Daten für die beiden BE nicht mehr der tatsächlichen Einsatzhistorie. Es erfolgte eine Nachberechnung der einsatzabhängigen Daten. Das Vorkommnis führte zu keiner sicherheitstechnisch bedeutsamen Abweichung bei der Beladekonfiguration für den entsprechenden Behälter. In keinem der genannten Fälle wurden die Schutzziele für die BE sowie die Behälter verletzt. Im Rahmen der Aufarbeitung dieser Ereignisse wurden Optimierungen im organisatorischen Bereich und im Qualitätsmanagement ergriffen. In den letzten Jahren wurden mehrere Ereignisse aus deutschen, dauerhaft abgeschalteten Kernanlagen gemeldet, in denen es zu fehlerhaften Abbautätigkeiten an nicht zum Abbau vorgesehenen Komponenten gekommen ist. Zum Beispiel wurde beim Abbau eine nicht freigegebene Rohrleitung angesägt, eine noch betriebene Rohrleitung fehlerhaft aufgetrennt, ein Ablauftrichter mit einem Teil der zugehörigen Sammelleitung fehlerhaft abgebaut und entsorgt und eine noch nicht stillgesetzte Bodenwannenablaufleitung fehlerhaft aufgetrennt. Eine Auswertung der Ereignisse hat ergeben, dass Mängel und Verbesserungspotenzial, insbesondere bei organisatorischen Vorkehrungen, festzustellen sind. Hier sind insbesondere nicht eindeutige oder fehlende Kennzeichnung der Außerbetrieb gesetzten Komponenten begünstigt. Diese Mängel führten z. B dazu, dass das Personal falsche Annahmen bezüglich der abzubauenden Komponenten getroffen hat. Weitere beitragende Faktoren zu den Ereignissen waren u. a. fehlerhafte Arbeitsausführungen (kritische Grundhaltung bei nicht eindeutigen Sachverhalten) und Abweichungen von den Vorgaben. Der fehlerhafte Abbau von nicht zum Abbau freigegebenen Anlagenteilen kann potenziell alle noch benötigten Anlagenteile mit passiven oder aktiven Sicherheitsfunktionen betreffen. Dies kann sicherheitstechnisch oder radiologisch relevante Auswirkungen zur Folge haben. Daher ergibt sich aus den Ereignissen eine potenzielle sicherheitstechnische Bedeutung. Aufgrund der Übertragbarkeit der Ereignisse auf andere Kernanlagen im Abbau im In- und Ausland, hat die GRS die WLN 2023/04 veröffentlicht und eine Meldung an das IRS der IAEO (Meldung IRS 9246) gemacht. Sicherheitstechnische Empfehlungen der Reaktor-Sicherheitskommission (RSK) Die RSK hat seit dem Redaktionsschluss für den neunten Nationalen Bericht zur kombinierten 8./9. CNS- Überprüfungstagung im Mai 2022 insgesamt drei Stellungnahmen und eine Empfehlung zu wichtigen sicherheitstechnischen Fragestellungen mit Bezug zu kerntechnischen Anlagen in Deutschland veröffentlicht: Stellungnahmen: ⎯ „Weiterbetrieb deutscher Kernkraftwerke bis zum 15. April 2023“ (11. November 2022)8 ⎯ „Einschätzung des fachlichen Beitrags der gegebenenfalls erweiterten THAI-Versuchsanlage hinsichtlich der sicherheitstechnischen Bewertung von Forschungs- und Leistungsreaktoren sowie der Kompetenz- und Nachwuchsentwicklung im Bereich der nuklearen Sicherheit“ (22. Februar 2023)9 ⎯ „Anforderungen an die Kühlung der Brennelemente im Lagerbecken im Restbetrieb“ (Revidierte Fassung vom 13. Dezember 2023)10 Empfehlung: ⎯ „Planung und Prüfung von Arbeiten im Restbetrieb“ (13. Dezember 2023)11 Programme und Maßnahmen für eine kontinuierliche Verbesserung der Sicherheit Im Rahmen der kontinuierlich betriebenen atomrechtlichen Aufsicht wird die Sicherheit der Kernanlagen fortlaufend überprüft. Wenn neue sicherheitsrelevante Erkenntnisse vorliegen, wird die Übertragbarkeit auf andere Kernanlagen sowie die Notwendigkeit von eventuell erforderlichen Nachrüstungen geprüft (→ Artikel 19 (vii), 8 RSK-Stellungnahme „Weiterbetrieb deutscher Kernkraftwerke bis zum 15. April 2023, 532. Sitzung der RSK, 11. November 2022; https://www.rskonline.de/sites/default/files/reports/EP-Anlage_RSK532_Weiterbetrieb_hp_kor.pdf 9 RSK-Stellungnahme „Einschätzung des fachlichen Beitrags der gegebenenfalls erweiterten THAI-Versuchsanlage hinsichtlich der sicherheitstechnischen Bewertung von Forschungs- und Leistungsreaktoren sowie der Kompetenz- und Nachwuchsentwicklung im Bereich der nuklearen Sicherheit“, 534. Sitzung der RSK, 22. Februar 2023; https://www.rskonline.de/sites/default/files/reports/EP-Anlage_RSK534-homepage.pdf 10 RSK-Stellungnahme „Anforderungen an die Kühlung der Brennelemente im Lagerbecken im Restbetrieb“, 539. Sitzung der RSK, 13. Dezember 2023; https://www.rskonline.de/sites/default/files/reports/EP-Anlage1_RSK539_hp.pdf 11 RSK-Empfehlung „Planung und Prüfung von Arbeiten im Restbetrieb“, 539. Sitzung der RSK, 13. Dezember 2023; https://www.rskon- line.de/sites/default/files/reports/EP-Anlage2_RSK539_hp.pdf Seite 169). Nach Entfernung der BE aus einer kerntechnischen Anlage sinkt das radiologische Gefährdungspotential deutlich. Für den Erhalt des hohen Niveaus der Sicherheitskultur werden von den Genehmigungsinhabern Schulungen für Personalhandlungen für das Eigenpersonal durchgeführt. Die Schulungsinhalte werden für bestimmte Zielgruppen (Elektrotechnik, Maschinentechnik, Strahlenschutz, Abbau) mit wechselnden Schwerpunkten (z. B. Kommunikation, Rückmeldekultur, Erkenntnisse aus Beinahe-Ereignissen) vermittelt. Die Schulungen erfolgen zum Teil auf neu eingerichteten Schulungsstrecken an den Standorten. Auf den Schulungsstrecken wird das Verhalten bei sicherheitsrelevanten Tätigkeiten (z. B. Wartungsaufträge) unter realen Bedingungen geübt. Forschung zur Sicherheit der Kernanlagen Deutschland ist zum 15. April 2023 aus der Nutzung der Kernenergie zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität ausgestiegen. Die dieser Entscheidung des Gesetzgebers zugrundeliegende Risikobewertung wird auch bei der Förderung der nuklearen Sicherheitsforschung berücksichtigt. Im Bereich der Reaktorsicherheitsforschung haben technisch-wissenschaftliche Fragestellungen zum Betrieb deutscher Forschungsreaktoren sowie der Stilllegung und des Abbaus von deutschen Kernkraftwerken und Forschungsreaktoren große Bedeutung. Zudem liegt auch der sichere Betrieb kerntechnischer Anlagen im Ausland in unmittelbarem deutschem Sicherheitsinteresse, denn die Folgen kerntechnischer Unfälle und Ereignisse können sich grenzüberschreitend auswirken. Daher begleitet die Bundesrepublik Deutschland auch weiterhin internationale Entwicklungen in der Reaktorsicherheit (einschließlich der Beurteilung der Sicherheit neuer Reaktortypen) und in der nuklearen Entsorgung und bringt sich aktiv in die internationale Diskussion kerntechnischer Sicherheitsfragen sowie die Weiterentwicklung des Standes von Wissenschaft und Technik ein. Insbesondere beteiligt sich Deutschland an ausschließlich sicherheitsgerichteten multinationalen Forschungsprojekten unter der Schirmherrschaft der OECD/NEA (Organisation for Economic Co-operation and Development/Nuclear Energy Agency) und richtet solche Projekte selber aus. Eine Förderung der Nutzung der Kernenergie zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität kommt jedoch nicht in Betracht. Über das Projektförderprogramm des BMUV (jetzt BMUKN) zur Sicherheitsforschung für kerntechnische Anlagen (2021 bis 2025) werden Forschungs- und Entwicklungsvorhaben zur Reaktorsicherheitsforschung, zur Forschung zur verlängerten Zwischenlagerung und Behandlung hochradioaktiver Abfälle, zur Endlagerforschung und zur Forschung zu Querschnittsfragen aus diesen Gebieten gefördert. Die Ressortforschung des BMUKN hingegen ist auf die Unterstützung der ministeriellen Aufgaben und der Regulierungsarbeit auf den Gebieten der nuklearen Sicherheit und des Strahlenschutzes durch konkrete aufgabenbezogene Forschung, Untersuchungen und Entwicklungsarbeiten ausgerichtet. Flankierend dazu fördert das Bundesministerium für Bildung und Forschung (BMBF) Projekte zu den Themen Sicherheits- und Entsorgungsforschung sowie zur Strahlenforschung im Rahmen der Förderrichtlinie „Richtlinie zur Förderung von Zuwendungen im Rahmen des 7. Energieforschungsprogramms der Bundesregierung in der nuklearen Sicherheitsforschung und der Strahlenforschung“. Über die Förderrichtlinie des BMBF „Richtlinie zur Förderung von Projekten zum Förderkonzept FORKA – Forschung für den Rückbau kerntechnischer Anlagen“ werden Themen zur Stilllegung und Rückbau kerntechnischer Anlagen gefördert. Zudem liegt die institutionelle Finanzierung der Aktivitäten der Helmholtz-Gemeinschaft (HGF) auf dem Gebiet der nuklearen Sicherheitsforschung im Rahmen des Helmholtz-Programms „NUSAFE“ im Zuständigkeitsbereich des BMBF. Die durch die Bundesregierung geförderten Forschungsarbeiten im Bereich der Reaktorsicherheitsforschung betreffen u. a. experimentelle oder analytische Untersuchungen: ⎯ realistische, detaillierte Beschreibungen der Abläufe im Reaktorkern, in den Kühlkreisläufen und im Sicherheitsbehälter bei Leistungs- und Stilllegungsbetrieb sowie bei Stör- und Unfällen, Ableitung von Maßnahmen zur Beherrschung auch schwerer Störfälle ⎯ werkstoffwissenschaftliche Untersuchungen zu Strukturmaterialien, Komponenten und Werkstoffen, insbesondere zu Alterung und Integrität, Verfahren zur Werkstoffcharakterisierung und zerstörungsfreien Prüfung ⎯ strukturmechanische Analysemethoden zur Integritätsbewertung von Gebäudestrukturen und Komponenten ⎯ sicherheitsrelevante Einflüsse menschlichen Handelns sowie der Organisation ⎯ probabilistische Methoden zur Verbesserung der Werkzeuge für die Identifizierung relativer Schwachstellen in Anlagenauslegung und Prozessführung ⎯ Sicherheitsfragen hinsichtlich innovativer Sicherheitssysteme und digitaler Leittechnik Im Rahmen von Projekten geförderte Rechenprogrammcodes stehen den Aufsichtsbehörden und ihren Sachverständigen für Sicherheitsanalysen von Kernanlagen zur Verfügung. Im Allgemeinen haben die Länder keine der nuklearen Sicherheit gewidmeten Forschungsprogramme. Im Rahmen ihrer Verantwortlichkeiten finanzieren sie die allgemeinen Kosten der Universitäten. Auch seitens der Genehmigungsinhaber von Kernanlagen wird der Forschung und Entwicklung im Bereich der nuklearen Sicherheit über den technischen Verband der Energieanlagen-Betreiber vgbe energy e.V. weiterhin hohe Priorität eingeräumt. Aufgrund des vollzogenen Ausstiegs aus der Nutzung der Kernenergie zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität im Jahr 2023 fokussieren die Genehmigungsinhaber ihre Anstrengungen auf den Restbetrieb der abgeschalteten Anlagen sowie auf deren Stilllegung und den Abbau. Aktuell gibt es 20 bis 25 Projekte. Neben sonderfinanzierten Dienstleistungen des Verbandes betreffen die Projekte dabei die folgenden Themenschwerpunkte ⎯ Untersuchungen zu Stilllegung und Abbau, ⎯ Bewertung von Vorkommnissen, ⎯ Funktionserhalt eingesetzter Elektro- und Leittechnik, ⎯ Betrieb von Datenbanken, sowie ⎯ Regelwerk und rechtliche Fragen. Aktivitäten des Bundesministeriums für Umwelt, Klimaschútz, Naturschutz und nukleare Sicherheit (BMUKN) Bei der Wahrnehmung seiner gesetzlichen Aufgaben zur sicheren Nutzung der Atomenergie hat das BMUKN Fragen von grundsätzlicher Bedeutung für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen zu klären (→ Artikel 8, Seite 50). Das BMUKN verfolgt kontinuierlich die Entwicklungen im Bereich der kerntechnischen Sicherheit, indem es in sich – zum Teil mit Unterstützung durch nachgeordnete Behörden (BASE, BfS) und auch der Landesbehörden – aktiv an der Arbeit internationaler Gremien und Arbeitsgruppen (IAEO, OECD/NEA, Gremien aus bi- und multilateralen Abkommen und Verträgen, etc.) beteiligt. Die Ergebnisse an der Arbeit dieser Gremien und Arbeitsgruppen sowie auf nationaler Ebene durch die Bundesregierung geförderten Forschungsprogrammen, Forschungs- und Entwicklungsvorhaben fließen in die stetige Verbesserung der Anforderungen an die Sicherheit der Kernanlagen entsprechend dem Stand von Wissenschaft und Technik ein. Das BMUKN beauftragt außerdem seine beratenden Kommissionen RSK, ESK (Entsorgungskommission) und SSK (Strahlenschutzkommission) (→ Artikel 8, Seite 63), zu ausgewählten Entwicklungen oder Ereignissen im Bereich der kerntechnischen Sicherheit Stellung zu nehmen und Empfehlungen zu formulieren. Die Sachverständigenorganisation GRS unterstützt das BMUKN und führt Forschungsvorhaben zur Sicherheit der Kernanlagen im Auftrag des BMUKN durch. Die GRS wertet aufgetretene Ereignisse in deutschen, aber auch internationalen Kernanlagen entsprechend ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung und Übertragbarkeit auf andere deutsche Anlagen aus und erstellt Empfehlungen in Form von WLN. Umsetzung der „Vienna Declaration on Nuclear Safety“ In der „Vienna Declaration on Nuclear Safety“ (Februar 2015) wurden zusätzliche Festlegungen getroffen, um die Ziele des Übereinkommens – die Vermeidung von Unfällen mit radiologischen Auswirkungen und gegebenenfalls die Abmilderung möglicher Unfallfolgen – zu erreichen. Deutschland erfüllt alle Prinzipien der „Vienna Declaration on Nuclear Safety“. Hierzu wird bezüglich der Prinzipien in den Artikeln 14, 17, 18 und 19 berichtet. 7 Rahmen für Gesetzgebung und Vollzug ARTICLE 7 LEGISLATIVE AND REGULATORY FRAMEWORK Artikel 7 Rahmen für Gesetzgebung und Vollzug 1. Each Contracting Party shall establish and maintain a legislative and regulatory framework to govern the safety of nuclear installations. (1) Jede Vertragspartei schafft einen Rahmen für Gesetzgebung und Vollzug zur Regelung der Sicherheit der Kernanlagen und erhält diesen aufrecht. 2. The legislative and regulatory framework shall provide for: (2) Der Rahmen für Gesetzgebung und Vollzug sieht folgendes vor: i) the establishment of applicable national safety requirements and regulations; i) die Schaffung einschlägiger innerstaatlicher Sicherheitsvorschriften und -regelungen; ii) a system of licensing with regard to nuclear installations and the prohibition of the operation of a nuclear installation without a licence: ii) ein Genehmigungssystem für Kernanlagen und das Verbot des Betriebs einer Kernanlage ohne Genehmigung; iii) a system of regulatory inspection and assessment of nuclear installations to ascertain compliance with applicable regulations and the terms of licences; iv) the enforcement of applicable regulations and of the terms of licences, including suspension, modification or revocation. iii) ein System für behördliche Prüfung und Beurteilung von Kernanlagen, um feststellen zu können, ob die einschlägigen Vorschriften und Genehmigungsbestimmungen eingehalten werden; iv) die Durchsetzung der einschlägigen Vorschriften und Genehmigungsbestimmungen, einschließlich Aussetzung, Änderung oder Widerruf. 7 (1) Rahmen für Gesetzgebung und Vollzug Das System der atom- und strahlenschutzrechtlichen Regulierung in Deutschland Das Ziel der atom- und strahlenschutzrechtlichen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden des Bundes und der Länder12 ist es, zu überwachen, ob die Genehmigungsinhaber aller kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen in Deutschland die erforderliche Sicherheit gewährleisten. Zwischen Bund und Ländern besteht im Rahmen einer Aufgabenverteilung (Bundesauftragsverwaltung) ein System aus „Checks and Balances“. Dieses seit vielen Jahrzehnten bestehende System basiert auf Vertrauen und Kontrolle zwischen Bund und Ländern und bildet die Basis für den Fortbestand hoher Sicherheitsanforderungen. In Deutschland wird die Unabhängigkeit der regulatorischen Entscheidungsfindung sowohl auf Bundesebene als auch auf Länderebene durch eine klare funktionale Trennung gewährleistet. Verfassungsrechtlicher Rahmen Die Bundesrepublik Deutschland ist ein Bundesstaat mit föderaler Struktur und setzt sich aus 16 Bundesländern (Länder) zusammen. Diese Struktur ist in der Verfassung (Grundgesetz, GG) festgelegt. Das GG bildet zusammen mit dem Atom- und Strahlenschutzrecht die Rahmenbedingungen für die Atomenergienutzung in der Bundesrepublik Deutschland. Der Bundeskanzler bestimmt die Zuständigkeit der obersten Bundesbehörden per Organisationserlass. Dem BMUKN wurde so die Verantwortung für die nukleare Sicherheit kerntechnischer Anlagen und den Strahlenschutz übertragen. Das GG hat die Gesetzgebungskompetenz für die friedliche Nutzung der Atomenergie dem Bund zugewiesen. Das BMUKN ist als Teil der Bundesregierung an der Gesetzgebung, insbesondere durch die Ausarbeitung von Gesetzesentwürfen, beteiligt, während die Länder das AtG und das Gesetz zum Schutz vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung (StrlSchG) im Auftrag des Bundes ausführen (Bundesauftragsverwaltung). Völkerrechtliche Verträge Die nach Art. 59 Abs. 2 S. 1 GG geschlossenen völkerrechtlichen Verträge der Bundesrepublik Deutschland stehen in der Normenhierarchie förmlichen Bundesgesetzen gleich. Das Übereinkommen über nukleare Sicherheit 12 Zur Vereinfachung wird im Folgenden von den „zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden“ gesprochen. Für den Bereich des Strahlenschutzes ist das StrlSchG eigenständige formell-gesetzliche Grundlage neben dem AtG. Die atomrechtliche Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde ist in der Regel zugleich auch strahlenschutzrechtliche Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde. trat für die Bundesrepublik Deutschland am 20. April 1997 in Kraft. Die Rechte und Pflichten aus dem Vertrag treffen grundsätzlich nur die Bundesrepublik Deutschland als Vertragspartei. Recht der Europäischen Atomgemeinschaft (Euratom) und der Europäischen Union (EU) Bei Gesetzgebung und Verwaltungstätigkeit sind in Deutschland die bindenden Vorgaben aus den Regelungen von Euratom und EU zu beachten. Die Verwendung von Erzen, Ausgangsstoffen und besonderen spaltbaren Stoffen zur friedlichen Nutzung der Atomenergie unterliegt dem Kontrollregime der Euratom nach Art. 77 des Euratom-Vertrags. Die Richtlinie 2013/59/Euratom des Rates vom 5. Dezember 2013 zur Festlegung grundlegender Sicherheitsnormen für den Schutz vor den Gefahren einer Exposition gegenüber ionisierender Strahlung und zur Aufhebung der Richtlinien 89/618/Euratom, 90/641/Euratom, 96/29/Euratom, 97/43/Euratom und 2003/122/Euratom trat am 6. Februar 2014 in Kraft. Mit dieser Richtlinie wurde das europäische Strahlenschutzrecht grundlegend überarbeitet und in einer Richtlinie zusammengeführt. Die Frist für die Umsetzung der Richtlinie 2013/59/Euratom in nationales Recht endete am 6. Februar 2018. Die Umsetzungspflicht wurde zum Anlass genommen, das deutsche Strahlenschutzrecht neu zu ordnen und zu modernisieren. Insbesondere wurde das StrlSchG erlassen. Am 22. Juli 2009 trat die Richtlinie 2009/71/Euratom des Rates vom 25. Juni 2009 über einen Gemeinschaftsrahmen für die nukleare Sicherheit kerntechnischer Anlagen in Kraft. Damit wurden erstmals verbindliche europäische Regelungen im Bereich der nuklearen Sicherheit geschaffen. Die Richtlinie verfolgt das Ziel, die nukleare Sicherheit aufrechtzuerhalten und kontinuierlich zu verbessern. Die Mitgliedstaaten der EU sollen geeignete innerstaatliche Vorkehrungen treffen, um die Arbeitskräfte und die Bevölkerung vor den Gefahren ionisierender Strahlung aus Kernanlagen wirksam zu schützen. Die Richtlinie gilt u. a. für Kernanlagen, Forschungsreaktoren und Zwischenlager, nicht aber für Endlager radioaktiver Abfälle. Die Richtlinie enthält Regelungen zur Schaffung eines rechtlichen und regulatorischen Rahmens für die nukleare Sicherheit, zu Organisation und Aufgaben der zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden, zu den Pflichten der Genehmigungsinhaber der Kernanlagen, zur Aus- und Weiterbildung der Mitarbeitenden aller Beteiligten und zur Information der Öffentlichkeit. Die Richtlinie wahrt die nationale Verantwortlichkeit für die nukleare Sicherheit u. a. dadurch, dass die Mitgliedstaaten ausdrücklich das Recht haben, zusätzlich zu den Richtlinienbestimmungen in Übereinstimmung mit dem Gemeinschaftsrecht weitergehende Sicherheitsmaßnahmen zu treffen (Art. 2 Abs. 2 der Richtlinie). Die Richtlinie 2009/71/Euratom ist mit dem 12. AtGÄndG13 in nationales Recht umgesetzt worden. Mit der Richtlinie 2014/87/Euratom vom 8. Juli 2014 wurde die Richtlinie 2009/71/Euratom geändert. Durch diese Änderung wurden erstmals übergeordnete technische Anforderungen an die kerntechnische Sicherheit in Europa auf einer rechtlich verbindlichen Ebene gefordert, insbesondere die Umsetzung des gestaffelten Sicherheitskonzeptes sowie eine klare Zuordnung der Verantwortlichkeiten für den anlageninternen Notfallschutz. Außerdem sind die Mitgliedstaaten verpflichtet, neben der schon in der Richtlinie 2009/71/Euratom enthaltenen zehnjährigen Selbstbewertung des nationalen Gesetzes-, Vollzugs- und Organisationsrahmens und der zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden mindestens alle sechs Jahre, beginnend mit dem Jahr 2017, themenbezogene Peer Reviews zu einem von den Mitgliedstaaten gemeinsam auszuwählenden Sicherheitsthema durchzuführen. Auf diese Weise soll ein kontinuierliches System des gegenseitigen voneinander Lernens in Gang gesetzt werden. Die Richtlinie 2014/87/Euratom wurde mit Inkrafttreten des 15. AtGÄndG am 9. Juni 2017 in nationales Recht umgesetzt. 7 (2i) Sicherheitsvorschriften und -regelungen Innerstaatliche Sicherheitsvorschriften und -regelungen Im „Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz“14 sind sämtliche in Deutschland gültigen gesetzlichen und untergesetzlichen Regelungen für die Bereiche ⎯ nukleare Sicherheit, 13 „Zwölftes Gesetz zur Änderung des Atomgesetzes“, 8. Dezember 2010; www.bgbl.de/xaver/bgbl/text.xav?SID=&tf=xaver.component.Text_0&tocf=&qmf=&hlf=xaver.component.Hitlist_0&bk=bgbl&start=%2F%2 F*%5B%40node_id%3D%27947792%27%5D&skin=pdf&tlevel=-2&nohist=1&sinst=B6814DE6 14 „Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz“, BASE; https://www.base.bund.de/de/service/gesetze-regelungen/handbuch-reaktorsicher- heit-strahlenschutz/rsh-handbuch-reaktorsicherheit-strahlenschutz_inhalt.html ⎯ Endlagerung, ⎯ Transport radioaktiver Stoffe sowie ⎯ Schutz vor ionisierender und nichtionisierender Strahlung zusammengestellt. Die Abbildung 7-1 zeigt die Hierarchie der nationalen Regelungen, die Behörde oder Institution, die sie erlässt, sowie ihren Verbindlichkeitsgrad. Abbildung 7-1 Nationale Regelwerkspyramide Grundgesetz Atomgesetz, Strahlenschutzgesetz, Standortauswahlgesetz Rechtsverordnungen Allgemeine Verwaltungsvorschriften Bekanntmachungen des BMUV: • Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke • Richtlinien und Empfehlungen RSK-, SSK- und ESK-Leitlinien, RSK-, SSK- und ESK-Empfehlungen, KTA-Regeln Technische Spezifikation für Komponenten und Systeme Organisations- und Betriebshandbücher Bundesgesetzgeber Bundesregierung, Bundesrat Bundesregierung, Landesbehörden Beratungsgremien und KTA Industrie allgemein verbindlich verbindlich für Behörden verbindlich durch Übernahme in die Genehmigung bzw. durch Maßnahmen der Aufsicht im Einzelfall Gesetze, Rechtsverordnungen und Verwaltungsvorschriften Grundgesetz (GG) Das GG trifft Bestimmungen über die Kompetenzen von Bund und Ländern hinsichtlich der Atomenergienutzung. Nach Art. 73 Nr. 14 GG kommt dem Bund in diesem Bereich die ausschließliche Gesetzgebungskompetenz zu. Ganz überwiegend führen die Länder das für die Atomenergienutzung relevante Atom- und Strahlenschutzrecht (mit Ausnahme der Regelungen des anlagenexternen Notfallmanagementsystems des Bundes und der Länder) im Auftrag des Bundes aus (Bundesauftragsverwaltung). Hierbei übt der Bund die Rechts- und Zweckmäßigkeitsaufsicht aus und kann, soweit er dies für erforderlich erachtet, die Sachkompetenz an sich ziehen. Die Länder bleiben in jedem Fall für das Verwaltungshandeln nach außen zuständig (die sog. Wahrnehmungskompetenz). Aufgaben im Bereich der Entsorgung radioaktiver Abfälle werden zu großen Teilen gemäß § 23d AtG in bundeseigener Verwaltung durchgeführt. Förmliche Bundesgesetze, insbesondere Atomgesetz (AtG) und Strahlenschutzgesetz (StrlSchG) Atomgesetz (AtG) Das AtG enthält die grundlegenden nationalen Regelungen für Schutz- und Vorsorgemaßnahmen und die Entsorgung radioaktiver Abfälle und bestrahlter BE in Deutschland und ist die Grundlage für die zugehörigen Verordnungen. Das AtG wurde am 23. Dezember 1959 verkündet und zwischenzeitlich mehrfach geändert. Seit der Änderung aus dem Jahr 2002 ist es Zweck des AtG ⎯ die Nutzung der Atomenergie zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität geordnet zu beenden und bis zu diesem Zeitpunkt den geordneten Betrieb der Kernanlagen sicherzustellen, ⎯ Leben, Gesundheit und Sachgüter vor den Gefahren der Atomenergie und der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlen zu schützen und verursachte Schäden auszugleichen, ⎯ zu verhindern, dass durch die Nutzung der Atomenergie die innere oder äußere Sicherheit der Bundesrepublik Deutschland gefährdet wird, sowie ⎯ die Erfüllung internationaler Verpflichtungen Deutschlands auf dem Gebiet der Atomenergie und des Strahlenschutzes zu gewährleisten. Am 30. Juni 2011 beschloss der Bundestag das 13. AtGÄndG, mit dem nach dem Reaktorunfall in Fukushima die kommerzielle Nutzung der Atomenergie zum frühestmöglichen Zeitpunkt gestaffelt bis spätestens zum 31. Dezember 2022 beendet werden soll. In der Folge des Russischen Angriffskriegs gegen die Ukraine und der dadurch ausgelösten Energiekrise wurde der Leistungsbetrieb der drei letzten noch am Netz befindlichen Kernanlagen KKE, KKI 2 und GKN II mit dem 19. AtGÄndG bis zum Ablauf des 15. April 2023 gestattet. Für diesen befristeten Weiterbetrieb durften nur die in der jeweiligen Anlage noch vorhandenen BE für die Stromerzeugung genutzt werden. Das 19. AtGÄndG trat am 4. Dezember 2022 in Kraft. Durch diesen befristeten Weiterbetrieb standen im Winter 2022/2023 zusätzliche Erzeugungskapazitäten im deutschen Stromnetz bereit, um einen positiven Beitrag zur Leistungsbilanz und zur Netzsicherheit zu leisten. Das AtG umfasst, neben der Zweckbestimmung und allgemeinen Vorschriften auch Überwachungsvorschriften, grundlegende Regelungen zu Zuständigkeiten der Verwaltungsbehörden, Haftungs- sowie Bußgeldvorschriften. Zum Schutz gegen die von radioaktiven Stoffen ausgehenden Gefahren und zur Kontrolle ihrer Verwendung verlangt das AtG für die Errichtung und den Betrieb von Kernanlagen eine behördliche Genehmigung. Das AtG regelt insbesondere ⎯ die Voraussetzungen und Verfahren für die Erteilung von Genehmigungen, ⎯ die Durchführung der Aufsicht, ⎯ die Hinzuziehung von Sachverständigen und ⎯ die Erhebung von Verfahrenskosten. Die darin getroffenen Regelungen sind allerdings nicht abschließend, sondern erfahren sowohl im Bereich der Verfahren als auch der materiell-rechtlichen Anforderungen eine weitere Konkretisierung durch Rechtsverordnungen und anderes untergesetzliches Regelwerk. Nach § 7 AtG bedürfen die Errichtung, der Betrieb oder das Innehaben einer ortsfesten Anlage zur Erzeugung, Bearbeitung, Verarbeitung oder zur Spaltung von Kernbrennstoffen sowie eine wesentliche Änderung der Anlage oder ihres Betriebes und auch die Stilllegung der Genehmigung. Weitere Genehmigungstatbestände befinden sich in § 4 AtG für die Beförderung von Kernbrennstoffen, in § 6 AtG für die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen, in § 9 AtG für die Bearbeitung, Verarbeitung und sonstige Verwertung von Kernbrennstoffen außerhalb genehmigungspflichtiger Anlagen sowie in § 9a AtG für die Verwertung radioaktiver Reststoffe und die Beseitigung radioaktiver Abfälle. Strahlenschutzgesetz (StrlSchG) Mit der Umsetzung der Richtlinie 2013/59/Euratom wurde das Strahlenschutzrecht neu geordnet und modernisiert. Das Gesetz zum Schutz vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung (StrlSchG), das als Artikel 1 des Gesetzes zur Neuordnung des Rechts zum Schutz vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung vom 27. Juni 2017 erlassen wurde, regelt den Strahlenschutz erstmals in einem förmlichen Gesetz. Überwiegend sind die Regelungen des StrlSchG am 31. Dezember 2018 in Kraft getreten. Die Regelungen des StrlSchG zum radiologischen Notfallschutz und zur Überwachung der Umweltradioaktivität, sowie die Verordnungsermächtigungen sind seit 1. Oktober 2017 in Kraft. Das StrlSchG regelt u. a. ⎯ Strahlenschutzgrundsätze und Grenzwerte, ⎯ die betriebliche Organisation des Strahlenschutzes, ⎯ das Notfallmanagementsystem des Bundes und der Länder sowie ⎯ den Schutz der Notfalleinsatzkräfte. Das StrlSchG ist im Jahr 2024 geändert worden, um technischen Neuerungen und vollzugsbedingten Erfahrungen Rechnung zu tragen. Gesetze zur Errichtung atomrechtlicher Behörden Eine weitere gesetzliche Grundlage ist das „Gesetz über die Errichtung eines Bundesamtes für Strahlenschutz“, mit dem diesem Amt bestimmte Aufgaben u. a. im Bereich des Strahlenschutzes einschließlich des Notfallschutzes zur Unterstützung der zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde (Regulierungsbehörde) des Bundes übertragen werden. Mit dem „Gesetz über die Errichtung eines Bundesamtes für kerntechnische Entsorgungssicherheit“ aus dem Jahr 2013 wurde die Grundlage für den Aufbau des heutigen BASE, geschaffen. Dem BASE werden mit diesem Gesetz u. a. Regulierungs-, Genehmigungs- und Aufsichtsaufgaben des Bundes im Bereich Endlagerung, Zwischenlagerung sowie für den Umgang und Transport hochradioaktiver Abfälle sowie Verwaltungsaufgaben im Bereich der kerntechnischen Sicherheit übertragen. Zur Erfüllung seiner Aufgaben betreibt das BASE wissenschaftliche Forschung auf diesen Gebieten. Rechtsverordnungen Zur weiteren Konkretisierung der gesetzlichen Regelungen enthalten das AtG (vgl. Aufzählung in § 54 Abs. 1 AtG) und das StrlSchG Ermächtigungen für den Erlass von Rechtsverordnungen. Relevante Rechtsverordnungen werden von der Bundesregierung erlassen, bedürfen aber der Zustimmung des Bundesrates. Der Bundesrat ist ein Verfassungsorgan des Bundes, in dem die Regierungen der Länder vertreten sind. Zu Schutz- und Vorsorgemaßnahmen bei Kernanlagen bestehen die in Tabelle 7-1 zusammengestellten Rechtsverordnungen. Am 31. Dezember 2018 ist die – insbesondere auf Verordnungsermächtigungen des StrlSchG gestützte – Verordnung zum Schutz vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung (StrlSchV) in Kraft getreten. Die neue StrlSchV enthält Regelungen, die die Vorschriften des StrlSchG ergänzen und konkretisieren. Das StrlSchG und die StrlSchV zusammen gewährleisten einen umfassenden Schutz vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung. Die vierte Verordnung zur Änderung der StrlSchV vom 10. Januar 2024 (BGBl. 2024 I Nr. 8) nahm einige vor allem vollzugsbedingte Änderungen vor. Hierzu gehören u. a. die Einführung einer sicherheitstechnischen Sachverständigenprüfung für anzeigebedürftige Laseranlagen und die Ermöglichung der Anerkennung von Kursen zum Erwerb oder zur Aktualisierung der erforderlichen Fachkunde im Strahlenschutz mit ausschließlichen Online-Lehrangeboten. Weitere geringfügige Änderungen erfolgten durch die Verordnung zur Änderung der Abwasserverordnung und zur Änderung der StrlSchV vom 17. April 2024 (BGBl. 2024 I Nr. 132). Ferner soll durch das Medizinforschungsgesetz vom 23. Oktober 2024 (BGBl. 2024 I Nr. 324) der Strahlenschutzverantwortliche dafür Sorge zu tragen haben, dass die Summe der studienbedingten effektiven Dosen durch angezeigte Anwendungen an minderjährigen, kranken Menschen, die im Rahmen eines Forschungsvorhabens erfolgen, den Grenzwert von 6 mSv nicht überschreitet. Die zuletzt genannte Änderung wird am 1. Juli 2025 in Kraft treten. Tabelle 7-1 Rechtsverordnungen zu Schutz- und Vorsorgemaßnahmen bei Kernanlagen Abkürzung der Verordnung / des Gesetzes Kurzbeschreibung zum Regelungsgehalt AtAV Atomrechtliche Abfallverbringungsverordnung Verbringung radioaktiver Abfälle in das oder aus dem Bundesgebiet AtDeckV Atomrechtliche Deckungsvorsorge-Verordnung Deckungsvorsorge nach dem AtG AtEV Atomrechtliche Entsorgungsverordnung Verordnung über Anforderungen und Verfahren zur Entsorgung radioaktiver Abfälle: Anfall, Verbleib, Erfassung, Behandlung, Verpackung, Abgabe/ Empfang und Zwischenlagerung radioaktiver Abfälle AtSKostV Kostenverordnung zum Atomgesetz und zum Strahlenschutzgesetz Erhebung von Kosten in atom- und strahlenschutzrechtlichen Verfahren AtSMV Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung Stellung, Aufgaben, Verantwortlichkeiten des atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten, Meldung besonderer Vorkommnisse in Kernanlagen nach § 7 AtG AtVfV Atomrechtliche Verfahrensverordnung Antragsunterlagen (einmaliger Sicherheitsbericht), Öffentlichkeitsbeteiligung, Sicherheitsspezifikationen (Grenzwerte und Bedingungen des sicheren Betriebs), Verfahren und Kriterien für wesentliche Änderungen AtZüV Atomrechtliche Zuverlässigkeitsüberprüfungs-Verordnung Überprüfung der Zuverlässigkeit von Personen zum Schutz gegen Entwendung oder erhebliche Freisetzung radioaktiver Stoffe EndlagerVlV Endlagervorausleistungsverordnung Finanzielle Vorausleistungen für die Einrichtung von Anlagen des Bundes zur Sicherstellung und zur Endlagerung radioaktiver Abfälle IMIS-ZustV IMIS-Zuständigkeitsverordnung Zuständigkeiten von Bundesbehörden im IMIS nach dem StrlSchG KIV Kaliumiodidverordnung Bereitstellung und Verteilung von kaliumiodidhaltigen Arzneimitteln zur Iodblockade der Schilddrüse bei radiologischen Ereignissen NDWV Notfall-Dosiswerte-Verordnung Festlegung von Dosiswerten für frühe Notfallschutzmaßnahmen StrlSchV Strahlenschutzverordnung U. a. beruflicher Strahlenschutz, Schutz der Bevölkerung, Freigrenzen, Freigabe radioaktiver Stoffe, Anforderungen an die Dosisermittlung, Melde- und Mitteilungspflichten Allgemeine Verwaltungsvorschriften Für den Vollzug der atom- und strahlenschutzrechtlichen Gesetze und Rechtsverordnungen durch Bundes- und Landesbehörden kann die Bundesregierung gemäß Art. 84 – 86 GG allgemeine Verwaltungsvorschriften erlassen. Wird dadurch der Vollzug durch die Länder geregelt, ist gemäß Art. 84 Abs. 2 und Art. 85 Abs. 2 S. 1 GG die Zustimmung des Bundesrates erforderlich. Allgemeine Verwaltungsvorschriften regeln die Handlungsweise der Behörden, binden also unmittelbar nur die Verwaltung. Sie entfalten jedoch mittelbare Außenwirkung, wenn sie konkreten Verwaltungsentscheidungen zugrunde gelegt werden. Für den Bereich der kerntechnischen Sicherheit und des Strahlenschutzes relevante allgemeine Verwaltungsvorschriften werden im „Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz“ aufgeführt. Vorläufig als Notfallpläne des Bundes geltende Dokumente Gemäß den §§ 97 – 99 StrlSchG hat die Bundesregierung zur Notfallvorsorge im Sinne des Artikels 16 des Überkommens über nukleare Sicherheit auf Vorschlag des BMUKN einen allgemeinen Notfallplan des Bundes erlassen (→ Artikel 16, Seite 122). Für alle Verwaltungs- und Wirtschaftsbereiche, in denen bei einem Notfall gegebenenfalls angemessene Schutzmaßnahmen getroffen werden sollen, ist dieser allgemeine Notfallplan auf Vorschlag der jeweils zuständigen Bundesministerien durch besondere Notfallpläne des Bundes zu ergänzen und zu konkretisieren. Die Notfallpläne des Bundes wurden von der Bundesregierung als allgemeine Verwaltungsvorschriften mit Zustimmung des Bundesrates beschlossen. Als verbindliche vorläufige Notfallpläne des Bundes (§ 97 Abs. 5 StrlSchG) fungieren bis auf weiteres verschiedene bestehende Dokumente gemäß Anlage 4 des StrlSchG und weitere länderspezifische Dokumente. Nach einer Übergangsbestimmung gelten bis zum Erlass dieser neuen Notfallpläne des Bundes oder von den im StrlSchG vorgesehenen Rechtsverordnungen zur Notfallvorsorge die entsprechenden Festlegungen und Darstellungen in allgemeinen Verwaltungsvorschriften, SSK-Empfehlungen und anderen Planungsdokumenten, die in Anlage 4 des StrlSchG genannt werden, vorläufig als Notfallpläne des Bundes. Die entsprechenden Festlegungen und Darstellungen der in Tabelle 16-2 des vorliegenden Berichtes aufgelisteten Dokumente sind daher nach den Vorschriften des StrlSchG bis zum Erlass der neuen Notfallpläne der Bundesregierung bei einem Notfall von den zuständigen Behörden bei ihren Entscheidungen über Schutzmaßnahmen zu beachten. Überprüfung und Änderung der Notfallpläne Gemäß § 103 StrlSchG werden Notfallpläne des Bundes und der Länder regelmäßig unter Berücksichtigung der Erfahrungen aus den Notfallübungen, den Erkenntnissen aus Notfällen im In- oder Ausland sowie den Veränderungen des Standes der Wissenschaft und der Rechtslage überprüft und gegebenenfalls geändert. Bekanntmachungen des BMUKN Das BMUKN veröffentlicht nach Beratung mit den zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden Bekanntmachungen in Form von Anforderungen, Richtlinien, Leitlinien, Kriterien und Empfehlungen. In der Regel handelt es sich um im Konsens mit den zuständigen obersten Landesbehörden, die teilweise auch als Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden handeln, beschlossene Regelungen zur einheitlichen Handhabung des Atom- und Strahlenschutzrechts. Die Bekanntmachungen des BMUKN beschreiben die Auffassung der für die nukleare Sicherheit kerntechnischer Anlagen und den Strahlenschutz zuständigen obersten Bundesbehörde und, wenn die Beschlüsse im Länderausschuss für Atomkernenergie (LAA) getroffen wurden, auch die Auffassung der zuständigen Landesbehörden zu allgemeinen Fragen (der kerntechnischen Sicherheit, des Strahlenschutzes, des Notfallschutzes) und der Verwaltungspraxis und dienen den zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder als Orientierung beim Vollzug des Atom- und Strahlenschutzrechts. Sie werden von den zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder im Rahmen von Genehmigungsverfahren oder Aufsichtstätigkeiten in eigener Zuständigkeit herangezogen. Dadurch wird auch sichergestellt, dass der Vollzug des Atom- und Strahlenschutzrechts in den verschiedenen Ländern möglichst nach vergleichbaren Maßstäben erfolgt. Im Verhältnis zu den Genehmigungsinhabern der Kernanlagen erlangen diese regulatorischen Vorgaben durch ihre Berücksichtigung in atomrechtlichen Genehmigungen oder durch Verfügungen der atomrechtlichen Aufsicht Verbindlichkeit. Die wichtigsten untergesetzlichen kerntechnischen Regelungen sind die „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ (SiAnf) einschließlich ihrer „Interpretationen“. Diese enthalten grundsätzliche und übergeordnete sicherheitstechnische Anforderungen im Rahmen des untergesetzlichen Regelwerks, welche der Konkretisierung der, gemäß § 7 Abs. 2 Nr. 3 AtG, nach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderlichen Vorsorge gegen Schäden durch die Errichtung und den Betrieb von Kernanlagen dienen. Im Hinblick auf die in Deutschland betriebenen Kernanlagen betrifft dies Änderungsgenehmigungen. Die letzte Aktualisierung der SiAnf wurde am 25. Februar 2022 bekannt gegeben. Soweit es sicherheitstechnisch erforderlich ist, sind die SiAnf auch dann heranzuziehen, wenn Kernanlagen ihren Leistungsbetrieb endgültig eingestellt haben. In der Nachbetriebsphase, d. h. in der Phase nach der endgültigen Einstellung des Leistungsbetriebs und vor der Erteilung der Stilllegungsgenehmigung, können im Rahmen von Aufsichtsverfahren der Länder einige Anforderungen modifiziert werden (z. B. Prüfumfang und Prüfintervalle der wiederkehrenden Prüfungen) und einige nur für den Leistungsbetrieb notwendige Systeme dauerhaft außer Betrieb genommen werden. Beispiele für solche Systeme sind das Reaktor-SCRAM- System, das Druckhaltesystem, das Zusatzboriersystem, Systeme aus dem Sekundärkreislauf in DWR und elektrische Systeme zur Stromerzeugung, wie z. B. der Generator. Forschungsreaktoren unterliegen grundsätzlich den gleichen Genehmigungs- und Aufsichtsanforderungen wie Kernanlagen, wobei sie im Vergleich ein deutlich geringeres Gefährdungspotential aufweisen. Um die sinngemäße Anwendung des für Kernanlagen entwickelten Regelwerks auf Forschungsreaktoren im Betrieb und Nachbetrieb darzustellen, wurde im Jahr 2023 der „Leitfaden zur Anwendung des kerntechnischen Regelwerks für Kernkraftwerke auf Forschungsreaktoren mittels eines abgestuften Ansatzes“ veröffentlicht. Derzeit liegen mehr als 100 Bekanntmachungen aus dem Bereich der kerntechnischen Sicherheit vor. Es handelt sich um Regelungen ⎯ zu „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“, ⎯ für zu planende Notfallschutzmaßnahmen der Genehmigungsinhaber für angenommene schwere Störfälle, ⎯ für Katastrophenschutzvorkehrungen in der Umgebung der Kernanlagen, ⎯ zu Maßnahmen gegen Störungen oder sonstige Einwirkungen Dritter, ⎯ zum Strahlenschutz bei Revisionsarbeiten, ⎯ zu den Meldekriterien für meldepflichtige Ereignisse in Kernanlagen und Forschungsreaktoren, ⎯ zur Überwachung der Emissionen und der Radioaktivität in der Umwelt, ⎯ zur periodischen SÜ für Kernkraftwerke, ⎯ zur Dokumentation technischer Unterlagen bei Errichtung, Betrieb und Stilllegung von Kernanlagen, ⎯ zu Unterlagenforderungen bei Anträgen auf Genehmigung, ⎯ zu Verfahren zur Vorbereitung und Durchführung von Instandhaltungs- und Änderungsarbeiten in Kernanlagen, ⎯ zur Fachkunde des Personals, ⎯ zur periodischen SÜ für Forschungsreaktoren und ⎯ zur sinngemäßen Anwendung des kerntechnischen Regelwerks für Kernkraftwerke auf Forschungsreaktoren. Sonstige Regelwerke zur Sicherheit von Kernanlagen KTA-Regelwerk Das Regelwerk des kerntechnischen Ausschusses (KTA) spezifiziert u. a. die sicherheitstechnischen Anforderungen des übergeordneten Regelwerks (SiAnf und deren „Interpretationen“) bzw. präzisiert diese. Der KTA wird beim BMUKN gebildet. Er hat gemäß § 2 seiner Satzung „die Aufgabe, auf Gebieten der Kerntechnik, bei denen sich aufgrund von Erfahrungen eine einheitliche Meinung von Fachleuten der Hersteller, Ersteller und Genehmigungsinhaber von Kernanlagen, der Gutachter und der Behörden abzeichnet, für die Aufstellung sicherheitstechnischer Regeln zu sorgen und deren Anwendung zu fördern“. Der KTA setzt sich aus je sieben sachverständigen Mitgliedern der folgenden fünf Gruppen (Fraktionen) zusammen: ⎯ Hersteller und Ersteller von Kernanlagen, ⎯ Genehmigungsinhaber von Kernanlagen, ⎯ für den Vollzug des AtG bei Kernanlagen zuständige Behörden der Länder und die für die Ausübung der Aufsicht nach Art. 85 und 87c GG zuständige Bundesbehörde, ⎯ Gutachter und Beraterorganisationen sowie ⎯ sonstige mit der Kerntechnik befasste Behörden, Organisationen und Stellen Der KTA wird von einem Präsidium geleitet, das vier Mitglieder hat. Die Gruppen der Hersteller und Ersteller, der Genehmigungsinhaber, der Behörden und der Gutachter benennen für das Präsidium je ein Mitglied und ein stellvertretendes Mitglied für die Dauer von vier Jahren. Die Mitglieder des Präsidiums wählen aus ihrer Mitte eine vorsitzende Person. Die Durchführung der Geschäfte des KTA obliegt einer Geschäftsstelle, die beim BASE eingerichtet ist. Diese wird von einer geschäftsführenden Person nach den fachlichen Vorgaben des KTA-Präsidiums geleitet. Bei der Gründung des KTA im Jahr 1972 wurde die KTA-Geschäftsstelle bei der GRS eingerichtet. Im Jahr 1991 ging die KTA-Geschäftsstelle mit der Gründung des BfS von der GRS (1972 bis 1991) zum BfS über (1991 bis 2017). Mit Gründung des BASE im Jahr 2016 (damals BfE) ging die KTA-Geschäftsstelle im Jahr 2017 zum BASE über. Die Regeln des KTA werden in Unterausschüssen und speziellen Arbeitsgremien von Fachleuten erarbeitet und vom KTA verabschiedet. Die fünf Fraktionen sind gleich stark mit jeweils sieben von insgesamt 35 Stimmen im KTA vertreten. Eine Regel wird nur verabschiedet, wenn fünf Sechstel der Mitglieder zustimmen. Somit kann keine geschlossen stimmende Fraktion überstimmt werden. Die KTA-Regeln gehören zum untergesetzlichen Regelwerk und sind per se nicht rechtlich bindend. Sie haben die Funktion, die generellen Anforderungen an die nach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderliche Vorsorge gegen Schäden für ihren Anwendungsbereich zu konkretisieren. Aufgrund ihres Entstehungsprozesses werden sie rechtlich als antizipierende Sachverständigengutachten eingestuft und entfalten insofern eine rechtliche Bindungswirkung. Wenn die Anforderungen der KTA-Regel eingehalten werden, ist damit in aller Regel auch die nach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderliche Schadensvorsorge getroffen. Die KTA-Regeln betreffen u. a. ⎯ Organisationsfragen und Arbeitsschutz (spezielle Ergänzungen im Bereich der kerntechnischen Sicherheit), ⎯ Anlagen- und Bautechnik, ⎯ Betrieb, ⎯ Elektro- und Leittechnik, ⎯ Mechanische Komponenten, ⎯ Reaktorkern und Systemauslegung und ⎯ Strahlenschutztechnik. Historisch gesehen entwickelte sich das KTA-Regelwerk auf der Basis von vorhandenen nationalen kerntechnischen Regelwerken und amerikanischen kerntechnischen Sicherheitsregeln. Zum Beispiel war der ASME-Code (American Society of Mechanical Engineers Code) (Section III) ein Vorbild für die Auslegung und Berechnung von Komponenten. Seit 2010 fließen durch eine bilaterale Zusammenarbeit zwischen KTA und ASME auch Erkenntnisse aus dem KTA zurück in den ASME-Code. Die Qualitätssicherung und das -management nehmen einen breiten Raum ein. In den meisten Regeln wird dieser Aspekt behandelt. Der Qualitätssicherungsbegriff des KTA-Regelwerks umfasst auch das im internationalen Bereich heute separat betrachtete Gebiet der Alterung. Für Managementsysteme und für das Alterungsmanagement existieren außerdem eigene KTA-Regeln. Das KTA-Regelwerk umfasst derzeit 97 Regelvorhaben. Im Jahr 2022 wurden 88 KTA-Regeln erneut auf Weitergültigkeit oder Änderungsbedürftigkeit überprüft, um sicherzustellen, dass die erforderlichen Regeln sowohl für Stilllegung und Abbau der Kernkraftwerke als auch für die sonstigen Nutzer von KTA-Regeln (Endlager, Zwischenlager, Forschungsreaktoren, etc.) weiterhin zur Verfügung stehen. Neun Regeln werden nicht mehr der regelmäßigen Überprüfung unterzogen, da diese von der KTA ruhend gestellt wurden. Zuletzt wurde am 17. Januar 2024 die Neufassung der KTA-Regel 1404 (Fassung 2023-12) „Dokumentation beim Bau und Betrieb von Kernkraftwerken“ veröffentlicht. Mit der KTA-Regel 2201.2 „Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen; Teil 2: Baugrund“ befindet sich derzeit eine Regel im Änderungsverfahren. Am 6. Dezember 2024 wurde der zugehörige Regeländerungsentwurf in der Fassung 2024-12 durch den KTA verabschiedet und wurde am 17. Januar 2025 veröffentlicht. In zwei Pilotprojekten wurde ein Verfahren zur Überführung der KTA-Regeln in ein kerntechnisches Regelwerk, welches vom Bund und den Ländern verabschiedet wird, erprobt. Dieses neue Regelwerk sollte auf den KTA- Regeln basieren und auf brennstofffreie Kernkraftwerke und Forschungsreaktoren in der Stilllegung sowie auf Forschungsreaktoren in Betrieb angewendet werden. Die Pilotprojekte haben gezeigt, dass die Überführung sehr aufwändig und zeitintensiv ist. Ein Abschluss bis zum Jahr 2027 wird als nicht erreichbar angesehen. Stattdessen ist geplant, im KTA unter dem Unterausschuss Programm- und Grundsatzragen Arbeitsgruppen einzurichten, die die KTA-Regeln entweder für den Anwendungsbereich brennelementfreie Kernkraftwerke im Rückbau überarbeiten oder hierfür zu KTA-Regeln Anwendungshinweise verfassen. Die überarbeiteten Regeln werden dann als rückbauspezifische Regeln veröffentlicht und die Ausgangsregeln ruhend gestellt. Die KTA-Regeln werden anhand einer Priorisierungsliste abgearbeitet. Einige Regeln werden auch als noch voll umfänglich anwendbar eingestuft. Bei einer zukünftigen Überprüfung der Regeln auf Aktualität werden die Regeln nur in Hinblick auf den Anwendungsbereich Rückbau brennelementfreie Kernkraftwerke aktualisiert. Bei KTA-Regeln zu denen Anwendungshinweise verfasst wurden, wird die Aktualisierung über die Anwendungshinweise realisiert. Der KTA hat dazu eine Stellungnahme15 veröffentlicht. Die Erarbeitung und Pflege von Regelwerk für den Betrieb von Forschungsreaktoren ist noch in Diskussion. Empfehlungen der Reaktor-Sicherheitskommission (RSK), der Strahlenschutzkommission (SSK) oder der der Entsorgungskommission (ESK) Zu wichtigen Fragen bei Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren für bestehende oder abgeschaltete und in Stilllegung befindliche Kernanlagen, der Regelwerksentwicklung oder der Sicherheitsforschung erteilt das BMUKN seinen Kommissionen RSK, SSK und ESK (→ Artikel 8, Seite 63) Beratungsaufträge. Die Kommissionen können darüber hinaus auch auf eigene Initiative beraten. Bei den Beratungen werden je nach Fragestellung auch die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder, Sachverständige, Genehmigungsinhaber der Kernanlagen oder Industrie hinzugezogen. Beratungsergebnisse der Kommissionen sind Stellungnahmen oder Empfehlungen, die die Kommissionen selbst auf ihren Internetseiten, nach Zustimmung des BMUKN, veröffentlichen. Die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder prüfen die Beschlüsse (Empfehlungen und Stellungnahmen) der Kommissionen in eigener Zuständigkeit in den atom- und strahlenschutzrechtlichen Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren, insbesondere auf anlagenspezifische Relevanz. Sie entscheiden ob, und wenn ja, welcher Handlungsbedarf im konkreten Fall besteht und veranlassen gegebenenfalls Maßnahmen. Die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder berichten dem BMUKN auf Anfrage über den Stand der Umsetzung. Übergreifende Erkenntnisse wird das BMUK bei der Fortschreibung des kerntechnischen Regelwerks berücksichtigen. Konventionelles technisches Regelwerk Für den Bau und den Betrieb von Kernanlagen gilt ergänzend das konventionelle technische Regelwerk. Dabei sind die Anforderungen des konventionellen technischen Regelwerks als Mindestmaßstab für kerntechnische Systeme und Komponenten heranzuziehen. Darüber hinaus gilt, dass atomrechtliche Vorschriften des Bundes und der Länder unberührt bleiben, soweit in ihnen weitergehende oder andere Anforderungen gestellt oder zugelassen werden. Im Bereich der Normung sind hier insbesondere die nationale Normung des Deutschen Instituts für Normung (DIN) sowie die internationale Normung nach ISO (International Organization for Standardization) und IEC (International Electrotechnical Commission) zu nennen. Aktualisierung des kerntechnischen Regelwerks In Deutschland sind die internen Regeln über die Periodizität der Überarbeitung von Vorschriften und Leitfäden in dem „Handbuch über die Zusammenarbeit von Bund und Ländern im Atomrecht (Aufsichtshandbuch)“ geregelt16. Neben einer Beschreibung der Aufsichts- und Genehmigungsprozesse der Zusammenarbeit zwischen Bund und Ländern in atomrechtlichen Verfahren werden im Aufsichtshandbuch die folgenden Prozesse zur Überarbeitung von Vorschriften und Leitfäden beschrieben: ⎯ Prozess 16: bezieht sich auf die KTA-Regeln, die mindestens alle fünf Jahre überprüft werden sollen. ⎯ Prozess 17: bezieht sich auf die regelmäßige Weiterentwicklung der internationalen Regelwerke, insbesondere der IAEO Safety Standards und deren Umsetzung auf nationaler Ebene, um das nationale Regelwerk auf dem Stand von Wissenschaft und Technik zu halten. 15 KTA: https://www.kta-gs.de/d/Info_Weiterarbeit_KTA-2025_02_28.pdf 16 „Handbuch über die Zusammenarbeit zwischen Bund und Ländern“ (Stand: Juni 2023) https://www.bmuv.de/fileadmin/Daten_BMU/Download_PDF/Nukleare_Sicherheit/bund_laender_aufsichtshandbuch_atomrecht_bf.pdf ⎯ Prozess 22: bezieht sich auf die untergesetzlichen Regelungen, die alle fünf Jahre oder nach Feststellung notwendiger Änderungen überprüft werden sollten, z. B. aufgrund der Überwachung der Ergebnisse der Arbeit einschlägiger (inter)nationaler, multilateraler und bilateraler Gremien und Institutionen, der Ergebnisse staatlich finanzierter Forschungsprogramme, internationaler Regelungen, Forschungs- und Entwicklungsprojekte. Zusätzliche Prozesse im Aufsichtshandbuch decken die Themen Forschungsreaktoren und Stilllegung ab. Ein eigener Teil des Handbuchs bestehend aus Prozessen, die dem Bereich „Entsorgung“ gewidmet sind, befindet sich ebenfalls in einem fortgeschrittenen Stadium der Fertigstellung. Die Periodizität der Überprüfung der Vorschriften und Leitfäden zu diesen Themen wird ebenfalls in den entsprechenden Prozessen dokumentiert. Basierend auf dem Leitfaden zur Durchführung periodischer SÜ von Kernkraftwerken wurde als Ergebnis der IRRS Mission 2019 ein Leitfaden zur Durchführung von Periodischen Sicherheitsüberprüfungen (PSÜ) für Forschungsreaktoren erstellt. Im Rahmen der Follow-up Mission 2023 gab es den Hinweis (Suggestion), das BMUV(jetzt BMUKN) solle gemeinsam mit den Ländern Regelungen entwickeln, um interessierten Parteien (z. B. der Öffentlichkeit) vor der Beendigung der Stilllegung (Entlassung aus dem AtG) die Gelegenheit zur Stellungnahme zu geben. Zurzeit wird hierfür eine Ergänzung im Aufsichtshandbuch erstellt. Als Teil des Standes der Technik werden die WENRA Safety Reference Levels (SRL) bei den Überarbeitungsprozessen des deutschen kerntechnischen Regelwerks berücksichtigt. Bereits 2011 wurde eine detaillierte Analyse der Umsetzung durchgeführt, als Deutschland seine neuen SiAnf entwickelte. Die meisten der SRL sind darin umgesetzt, andere in weiteren BMU-Veröffentlichungen, RSK-Empfehlungen und KTA-Regeln. Im Jahr 2022 führte Deutschland eine Selbstbewertung der aktualisierten WENRA SRL (Revision 2020) zu den Themen C (Management System), I (Ageing Management), SV (Internal Hazards) und TU (External Hazards) durch. Die Ergebnisse der Selbsteinschätzung werden derzeit im Rahmen der WENRA diskutiert. Internationale Regelwerksentwicklung Deutschland beteiligt sich weiterhin mit den zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden und Sachverständigenorganisationen an der weiteren Entwicklung der internationalen kerntechnischen Regelwerke, etwa durch die Entsendung deutscher Fachleute zur Erarbeitung und Überarbeitung der IAEO „Safety Standards“ und „Security Guidance“. Weiterhin wirken Mitarbeitende von BMUKN, BASE und BfS als Mitglieder in den allen Regelwerksgremien der IAEO mit: ⎯ CSS (Commission on Safety Standards) ⎯ NUSSC (Nuclear Safety Standards Committee) ⎯ EPreSSC (Emergency Preparedness Safety Standard Committee) ⎯ RASSC (Radiation Safety Standards Committee) ⎯ TRANSSC (Transport Safety Standards Committee) ⎯ WASSC (Waste Safety Standards Committee) ⎯ NSGC (Nuclear Security Guidance Committee) Damit leistet Deutschland einen aktiven Beitrag zur internationalen Harmonisierung und Weiterentwicklung der Sicherheitsanforderungen. Die Regelwerksarbeit der IAEO wird zusammenfassend in einem jährlichen BMUKN- Bericht den zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden, ihren Sachverständigen zugänglich gemacht. Vor der Aktualisierung einer bestimmten deutschen Verordnung, oder eines Leitfadens wird eine Gap-Analyse mit den aktuellen Safety Standards durchgeführt, um Abweichungen zu ermitteln und Vorschläge zur Verbesserung des deutschen Rechtsrahmens zu erarbeiten. Darüber hinaus wirkt Deutschland als Mitglied der WENRA und ihrer Arbeitsgruppen aktiv an den WENRA SRL und „Safety Objectives“ mit und trägt somit zur Harmonisierung und Weiterentwicklung der nuklearen Sicherheit auf europäischer Ebene bei. 7 (2ii) Genehmigungssystem Allgemeine Bestimmungen Die Erteilung einer Genehmigung für Kernanlagen ist im AtG geregelt. Nach § 7 AtG ist für die Errichtung und den Betrieb von ortsfesten Anlagen zur Erzeugung, Bearbeitung, Verarbeitung, Spaltung von Kernbrennstoffen oder zur Aufarbeitung bestrahlter Kernbrennstoffe eine Genehmigung erforderlich. Wesentliche Änderungen an den Kernanlagen oder deren Betrieb sowie die Stilllegung einer Anlage erfordern ebenfalls eine Genehmigung durch die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde. Generell können Genehmigungen zur Gewährleistung des Schutzzwecks mit Auflagen verbunden werden. Entsprechend § 7 Abs. 1 S. 2 AtG darf eine Genehmigung „für die Errichtung und den Betrieb von Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen zur gewerblichen Erzeugung von Elektrizität“ nicht mehr erteilt werden. Die bereits erteilten Betriebsgenehmigungen waren allerdings nicht befristet und bedurften keiner Verlängerung bzw. Erneuerung. Die Berechtigung zum Leistungsbetrieb der bestehenden Kernanlagen erlosch, wenn die für die Kernanlage im AtG festgelegte Elektrizitätsmenge oder die sich aufgrund von Übertragungen ergebende Elektrizitätsmenge produziert worden ist, jedoch spätestens zu einem für jede Kernanlage festgelegten Zeitpunkt (§ 7 Abs. 1a AtG). Als spätester Zeitpunkt war der 31. Dezember 2022 gesetzlich verankert. In der Folge des Russischen Angriffskriegs gegen die Ukraine und der dadurch ausgelösten Energiekrise wurde der Leistungsbetrieb der drei letzten noch am Netz befindlichen Kernanlagen KKE, KKI 2 und GKN II mit dem 19. AtGÄndG bis zum Ablauf des 15. April 2023 gestattet. Für diesen befristeten Weiterbetrieb durften nur die in der jeweiligen Anlage noch vorhandenen BE für die Stromerzeugung genutzt werden. Die letzten drei Kernanlagen haben am 15. April 2023 ihren Leistungsbetrieb eingestellt. Für Kernanlagen werden daher atomrechtliche Genehmigungsverfahren nur noch für wesentliche Änderungen (§ 7 Abs. 1 AtG) und deren Stilllegung (§ 7 Abs. 3 AtG) durchgeführt. Die nachfolgende Darstellung der atomrechtlichen Genehmigungsverfahren konzentriert sich daher auf Genehmigungsverfahren für wesentliche Änderungen der bestehenden Kernanlagen oder ihres Betriebes. Die Stilllegung von Kernanlagen ist Gegenstand der Berichterstattung im Rahmen des Übereinkommens über nukleare Entsorgung (Joint Convention). Die geplanten Änderungen einer Kernanlage oder ihres Betriebes sind systematisch hinsichtlich ihrer Auswirkungen auf die erforderlichen Schutz- und Vorsorgemaßnahmen zu bewerten. Wesentliche Änderungen von Kernanlagen oder ihres Betriebes sind nach § 7 Abs. 1 AtG genehmigungspflichtig. Bei genehmigungspflichtigen Änderungen ist die Einhaltung der Genehmigungsvoraussetzungen gemäß § 7 Abs. 2 AtG zu prüfen (→ Artikel 14 (i), Seite 94). Eine Änderung ist im rechtlichen Sinne wesentlich, wenn sie mehr als offensichtlich unbedeutende Auswirkungen auf das Sicherheitsniveau der Anlage haben kann. Dies gilt auch, wenn die Änderung zu einer Erhöhung des Sicherheitsniveaus führt. In der Atomrechtlichen Verfahrensverordnung sind bestimmte Arten von Änderungen aufgeführt, die einer öffentlichen Bekanntmachung bedürfen. Diese Fälle gelten definitiv als wesentliche Änderungen. Darüber hinaus werden auch Änderungen, die Auswirkungen auf die Abfolge von Auslegungsereignissen und auslegungsüberschreitenden Ereignissen haben können, als wesentlich angesehen. Wesentliche Änderungen einer Anlage im Sinne des AtG beschränkten sich auf sehr wenige Änderungen während der Lebensdauer der Anlage. Ein Beispiel für eine solche Änderung ist die Erhöhung der thermischen Reaktorleistung. Nichtwesentliche Änderungen von Kernanlagen oder ihres Betriebs bedürfen keiner Genehmigung, werden jedoch der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde im Rahmen der atomrechtlichen Aufsicht angezeigt und unterliegen gegebenenfalls begleitenden Kontrollen durch die atomrechtliche Aufsichtsbehörde. Festlegungen zu Änderungsverfahren sind in den schriftlichen betrieblichen Regelungen der Genehmigungsinhaber getroffen. Die Ausgestaltung und Durchführung des Genehmigungsverfahrens nach dem AtG sind in der AtVfV näher geregelt. Forschungsreaktoren unterliegen grundsätzlich den gleichen Anforderungen an das Genehmigungsverfahren wie Kernanlagen. In der Regel wird hier das für Kernanlagen entwickelte Regelwerk abhängig vom Risikopotential der jeweiligen Forschungsreaktoranlage abgestuft angewendet, wie es im Leitfaden zur Anwendung des kerntechnischen Regelwerks für Kernkraftwerke auf Forschungsreaktoren mittels eines abgestuften Ansatzes vom 10. Oktober 2023 beschrieben ist. Atomrechtliche Genehmigungsverfahren Antragstellung Der schriftliche Genehmigungsantrag wird bei der atomrechtlichen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde des Landes eingereicht, in dem sich die Anlage befindet. Der Antragsteller hat alle erforderlichen Unterlagen vorzulegen, die zur Prüfung der Genehmigungsvoraussetzungen durch die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde und deren hinzugezogenen Sachverständigen erforderlich sind. Diese Unterlagen werden in den § 2 und § 3 AtVfV detailliert aufgeführt. Die Ausgestaltung der Unterlagen ist in Richtlinien weiter spezifiziert. Bei Anträgen für Änderungsgenehmigungen bezieht sich die Prüfung der Genehmigungsvoraussetzungen nicht nur auf den Gegenstand der Änderung. Zusätzlich werden diejenigen Anlagenteile und Verfahrensschritte in der genehmigten Anlage geprüft, auf die sich die Änderung auswirkt. Die vom Antragsteller eingereichten Unterlagen müssen diese Anlagenteile und Verfahrensschritte abdecken. Zum Nachweis der Genehmigungsvoraussetzungen sind geeignete Unterlagen zu den von der Änderung betroffenen Sachverhalten vorzulegen. Ebenso ist ein Sicherheitsbericht einzureichen (§ 3 Abs. 1 Nr. 1 AtVfV), der durch die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde mit Hilfe von Sachverständigenorganisationen im Verlaufe des Genehmigungsverfahrens geprüft wird. Neben dem Sicherheitsbericht sind vom Antragsteller bei der zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde einzureichen: ⎯ Ergänzende Pläne, Zeichnungen und Beschreibungen der Anlage und ihrer Teile ⎯ Angaben über Maßnahmen, die zum Schutz der Anlage und ihres Betriebs gegen Störmaßnahmen und sonstige Einwirkungen Dritter nach § 7 Abs. 2 Nr. 5 AtG vorgesehen sind ⎯ Angaben, die es ermöglichen, die Zuverlässigkeit und Fachkunde der für die Errichtung der Anlage und für die Leitung und Beaufsichtigung ihres Betriebes verantwortlichen Personen zu prüfen ⎯ Angaben, die es ermöglichen, die Gewährleistung der nach § 7 Abs. 2 Nr. 2 AtG notwendigen Kenntnisse der bei dem Betrieb der Anlage sonst tätigen Personen festzustellen ⎯ Eine Aufstellung, die alle für die Sicherheit der Anlage und ihres Betriebes bedeutsamen Angaben, die für die Beherrschung von Stör- und Schadensfällen vorgesehenen Maßnahmen sowie einen Rahmenplan für die vorgesehenen Prüfungen an sicherheitstechnisch bedeutsamen Teilen der Anlage (Sicherheitsspezifikationen) enthält ⎯ Vorschläge über die Vorsorge für die Erfüllung gesetzlicher Schadensersatzverpflichtungen ⎯ Eine Beschreibung der anfallenden radioaktiven Reststoffe sowie Angaben über vorgesehene Maßnahmen zur Vermeidung des Anfalls von radioaktiven Reststoffen, zur schadlosen Verwertung anfallender radioaktiver Reststoffe und ausgebauter oder abgebauter radioaktiver Anlagenteile entsprechend den in § 1 Nr. 2 bis 4 AtG bezeichneten Zwecken sowie zur geordneten Beseitigung radioaktiver Reststoffe oder abgebauter radioaktiver Anlagenteile als radioaktive Abfälle, einschließlich ihrer vorgesehenen Behandlung, sowie zum voraussichtlichen Verbleib radioaktiver Abfälle bis zur Endlagerung ⎯ Angaben über sonstige Umweltauswirkungen des Vorhabens, die zur Prüfung nach § 7 Abs. 2 Nr. 6 AtG für die im Einzelfall in der Genehmigungsentscheidung eingeschlossenen Zulassungsentscheidungen oder für von der zuständigen Genehmigungsbehörde zu treffende Entscheidungen nach Vorschriften über Naturschutz und Landschaftspflege erforderlich sind, die Anforderungen an den Inhalt der Angaben bestimmen sich nach den für die genannten Entscheidungen jeweils maßgeblichen Rechtsvorschriften Antragsprüfung Die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde bewertet auf der Grundlage der vorgelegten Unterlagen, ob die Genehmigungsvoraussetzungen erfüllt sind. Im Genehmigungsverfahren sind alle Behörden des Bundes, der Länder, der Gemeinden, der sonstigen Gebietskörperschaften und gegebenenfalls auch Behörden anderer Staaten (§ 7a AtVfV) (→ Artikel 17 (iv), Seite 149) zu beteiligen, deren Zuständigkeitsbereich berührt wird. Zur Bewertung der Sicherheitsfragen werden in der Regel Sachverständigenorganisationen zur Unterstützung der zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde mit der Begutachtung der Antragsunterlagen beauftragt. In schriftlichen Gutachten legen die Sachverständigen dar, ob die Anforderungen an die kerntechnische Sicherheit und den Strahlenschutz erfüllt werden. Sie haben keine eigenen Entscheidungsbefugnisse. Die atomrechtliche Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde bewertet und entscheidet aufgrund ihres eigenen Urteils. Sie ist in ihrer Entscheidungsfindung nicht an die Gutachten der Sachverständigen gebunden. Weitere Informationen zur Hinzuziehung von Sachverständigen werden in den Ausführungen zu Artikel 8 gegeben. Die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde des Landes informiert das BMUKN im Rahmen der Bundesauftragsverwaltung, wenn es das Genehmigungsverfahren für bedeutsam hält oder vom BMUKN allgemeine bundesaufsichtliche Vorgaben vorliegen. Eine Information erfolgt auch, wenn das BMUKN eine Beteiligung des Bundes im Einzelfall als erforderlich ansieht. Bei der Wahrnehmung dieser bundesaufsichtlichen sicherheitstechnischen Aufgaben wird das BMUV durch seine Beratungsgremien RSK, SSK und ESK sowie häufig durch die Sachverständigenorganisation GRS fachlich unterstützt. Das BMUKN nimmt, soweit erforderlich, gegenüber der zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde des Landes zum Entwurf der Entscheidung der atomrechtlichen Genehmigungsbehörde Stellung. Umweltverträglichkeitsprüfung (UVP) Die Erforderlichkeit einer UVP für Kernanlagen ist im Gesetz über die UVP (UVPG) i.V.m. § 2a AtG geregelt. Die UVP wird als unselbstständiger Bestandteil des Zulassungsverfahrens für die Kernanlage oder deren Änderung durchgeführt. Bei UVP-pflichtigen Vorhaben hat der Antragsteller seinem Antrag einen UVP-Bericht beizufügen (§ 3 Abs. 2 AtVfV). Bei der ersten Stilllegungsgenehmigung handelt es sich immer um ein UVP- pflichtiges Vorhaben. Bei weiteren Genehmigungsverfahren erfolgt ggf. eine UVP-Vorprüfung, in der festgestellt wird, ob eine UVP nötig ist oder im Rahmen der Vorprüfung bereits ausgeschlossen werden kann, dass das Vorhaben mit relevanten Umweltauswirkungen verbunden ist. In der UVP sind u. a. die Maßnahmen und Merkmale des Vorhabens darzustellen, mit denen das Auftreten erheblicher nachteiliger Umweltauswirkungen des Vorhabens ausgeschlossen, vermindert oder ausgeglichen werden sollen sowie die zu erwartenden Umweltauswirkungen des Vorhabens. Erfasst werden nicht nur die radiologischen Auswirkungen auf die Umwelt, sondern auch die weiteren durch Errichtung, Betrieb oder Stilllegung der Anlage bedingten Auswirkungen (z. B. Auswirkungen auf den Naturhaushalt, den Wasserhaushalt, Schall, Licht, Flächenverbrauch etc.). Zum UVP-Bericht, aber auch zu anderen Antragsunterlagen, wie z. B. dem Sicherheitsbericht (§ 6 Abs. 1 Nr. 2 i.V.m. § 3 Abs. 1 Nr. 1 AtVfV), können die Öffentlichkeit sowie Behörden, die in ihrem Zuständigkeitsbereich betroffen sind, Stellung nehmen (§ 7 Abs. 1 AtVfV und § 7 Abs. 4 S. 1 AtG). Anschließend erstellt die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde eine zusammenfassende Darstellung der Umweltauswirkungen (§ 14a Abs. 1 AtVfV) und führt eine Bewertung der Umweltauswirkungen durch, die bei der Entscheidung über die Zulässigkeit des Vorhabens im Hinblick auf einen wirksamen Schutz der Umwelt zu berücksichtigen ist (§ 14a Abs. 2 AtVfV). Öffentlichkeitsbeteiligung Mit der Öffentlichkeitsbeteiligung sollen die Bürgerinnen und Bürger Gelegenheit haben, ihre Anliegen unmittelbar in das Verfahren einzubringen. Eine Öffentlichkeitsbeteiligung war für die Errichtungsgenehmigungen und ist für die erste Stilllegungsgenehmigung obligatorisch. Bei der Genehmigung wesentlicher Änderungen kann die Behörde von einer Öffentlichkeitsbeteiligung absehen, wenn die Änderung keine nachteilige Auswirkung für die Bevölkerung hat. Die Öffentlichkeitsbeteiligung muss jedoch durchgeführt werden, wenn dies nach dem UVPG erforderlich ist. Näheres dazu regelt die AtVfV. Diese enthält Regelungen ⎯ darüber, unter welchen Voraussetzungen die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde von einer Öffentlichkeitsbeteiligung absehen darf, bzw. eine Öffentlichkeitsbeteiligung durchführen muss, ⎯ über die öffentliche Bekanntmachung des Vorhabens und über die öffentliche Auslegung der Antragsunterlagen an einer geeigneten Stelle in der Nähe des Standortes für einen Zeitraum von zwei Monaten, einschließlich der Aufforderung, etwaige Einwendungen innerhalb der Auslegungsfrist vorzubringen (§§ 4 – 7a AtVfV), und ⎯ über die Durchführung eines Erörterungstermins, bei dem die vorgebrachten Einwendungen zwischen zuständiger Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde, Antragsteller und denjenigen, die Einwendungen erhoben haben, besprochen werden können (§§ 8 – 13 AtVfV). Die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde berücksichtigt und bewertet die Einwendungen aus der Öffentlichkeitsbeteiligung bei ihrer Entscheidungsfindung und stellt dies in der Genehmigungsbegründung dar. Wenn das Genehmigungsverfahren mit einer Öffentlichkeitsbeteiligung durchgeführt wird, ist vom Antragsteller zusätzlich zu den Antragsunterlagen, die zur Prüfung der Genehmigungsvoraussetzungen durch die atomrechtliche Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde und die Sachverständigen in allen Genehmigungsverfahren vorzulegen sind, für die Information der Öffentlichkeit eine allgemein verständliche Kurzbeschreibung der Anlage und der beantragten Änderung vorzulegen (§ 6 Abs. 1 Nr. 3, i.V.m. § 3 Abs. 4 AtVfV). Zusätzlich zur Öffentlichkeitsbeteiligung im Genehmigungsverfahren ist durch die Gesetze der Länder in der Regel eine frühe Öffentlichkeitsbeteiligung vorgesehen. Im Zuge dessen unterrichtet der Vorhabenträger die Öffentlichkeit noch vor Antragstellung über das Vorhaben und gibt ihr die Möglichkeit zur Äußerung und Erörterung. Genehmigungsentscheidung Die Antragsunterlagen, die Gutachten der hinzugezogenen Sachverständigen und, falls vorhanden, die Stellungnahme des BMUKN und der beteiligten Behörden sowie die Erkenntnisse zu den im Erörterungstermin vorgebrachten Einwendungen aus der Öffentlichkeit bilden in ihrer Gesamtheit die Basis für die Entscheidung der zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde. Die Einhaltung der Verfahrensvorschriften gemäß der AtVfV ist Voraussetzung für die Rechtmäßigkeit der Entscheidung. Gegen die Entscheidung der zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde kann vor Verwaltungsgerichten Klage erhoben werden. Das AtG enthält die erforderliche Ermächtigung, aufgrund der die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder gegen eine nicht genehmigte Errichtung oder einen nicht genehmigten Betrieb einer Kernanlage vorgehen können. Insbesondere ist die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde befugt, eine nicht genehmigte Errichtung oder Betriebsweise einstweilen durch eine sofort vollziehbare Einstellungsverfügung zu untersagen und eine endgültige Einstellung des Betriebs anzuordnen. Dies gilt, wenn eine erforderliche Genehmigung von der zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde nicht erteilt wurde oder die erforderliche Genehmigung widerrufen ist. Diese Befugnisse hat die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde nicht nur in Fällen, in denen eine Kernanlage ohne irgendeine Genehmigung betrieben wird, sondern auch dann, wenn die Anlage wesentlich abweichend von den erteilten Genehmigungen errichtet worden ist oder betrieben wird. 7 (2iii) Behördliche Prüfung und Beurteilung (Aufsicht) Während der gesamten Lebensdauer, einschließlich der Errichtung, des Betriebs und der Stilllegung, unterliegen Kernanlagen nach Erteilung der erforderlichen Genehmigung einer kontinuierlichen staatlichen Aufsicht gemäß AtG und den zugehörigen atomrechtlichen Verordnungen. Diese Aufsicht wird durch die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder im Auftrag des Bundes wahrgenommen. Wie im Genehmigungsverfahren lassen sich die Länder durch unabhängige Sachverständige unterstützen. Die Entscheidungen bezüglich anstehender Aufsichtsmaßnahmen verbleiben bei der zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde. Oberstes Ziel der staatlichen Aufsicht über Kernanlagen ist, wie bei der Genehmigung, der Schutz der Bevölkerung und der in diesen Kernanlagen beschäftigten Personen vor den mit dem Betrieb der Anlage verbundenen Risiken. Aufsichtliche Tätigkeiten vor Ort fanden im normalen Leistungsbetrieb durchschnittlich einmal pro Woche und Anlage durch die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde statt. Personal, welches die Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden vertritt, hat unbeschränkt Zutritt zu den Anlagen. Die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden überwachen insbesondere ⎯ die Einhaltung der Vorschriften des AtG, des StrlSchG, der atom- und strahlenschutzrechtlichen Verordnungen und sonstiger sicherheitstechnischer Regeln und Richtlinien, ⎯ die Einhaltung der Bestimmungen, Auflagen und Nebenbestimmungen der Genehmigungsbescheide und ⎯ die Einhaltung der erlassenen aufsichtlichen Anordnungen. Zur Gewährleistung der Sicherheit überwachen die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden auch mit Hilfe von Sachverständigen oder mittels anderer Behörden ⎯ die Einhaltung der sicherheitsrelevanten Betriebsvorschriften, ⎯ die Durchführung der Wiederkehrenden Prüfungen (WKP) sicherheitstechnisch relevanter Anlagenteile, ⎯ die Auswertung besonderer Vorkommnisse, ⎯ die Durchführung von Änderungen der Anlage oder ihres Betriebes, ⎯ die Strahlenschutzüberwachung des Personals in Kernanlagen, ⎯ die Strahlenschutzüberwachung der Umgebung, auch durch das vom Genehmigungsinhaber unabhängige Kernkraftwerks-Fernüberwachungssystem (KFÜ), ⎯ die Einhaltung der anlagenspezifisch genehmigten Grenzwerte bei der Ableitung von radioaktiven Stoffen, ⎯ den Schutz gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter, ⎯ die Zuverlässigkeit des Antragstellers, ⎯ die Fachkunde und den Fachkundeerhalt der verantwortlichen Personen sowie den Kenntniserhalt der sonst tätigen Personen auf der Anlage und ⎯ die Qualitätssicherungsmaßnahmen. Die Einbindung der verschiedenen Leitungsebenen auf Seiten der Genehmigungsinhaber ist stets gewährleistet. Zu Zeiten der Anlagenrevision mit BE-Wechsel sowie nach besonderen Vorkommnissen fand die Aufsichtstätigkeit vor Ort gegebenenfalls auch arbeitstäglich bzw. permanent statt. Die von den zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden zugezogenen Sachverständigen sind häufiger vor Ort, haben nach AtG jederzeit Zugang zur Anlage und sind berechtigt, notwendige Untersuchungen durchzuführen und Information zur Sache zu verlangen (§ 20 i.V.m. § 19 Abs. 2 AtG). An das Ergebnis der Untersuchungen der Sachverständigen sind die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden jedoch nicht gebunden. Hinzugezogene Sachverständige werden von der zuständigen Aufsichtsbehörde beauftragt und auch bezahlt. Nach § 21 Abs. 2 AtG kann sich die beauftragende Aufsichtsbehörde die Gebühren der Sachverständigen vom Betreiber erstatten lassen, „soweit sie sich auf Beträge beschränken, die unter Berücksichtigung der erforderlichen fachlichen Kenntnisse und besonderer Schwierigkeiten der Begutachtung, Prüfung und Untersuchung als Gegenleistung für die Tätigkeit des Sachverständigen angemessen sind“. Damit ist ausgeschlossen, dass der Betreiber Einfluss auf das Gutachten der hinzugezogenen Sachverständigen nehmen kann. Die Genehmigungsinhaber der Kernanlagen müssen den zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden regelmäßig Betriebsberichte vorlegen. Darin enthalten sind Angaben zum Betriebsverlauf, zu Instandhaltungsmaßnahmen und Prüfungen, zum Strahlenschutz und zu radioaktiven Abfällen. Die Zeitintervalle, in denen die Berichte vorzulegen sind, unterscheiden sich je nach Thematik. Beispiele hierfür sind: ⎯ Monatliche Berichte zu den Themen: − Betrieb − Meldepflichtige Ereignisse − Laufende Änderungsverfahren − Strahlenschutz − Radioaktive Ableitungen − Abfallmanagement − Wasserchemie ⎯ Quartalsberichte zu den Themen: − Personalausstattung − Immissionsüberwachung ⎯ halbjährliche Berichte zu den Themen: − Bericht zu Maßnahmen aufgrund von in anderen Anlagen aufgetretenen Ereignissen ⎯ Jahresberichte Themen: − Sicherheitsmanagementsystem (SMS) − Ganzheitliche Ereignisanalyse (GEA) − Berichte an die RSK − Alterungsmanagement − Qualifikation und Weiterbildung des Personals − Abfallmanagement Radiologisch sowie sicherheitstechnisch relevante Vorkommnisse sind den zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden nach den Vorschriften der AtSMV zu melden. Die Regelungen und Vorgehensweisen zu meldepflichtigen Ereignissen und deren Auswertung werden in den Ausführungen zu Artikel 19 (iv) bis (vii) des vorliegenden Berichts beschrieben. Darüber hinaus gibt es eine regelmäßige Berichterstattung der Genehmigungsinhaber zu einzelnen Themen. Ergänzend zu der ständigen behördlichen Aufsicht werden periodisch alle zehn Jahre umfassende SÜ durchgeführt. Seit dem Jahr 2002 sind die Pflichten zur Durchführung der SÜ und zur Vorlage der Ergebnisse zu festgelegten Terminen in § 19a AtG auch gesetzlich geregelt (→ Artikel 14 (i), Seite 97). 7 (2iv) Durchsetzung von Vorschriften und Bestimmungen Durchsetzung mittels aufsichtlicher Anordnungen, insbesondere in Eilfällen Nach § 19 AtG kann die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde anordnen, dass der Genehmigungsinhaber einen Zustand beseitigt, der den Vorschriften des AtG, der atomrechtlichen Rechtsverordnungen, den Bestimmungen der Genehmigung oder einer nachträglich angeordneten Auflage widerspricht oder aus dem sich durch die Wirkung ionisierender Strahlung Gefahren für Leben, Gesundheit oder Sachgüter ergeben können. Abhängig von den konkreten Umständen des Einzelfalls kann sie insbesondere anordnen, ⎯ dass und welche Schutzmaßnahmen zu treffen sind, ⎯ dass radioaktive Stoffe bei einer von ihr bestimmten Stelle aufbewahrt oder verwahrt werden und ⎯ dass der Umgang mit radioaktiven Stoffen, die Errichtung und der Betrieb von Anlagen der in § 7 AtG bezeichneten Art einstweilen oder, wenn eine erforderliche Genehmigung nicht erteilt oder rechtskräftig widerrufen ist, endgültig eingestellt wird. Die Befugnisse der zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden bei einer nicht genehmigten Betriebsweise werden in Artikel 7 (2ii) des vorliegenden Berichts behandelt. Werden die Genehmigungsauflagen oder die aufsichtlichen Anordnungen nicht eingehalten, kann die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde des jeweiligen Landes deren Einhaltung nach den allgemeinen Vorschriften mit Maßnahmen des Verwaltungszwangs durchsetzen. Durchsetzung mittels Änderung oder Widerruf der Genehmigung Unter bestimmten in § 17 AtG geregelten Voraussetzungen kann die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde Auflagen zur Gewährleistung der Sicherheit nachträglich verfügen. Geht von einer Kernanlage eine erhebliche Gefährdung der Beschäftigten oder der Allgemeinheit aus und kann diese nicht durch geeignete Maßnahmen in angemessener Zeit beseitigt werden, muss die zuständige Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde die erteilte Genehmigung widerrufen. Ein Widerruf ist auch möglich, wenn Genehmigungsvoraussetzungen später wegfallen oder der Genehmigungsinhaber gegen Rechtsvorschriften oder behördliche Entscheidungen verstößt. Verfolgung von Verstößen gegen atomrechtliche Vorschriften Zur Verfolgung von Verstößen sind Sanktionen im Strafgesetzbuch (StGB), im AtG und in den atomrechtlichen Verordnungen vorgesehen. Straftatbestände Alle als Straftatbestände geltenden Regelverstöße sind im StGB behandelt. Mit Freiheitsstrafe oder Geldstrafe wird z. B. bestraft, wer ⎯ eine kerntechnische Anlage ohne die hierfür erforderliche Genehmigung betreibt, innehat, verändert oder stilllegt (§ 327 StGB), ⎯ eine kerntechnische Anlage fehlerhaft herstellt (§ 312 StGB), ⎯ ohne die erforderliche Genehmigung mit Kernbrennstoffen umgeht (§ 328 StGB), ⎯ ionisierende Strahlen freisetzt oder Kernspaltungsvorgänge veranlasst, die Leib und Leben anderer schädigen können (§ 311 StGB) und ⎯ Kernbrennstoffe, radioaktive Stoffe oder geeignete Vorrichtungen zur Vorbereitung bestimmter Straftaten für sich oder andere beschafft oder herstellt (§ 310 StGB). Ordnungswidrigkeiten In § 46 AtG, § 194 StrlSchG und den zugehörigen Verordnungen sind Ordnungswidrigkeiten geregelt, die mit Geldbußen gegen die handelnden Personen geahndet werden. Ordnungswidrig handelt z. B., wer ⎯ Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen ohne Genehmigung errichtet oder ⎯ einer behördlichen Anordnung oder Auflage zuwiderhandelt. Bei Ordnungswidrigkeiten können Bußgelder bis zu 50.000 Euro gegen diese Personen verhängt werden. Eine rechtswirksam verhängte Geldbuße kann die als Genehmigungsvoraussetzung geforderte Zuverlässigkeit der verantwortlichen Personen in Frage stellen, so dass ein Austausch dieser verantwortlichen Personen nötig werden könnte. Während strafrechtliche Sanktionen nur natürliche Personen treffen können, kann ein Bußgeld auch gegenüber juristischen Personen und Personenvereinigungen verhängt werden. Erfahrungen Aufgrund der intensiven staatlichen Aufsicht über Planung, Errichtung, Inbetriebnahme, Betrieb und Stilllegung von Kernanlagen (→ Artikel 7 (2iii), Seite 45), werden unzulässige Zustände in Deutschland in der Regel bereits im Vorfeld erkannt und deren Beseitigung gefordert und durchgesetzt, bevor es zu den gesetzlich möglichen Maßnahmen, wie z. B. Auflagen, Anordnungen, Ordnungswidrigkeitsverfahre