Mögliche Störfallszenarien in Druckwasserreaktoren infolge eines Dampferzeuger-Heizrohrlecks

[Deutscher Bundestag Drucksache 18/8753 18. Wahlperiode 01.06.2016 Kleine Anfrage der Abgeordneten Sylvia Kotting-Uhl, Annalena Baerbock, Bärbel Höhn, Oliver Krischer, Christian Kühn (Tübingen), Steffi Lemke, Peter Meiwald, Dr. Julia Verlinden, Matthias Gastel und der Fraktion BÜNDNIS 90/DIE GRÜNEN Mögliche Störfallszenarien in Druckwasserreaktoren infolge eines Dampferzeuger- Heizrohrlecks Während der Atomunfallserie im japanischen Fukushima wurde vom 13. bis 15. März 2011 mehrfach Neutronenstrahlung außerhalb der betroffenen Atomkraftwerke (AKW) gemessen, vgl. Meldung „Neutron beam observed 13 times“ der Nachrichtenagentur KYODO NEWS vom 24. März 2011. Deshalb vermuteten mehrere Experten wie Professor Yukio Yamaguchi von der Universität Tokyo und der Nuklearingenieur Arnold Gundersen oder auch die amerikanische Nuclear Regulatory Commission NRC, dass sich nicht nur rein chemische Wasserstoffexplosionen sondern darüber hinaus auch eine unkontrollierte Überkritikalität mit unkontrollierter Leistungsexkursion – also eine starke Zunahme der nuklearen Kettenreaktion und damit einhergehenden Energiefreisetzung – ereignet haben könnten, vgl. beispielsweise den Onlinebericht „Gundersen Postulates Unit 3 Explosion May Have Been Prompt Criticality in Fuel Pool“ vom 26. April 2011 auf www.fairewinds.org und die ARTE-TV-Dokumentation „Fukushima – Die Wahrheit hinter dem Super-GAU“. Als Ursache wurde angenommen, dass das Einspeisen von nicht boriertem Wasser zu Notkühlzwecken zu einer zu starken Reaktivitätszufuhr und im Extremfall zu einer prompten Überkritikalität geführt haben könnte. Nach Einschätzung des ehemaligen Betriebsleiters des AKW Biblis B und Störfallexperten Helmut J. L. Mayer, Energiebüro Gorxheimertal, kann ein solches Phänomen auch in deutschen Druckwasserreaktoren (DWR) auftreten, wenn bei einem Dampferzeuger-Heizrohrleck (DEHL) infolge der Druckabsenkung und nicht auszuschließender Kavitation die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen. Dies ist z. B. eingetreten beim Störfall im amerikanischen AKW Three Mile Island am 28. März 1978, der zu einer partiellen Kernschmelze geführt hat. Helmut J. L. Mayer beschrieb das postulierte Störfallszenario für deutsche Druckwasserreaktoren im März 2014 und stellte es am 17. April 2015 während der Conference on Nuclear Risk NURIS 2015 der International Nuclear Risk Assessment Group (INRAG) in Wien einem internationalen Expertenkreis mit dem Vortrag „Risk of Uncontrollable Re-Criticality due to a Steam Generator Tube Rupture” vor. Mit Schreiben vom 19. Februar und 18. März 2013 an die Reaktor- Sicherheitskommission (RSK) und vom 21. Mai 2013 an das seinerzeitige Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (heute Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit, BMUB) bat er um wissenschaftlich-technische Untersuchungen. Daraufhin befassen sich seit nunmehr etwa drei Jahren mehrere Experten mit diesem Störfallszenario, unter anderem neben der RSK deren Ausschuss Anlagen- und Systemtechnik (AST), das BMUB, das Büro für Atomsicherheit (BfA), das Institut für Sicherheits- und Risikowissenschaften (ISR) an der Universität für Bodenkultur Wien und andere. Es wurden Analysen von der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS), vom Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf (HZDR) und vom Physikerbüro Bremen gemeinsam mit dem Ökoinstitut Darmstadt erstellt, und schließlich wurden Versuche an der AKW-Versuchsanlage Rossendorf Coolant Mixing Model (ROCOM) durchgeführt. In einer Stellungnahme vom 23. Januar 2014 kam das ISR zu dem Ergebnis, dass „ohne eingehendere Analysen nicht mehr angenommen werden kann, dass ein DEHL sicher beherrscht werden kann.“ Um bei bereits eingefallenen Steuerstäben eine unkontrollierbare Rekritikalität zu verhindern, ist aus Sicht der Reaktor-Sicherheitskommission ein Mindestborgehalt von über 600 bzw. 850 ppm nötig und aus Sicht der GRS sogar von 1 100 ppm lokal am Kerneintritt, vgl. RSK-Stellungnahme „Empfehlungen zur maximalen zulässigen kritischen Borkonzentration zur Sicherstellung der Unterkritikalität nach ‚Reflux-Condenser-Betrieb‘ beim kleinen Leckstörfall“, 446. Sitzung, 5. April 2012). Dagegen ermittelte die GRS in der Analyse „Risiko durch Deionatpfropfen beim Dampferzeugerheizrohrleck in einem DWR“ vom 16. September 2013 bei dem einzigen von ihr untersuchten Ablauf, dass ein minderborierter Deionatpfropfen von ca. 8 000 Litern mit weniger als 100 ppm in den Kern eindringt. Aus diesen Daten ergibt sich sind nach Auffassung der Fragestellerinnen und Fragesteller die Schlussfolgerung, dass bei dem von Helmut J. L. Mayer postulierten Störfallszenario die Gefahr einer nicht mehr kontrollierbaren Rekritikalität mit starker Leistungsexkursion und unabsehbaren Folgen besteht. Bei der Beratung und Analyse der Problematik sind nach Auffassung der Fragestellerinnen und Fragesteller an verschiedenen Stellen divergierende Expertenauffassungen zutage getreten und darüber hinaus sicherheitsrelevante Fragen und Aspekte noch offen bzw. unklar. Soweit die in dieser Kleinen Anfrage referenzierten Quellen nicht online verfügbar sind, wurden sie der Abgeordneten Sylvia Kotting-Uhl vom Energiebüro Gorxheimertal zur Verfügung gestellt; ebenso mündliche Auskünfte, auf denen beispielsweise die Fragen 39 und 40 beruhen. Wir fragen die Bundesregierung: Beratungen der Reaktor-Sicherheitskommission 1. Was waren im Einzelnen die unterschiedlichen Auffassungen, die im Rahmen der Beratungen des RSK-Ausschusses AST zu dessen Stellungnahme „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ vom 11. Dezember 2014 hinsichtlich der analytischen Nachweisführung und den zu unterstellenden Anfangs- und Randbedingungen bestanden (bitte nicht nur eine beispielhafte bzw. zusammenfassende Kurzangabe machen, sondern eine vollständige und ausführliche, rein inhaltliche – nicht eine die AST-Diskussion wiedergebende – Darlegung aller Punkte; vgl. hierzu BMUB-Schreiben vom 10. Februar 2015 an das Energiebüro Gorxheimertal)? 2. Welche Laufzeit hat der Beratungsauftrag, den das BMUB der RSK aufgrund der in Frage 1 genannten unterschiedlichen Auffassungen erteilt hat (vgl. hierzu o. g. BMUB-Schreiben vom 10. Februar 2015 an das Energiebüro Gorxheimertal)? Wie lautet der Beratungsauftrag inhaltlich (bitte vollständige Angabe im Wortlaut machen)? 3. Hält das BMUB die Ergebnisse der vom AST durchgeführten Grenzbetrachtung am Beispiel eines aktuellen Betriebshandbuchs (BHB) einer Vorkonvoi-Anlage sowohl in Bezug auf die noch im Leistungsbetrieb befindlichen anderen beiden Vorkonvoi- und drei Konvoi-Anlagen für a) ausreichend übertragbar und b) abdeckend (zu den Ergebnissen siehe o. g. AST-Stellungnahme vom 11. Dezember 2014)? Falls ja, warum? An welchem Betriebshandbuch welcher Anlage wurde die Betrachtung durchgeführt? 4. Welche kürzeste und welche längste Störfallverlaufsdauer hat der RSK- Ausschuss AST bei seiner Stellungnahme vom 11. Dezember 2014 ermittelt bzw. angenommen? Welche Werte für die Mindestborkonzentration wurden für diese beiden Zeitspannen jeweils ermittelt bzw. angenommen (vgl. hierzu die in der Vorbemerkung der Fragesteller genannte RSK-Stellungnahme vom 5. April 2012, in der 600 ppm bzw. lokal am Kerneintritt 1 100 ppm als Mindestborkonzentrationen im Primärkühlmittel für den Zustand „heiß“ gelten)? Übergeordnete Ergebnisse der Untersuchungen 5. Sind die Ergebnisse der Analysen und Untersuchungen nach Auffassung der Bundesregierung so ausreichend, dass das beschriebene Störfallszenario im Wesentlichen abgeschlossen ist und dass auch bei konservativen Annahmen und unterschiedlichen Abläufen eine bei bereits eingefallenen Steuerstäben nicht mehr kontrollierbare Rekritikalität mit hinreichender Sicherheit ausgeschlossen werden kann? Oder haben bzw. können sich durch die weiteren AST-Beratungen nach der AST-Stellungnahme vom 11. Dezember 2014 noch Erkenntnisse ergeben, die die Beherrschbarkeit infrage stellen? 6. Wie viele unterschiedliche Störfallabläufe wurden bislang untersucht, und kann bei allen untersuchten Störfallabläufen eine Rekritikalität mit Sicherheit ausgeschlossen werden? 7. Wurden zusätzlich zu einem 2-F-Bruch eines Heizrohres auch Störfallabläufe mit kleineren Lecköffnungen betrachtet, bei denen dennoch die sekundärseitigen Aktivitätsmessungen ansprechen und somit der Primärdruck sehr nahe an den Siedeabstand und somit an die Kavitationsgrenze der Hauptkühlmittelpumpen abgesenkt wird? 8. Wie groß ist nach Ansicht des BMUB unter realistischen Annahmen die maximale Deionatmenge, die als nicht borierter oder zumindest minderborierter Pfropfen in den Kern eindringen kann? 9. Ist eine ausreichende Unterkritikalität des Reaktors bei der maximal eingetretenen Deionatmenge auch dann noch sichergestellt, wenn ein zusätzlicher Reaktivitätsgewinn durch den negativen Kühlmitteltemperaturkoeffizienten beim Abkühlen der Anlage bis zur Übernahme durch das Not- und Nachkühlsystem erfolgt? 10. Gibt es eine oder mehrere fundierte Untersuchungen, die die Aussage von Helmut J. L. Mayer sicher widerlegen, dass das postulierte Störfallszenario ein hohes Risiko darstelle wegen der einerseits hohen Eintrittswahrscheinlichkeit aufgrund der Vielzahl der Dampferzeuger-Heizrohre bei gleichzeitig erheblichen möglichen Auswirkungen durch unkontrollierbare Überkritikalität wegen der bereits eingefallenen Steuerstäbe? Falls ja, welche? Dampferzeuger-Heizrohre 11. Wie viele Dampferzeuger-Heizrohre gibt es ungefähr in den zurzeit noch im Leistungsbetrieb befindlichen sechs Druckwasserreaktoren in Deutschland? 12. Wurden in diesen sechs Druckwasserreaktoren bereits Dampferzeuger- Heizrohre wegen erkannter Vorschädigungen abgedichtet, und wie viele abgedichtete Heizrohre sind es? 13. Gibt es in den in Deutschland noch laufenden Druckwasserreaktoren außer den bereits in der 447. Sitzung der RSK bekannten Heizrohrschäden (vgl. RSK-Stellungnahme „Zu unterstellende Leckagen an Dampferzeuger(DE)- Heizrohren, Mehrfachrohrbruch/Lecköffnung wanddickengeschwächter DE-Heizrohre“ vom 3. Mai 2012) noch weitere Vorschädigungen, und wie groß sind die höchsten bekannten Wanddickenschwächungen? Hauptkühlmittelpumpen 14. Kann die Bundesregierung praktisch ausschließen, dass bei dem von Helmut J. L. Mayer postulierten Störfallszenario die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen? 15. Wie groß ist bei dem postulierten Störfallablauf der Abstand zur Kavitation der Hauptkühlmittelpumpen, wenn sowohl konservative und im realen Betrieb realistische Schwankungen durch die nicht sicherheitstechnisch ausgelegten Anlagenteile, wie z. B. die Frischdampf-Umleitstation, angenommen werden und gleichzeitig ungünstige Messtoleranzen vorliegen? 16. Wie viel Zeit ist im ungünstigsten Fall anzunehmen, wenn die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen, bis ggf. wieder eine erste Hauptkühlmittelpumpe zugeschaltet werden kann? 17. Kann grundsätzlich ausgeschlossen werden, dass die Hauptkühlmittelpumpe im defekten Loop nach Klärung der Ausfallursachen und somit nach längerer Zeit und bei bereits weitgehend abgesenkter Primärkreistemperatur wieder zugeschaltet wird und somit dem Reaktorkern sehr schnell eine sehr hohe Reaktivität zugeführt wird, die zu einer schnellen Leistungsexkursion führen kann? Reaktivitätszufuhr 18. Wie hoch ist die zusätzliche Reaktivitätszufuhr durch die Abkühlung des Primärkreislaufs bis zur Übernahme durch das Not- und Nachkühlsystem? 19. Wie hoch muss nach Auffassung des BMUB die notwendige Borkonzentration sein, wenn im Gegensatz zu den 600 bzw. 850 ppm im heißen Zustand die Anlage bereits bis zur Übernahme durch die Not- und Nachkühlsysteme gemäß Betriebshandbuch abgekühlt worden ist? 20. Ab welcher Größenordnung eines minderborierten Deionatpfropfens mit weniger als 100 ppm, wie er in der in der Vorbemerkung der Fragesteller erwähnten GRS-Studie ermittelt wurde, ist nach Einschätzung der Bundesregierung mit einer nicht mehr kontrollierbaren partiellen Überkritikalität im Reaktorkern zu rechnen? GRS-Analyse vom 19. September 2013 21. Hält das BMUB es für ausreichend, dass in der in der Vorbemerkung der Fragesteller genannten Analyse der Gesellschaft für Reaktorsicherheit vom 19. September 2013 nur ein einziger Störfallablauf an nur einer einzigen Anlage mit nur einzigartigen Handeingriffen in einzigartigen Zeitabständen betrachtet wird und andere Störfallabläufe mit unterschiedlichen Gegebenheiten außer Acht gelassen werden (bitte mit Begründung)? 22. Kann nach Auffassung des BMUB darauf verzichtet werden, auch einen Störfallablauf zu untersuchen, bei dem, wie es in den Betriebshandbüchern für Dampferzeuger-Heizrohrlecks ohne Zusatzstörung vorgesehen ist, der Druckhalter-Füllstand nicht unter den Reaktorschutz-Grenzwert abfällt und somit die hinsichtlich der rechnerischen Borkonzentration hilfreiche Einspeisung der Sicherheitseinspeisepumpen nicht angeregt wird? 23. Wurde die in der GRS-Analyse ermittelte bzw. unterstellte Annahme der Anregung der Sicherheitseinspeisepumpen in die bestehenden Betriebshandbücher mit „normalem“ Ablauf übernommen? 24. Ist der Reaktor auch dann noch sicher unterkritisch, wenn der von der GRS errechnete Deionatpfropfen nicht bei heißem Reaktorkühlkreislauf, sondern bei bereits auf die Temperatur kurz vor Übernahme durch das Not- und Nachkühlsystem abgekühlt und somit die zusätzliche Reaktivität aufgrund des negativen Kühlmitteltemperaturkoeffizienten aufgetreten ist? 25. Welche maximale Menge kann der in den Reaktor eintretende minderborierte Pfropfen erreichen, und welchen minimalen Borgehalt kann er haben, wenn die Abfolgen der automatischen Anregungen und insbesondere der Handeingriffe des Betriebspersonals nicht in den von der GRS angenommenen Zeitabständen erfolgen, sondern sich aufgrund verschiedener Gegebenheiten zeitlich verschieben? 26. Ist es nach Auffassung des BMUB hinreichend sicher und zu akzeptieren, wenn in der GRS-Analyse auf „wissensbasierte Entscheidungen“ und „wissensbasierte Handlungen“ in den extremen Stresssituationen im Ablauf einer solchen Störfallsituation in einer Realanlage hilfsweise verwiesen wird? Betriebshandbücher für Dampferzeuger-Heizrohrlecks 27. Welche Betriebshandbücher der insgesamt sechs deutschen Vorkonvoi- und Konvoi-Druckwasserreaktoranlagen, die noch eine Berechtigung zum Leistungsbetrieb haben, liegen dem BMUB und/oder der das BMUB beratenden GRS und/oder dem ebenfalls das BMUB beratenden Bundesamt für Strahlenschutz vor (bitte je Betriebshandbuch mit Angabe zur Aktualität der BHB- Fassung)? 28. Ist nach Kenntnis des BMUB das postulierte Störfallszenario in diesen sechs Druckwasserreaktoren in den Betriebshandbüchern jeweils abgedeckt? 29. Wie wird sich bei dem postulierten Störfallablauf nach Auffassung des BMUB das Betriebspersonal verhalten, falls ein zutreffendes Betriebshandbuch nicht vorliegt und infolge nicht vorhandener Messungen und fehlender Schulungen die Gefahr des Eindringens von minderboriertem Kühlmittel in den Kern nicht erkannt wird? Abschätzung der minimalen Bormischkonzentration 30. Sind die in der Abschätzung der minimalen Bormischkonzentration vom 10. September 2014 seitens des Physikerbüros Bremen und des Ökoinstituts, die das BMUB mit Schreiben vom 3. Dezember 2015 an Helmut J. L. Mayer übermittelte, genannten fehlenden Festlegungen, welche Maßnahmen und Einrichtungen im Einzelnen kreditiert werden dürfen, und die AST-seitig ungeklärten Fragestellungen zu den zu unterstellenden Randbedingungen mittlerweile geklärt, und falls ja, welche Festlegungen wurden getroffen, und welche Klärungen wurden erzielt? Ausländische und insbesondere benachbarte Druckwasserreaktoren 31. Kann das von Helmut J. L. Mayer postulierte Störfallszenario nach Einschätzung der Bundesregierung auch in internationalen und insbesondere auch in grenznahen Druckwasserreaktoren eintreten? 32. Ist das postulierte Störfallszenario nach Kenntnis des BMUB auch internationalen Atomexperten bzw. Atomkraftwerksbetreibern hinreichend bekannt? Falls nein, plant das BMUB, die zuständigen Atomaufsichtsbehörden über die hierzulande durchgeführten Untersuchungen und Beratungen zu informieren, und wenn ja, inwiefern? 33. Ist nach Einschätzung des BMUB in 3-Loop-Anlagen eine noch stärkere Auswirkung und somit ein noch höheres Risiko als in 4-Loop-Anlagen anzunehmen (bitte mit Begründung)? 34. Welche Aspekte könnten nach Ansicht des BMUB bei ausländischen Anlagen zu erhöhter Eintrittswahrscheinlichkeit im Vergleich zu den sechs deutschen Druckwasserreaktoren führen? 35. Welche Aspekte könnten nach Ansicht des BMUB bei ausländischen Anlagen zu geringeren Abständen zur Kritikalität führen, als sie bei der RSK-AST-Grenzbetrachtung für deutsche Anlagen ermittelt wurden? 36. In welchen im (Leistungs-)Betrieb befindlichen Druckwasserreaktoren in unseren Nachbarstaaten, insbesondere in grenznahen Anlagen, sind nach Kenntnis des BMUB heute noch Dampferzeuger mit Heizrohren aus dem Werkstoff Inconel 600 im Einsatz? Allgemeine bzw. weitere Fragen zu den Untersuchungen und der Thematik 37. Wurden für die bisherigen Untersuchungen ausreichend Ressourcen zur Verfügung gestellt, so dass erfahrene Experten angemessen intensiv die vorhandenen Anlagentechniken, die möglichen Störfallabläufe, die relevanten Betriebshandbücher und die zu erwartenden Handeingriffe des Betriebspersonals in die Betrachtungen einbeziehen konnten? 38. Wie hoch sind die Kosten der vom BMUB zu der Thematik bislang vergebenen Analyse-/Untersuchungsaufträge, und wie hoch schätzt das BMUB die zusätzlichen Kosten, wie z. B. für die Erstellung des umfangreichen Schriftverkehrs und die erforderlichen Arbeitszeiten des BMUB und anderer Institutionen, die neben den expliziten Auftragskosten angefallen sind (grobe Schätzung reicht)? 39. Warum wurde der Initiator der Erforschung des Problems (siehe Vorbemerkung der Fragesteller) Helmut J. L. Mayer – abgesehen von seiner Anhörung in der RSK – trotz unbestrittener Kompetenz vom BMUB nicht in die Untersuchungen einbezogen – zum Beispiel in Form von Besprechungen beim BMUB? 40. Wurden die von Helmut J. L. Mayer vorgeschlagenen Maßnahmen zur Minderung des Risikos und zur Beherrschung des postulierten Störfalls durchgeführt oder zumindest in Betracht gezogen (falls nein, bitte mit Begründung)? 41. Sind die Untersuchungen mit den vorliegenden Papieren nach Auffassung der Bundesregierung endgültig abgeschlossen oder sind – abgesehen von den in den Fragen 1 und 2 thematisierten AST-Beratungen, die im Winter 2014/2015 vom BMUB in Auftrag gegeben wurden – noch weitere Maßnahmen vorgesehen, wie zum Beispiel weitere Analysen mit variierten Störfallabläufen zusätzlich zu dem bisher einzigen Verlauf der in der Vorbemerkung der Fragesteller genannten GRS-Untersuchung, und falls ja, welche jeweils, durch wen und bis wann? 42. Kann auf Basis der bislang vorliegenden Erkenntnisse zu der Problematik praktisch ausgeschlossen werden, dass eine ausreichende Kühlmitteldurchmischung mit insgesamt einer noch intakten Hauptkühlmittelpumpe nicht mehr möglich ist, falls im Störfallablauf bereits eine temperatur- und/oder dampfblasenbedingte Unterbrechung des Kühlmittelumlaufs im Primärkreis eingetreten ist? Falls ja, warum? Falls nein, welche Konsequenzen will das BMUB daraus ziehen? 43. Welche Beispiele für Schäden an Dampferzeuger-Heizrohren aus dem Werkstoff Inconel 600 sind dem BMUB und/oder der das BMUB beratenden GRS und/oder dem ebenfalls das BMUB beratenden Bundesamt für Strahlenschutz bekannt? 44. Aus welchem Werkstoff waren die Dampferzeuger-Heizrohre im bereits stillgelegten deutschen AKW Stade? Berlin, den 1. Juni 2016 Katrin Göring-Eckardt, Dr. Anton Hofreiter und Fraktion Satz: Satzweiss.com Print, Web, Software GmbH, Mainzer Straße 116, 66121 Saarbrücken, www.satzweiss.com Druck: Printsystem GmbH, Schafwäsche 1-3, 71296 Heimsheim, www.printsystem.de Vertrieb: Bundesanzeiger Verlag GmbH, Postfach 10 05 34, 50445 Köln, Telefon (02 21) 97 66 83 40, Fax (02 21) 97 66 83 44, www.betrifft-gesetze.de ISSN 0722-8333]

[Die Antwort wurde namens der Bundesregierung mit Schreiben des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit vom 23. Juni 2016 übermittelt. Die Drucksache enthält zusätzlich – in kleinerer Schrifttype – den Fragetext. Deutscher Bundestag Drucksache 18/8979 18. Wahlperiode 27.06.2016 Antwort der Bundesregierung auf die Kleine Anfrage der Abgeordneten Sylvia Kotting-Uhl, Annalena Baerbock, Bärbel Höhn, weiterer Abgeordneter und der Fraktion BÜNDNIS 90/DIE GRÜNEN – Drucksache 18/8753 – Mögliche Störfallszenarien in Druckwasserreaktoren infolge eines Dampferzeuger- Heizrohrlecks V o r b e m e r k u n g d e r F r a g e s t e l l e r Während der Atomunfallserie im japanischen Fukushima wurde vom 13. bis 15. März 2011 mehrfach Neutronenstrahlung außerhalb der betroffenen Atomkraftwerke (AKW) gemessen, vgl. Meldung „Neutron beam observed 13 times“ der Nachrichtenagentur KYODO NEWS vom 24. März 2011. Deshalb vermuteten mehrere Experten wie Professor Yukio Yamaguchi von der Universität Tokyo und der Nuklearingenieur Arnold Gundersen oder auch die amerikanische Nuclear Regulatory Commission NRC, dass sich nicht nur rein chemische Wasserstoffexplosionen sondern darüber hinaus auch eine unkontrollierte Überkritikalität mit unkontrollierter Leistungsexkursion – also eine starke Zunahme der nuklearen Kettenreaktion und damit einhergehenden Energiefreisetzung – ereignet haben könnten, vgl. beispielsweise den Onlinebericht „Gundersen Postulates Unit 3 Explosion May Have Been Prompt Criticality in Fuel Pool“ vom 26. April 2011 auf www.fairewinds.org und die ARTE-TV-Dokumentation „Fukushima – Die Wahrheit hinter dem Super-GAU“. Als Ursache wurde angenommen, dass das Einspeisen von nicht boriertem Wasser zu Notkühlzwecken zu einer zu starken Reaktivitätszufuhr und im Extremfall zu einer prompten Überkritikalität geführt haben könnte. Nach Einschätzung des ehemaligen Betriebsleiters des AKW Biblis B und Störfallexperten Helmut J. L. Mayer, Energiebüro Gorxheimertal, kann ein solches Phänomen auch in deutschen Druckwasserreaktoren (DWR) auftreten, wenn bei einem Dampferzeuger-Heizrohrleck (DEHL) infolge der Druckabsenkung und nicht auszuschließender Kavitation die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen. Dies ist z. B. eingetreten beim Störfall im amerikanischen AKW Three Mile Island am 28. März 1978, der zu einer partiellen Kernschmelze geführt hat. Helmut J. L. Mayer beschrieb das postulierte Störfallszenario für deutsche Druckwasserreaktoren im März 2014 und stellte es am 17. April 2015 während der Conference on Nuclear Risk NURIS 2015 der International Nuclear Risk Assessment Group (INRAG) in Wien einem internationalen Expertenkreis mit dem Vortrag „Risk of Uncontrollable Re-Criticality due to a Steam Generator Tube Rupture“ vor. Mit Schreiben vom 19. Februar und 18. März 2013 an die Reaktor- Sicherheitskommission (RSK) und vom 21. Mai 2013 an das seinerzeitige Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (heute Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit, BMUB) bat er um wissenschaftlich-technische Untersuchungen. Daraufhin befassen sich seit nunmehr etwa drei Jahren mehrere Experten mit diesem Störfallszenario, unter anderem neben der RSK deren Ausschuss Anlagen- und Systemtechnik (AST), das BMUB, das Büro für Atomsicherheit (BfA), das Institut für Sicherheits- und Risikowissenschaften (ISR) an der Universität für Bodenkultur Wien und andere. Es wurden Analysen von der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS), vom Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf (HZDR) und vom Physikerbüro Bremen gemeinsam mit dem Ökoinstitut Darmstadt erstellt, und schließlich wurden Versuche an der AKW-Versuchsanlage Rossendorf Coolant Mixing Model (ROCOM) durchgeführt. In einer Stellungnahme vom 23. Januar 2014 kam das ISR zu dem Ergebnis, dass „ohne eingehendere Analysen nicht mehr angenommen werden kann, dass ein DEHL sicher beherrscht werden kann.“ Um bei bereits eingefallenen Steuerstäben eine unkontrollierbare Rekritikalität zu verhindern, ist aus Sicht der Reaktor-Sicherheitskommission ein Mindestborgehalt von über 600 bzw. 850 ppm nötig und aus Sicht der GRS sogar von 1 100 ppm lokal am Kerneintritt, vgl. RSK-Stellungnahme „Empfehlungen zur maximalen zulässigen kritischen Borkonzentration zur Sicherstellung der Unterkritikalität nach ‚Reflux-Condenser-Betrieb‘ beim kleinen Leckstörfall“, 446. Sitzung, 5. April 2012). Dagegen ermittelte die GRS in der Analyse „Risiko durch Deionatpfropfen beim Dampferzeugerheizrohrleck in einem DWR“ vom 16. September 2013 bei dem einzigen von ihr untersuchten Ablauf, dass ein minderborierter Deionatpfropfen von ca. 8 000 Litern mit weniger als 100 ppm in den Kern eindringt. Aus diesen Daten ergibt sich sind nach Auffassung der Fragestellerinnen und Fragesteller die Schlussfolgerung, dass bei dem von Helmut J. L. Mayer postulierten Störfallszenario die Gefahr einer nicht mehr kontrollierbaren Rekritikalität mit starker Leistungsexkursion und unabsehbaren Folgen besteht. Bei der Beratung und Analyse der Problematik sind nach Auffassung der Fragestellerinnen und Fragesteller an verschiedenen Stellen divergierende Expertenauffassungen zutage getreten und darüber hinaus sicherheitsrelevante Fragen und Aspekte noch offen bzw. unklar. Soweit die in dieser Kleinen Anfrage referenzierten Quellen nicht online verfügbar sind, wurden sie der Abgeordneten Sylvia Kotting-Uhl vom Energiebüro Gorxheimertal zur Verfügung gestellt; ebenso mündliche Auskünfte, auf denen beispielsweise die Fragen 39 und 40 beruhen. V o r b e me r k u n g d e r B u n d e s r e g i e r u n g Der AST der RSK hat zu seiner Beratung der von dieser Kleinen Anfrage aufgegriffenen Thematik die öffentlich unter www.rskonline.de zugängliche Stellungnahme „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ vom 11. Dezember 2014 verfasst. Beratungen der Reaktor-Sicherheitskommission 1. Was waren im Einzelnen die unterschiedlichen Auffassungen, die im Rahmen der Beratungen des RSK-Ausschusses AST zu dessen Stellungnahme „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ vom 11. Dezember 2014 hinsichtlich der analytischen Nachweisführung und den zu unterstellenden Anfangs- und Randbedingungen bestanden (bitte nicht nur eine beispielhafte bzw. zusammenfassende Kurzangabe machen, sondern eine vollständige und ausführliche, rein inhaltliche – nicht eine die AST-Diskussion wiedergebende – Darlegung aller Punkte; vgl. hierzu BMUB-Schreiben vom 10. Februar 2015 an das Energiebüro Gorxheimertal)? 2. Welche Laufzeit hat der Beratungsauftrag, den das BMUB der RSK aufgrund der in Frage 1 genannten unterschiedlichen Auffassungen erteilt hat (vgl. hier- zu o. g. BMUB-Schreiben vom 10. Februar 2015 an das Energiebüro Gorxheimertal)? Wie lautet der Beratungsauftrag inhaltlich (bitte vollständige Angabe im Wortlaut machen)? Die Fragen 1 und 2 werden aufgrund des Sachzusammenhanges gemeinsam beantwortet. Der RSK-Ausschuss AST hat seine Beratung mit der Stellungnahme „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ abgeschlossen. Bei dieser Stellungnahme handelt es sich um eine gemeinsame Stellungnahme des Ausschusses, ein Minderheitenvotum gab es nicht. Ausgehend von der Beratung des RSK-Ausschusses AST haben sich über die Stellungnahme hinausgehend ereignisübergreifende Fragen zu den zu unterstellenden Anfangs- und Randbedingungen bei der Nachweisführung auf der Sicherheitsebene 3 (Störfallanalyse) gemäß dem aktuellen kerntechnischen Regelwerk ergeben, um deren Beantwortung die RSK mit Beratungsauftrag vom 17. März 2015 wie folgt gebeten wurde: „[…] Ich bitte die RSK nach § 9 der Satzung um eine schriftliche Stellungnahme zu den Anforderungen an die Nachweisführung eines Ereignisses der Sicherheitsebene 3 (Störfallanalyse) und den hierbei zu unterstellenden Anfangs- und Randbedingungen, wie zum Beispiel:  Bis zu welchem Anlagenzustand sollte die analytische Nachweisführung erfolgen?  Inwieweit können im Rahmen der analytischen Nachweisführung Nicht- Sicherheitssysteme (einschließlich von durch das Begrenzungssystem angeforderten Aktionen, wie dies z. B. beim Dampferzeugerheizrohrleck der Fall ist) in den verschiedenen Phasen nach Eintritt des Störfalls kreditiert werden (gegebenenfalls mit Festlegung von zugehörigen Bedingungen)?  Wie sind hierbei Nicht-Sicherheitssysteme zu behandeln, die zum Zeitpunkt des Ereigniseintritts in Betrieb sind, auslegungsgemäß nicht abgeschaltet werden und den Ereignisablauf günstig oder ungünstig beeinflussen?  In welcher Art und Weise sind mögliche Fehlhandlungen bzw. Unterlassungen von im Betriebshandbuch vorgesehenen Handlungen in den Nachweisführungen zu berücksichtigen?  In welchem Umfang sollten die im Rahmen der Nachweisführung festgelegten Randbedingungen und betrachtete Szenarien in die Störfallkapitel des Betriebshandbuches einfließen?“ Dieser Beratungsauftrag ist von der RSK noch nicht abgeschlossen worden. 3. Hält das BMUB die Ergebnisse der vom AST durchgeführten Grenzbetrachtung am Beispiel eines aktuellen Betriebshandbuchs (BHB) einer Vorkonvoi-Anlage sowohl in Bezug auf die noch im Leistungsbetrieb befindlichen anderen beiden Vorkonvoi- und drei Konvoi-Anlagen für a) ausreichend übertragbar und b) abdeckend (zu den Ergebnissen siehe o. g. AST-Stellungnahme vom 11. Dezember 2014)? Falls ja, warum? An welchem Betriebshandbuch welcher Anlage wurde die Betrachtung durchgeführt? 4. Welche kürzeste und welche längste Störfallverlaufsdauer hat der RSK- Ausschuss AST bei seiner Stellungnahme vom 11. Dezember 2014 ermittelt bzw. angenommen? Welche Werte für die Mindestborkonzentration wurden für diese beiden Zeitspannen jeweils ermittelt bzw. angenommen (vgl. hierzu die in der Vorbemerkung der Fragesteller genannte RSK-Stellungnahme vom 5. April 2012, in der 600 ppm bzw. lokal am Kerneintritt 1 100 ppm als Mindestborkonzentrationen im Primärkühlmittel für den Zustand „heiß“ gelten)? Übergeordnete Ergebnisse der Untersuchungen 5. Sind die Ergebnisse der Analysen und Untersuchungen nach Auffassung der Bundesregierung so ausreichend, dass das beschriebene Störfallszenario im Wesentlichen abgeschlossen ist und dass auch bei konservativen Annahmen und unterschiedlichen Abläufen eine bei bereits eingefallenen Steuerstäben nicht mehr kontrollierbare Rekritikalität mit hinreichender Sicherheit ausgeschlossen werden kann? Oder haben bzw. können sich durch die weiteren AST-Beratungen nach der AST-Stellungnahme vom 11. Dezember 2014 noch Erkenntnisse ergeben, die die Beherrschbarkeit infrage stellen? 6. Wie viele unterschiedliche Störfallabläufe wurden bislang untersucht, und kann bei allen untersuchten Störfallabläufen eine Rekritikalität mit Sicherheit ausgeschlossen werden? 7. Wurden zusätzlich zu einem 2-F-Bruch eines Heizrohres auch Störfallabläufe mit kleineren Lecköffnungen betrachtet, bei denen dennoch die sekundärseitigen Aktivitätsmessungen ansprechen und somit der Primärdruck sehr nahe an den Siedeabstand und somit an die Kavitationsgrenze der Hauptkühlmittelpumpen abgesenkt wird? 8. Wie groß ist nach Ansicht des BMUB unter realistischen Annahmen die maximale Deionatmenge, die als nicht borierter oder zumindest minderborierter Pfropfen in den Kern eindringen kann? 9. Ist eine ausreichende Unterkritikalität des Reaktors bei der maximal eingetretenen Deionatmenge auch dann noch sichergestellt, wenn ein zusätzlicher Reaktivitätsgewinn durch den negativen Kühlmitteltemperaturkoeffizienten beim Abkühlen der Anlage bis zur Übernahme durch das Not- und Nachkühlsystem erfolgt? 10. Gibt es eine oder mehrere fundierte Untersuchungen, die die Aussage von Helmut J. L. Mayer sicher widerlegen, dass das postulierte Störfallszenario ein hohes Risiko darstelle wegen der einerseits hohen Eintrittswahrscheinlichkeit aufgrund der Vielzahl der Dampferzeuger-Heizrohre bei gleichzeitig erheblichen möglichen Auswirkungen durch unkontrollierbare Überkritikalität wegen der bereits eingefallenen Steuerstäbe? Falls ja, welche? Die Fragen 3 bis 10 werden aufgrund des Sachzusammenhanges gemeinsam beantwortet. Die Stellungnahme des RSK-Ausschusses AST zur „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ beinhaltet eine exemplarische Grenzbetrachtung im Hinblick auf einen Deionateintrag in den Reaktorkern im Sinne einer abdeckenden Analyse für die noch laufenden Druckwasserreaktoren. Das heißt, mit dieser Grenzbetrachtung sollen die ausschlaggebenden Randbedingungen unter Beachtung physikalisch-technischer Gegebenheiten so hinreichend abdeckend abgeschätzt werden, dass unter den für ein Ereignis der Sicherheitsebene 3 anzusetzenden Analyse-Bedingungen keine ungünstigeren Ergebnisse unterstellt werden müssen. Bei der abdeckenden Analyse in der Stellungnahme wurde hierzu unterstellt, dass das durch die Gegebenheiten im Pumpenbogen und kalten Strang geometrisch maximal mögliche Volumen mit minderboriertem Kühlmittel als Deionatpfropfen aufgefüllt wird und kein Bor (als ungünstigster, physikalisch möglicher Grenzfall für minderboriertes Kühlmittel) in diesem Deionatpfropfen enthalten ist. Bei dieser Grenzbetrachtung wurde als Ergebnis festgestellt, dass aufgrund der Vermischung dieses postulierten Deionatpfropfens mit boriertem Kühlmittel bis zum Erreichen des Reaktorkerns ein ausreichender Abstand zur Kritikalität bestehen bleibt. Dampferzeuger-Heizrohre 11. Wie viele Dampferzeuger-Heizrohre gibt es ungefähr in den zurzeit noch im Leistungsbetrieb befindlichen sechs Druckwasserreaktoren in Deutschland? Bei den sechs Druckwasserreaktoren mit der Berechtigung zum Leistungsbetrieb handelt es sich jeweils um Anlagen mit vier Dampferzeugern. In den einzelnen Dampferzeugern bilden etwa 4 100 Heizrohre die Heizfläche. 12. Wurden in diesen sechs Druckwasserreaktoren bereits Dampferzeuger- Heizrohre wegen erkannter Vorschädigungen abgedichtet, und wie viele abgedichtete Heizrohre sind es? 13. Gibt es in den in Deutschland noch laufenden Druckwasserreaktoren außer den bereits in der 447. Sitzung der RSK bekannten Heizrohrschäden (vgl. RSK-Stellungnahme „Zu unterstellende Leckagen an Dampferzeuger(DE)- Heizrohren, Mehrfachrohrbruch/Lecköffnung wanddickengeschwächter DE- Heizrohre“ vom 3. Mai 2012) noch weitere Vorschädigungen, und wie groß sind die höchsten bekannten Wanddickenschwächungen? Die Fragen 12 und 13 werden aufgrund des Sachzusammenhanges gemeinsam beantwortet. Nach der Veröffentlichung der in der Frage genannten RSK-Stellungnahme sind in deutschen Anlagen keine neuen Schädigungsmechanismen bekannt geworden und auch keine systematischen Schäden aufgetreten. Die RSK-Stellungnahme behandelt verschiedene Schädigungsmechanismen, die überwiegend in älteren Anlagen durch besondere Bedingungen aufgetreten waren sowie die theoretischen Möglichkeiten von Mehrfach- und Folgeschäden. Nach Kenntnis der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit wurden in Summe bislang in den sechs Druckwasserreaktoren mit Berechtigung zum Leistungsbetrieb weniger als 100 Dampferzeugerheizrohre verschlossen. Dampferzeugerheizrohre werden in der Regel bereits bei einer Wanddickenschwächung von 50 Prozent verschlossen. Bei Anzeigen, die auf eine rissbildende Korrosion hinweisen, werden die Heizrohre auch schon bei geringerer Wanddickenschwächung verschlossen und die Ursache ermittelt. Hauptkühlmittelpumpen 14. Kann die Bundesregierung praktisch ausschließen, dass bei dem von Helmut J. L. Mayer postulierten Störfallszenario die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen? 15. Wie groß ist bei dem postulierten Störfallablauf der Abstand zur Kavitation der Hauptkühlmittelpumpen, wenn sowohl konservative und im realen Betrieb realistische Schwankungen durch die nicht sicherheitstechnisch ausgelegten Anlagenteile, wie z. B. die Frischdampf-Umleitstation, angenommen werden und gleichzeitig ungünstige Messtoleranzen vorliegen? 16. Wie viel Zeit ist im ungünstigsten Fall anzunehmen, wenn die Hauptkühlmittelpumpen ausfallen, bis ggf. wieder eine erste Hauptkühlmittelpumpe zugeschaltet werden kann? 17. Kann grundsätzlich ausgeschlossen werden, dass die Hauptkühlmittelpumpe im defekten Loop nach Klärung der Ausfallursachen und somit nach längerer Zeit und bei bereits weitgehend abgesenkter Primärkreistemperatur wieder zugeschaltet wird und somit dem Reaktorkern sehr schnell eine sehr hohe Reaktivität zugeführt wird, die zu einer schnellen Leistungsexkursion führen kann? Die Fragen 14 bis 17 werden aufgrund des Sachzusammenhanges gemeinsam beantwortet. In den Nachweisen zur Beherrschung eines Dampferzeugerheizrohrlecks ist auch der Ausfall der Hauptkühlmittelpumpen betrachtet worden. Damit bei einem Dampferzeugerheizrohrbruch die Hauptkühlmittelpumpe im Loop des defekten Dampferzeugers nicht wieder zugeschaltet werden kann, sind im Betriebshandbuch Prozeduren vorgesehen, diese Hauptkühlmittelpumpe zunächst von der Warte aus abzuschalten und dann im Schaltanlagengebäude elektronisch unscharf zu schalten (vgl. Stellungnahme des RSK-Ausschusses AST „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“). Reaktivitätszufuhr 18. Wie hoch ist die zusätzliche Reaktivitätszufuhr durch die Abkühlung des Primärkreislaufs bis zur Übernahme durch das Not- und Nachkühlsystem? 19. Wie hoch muss nach Auffassung des BMUB die notwendige Borkonzentration sein, wenn im Gegensatz zu den 600 bzw. 850 ppm im heißen Zustand die Anlage bereits bis zur Übernahme durch die Not- und Nachkühlsysteme gemäß Betriebshandbuch abgekühlt worden ist? Die Fragen 18 und 19 werden aufgrund des Sachzusammenhanges gemeinsam beantwortet. Die zusätzliche Reaktivitätszufuhr durch die Abkühlung des Kühlmittels im Primärkreislauf hängt nicht nur von der Temperaturdifferenz zwischen heißem und kaltem Anlagenzustand ab, sondern beispielsweise auch vom Zykluszeitpunkt und der damit im Kühlmittel vorhandenen Borkonzentration. In den Betriebshandbüchern der Anlagen wird vorgegeben, welche Borkonzentrationen beim Kaltfahren der Anlage notwendig sind, um eine ausreichende Unterkritikalität zu gewährleisten. Gemäß den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ ist das Nachweiskriterium zur Sicherstellung der Unterkritikalität bei Störfällen für alle Betriebsphasen eine Abschaltreaktivität im Betrag von 1 Prozent. 20. Ab welcher Größenordnung eines minderborierten Deionatpfropfens mit weniger als 100 ppm, wie er in der in der Vorbemerkung der Fragesteller erwähnten GRS-Studie ermittelt wurde, ist nach Einschätzung der Bundesregierung mit einer nicht mehr kontrollierbaren partiellen Überkritikalität im Reaktorkern zu rechnen? Die Stellungnahme des RSK-Ausschusses AST zur „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ beinhaltet eine exemplarische Grenzbetrachtung im Hinblick auf einen Deionateintrag in den Reaktorkern im Sinne einer abdeckenden Analyse für die noch laufenden Druckwasserreaktoren, bei der ein ausreichender Abstand zur Kritikalität bestehen bleibt (siehe auch die Antwort zu den Fragen 3 bis 10). GRS-Analyse vom 19. September 2013 21. Hält das BMUB es für ausreichend, dass in der in der Vorbemerkung der Fragesteller genannten Analyse der Gesellschaft für Reaktorsicherheit vom 19. September 2013 nur ein einziger Störfallablauf an nur einer einzigen Anlage mit nur einzigartigen Handeingriffen in einzigartigen Zeitabständen betrachtet wird und andere Störfallabläufe mit unterschiedlichen Gegebenheiten außer Acht gelassen werden (bitte mit Begründung)? Um zu einer gegen Änderungen des postulierten Ereignisses unabhängigen Aussage zu kommen hat der RSK-Ausschuss AST in der Stellungnahme „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ eine abdeckende Analyse durchgeführt (siehe auch die Antwort zu den Fragen 3 bis 10). 22. Kann nach Auffassung des BMUB darauf verzichtet werden, auch einen Störfallablauf zu untersuchen, bei dem, wie es in den Betriebshandbüchern für Dampferzeuger-Heizrohrlecks ohne Zusatzstörung vorgesehen ist, der Druckhalter-Füllstand nicht unter den Reaktorschutz-Grenzwert abfällt und somit die hinsichtlich der rechnerischen Borkonzentration hilfreiche Einspeisung der Sicherheitseinspeisepumpen nicht angeregt wird? 23. Wurde die in der GRS-Analyse ermittelte bzw. unterstellte Annahme der Anregung der Sicherheitseinspeisepumpen in die bestehenden Betriebshandbücher mit „normalem“ Ablauf übernommen? Die Fragen 22 und 23 werden aufgrund des Sachzusammenhanges gemeinsam beantwortet. In den ereignisorientierten Teilen der Betriebshandbücher werden vier Varianten für den Ablauf eines Dampferzeugerheizrohrlecks unterschieden, die sich aus der Kombination der Unterscheidungen „mit/ohne Notstromfall“ und „mit/ohne Anregung der Notkühlkriterien“ ergeben. Bei einem Dampferzeugerheizrohrleck ohne Notstromfall und damit ohne Ausfall der Hauptkühlmittelpumpen und ohne Ansprechen der Notkühlkriterien wird eine Variante betrachtet, bei der es ohne weitere Zusatzstörungen auch nicht zur Anregung der Sicherheitseinspeisepumpen kommt. 24. Ist der Reaktor auch dann noch sicher unterkritisch, wenn der von der GRS errechnete Deionatpfropfen nicht bei heißem Reaktorkühlkreislauf, sondern bei bereits auf die Temperatur kurz vor Übernahme durch das Not- und Nachkühlsystem abgekühlt und somit die zusätzliche Reaktivität aufgrund des negativen Kühlmitteltemperaturkoeffizienten aufgetreten ist? In der GRS-Analyse erfolgte der Eintrag des minderborierten Pfropfens bei abgekühltem Reaktorkühlkreislauf (Kerneintrittstemperatur < 150 °C). Die Übernahmebedingungen für das Nachkühlsystem waren bereits erreicht. 25. Welche maximale Menge kann der in den Reaktor eintretende minderborierte Pfropfen erreichen, und welchen minimalen Borgehalt kann er haben, wenn die Abfolgen der automatischen Anregungen und insbesondere der Handeingriffe des Betriebspersonals nicht in den von der GRS angenommenen Zeitabständen erfolgen, sondern sich aufgrund verschiedener Gegebenheiten zeitlich verschieben? Die Stellungnahme des RSK-Ausschusses AST zur „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ beinhaltet eine exemplarische Grenzbetrachtung im Hinblick auf einen Deionateintrag in den Reaktorkern im Sinne einer abdeckenden Analyse für die noch laufenden Druckwasserreaktoren, bei der das durch die Gegebenheiten im Pumpenbogen und kalten Strang geometrisch maximal mögliche Volumen mit minderboriertem Kühlmittel als Deionatpfropfen aufgefüllt wird und bei dem ein ausreichender Abstand zur Kritikalität bestehen bleibt (siehe auch die Antwort zu den Fragen 3 bis 10). 26. Ist es nach Auffassung des BMUB hinreichend sicher und zu akzeptieren, wenn in der GRS-Analyse auf „wissensbasierte Entscheidungen“ und „wissensbasierte Handlungen“ in den extremen Stresssituationen im Ablauf einer solchen Störfallsituation in einer Realanlage hilfsweise verwiesen wird? Betriebshandbücher für Dampferzeuger-Heizrohrlecks 27. Welche Betriebshandbücher der insgesamt sechs deutschen Vorkonvoi- und Konvoi-Druckwasserreaktoranlagen, die noch eine Berechtigung zum Leistungsbetrieb haben, liegen dem BMUB und/oder der das BMUB beratenden GRS und/oder dem ebenfalls das BMUB beratenden Bundesamt für Strahlenschutz vor (bitte je Betriebshandbuch mit Angabe zur Aktualität der BHB-Fassung)? 28. Ist nach Kenntnis des BMUB das postulierte Störfallszenario in diesen sechs Druckwasserreaktoren in den Betriebshandbüchern jeweils abgedeckt? 29. Wie wird sich bei dem postulierten Störfallablauf nach Auffassung des BMUB das Betriebspersonal verhalten, falls ein zutreffendes Betriebshandbuch nicht vorliegt und infolge nicht vorhandener Messungen und fehlender Schulungen die Gefahr des Eindringens von minderboriertem Kühlmittel in den Kern nicht erkannt wird? Die Fragen 26 bis 29 werden aufgrund des Sachzusammenhanges gemeinsam beantwortet. Der RSK-Ausschuss AST thematisiert in der Stellungnahme „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ auch die Behandlung des Ereignisses im Betriebshandbuch. Dabei stellt er fest, dass für die im ereignisorientierten Betriebshandbuch beschriebenen Ereignisabläufe das grundsätzliche Problem besteht, dass sich Abweichungen zu den beschriebenen Abläufen ergeben können. In diesen Fällen muss das Schichtpersonal auf Basis der verfügbaren Informationen unter Berücksichtigung der im Betriebshandbuch festgelegten schutzzielorientierten Vorgehensweise geeignete Maßnahmen auswählen und durchführen. Es liegen dem BMUB für die Druckwasserreaktoren mit der Berechtigung zum Leistungsbetrieb Betriebshandbücher mit einem Stand aus dem Jahr 2016 vor. Abschätzung der minimalen Bormischkonzentration 30. Sind die in der Abschätzung der minimalen Bormischkonzentration vom 10. September 2014 seitens des Physikerbüros Bremen und des Ökoinstituts, die das BMUB mit Schreiben vom 3. Dezember 2015 an Helmut J. L. Mayer übermittelte, genannten fehlenden Festlegungen, welche Maßnahmen und Einrichtungen im Einzelnen kreditiert werden dürfen, und die AST-seitig ungeklärten Fragestellungen zu den zu unterstellenden Randbedingungen mittlerweile geklärt, und falls ja, welche Festlegungen wurden getroffen, und welche Klärungen wurden erzielt? Ausgehend von der Beratung des RSK-Ausschusses AST haben sich über die Stellungnahme hinausgehend ereignisübergreifende Fragen zu den zu unterstellenden Anfangs- und Randbedingungen bei der Nachweisführung auf der Sicherheitsebene 3 (Störfallanalyse) gemäß dem aktuellen kerntechnischen Regelwerk ergeben, um deren Beantwortung die RSK mit Beratungsauftrag vom 17. März 2015 gebeten wurde. Dieser Beratungsauftrag ist von der RSK noch nicht abgeschlossen worden (siehe auch die Antwort zu den Fragen 1 und 2). Ausländische und insbesondere benachbarte Druckwasserreaktoren 31. Kann das von Helmut J. L. Mayer postulierte Störfallszenario nach Einschätzung der Bundesregierung auch in internationalen und insbesondere auch in grenznahen Druckwasserreaktoren eintreten? 32. Ist das postulierte Störfallszenario nach Kenntnis des BMUB auch internationalen Atomexperten bzw. Atomkraftwerksbetreibern hinreichend bekannt? Falls nein, plant das BMUB, die zuständigen Atomaufsichtsbehörden über die hierzulande durchgeführten Untersuchungen und Beratungen zu informieren, und wenn ja, inwiefern? Die Fragen 31 und 32 werden aufgrund des Sachzusammenhanges gemeinsam beantwortet. Dampferzeugerheizrohrlecks werden für Druckwasserreaktoren im Rahmen des zu analysierenden Störfallspektrums betrachtet. Für die sicherheitstechnische Bewertung ist die für den betrachteten Druckwasserreaktor verantwortliche atomrechtliche Aufsichtsbehörde zuständig. Die Stellungnahme zur „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ des RSK-Ausschusses AST, in der das Szenario von Helmut J. L. Mayer abdeckend durch die o. g. Grenzbetrachtung behandelt wird, ist allgemein zugänglich. Die experimentellen und analytischen Untersuchungen zur Ausbildung eines Deionatpfropfens, dessen Transport und Vermischung auf dem Weg zum Kern und die mögliche Rekritikalität wurden im Rahmen des PKL-Projekts der OECD/ NEA (beinhaltet auch die ROCOM-Versuche zur Vermischung im Ringraum und unteren Plenum) international bekannt gemacht. 33. Ist nach Einschätzung des BMUB in 3-Loop-Anlagen eine noch stärkere Auswirkung und somit ein noch höheres Risiko als in 4-Loop-Anlagen anzunehmen (bitte mit Begründung)? Dem BMUB liegen keine zur Grenzbetrachtung im Hinblick auf einen Deionateintrag in den Reaktorkern, wie sie in der Stellungnahme des RSK-Ausschusses AST zur „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ für die noch laufenden Druckwasserreaktoren enthalten sind, vergleichbaren Analysen für eine 3-Loop-Anlage vor. 34. Welche Aspekte könnten nach Ansicht des BMUB bei ausländischen Anlagen zu erhöhter Eintrittswahrscheinlichkeit im Vergleich zu den sechs deutschen Druckwasserreaktoren führen? In ausländischen Anlagen ist teilweise noch der Werkstoff Alloy 600 (Inconel 600) als Dampferzeuger-Heizrohrwerkstoff im Einsatz. Dieser ist anfälliger für Spannungsrisskorrosion als der in den sechs zurzeit noch im Leistungsbetrieb befindlichen deutschen Druckwasserreaktoren verwendete Werkstoff Alloy 800. Außerdem spielen auch die konstruktiven Bedingungen, insbesondere das Halterungskonzept, eine wichtige Rolle für mögliche Schädigungen an den Dampferzeuger-Heizrohren. Durch Ablagerungen von Korrosionsprodukten zwischen Heizrohren und Halterungsblechen kann es zum Einbeulen der Heizrohre, Zwängungen und strömungsinduzierten Schwingungen infolge Strömungsbehinderungen kommen. 35. Welche Aspekte könnten nach Ansicht des BMUB bei ausländischen Anlagen zu geringeren Abständen zur Kritikalität führen, als sie bei der RSK-AST-Grenzbetrachtung für deutsche Anlagen ermittelt wurden? Die Grenzbetrachtung des RSK-Auschusses AST bezüglich des Abstands zur Kritikalität umfasste verschiedene Aspekte, wie Größe und Borgehalt des Deionatpropfens, Borgehalt im Primärsystem, Vermischung des Deionatpropfens bis zum Erreichen des Reaktorkerns sowie den Reaktivitätseffekt bei Eintritt des minderborierten Kühlmittels in den Reaktorkern. Grundsätzlich können sich diese Aspekte bei ausländischen Anlagen von den Ergebnissen für deutsche Druckwasserreaktoren unterscheiden. 36. In welchen im (Leistungs-)Betrieb befindlichen Druckwasserreaktoren in unseren Nachbarstaaten, insbesondere in grenznahen Anlagen, sind nach Kenntnis des BMUB heute noch Dampferzeuger mit Heizrohren aus dem Werkstoff Inconel 600 im Einsatz? Alloy 600 (Inconel 600) wurde ursprünglich weltweit in Anlagen der Hersteller Westinghouse und Framatome als Werkstoff für die Dampferzeuger-Heizrohre verwendet, darunter auch in Anlagen dieser Hersteller in den Nachbarstaaten Belgien, Frankreich und der Schweiz. Nachdem Schäden infolge Spannungsrisskorrosion mit diesem Werkstoff auftraten, erfolgte weltweit ein Austausch der Dampferzeuger in den betroffenen Anlagen, wobei der korrosionsresistentere Werkstoff Alloy 690 (Inconel 690) für die Dampferzeugerheizrohre zum Einsatz kam. In Belgien und der Schweiz ist der Dampferzeugeraustausch bereits abgeschlossen. In Frankreich werden derzeit die Dampferzeuger sukzessive ausgetauscht. Allgemeine bzw. weitere Fragen zu den Untersuchungen und der Thematik 37. Wurden für die bisherigen Untersuchungen ausreichend Ressourcen zur Verfügung gestellt, so dass erfahrene Experten angemessen intensiv die vorhandenen Anlagentechniken, die möglichen Störfallabläufe, die relevanten Betriebshandbücher und die zu erwartenden Handeingriffe des Betriebspersonals in die Betrachtungen einbeziehen konnten? Dem RSK-Ausschuss AST wurden die für seine Beratung notwendigen Ressourcen zur Verfügung gestellt. 38. Wie hoch sind die Kosten der vom BMUB zu der Thematik bislang vergebenen Analyse-/Untersuchungsaufträge, und wie hoch schätzt das BMUB die zusätzlichen Kosten, wie z. B. für die Erstellung des umfangreichen Schriftverkehrs und die erforderlichen Arbeitszeiten des BMUB und anderer Institutionen, die neben den expliziten Auftragskosten angefallen sind (grobe Schätzung reicht)? Das BMUB ist als oberste Behörde für kerntechnische Sicherheit in Deutschland unter anderem zuständig für die Weiterentwicklung des untergesetzlichen Regelwerks sowie für die Aufsicht über die Recht- und Zweckmäßigkeit des Gesetzesvollzugs durch die Länder. Die Wahrnehmung dieser Aufgaben erfordert die Unterstützung durch externen Sachverstand, die Durchführung von Untersuchungen, Studien und Gutachten im Bereich der Reaktorsicherheit. Hierzu erfolgt die Vergabe von entsprechenden Forschungsvorhaben. In Rahmen dieser Vorhaben erfolgt die Unterstützung zu einzelnen thematischen Fragestellungen. Die Kosten für die Bearbeitung jeder einzelnen thematischen Fragestellung werden vom BMUB nicht gesondert erfasst. 39. Warum wurde der Initiator der Erforschung des Problems (siehe Vorbemerkung der Fragesteller) Helmut J. L. Mayer – abgesehen von seiner Anhörung in der RSK – trotz unbestrittener Kompetenz vom BMUB nicht in die Untersuchungen einbezogen – zum Beispiel in Form von Besprechungen beim BMUB? 40. Wurden die von Helmut J. L. Mayer vorgeschlagenen Maßnahmen zur Minderung des Risikos und zur Beherrschung des postulierten Störfalls durchgeführt oder zumindest in Betracht gezogen (falls nein, bitte mit Begründung)? 41. Sind die Untersuchungen mit den vorliegenden Papieren nach Auffassung der Bundesregierung endgültig abgeschlossen oder sind – abgesehen von den in den Fragen 1 und 2 thematisierten AST-Beratungen, die im Winter 2014/2015 vom BMUB in Auftrag gegeben wurden – noch weitere Maßnahmen vorgesehen, wie zum Beispiel weitere Analysen mit variierten Störfallabläufen zusätzlich zu dem bisher einzigen Verlauf der in der Vorbemerkung der Fragesteller genannten GRS-Untersuchung, und falls ja, welche jeweils, durch wen und bis wann? Die Fragen 39 bis 41 werden aufgrund des Sachzusammenhangs gemeinsam beantwortet. Die Anregungen und Vorschläge von Helmut J. L. Mayer sind in die Beratungen des AST zur Stellungnahme über die „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ eingeflossen. Helmut J. L. Mayer wurde vom BMUB mit den Schreiben vom 10. Februar 2015, 14. September 2015 sowie 3. Dezember 2015 über die jeweils aktuellen Entwicklungen der Beratungen informiert. Für die laufenden Beratungen zu den ereignisübergreifenden Fragen steht ausreichend Sachverstand in der RSK und ihren Ausschüssen zur Verfügung. 42. Kann auf Basis der bislang vorliegenden Erkenntnisse zu der Problematik praktisch ausgeschlossen werden, dass eine ausreichende Kühlmitteldurchmischung mit insgesamt einer noch intakten Hauptkühlmittelpumpe nicht mehr möglich ist, falls im Störfallablauf bereits eine temperatur- und/oder dampfblasenbedingte Unterbrechung des Kühlmittelumlaufs im Primärkreis eingetreten ist? Falls ja, warum? Falls nein, welche Konsequenzen will das BMUB daraus ziehen? Die Stellungnahme des RSK-Ausschusses AST zur „Ausbildung und Auswirkungen eines Deionatpfropfens beim Dampferzeugerheizrohrleck“ beinhaltet eine exemplarische Grenzbetrachtung im Hinblick auf einen Deionateintrag in den Reaktorkern im Sinne einer abdeckenden Analyse für die noch laufenden Druckwasserreaktoren. Bei dieser Grenzbetrachtung wurde ein Notstromfall in der Anlage und damit der Ausfall aller Hauptkühlmittelpumpen vorausgesetzt, so dass sich in den drei vom Dampferzeugerheizrohrleck nicht betroffenen Loops ein Naturumlauf einstellt (siehe auch die Antwort zu den Fragen 3 bis 10). 43. Welche Beispiele für Schäden an Dampferzeuger-Heizrohren aus dem Werkstoff Inconel 600 sind dem BMUB und/oder der das BMUB beratenden GRS und/oder dem ebenfalls das BMUB beratenden Bundesamt für Strahlenschutz bekannt? Unabhängig vom für die Heizrohre verwendeten Werkstoff sind Wanddickenschwächungen infolge Fretting (Reibverschleiß) bzw. Wastage (korrosiver Flächenabtrag) bekannt. Außerdem kam es zu Denting (Einbeulen) sowie Rissbildungen durch Ermüdung aufgrund von strömungsinduzierten Schwingungen und Zwängungen. Bei Dampferzeugerheizrohren aus dem Werkstoff Alloy 600 (Inconel 600) sind Rissbildungen infolge Spannungsrisskorrosion aufgetreten. Im Kernkraftwerk Obrigheim sind Schäden an Dampferzeugerheizrohen aus dem Werkstoff Alloy 600 (Inconel 600) aufgetreten. Daraufhin wurden die Dampferzeuger im Kernkraftwerk Obrigheim in der ersten Hälfte der 1980er-Jahre ausgetauscht. 44. Aus welchem Werkstoff waren die Dampferzeuger-Heizrohre im bereits stillgelegten deutschen AKW Stade? Die Dampferzeugerheizrohre im Atomkraftwerk Stade wurden nach den vorliegenden Informationen aus dem Werkstoff Alloy 800 (Incoloy 800) gefertigt. Satz: Satzweiss.com Print, Web, Software GmbH, Mainzer Straße 116, 66121 Saarbrücken, www.satzweiss.com Druck: Printsystem GmbH, Schafwäsche 1-3, 71296 Heimsheim, www.printsystem.de Vertrieb: Bundesanzeiger Verlag GmbH, Postfach 10 05 34, 50445 Köln, Telefon (02 21) 97 66 83 40, Fax (02 21) 97 66 83 44, www.betrifft-gesetze.de ISSN 0722-8333]