Probabilistische Methoden bei der atomrechtlichen Schadensvorsorge:
Gespeichert in:
| 1. Verfasser: | |
|---|---|
| Format: | Buch |
| Sprache: | German |
| Veröffentlicht: |
Köln ; München u.a.
Heymann
1986
|
| Schriftenreihe: | Osnabrücker rechtswissenschaftliche Abhandlungen
6 |
| Schlagworte: | |
| Online-Zugang: | Inhaltsverzeichnis |
| Beschreibung: | XVIII, 221 S. |
| ISBN: | 3452197840 |
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| adam_text | Titel: Probabilistische Methoden bei der atomrechtlichen Schadensvorsorge
Autor: Rengeling, Hans-Werner
Jahr: 1986
Probabilistische Methoden bei der atomrechtlichen Schadensvorsorge Von Professor Dr. Hans-Werner Rengeling Carl Heymanns Verlag KG • Köln • Berlin • Bonn • München
Inhalt § 1 Einleitung....................................................... 1 I. Gegenstand und Ziel der Untersuchung.............................. 1 II. Gang der Untersuchung .......................................... 3 Erster Teil Grundlagen............................................... 5 § 2 Zur kemtechnischen Anlage........................................ 5 I. Zum Aufbau und zur Funktionsweise eines Kernkraftwerks mit Druckwasserreaktor (als Beispiel)........................................... 5 II. Zum Sicherheitskonzept des Kernkraftwerks ......................... 7 1. Einschluß der radioaktiven Stoffe................................ 7 2. Sicherheitstechnische Auslegung................................. 8 a) Einteilung der Störungen .................................... 8 aa) Bestimmungsgemäßer Betrieb............................. 9 bb) Störfälle............................................... 9 cc) Unfälle................................................ 9 b) Mehrstufenprinzip.......................................... 9 aa) Qualitätsgewährleistung.................................. 10 bb) Verhinderung von Störfällen.............................. 10 cc) Begrenzungen von Störfallfolgen.......................... 10 c) Sicherheitstechnische Anforderungen und Auslegungsgrundsätze (Beispiele)................................................. 11 aa) Redunanz ............................................. 11 bb) Diversität.............................................. 11 III. Zu Systemen und Komponenten.................................... 12 § 3 Ermittlung und Bewertung des Risikos aus technischer Sicht - begriffliche Vorklärungen................................................... 16 I. Definition des Risikos............................................ 16 1. Grundlagen.................................................. 16 2. Schaden..................................................... 17 3. Ungewißheit
................................................. 17 4. Risikozahl, insbesondere ihre Darstellung......................... 18 II. Zum deterministischen Sicherheitskonzept und zu den Möglichkeiten probabilistischer Methoden........................................... 19 1. Deterministische Betrachtungen (Beispiel)......................... 19 2. Möglichkeiten probabilistischer Methoden der Risikoanalyse und Sicherheitsbeurteilung.......................................... 20 VII
Inhalt Zweiter Teil Bestandsaufnahme: Verwendung probabilistischer Argumentationen in atomrechtlichen Genehmigungsverfahren..................... 23 § 4 Regelwerke und ihre Interpretationen................................ 24 I. Sicherheitskriterien des Bundesministers des Innern.................... 24 1. Grundsätze der Sicherheitsvorsorge.............................. 25 a) Regelung.................................................. 25 b) Interpretationsbeispiele...................................... 25 2. Einwirkung von außen......................................... 26 a) Regelung.................................................. 26 b) Interpretationsbeispiele...................................... 27 3. Interpretationen zum Einzelfehlerkonzept......................... 29 a) Regelungen................................................ 29 b) Interpretationsbeispiel....................................... 30 II. Leitlinien der Reaktorsicherheitskommission für Druckwasserreaktoren... 30 1. Standort..................................................... 30 2. Sicherheitsbehälter............................................ 30 a) Regelung.................................................. 30 b) Interpretationsbeispiel....................................... 30 III. KTA-Regeln.................................................... 31 IV. Sonstige Regeln und Richtlinien.................................... 31 V. Entwurf........................................................ 32 VI. Zusammenfassung: Gruppierungen ................................. 32 1. Zuverlässigkeit von Sicherheitseinrichtungen und Ausgewogenheit des Sicherheitskonzepts........................................... 32 2. Zuverlässigkeit bestimmter Teilsysteme oder Systeme............... 33 3. Zuverlässigkeit bestimmter Geräte oder Teilsysteme................ 33 4. Auslegungsanforderungen betreffend die Eintrittswahrscheinlichkeiten einzelner Störfälle bzw.
Ereignisabläufe oder die Zuverlässigkeit..... 33 5. Abweichungen oder Ausnahmen vom Einzelfehlerkonzept.......... 34 6. Abweichungen oder Ausnahmen von bestehenden Auslegungsanforderungen bei nicht wesentlicher Beeinträchtigung der Zuverlässigkeit ... 34 7. Nichtverfügbarkeit bestimmter Teilsysteme....................... 34 8. Maßnahmen zur Minderung der Eintrittswahrscheinlichkeit von Ausfällen mit gemeinsamer Ursache ................................ 35 9. Festlegung maximal zulässiger Prüfintervalle...................... 35 10. Festlegung maximal zulässiger Instandhaltungszeiten............... 35 § 5 Genehmigungsbescheide (Beispiele).................................. 37 I. Stellung von Zuverlässigkeitsanalysen und Risikostudien in Genehmigungsentscheidungen ............................................. 37 1. Kernkraftwerk Brokdorf....................................... 37 2. Kernkraftwerk Grafenrheinfeld.................................. 38 3. Kernkraftwerk Mülheim-Kärlich................................. 38 4. Kernkraftwerk Philippsburg 2................................... 39 VIII
Inhalt 5. Schneller natriumgekühlter Brüter ............................... 39 a) Nachwärmeabfuhrsystem.................................... 39 b) Notstromdiesel............................................. 40 c) Nochmals: Nachwärmeabfuhr................................ 40 d) Lufttechnische Anlagen im Notstromdieseltrakt.................. 40 e) Berücksichtigung der Studienergebnisse........................ 41 6. Kernkraftwerk Süd, Wyhl ...................................... 41 7. Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar 2............................ 42 8. Thorium-Hochtemperatur-Reaktor.............................. 42 a) Nachkühlsysteme........................................... 42 b) Nachwärmeabfuhrsystem.................................... 42 II. Resümee und Schlußbemerkungen.................................. 43 § 6 Rechtsprechung (Auswahl)......................................... 45 I. Aussagen von Verwaltungsgerichten, Oberverwaltungsgerichten bzw. Verwaltungsgerichtshöfen (Beispiele)................................... 45 1. OVG Münster, 20. 2. 1975 ..................................... 45 2. VG Freiburg, 14. 3. 1977....................................... 46 3. VG Würzburg, 25. 3. 1977 ..................................... 47 4. VG Oldenburg, 15. 9. 1978..................................... 47 5. Hessischer VGH, 9. 7. 1978 .................................... 49 6. Bayerischer VGH, 20. 8. 1981 .................................. 50 7. OVG Lüneburg, 20. 1. 1982 .................................... 50 8. VGH Baden-Württemberg, 30. 3. 1982 ........................... 51 a) Erforderliche Schadensvorsorge und Deutsche Risikostudie....... 51 b) Schutz gegen Einwirkungen von außen........................ 53 c) Reaktorsicherheit, Vorsorge gegen Unfälle und Störfälle......... 53 d) Strahlenschutz der Umgebung bei bestimmungsgemäßem Betrieb . . 55 9. VG Koblenz, 26. 8.
1983....................................... 55 10. VG Düsseldorf, 10. 4. 1984 .................................... 56 II. Bundesverwaltungsgericht......................................... 56 1. Urteil betreffend das Kernkraftwerk Stade, 22. 12. 1980.............. 56 2. Urteil betreffend das Kernkraftwerk Wyhl, 19. 12. 1985 .............. 57 III. Zwischenergebnis und weitere Überlegungen......................... 58 Dritter Teil Rechtsgrundlagen zur Verwertung probabilistischer Argumentationen ...................................................... 59 § 7 Strukturen der atomrechtlichen Schadensvorsorge...................... 59 I. Meinungsvielfalt, Sinn und Rahmen der Prüfung...................... 59 II. Konkretisierung unbestimmter Gesetzesbegriffe durch probabilistische Argumentationen?............................................... 60 III. Inhaltliche Vorgaben für die Konkretisierung der atomrechtlichen Schadensvorsorge durch die Rechtsprechung des BVerfG................... 61 1. Gefahrenabwehr und Schadens-oder Risikovorsorge................ 61 IX
Inhalt 2. Art und Weise der Konkretisierung des Grundsatzes der bestmöglichen Gefahrenabwehr und Risikovorsorge............................. 62 a) Allgemeines zu dem Grundsatz ............................... 62 b) Gefahrenermittlung und Gefahrenbeherrschung................. 62 c) Aufgabe des Gesetzgebers.................................... 62 d) Konkretisierung im einzelnen................... 63 3. Die Anknüpfung an den jeweiligen Stand von Wissenschaft und Technik.......................................................... 63 a) Begriff.................................................... 63 b) Erforderlichkeit der Vorsorge ................................ 64 c) Erkenntnisprobleme......................................... 64 4. Gefahrenabwehr - Risikovorsorge - hinzunehmendes Restrisiko...... 65 a) Begriffe................................................... 65 b) Insbesondere: Restrisiko..................................... 65 aa) Wahrscheinlichkeitsurteil und dynamischer Grundrechtsschutz . 65 bb) Festlegung durch Gesetz, Rechtsverordnung und im Einzelfall . . 66 cc) Restrisiko und Grundrechtsschutz......................... 66 dd) Die Schwelle der praktischen Vernunft...................... 67 aaa) Aufgaben des Gesetzgebers .......................... 67 aaa) Aufgabe der Exekutive .............................. 67 5. Versagungsermessen........................................... 68 IV. Weitere Präzisierungen der atomrechtlichen Schadensvorsorge, insbesondere durch das BVerwG und die Genehmigungspraxis.................. 69 1. Gefahr - Risiko............................................... 69 a) Gemeinsame Bestandteile der Begriffe.......................... 69 b) Ansatzpunkte für probabilistische Argumentationen.............. 70 2. Prinzipiell einheitliches Schutzkonzept der atomrechtlichen Schadensvorsorge ..................................................... 70 3. Differenzierung der erforderlichen Vorsorge in den
verschiedenen Gefahren- bzw. Risikobereichen................................. 72 a) Unterscheidung der »Risikobereiche«.......................... 72 aa) Gefahrenabwehr........................................ 72 bb) Restrisiko: Minimierung oder Hinnahme.................... 72 b) Zu den »Schnittstellen« der Risikobereiche...................... 74 aa) Praktische Vernunft..................................... 74 bb) Grundsatz der Verhältnismäßigkeit ........................ 75 4. Zu Inhalt und Grenzen der verschiedenen Risikobereiche............ 76 a) Übersicht über die Einteilung der Störungen .................... 76 b) Bestimmungsgemäßer Betrieb................................. 77 aa) Allgemeines........................... 77 bb) Das 30- bzw. 90-mrem-Konzept........................... 77 cc) Grenzwerte pro Standort................................. 77 dd) Grenzwerte im Bereich der »Gefahrenabwehr«............... 77 ee) Individualrisiko, drittschützende Wirkung................... 78 ff) Strahlenminimierungsgebot und Bevölkerungsrisiko .......... 78 gg) Grundlagen und Methoden der inhaltlichen Fixierung der Anforderungen im bestimmungsgemäßen Betrieb............. 79 X
Inhalt aaa) Internationale Bezüge............................... 79 bbb) Risikovergleiche.................................... 79 ccc) Zur Verwendung probabilistischer Methoden ........... 80 c) Störfälle und Unfälle........................................ 80 aa) Allgemeine Ausgangspunkte und Unterscheidungen........... 80 bb) Umstrittene Fragen...................................... 82 cc) Hinweis auf zu verwendende Methoden .................... 82 V. »Erforderliche« Schadensvorsorge nach dem »Stand von Wissenschaft und Technik«....................................................... 83 1. Ausgangspunkte in der Rechtsprechung des BVerfG................. 83 2. Problembereiche.............................................. 83 3. Zum Begriff des Standes von Wissenschaft und Technik............. 84 a) Problemaufriß (Beispiel)..................................... 84 b) Stand von Wissenschaft und Technik als Sachverständigen-Aussage . 85 c) Stand von Wissenschaft und Technik-Wertung - Gesamtabwägung 86 4. Erforderlichkeit der Schadensvorsorge............................ 88 VI. Zur atomrechtlichen Schadensvorsorge nach der Rechtsprechung des BVerwG im Wyhl-Urteil 1985 ...................................... 88 1. Normstruktur des § 7 Abs. 2 Nr. 3 AtG............................ 88 a) Der Tatbestand der Vorsorge................................. 88 aa) Maßgeblichkeit des Schutzzwecks des AtG.................. 88 bb) Einbeziehung des Gefahrenverdachts....................... 88 cc) Tatbestand (Genehmigungsvoraussetzungen) des § 7 Abs. 2 Nr. 3 AtG.............................................. 89 b) Versagungsermessen........................................ 89 c) Hinzunehmendes Restrisiko.................................. 90 2. Verantwortung der Exekutive und gerichtliche Kontrolldichte........ 91 a) Rechtsprechung des BVerwG................................. 91 b) Verantwortung für die Verwendung probabilistischer
Methoden .... 91 3. Drittschutz................................................... 92 §8 Insbesondere: Störfallauslegung..................................... 94 I. Ausgangssituation und aktuelle Problembereiche...................... 94 II. Sicherheitstechnische Aspekte...................................... 95 1. Regelungsbasis ............................................... 95 2. Zur Abgrenzung zwischen Störfällen und Unfällen.................. 95 a) Fragestellung.............................................. 95 b) Überlegungen zur Abgrenzungsfrage als solcher - Frage des »Ob« . . 96 c) Kriterien zur Eingrenzung von Auslegungsstörfällen.............. 96 aa) Überblick.............................................. 96 bb) Deterministische Kriterien................................ 97 cc) Probabilistische Kriterien................................. 97 dd) Gesamtbewertung....................................... 98 3. Beschränkung der Sicherheitsnachweise auf repräsentative Auslegungsstörfälle ..................................................... 98 XI
Inhalt III. Störfallauslegung im Rahmen der Strukturen atomrechtlicher Schadensvorsorge ....................................................... 99 1. Konkretisierung der atomrechtlichen Schadensvorsorge durch §28 Abs. 3 StrlSchV und die Störfall-Leitlinien......................... 99 a) Allgemeines ............................................... 99 b) Auslegungsstörfälle im einzelnen............... 99 2. Störfälle und Unfälle in den Risikobereichen atomrechtlicher Schadensvorsorge ..................................................... 100 a) Gefahrenabwehr/Restrisikomonimierung....................... 100 b) Restrisikominimierung/hinzunehmendes Restrisiko.............. 101 Vierter Teil Probabilistische Argumentationen als Entscheidungshilfe - Systematische Übersicht und Einzelfragen .............................. 103 Vorbemerkung....................................................... 103 § 9 Übersicht, insbesondere unter technischen Aspekten.................... 104 I. Kurzüberblick über die derzeitige Situation in der Bundesrepublik Deutschland.................................................... 104 1. Das deterministische Sicherheitskonzept in Verbindung mit probabiliti- schen Argumentationen ........................................ 104 a) »Regelungen«.............................................. 104 b) Deterministische Ausgangssituation............................ 105 c) Bisherige Verwendung probabilistischer Argumentationen.........105 aa) Sicherheitstechnische Zuverlässigkeitsuntersuchungen......... 105 bb) Bisherige Betrachtung von Störfällen....................... 106 cc) Zielsetzungen.......................................... 106 dd) Methodische Beschränkungen bei vorliegenden Analysen...... 106 ee) Untersuchung von Störfallkombinationen................... 107 ff) Abschließende Bemerkung................. 107 2. Probabilistische Risikoanalysen .................................. 107 II.
Konkrete Fragestellungen zu probabilistischen Analysen als Entscheidungshilfen (Beispiele)............................................ 108 III. Probabilistische Sicherheitsziele - Allgemeines........................ 110 IV. Vergleichsgrundlage: Probabilistische Sicherheitsziele in anderen Ländern . 112 1. Systemverfügbarkeit und-Zuverlässigkeit.......................... 112 a) Frankreich ................................................ 112 b) Großbritannien ............................................ 112 c) Kanada................................................... 113 2. Gefahrenzustände in der Anlage (Kernschmelzen) .................. 113 3. Ziele bezüglich der Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Atmosphäre . . 114 a) Frankreich ................................................ 114 b) Großbritannien ............................................ 115 c) Kanada ................................................... 115 XII
Inhalt 4. Sicherheitsziele bezüglich der Strahlenbelastung.................... 115 a) Argentinien................................................ 115 b) Frankreich ................................................ 116 c) Großbritannien ............................................ 117 d) Kanada................................................... 118 e) Schweiz................................................... 120 5. Gesundheitsrisiken für Einzelpersonen und Bevölkerungsgruppen.....122 a) Qualitative Sicherheitsziele................................... 122 b) Quantitative Auslegungsziele................................. 123 c) Prüfungsphase............................................. 123 6. Probabilistische Auslegungsziele zu äußeren Einwirkungen und Bränden ......................................................... 124 a) Allgemeines ............................................... 124 b) Großbritannien ............................................ 125 c) Frankreich ................................................ 125 d) Belgien ................................................... 125 e) Niederlande............................................... 125 f) USA...................................................... 126 aa) Flugzeugabsturz........................................ 126 bb) Hochwasser............................................ 126 cc) Brände................................................ 126 g) Japan..................................................... 126 h) Schweiz und Italien......................................... 127 V. Zu probabilistischen Sicherheitszielen in der Bundesrepublik Deutschland -Überblick..................................................... 127 1. Probabilistische Untersuchungen in atomrechtlichen Genehmigungsverfahren ....................................................... 127 2. Beispiel für quantitatives Auslegungsziel (THTR)................... 127 3. Vorschläge
(Auswahl).......................................... 127 a) Konzept zur Verwendung probabilistischer Sicherheitskriterien der GRS...................................................... 128 b) Klassifizierung von Ereignisabläufen für die Auslegung von Kernkraftwerken - KTA -........................................ 128 VI. Zwischenergebnis und weitere Überlegungen......................... 129 §10 Risikoanalysen bei Kernkraftwerken................................. 130 I. Zu den Methoden der Risikoanalyse................................ 130 1. Bereiche der Analysen.......................................... 130 a) Bereich 1 : Analyse der anlagentechnischen Systeme.............. 130 b) Bereich 2: Untersuchungen der Belastung der Rückhaltebarrieren durch gefährliche Vorgänge in der Anlage ...................... 131 c) Bereich 3: Untersuchungen bei Unfallfolgen in der Umgebung der Anlage.................................................... 131 2. Unterteilung der methodischen Schritte........................... 131 3. Aussagesicherheit der Ergebnisse................................. 132 a) Funktionen der Ermittlung................................... 132 XIII
Inhalt b) Verschiedene Arten der Unsicherheiten......................... 132 c) Bewertung der Unsicherheiten................................ 132 aa) Analysebereich 1........................................ 132 bb) Analysebereich 2........................................ 133 cc) Analysebereich 3........................................ 133 II. Gegenstand und Methoden der Analyse von Kernkraftwerken (Druckwasserreaktor) ..................................................... 133 1. Ausgangspunkte .............................................. 133 2. Anlagentechnische Untersuchungen.............................. 134 a) Analysebereich 1 ........................................... 134 aa) Hinweis auf die rechtliche Verwertbarkeit................... 134 bb) Einleitende Ereignisse der Kernzerstörung .................. 134 cc) Ereignisablauf- und Zuverlässigkeitsanalyse des Schutz- und Sicherheitssystems ...................................... 135 dd) Ergebnisse............................................. 135 b) Analysebereich 2 ........................................... 135 aa) Ereignisablaufanalyse bei der Kernzerstörung, Belastung des Kernbehälters.......................................... 135 bb) Ereignisablaufanalyse im Sicherheitsbehälter................. 138 cc) Ergebnis............................................... 138 c) Analysebereich 3 ........................................... 139 3. Unfallfolgenberechnung........................................ 139 a) Vorbemerkung............................................. 139 b) Überblick................................................. 140 III. Studien für Leichtwasserreaktoren und für fortgeschrittene Reaktoren .... 142 IV. Anhang: Risiko im nuklearen Brennstoffkreislauf ..................... 142 1. Überblick.................................................... 142 2. Kurzbeschreibung der Situation ................................. 144 V. Folgerungen aus
Risikostudien..................................... 144 1. Allgemeines.................................................. 144 a) Qualitative Einsichten....................................... 145 b) Quantitative Einsichten...................................... 145 c) Weitere Ergebnisse ......................................... 145 d) Wichtigste Beiträge zu den Unsicherheiten in den verschiedenen Analysebereichen........................................... 146 aa) Analysebereich 1......................... 146 bb) Analysebereich 2........................................ 146 cc) Analysebereich 3........................................ 146 2. Einfluß auf Forschungsvorhaben............... 147 3. Einfluß auf anlagentechnische Gestaltung und Betriebsweise..........147 $11 Leistungsfähigkeit probabilistischer Sicherheitsziele als Voraussetzung rechtlicher Verwertung ................................................ 148 I. Vorbemerkungen: Nachweismethoden und Einhaltbarkeit probabilistischer Sicherheitsziele.................................................. 148 XIV
Inhalt II. Systemverfügbarkeit und-Zuverlässigkeit............................ 149 1. Überblick.................................................... 150 a) Entwicklung............................................... 150 b) Aufgaben ................................................. 150 c) Methodik................................................. 150 aa) Zur Erfassung auslösender Ereignisse und der Ermittlung der zugehörigen Eintrittshäufigkeit............................ 151 bb) Zur Ereignisablaufanalyse................................ 151 cc) Zur Zuverlässigkeitsanalyse............................... 151 d) Zusammenfassung.......................................... 151 2. Zuverlässigkeitsanforderungen .................................. 152 a) Zu den »Regelungen« ....................................... 152 b) Quantitative Zuverlässigkeitsanforderungen (Referenzwerte der zulässigen Nichtverfügbarkeit)................................ 153 3. Rechtspolitische Fragestellungen und Hinweise auf mögliche Lösungsvorschläge ................................................... 155 III. Gefahrenzustände in der Anlage: Kernschmelzen...................... 156 1. Nachweismethoden............................................ 156 2. Einhaltbarkeit der Sicherheitsziele ............................... 156 3. Ergebnis..................................................... 157 IV. Ziele bezüglich der Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Atmosphäre .... 157 1. Nachweismethoden............................................ 158 2. Einhaltbarkeit der Sicherheitsziele ............................... 158 3. Ergebnis..................................................... 159 V. Sicherheitsziele bezüglich der Strahlenbelastung ...................... 159 1. Nachweismethoden............................................ 159 2. Ergebnis und Ausblick ......................................... 161 VI. Gesundheitsrisiken für Einzelpersonen
und Bevölkerungsgruppen........161 1. Individualrisiko............................................... 161 2. Kollektivrisiko................................................ 162 3. Abschließende Bemerkungen.................................... 163 VII. Probabilistische Auslegungsziele zu äußeren Einwirkungen und Bränden . . 163 1. Nachweismethoden.................................. ......... 163 a) Allgemeines ............................................... 163 b) Erdbeben ................................................. 164 aa) Untersuchung der Erdbebengefährdung..................... 164 bb) Anlagentechnische Untersuchungen........................ 164 c) Flugzeugabsturz............................................ 165 d) Brand .................................................... 165 2. Einhaltbarkeit probabilistischer Sicherheitsziele .................... 166 a) Allgemeines ............................................... 166 b) Risikoorientierte Ziele....................................... 166 c) Kernschmelzhäufigkeit...................................... 168 XV
Inhalt d) Eintrittshäufigkeit ausiösender Ereignisse....................... 169 e) Zuverlässigkeitsziele ........................................ it 9 VIII. Kosten-Nutzen-Kriterien......................................... 170 1. Die Kriterien im Rahmen probabilistischer Sicherzeitsziele........... 170 2. Aspekte zur Verwendung von Kosten-Nutzen-Kriterien ............. 172 a) Ansatzpunkte für Nutzen-Kosten-Betrachtungen................ 172 b) Kosten-Nutzen-Überlegungen im Zusammenhang mit der Abwendung von Gesundheitsschäden ................................ 173 c) Nutzen-Kosten-Überlegungen in der Reaktorsicherheit...........173 aa) Begriffe............................................... 174 bb) Kosten-Nutzen-Verhältnis................................ 174 cc) Aussagekraft von Kosten-Nutzen-Analysen ................. 175 IX. Risikovergleiche nuklearer und konventioneller Energiewandlungssysteme 176 X. Neueste Vorschläge in der Bundesrepublik Deutschland................ 177 1. Konzept zur Unterstützung der Sicherheitsbeurteilung von Kernkraftwerken mit probabilistischen Methoden - GRS..................... 177 a) Ausgangspunkte und Einführung.............................. 177 b) Ergebnisse................................................. 178 c) Anwendung und Umsetzung des Konzepts...................... 179 2. Konzept: Klassifizierung von Ereignisabläufen für die Auslegung von Kernkraftwerken - KTA ....................................... 180 a) Ausgangspunkte und Grundlagen ............................. 180 b) Ansatz des Konzepts........................................ 180 c) Vorgehensweise bei der Klassifizierung von Ereignisabläufen und Zuordnung abgestufter Grenzwerte............................ 181 $12 Probabilistische Argumentationen im Rahmen der Strukturen atomrechtlicher Schadensvorsorge - Einzelfragen und (zusammenfassende) Ergebnisse . 184 I.
Einführung..................................................... 184 1. Ausgangslage der Untersuchung................................. 184 2. Fortgang der Überlegungen..................................... 184 II. Grundsatz des gestuften Modells der rechtlichen Verwertbarkeit probabilistischer Argumentationen anhand der verschiedenen Bereiche von Risikoanalysen..................................... 185 III. Konzept der Auslegungsstörfälle auf der Grundlage probabilistischer Argumentationen............................. 186 1. Einleitung.................................................... 187 2. Entwicklung von Sicherheitsvorschriften in der konventionellen Technik.................................. 188 a) Passive und aktive Komponenten.............................. 188 b) Möglichkeiten der Erhöhung von Zuverlässigkeit bzw. Verfügbarkeit im technischen System................................... 188 c) Fazit..................................................... 189 XVI
Inhalt 3. Entwicklung von sicherheitstechnischen Vorschriften in der Kerntechnik mit Hilfe der Probabilistik................................... 190 a) Allgemeines ............................................... 190 b) Einteilung der Störfälle und Unfälle in Klassen..................190 c) Quantifizierung von Unsicherheiten........................... 191 d) Nutzung der Modelle ....................................... 191 4. Allgemeine Schlußfolgerungen .................................. 191 a) Ergänzung von deterministischen und probabilistischen Methoden .. 191 b) Das grundlegende Auslegungskonzept ......................... 191 c) Weiterführende Überlegungen zur Verwendung probabilistischer Methoden................................................. 192 5. Rechtliche, insbesondere auch rechtspolitische Konsequenzen betreffend die Störfall-Leitlinien und die probabilistischen Sicherheitsziele im Bereich der Systemverfügbarkeit und -Zuverlässigkeit................192 a) Regelung durch Rechtsverordnung............................ 193 aa) Möglichkeiten der Exekutive.............................. 193 bb) Konsequenzen für die Rechtsprechung ..................... 195 b) Normkonkretisierende Richtlinien............................. 195 c) Regelung durch Verwaltungsvorschriften....................... 196 d) Einfache oder mehrfache Sicherheitsziele, deterministische und/ oder probabilistische Sicherheitsziele, implizite oder explizite probabilistische Festlegungen...................................... 198 e) Probabilistische Sicherheitsziele in technischen Regelwerken.......200 f) Ergebnis und abschließende Bemerkungen......................201 IV. Probabilistische Argumentationen auf den verschiedenen Sicherheitsgebieten nach der Genehmigungspraxis vor dem Whyl-Urteil des BVerwG 1985 . 202 1. Gefahrenabwehr bis zur Schwelle der praktischen Vernunft...........203 a) Ausgangslage der
Untersuchung...............................203 b) Qualitative und quantitative Maßstäbe .........................203 aa) Qualitative Maßstäbe....................................203 bb) Alternative: quantitative Maßstäbe? ........................204 cc) Wechselbeziehung zwischen deterministischen und probabilistischen Sicherheitsanforderungen...........................205 c) Bestimmungsgemäßer Betrieb, Individualrisiko, Drittschutz........205 aa) Bestimmungsgemäßer Betrieb - probabilistische Sicherheitsanalysen - dynamischer Grundrechtsschutz.....................205 bb) Grenzwerte der StrlSchV und probabilistische Überlegungen . . . 206 cc) Quantifizierung des Individualrisikos?......................208 dd) Drittschutz, gerichtliche Überprüfung (Kontrolldichte), Klagebefugnis ...............................................208 d) Störfälle ..................................................209 e) Probabilistische Argumentationen zur Schwelle der praktischen Vernunft .....................................................209 2. Risikominderung bis zur Schwelle der Verhältnismäßigkeit...........210 a) Unfälle ...................................................210 b) Bevölkerungsrisiko .........................................212 aa) Risikovergleiche........................................213 2 ORA 6 XVII
Inhalt bb) Sonstige Möglichkeiten..................................213 cc) Ergebnis...............................................214 c) Strahlenminimierungsgebot ..................................214 d) Grundsatz der Verhältnismäßigkeit............................215 aa) Einzelfallbezogene Entscheidung..........................215 bb) Verhältnismäßigkeit i. w. S./Übermaßverbot.................215 cc) Wirtschaftlichkeitserwägungen, Kosten-Nutzen-Analysen......216 dd) Grundsatz der Verhältnismäßigkeit und Grundsatz der Ausgewogenheit .............................................217 3. Ausgewogenheit des Sicherheitskonzepts..........................217 a) Sicherheitstechnische Aspekte.................................217 b) Bezüge zu den Strukturen atomrechtlicher Schadens Vorsorge ......218 aa) Übermaßverbot.........................................218 bb) Erforderlichkeit der Schadensvorsorge......................219 cc) Stand der Wissenschaft und Technik.......................219 V. Zu den Möglichkeiten der Verwendung probabilistischer Argumente im Rahmen der Struktur atomrechtlicher Schadensvorsorge nach dem Wyhl- Urteil aus dem Jahre 1985 .......................................... 220 1. Allgemeines..................................................220 2. Probabilistische Argumentationen beim »Gefahrenverdacht«..........220 3. Individual-und Kollektivschutz im Rahmen der Vorsorge............221 4. Drittschutz und Kontrolldichte...........................»......221 XVIII
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