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NEUE KERNKRAFTANLAGE
AM STANDORT DUKOVANY
BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
März 2016

Amec Foster Wheeler s.r.o.
, Křenová 184/58, 602 00 Brünn, Tschechische Republik
Steuer-Nr.: 26211564, USt.Id.Nr.: CZ26211564
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Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
Vermerk zur Ausgabe des Dokuments
Titel des Dokuments:
NEUE KERNKRAFTANLAGE AM STANDORT DUKOVANY
BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
Dokument-Nummer:
C1450-13-0
Zweck der Ausgabe:
Finaldokument
Ausgabe
Beschreibung
Erstellt von
Kontrolliert von
Genehmigt von
Datum
01
Finaldokument
P Mynář
T Bartoš
P Vymazal
31. 3. 2016
Sofern dieses Dokument die vorherige Ausgabe ersetzt, dann ist diese zu vernichten oder deutlich mit ERSETZT zu kennzeichnen.

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Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
Angaben zu den Autoren
Bekanntmachung erstellt von:
Dipl.-Ing. Petr Mynář
Inhaber der Autorisierung zur Erstellung der Dokumentation und der
Beurteilung Umweltministerium Aktenz..: 1278/167/OPVŽP/97 vom
22. 4. 1997, verlängert durch die Entscheidung des Umweltministeriums
Aktenz..: 43733/ENV/11 vom 28. 6. 2011
Amec Foster Wheeler s.r.o.
Zusammenarbeit bei der Erstellung der Bekanntmachung:
Dipl.-Ing. Jiří Řibřid
Inhaber der Autorisierung zur Erstellung der Dokumentation und der
Beurteilung Umweltministerium Aktenz..: 14293/1981/OPVŽ/00 vom
24. 10. 2000, verlängert durch die Entscheidung des Umweltministeri-
ums Aktenz..: 6399/ENV/16 vom 19. 2. 2016
ÚJV Řež, a. s. - Geschäftsbereich ENERGOPROJEKT
PRAG
RNDr. Vlastimil Kostkan, Ph.D.
Inhaber der Autorisierung zur Durchführung der Begutachtung
gemäß der Best. § 45i des Gesetzes Nr. 114/1992 GBl., Umwelt-
schutzministerium Aktenz.: 7854/ENV/07-307/630/07 vom 6. 3. 2008,
verlängert durch die Entscheidung des Umweltschutzministeriums Akten-
Nr.: 90431/ENV/12 vom 28. 11. 2012
CONBIOS s.r.o.
Datum der Erstellung der Bekanntmachung:
31. 3. 2016
Liste der an der Erstellung der Bekanntmachung beteiligten Personen:
RNDr. Tomáš Bartoš, Ph.D., Brünn
Dipl.-Ing. Pavel Koláček, Ph.D., Brünn
RNDr. Vlastimil Kostkan, Ph.D., Horka nad Moravou
Mgr. Jana Laciná, Ivančice,
Dipl.-Ing. Petr Mynář, Brünn
Mgr. Edita Ondráčková, Popůvky
Dipl.-Ing. Jiří Řibřid, Prag
Dipl.-Ing. Lucie Sciple, Lanškroun
Mgr. Eliška Stofferová, Brünn
Dipl.-Ing. Jan Vaľočík, Brünn
Dipl.-Ing. Petr Vymazal, Třebíč
Telefonnummer des Erstellers der Bekanntmachung:
(+420) 543 428 311
Das Dokument wurde mit dem bei der Gesellschaft Microsoft registrierten Editor Microsoft Word 2013 erstellt.
Die grafischen Anlagen wurden mittels des bei der Gesellschaft ESRI registrierten Informationssystem ArcMap 10.0 und des bei der
Gesellschaft Corel Corporation registrierten grafischen Editors CorelDRAW 11 erstellt.

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Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
Inhalt
Titelblatt
Vermerk zur Ausgabe des Dokuments
Angaben zu den Autoren .............................................................................................................................................................................. 2
Inhalt ........................................................................................................................................................................................................... 3
Übersicht der Abkürzungen ......................................................................................................................................................................... 5
Einleitung ..................................................................................................................................................................................................... 8
A. ANGABEN ZUM ANZEIGER
.............................................................................................................................................................. 10
A.I. Firma ........................................................................................................................................................................................... 10
A.II. ID:............................................................................................................................................................................................... 10
A.III. Sitz .............................................................................................................................................................................................. 10
A.IV. Berechtigter Vertreter des Anzeigers .......................................................................................................................................... 10
B. ANGABEN ZUM VORHABEN
............................................................................................................................................................ 11
B.I. Grundlegende Angaben .............................................................................................................................................................. 11
B.I.1. Bezeichnung und Einordnung des Vorhabens .................................................................................................................. 11
B.I.2. Kapazität des Vorhabens .................................................................................................................................................. 11
B.I.3. Standort des Vorhabens .................................................................................................................................................... 12
B.I.4. Charakter des Vorhabens und Möglichkeit der Kumulation mit anderen Vorhaben .......................................................... 12
B.I.5. Begründung des Bedarfs des Vorhabens und seines Standortes, Übersicht der erwogenen Varianten .......................... 13
B.I.6. Kurzbeschreibung der technischen und technologischen Lösung .................................................................................... 16
B.I.7. Vorausgesetzte Termin des Beginns und der Fertigstellung ............................................................................................. 57
B.I.8. Aufzählung der betroffenen territorialen Selbstverwaltungseinheiten ............................................................................... 58
B.I.9. Aufzählung der anschließenden Entscheidungen und der Verwaltungsorgane ................................................................. 60
B.II. Angaben zu den Inputs ............................................................................................................................................................... 63
B.II.1. Boden ............................................................................................................................................................................... 63
B.II.2. Wasser ............................................................................................................................................................................. 64
B.II.3. Sonstige Rohstoff- und Energiequellen ............................................................................................................................ 64
B.II.4. Ansprüche an die Verkehrs- und sonstige Infrastruktur ................................................................................................... 65
B.III. Angaben zu den Outputs ............................................................................................................................................................ 65
B.III.1. Luft .................................................................................................................................................................................. 65
B.III.2. Abwasser ......................................................................................................................................................................... 66
B.III.3. Abfä le ............................................................................................................................................................................. 67
B.III.4. Sonstiges ......................................................................................................................................................................... 67
B.III.5. Havarierisiken .................................................................................................................................................................. 69
C. ANGABEN ZUM ZUSTAND DER UMWELT IM BETROFFENEN GEBIET
....................................................................................... 75
C.I. Aufzählung der wichtigsten Umweltcharakteristiken des betroffenen Gebietes ......................................................................... 75
C.II. Kurzcharakteristik des Zustandes der Komponenten der Umwelt .............................................................................................. 75
C.II.1. Bevölkerung und öffentliche Gesundheit ......................................................................................................................... 75
C.II.2. Luft und Klima .................................................................................................................................................................. 77
C.II.3. Lärm und weitere physikalische und biologische Charakteristiken .................................................................................. 78
C.II.4. Oberflächen- und Grundwasser ....................................................................................................................................... 82
C.II.5. Boden ............................................................................................................................................................................... 83
C.II.6. Gesteinsumfeld und natürliche Ressourcen .................................................................................................................... 84
C.II.7. Fauna, Flora und Ökosysteme ......................................................................................................................................... 86
C.II.8. Landschaft ........................................................................................................................................................................ 92
C.II.9. Sachvermögen und Kulturdenkmäler ............................................................................................................................... 93
C.II.10. Verkehrs- und sonstige Infrastruktur .............................................................................................................................. 94
C.II.11. Andere Charakteristiken der Umwelt ............................................................................................................................. 95

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D. ANGABEN ZU DEN EINFLÜSSEN DES VORHABENS AUF DIE ÖFFENTLICHE GESUNDHEIT UND AUF DIE UMWELT
......... 96
D.I. Charakteristik der möglichen Einflüsse und Schätzung ihrer Größe und Bedeutung ................................................................. 96
D.I.1. Einflüsse auf die Bevölkerung und die öffentliche Gesundheit ......................................................................................... 96
D.I.2. Einflüsse auf die Luft und das Klima ................................................................................................................................. 99
D.I.3. Einflüsse auf die Lärmsituation und eventuelle weitere physikalische und biologische Charakteristiken ....................... 100
D.I.4. Einflüsse auf das Oberflächen- und Grundwasser .......................................................................................................... 103
D.I.5. Einflüsse auf den Boden ................................................................................................................................................. 104
D.I.6. Einflüsse auf die Gesteinsumgebung und die natürlichen Ressourcen .......................................................................... 104
D.I.7. Einflüsse auf die Fauna, Flora und Ökosysteme ............................................................................................................ 105
D.I.8. Einflüsse auf die Landschaft ........................................................................................................................................... 106
D.I.9. Einflüsse auf das Sachvermögen und die Kulturdenkmäler ............................................................................................ 107
D.I.10. Einflüsse auf die Verkehrs- und andere Infrastruktur .................................................................................................... 108
D.I.11. Andere ökologische Einflüsse ....................................................................................................................................... 109
D.II. Umfang der Einflüsse ............................................................................................................................................................... 109
D.III. Angaben zu möglichen relevanten, ungünstigen, grenzüberschreitenden Einflüssen ............................................................. 110
D.IV. Charakteristik der Maßnahmen zur Vorbeugung, Eliminierung und Verringerung der ungünstigen Einflüsse, Beschreibung der
Kompensationen ............................................................................................................................................................................... 110
D.V. Charakteristik der Mängel an Kenntnissen und der Unbestimmtheiten, die bei der Spezifikation der Einflüsse auftraten ........ 111
E. VERGLEICH DER LÖSUNGSVARIANTEN DES VORHABENS
..................................................................................................... 112
F. ERGÄNZENDE ANGABEN
.............................................................................................................................................................. 113
F.I. Karten- und andere Dokumentation .......................................................................................................................................... 113
F.II. Weitere wesentliche Informationen des Anzeigers ................................................................................................................... 113
G. ZUSAMMENFASSUNG NICHTTECHNISCHEN CHARAKTERS
.................................................................................................... 114
H. ANLAGEN
......................................................................................................................................................................................... 116

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Übersicht der Abkürzungen
a. s.
Aktiengesellschaft
AC
Wechselstrom (
engl.:
Alternating Current)
ALARA
so niedrig, wie vernünftigerweise erreichbar (
engl.:
As Low As Reasonably Achievable)
AMEC
Bestandteil des Handelsnamens der Gesellschaft Amec Foster Wheeler s.r.o. (keine Abkürzung)
engl.
englisch
AOPK
Agentur für den Natur- und Landschaftsschutz
BC
Biozentrum
BK
Biokorridor
BN-JB
Sicherheitsanleitung der staatlichen Behörde für Atomsicherheit
BPEJ
bonitierte ökologische Bodeneinheit
CITES
Abkommen über den internationalen Handel mit bedrohten Spezies frei lebender Tiere und Pflanzen
(
engl.:
Convention on International Trade in Endangered Species)
ČEPS
Bestandteil der Handelsbezeichnung der Gesellschaft ČEPS, a. s. (keine Abkürzung)
ČEZ
Bestandteil der Handelsbezeichnung der Gesellschaft ČEZ, a. s. (keine Abkürzung)
ČGS
Tschechischer geologischer Dienst
ČHMÚ
Tschechisches Wetteramt
ČIŽP
Tschechische Inspektion für die Umwelt
ČOV
Kläranlage
ČR
Tschechische Republik
ČS
Pumpenstation
ČSN
Tschechische technische Norm (bzw. frühere Tschechoslowakische technische Norm)
ČSÚ
Tschechisches Amt für Statistik
DBA
grundlegender Projektunfall (
engl.:
Design Basis Accident)
DEC
erweiterte Projektbedingungen (
engl.:
Design Extension Conditions)
EDU
Kraftwerk Dukovany
EDU1-4
Kraftwerk Dukovany, Blöcke 1-4
EIA
Beurteilung der Einflüsse auf die Umwelt (
engl.:
Environmental Impact Assessment)
EN
Europäische Norm
ES
Verbundsystem
EU
Europäische Union
FFH
Gebiet von gemeinschaftlicher Bedeutung (FFH-Gebiet, Europaschutzgebiet)
CHKO
Landschaftsschutzgebiet
CHOPAV
Schutzgebiet der natürlichen Wasserakkumulation
IAEA
Internationale Agentur für Kernenergie (
engl.:
International Atomic Energy Agency)
ICRP
Internationale Kommission für den radiologischen Schutz (
engl.:
International Commission on Radiological Protec-
tion)
IDDS
Datenschließfach-Identifikationsnummer
IEC
Internationale elektrotechnische Kommission (
engl.:
International Electrotechnical Commission)
INES
internationale Skala für die Bewertung der nuklearen und radiologischen Vorfälle
(
engl.:
International Nuclear and Radiological Event Scale)
IEEE
Institut für elektrotechnisches und elektronisches Engineering (
engl.:
Institute of Electrical and Electronics Engineers)
ISAD
einheitliches Lager der archäologischen Daten (Informationssystem des Nationalen Denkmalinstituts)
ISO
Internationale Organisation für Standardisierung (
engl.:
International Organization for Standardization)
S
Süden
KKW
Kernkraftwerk
SSO
Südsüdosten
KA
Kernanlage
SW
Südwesten
SWW
Südwesten
k.ú.
Katastergebiet
KO
kritisch bedroht (Spezies)
KORD
Bezeichnung der Gebäude im Teil des Areals des Standorts Dukovany
Kreissamt
LBC
lokales Biozentrum
LBK
lokaler Biokorridor
MěÚ
Stadtamt
MPO
Ministerium für Industrie und Handel

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MSVP
Zwischenlager des ausgebrannten Kernbrennstoffs
MZd
Gesundheitsministerium
MZCHÚ
Kleinflächen- besonders Schutzgebiet
MŽP
Umweltministerium
N
gefährlich (Abfallkategorie)
ü.d.M.
über dem Meeresspiegel
NEA
Agentur für die Kernenergie (
engl.:
Nuclear Energy Agency), Bestandteil OECD
NJZ
neue Kernkraftanlage
NOAEL
Niveau, bei welchem die schädliche Wirkung nicht beobachtet wurde (
engl.:
No Observed Adverse Effect Level)
NP
Nationalpark
NPP
Kernkraftwerk (
engl.:
Nuclear Power Plant)
NPP
Nationales Naturdenkmal
NPR
Nationales Naturreservation
NPÚ
Nationales Institut für Denkmalspflege
NRBC
überregionales Biozentrum
NRBK
überregionaler Biokorridor
RV
Regierungsverordnung
ND
Niederdruck
O
bedroht (Spezies)
O
Sonstiges (Abfallkategorie)
OECD
Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung (
engl.:
Organisation for Economic Co-operation
and Development)
OSN
Organisation der Vereinten Nationen
Gemeindeamt
OZKO
Gebiet mit verschlechterter Luftqualität
PHO
Zone des Hygieneschutzes
PO
Vogelgebiet
PP
Naturdenkmal
PR
Naturreservation
PřP
Naturpark
p.t.
unter dem Terrain
PUPFL
Grundstücke mit der Bestimmung der Erfüllung der Waldfunktion
PÚR
Politik der Gebietsentwicklung
PVE
Pumpspeicherkraftwerk
PWR
Druckwasserreaktor (
engl.:
Pressurized Water Reactor)
r.č.
Registernummer
RAO
radioaktive Abfälle
RBC
regionales Biozentrum
RBK
regionaler Biokorridor
rus.
russisch
ŘSD
Straßen- und Autobahndirektion
N
Norden
s.r.o.
Gesellschaft mit beschränkter Haftung
SAS
staatliche archäologische Liste
SBO
totaler Stromausfall (
engl:
Station Blackout)
SEK
staatliches Energiekonzept
SEKM
System der Erfassung der kontaminierten Orte
SO
stark bedroht (Spezies)
SR
Slowakische Republik
NNO
Nordnordosten
NNW
Nordnordwesten
SÚJB
Staatliche Behörde für Atomsicherheit
SÚRAO
Verwaltung der Deponien radioaktiver Abfälle
NO
Nordosten
SVP
Lager des ausgebrannten Kernbrennstoffs
NOO
Nordostosten
NW
Nordwesten
TK
Schwermetall
TR
Umspannstation
TVD
wichtiges technisches Wasser
TVN
nicht wichtiges technisches Wasser
ÚJV
Bestandteil der Handelsbezeichnung der Gesellschaft ÚJV Řež, a.s. (keine Abkürzung)

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ÚP
Gebietsplan
ÚRAO
Lagerstätte radioaktiver Abfälle
US EPA
US-Behörde für den Umweltschutz (
engl.:
United States Environmental Protection Agency)
US NRC
US-Nuklearaufsicht (
engl.:
United States Nuclear Regulatory Commission)
ÚSES
Gebietssystem der ökologischen Stabilität
ÚTP
gebietstechnische Unterlagen
O
Osten
VD
Wasserwerk/Talsperre/Stausee
VJP
ausgebrannter Kernbrennstoff
VKP
bedeutendes Landschaftselement
VVER
Druckwasserreaktor (
russisch:
Vodo-Vodjanoj Energetičeskij Reaktor)
WENRA
Assoziation der westeuropäischen Aufsichtsorgane bzgl. der atomaren Sicherheit
(
engl.:
Western European Nuclear Regulators Association)
WHO
Weltgesundheitsorganisation (
engl.:
World Health Organization)
WNA
Weltnuklearassoziation (
engl.:
World Nuclear Association)
W
Westen
ZCHD
besonders geschützte Spezies
ZCHÚ
besonderes Schutzgebiet
ZPF
landwirtschaftlicher Bodenfonds
ZÚR
Grundsätze der Gebietsentwicklung

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Einleitung
Allgemeine Angaben
Bekanntmachung des Vorhabens (weiter nur Bekanntmachung)
DIE NEUE KERNKRAFTANLAGE AM STANDORT DUKOVANY
(weiter nur Vorhaben) ist im Sinne der Best. § 6 und der Anlage Nr. 3 des Gesetzes Nr. 100/2001 GBl., über die Beurteilung der Um-
welteinflüsse, in der gültigen Fassung
1
(weiter nur Gesetz) erarbeitet. Sie dient als eine Grundlage für die Durchführung des Feststel-
lungsverfahrens der Best. § 7 des Gesetzes, dessen Ziel die Präzisierung der Informationen ist, deren Anführung in der Dokumentation
der Umwelteinflüsse des Vorhabens sinnvoll ist.
Der Zweck der Mitteilung ist, im Einklang mit dem Gesetz die nachstehenden grundlegenden Informationen zu erteilen:
zum Anzeiger des Vorhabens,
zum Vorhaben und zu seinen Umweltansprüchen,
zum Zustand der Umwelt im betroffenen Gebiet,
über mögliche Einflüsse des Vorhabens auf die öffentliche Gesundheit und die Umwelt,
zu den Lösungsvarianten des Vorhabens, bzw.
weitere relevante, ergänzende Angaben.
Die Bekanntmachung ist das Einführungsdokument des Prozesses für die Beurteilung der Einflüsse des Vorhabens. Ihr Zweck ist also
nicht die Mitteilung der ausführlichen und/oder erschöpfenden Informationen über die Umwelteinflüsse des Vorhabens, sondern die
Vorstellung des Vorhabens, des betroffenen Gebietes, des Zustandes der Umwelt im betroffenen Gebiet und die Identifizierung der
möglichen Einflüsse des Vorhabens auf die Umwelt und auf die öffentliche Gesundheit, einschließlich der potenziellen mitwirkenden
Einflüsse.
Die ausführliche Bewertung der Umwelteinflüsse ist der Gegenstand der anschließenden Dokumente, welche im Verlaufe des Prozes-
ses der Beurteilung bearbeitet werden, insbesondere der Dokumentation der Umwelteinflüsse des Vorhabens. Diese wird gemäß der
Best. § 8 des Gesetzes bearbeitet, sie wird die komplexe Charakteristik und die Bewertung der Einflüsse des Vorhabens auf die öffentli-
che Gesundheit und die Umwelt enthalten und die Ergebnisse des Feststellungsverfahrens berücksichtigen.
Formaler Inhalt der Bekanntmachung
Der Inhalt der Bekanntmachung entspricht formal den Anforderungen des Gesetzes. Die Bekanntmachung steht im Einklang mit der
Anlage Nr. 3 zum Gesetz (Formalitäten der Bekanntmachung) gegliedert, deren Formalitäten strikt beachtet werden. Die Überschriften
der Teilkapitel dieser Bekanntmachung, welche der gesetzlichen Struktur entsprechen, sind durch Einrahmung besonders bezeichnet
(zum Beispiel:
B.II. Angaben zu den Inputs )
, wobei in manchen Fällen die Titel der Kapitel zweckmäßig gekürzt sind. Die vollstän-
dige gesetzliche Fassung wird stets durch die Überschrift des Kapitels eingeleitet (zum Beispiel:
II. Angaben zu den Inputs (u. a. Bodenbeschlag-
nahme, Wasserentnahme und -verbrauch, Rohstoff- und Energiequellen).
).
Diese gesetzliche Struktur wird ferner in Kapitel niedrigerer Ebenen gegliedert. Diese Gliederung ist nicht mehr durch das Gesetz gege-
ben, sondern sie wird vom Bearbeiter der Bekanntmachung mit dem Ziel gewählt, die Angaben in übersichtlicher Weise zu präsentieren
und hierbei den Charakter des Vorhabens zu berücksichtigen (siehe unten). Die Überschriften der Teilkapitel dieser Bekanntmachung,
welche der sekundären Struktur entspricht, sind nicht mehr gesondert gekennzeichnet (zum Beispiel:
B.II.1. Boden
).
Die gewählte Gliederung deckt den vollständigen Umfang der Bestandteile der Umwelt bzw. der öffentlichen Gesundheit, sie ist durch
das Gesetz über die Beurteilung der Umwelteinflüsse definiert, und zwar wie folgt:
1. Bevölkerung und öffentliche Gesundheit
2. Luft und Klima
3. Lärm und weitere physikalische und biologische Charakteristiken
4. Oberflächen- und Grundwasser
5. Boden
6. Gesteinsumfeld und natürliche Ressourcen
7. Fauna, Flora und Ökosysteme
8. Landschaft
9. Sachvermögen und Kulturdenkmäler
10. Verkehrs- und sonstige Infrastruktur
11. Sonstiges
1
Änderung 93/2004 GBl., Änderung 163/2006 GBl., Änderung 186/2006 GBl., Änderung 216/2007 GBl., Änderung 124/2008 GBl., Änderung 436/2009 GBl., Änderung
223/2009 GBl., Änderung 227/2009 GBl., Änderung 38/2012 GBl., Änderung 85/2012 GBl., Änderung 167/2012 GBl., Änderung 350/2012 GBl., Änderung
39/2015 GBl.

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Diese Gliederung wird sowohl im Teil C.II. der Bekanntmachung, welcher den Zustand der Umwelt beschreibt, als auch im Teil D.I. der
Bekanntmachung, welcher die Umwelteinflüsse beschreibt, konsistent eingehalten. Die wechselseitig entsprechenden Angaben können
somit leicht identifiziert werden (zum Beispiel: C.II.8. Landschaft - D.I.8. Einflüsse auf die Landschaft).
Der nähere Kommentar erfordert lediglich die Art der Zuordnung der Angaben zur ionisierenden Strahlung (radioaktive Outputs, Hinter-
grund und Einflüsse). Dem wird im Einklang mit den Anforderungen des Gesetzes ein separates Unterkapitel im Teil, der sich mit dem
Lärm und mit weiteren physikalischen und biologischen Charakteristiken beschäftigt, wie folgt gewidmet:
B.III.4. Sonstiges (radioaktive Emissionen in die Atmosphäre, radioaktive Emissionen in Wasserläufe, radioaktive Abfälle, ausge-
brannter Kernbrennstoff)
C.II.3.3. ionisierende Strahlung (radioaktiver Hintergrund)
D.I.3.3. Einflüsse der ionisierenden Strahlung (Einfluss der radioaktiven Emissionen in die Atmosphäre, Einfluss der radioaktiven
Emissionen in Wasserläufe)
In diese Kapitel werden ausschließlich die Angaben zur ionisierenden Strahlung in allen Bestandteilen der Umwelt eingeordnet. In den
Kapiteln, die sich mit den einschlägigen Bestandteilen der Umwelt beschäftigen, sind dann lediglich jene Angaben intergiert, welche die
konventionellen (nichtradioaktiven) Charakteristiken und Einflüsse betreffen.
Sachlicher Inhalt der Bekanntmachung
Was den sachbezogenen Aspekt betrifft, beschäftigt sich die Bekanntmachung im Einklang mit den Anforderungen des Gesetzes mit
allen relevanten Bestandteilen der Umwelt, einschließlich der öffentlichen Gesundheit. Sie berücksichtigt hierbei den Charakter des
Vorhabens (Neuerrichtung der Kernkraftanlage) und des betroffenen Gebietes (auf welchem sich weitere Kernanlagen befinden). Aus
dieser Sicht wird in der Bekanntmachung besondere Aufmerksamkeit der Problematik der ionisierenden Strahlung und der damit zu-
sammenhängenden Einflüsse gewidmet (besonders im Bereich der Einflüsse auf die Bevölkerung und die öffentliche Gesundheit), und
zwar einschließlich der Berücksichtigung der mitwirkenden Einflüsse des Vorhabens mit weiteren Kernenergieanlagen am Standort.
Aus dem Charakter des Vorhabens ergibt sich auch eine gewisse Verflechtung der Themen der Umwelt- und Nuklearproblematik. Die
Bekanntmachung konzentriert sich in ihrem gesetzlichen Sinne ausschließlich auf die Umweltproblematik (somit auf die Problematik der
Einflüsse auf die Umwelt und auf die öffentliche Gesundheit). Sofern die Bekanntmachung also Angaben zur nuklearen Problematik
enthält (also technische und organisatorische Angaben, einschließlich der Angaben zur Gewährleistung der atomaren Sicherheit, des
Strahlungsschutzes, des physischen Schutzes und der Havariebereitschaft), handelt es sich um Gegebenheiten, welche Gegenstand
anderer Verfahren sind (bzw. sein werden), welche außerhalb des Prozesses der Beurteilung der Umwelteinflüsse geführt werden. In
diesem Falle handelt es sich also nicht um den Gegenstand der Bekanntmachung, sondern um einführende bzw. grundlegende Anga-
ben.
Methodisches Verfahren
Eines der grundlegenden methodischen Verfahren im Bereich der Beurteilung der Umwelteinflüsse auch im nuklearen Bereich ist die
Ausrichtung auf die Sicherheit der Beurteilung. Die Erstellung der Bekanntmachung des Vorhabens (und anschließend auch der Doku-
mentation der Umwelteinflüsse des Vorhabens) wird also konsequent der konservativen Betrachtungsweise untergeordnet. Diese be-
steht darin, dass alle Angaben, welche für die Beurteilung der Einflüsse verwendet werden, unter dem Umweltaspekt als eher weniger
günstig erachtet werden. Nur in diesem Falle wird garantiert, dass alle Bewertungsverfahren sämtliche Einflüsse in ihrem potenziellen
Maximum erfassen.
Eine der Anwendungen dieser konservativen Betrachtungsweise ist auch die Wahl der Parameter der Anlagen der möglichen Kernkraft-
werk-Lieferanten, welche für die Beurteilung der Einflüsse verwendet werden. Es ist so vorzugehen, dass von allen Parametern der
Anlagen aller potenziellen Lieferanten die am wenigsten günstigen Parameter gewählt werden (zum Beispiel die größte Wasserentnah-
me, die größten radioaktiven Emissionen, das größte Maß für die Beurteilung der Einflüsse auf die Landschaft u. Ä.), wobei diese in
zahlreichen Fällen noch konservativ aufgerundet werden. Der in dieser Weise gebildete "Umschlag der Kraftwerksparameter" (Plant
Parameters Envelope) ist, bzw. wird, zur Beurteilung der Umweltparameter herangezogen. Die Parameter des anschließend ausgewähl-
ten Lieferanten werden in allen Kennzahlen besser (oder zumindest gleich) als die verwendeten Parameter für die Beurteilung der Ein-
flüsse sein. Die Ergebnisse der Bewertung werden somit mit einer Reserve alle Anlagen der potenziellen Lieferanten decken
1
. Diese
Methode wird weltweit für die Bewertung der Umwelteinflüsse von Kernenergie- oder anderen Anlagen angewendet (in jüngster Zeit u. a.
Kanada, Finnland, USA, Slowakei, Tschechische Republik) und von den Aufsichtsbehörden anerkannt.
1
Um Zweifel auszuschließen, wird in der Bekanntmachung des Vorhabens (und anschließend auch in der Dokumentation der Umwelteinflüsse des Vorhabens) auch
die Beschreibung der technischen Lösung der Referenzlieferanten angeführt. Generell gilt jedoch, dass der Lieferant der neuen Kernkraftanlage auch ein jedweder
anderer Hersteller sein kann, dessen Projekt jene Parameter aus dem Umschlag einhält, welche für die Beurteilung der Umwelteinflüsse verwendet werden (selbst-
verständlich unter Erfüllung aller weiteren gesetzlichen Anforderungen außerhalb des Prozesdes der Beurteilung der Einflüsse).

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A. ANGABEN ZUM ANZEIGER
A. ANGABEN ZUM ANZEIGER
A.I.
Firma
1. Firma
ČEZ, a. s.
A.II.
Identifikationsnummer
2. ID
45274649
A.III. Sitz
3. Sitz (Wohnsitz)
Duhová 2/1444
140 53 Prag 4
A.IV. Berechtigter Vertreter des Anzeigers
4. Vorname, Name, Wohnsitz und Telefon des berechtigten Vertreters des Anzeigers
Dipl.-Ing. Petr Závodský
Direktor des Geschäftsbereiches Errichtung von Kernkraftwerken
ČEZ, a. s.
Duhová 2/1444
140 53 Prag 4
Tschechische Republik
Tel.: +420.211.041.111
E-Mail: cez@cez.cz

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B. ANGABEN ZUM VORHABEN
B. ANGABEN ZUM VORHABEN
B.I. Grundlegende Angaben
I. Grundlegende Angaben
B.I.1. Bezeichnung und Einordnung des Vorhabens
1. Bezeichnung des Vorhabens und seine Einordnung gemäß der Anlage Nr. 1
B.I.1.1. Bezeichnung des Vorhabens
Neue Kernkraftanlage am Standort Dukovany
B.I.1.2. Einordnung des Vorhabens
Gemäß der Anlage Nr. 1 des Gesetzes Nr. 100/2001 GBl., über die Beurteilung der Umwelteinflüsse, in der gültigen Fassung, ist das
Vorhaben wie folgt
1
eingeordnet:
Kategorie:
I
Punkt:
3.2 Anlagen mit Kernreaktoren (einschließlich ihrer Demontage oder endgültigen Stilllegung) mit Aus-
nahme von Forschungsanlagen, deren maximale Leistung die kontinuierliche Wärmelast von 1 kW nicht
überschreitet.
Spalte:
A
Das Vorhaben fällt unter die Best. § 4 Absatz (1) Buchst. a) des Gesetzes und unterliegt stets der Beurteilung gemäß dem Gesetz. Die
zuständige Behörde ist das Umweltministerium der Tschechischen Republik.
B.I.2. Kapazität des Vorhabens
2. Kapazität (Umfang) des Vorhabens
B.I.2.1. Kapazität des Vorhabens
Die Kapazität des Vorhabens ist folgende:
installierte elektrische Leistung:
bis 3500 MW
e
Ausführlichere Angaben zu den konzipierten Parametern des Vorhabens sind im Kapitel B.I.6. Beschreibung der technischen und tech-
nologischen Lösung des Vorhabens (Seite 16 dieser Bekanntmachung) angeführt.
1
Die Einordnung des Vorhabens ist auf das Vorhaben als Ganzes bezogen. Die Teilbauobjekte und/oder Betriebskomplexe, welche ein Bestandteil des Vorhabens
bzw. der zusammenhängenden- und Folgeinvestitionen sind, könnten separat abweichend eingeordnet werden.

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B.I.3. Standort des Vorhabens
3. Standort des Vorhabens (Bezirk, Gemeinde, Katastergebiet)
B.I.3.1. Standort des Vorhabens
Das Vorhaben ist für das Gebiet folgender Gebietseinheiten vorgesehen:
Staat
Bezirk
Kreis
Gemeinde
Katastergebiet
Tschechische Republik
Hochland (Vysočina)
Třebíč
Dukovany
Katastergebiet Skryje nad Jihlavou
Katastergebiet Lipňany u Skryjí
Katastergebiet Dukovany
Slavětice
Katastergebiet Slavětice
Rouchovany
Katastergebiet Heřmanice u Rouchovan
Ddie Standortwahl des Vorhabens in Bezug auf die Gebietsverwaltungsgliederung des Gebietes ist der Anlage 1.1 dieser Bekanntma-
chung zu entnehmen.
B.I.4. Charakter des Vorhabens und Möglichkeit der Kumulation
mit anderen Vorhaben
4. Charakter des Vorhabens und Möglichkeit der Kumulation mit anderen Vorhaben
B.I.4.1. Charakter des Vorhabens
Neubau
B.I.4.2. Möglichkeit der Kumulation mit anderen Vorhaben
Im betroffenen Gebiet sind keine Vorhaben angezeigt, welche zu einer relevanten Kumulation der Einflüsse mit dem Vorhaben der
neuen Kernkraftanlage führen könnten.
Das Vorhaben wird auf dem Gebiet des Energiesystems Dukovany - Dalešice
1
realisiert, d.h. auf dem Gebiet, welches an das Areal des
Kernkraftwerkes Dukovany, die Wasserwerke Dalešice und Mohelno und das Umspannwerk Slavětice anschließt. Die Einflüsse des
Vorhabens werden also mit den Einflüssen dieser Anlagen interferieren.
Im Areal des Kraftwerkes Dukovany befinden sich vier eigenständige Kernenergieanlagen
2
- das Kernkraftwerk, zwei Lager für den
ausgebrannten Kernbrennstoff und die Lagerstätte der radioaktiven Abfälle. Die Einflüsse des Vorhabens werden also mit dem beste-
henden Kraftwerk und mit weiteren Kernenergie- bzw. anderen Anlagen am Standort interferieren. Alle Einflüsse des Vorhabens der
neuen Kernkraftanlage sind (bzw. werden) daher in ihrer kumulativen (mitwirkenden) Wirkung mit sonstigen Kernenergie- oder anderen
Anlagen bewertet.
Das Wasserwerk Mohelno wird für das Vorhaben in seiner bestehenden Form genutzt (als Rohwasserquelle sowie als Abwasser-
Vorfluter), die einschlägigen mitwirkenden Einflüsse anderer Anlagen am Standort sind (bzw. werden) berücksichtigt.
Die elektrische Leistung des Vorhabens wird in das Umspannwerk Slavětice eingespeist, welches Bestandteil des Übertragungssystems
der Tschechischen Republik ist. Die Anpassung dieses Umspannwerks und weiterer Elemente des Übertragungssystems, welche mit
dem Anschluss der neuen Kernkraftanlage zusammenhängt, ist nicht Bestandteil des Vorhabens. Es handelt sich um eigenständige
Projekte eines anderen Investors (Verwalter des Übertragungssystems - ČEPS, a.s.), welcher auch ihre Beurteilung aus der Sicht der
Umwelteinflüsse gewährleistet. Die mitwirkenden Einflüsse des Vorhabens der neuen Energiequelle sind jedoch (bzw. werden) auch
unter Berücksichtigung der potenziellen mitwirkenden Einflüsse des Übertragungssystems, d.h. insbesondere im Hinblick auf die Anpas-
sungen des Umspannwerkes Slavětice und die lokalen Anpassungen der Trassen des Übertragungssystems, bewertet.
Die weitere Entwicklung des betroffenen Gebietes wird nicht statisch sein, wobei begründet vorausgesetzt wird, dass die eventuellen
neuen Vorhaben, welche im Gebiet realisiert werden, auch aus der Sicht der Umwelteinflüsse beurteilt werden. Aus der Sicht der jetzi-
gen Kenntnisse kann nicht ausgeschlossen werden, dass am Standort, zum Zeitpunkt des Bedarfs und im Falle der Entscheidung bzgl.
der Situierung des Standortes, ein neues Lager des ausgebrannten Kernbrennstoff ergänzt wird. Es wird auf der Fläche für die Errich-
1
Welche jedoch kein Projekt, sondern die bestehende und langfristig betriebene Tätigkeit darstellt.
2
Nähere Angaben zu diesen Anlagen siehe Kapitel B.I.6.4. Spezifische Angaben zu weiteren Anlagen am Standort (Seite 55 dieser Bekanntmachung).

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tung der neuen Kernkraftanlage oder auf einer unmittelbar anschließenden Fläche platziert. Ein Bestandteil seiner Vorbereitung ist auch
die Beurteilung der Umwelteinflüsse, welche im Sinne des Gesetzes Nr. 100/2001 GBl., über die Beurteilung der Umwelteinflüsse, ein
eigenständiges Vorhaben darstellt, und welches der Beurteilung (Kategorie I, Punkt 3.5 Anlage Nr. 1 zum Gesetz) unterliegt. Diese
Beurteilung berücksichtigt den aktuellen Stand der Kenntnisse und des technischen Niveaus des Lagers zum Zeitpunkt seiner Vorberei-
tung und wertet die potenziellen mitwirkenden Einflüsse im Gebiet und die Möglichkeit der Realisierung des Lagers unter dem Umwelt-
aspekt aus.
B.I.5. Begründung des Bedarfs des Vorhabens und seines Stan-
dortes, Übersicht der erwogenen Varianten
5. Begründung des Bedarfs des Vorhabens und seines Standortes, einschließlich der Übersicht der erwogenen Varianten
und der Hauptgründe (auch aus der Sicht der Umwelt) für ihre Wahl bzw. Ablehnung
B.I.5.1. Begründung des Bedarfs und des Standortes des Vorhabens
Der Bedarf und die Standortwahl des Vorhabens der neuen Kernkraftanlage am Standort Dukovany gehen von der gesellschaftlichen
Nachfrage bzgl. der Gewährleistung der zuverlässigen Stromerzeugung und -lieferung aus, welche in den einschlägigen strategischen
Dokumenten der Tschechischen Republik deklariert ist:
staatliche Energiekonzept der Tschechischen Republik (mit Beschluss der Regierung der Tschechischen Republik Nr. 362 vom 18.
5. 2015 genehmigt)
1
,
nationaler Aktionsplan der Entwicklung der Kernenergietechnik in der Tschechischen Republik (mit Beschluss der Regierung der
Tschechischen Republik Nr. 419 vom 03. 6. 2015 genehmigt).
Das Vorhaben wird im Rahmen dieser Dokumente als Bestandteil einer diversifizierten Vielfalt der Stromquellen erwogen, welche auf
der effektiven Nutzung aller verfügbaren Energiequellen, der Aufrechterhaltung einer genügenden Reserve der Leistungsbilanz des
Verbundsystems und der Aufrechterhaltung der verfügbaren strategischen Reserven einheimischer Energieformen basiert.
Dieser Zustand wird durch die Erneuerung der am Ende der Lebensdauer befindlichen Stromerzeugungsquellen unter Beachtung der
Anforderungen an die Wirksamkeit und den Umweltschutz erreicht. Die Sicherstellung der Autarkie bei der Stromerzeugung wird beson-
ders auf ausgereiften konventionellen Technologien mit hohem Wirkungsgrad bei der Energieumwandlung und auf steigendem Anteil
der erneuerbaren Energiequellen basieren.
Die Stromerzeugung aus Kernkraft wird dabei sukzessiv die Kohleenergie ersetzen, welche bisher den Hauptpfeiler der Stromerzeugung
darstellt, jedoch hat sie für die Perspektivet keine Sicherstellung der Brennstoffdeckung (abgesehen von den für die Umwelt ungünstigen
Effekten der Kohleenergiequellen). Die zu erwartenden Abnahmen der installierten Leistung der Braunkohlenkraftwerke sind beträchtlich
und aus dem folgenden Bild ersichtlich (nach VUPEK-ECONOMY, 2014).
Abb. B.1: Projektion der installierten Leistung der Braunkohleproduktionsstätten des Verbundsystems der Tschechischen Republik
MW
MW
Jahre
Roky
ČEZ
ČEZ
Unabhängige Hersteller
Nezávislí výrobci
1
Anhand des Prozesses der Beurteilung der Einflüsse des Konzepts auf die Umwelt wurde die Stellungnahme des Umweltministeriums ausgegeben (Akten-Nr.:
52325/ENV/14 vom 31.07.2014).

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Die gegenwärtige Braunkohlekapazität von ca. 10 800 MW
e
sinkt bis zum Jahre 2035 (vorausgesetzter Termin für die Inbetriebnahme
des ersten Blocks der neuen Kernkraftanlage) auf ca. 6400 MW
e
, eine weitere Senkung bis auf ca. 4200 MW
e
erfolgt zum Jahre 2040.
Das Gesamtdefizit (im Unterschied zum derzeitigen Stand) beträgt somit 4400 MW
e
(Jahr 2035) bzw. 6600 MW
e
(nach dem Jahre
2040). Gerade das analysierte und quantifizierte schnelle Tempo des Auslaufes der Kohleenergiequellen ist der Hauptfaktor für die
rechtzeitige Vorbereitung der neuen Nuklear-Blöcke (neben dem Anstieg des Anteils der erneuerbaren Energiequellen, den Einsparun-
gen und weiteren Instrumenten des Energiekonzepts).
Ein weiterer Grund für die Errichtung der neuen Energiequelle ist die Wiederherstellung der Leistung am Standort nach der Beendigung
des Betriebes des bestehenden Kraftwerkes. Das wird einen sukzessiven Ausfall von ca. 2000 MW
e
installierter Leistung darstellen,
welche in der Zukunft zu ersetzen ist.
Die Entwicklung des Stromverbrauchs in der Tschechischen Republik indiziert eher einen Anstieg. Die zu erwartende Entwicklung ist
aus der folgenden Abbildung ersichtlich (lt. Ministerium für Industrie und Handel - SEK).
Abb. B.2: Entwicklung und Struktur des Stromverbrauchs in der Tschechischen Republik
GWh
Großkunden
Elektromobilität
Kleinkunden
Pumpen (Speicherung PVE)
Sonstiger Verbrauch (-Speicherung PV)
Eigenverbrauch für die Stromerzeugung
Verluste in Netzen
Für die Deckung des Energiequellenausfalls auf der einen Seite und des steigenden Verbrauchs auf der anderen Seite sind zahlreiche
Lösungen vorgesehen, welche in der Nutzung des Portfolios der verfügbaren Stromquellen, einschließlich der Nutzung der Sparmaß-
nahmen und der Entwicklung der erneuerbaren Energiequellen bestehen. Die neue Kernkraftanlage stellt in diesem Kontext eine der
Teilkomponenten des Multi-Ressourcen-Energiemix dar, in welchem sie eine leistungsfähige, stabile, überstandardmäßig zuverlässige
und umweltfreundliche (praktisch kohlenstofffreie) Stromerzeugungsstelle darstellen wird. Sie stellt jedoch keine direkte ausschließende
Alternative gegenüber den anderen Energiequellen bzw. den weiteren Maßnahmen des Energiekonzeptes dar. Diese werden jetzt und
auch in der Zukunft in entsprechenden Zusammenhängen entwickelt.
Die neue Kernkraftanlage steht im Einklang mit den oben angeführten strategischen Dokumenten der Tschechischen Republik im Be-
reich der Energiewirtschaft.
Das staatliche Energiekonzept der Tschechischen Republik
erwägt die Stärkung der Rolle der Kernenergie bei der Stromerzeugung
durch die Errichtung von einem bis zwei neuen Blöcken in Abhängigkeit von der Prädiktion der Produktion-Verbrauch-Bilanz, durch die
Verlängerung des Betriebes der gegenwärtigen vier Blöcke des Kernkraftwerkes Dukovany und durch die allfällige Errichtung eines
weiteren Blocks im Horizont der Stilllegung des Kernkraftwerkes Dukovany.
Der Zielwert des Anteils der Stromerzeugung aus inländischen primären Energiequellen an der gesamten Brutto-Stromerzeugung zum
Jahre 2040 beträgt nach dem staatlichen Energiekonzept mindestens 80 % (erneuerbare Energiequellen, Braunkohle und Kernbrenn-
stoff unter der Bedingung der Sicherstellung genügender Vorräte), wobei es mit folgender Struktur der Stromerzeugung rechnet (im
Verhältnis zum nationalen Brutto-Verbrauch):
Kernbrennstoff 46 bis 58 %,
erneuerbare und sekundäre Energiequellen 18 bis 25 %,
Erdgas 5 bis 15 %,
Braun- und Steinkohle 11 bis 21 %.
Der nationale Aktionsplan der Entwicklung der Kernenergietechnik in der Tschechischen Republik beschäftigt sich mit der Implementie-
rung der Entwicklung der
Kernenergietechnik
.
Er hält es im Hinblick auf die Sicherstellung der energetischen Sicherheit, jedoch auch mit

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Rücksicht auf den gesamten sozial-gesellschaftlichen Beitrag aus der Sicht des Staates für erforderlich, unverzüglich mit der Vorberei-
tung auf die Errichtung eines Kernreaktors am Standort Temelín und eines Reaktors am Standort Dukovany zu beginnen, und gleichzei-
tig den möglichen Risiken dadurch zu vorzubeugen, indem die notwendigen Genehmigungen für die Möglichkeit der Errichtung zweier
Reaktoren an beiden Standorten eingeholt werden. Besonders aufgrund der Erhaltung bzw. Fortsetzung der Erzeugung am Standort
Dukovany sind hier die Errichtung des Blocks und seine Inbetriebnahme bis zum Jahre 2037 von zentraler Bedeutung, sodass die Kon-
tinuität des Betriebes der Kernkraftanlage und der Human Resources am Standort bis zum Jahre 2037 sichergestellt werden, wo die
Stilllegung des bestehenden Kraftwerkes vorausgesetzt wird.
Der nationale Aktionsplan empfiehlt daher für den Standort Dukovany die sofortige Fortsetzung der Vorbereitung des Projektes der
Variante der 2 Blöcke mit der anschließenden Errichtung von 1 Block und mit der Erweiterungsmöglichkeit auf 2 Blöcke an diesem
Standort.
Die Situierung der neuen Kernkraftanlage am Standort Dukovany geht also sowohl von der Berücksichtigung der zu erwartenden Ent-
wicklung der energetischen Bilanzen, als auch von den Sicherheitsanforderungen an die Standortwahl und den Betrieb der Kernener-
gieanlagen, der Verfügbarkeit der notwendigen Flächen und den infrastrukturellen-, betrieblichen-, personellen- und sozialen Bindungen
aus. Die Wahl des Standortes Dukovany stellt unter diesen Aspekten eine effektive, ökologisch und sozial optimale Nutzung der verfüg-
baren Energiequellen dar.
B.I.5.2. Übersicht der erwogenen Varianten
Das Vorhaben ist in einer Realisierungsvariante konzipiert, welche auf der Errichtung der neuen Kernkraftanlage am Standort Dukovany
beruht. Die Wahl dieser Variante geht von der Berücksichtigung der folgenden potenziellen Möglichkeiten der Variantenlösung aus:
Varianten der Platzierung im Rahmen der Tschechischen Republik:
Die Wahl des Standortes Dukovany geht von der Berücksichtigung der Verfügbarkeit der notwendigen Flä-
chen und der infrastrukturellen- und betrieblichen Bindungen in der Tschechischen Republik, einschließlich
der Berücksichtigung der legislativen Anforderungen an die Platzierung der Kernenergieanlage aus. Es wird
gleichzeitig die Erhaltung der Kontinuität der Stromerzeugung am Standort (und dadurch auch die Sicherstel-
lung der Nutzung der bestehenden Infrastruktur und der personellen Bindungen) im Hinblick auf die Tatsache
berücksichtigt, dass die bestehenden Blöcke des Kraftwerkes Dukovany im mittelfristigen Zeithorizont suk-
zessiv ihre Betriebslebensdauer erreichen. Unter diesen Aspekten stellt die Platzierung des Vorhabens am
Standort Dukovany ökologisch sowie sozial die optimale Lösung dar.
Varianten der Platzierung im Rahmen des Standortes Dukovany:
Die Wahl der Platzierung im Rahmen des Standortes Dukovany geht von der gebietsplanerischen Dokumen-
tation (Grundsätze für die Gebietsplanung der Region Hochland/Vysočina) aus, welche die räumlichen, städ-
tebaulichen, ökologischen, technischen und infrastrukturellen Möglichkeiten der Platzierung der neuen Ener-
giequelle am Standort berücksichtigt. Aus dieser Sicht ist die Platzierung des Vorhabens im Rahmen des
Standortes Dukovany optimal.
Varianten der Kapazität: Die Wahl der Kapazität (der installierten elektrischen Leistung) der neuen Energiequelle geht von der Be-
rücksichtigung der Leistung der kommerziell verfügbaren Blöcke mit Reaktoren des Typs PWR und von der
Beschränkung, welche durch die Eigenschaften des Standortes gegeben ist, aus. Aus dieser Sicht nutzt die
Kapazität des Vorhabens effektiv die verfügbaren Energiequellen..
Varianten der technischen Lösung:
Die Wahl des Reaktors des Typs PWR Generation III+ geht von der Berücksichtigung der besten kommerzi-
ell verfügbaren Lösungen aus. Die Reaktoren des Typs PWR stellen weltweit den meistgebräuchlichen Typ
(in der Tschechischen Republik ausschließlich verwendet) der Kernkraftanlage, mit zahlreichen Sicherheits-
vorteilen
und
mit
langfristigen
Betriebserfahrungen
dar
(in
der
Tschechischen
Republik
ca.
140 Reaktorbetriebsjahre). Aus dieser Sicht stellt das Vorhaben die beste verfügbare technische Lösung dar.
Referenzvarianten (andere Arten der Stromerzeugung und/oder Einsparungen der elektrischen Energie):
Die Wahl der Stromerzeugung in der neuen Kernkraftanlage geht von der Nachfrage nach diesem Typ der
Energiequelle, welche durch die einschlägigen strategischen Dokumente der Tschechischen Republik gege-
ben ist (Staatliches Energiekonzept, nationaler Aktionsplan der Entwicklung der Kernenergetik), und von der
Berücksichtigung der Kontinuität der Kernenergetik am Standort aus. Aus dieser Sicht stellt das Vorhaben
einen Bestandteil des Kernteiles vom Brennstoffmix dar. Andere Energiequellen und Instrumente der Ener-
giepolitik (einschließlich der Einsparungen) werden dadurch nicht berührt und sie werden in einschlägigen
Zusammenhängen gelöst.

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Varianten der anschließenden Systeme (Anschluss an die Infrastruktur):
Die Wahl der anschließenden Systeme (der infrastrukturellen Bindungen) der neuen Energiequelle geht vom
bestehenden Zustand des Standortes aus, wo die Lagen der infrastrukturellen Energiequellen und der beste-
henden Netze gegeben sind. Aus dieser Sicht ist die Art des Anschlusses des Vorhabens an die Infrastruktur
vorherbestimmt.
Die Nullvariante:
Die Nullvariante stellt die Nichtdurchführung der neuen Kernkraftanlage am Standort Dukovany
1
dar. Die
Wahl dieser Variante hätte die Nichtnutzung des Potentials des Standortes Dukovany und umgekehrt die
Notwendigkeit der Sicherstellung der notwendigen Leistung an einem anderen Standort zur Folge. Aus die-
ser Sicht wird also die Nullvariante als Referenzvariante erwogen, und zwar unter dem Vorbehalt, dass ihre
Umwelteinflüsse den bestehenden Zustand der Umwelt im betroffenen Gebiet (bzw. ihre Entwicklungstrends)
beschreiben.
B.I.6. Kurzbeschreibung der technischen und technologischen Lösung
6. Kurzbeschreibung der technischen und technologischen Lösung des Vorhabens
B.I.6.1. Gegenstand des Vorhabens
Der Gegenstand des Vorhabens ist die Errichtung und der Betrieb der neuen Kernkraftanlage am Standort Dukovany, welche die Kern-
kraftwerkblöcke einschließlich aller zusammenhängenden Bauobjekte und Betriebskomplexe (Technologieanlagen) einschließen, wel-
che für die Erzeugung und Ableitung der elektrischen Energie und für die Sicherstellung des sicheren Betriebes der Kernanlage dienen.
Das Vorhaben wird unabhängig von den bestehenden Kernanlagen am Standort (siehe Kapitel B.I.6.4. Spezifische Angaben über weite-
re Anlagen am Standort, Seite 55 dieser Bekanntmachung) so durchgeführt, dass es ihren Betrieb nicht gefährdet und das Niveau ihrer
atomaren Sicherheit, des Strahlungsschutzes, des physischen Schutzes und die Notfallbereitschaft nicht beeinflusst.
Bestandteil des Vorhabens sind folgende Elemente:
Kraftwerksblock:
Anzahl der Blöcke:
bis 2
Typ:
Druckwasserreaktor (PWR)
Generation:
III+
installierte elektrische Leistung:
bis 3500 MW
e
Projektlebensdauer:
60 Jahre
Ein Bestandteil der Kraftwerksblöcke sind alle notwendigen Bauobjekte und Technologieanlagen des primären Kreislaufs, des sekundä-
ren Kreislaufs, des tertiären Kreislaufs (Kühlkreislaufs), der Hilfsobjekte und Betriebe einschließlich aller zusammenhängenden- und
Folgeinvestitionen für die Errichtung und den Betrieb des Vorhabens.
Es werden kommerziell verfügbare Blöcke verwendet, welche in einem EU-Land (bzw. in einem anderen Land mit entwickeltem Niveau
der Kernenergietechnik), wobei keines der verfügbaren Projekte, welches die Bedingungen der Aufsichtsorgane erfüllt, im Voraus aus-
geschlossen ist. Die Referenzliste der Projekte der Blöcke ist im Kapitel B.I.6.3 Spezifische Angaben zum Vorhaben (Seite 27 dieser
Bekanntmachung) angeführt. Der Lieferant der Blöcke wird anschließend ausgewählt, die Wahl des Lieferanten ist nicht Gegenstand der
Beurteilung der Umwelteinflüsse. Die für die Beurteilung der Umwelteinflüsse verwendeten Parameter decken konservativ (bzw. werden
decken) alle umweltrelevanten Parameter der Anlagen aller in Frage kommenden Projekte.
Die Fläche für die Platzierung der Kraftwerksblöcke und der zusammenhängenden Objekte und Betriebe ist zeichnerisch in der Anlage
1.1 dieser Bekanntmachung abgegrenzt.
Elektrischer Anschluss:
Ableitung der elektrischen Leistung:
oberirdische Leitung 400 kV (je eine pro Block)
Reservestromversorgung für den Eigenverbrauch: unterirdische Leitung 110 kV (je zwei pro Block)
Bestandteil des elektrischen Anschlusses sind alle für die Errichtung und den Betrieb des Anschlusses des Vorhabens an das Verbund-
system der Tschechischen Republik notwendigen Elemente.
Die elektrische Leistung jedes Blocks wird durch die überirdische Leitung mit der Nennspannung von 400 kV AC in das rekonstruierte
Umspannwerk Slavětice abgeleitet. Dieses Umspannwerk ist Bestandteil des Verbundsystems der Tschechischen Republik, es wird von
der Gesellschaft ČEPS, a.s. verwaltet, und seine Rekonstruktion ist somit nicht Bestandteil des Vorhabens.
Die Reservestromversorgung für den Eigenverbrauch jedes Blocks wird mittels der zwei unterirdischen Leitungen aus dem Umspann-
werk 110 kV Slavětice im Besitz der E.ON realisiert.
Die Fläche für die Platzierung des elektrischen Anschlusses ist zeichnerisch in der Anlage 1.1 dieser Bekanntmachung abgegrenzt.
Wasserwirtschaftsanschluss:
Wasserversorgung:
unterirdische/überirdische Rohrleitungen
Abführung der Abwässer:
unterirdische Rohrleitungen
1
Die Nullvariante ist ausschließlich auf das Vorhaben der neuen Kernkraftanlage bezogen. Sie setzt also die Fortsetzung des Betriebes der anderen Kernanlagen am
Standort EDU (EDU1−4, MSVP, SVP, URAO) oder außerhalb des Standortes EDU (zum Beispiel am Standort ETE) voraus.

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Abführung des Niederschlagwassers:
unterirdische Rohrleitung, Erweiterung der bestehenden
Infrastruktur
Bestandteil des Wasserwirtschaftsanschlusses sind alle Wasserwirtschaftsanlagen, welche für die Versorgung des Vorhabens mit Roh-
und Trinkwasser, die Abführung des Schmutzwassers und der technologischen Abwässer und die Abführung des Niederschlagwassers
notwendig sind.
Die Rohwasserversorgung wird mittels des bestehenden verstärkten oder neuen Systems der Rohwasserversorgung aus dem Fluss
Jihlava realisiert.
Die Trinkwasserversorgung wird durch den Anschluss an die bestehende Trinkwasserleitung realisiert.
Die Abführung des gereinigten Schmutzwassers und der gereinigten technologischen Abwässer wird durch die neuen Rohrleitungen in
den Fluss Jihlava (Talsperre des Wasserwerkes Mohelno) abgeführt.
Die Schmutzwasserabführung wird vorwiegend in der bestehenden Weise in den Fluss Jihlava (Talsperre des Wasserwerkes Mohelno)
realisiert, ein Teil des Niederschlagwassers (besonders aus der Fläche der Bausteleneinrichtung) wird ins Einzugsgebiet Olešná abge-
führt.
Die Fläche für die Platzierung des Wasserwirtschaftsanschlusses ist zeichnerisch in der Anlage 1.1 dieser Bekanntmachung abgegrenzt.
Bestandteil des Vorhabens sind ferner die Flächen und Anlagen für die Errichtung, d.h. die Hauptbaustelle und die Baustelleneinrich-
tung, welche alle Elemente einschließen, die für den Lieferanten des Vorhabens im Laufe der Bau- bzw. Konstruktionsarbeiten notwen-
dig sind (außer der öffentlichen Infrastruktur). Die Baustelleneinrichtung wird auf der unmittelbar an die Baufläche anschließenden Flä-
che platziert. Die Fläche für die Platzierung der Baustelleneinrichtung ist zeichnerisch in der Anlage 1.1 dieser Bekanntmachung abge-
grenzt.
B.I.6.2. Allgemeine Angaben
In diesem Kapitel werden die allgemein gültigen Angaben und Anforderungen beschrieben, welche sich auf die Kernenergietechnik und
die Kernkraftwerke mit einem Reaktor des Typs PWR beziehen.
B.I.6.2.1. Grundlegende Angaben zu Kernkraftwerken
B.I.6.2.1.1. Kernenergie
Energie ist die Fähigkeit, Arbeit zu leisten. Für die Leistung der Arbeit wird in einem bedeutenden Maße die elektrische Energie genutzt.
Diese stellt in ihrem Prinzip die dezentralisierte Energiequelle dar (sie wird im Zusammenwirken vieler Energiequellen erzeugt, sie wird
an einem anderen Ort als dort, wo sie erzeugt wird, verbraucht, und sie kann in einem relativ breiten Spektrum überall dort verbraucht
werden, wo das Verteilungsnetz zur Verfügung steht), am Ort des Endverbrauchs ist sie ökologisch sauber (durch ihre Nutzung entste-
hen keine Schadstoffe) und sie hat eine universelle Verwendung (sie kann in andere Formen der Energie umgewandelt werden). Von
der Verfügbarkeit der elektrischen Energie hängen die Funktionen aller Sphären der Wirtschaft sowie der Lebensbedingungen der Be-
völkerung ab, die eventuellen Mängel oder Störungen in der Stromversorgung betreffen die ganze Gesellschaft und sie können fatale
Folgen haben.
Die elektrische Energie ist jedoch keine primäre Energiequelle und in der verwendbaren Form entsteht sie nicht von selbst. Sie muss
erzeugt, in den Ort des Endverbrauchs übertragen und zum gleichen Zeitpunkt auch verbraucht werden. Die elektrische Energie dient so
im Prinzip als bloßes Übertragungsmedium ("Transportband"), welches die Energie zwischen der Erzeugungsstelle und der Verbrauchs-
stele überträgt.
Für die Erzeugung der elektrischen Energie werden bei der absoluten Mehrheit der Fälle elektrische Generatoren verwendet, welche die
mechanische Energie (durch Erregung unter Anwendung des Prinzips der elektromagnetischen Induktion) in die elektrische Energie
umwandelt
1
. Die Energiequelle der mechanischen Energie ist in der Regel die Turbine, welche durch verschiedene Medien angetrieben
wird (bei Wärmekraftwerken Druckdampf, bei Wasserkraftwerken Wasser, bei Windkraftwerken Wind). Der Druckdampf für die Turbine
wird durch die Nutzung der Wärmeenergie, welche in primären Energiequellen enthalten ist (Kohle, Gas, Kernbrennstoff u. Ä.) vorberei-
tet.
Das Prinzip der Stromerzeugung im Kernkraftwerk entspricht dem Prinzip eines jedweden anderen Wärme-(Dampf-)Kraftwerkes. Es
kann vereinfacht mit dieser Kette beschrieben werden (
mit der Schrägschrift
sind die Komponenten des Kernkraftwerkes gekennzeich-
net):
primäre Energiequelle - Brennstoff (Kohle, Rohöl, Gas,
Kernbrennstoff
, Erdwärmeenergie u. Ä.),
Brennstoffnutzung für die Erzeugung der Wärmeenergie (Kohlekessel, Brenner,
Kernreaktor
u. Ä.),
Wärmeenergienutzung für die Dampferzeugung (Kessel,
Dampfgenerator
),
Dampfnutzung für die Erzeugung der kinetischen Energie (
Turbine
),
Nutzung der kinetischen Energie für die Stromerzeugung (
Generator
).
1
Eine weitere mögliche Art der Stromerzeugung ist die Nutzung der photoelektrischen Effekts in photovoltaischen Zellen.

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Das Grundelement der Kernkraftwerke ist der
Kernreaktor
, in welchem die Nutzung jener Energie, welche in der Masse
des Kernbrenn-
stoffs
enthalten ist, erfolgt, und zwar durch die Kernreaktion bei der Entstehung der Wärme. Diese Wärme wird anschließend für die
Dampferzeugung genutzt. In Kernreaktoren, welche derzeit weltweit zur Verfügung stehen, wird ausschließlich die Spaltungskettenreak-
tion genutzt
1
. Das Prinzip der Spaltungsreaktion ist im folgenden Bild dargestellt.
Abb. B.3: Schematische Darstellung der Spaltreaktion
1
Langsames Neutron
5
Schnelle Neutronen
2
Urankern
235
U
6
Absorber
3
Spaltung bei der Wärmeentstehung
7
Moderator
4
Spaltprodukte
8
Langsames Neutron
Die Spaltungskernreaktion besteht in der Spaltung des Atomkerns (typische des Urankerns U-235) durch langsames Neutron. Durch die
Spaltung wird der Kern in der Regel in zwei Fragmente gespalten. Dabei wird in Form der Wärme (welche weiter für die Dampferzeu-
gung genutzt wird) ein Teil seiner Bindungsenergie freigesetzt und gleichzeitig setzen sich in der Regel zwei bis drei weitere (schnelle)
Neutronen frei. Die können nach der Verlangsamung der Neutronen weitere Kerne spalten, deshalb wird die Reaktion Kettenreaktion
genannt. Der Prozess wird bei der energetischen Nutzung der Energie so gelenkt, dass immer ein Neutron, welches bei der Spaltung
freigesetzt wird, verlangsamt wird, und so eine weitere Spaltungsreaktion hervorruft. In diesem Falle verläuft die Spaltungsreaktion
stabilisiert, weil die Anzahl der Spaltungen pro Zeiteinheit weder ansteigt noch sinkt. Sonstige Neutronen, welche bei der Spaltung frei-
gesetzt werden, werden in Materialien der aktiven Zone des Reaktors aufgefangen. Durch die Änderungen in der Geometrie und der
Zusammensetzung der Materialien der aktiven Zone des Reaktors, in denen das Auffangen der Neutronen verläuft, wird die Intensität
der Spaltungskettenreaktion gesteuert, was bei der Änderung der Reaktorleistung oder bei der völligen Außerbetriebsetzung des Reak-
tors genutzt wird.
Den Stoff, welcher für die Spaltung genutzt wird, nennt man
Kernbrennstoff
, den Stoff, der die schnellen Neutronen aus der Spaltung
verlangsamt, nennt man
Moderator
, den Stoff, der die Neutronen auffängt, nennt man
Absorber
und den Wärmeträger, der die Wärme
aus dem Reaktor abführt, nennt man
Kühlmittel
. Die Agglomeration der Brennelementkassetten im Reaktorbehälter, wo es zur Spal-
tungskettenreaktion kommt, nennt man
aktive Zone des Reaktors
.
Die Kernkraftwerke mit dem Reaktor des Typs PWR (Pressurized Water Reactor, Druckwasserreaktor), nutzen als Kernbrennstoff das
Uran, bei dem durch die Anreicherung die Konzentration des Uranisotops U-235 bis auf das Niveau von ca. 5 % erhöht wird. Das Grun-
delement, in welchem sich im Reaktor die Wärme freisetzt, nennt man den
Brennstab.
Er besteht aus Urandioxid-Tabletten (UO
2
), wel-
che in einem Zirkonium-Stab eingeschlossen sind. Die Brennstäbe sind in
Brennelementkassetten
angeordnet, welche als Ganzes in die
aktive Zone des Reaktors eingelegt werden.
In der Technologie PWR wird als Kühlmittel entmineralisiertes Wasser mit einem gesteuerten chemischen Regime genutzt, welches
gleichzeitig auch als Moderator und auch als Träger des Absorbers (Borsäure) dient. Beim Durchgang durch den Reaktor wird das
Wasser erwärmt, es tritt in einige Druck-Kühlschleifen ein, in denen das Kühlmittel mittels der Zirkulationspumpen zirkuliert, es passiert
die primäre Seite der Dampfgeneratoren, wo es durch die Wärmeübertragungsfläche einen Teil seiner Wärmeenergie an die sekundäre
Seite abgibt und in den Reaktor zurückkehrt. Diesen Kühlkreis nennt man den
primären Kreislauf
. In diesem Kreislauf, einschließlich des
Reaktors, wird das Kühlwasser unter hohem Druck gehalten (sodass es im flüssigen Zustand auch bei Temperaturen über 300 °C bleibt,
von dort die Bezeichnung Druckwasserreaktor).
In Dampfgeneratoren (welche als Wärmetauscher funktionieren) wird die Wärme des primären Kreislaufs für die Wassererwärmung im
sekundären Kreislauf
genutzt. Das Wasser wird in diesem Kreislauf auf der sekundären Seite der Dampfgeneratoren in Druckdampf
umgewandelt. Dieser wird in die
Turbine
geleitet, welche er durch das Passieren der Turbine bei der gleichzeitigen Expansion in Rotati-
on versetzt. Nach der Abgabe der Energie kondensiert der Dampf im Kondensator zurück zu Wasser und das Kondensat wird in den
Dampfgenerator zurückgepumpt.
Die Energie der Rotationsbewegung der Turbine wird für den Antrieb des
elektrischen Generators
genutzt, und die erzeugte elektrische
Energie wird in das Verbundsystem geleitet.
1
Die Nutzung der Fusionskernreaktion ist Gegenstand der Forschung.

image
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Für die Sicherstellung der Dampfkondensierung im Kondensator wird der
tertiäre Kreislauf (Kühlkreislauf) genutzt
, in welchem das
Kühlwasser durch die Kühltürme zirkuliert. In ihnen wird die nicht ausnutzbare Niederpotentialwärme in die Atmosphäre abgegeben. Die
Abnahme (vor allem Verdampfung) des Wassers im tertiären Kreislauf wird durch das aufbereitete Rohwasser aus der geeigneten Ener-
giequelle nachgefüllt (im Falle des Kraftwerkes Dukovany Fluss Jihlava).
Unter Berücksichtigung der Sicherheitsanforderungen an die Kernkraftwerke sind die Einrichtungen des Reaktors und des primären
Kreislaufs in der
Schutzhülle (Containment)
platziert, dessen erstrangige Aufgabe ist, das Entweichen radioaktiver Stoffe in die Umwelt
im Falle der Störung der Dichtheit des Brennstoffs und des primären Kreislaufs zu verhindern. An die Qualität des Containments werden
sehr hohe Ansprüche gestellt und außer dem Schutz gegen die inneren Risiken stellt das Containment auch den Schutz gegen die
äußeren Risiken sicher (zum Beispiel extreme meteorologische Bedingungen oder die Folgen der menschlichen Tätigkeit - Luftdruckwel-
le, Flugzeugabsturz u. Ä.).
Das prinzipielle Schema des Kernkraftwerkes mit dem Reaktor des Typs PWR ist aus folgender Abbildung ersichtlich.
Abb. B.4: Funktionsschema eines Kernkraftwerkes mit Druckwasserreaktor
PRIMÄRKREISLAUF
SEKUNDÄRKREISLAUF
TERTIÄRKREISLAUF
1
Reaktor
5
Separator, Zwischenüberhitzer
14
Kühlturm
2
Kühlschleife, Umwälzpumpe
6
Hochdruckteil der Turbine
15
Pumpenstation
3
Dampfgenerator
7
Niederdruckteil der Turbine
4
Volumenkompensator
8
Kondensator
16
Sicherheitshülle (Containment)
9
Kondensatpumpe
10
Regeneration
11
Speisepumpe
12
Elektrischer Generator
13
Transformator, Ableitung der elektrischen
Leistung
B.I.6.2.1.2. Statistische Angaben zu den Kernkraftwerken
Derzeit gibt es (nach Angaben der World Nuclear Association, Juni 2015) in 31 Ländern der Welt insgesamt 437 betriebsfähige Kern-
energiereaktoren, mit einer elektrischen Netto-Gesamtleistung von mehr als 380 GW
e
. Im Jahre 2014 erzeugten die Kernkraftwerke
mehr als 2400 TWh elektrischer Energie, was ungefähr 11,5 % der weltweiten Stromerzeugung darstellt.
Insgesamt befinden sich weitere 66 Blöcke im Baustadium. Die vorwiegende Mehrzahl (ca. 83 %) der in Bau befindlichen Blöcke stellen
Reaktoren des Typs PWR dar, was vor allem durch ihre Sicherheit und die wirtschaftlichen Vorteile gegeben ist.
B.I.6.2.1.3. Entwicklungsgenerationen der Technologie der Kernreaktoren
Die Stromerzeugung aus der freigesetzten Energie der Uranspaltung (und aus weiteren geeigneten Isotopen) hat eine ungefähr sechzig-
jährige Geschichte hinter sich, welche nach der Inbetriebnahme der ersten Demonstrationsenergiequellen verlaufen ist. Die Technologie
der Kernreaktoren der kommerziellen Kernkraftwerke wird nach der Stufe der technischen Entwicklung in der Regel in Kategorien einge-
ordnet, welche Generationen genannt werden.
Die allgemeine Grundcharakteristik der einzelnen Generationen ist folgende:
Generation I:
In die I. Generation gehören die Reaktoren, welche in Jahren 1950 - 1960 projektiert wurden. In diese Gene-
ration wurde zum Beispiel auch das erste tschechoslowakische Kernkraftwerk A1 in Jaslovské Bohunice in
der Slowakei eingeordnet. Der letzte bisher betriebene Reaktor dieser Generation ist der 1. Block des Kern-
kraftwerkes Wylfa in Großbritannien (mit der geplanten Beendigung des Betriebes im Jahre 2015).

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Generation II:
Das Projektieren und die Errichtung der Kernkraftwerke mit Reaktoren der II. Generation wurde in den 70er
Jahren des vergangenen Jahrhunderts eingeleitet. Derzeit haben die Kraftwerke mit Reaktoren der II. Gene-
ration den bedeutendsten Anteil an der Stromerzeugung in Kernkraftwerken. Mehr als die Hälfte dieser
Kraftwerke wird durch Druckwasserreaktoren (PWR) gebildet. In diese Generation werden auch die Reakto-
ren VVER (russische Bezeichnung für PWR) eingeordnet, welche in der ehemaligen Tschechoslowakei (und
von ihren Nachfolgern, der Tschechischen und Slowakischen Republik) errichtet und betrieben wurden. Im
Vergleich zu Reaktoren der I. Generation ist das Niveau der Kraftwerke mit Reaktoren der II. Generation sehr
wesentlich höher, vor allem was die Sicherheitssysteme anbelangt.
Generation III:
In die III. Generation werden die Reaktoren eingeordnet, welche seit den 90er Jahren des vergangenen
Jahrhunderts projektiert werden. In diesen Projekten, welche von bewährten Erfahrungen ausgehen, welche
beim Aufbau und Betrieb der Reaktoren der II. Generation erworben wurden, wird die beste bisher verfügba-
re Technologie genutzt. Die Verbesserungen werden auf die effizientere Nutzung des Kernbrennstoffs, auf
die Erzielung eines höheren Wärmewirkungsgrads und auf die Nutzung standardisierter Projekte mit Orien-
tierung auf die Senkung der Ansprüche an die Bauzeit und genauso auf die Kostensenkung für die Bedie-
nung und Wartung während der Betriebsdauer gerichtet. Die Erhöhung der Sicherheit in Projekten der Reak-
toren der III. Generation (im Vergleich zu Reaktoren der II. Generation) wird zum Beispiel durch umfassende-
re Nutzung der passiven Elemente im Projekt der Sicherheitssysteme, durch das robuste Containment mit
erhöhter Beständigkeit gegen die äußeren Risiken und durch die Nutzung der spezifischen Systeme, welche
im Projekt für die Steuerung der schweren Havariefälle bestimmt sind, erreicht.
Generation III+:
Was die Entwicklung anbelangt, so schließt an die III. Generation der Reaktoren unmittelbar die Generation
III+ an. Projekte dieser Generation bieten sowohl die Verbesserung der Wirtschaftskennziffern (vereinfachtes
standardisiertes Projekt, welches zur Verkürzung der Zeit der Lizenzierung und zur Kostensenkung für die
Errichtung und Betrieb führt), als auch weitere bedeutende Beiträge zur Sicherheit (Implementierung der
neuesten Sicherheitserfordernisse und betrieblichen Erkenntnisse) und ferner auch ein geringeres Anfallen
radioaktiver Abfälle.
Generation IV:
Die Projekte der IV. Generation sind vorerst Gegenstand der Entwicklung in einigen verschiedenen Konzept-
richtungen. Es geht vorwiegend um Reaktoren, welche mit schnellen Neutronen und mit geschlossenem
Brennstoffzyklus arbeiten, welche die effizientere Nutzung des Kernbrennstoffs mit der gleichzeitigen ge-
senkten Menge der radioaktiven Abfälle ermöglichen. In diese Generation gehören jedoch auch manche
Technologien, welche mit thermischen Neutronen und mit offenem Brennstoffzyklus arbeiten. Die Aufnahme
des Betriebes der ersten Pilot-Einheiten dieser Generation wird nach dem Stand ihrer Entwicklung zwischen
den Jahren 2030 bis 2040, der kommerzielle Einsatz dann nach dem Jahre 2050 geschätzt.
B.I.6.2.1.4. Sicherheits- und Wirtschaftscharakteristiken der PWR-Reaktoren der Generation III/III+
Die Projekte der Generation III bzw. III+ nutzen die besten verfügbaren Technologien, welche von bewährten Typen der Generation II
ausgehen. Die Hauptunterschiede im Vergleich zur Generation II sind folgende:
standardisiertes Design, welches die notwendige Zeit der Lizenzierung der einzelnen Kraftwerke, die notwendigen Investitionskosten
und die Bauzeit senkt,
vereinfachtes aber gleichzeitig robusteres Design, welches einfachere Bedienung und höhere Betriebsreserven ermöglicht,
höhere Verfügbarkeit (90 % und mehr), höherer Netto-Wirkungsgrad (bis 37 %) und längere Lebensdauer (min. 60 Jahre),
niedrigeres Risiko der Havarie mit der schwerwiegenden Beschädigung der aktiven Zone (erheblich unter 10
-5
/Jahr),
höhere Beständigkeit gegen äußere Einflüsse,
Ausrüstung des Kraftwerkes mit spezifischen Systemen für die Vorbeugung und Verminderung der Folgen der schweren Havariefäl-
le,
Ermöglichung des höheren Brennstoffausbrands (höhere Nutzung bis 70 GWd/tU) und die Senkung der Menge des produzierten
radioaktiven Abfalls,
die Verlängerung der Zeit zwischen den Stillständen für den Brennstoffumschlag und -austausch durch die Verwendung der aus-
brennenden Absorber (bis 24 Monate),
verbesserte Betriebswirtschaft.
Sie nutzen gleichzeitig die allgemeinen Vorteile der Reaktoren des Typs PWR aus:
die Stabilität dank der negativen Rück-Leistungskopplung (welche gegen schnelle Erhöhung der Reaktivität wirkt),
das passive System für die Stillsetzung des Reaktors im Notfall (Regelstäbe werden in der oberen Lage von Elektromagneten gehal-
ten und im Bedarfsfalle werden sie in die aktive Zone des Reaktors durch das Eigengewicht eingeschoben, wodurch es zum siche-
ren Stoppen der Spaltungskettenreaktion kommt).
Trennung des primären- und sekundären Kreislaufs (der sekundäre Kreislauf ist vom primären Kreislauf getrennt, sodass das Was-
ser im sekundären Kreislauf praktisch keine radioaktiven Stoffe enthält, was die Möglichkeit von der Entweichung der Radionuklide
in die Umwelt beschränkt).

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B.I.6.2.2. Legislative Grundanforderungen an Kernkraftwerke
Die legislative Grundvorschrift, welche die Bedingungen für die Nutzung der Kernenergie regelt, ist das Gesetz Nr. 18/1997 GBl., über
die Nutzung der Kernenergie und der ionisierenden Strahlung für friedliche Zwecke (Atomgesetz), in der gültigen Fassung. Im Sinne
dieses Gesetzes dürfen die Tätigkeiten im Zusammenhang mit der Nutzung der Kernenergie nur bei Erfüllung der nachstehenden all-
gemeinen Bedingungen ausgeübt werden:
die Kernenergie darf im Einklang mit internationalen Verpflichtungen der Tschechischen Republik nur zu friedlichen Zwecken genutzt
werden,
jeder, der die Kernenergie nutzt, muss darauf achten, dass diese seine Handlung durch einen Beitrag begründet wird, der die Risi-
ken ausgleicht, welche bei diesen Tätigkeiten entstehen oder entstehen können,
jeder, der die Tätigkeiten im Zusammenhang mit der Nutzung der Kernenergie ausübt, ist verpflichtet so vorzugehen, dass vorzugs-
weise die Atomsicherheit und der Strahlungsschutz sichergestellt werden.
jeder, der die Kernenergie nutzt, ist verpflichtet, solches Niveau der Atomsicherheit, des Strahlenschutzes, des physischen Schutzes
und der Havariebereitschaft einzuhalten, dass das Risiko der Gefährdung des Lebens, der Gesundheit der Personen und der Um-
welt so niedrig ist, wie man vernünftigerweise bei der Überlegung der wirtschaftlichen und geselschaftlichen Aspekte erreichen
kann.
Die Art der Sicherstellung und Kontrolle dieser Bedingungen ist weiter im angeführten Gesetz und in anschließenden Verordnungen
spezifiziert. Die Grundangaben über die Anforderungen an die Atomsicherheit, den Strahlenschutz, den physischen Schutz und die
Havariebereitschaft werden im folgenden Text angeführt.
B.I.6.2.2.1. Anforderungen an die atomare Sicherheit
Unter der Atomsicherheit versteht man im Sinne des Atomgesetzes den
"Zustand und die Fähigkeit der Kernanlage und der Personen,
welche die Kernanlage bedienen, die unkontrollierte Entwicklung der Spaltungskettenreaktion oder die unerlaubte Entweichung der
radioaktiven Stoffe oder der ionisierenden Strahlung in die Umwelt zu verhindern und die Folgen der Unfälle zu beschränken"
.
Die Grundprinzipien für die sichere Nutzung der Kernenergie sind in der Zusammenarbeit der internationalen Fachleute im Dokument
IAEA Fundamental Safety Principles (SF-1) zusammengefasst und ins komplexe System der international anerkannten Anforderungen
und Anleitungen mit der Konzentration auf die sichere Nutzung der Kernenergie eingearbeitet, welche von IAEA in der Serie von Doku-
menten IAEA Safety Standards (Sicherheitsstandards IAEA) ausgibt und pflegt.
Die Bedingungen für die Friedensnutzung der Kernenergie in der Tschechischen Republik werden von dem oben erwähnten Atomgesetz
festgelegt, in welchem die Bedingungen und Pflichten definiert werden, unter denen die juristischen und physischen Personen die Kern-
energie ausnutzen können, und in welchem die Pflicht eingeführt ist, die Aufsicht über die Atomsicherheit auszuüben. Diese Aufsicht
wird von der Staatsbehörde für die Atomsicherheit (SÚJB) ausgeübt.
Spezifisch für die Platzierung, den Aufbau, die Inbetriebnahme und den Betrieb, jedoch auch für seine Stillsetzung, muss der künftige
Betreiber die Genehmigung erwerben. Der Inhalt und die Füllung der Dokumentation für das Genehmigungsverfahren, welche im Pro-
zess der Ausgabe der Genehmigung beurteilt wird, werden in der Anlage des zitierten Atomgesetzes und in anschließenden Verordnun-
gen der SÚJB definiert. In jeder Etappe der Beurteilung vor der Ausgabe der einschlägigen Genehmigung nach dem Atomgesetz ("Li-
zenzierung") muss der Betreiber die Dokumentation vorlegen, welche die in Details erstellte Sicherheitsbewertung enthält, wobei die
Details dem Niveau des Standes der Vorbereitung des Projektes des Kernkraftwerkes entsprechen müssen.
Die Detailanforderungen betreffs der Atomsicherheit, deren Erfüllung bei der Lizenzierung dokumentiert und kontrolliert werden muss,
sind in verbindlichen Verordnungen präzisiert, welche von der SÚJB ausgegeben werden. Die Verordnungen der SÚJB werden mit
Sicherheitsempfehlungen der Assoziation der Westeuropäischen Aufsichtsorgane über Atomsicherheit (WENRA), mit Anforderungen an
die Atomsicherheit aktualisiert und harmoniert, welche in der Serie der Sicherheitsstandards von IAEA ausgegeben werden, und an-
schließend noch vor der Ausgabe werden diese Verordnungen nach Regeln der Europäischen Kommission zwecks der Stellungnahme
auch den Mitgliedsländern der EU zur Verfügung gestellt.
Außer den Verordnungen gibt die SÚJB die Sicherheitsanleitungen aus (Reihe von Dokumenten mit der Bezeichnung BN-JB), welche
die Empfehlung enthalten, wie man den Anforderungen der Verordnungen richtig gerecht werden soll. Bei der Ausarbeitung der Anlei-
tungen BN-JB werden einschlägige Anleitungen, welche von IAEA (Safety Guides) oder WENRA ausgegeben werden, jedoch auch
bewährte Erfahrungen aus der Betrachtungsweise renommierter Länder genutzt, welche die Kernenergietechnik langfristig ausnutzen
(zum Beispiel Anleitungen US NRC, Anleitungen der finnischen Atomaufsicht u. Ä.).
Im ersten Schritt des Lizenzierungsverfahrens gibt die SÚJB
die Genehmigung für die Platzierung der Kernanlage
aus, und zwar anhand
der Beurteilung des sogenannten
Vorgabe-Sicherheitsberichtes und der Analyse der Bedürfnisse und Möglichkeiten von der Sicherstel-
lung des physischen Schutzes.
Der Vorgabe-Sicherheitsbericht enthält die Informationen und Auswertungen der Eignung des Standor-
tes und die vorausgesetzten technischen Parameter des Kraftwerkes (Leistung, Typ, radioaktive Emissionen, u. Ä.). Die Genehmigung
für die Platzierung der Kernkraftanlage ist die unbedingt nötige Unterlage für das Gebietsverfahren, welches von der zuständigen Bau-
behörde, in diesem Falle vom Mnisterium für örtliche Entwicklung geführt wird.

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Im nächsten Schritt gibt die SÚJB
die Genehmigung für die Errichtung der Kernanlage
anhand der Beurteilung des sogenannten
vorläu-
figen Sicherheitsberichtes und des Entwurfes der Art der Sicherstellung des physischen Schutzes.
Der vorläufige Sicherheitsbericht wird
vom Bewerber erst nach der Auswahl des Lieferanten der Kernanlage erstellt.. Der Bericht enthält die Beschreibung des gegebenen
Projektes im vollen Umfang und belegt die Erfüllung der Sicherheitsziele anhand der Projektdokumentation.
Als letzter bedeutender Schritt vor der Aufnahme der Inbetriebnahme beurteilt die SÚJB den sogenannten
vorbetrieblichen Sicherheits-
bericht
und weitere Dokumentation nach dem Atomgesetz und sie wird an dessen Grund
die Genehmigung der einzelnen Etappen der
Inbetriebnahme der Kernanlage ausgeben.
Der vorbetriebliche Sicherheitsbericht enthält die Bewertung der Sicherheit der tatsächlichen
bereits aufgebauten Anlage, welche für den künftigen Betrieb vorbereitet wird, und zwar anhand der Eingangsangaben aus dem durch-
geführten Projekt und aus weiterer Dokumentation nach dem Atomgesetz.
Ähnliche Lizenzschritte werden vor und während der Etappe der Beendigung des Betriebes durchgeführt, wenn die SÚJB die Genehmi-
gung der einzelnen Etappen der Außerbetriebsetzung der Anlage ausgibt.
Im Rahmen der Auswahl des Lieferanten der Technologie hat der potenzielle Lieferant sein Typenprojekt zur Verfügung zu stellen, für
welches gefordert wird, dass es in einem der EU-Länder, beziehungsweise in einem anderen Lande mit dem fortgeschrittenen Niveau
der Nukleartechnik lizenziert wird, sodass im Projekt nur die von der tschechischen Gesetzgebung geforderten Anpassungen und Ände-
rungen, bzw. auch die für die Eingliederung des Projektes in den Standort Dukovany notwendigen Anpassungen und Änderungen
durchgeführt werden.
Die Hierarchie der Anforderungen, welche die neue Kernkraftanlage erfüllen muss, ist auf folgendem Bild angeführt.
Abb. B.5: Hierarchie der Vorschriften und Normen
Ebene I
Tschechische Gesetzgebung
Ebene II
IAEA Fundamental Safety Principles
IAEA General and Specific Safety requirements
Anforderungen WENRA
Ebene III
Gesetzgebung des Ursprungslandes des Projektes
IAEA Safety guides
Ebene IV
Speziell entwickelte Normen für die Kernenergieindustrie
Ebene V
Industrienormen
Ebene I:
Die erste Ebene enthält die sich aus der Fassung der Gesetze (besonders aus dem Atomgesetz), aus Ver-
ordnungen (besonders aus Verordnungen der Staatsbehörde für die Atomsicherheit) und aus Regierungs-
verordnungen ergebenden Anforderungen, welche sich auf die Tätigkeiten im Zusammenhang mit der Nut-
zung der Kernenergie beziehen, d.h. auch auf die Platzierung, den Aufbau, die Inbetriebnahme, den Betrieb
und das Außerbetriebsetzen des Kraftwerkes.
In diese Ebene gehören auch die Anforderungen der Richtlinien der Europäischen Union, welche mit der
Nutzung der Kernenergie zusammenhängen, welche in die Rechtsvorschriften der Tschechischen Republik
transponiert werden.

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Ebene II:
In die zweite Ebene werden allgemein anerkannte internationale Dokumente eingeordnet, in denen die
Grundanforderungen an die Atomsicherheit definiert werden:
Das Dokument IAEA Fundamental Safety Principles (SF-1) definiert das grundlegende Sicherheitsziel der
Nutzung der Kernenergie als den Schutz der Bevölkerung und der Umwelt vor schädlichen Wirkungen der
ionisierenden Strahlung und es führt es weiter in mehr detaillierte Ziele und Prinzipien der Sicherstellung der
Atomsicherheit aus.
Die Dokumente IAEA General Safety Requirements schließen direkt an das oben angeführte Dokument an,
und sie definieren die oben angeführten Ziele und Prinzipien mehr ausführlich für Bereiche der Gesetzge-
bung und der Überwachung, der Steuerung der Sicherheit, des Strahlenschutzes, der Bewertung der Sicher-
heit und der Behandlung der radioaktiven Abfä le.
Die Dokumente IAEA Specific Safety Requirements enthalten die spezifischen Anforderungen an die Bewer-
tung des Standortes für die Platzierung des Kernkraftwerkes, die Anforderungen an das Projekt und den Be-
trieb des Kernkraftwerkes und die Anforderungen an den Kernbrennstoff und den Transport der nuklearen
Materialien.
Die Dokumente WENRA enthalten Anforderungen und Empfehlungen betreffs der Prioritäten bei der Sicher-
stellung der Atomsicherheit sowohl der betriebenen als auch der vorbereiteten Kernkraftwerke und sie arbei-
ten mehr ausführlich die Anforderungen IAEA an die in Mitgliedsländern (Tschechische Republik ist Mitglied)
realisierten Projekte aus.
Ebene III:
Die dritte Ebene der Anforderungen an die Atomsicherheit schließt die Anforderungen an die Sicherheit,
welche im Herkunftsland des Projektes gültig sind, und beziehungsweise die in einem EU-Land gültigen An-
forderungen, in welchem das gegebene Projekt lizenziert wurde (oder in welchem der Lizenzprozess des ge-
gebenen Projektes verläuft), ein. Diese Anforderungen an Atomsicherheit sind auch für das Projekt der neu-
en Kernkraftanlage verbindlich, soweit sie in die Anforderungen an die Qualität der Kernkraftanlage, welche
von der SÚJB genehmigt wurde, berücksichtigt werden.
In diese Ebene gehören auch die Empfehlungen der IAEA, welche in der Serie der Sicherheitsanleitungen
IAEA (IAEA Safety Standards - Safety Guides) veröffentlicht werden, welche ausführliche Empfehlungen be-
treffs der Sicherstellung der Atomsicherheit der Systeme, Konstruktionen und Komponenten des Kernkraft-
werkes enthalten.
Ebene IV:
Die vierte Ebene der Anforderungen bildet der Komplex von Vorschriften und Normen (nationale Normen und
die Normen, welche im Lizenzprozess im Herkunftslande angewendet werden, die international anerkannten
Standards und Normen für den gegebenen nuklearen Bereich) zum Beispiel ISO, EN, IEC, IEEE.
Ebene V:
Die fünfte Ebene bilden die gültigen Industrienormen, besonders die in Europa harmonisierten Normen (die
sogenannten Euronormen).
Die angeführten Anforderungen werden nicht nur auf die aktuell gültigen Vorschriften in der Zeit der Vorbereitung, Projektierung und des
Aufbaus des Kraftwerkes, sondern auch auf die Berücksichtigung und Einarbeitung der eventuellen neuen Anforderungen an die Atom-
sicherheit, an das Design des Kraftwerkes in jeder beliebigen Phase seines Lebenszyklus bezogen. Es wird so laufend der aktuelle
Stand der Branchenstandards im Einklang mit der Entwicklung der besten verfügbaren Technologie, einschließlich der Belehrung aus
den eventuellen nicht standardmäßigen Zuständen bzw. den Havariebedingungen auf Kernanlagen in der Welt berücksichtigt.
Das primäre Mittel für die Vorbeugung der Entstehung der nicht standardmäßigen Zustände (Störungen, Unfälle und Havarien) und für
die Milderung deren Folgen (in dem Falle, wenn sie auftreten), ist das Konzept des Schutzes in der Tiefe. Dieses besteht darin, dass im
Falle des Auftritts von einem nicht standardmäßigen Zustand dieser identifiziert wird, und seine Folgen werden kompensiert, oder seine
Besserung wird durch Maßnahmen auf mehreren Schutzebenen sichergestellt.
In Projekten der Kernkraftwerke ist das Konzept des Schutzes in der Tiefe geltend gemacht und als wichtiges Sicherheitsprinzip detail-
liert durchgearbeitet, wobei die Wirksamkeit dieses Prinzips ständig überprüft und ausgewertet wird. Das Prinzip des Schutzes in der
Tiefe in Kernkraftwerken stützt sich auf die Verwendung der mehrfachen physischen Barrieren, welche die Entweichung der radioaktiven
Stoffe verhindern, und auf die Sicherstellung der Integrität dieser Barrieren durch das System der technischen und organisatorischen
Maßnahmen, welche in fünf Ebenen entworfen werden.
Das Projekt des Kraftwerkes, die organisatorischen Maßnahmen und die physischen Barrieren werden so entworfen und angeordnet,
dass im Falle des Versagens der technischen Maßnahmen, oder der physischen Barriere auf einer niedrigeren Ebene im nächsten
Schritt technische Maßnahmen und physische Barrieren auf höheren Ebenen geltend gemacht werden. Durch die Geltendmachung des
Prinzips des Schutzes in der Tiefe im Projekt des Kernkraftwerkes wird sichergestellt, dass es auch im Falle des mehrfachen Versagens
der Anlage oder des Personals (auch auf mehreren Ebenen des Schutzes) zu keiner Gefährdung der Bewohner und der Umwelt kommt.
Die technischen und organisatorischen Ebenen des Schutzes im Projekt des Kernkraftwerkes sind wie folgt:

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Erste Schutzebene:
Das Ziel der ersten Schutzebene ist die Vorbeugung den Abweichungen vom normalen Betrieb und die
Vorbeugung den Störungen der Anlagen und der Systeme des Kraftwerkes. Die Erfüllung des Ziels führt zur
Anforderung, dass das Kraftwerk vernünftig und konservativ projektiert, aufgebaut, gewartet und betrieben
wird, und zwar im Einklang mit einschlägigen Anforderungen an die Zuverlässigkeit und Qualität im Einklang
mit der guten technischen Praxis.
Zweite Schutzebene:
Das Ziel der zweiten Schutzebene ist die Erkennung und Steuerung der Abweichungen vom normalen Be-
trieb (der abnormale Betrieb und die Störungen) so, dass man der Steigerung der erwarteten Betriebsereig-
nisse (des abnormalen Betriebes und der Störungen) in die Havariebedingungen vorbeugt. Für die Vorbeu-
gung der Entstehung des abnormalen Betriebes und der Störungen, oder für die Minimierung deren Folgen
mit dem Ziel der Wiederherstellung des sicheren Zustandes der Anlage, wird in der zweiten Schutzebene im
Projekt die Sicherstellung der spezifischen Steuer- und Grenzwertregelsysteme und die Ausarbeitung der
komplexen Betriebsvorschriften gefordert.
Dritte Schutzebene:
Die dritte Schutzebene wird durch die Mittel für die Bewältigung der grundlegenden Projektunfälle (DBA) in
dem Falle, wenn es zur Steigerung mancher Ereignisse kommt, welche auf der vorherigen Ebene nicht be-
wältigt wurden, und im Falle der mehrfachen Störungen in erweiterten Projektbedingungen (DEC) gebildet.
Im Projekt des Kernkraftwerkes ist der Auftritt von grundlegenden Projektunfällen und von mehrfachen Stö-
rungen festgelegt, und es muss sichergestellt werden:
solche Mittel (inhärente Sicherheitscharakteristiken und/oder Sicherheitssysteme und Prozesse), welche
beim betreffenden Auftritt von den im Projekt festgelegten grundlegenden Projektunfällen die Vorbeu-
gung der ernsten Beschädigung der aktiven Zone und die Verhinderung der Entweichungen der Radioak-
tivität in die externe Umgebung und über die zulässigen Grenzwerte ermöglicht, und sie ermöglicht auch,
dass die Anlage in sicheren Zustand versetzt wird,
zusätzliche Mittel (technische Sicherheitssysteme und -prozesse), welche beim Auftritt von mehrfachen
Störungen die Verhinderung solcher Entwicklung der erweiterten Projektbedingungen, welche zur erns-
ten Beschädigung der aktiven Zone führen würde, ermöglichen.
Vierte Schutzebene:
Das Ziel der vierten Schutzebene ist die Milderung der Einflüsse der schweren Havariefälle, welche die Folge
des Versagens auf der dritten Schutzebene sind. Die wichtigste Aufgabe auf dieser Ebene ist die Zurückhal-
tung der radioaktiven Materialien innerhalb der Schutzhülle. Die vierte Schutzebene schließt die Maßnahmen
für die Steuerung der schweren Havariefälle in erweiterten Projektbedingungen (DEC) ein, d.h. der Havarie-
fälle mit der schweren Beschädigung des Brennstoffsystems (durch die Schmelzung oder Fragmentierung
des Brennstoffs), und sie konzentriert sich auf die Erhaltung der Integrität des Containments.
Fünfte Schutzebene:
Das Ziel der fünften und letzten Schutzebene ist die Milderung der radiologischen Einflüsse bei bedeutenden
Entweichungen der radioaktiven Materialien, welche im Laufe der Havariebedingungen im Falle des Versa-
gens aller vorherigen Schutzebenen entstehen könnten. Die Ereignisse von diesem Typ müssen im Projekt
der neuen Kernkraftanlage praktisch ausgeschlossen sein. Die Maßnahmen auf dieser Ebene stellen die Ha-
variepläne, die Vorgänge für die Steuerung der Havariereaktion und die Sicherstellung des entsprechend
ausgerüsteten Unfall-Steuerzentrums des Kraftwerkes dar.
Die Charakteristik der erwähnten fünf Schutzebenen nach WENRA (WENRA Report Safety of new NPP designs, Study by Reactor
Harmonization Working Group RHWG, März 2013) ist in folgender Tabelle angeführt.

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Tab. B.1: Charakteristik der Schutzebenen nach WENRA
Schutzebene
in der Tiefe
Ziel
Notwendige Mittel für die Bewälti-
gung
Strahlenfolgen
Assoziierte Zustände des Kraft-
werkes
Ebene 1
Vorbeugung den Störungen und
dem abnormalen Betrieb
Konservatives Projekt, hohe
Qualität des Aufbaus und Betrie-
bes und die Erhaltung der Grund-
betriebsparameter im Rahmen der
festgelegten Grenzwerte
Ohne Strahleneinflüsse in der
Kraftwerkumgebung
Normalbetrieb
Ebene 2
Bewältigung des abnormalen
Betriebes und der Störungen
Steuer- und Grenzwert-
Regelsysteme und Überwa-
chungsprogramme
Abnormaler Betrieb
Ebene 3a
Bewältigung der Unfälle mit dem
Ziel, die Entweichungen der
Strahlungen zu beschränken und
der Entstehung der schweren
Unfälle vorzubeugen
Schutzsystem des Reaktors,
Sicherheitssysteme, Steuerung
der Unfälle
Ohne Strahleneinflüsse oder nur
vernachlässigbare Strahleneinflüs-
se in der Kraftwerkumgebung
Grundlegender Projektunfall (DBA)
Ebene 3b
Zusätzliche Sicherheitsmaßnah-
men, Steuerung der Unfälle
Mehrfache Störung in erweiterten
Projektbedingungen (DEC)
Ebene 4
Bewältigung der schweren Unfälle
mit dem Ziel, die Entweichungen in
die Umgebung zu beschränken
Die ergänzenden Sicherheitsmaß-
nahmen zur Milderung der Folgen
der Schmelzung der aktiven Zone,
Steuerung der schweren Unfälle
Die Strahleneinflüsse in der
Kraftwerkumgebung können zur
Verkündung der Schutzmaßnah-
men mit der Beschränkung in der
Zeit und im Umfang führen
Schwerer Unfall in erweiterten
Projektbedingungen (DEC)
Ebene 5
Milderung der Strahleneinflüsse,
welche durch bedeutende Entwei-
chung der radioaktiven Stoffe
verursacht wurden
Organisation der Unfallreaktion,
die Eingriffsebenen
Strahleneinflüsse in der Kraft-
werkumgebung, welche das
Treffen der Schutzmaßnahmen
erfordern
-
Die Ebenen der physischen Barrieren im Projekt des Kernkraftwerkes mit dem Reaktor PWR, welche die Entweichung der radioaktiven
Stoffe in die externe Umgebung verhindern, sind (außer der Materialstruktur des Kernbrennstoffes mit der hohen chemischen Stabilität
und mit der Rückhaltefähigkeit zur Verhinderung der Entweichung der Spaltprodukte) wie folgt:
Erste Barriere:
Überdeckung der Brennstoffelemente.
Zweite Barriere:
Druckgrenze des Primärkreislaufes.
Dritte Barriere:
Containment (durch die hermetische und Schutzhülle gebildet).
Schematische Darstellung der physischen Barrieren im Projekt des Kraftwerkes mit dem Rektor des Typs PWR ist aus der folgenden
Abbildung ersichtlich.
Abb. B.6: Schematische Darstellung der physischen Barrieren
Material des Kernbrennstoffs
Überdeckung der Brennstoffelemente
Druckgrenze des Primärkreislaufes
Innere hermetische Hülle
Äußere Schutzhülle
Der Zweck dieser physischen Barrieren ist die Verhinderung der Durchdringung des radioaktiven Materials von der Entstehungsstelle
sukzessiv bis in die externe Umgebung. Jede physische Barriere wird konservativ (mit beträchtlichen Projektreserven gegen die Be-
schädigung) projektiert, und ihr Zustand wird laufend während des Betriebes überwacht.

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B.I.6.2.2.2. Anforderungen an den Strahlenschutz
Unter dem Strahlenschutz versteht man im Sinne des Atomgesetzes das
"System von technischen und organisatorischen Maßnahmen
zur Beschränkung der Bestrahlung der physischen Personen und zum Umweltschutz"
.
Das System des Strahlenschutzes (radiologischen Schutzes) basiert bei den geplanten Tätigkeiten auf den gültigen legislativen Vor-
schriften der Tschechischen Republik sowie der EU-Vorschriften und weiter auf den Empfehlungen IAEA und besonders der ICRP auf
folgenden allgemeinen Prinzipien:
Prinzip der Berechtigung: Jede praktische Tätigkeit, welche die Aussetzung der Strahlung in sich einschließt, sollte den bestrahlten
Personen, oder der Gesellschaft eine genügenden Beitrag schaffen, welcher die durch die Bestrahlung ver-
ursachte Benachteiligung ausgleichen würde (Begründung der praktischen Tätigkeit). Jede Entscheidung,
durch welche die Bestrahlungssituation geändert wird, sollte mehr Nutzen als Schaden verursachen.
Prinzip der Optimierung des Schutzes:
Die Optimierung des Schutzes beruht auf der Festlegung der Schutz- und Sicherheitsebene, welche die
gegebenen Bestrahlungen und auch die Wahrscheinlichkeit und Größe der potenziellen Bestrahlungen so
niedrig garantiert, wie dies vernünftigerweise unter Berücksichtigung der wirtschaftlichen und sozialen Fakto-
ren erreichbar ist (Prinzip ALARA).
Prinzip der Dosisgrenzwerte:
Jeder, wer die zur Bestrahlung führende Tätigkeit durchführt, ist verpflichtet, die Strahlung so zu beschrän-
ken, dass die Bestrahlung keiner exponierten Person die festgelegten Grenzwerte überschreitet. Die Ge-
samtdosis für jeden beliebigen Einzelnen aus geregelten Energiequellen in geplanten Bestrahlungssituatio-
nen (außer der medizinischen) darf die entsprechenden Grenzwerte nicht überschreiten.
Das Projekt der neuen Kernkraftanlage wird also so gelöst, dass alle Bestrahlungen auf dem minimalen vernünftig erreichbaren Niveau
gehalten werden. Dabei werden die entsprechenden Grenzwerte der Bestrahlung, welche von zuständigen Aufsichtsorganen festgelegt
sind, beachtet. Für neue Kernkraftanlage wird die Erfüllung der folgenden Grundkriterien der Akzeptanz aus der Sicht des Strahlen-
schutzes gefordert:
Kriterium K1:
Beim normalen und abnormalen Betrieb der neuen Kernkraftanlage werden die autorisierten Grenzwerte für
die Emissionen der Radionuklide in die Umwelt nicht überschritten. Für kritische Gruppe der Bewohner wird
der Dosis-Optimierungsgrenzwert nicht überschritten, welcher sich auf die Bestrahlung aus Emissionen aus
allen betriebenen und platzierten Blöcken in einem Standort bezieht.
Kriterium K2:
Kein Unfall, bei welchem es zu keiner Schmelzung der aktiven Zone des Kernreaktors oder zu keiner Be-
schädigung des bestrahlten Kernbrennstoffs in Becken für die Lagerung kommt, darf zur Entweichung der
Radionuklide führen, welche das Treffen der Schutzmaßnahmen in der Form des Versteckens, der Jodpro-
phylaxe und der Evakuierung der Bevölkerung wo auch immer in der Umgebung der neuen Kernkraftanlage
erfordert.
Kriterium K3:
Für die festgelegten Unfälle der neuen Kernkraftanlage mit dem Schmelzen der aktiven Zone des Kernreak-
tors sind solche Projektmaßnahmen zu treffen, dass in der unmittelbaren Umgebung der neuen Kernkraftan-
lage keine Evakuierung der Bewohner notwendig wäre, und keine langfristigen Beschränkungen im Lebens-
mittelverbrauch eingeführt werden müssten. Die Unfälle der neuen Kernkraftanlage mit dem Schmelzen der
aktiven Zone, welche zu häufigen oder großen Entweichungen führen könnten, müssen praktisch ausge-
schlossen werden. Unter dem häufigen Entweichen versteht man jenes Entweichen, welches für die festge-
legten Unfälle der neuen Kernkraftanlage mit dem Schmelzen der aktiven Zone das rechtzeitige Ergreifen der
Schutzmaßnahmen in Form der Schutzräume und der Jodprophylaxe nicht erlauben würde; unter der großen
Entweichung versteht man die Entweichung, welche die Maßnahmen erfordern würde, welche durch dieses
Kriterium ausgeschlossen sind.
B.I.6.2.2.3. Anforderungen an den physischen Schutz
Unter dem physischen Schutz versteht man im Sinne des Atomgesetzes das
"System der technischen und organisatorischen Maßnah-
men zur Verhinderung der nicht autorisierten Tätigkeiten mit Kernanlagen, nuklearen Materialien und mit ausgewählten Posten"
.
Es geht also um einen Komplex von Systemen der technischen Mittel und Maßnahmen, einschließlich der Verwaltungsmaßnahmen,
welche zwecks der Sicherstellung des Vermögensschutzes und besonders des Schutzes der Kernenergieanlagen, welche das nukleare
Material enthalten, entworfen sind. Der Zweck des Systems des physischen Schutzes ist, folgendes sicherzustellen:
der Zugang in die überwachte Zone, den geschützten Raum und den inneren Raum nur für die Personen oder Fahrzeuge, denen die
Eintrittsgenehmigung, oder die Genehmigung für die Einfahrt in die beschränkte Zone ausgegeben wurde,
dass die berechtigten Personen, welche die überwachte Zone, den geschützten Raum und den inneren Raum betreten, diese Ge-
nehmigung für keine nicht autorisierte Tätigkeit missbrauchen,

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durch die Kombination des elektrischen Sicherungssystems und der mechanischen Verhinderungsmittel die rechtzeitige Erkennung
der Störer und die Verlangsamung deren Vorrückens und so dem Eingriffskommando ermöglichen, dass der Störer noch vor der
Aufnahme der nicht autorisierten Tätigkeit gestoppt wird.
Der physische Schutz ist eine spezifische Tätigkeit, deren gewählte Bereiche der Gegenstand der Geheimhaltung und des gesteuerten
Zugriffs zu klassifizierten Informationen nach legislativen Vorschriften, welche die Art der Sicherstellung des physischen Schutzes re-
geln, und auch nach dem Gesetz über geheim gehaltene Informationen sind. Das System des physischen Schutzes der neuen Kern-
kraftanlage wird global in den physischen Schutz des Staates fallen, welcher für die Tschechische Republik auf dem höchsten Niveau
von Sicherheitseinheiten und Streitkräften sichergestellt wird, und er wird durch mechanische Verhinderungsmittel, technische Systeme,
den Bereitschaftsschutz, die Verwaltungsmaßnahmen und die Betriebsvorschriften gebildet.
B.I.6.2.2.4. Anforderungen an die Havariebereitschaft
Unter der Havariebereitschaft versteht man im Sinne des Atomgesetzes die
"Fähigkeit, die Entstehung der außerordentlichen Strahlensi-
tuation zu erkennen, und bei ihrer Entstehung die durch die Havariepläne festgelegten Maßnahmen zu erfüllen"
.
Es geht also um die Organisation der Havariebereitschaft im Bereich der Übung des Personals, der organisatorischen, und materiell-
technischen Sicherstellung, mit dem Ziel, die Bereitschaft für das Treffen der Vorbeugungsmaßnahmen zu erreichen, welche auf die
Senkung der Strahlenfolgen der Unfälle oder Havarien konzentriert sind, zu denen es während der Realisation, des Betriebes oder der
Beendigung des Betriebes der Kernkraftanlage kommen könnte.
B.I.6.3. Spezifische Angaben zum Vorhaben
In diesem Kapitel werden die spezifischen Angaben und Anforderungen beschrieben, welche sich auf die neue Kernkraftanlage am
Standort Dukovany beziehen.
B.I.6.3.1. Technische Angaben
B.I.6.3.1.1. Grundlegende technische Angaben
Die technischen Grundangaben der neuen Kernkraftanlage sind in folgenden Punkten zusammengefasst:
Die Kraftwerksblöcke werden mit Reaktoren des Typs PWR, Generation III+ ausgerüstet.
Die installierte elektrische Leistung bis 3500 MW
e
(bis zwei Blöcke, jeder mit der installierten elektrischen Leistung bis 1750 MW
e
).
Lebensdauer mindestens 60 Jahre.
Das bestehende Projekt, ist im Herkunftsland, in einem EU-Land oder in einem anderen Land mit der hoch entwickelten Kernener-
gietechnik lizenziert (USA, Russland, Kanada, Japan, Südkorea, China u. Ä.), und mindestens im Stadium der fortgeschrittenen
Bauphase in einem anderen Standort.
Die Lieferung der Technologie auch mit der Lieferung des Kernbrennstoffs, unter Berücksichtigung der Möglichkeit von der Diversifi-
kation des Kernbrennstoff-Lieferanten.
Das Projekt wird im Einklang mit legislativen Anforderungen der Tschechischen Republik, unter Nutzung der Erfahrungen und Emp-
fehlungen der internationalen Institutionen sein.
Das Kraftwerk wird im Grundteil des Tagesdiagramms der Last arbeiten, und es ist in der Lage, dem Betreiber des Übertragungssys-
tems die unterstützenden Dienstleistungen, welche der primären, sekundären, und tertiären Regelung entsprechen, zur Verfügung
zu stellen.
Die durchschnittliche Verfügbarkeit des Kraftwerksblocks wird größer als 90 % sein.
B.I.6.3.1.2. Grundlegende Sicherheitsangaben
Grundlegende Sicherheitsziele
Das Projekt der neuen Kernkraftanlage wird so entworfen, dass die Erfüllung der grundlegenden Sicherheitsziele im Einklang mit Vor-
schriften und Anforderungen der Staatlichen Behörde für Atomsicherheit (SÚJB), der IAEA und WENRA für neue Kraftwerke sicherge-
stellt wird.
Das grundlegende Sicherheitsziel ist, die Personen, die Geselschaft und die Umwelt vor unerwünschten Wirkungen der ionisierenden
Strahlung zu schützen. Für die Erfüllung dieses Ziels ist auf Dauer notwendig:
Die unkontrollierte Bestrahlung der Personen und die Freisetzung der radioaktiven Stoffe in die Umwelt zu verhindern.
Die Wahrscheinlichkeit der Entstehung der Ereignisse zu minimieren, welche zum Verlust der Kontrolle über die aktive Zone des
Reaktors, die Spaltungskettenreaktion, die radioaktive Energiequelle oder jede beliebige andere Strahlungsquelle führen könnten.
Im Falle der Entstehung solcher Ereignisse diese so zu bewältigen, dass ihre Einflüsse minimiert werden.

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Die Einhaltung des grundlegenden Sicherheitsziels wird in allen Phasen des Lebenszyklus der Kernkraftanlage, also bei ihrer Planung,
Platzierung, Projektierung, Herstellung, beim Aufbau, bei der Inbetriebnahme und im Betrieb bis zur Außerbetriebsetzung der Anlage,
und zwar einschließlich des Transports der radioaktiven Materialien und der Behandlung des radioaktiven Abfalls vorgesehen.
Wahrscheinliche Sicherheitscharakteristiken
Alle vorgesehenen Referenzprojekte für die neue Kernkraftanlage sind im Einklang mit den Vorschriften und den Anforderungen der
Staatlichen Behörde für Atomsicherheit (SÚJB), der IAEA und WENRA für neue Kraftwerke konzipiert.
Für die neue Kernkraftanlage wird gefordert, dass die Frequenz (Wahrscheinlichkeit der Entstehung) der schweren Beschädigung des
Brennstoffsystems, unter Berücksichtigung aller möglichen Szenarios der Havariebedingungen und deren Kombinationen, niedriger als
10
-5
/Jahr ist, und dass gleichzeitig praktisch ausgeschlossen wird, dass die schwere Beschädigung des Brennstoffsystems zur großen
und/oder frühzeitigen Entweichung der Radionuklide aus dem Containment und dem Gebäude für die Brennstoff-Lagerung führen kann
(wenn das Becken für die Lagerung des ausgebrannten Kernbrennstoffs kein Bestandteil des Containments ist), wobei die Frequenz
solches Ereignisses in jedem Falle sicher kleiner als 10
-6
/Jahr wäre.
Seismische Beständigkeit
Alle vorgesehenen Referenzprojekte für die neue Kernkraftanlage sind mit Rücksicht auf die Belastung durch die seismischen Wirkun-
gen entworfen, und sie werden projektmäßig den Charakteristiken des Standortes Dukovany angepasst.
Die seismische Qualifizierung der Bauten, Systeme und Komponenten wird im Sinne der legislativen Vorschriften der Tschechischen
Republik und der Standards IAEA so durchgeführt, dass die spezifischen Bedingungen des Standortes berücksichtigt werden.
Im Einklang mit Vorschriften der SÚJB und Empfehlungen IAEA werden zwei Entwurfsniveaus des Erbebens SL-1 und SL-2 festgelegt.
Das Niveau SL-1 stellt die niedrigere seismische Belastung (das sogenannte Betriebsniveau) dar, deren Vorkommen man, unter Be-
rücksichtigung der lokalen geologischen und seismischen Bedingungen, während der projektierten Lebensdauer des Kraftwerkes vorse-
hen kann; nach dem Abklingen solches seismischen Ereignisses muss es möglich sein, dass die Kernanlage wieder in Betrieb genom-
men werden kann (nach der Durchführung der einschlägigen Kontrollen). Das Niveau SL-2 stellt die maximale seismische Belastung
dar, welche vorwiegend für die Bewertung der Beständigkeit der von der Sicherheit her bedeutenden Bauten, Systeme und Komponen-
ten der Kernanlage genutzt wird. Für die neue Kernkraftanlage am Standort Dukovany handelt es sich hinsichtlich der seismischen
Charakteristiken des Standortes um minimalen Wert der Beschleunigung, welcher durch die Vorschriften IAEA festgelegt ist, und wel-
cher ohne Rücksicht auf die realen Werte der Beschleunigung verwendet wird, welche sich aus der Bewertung der seismischen Gefähr-
dung des Standortes ergeben haben.
Für das Niveau SL-1 wird die Rückkehrperiode von 100 Jahren, für das Niveau SL-2 wird die Rückkehrperiode von 10 000 Jahren vor-
gesehen.
Extreme klimatische Einflüsse und Hochwasser
Alle vorgesehenen Referenzprojekte für die neue Kernkraftanlage sind mit Rücksicht auf die Belastung durch die klimatischen Extreme
entworfen, und sie werden projektmäßig den Charakteristiken des Standortes Dukovany angepasst.
Die Extreme schließen die Maxima und Minima von Temperaturen, die Windgeschwindigkeit, die Sturzregen und die Belastung durch
die Schneedecke ein. Sie legen weiter die Entwurfswerte auch für die meteorologischen Erscheinungen wie Blitze oder Tornados fest.
Beim Hochwasser wird außer den extremen Starkniederschlägen am Standort auch der extreme Stand/Durchfluss an nahe gelegenen
Wasserläufen, einschließlich des maximalen Standes bei Durchbruch der Talsperren oder bei der Verstopfung des Wasserlaufs durch
Eis und des dadurch hervorgerufenen Hochwassers festgelegt und ausgewertet.
Für den Standort der neuen Kernkraftanlage steht ausführliche Bewertung der meteorologischen und hydrologischen Bedingungen,
einschließlich der Ableitung der Entwurfswerte der klimatischen Extreme zur Verfügung. Für die statistische Bearbeitung der einzelnen
meteorologischen Charakteristiken sind die Angaben aus Überwachungsnetzen der Stationen des ČHMÚ verfügbar. Die Methoden der
statistischen Bearbeitungen gehen von gültigen Standards IAEA (SSG-18 Meterological and Hydrological Hazards in Site Evaluation for
Nuclear Installations, 2011) aus.
Im Einklang mit Standards IAEA und der üblichen internationalen Praxis werden die Wirkungen der klimatischen Einflüsse für zwei Ent-
wurfsniveaus festgelegt. Es handelt sich um die sogenannte Projekt- und extreme Last. Im Falle der Projekt-Last durch klimatische
Wirkungen wird die Wiederholhäufigkeit des Vorkommens alle 100 Jahre vorgesehen, für extreme Last durch klimatische Wirkungen
wird die Wiederholhäufigkeit des Vorkommens alle 10 000 Jahre vorgesehen.
Durch die menschliche Tätigkeit hervorgerufene äußere Einflüsse
Alle vorgesehenen Referenzprojekte für die neue Kernkraftanlage sind mit Rücksicht auf die Belastung, welche durch die menschliche
Tätigkeit hervorgerufenen Einflüsse verursacht wird, entworfen, und sie werden projektmäßig den Charakteristiken des Standortes Du-
kovany angepasst.
Diese Einflüsse haben die Energiequelle in der Umgebung des Standortes der neuen Kernkraftanlage, und sie schließen gleichzeitig
mögliche Energiequellen der Gefährdung in ihrem Areal ein. Sie ergeben sich besonders aus der industriellen oder landwirtschaftlichen

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Tätigkeit in der gegebenen Region, aus der Beförderung der Gefahrstoffe auf Transportstrecken in der Kraftwerkumgebung (Straßen,
Eisenbahn) sowie aus der Gefährdung durch den Flugverkehr (Flugzeugabsturz) aus. Für mögliche Energiequellen der Gefährdung
innerhalb des Areals des Kraftwerkes werden besonders die Lagerung und die interne Beförderung der toxischen, explosiven, ersticken-
den und radioaktiven Stoffe gehalten, zu denen charakteristisch der Wasserstoff, das Ammoniak, Dieselöl, Hydrazin, der Sauerstoff,
Stickstoff und andere chemische Stoffe, welche im Kraftwerk verwendet werden, und die Beförderung der radioaktiven Abfälle und des
ausgebrannten Kernbrennstoffs gehören. Die spezifische interne Energiequelle der Gefährdung sind die Unfälle auf anderen Kernanla-
gen im Areal in der Verbindung mit der Entweichung der radioaktiven Stoffe in die Umgebung.
Die externen Projektereignisse (im Projekt vorgesehen) werden als Ereignisse definiert, deren Wahrscheinlichkeit des möglichen Vor-
kommens 10
-7
/Jahr oder höher ist, und ihre potenziellen Einflüsse sind so ernst, dass sie, ohne Geltendmachung der entsprechenden
Projektlösungen, die Atomsicherheit des Kraftwerkes beeinflussen könnten.
Die Gefährdungen durch absichtliche Angriffe (Sabotage, Terroranschlag) werden mit Standardmitteln und durch die Prozesse des
physischen Schutzes, im Einklang mit internationalen und nationalen legislativen Vorschriften gelöst und eliminiert.
B.I.6.3.1.3. Grundlegende Angaben zu Referenzprojekten
Das Kraftwerk mit Blöcken PWR kann zahlreiche renommierten Weltherstellern liefern. Als Referenz werden folgende Projektlösungen
erwogen:
Projekt AP1000
Westinghouse Electric Company LLC (USA),
Projekt EU-APWR
Mitsubishi Heavy Industries (Japan),
Projekt MIR1200
Konsortium Škoda JS/JSC Atomstroyexport/JSC OKB Gidropress (Tschechische Republik/Russland),
Projekt VVER-TOI
Atomenergoprojekt, ROSATOM Group (Russland),
Projekt VVER-1500
JSC OKB Gidropress (Russland),
Projekt EPR
AREVA NP (Frankreich),
Projekt ATMEA1
AREVA NP/Mitsubishi Heavy Industries (Frankreich/Japan),
Projekt EU-APR
Korea Hydro&Nuclear Power (Südkorea),
Projekt APR1000+
Korea Hydro&Nuclear Power (Südkorea),
Projekt CAP1400
State Nuclear Power Technology Corporation (China),
Projekt HL1000
gemeinsames Projekt China General Nuclear Power Corporation und China National Nuclear Corporation
(China).
Der Lieferant des Kraftwerkes wird in nächsten Etappen der Projektvorbereitung ausgewählt, die Wahl des Lieferanten ist kein Gegen-
stand der Beurteilung der Umwelteinflüsse. Die environmentalen- sowie Sicherheitsanforderungen an alle Typen von Reaktoren sind
identisch und ihre Einflüsse werden in ihrem potenziellen Maximum vorgesehen (das bedeutet, dass die für die Beurteilung der Einflüsse
verwendeten Parameter konservativ die Parameter der Anlagen aller in Frage kommenden Lieferanten decken).
Die Grundangaben über Referenzprojekte, welche aus den von deren Lieferanten präsentierten Daten ausgehen, sind im folgenden Text
angeführt.

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Projekt AP1000
Es handelt sich um das Projekt der Gesellschaft Westinghouse Electric Company LLC, USA. Die Wärmeleistung eines Blocks beträgt
ca. 3415 MW
t
, die elektrische Leistung beträgt ca. 1200 MW
e
.
Die Entwicklung der Technologie des Druckwasserreaktors AP1000 verlief mehr als 15 Jahre und er basiert auf Kenntnissen und Erfah-
rungen aus dem erfolgreichen 50jährigen Betriebes von mehr als 100 kommerziellen Kraftwerken.
Die Haupt-Projektcharakteristiken sind in folgenden Punkten kurzgefasst - verlängerte Kraftwerklebensdauer, Verwendung der passiven
Technologie, Vereinfachung des Projektes, erhöhte Unabhängigkeit des Kraftwerkes von externen Energiequellen, mehrfache Ebenen
des Schutzes und der Lösung der schweren Unfälle auf dem Niveau des Projektes.
Das Projekt basiert auf der Verwendung der passiven Sicherheitssysteme. Diese schließen das passive Kühlsystem des Containments
und das passive System für die Restwärmeabführung ein. Die Integrität des Containments ist im Falle der schweren Unfälle durch die
Tätigkeit von drei Systemen sichergestellt: System der Wasserstoffsteuerung, welches für die Projektunfälle sowie schwere Havarien
projektiert ist, System der Überschwemmung des Schachts des Reaktors, Stabilisierung des Schmelzguts im Druckgefäß des Reaktors,
und das System der passiven Kühlung des Containments. Die Anzahl und die Kompliziertheit der Eingriffe des Bedienpersonals, welche
für die Bedienung der Sicherheitssysteme gefordert werden, sind minimiert. Die passiven Sicherheitssysteme sind so projektiert, dass
sie ohne Eingriff des Bedienpersonals 72 Stunden nach dem Projektunfall funktionieren.
Das System der Kühlung des Reaktors besteht aus zwei Schleifen für die Wärmeübertragung. Jede der Schleifen hat einen Dampfgene-
rator, zwei Haupt-Umwälzpumpen, einen heißen Zweig und zwei kalte Zweige für die Kühlmittelzirkulation des Reaktors.
Abb. B.7: Illustrativer Schnitt durch den Kraftwerksblock AP1000
1
Gebäude für die Handhabung des Brennstoffs
7
Reaktor
2
Gebäude des Containments
8
Integrierter oberer Reaktorblock
3
Containment
9
Volumenkompensator
4
Kühlmittel-Speicherbehälter des Systems der passiven Containment-
Kühlung
10
Blockwarte
5
Dampfgeneratoren
11
Speisepumpen
6
Hauptumwälzpumpen
12
Turbogenerator (Turbine und Generator)
Der Kraftwerksblock besteht aus fünf Haupt-Baukonstruktionen: Kerninsel, Maschinenhalle, Hilfsgebäude, Dieselgeneratoren und Ge-
bäude der radioaktiven Abfälle. Jede dieser Baukonstruktionen ist auf selbstständigen Fundamentplatten gebaut. Die Kerninsel besteht
aus dem Gebäude des Containments, dem Schutzgebäude und dem Gebäude der Hilfsbetriebe, wobei alle auf der gemeinsamen Fun-
damentplatte gebaut sind. Die Anlagen, welche mit der Sicherheit zusammenhängen, befinden sich nur im Gebäude des Containments,
im Gebäude der Hilfsbetriebe und im Gebäude der Dieselgeneratoren.
Für das Projekt AP1000 wurde ausführliche Bewertung des Absturzes vom großen kommerziellen Flugzeug durchgeführt. Die Bewer-
tung stellt fest, dass anhand der durchgeführten realistischen Berechnungen der Flugzeugabsturz die Fähigkeit der Kühlung der aktiven
Zone AP1000 nicht verhindern, die Integrität des Containments und die Integrität des Beckens für den ausgebrannten Kernbrennstoff
nicht stören würde.

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Projekt EU-APWR
EU-APWR ist europäisches Modell von Druckwasserreaktoren der Gesellschaft Mitsubishi Heavy Industries (MHI), Japan. Die Wärme-
leistung eines Blocks beträgt ca. 4466 MW
t
, die elektrische Leistung beträgt ca. 1700 MW
e
.
Das Projekt des Reaktors EU-APWR geht vom bewährten Projekt der 4-Schleifen-Reaktoren APWR der Gesellschaft MHI aus, und es
nutzt noch dazu innovierte Technologien zwecks der Erhöhung der Sicherheit, Zuverlässigkeit, Wirtschaftlichkeit sowie Minimierung der
Umwelteinflüsse aus, wobei diese Technologien ordentlich getestet, überprüft wurden, und sie sind bewährt. EU-APWR ist weiter so
modifiziert, dass das Erreichen der Konformität mit individuellen nationalen Anforderungen bei der Lizenzierung in europäischen Län-
dern vereinfacht wird.
Dank der implementierten technischen Lösungen ist es beim EU-APWR zur Verbesserung der Haupt-Sicherheitsparameter wie zum
Beispiel zur Senkung der Wahrscheinlichkeit der Beschädigung der aktiven Zone und gleichzeitig auch zum Anstieg der elektrischen
Leistung gekommen. Die hohe Wirtschaftlichkeit EU-APWR wird durch optimierte Kernbrennstoffnutzung, durch die Verbesserung des
Wirkungsgrads der Dampfgeneratoren und durch die Verwendung der modifizierten hochwirksamen Turbine mit großer Leistung er-
reicht.
Die Sicherheitssysteme verwenden die Kombination von aktiven und passiven Systemen. Sie bestehen aus dem System der Havarie-
Kühlung der aktiven Zone, dem System der Restwärmeabführung, dem System der Notstromversorgung der Dampfgeneratoren, Syste-
men des Containments, dem Berieselungssystem des Containments und dem Filtersystem des Zwischenraums der Hülle des Contain-
ments. Das System der Havarie-Kühlung der aktiven Zone schließt das System der Hydroakkumulatoren, das Hochdruck-
Einspritzsystem und das Havarie-Ablasssystem ein. Für den Fall des schweren Unfalls sind die Blöcke EU-APWR mit dem Kühlsystem
des Raums des Reaktorschachts ausgerüstet. Dieses System spritzt das Borwasser in den Reaktorschacht zwecks der Wärmeabfüh-
rung und der Zurückhaltung des Schmelzguts im Reaktorschacht ein.
Der Primärkreislauf des Reaktors EU-APWR besteht aus vier identischen parallel angeschlossenen Schleifen für die Wärmeübertragung
an das Druckgefäß des Reaktors. Jede Schleife enthält den Dampfgenerator, die Haupt-Umwälzpumpe und die entsprechende Rohrlei-
tung und Ventile.
Abb. B.8: Illustrativer Schnitt durch den Kraftwerksblock EU-APWR
1
Gebäude des Containments
8
Blockwarte
2
Reaktor
9
Becken für die Lagerung des ausgebrannten Kernbrennstoffs
3
Hauptumwälzpumpe
10
Maschinenhalle
4
Dampfgeneratoren
11
Gebäude der Hilfsbetriebe
5
Fortgeschrittene Hydroakkumulatoren
12
Notstromgeneratoren
6
Volumenkompensator
13
Eingangsgebäude
7
Reaktorgebäude
Die Kerninsel enthält das Gebäude des Reaktors, das Containment, das Gebäude der Notstrom-Generatoren (Dampfturbinen), das
Gebäude der Hilfsbetriebe und das Eingangsgebäude. Das Containment und das Gebäude des Reaktors sind auf der gemeinsamen
Fundamentplatte platziert, und sie sind so projektiert, dass sie dem Absturz von einem großen Verkehrs- oder Militärflugzeug widerste-
hen. Das Containment, das Gebäude des Reaktors und die Gebäude der Notstrom-Generatoren werden als seismisch beständig projek-
tiert.

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Projekt MIR-1200
Es handelt sich um das Projekt des Konsortiums der Gesellschaft Škoda JS/JSC Atomstroyexport/JSC OKB Gidropress, Tschechische
Republik/Russland. Die Wärmeleistung eines Blocks beträgt ca. 3212 MW
t
, die elektrische Leistung beträgt ca. 1198 MW
e
.
Das Projekt MIR-1200 ist das Ergebnis der Entwicklung des Druckwasserreaktors VVER-1000, welcher mit Typen V-187 und V-302
beginnt, weiter folgt er mit dem Typ V-320 (zum Beispiel in Temelín betrieben) über das Projekt AES-91 mit dem Reaktor VVER-
1000/V428, welcher derzeit auf zwei Blöcken des Kraftwerkes Tianwan in China betrieben wird, weiter das Projekt VVER-91/99 mit dem
Reaktor VVER-1000/V-466 mit der verlängerten Lebensdauer bis 60 Jahre, welcher für den Standort Olkiluoto in Finnland angeboten
wurde, bis zum jetzigen Typ vom Reaktor AES-2006 mit der Lebensdauer von 60 Jahren und mit einer höheren Lebensdauer, welcher
sich als VVER 1200/V491 (MIR-1200) im Bau im St. Petersburger Kernkraftwerk 2 und in der Version VVER1200/V392M im Bau im
Novovoronežer Kernkraftwerk 2 befindet.
Das Sicherheitskonzept MIR-1200 basiert auf der vorrangigen Nutzung der aktiven Sicherheitssysteme für die Bewältigung der Projekt-
unfälle und der Kombination von der Nutzung der aktiven und passiven Sicherheitssysteme zur Vorbeugung und Bewältigung der
schweren Unfälle. Zu weiteren Sicherheitsverbesserungen gehören die erhöhte (vierfache) Redundanz der Sicherheitssysteme, der
Schutz gegen den Absturz vom großen Flugzeug, höhere Beständigkeit gegen das Erdbeben und sonstige Störungen mit gemeinsamer
Ursache, realistische Abwägung des menschlichen Faktors u. Ä. Für die Bewältigung der schweren Unfälle ist das Projekt MIR-1200 mit
der Einrichtung zum Auffangen der zerschmolzenen aktiven Zone, System zur Senkung der Wasserstoffkonzentration und dem passiven
System für die Wärmeabführung aus dem Containment ausgerüstet.
MIR-1200 ist der Druckwasserreaktor mit vier Wärmeübertragungsschleifen, jede mit dem Horizontal-Dampfgenerator und der Haupt-
Umwälzpumpe.
Abb. B.9: Illustrativer Schnitt durch den Kraftwerksblock MIR-1200
1
Gebäude des Containments
8
Reaktor
2
Maschinenhalle
9
Dampfgenerator
3
Wasseraufbereitungsstation
10
Hauptumwälzpumpe
4
Gebäude der Steuersysteme
11
Volumenkompensator
5
Gebäude der Hilfsbetriebe
12
Hydroakkumulatoren
6
Lüftungskamin
13
Behälter der passiven Wärmeabführung
7
Gebäude der Sicherheitssysteme
14
Turbogenerator
Die Hauptobjekte des Projektes MIR-1200 sind das Gebäude des Reaktors, das Containment, der Maschinen-Zwischenraum, Gebäude
der Sicherheitssysteme, Gebäude der aktiven Hilfsbetriebe I und II, Gebäude der Steuersysteme, die Dieselgeneratorstation, das Ge-
bäude der Brennstoffwirtschaft und die Maschinenhalle. Das Doppelcontainment und das Gebäude des Reaktors sind auf der gemein-
samen Fundamentplatte platziert und sie haben erhöhte Beständigkeit gegen seismische Ereignisse. Andere Objekte der Kerninsel
werden baulich auf getrennten Bauplatten gelöst, wodurch sich das Projekt von anderen Projekten unterscheidet. Das Containment ist
so projektiert, dass es dem Absturz vom großen Verkehrsflugzeug widersteht.

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Projekt VVER-TOI
Es handelt sich um das Projekt der Gesellschaft Atomenergoprojekt ROSATOM Group, Russland. Die Wärmeleistung eines Blocks
beträgt ca. 3312 MW
t
, die elektrische Leistung beträgt ca. 1341 MW
e
.
Das Projekt, mit der Bezeichnung VVER-TOI/V-510, ist weitere Evolution des Druckwasserreaktors VVER. Der Hauptprojektant Atom-
energoprojekt hat sich bei der Entwicklung dieser Generation des Druckwasserreaktors auf die Vorbereitung des standardisierten Pro-
jekts, welches den Lizenzprozess vereinfacht, und weiter auf die Optimierung im Bereich des Preises, des Aufbaus, der Betriebskosten,
der Verlängerung der Kampagne und der Erhöhung der Sicherheit dank der Verwendung der neu entwickelten Technologien im Bereich
der Automatisierung und Steuerung konzentriert.
Der Hauptunterschied zu vorherigen Projekten VVER ist die neue Primärkreislauf-Anordnung. Es bleibt die Vierschleifen-Anordnung mit
Horizontal-Dampfgeneratoren erhalten, aber aus dem Grund der Einhaltung des gleichen Durchmessers des Containments wie im Falle
MIR-1200 sind die Kühlschleifen mit dem Reaktor von der Anordnung her in der Form des H-Buchstabens gelöst.
Das Konzept der Sicherheitsmaßnahmen basiert auf der Nutzung der aktiven und passiven Sicherheitssysteme. Das Konzept geht vom
Projekt MIR-1200 aus, und es ist für größere Blockleistung weiter optimiert. Der Bestandteil des Sicherheitskonzepts sind auch die
Maßnahmen zur Bewältigung der schweren Unfälle und die Nutzung der Systeme der passiven Wärmeabführung aus dem Containment,
der Systeme für das Auffangen der zerschmolzenen aktiven Zone, usw.
Die Typisierung des Projektes (TOI - Typical Optimized and Information-based) beruht auf der Nutzung der technischen Referenzlösun-
gen, durch die Verwendung der unifizierten Anlagen und Technologien im Laufe der Herstellung der einzelnen Komponenten der Kern-
anlage. Die Optimierung des Projektes wurde auf die Senkung des Preises für die Errichtung und auf dessen Verkürzung, auf die Sen-
kung der Betriebskosten und auf die Verlängerung der Betriebszeit des Reaktors zwischen einzelnen Anlagen-Stillständen konzentriert.
Weiter wurden im Rahmen des Projektes die fortgeschrittenen Informationstechnologien implementiert.
Abb. B.10: Illustrativer Schnitt durch den Kraftwerksblock VVER-TOI
1
Containment
5
Umbau
2
Druckbehälter des Reaktors
6
Gebäude der aktiven Hilfsbetriebe
3
Hydroakkumulatoren
7
Maschinenhalle
4
Lüftungskamin
8
Kühlturm
Die Kerninsel des Projektes wird durch das Containment mit dem Umbau und das Gebäude der aktiven Hilfsbetriebe gebildet. Weitere
Objekte sind die Maschinenhalle, das Gebäude der Dieselgeneratoren und sonstige Hilfsgebäude. Das Doppelcontainment mit der
filtrierten Entlüftung des Zwischenraums ist so konstruiert, dass es den extremen externen Einflüssen, einschließlich des Erdbebens,
des Hochwassers und dem Absturz vom großen Verkehrsflugzeug widersteht.

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BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
Seite: 34 von 116
Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
Projekt VVER-1500
Es handelt sich um das Projekt der Gesellschaft JSC OKB Gidropress, Russland. Die Wärmeleistung eines Blocks beträgt ca.
4250 MW
t
, die elektrische Leistung beträgt ca. 1560 MW
e
.
Das Projekt mit dem Reaktor des Typs V-448 wird in der Entwicklung der Leichtwasserreaktoren VVER fortgesetzt und es schließt an
die Projekte MIR-1200 und VVER-TOI an. Der Hauptprojektant ist die Gruppe Gidropress.
Das Konzept ist weitere Evolution des Projektes VVER-TOI, zu dessen Unterschied die Reaktorleistung erhöht wurde. Diese Leistungs-
erhöhung spiegelt sich in der Vergrößerung der Hauptkomponenten des Primärkreislaufs wider. Die Primärkreislauf-Vierschleifen-
Anordnung mit Horizontal-Dampfgeneratoren und mit einer Umwälzpumpe pro Schleife ist wieder in der Form des angepassten H-
Buchstabens, aus dem Grund der Lösung der Anordnung der großen Komponenten im Inneren des Containments.
Im Rahmen des Projektes wurden die sich aus Anforderungen der European Utility Requirements (EUR) ergebenden Maßnahmen
implementiert und es wurden die modernen Technologien, besonders im Bereich I&C, mit der erhöhten Zuverlässigkeit und mit dem
System der eigenen Diagnostik, weiter moderne Methoden für die Kontrolle des Zustandes aller wichtigen Komponenten, die Program-
me für die Auswertung des Materialzustandes im Inneren des Reaktors und des Dampfgenerators usw. angewendet.
Das Konzept der Sicherheitsmaßnahmen basiert auf der Kombination von aktiven und passiven Systemen. Das Konzept geht vom
Projekt MIR-1200 aus, und es ist für größere Blockleistung optimiert. Der Bestandteil des Sicherheitskonzepts sind auch die Maßnah-
men zur Bewältigung der schweren Unfälle, die Nutzung der Systeme der passiven Wärmeabführung aus dem Containment, und des
Systems für das Auffangen der zerschmolzenen aktiven Zone.
Die Kerninsel des Projektes VVER-1500 wird (identisch wie für den Typ TOI) durch das Containment mit dem Umbau und das Gebäude
der aktiven Hilfsbetriebe gebildet. Weitere Objekte sind die Maschinenhalle, das Gebäude der Dieselgeneratoren und sonstige Hilfsge-
bäude. Das Doppelcontainment mit der filtrierten Entlüftung des Zwischenraums ist so konstruiert, dass es den extremen externen Ein-
flüssen, einschließlich des Erdbebens, des Hochwassers und dem Absturz vom großen Verkehrsflugzeug widersteht.

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BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
Seite: 35 von 116
Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
Projekt EPR
Es handelt sich um das Projekt der Gesellschaft AREVA NP, Frankreich. Die Wärmeleistung eines Blocks beträgt ca. 4616 MW
t
, die
elektrische Leistung beträgt ca. 1750 MW
e
.
Der Reaktor EPR ist der Entwicklungstyp vom Druckwasserreaktor (PWR), welcher von der Firma AREVA NP entworfen wurde. Das
Projekt EPR basiert auf der Nutzung der Kombination von Projekt- und Betriebserfahrungen AREVA NP, welche durch ehemalige Ge-
sellschaften Framatome und Kraftwerk Union (KWU, Siemens) gebildet wird.
Das Projekt EPR wird als fortgeschrittener Reaktor mit der erhöhten Sicherheit und mit besseren Wirtschaftskennziffern, mit gelegtem
Wert auf die aktiven Sicherheitssysteme mit einer höheren Redundanz charakterisiert. Die Projektinnovationen werden in zwei Richtun-
gen orientiert: Verbesserung der Wirtschaftscharakteristiken und Sicherheitserhöhung des Kraftwerkes.
Zu Haupt-Sicherheitsinnovationen gehören die Maßnahmen zur Vorbeugung der Schmelzung der aktiven Zone und zur Milderung ihrer
potenziellen Folgen, die erhöhte Beständigkeit gegen externe Risiken, besonders gegen den Absturz des Militärflugzeuges oder des
großen Verkehrsflugzeuges und das höhere Niveau der Redundanz in aktiven Sicherheitssystemen. Jede der vier Geschäftsbereichen
der Sicherheitssysteme wird gegen die Ausbreitung der internen Risiken (zum Beispiel Brand, Hochdruck-Rohrleitungsbruch, Über-
schwemmungen) aus einer Geschäftsbereich in die andere geschützt. Diese Anforderung führt zur Platzierung jeder Geschäftsbereich in
einen bestimmten Bereich und in ein separates Gebäude, welches von anderen Geschäftsbereichen getrennt ist. Das Projekt EPR löst
auch die Möglichkeit vom Unfall mit dem Schmelzen der aktiven Zone, welcher auch den Bruch vom Reaktor-Druckgefäß einschließt.
Ins Projekt wurden Sonderelemente für das Auffangen und die Stabilisierung der zerschmolzenen aktiven Zone im Inneren des Con-
tainments, die Steuerung der Wasserstoffkonzentration und die langfristige Wärmeabführung aus dem Containment eingeschlossen.
Die Anordnung des Kühlsystems des Reaktors besteht aus vier konventionellen Schleifen. Der Volumenkompensator ist an einen hei-
ßen Zweig über die Stoß-Rohrleitung und an zwei kalte Zweige über die Einspritzrohrleitung angeschlossen. Das Druckgefäß des Reak-
tors, der Volumenkompensator und die Dampfgeneratoren haben erhöhtes Volumenverhältnis zur Größe der aktiven Zone, was inhärent
die Zeit der Wärmeabführung aus der aktiven Zone bei Störungen der Kühlung seitens des Sekundärkreislaufes verlängert.
Abb. B.11: Illustrativer Schnitt durch den Kraftwerksblock EPR
1
Gebäude des Containments
6
Becken für die Lagerung des ausgebrannten Kernbrennstoffs
2
Reaktor
7
Maschinenhalle
3
Dampfgeneratoren
8
Gebäude der Sicherheitssysteme
4
Volumenkompensator
9
Gebäude der Hilfsbetriebe
5
Hauptumwälzpumpe
10
Dieselgeneratoren
Die Kerninsel EPR besteht aus dem Gebäude des Reaktors, dem Doppelmantelcontainment, vier Gebäuden der Sicherheitssysteme
und dem Gebäude der Brennstoffwirtschaft, welche alle auf der gemeinsamen Fundamentplatte platziert sind. Die Platzierung der Kerni-
nsel auf der gemeinsamen Fundamentplatte stellt sicher, dass im Falle des Flugzeugabsturzes oder des seismischen Ereignisses zu
ihrer Umkippung nicht kommt. Das Containment ist eine Doppelbetonkonstruktion, welche durch das innere Primärcontainment und das
äußere Sekundärcontainment gebildet wird, welches so konstruiert ist, dass es dem Absturz vom Militärflugzeug oder von einem großen
Verkehrsflugzeug widersteht. Das Gebäude der Hilfsbetriebe, zwei Gebäude der Notfall-Dieselgeneratoren, das Gebäude für die Verar-
beitung der radioaktiven Abfälle und zwei Objekte für die Zuleitung und die Pumpen des technischen wichtigen Wassers sind auf selbst-
ständigen Fundamentplatten, genauso wie zwei Gebäude der Kühler vom TVD platziert. Das Eingangsgebäude mit dem Anschluss an
die kontrollierte Zone ist ebenfalls ein Bestandteil der Kerninsel. Die Maschinenhalle ist baulich von der Kerninsel unabhängig.

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BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
Seite: 36 von 116
Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
Projekt ATMEA1
Es handelt sich um das Projekt des gemeinsamen Unternehmens der Gesellschaft AREVA NP/Mitsubishi Heavy Industries, Frank-
reich/Japan. Die Wärmeleistung eines Blocks beträgt ca. 3150 MW
t
, die elektrische Leistung beträgt ca. 1200 MW
e
.
ATMEA1 stellt das Evolutionsprojekt des Druckwasserreaktors dar, für dessen Referenzprojekte die neuesten Kraftwerke der Firmen
AREVA und Mitsubishi Heavy Industries gehalten werden, von denen die meisten in ATMEA 1 verwendeten Komponenten und Systeme
abgeleitet sind.
Der Lieferant führt an, dass das Projekt ATMEA1 optimale Kombination von passiven und aktiven Sicherheitssystemen hat. Die passi-
ven Funktionen werden nur im Falle der bewährten Anlagen für den Druckwasserreaktor genutzt (zum Beispiel die Verwendung der
Hydroakkumulatoren für die Havarie-Kühlung der aktiven Zone des Reaktors). Ein wichtiges Entwicklungsziel ist die Sicherstellung der
Wettbewerbsfähigkeit der Stromerzeugung im Vergleich mit alternativen Energiequellen.
ATMEA1 ist der Reaktor mit dem Grundkomplex von gemeinsamen Charakteristiken, welche an spezifische kommerzielle Anforderun-
gen und Anforderungen der Aufsichtsorgane jedes Interessenlandes angepasst werden können. Er enthält drei Redundanzen der Hava-
rie-Kühlung der aktiven Zone. Die Systeme des Primärkreislaufes und die Sicherheitssysteme sind im Inneren des Containments und
der Gebäude der Sicherheitssysteme, welche gegen den Absturz vom großen kommerziellen Flugzeug geschützt sind. Im Inneren des
Containments ist das System für das Auffangen des Schmelzguts der aktiven Zone des Reaktors zur Milderung der schweren Unfälle
platziert. Das Containment ist aus dem Vorspannbeton mit innerem Metallmantel hergestellt.
Das Kühlsystem ATMEA1 besteht aus drei primären Kühlschleifen, jede mit der Haupt-Umwälzpumpe, dem Dampfgenerator, der Rohr-
leitung des heißen Zweiges und der Rohrleitung des kalten Zweiges. Der Volumenkompensator ist an den heißen Zweig einer der
Schleifen des Systems der Reaktorkühlung angeschlossen.
Abb. B.12: Illustrativer Schnitt durch den Kraftwerksblock ATMEA1
1
Reaktor
11
Systeme der Hilfsbetriebe und die Lagerung der Abfälle
2
Dampfgeneratoren
12
Notstromgeneratoren
3
Hauptumwälzpumpen
13
Turbogenerator
4
Fortgeschrittene Hydroakkumulatoren
14
Gebäude der Sicherheitssysteme
5
Kühlmittelbehälter im Containment
15
Reaktorgebäude
6
Schmelzgut-Fänger
16
Gebäude für die Handhabung des Brennstoffs
7
Containment
17
Gebäude der Sicherheitssysteme
8
Sicherheitssysteme
18
Gebäude der Hilfsbetriebe
9
Blockwarte
19
Gebäude der Stromversorgung beim Havariefall
10
Becken für die Lagerung des ausgebrannten Kernbrennstoffs
20
Turbinen- und Maschinenhalle
Die Kerninsel ATMEA1 besteht aus dem Gebäude des Reaktors, dem Gebäude der Sicherheitssysteme und dem Gebäude der Brenn-
stoffwirtschaft, welche auf der gemeinsamen Fundamentplatte platziert sind. Die Gebäude der Hilfsbetriebe, zwei Gebäude der Notfall-
Stromversorgung, die Gebäude für die Verarbeitung des radioaktiven Abfalls und die Gebäude der Eingänge, sind ebenfalls ein Be-
standteil der Kerninsel, sie sind jedoch schon auf individuellen Fundamentplatten platziert. Die Gebäude der Kerninsel sind so projek-
tiert, dass sie sowohl den internen, als auch den externen Risiken einschließlich des Erdbebens widerstehen. Das Gebäude des Con-
tainments ist so projektiert, dass es dem Absturz vom großen Verkehrsflugzeug widersteht.

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BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
Seite: 37 von 116
Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
Projekt EU-APR
Es handelt sich um das Projekt der Gesellschaft Korea Hydro&Nuclear Power (KHNP), Südkorea. Die Wärmeleistung eines Blocks
beträgt ca. 4007 MW
t
, die elektrische Leistung beträgt ca. 1455 MW
e
.
Das Projekt EU-APR wurde auf der Grundlage des Projektes APR1400 entwickelt, welches von der bewährten Technologie und den
Erfahrungen aus der Projektierung, dem Aufbau und Betrieb des Reaktors OPR1000 (8 solche Blöcke sind im Betrieb und 4 Blöcke sind
im Aufbau in Korea) und des Projektes 80+, welches von der amerikanischen Atomaufsichtsbehörde im Juni 1997 zertifiziert wurde,
ausgeht. Bei der Entwicklung des Projektes EU-APR wurden die Anforderungen der europäischen, amerikanischen und koreanischen
Betreiber berücksichtigt.
Der Reaktor EU-APR enthält zahlreiche Projektanpassungen und -verbesserungen. Die Projektanpassungen wurden zwecks der Erfül-
lung der Bedürfnisse der Betreiber aus der Sicht der Sicherheit, der Betriebseigenschaften und der Wartung, der Verbesserung der
Wirtschaftskennziffern und zwecks der Erfüllung der Anforderungen der Aufsichtsorgane und der neuen Genehmigungsbedingungen
realisiert. Im Projekt wurden auch die Anforderungen an die Bewältigung der schweren Havarie, die mit dem Regime des außer Betrieb
gesetzten Reaktors zusammenhängenden Risiken u. Ä. berücksichtigt. Die Haupt-Projektverbesserungen sind die erhöhte Leistung,
bessere Nutzung des Kraftwerk-Potentials, längeres Intervall zwischen Brennstoffwechseln, die Nutzung der modernen Materialien und
die erhöhte Kraftwerk-Lebensdauer. Weiter ist es die erhöhte Redundanz der SicherheitsGeschäftsbereichen bei der Kombination der
optimierten passiven und aktiven Sicherheitssysteme, der Kühlmittel-Speicherbehälter im Containment, die erhöhte seismische Bestän-
digkeit, erhöhte Wärmereserven, die Verlängerung der Zeit für den Eingriff des Operators und die Fähigkeit, sich mit dem völligen Ver-
lust der Stromversorgung auseinanderzusetzen, dessen Ergebnis die gesenkte Wahrscheinlichkeit der Entstehung der schweren Hava-
rien ist.
Die innovierten Sicherheitssysteme für die Milderung der Folgen der schweren Havarien sind zum Beispiel das große Volldruckcontain-
ment aus dem Vorspannbeton, das System für die Überschwemmung des Schachts des Reaktors, das System für die Wasserstoffent-
sorgung, die Sicherheits-Druckabbausystem und die Entlüftungsanlage, der große Reaktor-Schacht mit der Anpassung für das Auffan-
gen und die Kühlung des Restes der zerschmolzenen aktiven Zone, das Reserve-Havariesystem für die Berieselung des Containments
und das System der Außenkühlung des Reaktor-Behälters.
Das Kühlsystem des Reaktors besteht aus zwei Kühlschleifen. Jede Schleife enthält einen Dampfgenerator, eine heißen und zwei kalte
Rohrleitungszweige und zwei Haupt-Umwälzpumpen. An eine Schleife ist der Volumenkompensator angeschlossen.
Abb. B.13: Illustrativer Schnitt durch den Kraftwerksblock EU-APR
1
Gebäude des Containments
6
Blockwarte
2
Volumenkompensator
7
Dieselgenerator
3
Dampfgeneratoren
8
Maschinenhalle
4
Reaktor
9
Generator
5
Hauptumwälzpumpe
10
Becken für die Lagerung des ausgebrannten Kernbrennstoffs
Das Layout des Kraftwerkes EU-APR kann in die Kerninsel, die Turbineninsel und in sonstige Kraftwerkanlage aufgeteilt werden. Die
Kerninsel enthält das Containment, das Gebäude der Hilfsbetriebe und das gemeinsame Objekt. Das Gebäude der Hilfsbetriebe und
das Containment sind auf gemeinsamer Fundamentplatte platziert. Das Gebäude des Containments ist mit der erhöhten Beständigkeit
gegen seismisches Ereignis sowie gegen den Flugzeugabsturz projektiert.

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BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
Seite: 38 von 116
Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
Projekt APR1000+
Es handelt sich um das Projekt der Gesellschaft Korea Hydro&Nuclear Power (KHNP), Südkorea. Die Wärmeleistung eines Blocks
beträgt ca. 2800 MW
t
, die elektrische Leistung beträgt ca. 1000 MW
e
.
Die Entwicklung des Projektes APR1000+ begann im Jahre 2014 und sie geht von Projekten APR+ und APR1400 aus. APR1000+
schließt ans Projekt APR+ mit dem Ziel, den Reaktor der mittleren Größe zu bilden, welcher die Weltmarktanforderungen erfüllen wird.
Zu Sicherheitsverbesserungen der Projektsicherheit APR1000+ gehören die vierfache Redundanz der Sicherheitssysteme, welche
aktive Elemente einschließt, zu denen auch manche passive Systeme beigefügt wurden, das Doppelcontainment mit der erhöhten Be-
ständigkeit gegen den Flugzeugabsturz, das passive System der Kühlung der zerschmolzenen aktiven Zone, das Notsystem für den
Reaktor-Druckabbau, das Berieselungssystem des Containments, das passive System für die Wasserstoffentsorgung und der Lage-
rungsbehälter für den Brennstoffwechsel im Inneren des Containments.
Das Kühlsystem des Reaktors besteht aus zwei Kühlschleifen. Jede Schleife enthält einen Dampfgenerator, zwei Haupt-Umwälzpumpen
und zwei kalte und einen heißen Zweig, durch welche das Kühlmittel des Reaktors strömt. An einen heißen Zweig ist der Volumenkom-
pensator angeschlossen.
Abb. B.14: Illustrative Ansicht des Kraftwerk-Doppelblocks APR1000+
Der Kraftwerksblock besteht aus dem Gebäude des Containments, dem Gebäude der Hilfsbetriebe, der Maschinenhalle, dem Gebäude
der Eingänge, dem Gebäude der Brennstoffwirtschaft und dem Gebäude der Reserve-Dieselgeneratoren. Das Gebäude des Contain-
ments schließt das ganze Kühlsystem des Reaktors und den Teil der aktiven sowie passiven Sicherheitssysteme ein, und es ist mit der
erhöhten Beständigkeit gegen ein seismisches Ereignis und gegen den Flugzeugabsturz projektiert.

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BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
Seite: 39 von 116
Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
Projekt CAP1400
CAP1400 ist das Projekt der Gesellschaft State Nuclear Power Technology Corporation (SNPTC), China. Die Wärmeleistung eines
Blocks beträgt ca. 4058 MW
t
, die elektrische Leistung beträgt ca. 1500 MW
e
.
Das Projekt des Druckwasserreaktors CAP1400 geht vom Projekt CAP1000 aus, welches selbst die chinesische Modifizierung des
amerikanischen Projektes AP1000 darstellt. Trotz der Leistungserhöhung werden so bei ihm alle Hauptprojektrisse des Projektes
AP1000 beibehalten. Es handelt sich um verlängerte Lebensdauer des Kraftwerkes, die Verwendung der passiven Technologie, die
Vereinfachung des Projektes, Aufbaus und der Inbetriebnahme, die erhöhte Unabhängigkeit des Kraftwerkes von externen Energiequel-
len, mehrfache Schutzebenen und die Lösung der Sequenzen der Unfälle und schweren Havarien auf dem Niveau des Projektes.
Das Projekt basiert auf der Verwendung der passiven Sicherheitssysteme. Diese schließen das passive Kühlsystem des Containments
und das passive System für die Restwärmeabführung ein. Die Integrität des Containments ist im Falle der schweren Unfälle durch die
Tätigkeit von drei Systemen sichergestellt: System der Wasserstoffsteuerung, welches für die Projektunfälle sowie schwere Havarien
projektiert ist, System der Überschwemmung des Schachts des Reaktors, Stabilisierung des Schmelzguts im Druckgefäß des Reaktors,
und das System der passiven Kühlung des Containments. Die Anzahl und die Kompliziertheit der Eingriffe des Bedienpersonals, welche
für die Bedienung der Sicherheitssysteme gefordert werden, sind minimiert. Die passiven Sicherheitssysteme sind so projektiert, dass
sie ohne Eingriff des Bedienpersonals 72 Stunden nach dem Projektunfall funktionieren. Es wurde weiter die Beständigkeit gegen das
Erdbeben, Hochwasser und weitere Naturkatastrophen erhöht.
Der Primärkreislauf des Reaktors CAP1400 besteht aus zwei Kühlschleifen, von denen jede einen Vertikal-Dampfgenerator, zwei Haupt-
Umwälzpumpen, einen heißen und zwei kalte Zweige für die Kühlmittelzirkulation des Reaktors hat.
Abb. B.15: Illustrative Ansicht des Kraftwerk-Blocks CAP1400
Der Kraftwerksblock besteht aus fünf Haupt-Baukonstruktionen: Kerninsel, Maschinenhalle, Hilfsgebäude, Dieselgeneratoren und Ge-
bäude der radioaktiven Abfälle. Jede dieser Baukonstruktionen ist auf selbstständigen Fundamentplatten platziert. Die Kerninsel besteht
aus dem Gebäude des Containments, dem Schutzgebäude und dem Gebäude der Hilfsbetriebe, wobei alle auf der gemeinsamen Fun-
damentplatte gebaut sind. Die Anlagen, welche mit der Sicherheit zusammenhängen, befinden sich nur im Gebäude des Containments,
im Gebäude der Hilfsbetriebe und im Gebäude der Dieselgeneratoren.
Für das Projekt des Reaktors CAP1400 wurde ausführliche Bewertung des Absturzes vom großen kommerziellen Flugzeug durchge-
führt. Die Bewertung stellt fest, dass anhand der durchgeführten realistischen Berechnungen der Flugzeugabsturz die Fähigkeit der
Kühlung der aktiven Zone CAP1000 nicht verhindern, die Integrität des Containments und die Integrität des Beckens für den ausge-
brannten Kernbrennstoff nicht stören würde.

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BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
Seite: 40 von 116
Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
Projekt HL1000
Der Reaktor HL1000 ist ein gemeinsames Projekt der Gesellschaften China General Nuclear Power Corporation (CGN) und China
National Nuclear Corporation (CNNC), China. Die Wärmeleistung eines Blocks beträgt ca. 3150 MW
t
, die elektrische Leistung beträgt
ca. 1150 MW
e
.
Das Projekt des Druckwasserreaktors HL1000 geht von Projekten ACP1000 (CNNC) und ACPR1000+ (CGN) aus. Das Projekt
ACP1000 ist bei der Unterstützung der Firmen Westinghouse und Framatome (jetzt AREVA) entstanden. Es wurde ursprünglich in der
Leistung von 300 MW
e
entwickelt, und es wurde sukzessiv bis auf die Leistung von 1000 MW
e
umgearbeitet. Das Projekt ACPR1000+
basiert auf dem französischen Projekt der II. Generation mit der Leistung von 900 MW
e
. HL1000 schließt bereits die Systeme für die
Lösung der schweren Havarien ein, und es hat erhöhte Beständigkeit gegen externe Einflüsse.
Das Sicherheitskonzept HL1000 nutzt die überprüften aktiven Sicherheitssysteme (dreifache Redundanz) sowie die passiven Systeme
aus. Für die Bewältigung der schweren Havarien ist das Projekt HL1000 mit dem passiven System für das Auffangen und die Abkühlung
des Schmelzguts im Reaktorbehälter, mit dem System für den schnellen Druckabbau im Primärkreislauf, mit dem aktiven und passiven
System für die Senkung der Wasserstoffkonzentration und mit dem passiven System für die Wärmeabführung aus dem Containment mit
genügenden Kapazitäten für die Wärmeabführung über die Zeit von mindestens 72 Stunden ausgerüstet. Das Doppelcontainment mit
dem großen Volumen stellt bessere Reaktion auf Projektunfälle sicher, und es senkt weiter die Möglichkeit der Freisetzung der radioak-
tiven Stoffe in die Umgebung bei schweren Havarien.
Der Primärkreislauf des Reaktors ist ein Dreischleifen-Kreislauf, wobei jede Schleife einen Vertikal-Dampfgenerator, eine Haupt-
Umwälzpumpe und einen heißen und einen kalten Zweig für die Kühlmittel-Zirkulation enthält.
Abb. B.16: Illustrativer Schnitt durch den Kraftwerksblock HL1000
1
Reaktorgebäude
7
Containment
2
Gebäude für die Brennstofflagerung
8
Dampfgenerator
3
Gebäude der Hilfsbetriebe
9
Hauptumwälzpumpe
4
Gebäude der Sicherheitssysteme
10
Volumenkompensator
5
Gebäude der Eingänge
11
Reaktor
6
Maschinenhalle
Die Kerninsel besteht aus dem Gebäude des Reaktors, drei Gebäuden der Sicherheitssysteme, dem Gebäude für die Brennstofflage-
rung, dem Gebäude der Hilfsbetriebe und dem Gebäude der Eingänge. Jeder Geschäftsbereich der Sicherheitssysteme ist im eigenen
selbstständigen Gebäude der Sicherheitssysteme platziert, die passiven Systeme sind dann primär im Containment platziert.
Für das Projekt des Reaktors HL1000 wurde ausführliche Bewertung des Absturzes vom großen kommerziellen Flugzeug durchgeführt.
Die Bewertung stellt fest, dass anhand der durchgeführten realistischen Berechnungen der Flugzeugabsturz die Fähigkeit der Kühlung
der aktiven Zone HL1000 nicht verhindern, die Integrität des Containments und die Integrität des Beckens für den ausgebrannten Kern-
brennstoff nicht stören würde.

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BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
Seite: 41 von 116
Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
B.I.6.3.2. Technologische Lösung
B.I.6.3.2.1. Primärteil
Der Primärteil des Kraftwerksblocks besteht aus dem Primärkreislauf, den Sicherheitssystemen, Hilfssystemen des Primärkreislaufs und
dem System der Schutzhülle. Die Hauptkomponenten des Primärkreislaufs sind: Druckwasserreaktor, Dampfgeneratoren, Haupt-
Umwälzpumpen, Haupt-Zirkulationsleitung und Volumenkompensator. Der Primärkreislauf überträgt durch die Zwangswasserzirkulation
unter hohem Druck (mittels der Haupt-Umwälzpumpen) die durch die aktive Zone des Reaktors generierte Wärme in die Dampfgenera-
toren. Er stellt dadurch die Kühlung und die Wärmeabführung aus der aktiven Zone der Dampfgeneratoren sicher. Er dient weiter für die
Kühlmittel-Temperatursteuerung in der aktiven Zone, die Kühlmittel-Drucksteuerung im Primärkreislauf, die Erhaltung der Integrität der
Druckschnittstelle, die Steuerung der Kühlmittel-Durchflussmenge durch aktive Zone, die Steuerung der Reaktivität der aktiven Zone und
die Zurückhaltung der Radioaktivität mittels der zweiten physischen Barriere (Primärkreislauf-Druckgrenze).
Reaktor
Beim Kraftwerk PWR handelt es sich um ein Druckgefäß, welches aus dem Reaktorbehälter und dem Reaktordeckel, den im Reaktor-
behälter platzierten inneren Einbauten, den auf dem Reaktordeckel platzierten Antrieben der Regelorgane und aus der Instrumentierung
besteht. Die Hauptfunktion des Reaktors ist die Lagerung der aktiven Zone (in welcher die Spaltungskettenreaktion verläuft) und die
Sicherstellung der genügenden Menge des notwendigen Moderators (welcher auch als Kühlmittel dient) zur Erhaltung der Spaltungsket-
tenreaktion in der aktiven Zone.
Das Kühlmittel kommt in den Reaktor durch die Eintrittsstutzen, es strömt durch die kreisförmige Lücke zwischen dem Körper des Behäl-
ters und dem Schacht der aktiven Zone und es tritt von unten in die aktive Zone durch. Beim Durchtritt durch die aktive Zone wird das
Kühlmittel durch die Wärme aus der Spaltungsreaktion erwärmt und es strömt durch die Austrittsstutzen aus dem Reaktor. Die typische
Lösung des Reaktors ist in folgender Abbildung angeführt.
Abb. B.17: Typische Konstruktionslösung des Reaktors des Typs PWR, Beispiel für die Lösung der Brennelementkassette
1
Antriebe der Regelorgane
11
Deckel des Reaktors
2
Komplex der Führungsröhre der internen Reaktor-Instrumentierung
12
Führungsrohr
3
Eintrittsstutzen
13
Oberes Stützkomplet der aktiven Zone
4
Obere Stützsäule der aktiven Zone
14
Austrittsstutzen
5
Neutronenreflektor
15
Obere Platte der aktiven Zone
6
Stelle für die Vergleichsproben
16
Schacht der aktiven Zone
7
Instrumentierungsrohr
17
Brennelementkassette
8
Untere Tragplatte der aktiven Zone
18
Reaktorbehälter
9
Rohransatz der Thermoelemente
19
Antiwirbel-Platte
10
Rohransatz der internen Reaktor-Instrumentierung

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BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
Seite: 42 von 116
Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
In der aktiven Zone verläuft die gelenkte Spaltungskettenreaktion und die Übergabe der durch diese Reaktion entstandenen Wärme an
das Kühlmittel. Die aktive Zone besteht aus Brennelementkassetten, welche meistens im Viereck- oder Sechseckgitter angeordnet sind.
Die Brennelementkassette besteht aus Brennstäben, Führungsröhren, Distanzgittern und Befestigungsköpfen. Die Brennstäbe werden
durch die Brennstofftabletten gebildet, welche in Röhren aus einer speziellen Legierung, meistens auf Zirkoniumbasis, welche die
Brennstoff-Überdeckung genannt wird, hermetisch abgedichtet. Der Zweck dieser Überdeckung ist die Erhaltung der Brennstoffstab-
Geometrie, die Ermöglichung der Wärmeübergabe an das Kühlmittel und gleichzeitig die Erhaltung der radioaktiven Spaltprodukte im
Brennstoff (sie bildet so die physische Barriere gegen die Entweichung der radioaktiven Stoffe in die externe Umgebung). Die Führungs-
röhre bilden die Kanäle für die Einführung entweder vom Bündel der Regelorgane, der Neutronenquelle, oder der Stäbe mit dem aus-
brennenden Absorber. Das Rohr für die Messung ist in der Regel in der Brennelementkassette in der zentralen Position platziert, und es
bildet den Kanal für die Einführung des inneren Neutronendetektors.
In den Reaktor wird der Brennstoff mit der Beschickungsmaschine während der Stillstandzeit des Reaktors platziert bzw. gewechselt.
Die Leistung des Reaktors wird durch die Kombination der Änderungen der Position der Organe der mechanischen Regelung (Cluster)
und der Änderungen der Borsäure-Konzentration im Kühlmittel gesteuert.
Dampfgenerator
Der Dampfgenerator ist ein Druckgefäß in der Vertikal- oder Horizontalausführung mit dem System der Verteilung vom Speise- und
Havarie-Speisewasser, dem System der durch die Röhre gebildeten Wärmeübertragungsfläche und dem durch den Feuchtigkeitsab-
scheider gebildeten Dampfsystem und mit dem Dampfsammler.
Der Dampfgenerator dient im Kernkraftwerk mit dem Druckwasserreaktor als Wärmetauscher zwischen dem Primär- und Sekundärkreis-
lauf. Das erwärmte Primärkreislauf-Kühlmittel kommt in den heißen Kollektor, von welchem es in den Rohrbündel-Wärmeübertrager
verteilt wird. Beim Durchgang durch dieses Bündel gibt das Kühlmittel die Wärme ans Speisewasser ab, und nach der Abkühlung kommt
es in den kalten Kollektor. Anschließend kommt es in den kalten Zweig der Primärkreislauf-Schleife, und von dort aus strömt es durch
die Haupt-Umwälzpumpe in den Reaktor zurück. Auf der sekundären Seite des Dampfgenerators wird aus dem Speisewasser der gesät-
tigte Dampf gebildet, welcher zur Turbine geführt wird.
Hauptumwälzpumpe
Die Haupt-Umwälzpumpe ist in der Regel die vertikale Einstufen-Kreiselpumpe mit der Dichtung der Welleneinheit und mit dem asyn-
chronen elektrischen Antrieb. Die Haupt-Umwälzpumpen stellen die Zirkulation der notwendigen Kühlmittel-Menge im Primärkreislauf im
Einklang mit der Wärmeleistung des Reaktors in verschiedenen Betriebsarten sicher.
System der Volumenkompensation
Das System der Volumenkompensation wird durch das Druckgefäß des Volumenkompensators, in welchem das Primärkreislauf-
Kühlmittel ungefähr an der Sättigungsgrenze gehalten wird, und durch das System der elektrischen Erwärmer und Einspritzungen vom
kühleren Primär-Kühlmittel aus der kalten Schleife gebildet, und es dient zur Erhaltung des konstanten Betriebsdrucks und zur Be-
schränkung der Abweichungen im Primärkreislauf.
Hilfssysteme des primären Kreislaufs
Die Haupt-Hilfssysteme des primären Kreislaufs werden gebildet:
durch das System der Nachfüllung und Reinigung des Primärkreislauf-Kühlmittels und zur Erhaltung der chemischen Regimes.
durch das System der Verarbeitung der radioaktiven Abfälle (RAO),
durch das System der Kühlung und Reinigung des Kühlmittels im Becken für die Lagerung des ausgebrannten Kernbrennstoffs,
durch lufttechnische Systeme.
Das System der Kühlmittel-Nachfüllung und des Kühlmittel-Ablassens aus dem Primärkreislauf und das System für die Aufbereitung der
chemischen Kühlmittel-Zusammensetzung sind für die langfristige Lenkung der Spaltungskettenreaktion und die Erhaltung der geforder-
ten Kühlmittelreinheit unbedingt nötig. Dieses System erhält durch das Ablassen oder durch die Nachfüllung die notwendige Kühlmittel-
bilanz bei allen Betriebsarten des Blocks, es führt die Regelung der Konzentration der Borsäure im Kühlmittel durch, es entfernt die
Spalt- und Aktivierungsprodukte aus dem Kühlmittel und es stellt die Nachfüllung der Chemikalien ins Kühlmittel aus Gründen der Len-
kung der chemischen Regimes sicher (pH des Kühlmittels, Kühlmittelentgasung). Die Regelung der Konzentration der Borsäure im
Kühlmittel ermöglicht die Regelung des Vorrats an Reaktivität des Reaktors, was für die langfristige Lenkung der Spaltungskettenreakti-
on unbedingt nötig ist.
Das System der Verarbeitung der RAO stellt die Verarbeitung der radioaktiven Abfälle in der gasförmigen, flüssigen sowie festen Form.
Nach der Reinigung werden der vorwiegende Teil des Kühlmittels und ein Teil der Chemikalien im Primärkreislauf wieder genutzt, weite-
re Behandlung der RAO ist im Kapitel B.I.6.3.4 beschrieben. Betriebslösung (Seite 50 dieser Bekanntmachung).
Das System der Kühlung des Beckens für den ausgebrannten Kernbrennstoff stellt die Wärmeabführung aus dem ausgebrannten
Brennstoff während seiner Lagerung im Becken für den ausgebrannten Brennstoff sicher (über die notwendige Zeit für die Senkung
seiner Restleistung auf das Niveau, welches seine Lagerung außerhalb des Reaktorblocks im speziellen Lager ermöglicht). Das System

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erhält weiter ein genügendes Niveau für die Abschirmung des Bedienpersonals vor der radioaktiven Strahlung aus dem Brennstoff. Das
Reinigungssystem stellt die Erhaltung der genügenden Kühlwasserqualität sicher. Es besteht aus Linien von Ionex-Filtern.
Die lufttechnischen Systeme stellen solche Parameter der Umgebung sicher, welche die unbedingt nötigen Bedingungen für das Be-
dienpersonal und für die richtige Funktion der Technologieanlage während der Betriebszustände und der Havariebedingungen schaffen.
Sicherheitssysteme
Die Sicherheitssysteme werden durch folgende Hauptsysteme gebildet:
System für die schnelle Außerbetriebsetzung des Reaktors,
System für die Havarie-Kühlung der aktiven Zone,
System für die Notstromversorgung,
System für die Restwärmeabführung,
System für den Druckschutz und den Druckabbau des Primärkreislaufs,
System der Wärmeabführung aus dem Containment und der Drucksenkung im Containment,
System der Wasserstoff-Verbrennung im Containment,
System des wichtigen technischen Wassers (TVD),
System des eingelegten Kühlkreislaufs der Sicherheitssysteme,
System der Stromversorgung der Dampfgeneratoren für den Havariefall,
System der Schmelzgut-Stabilisierung beim schweren Unfall.
An die Zuverlässigkeit dieser Systeme werden in Projekten der Kernkraftwerke die höchsten Anforderungen gestellt.
Das System der schnellen Außerbetriebsetzung des Reaktors dient zur schnelen Unterbrechung der Spaltungskettenreaktion. Der
Reaktor ist mit einem Sicherheitssystem von Schutzeinrichtungen ausgerüstet, welches durch die Absorptionsstäbe und die entspre-
chenden Steuerkreise gebildet wird. Das System der schnellen Außerbetriebsetzung wird im Falle einer unzulässigen Überschreitung
der zulässigen Betriebsparameter automatisch in Betrieb genommen. Das System kann ebenfalls durch das Drücken der Taste vom
Operator in der Block- und Notwarte in Tätigkeit gesetzt werden. Beim Betrieb des Reaktors werden die Absorptionsstäbe in der oberen
Position mittels der Elektroantriebe gehalten, und bei der schnellen Außerbetriebsetzung fallen sie passiv (durch Eigengewicht) in die
aktive Zone und sie stoppen innerhalb von einigen Sekunden die Spaltungskettenreaktion.
Das System der Havariekühlung stellt die Kühlung der aktiven Zone bei Störungen der Wärmeabführung aus dem Primärkreislauf sicher,
und es stellt ebenfalls genug Kühlmittel für die Kühlung der aktiven Zone bei Unfällen mit der Entweichung des Kühlmediums aus dem
Primärkreislauf sicher. Das System arbeitet so, dass es durch die Tätigkeit der mehrfach sichergestellten passiven Systeme (Hydroak-
kumulatoren) und der aktiven Systeme (Havariepumpen und Havariebehälter) die Kühlwasserversorgung und die Borversorgung in den
Raum der aktiven Zone des Reaktors sicherstellt.
Das System der Notstromversorgung wird durch Dieselgeneratoren oder die Verbrennungsturbogeneratoren und elektrische Batterien
gebildet. Das System versorgt die Sicherheitssysteme und wichtige Steuersysteme im Falle des Verlustes der Arbeits- und Reservequel-
len der elektrischen Versorgung.
Das System der Restwärmeabführung führt die entstehende Wärme im außer Betrieb gesetzten Reaktor infolge der fortsetzenden radi-
oaktiven Umwandlungen der anwesenden Spaltprodukte im Brennstoff ab, und es kühlt den Reaktor unter normalen Betriebsbedingun-
gen nach, unter Bedingungen des abnormalen Betriebes und unter Havariebedingungen mit der Erhaltung der Dichtheit des Primärkreis-
laufes.
Das System des Druckschutzes des Primärkreislaufes und des Sicherheitsdruckabbaus dient zur Beschränkung des Druckanstiegs im
Primärkreislauf über die projektierten Werte und weiter zur gesteuerten Drucksenkung, welche für das richtige Funktionieren des Sys-
tems der Havariekühlung der aktiven Zone bei Unfällen notwendig ist, bei denen der Druck im Primärkreislauf selbstständig nicht senkt
und es wird dabei die Tätigkeit der Havariekühlung gefordert.
Das System der Wärmeabführung aus dem Containment und der Drucksenkung im Containment stellt die Beschränkung des Druck- und
Temperaturanstiegs und die Dampfkondensierung im Containment bei der Störung der Integrität des Primär- oder Sekundärkreislaufs im
Containment sicher. Das System wird in der Regel durch die Kombination der aktiven und passiven Systeme der Berieselung des
Raums des Containments gebildet. Die Wärme aus dem Containment wird ins System des wichtigen technischen Wassers beziehungs-
weise ebenfalls in die Umgebung des Containments über die äußere passive Kühlung der Containment-Wand abgeführt.
Das System der Wasserstoffverbrennung im Containment stellt die Beschränkung des Anstiegs der Wasserstoffkonzentration im Con-
tainment über die sichere Grenze sicher. Der Wasserstoff kann sich in die Atmosphäre des Containments vor allem unter Havariebedin-
gungen in der Verbindung mit der Überhitzung der Überdeckung der Brennstoffelemente, infolge der Reaktion des Wasserdampfs mit
der Zirkon-Überdeckung der Brennstoffelemente freisetzen. Das System wird durch passive katalytische Rekombinatoren und Wasser-
stoffanzünder gebildet.
Das System des wichtigen technischen Wassers (TVD) stellt die Restwärmeabführung aus allen wichtigen Systemen des Blocks, bei
denen der langfristigere Ausfall der Kühlung nicht zugelassen werden kann, und aus dem System der Restwärmeabführung sicher. Im
Falle der Unfälle, führt es die Wärme aus aktiven Systemen der Havariekühlung der aktiven Zone ab. Die Wärme wird aus dem System

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in die End-Wärmesenke abgeführt, welche am häufigsten die speziellen Kühltürme mit Ventilatoren oder die Becken TVD mit der Ver-
spritzung sind.
Das System des eingelegten Kühlkreises der Sicherheitssysteme ist ein geschlossenes Kühlsystem, welches die Wärmeabführung aus
Komponenten der Sicherheitssysteme, vor allem aus Pumpen, ins System TVD sicherstellt. Das System des eingelegten Kühlkreises
der Sicherheitssysteme bildet die ergänzende Schutzbarriere gegen die Durchdringung der radioaktiven Stoffe aus dem Kühlmittel des
Primärkreislaufs ins System TVD.
Das System der Havarieversorgung der Dampfgeneratoren dient zur Wasserversorgung der Dampfgeneratoren im Falle des Ausfalls der
Haupt- sowie Reserversorgung der Dampfgeneratoren. Es stellt so die Wärmeabführung aus dem Primär- und Sekundärkreislauf bei
Unfällen ohne Kühlmittelverlust des Primärkreislaufs sicher.
Das System der Schmelzgutstabilisierung beim schweren Unfall dient zum Auffangen des Schmelzguts der aktiven Zone im Inneren des
Druckgefäßes des Reaktors oder zum Auffangen des Schmelzguts außerhalb des Druckgefäßes so, dass die Integrität des Contain-
ments nicht gefährdet wird. Die Lösung des Systems basiert auf der äußeren Kühlung des Druckgefäßes oder auf der Schmelzgut-
Kühlung außerhalb des Druckgefäßes in speziellen Räumen des Containments, welche für die intensive Wärmeabführung aus dem
Schmelzgut angepasst sind.
B.I.6.3.2.2. Sekundärteil und äußere Betriebe
Der Sekundärteil besteht aus dem Sekundärkreislauf, aus Hilfssystemen des Sekundärkreislaufs und dem Haupt-Kühlkreislauf (aus dem
tertiären Kreislauf). Die äußeren Betriebe (Hilfssysteme) stellen die Stützfunktionen für den Primär-, Sekundär- sowie
Kühl-(Tertiär-)Kreislauf sicher.
Sekundärkreislauf
Die Grundaufgabe des Sekundärkreislaufs ist die Dampflieferung und seine Umwandlung in mechanische Energie der Rotors der
Dampfturbine und anschließend in elektrische Energie im Generator. Die Einrichtung des Systems der Dampf- und Energieumwandlung
ist im Gebäude der Maschinenha le platziert. Der Sekundärkreislauf besteht aus folgenden Hauptsystemen:
Hauptsystem der Dampfversorgung,
Turbogenerator (Turbine und Generator auf der gemeinsamen Welle),
Kondensations- und Vakuumsystem,
Hauptversorgungssystem der Dampfgeneratoren.
Das Haupt-Dampfversorgungssystem (Dampfrohrleitungen aus einzelnen Dampfgeneratoren und der Hauptdampfkollektor, an welchen
die Dampfrohrleitungen angeschlossen sind) liefert den Dampf aus Dampfgeneratoren in den Hochdruckteil der Turbine im Umfang der
Durchflussmengen und Druckwerte, welche alle Betriebsarten einschließen (von der Anwärmung des Systems bis zum Betrieb auf der
maximalen Leistung). Das System der Dampfversorgung schließt die Hauptdampfrohrleitungen, schnellwirkende Trennarmaturen, Si-
cherheitsventile und anschließende Dampfrohrleitungen und Verteilungsleitungen ein. Die Hauptdampfrohrleitungen werden so ausge-
legt und geführt, dass sie gleichmäßigen Dampfdruck an Eintritten in die Turbine sicherstellen. Das System enthält ebenfalls die zufüh-
renden Dampf-Rohrleitungstrassen zu Sicherheitsventilen der Dampfgeneratoren, zu Überströmstationen in die Atmosphäre und Über-
strömstationen in den Kondensator. Die Sicherheitsventile und Überströmstationen stellen die Abführung eines Teils oder der ganzen
Dampfleistung außerhalb der Turbine, und im Bedarfsfall die Drucksenkung in Dampfrohrleitungen bei der Störung der Turbine sicher.
Der Turbogenerator transformiert die Wärmeenergie des Dampfs in elektrische Energie. Die Dampfturbine ist die Kondensationsturbine,
in der Tandemanordnung mit dem Dampftrockner und dem Zwischenüberhitzer hinter dem Hochdruckteil. Der Generator ist direkt an die
Welle der Turbine angeschlossen. Die Ölwirtschaft für die Turbine und den Dampfgenerator ist in der Maschinenhalle platziert, die Ein-
richtungen der Ölwirtschaft sind gegen die Ölentweichung aus dem System gesichert. Das Kondensations- und Vakuumsystem dient zur
Kondensierung und Entgasung des Dampfes nach dem Moment, wann der Dampf seine Energie an den Turbogenerator abgegeben hat.
Die Kondensationswärme wird aus dem Dampf durch das Wasser des Tertiärkreislaufs auf der Wärmeübertragungsfläche des Konden-
sators abgenommen. Das entstandene Kondensat wird anschließend im System der Niederdruckerwärmer angewärmt, und mittels des
Hauptsystems der Versorgung der Dampfgeneratoren ist es für die Versorgung der Dampfgeneratoren und für die Wiedererzeugung des
Dampfs verfügbar.
Der Zweck des Hauptsystems der Versorgung der Dampfgeneratoren ist die Speisewasserversorgung mit entsprechenden Parametern
in den Dampfgenerator. Die Versorgungsstation schließt die Haupt-Speisepumpen und die Hilfs-Speisepumpen und die anschließenden
Rohrleitungssysteme und Armaturen ein. Auf Speisewasser-Rohrleitungstrassen zu Dampfgeneratoren sind die Regelstationen der
Versorgung installiert, welche in der Zusammenarbeit mit der Speisepumpe die Erhaltung des geforderten Speisewasserniveaus in
jedem Dampfgenerator sicherstellen.
Hilfssysteme des sekundären Kreislaufs
Die Hilfssysteme des sekundären Kreislaufs sind:
System der Entschlämmung und Klärung der Dampfgeneratoren,
Blockaufbereitung des Kondensats, soweit sie verwendet ist,

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System der Lagerung und Nachfüllung des Kondensats einschließlich der Dosierung der Chemikalien in den Sekundärkreislauf,
eingelegte Kühlkreisläufe in der Maschinenhalle,
System vom nicht wichtigen technischen Wasser (TVN), soweit es verwendet ist,
lufttechnische Systeme.
Die eingelegten Kühlkreisläufe in der Maschinenhalle dienen zur Wärmeabführung aus gewählten Pumpen und aus weiteren in der
Maschinenhalle platzierten Anlagen, und sie geben diese Wärme an den Kreislauf des nicht wichtigen technischen Wassers oder direkt
an den Hauptzirkulations-Kühlkreislauf ab.
Das System vom nicht wichtigen technischen Wasser (TVN), soweit es verwendet ist, dient zur Kühlung der Verbraucher des Sekundär-
kreislaufs, der aus Sicht der Atomsicherheit nicht wichtigen Notfall-Versorgungsquellen und des eingelegten Kühlkreislaufs.
Die lufttechnischen Systeme stellen solche Parameter der Umgebung sicher, welche die unbedingt nötigen Bedingungen für das Be-
dienpersonal und für die richtige Funktion der Technologieanlage in Räumen der Anlagen des Sekundärkreislaufs während der Be-
triebszustände und der Havariebedingungen schaffen.
Haupt-Kühlkreislauf (Tertiärkreislauf)
Das System des Kühl-(Tertiär-)Kreislaufs schließt die Kühlwasser-Pumpenstation, die Rohrleitungsverbindung in die Maschinenhalle, die
Kühlung des Kondensators des Turboaggregats, die Rohrleitungsverbindung zum Kühlturm, den eigenen Kühlturm, die Zuleitungskanäle
des gekühlten Wassers aus dem Kühlturm in die Pumpenstation und weiteres ein. Der Kühlwasserkreislauf ist ein Zirkulationskreislauf
mit der Nachfüllung der Verluste im Kreislauf durch das Rohwasser oder das in der Kühlwasser-Aufbereitungsstation aufbereitete Was-
ser.
Für die Wärmeabführung in die Atmosphäre werden Kühltürme mit dem natürlichen Zug des Typs Iterson (ein Turm oder zwei Türme
pro Block) genutzt, welche mit der Verteilung des erwärmten Wassers, den Sprühdüsen, dem Kühlsystem aus Kunststoff-Blöcken und
mit wirksamen Tropfenabscheidern, welche die Mitnahme der Wassertropfen in der strömenden Luft beschränken, ausgerüstet sind.
Äußere Betriebe (Hilfssysteme)
Die gemeinsam genutzten äußeren Betriebe dienen zur Sicherstellung der Wasserversorgung und weiterer Betriebsmedien und für
deren Behandlung. Sie schließen ein:
Wasserreservoir,
Kühlwasser-Aufbereitungsstation (ÚCHV),
chemische Wasser-Aufbereitungsstation (CHÚV - Entmineralisierungslinie),
Systeme für die Schlammverarbeitung,
Systeme für die Verarbeitung des nicht radioaktiven technologischen Abwassers einschließlich der Kläranlage des öligen Wassers,
Kläranlage (ČOV).
Der Bestandteil der äußeren Betriebe sind auch die Systeme für das kontrollierte Ablassen des Abwassers, welche die Kontrollbehälter
und die Rohrleitungstrassen einschließen. Weitere Hilfssysteme sind die Lager der Chemikalien und der technischen Gase, die Lager
der Schmierstoffe und der Kraftstoffe, die Druckluftherstellung und die Produktion vom gekühlten Wasser bzw. von weiteren Betriebs-
medien.
B.I.6.3.2.3. Elektrische Systeme
Die elektrischen Systeme stellen die Ableitung der Leistung ins Verbundsystem und ebenfalls die Arbeits-, Reserve- und Notstromver-
sorgung des Eigenverbrauchs, einschließlich der wichtigen Systeme aus Sicht der Atomsicherheit sicher. Die Hauptaufgabe der elektri-
schen Systeme ist die Sicherstellung der vorgeschriebenen qualitativen und quantitativen Parameter der Stromversorgung, welche den
gespeisten technologischen Systemen die zuverlässige Funktion ermöglichen, und im Falle der wichtigen Systeme aus Sicht der Atom-
sicherheit ermöglichen sie ebenfalls die zuverlässige Erfüllung aller vorgeschriebenen Sicherheitsfunktionen. Sie können wie folgt aufge-
teilt werden:
Ableitung der Leistung
Die Ableitung der Leistung aus dem Generator des Kraftwerkes wird über den Blocktransformator und die externe Leitung im Span-
nungsniveau von 400 kV gelöst. Die Leistung wird ins Umspannwerk Slavětice abgeleitet, welches ein Bestandteil des Übertragungssys-
tems der Tschechischen Republik ist.
Arbeitsstromversorgung für den Eigenverbrauch
Für die Arbeitsstromversorgung des Eigenverbrauchs wird die Zweigleitung aus der Ableitung der Leistung genutzt.

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Reservestromversorgung für den Eigenverbrauch
Die Reservestromversorgung für den Eigenverbrauch wird aus dem Netz 110 kV gelöst. Der Übergang zwischen der Arbeits- und Re-
servespannung wird von der Automatik gesteuert.
Systeme der gesicherten Stromversorgung für wichtige Systeme aus Sicht der Atomsicherheit
Der Bestandteil des Kraftwerksblocks sind die mehrfache Systeme der gesicherten Stromversorgung, in der Regel durch autonome
Dieselgeneratoren (beziehungsweise Verbrennungsturbinen) und Batterien, welche in einigen separaten Geschäftsbereichen installiert
werden.
Alternative Stromversorgungssysteme
Alternative Stromversorgungssysteme sind für die Bewältigung und Milderung der Folgen der Ereignisse notwendig, welche in die erwei-
terten Projektbedingungen (DEC) einschließlich der schweren Havarien gehören. Es geht in der Regel um getrennte Dieselgeneratoren
und Batterien mit der langen autonomen Betriebszeit und um zusammenhängende elektrische Anlagen.
B.I.6.3.2.4. Kontroll- und Steuerungssystem
Für das Kontroll- und Steuerungssystem wird das moderne System auf Basis der Digitaltechnologie verwendet. Die Informations- und
Steuerungssysteme werden mit Geräten so ausgerüstet, dass sie die Verfolgung, Messung, Erfassung und Beherrschung der Betriebs-
parameter ermöglichen, welche für die Sicherstellung der Atomsicherheit während des normalen und abnormalen Betriebes und unter
Havariebedingungen wichtig sind. Die Systeme werden gegen mögliche Störungen mit der genügenden Zuverlässigkeit beständig und in
der notwendigen Qualität für die Sicherstellung der Sicherheit und der Betriebsfähigkeit des Kraftwerkes sein.
Die Systeme werden hohe Stufe der Automatisierung ausnutzen. Das Bedienpersonal der Blockwarte (Operatoren) wird immer völlig
über den Zustand des Kraftwerkes informiert, und es kann jederzeit in den Steuerprozess mit Ausnahme von der Beschränkung der
Tätigkeit der Sicherheitsfunktionen eintreten.
Die Kraftwerksblöcke werden mit Schutz-Sicherheitssystemen ausgerüstet, welche:
in der Lage sind, die Zustände des abnormalen Betriebes zu erkennen und entsprechende Systeme automatisch in Funktion zu
setzen, um sicherzustellen, dass die projektierten Grenzwerte nicht überschritten werden,
in der Lage sind, die Havariebedingungen zu erkennen, und die entsprechenden für die Milderung der Folgen bestimmten Systeme
in Funktion zu setzen,
Die Schutz-Sicherheitssysteme sind die übergeordneten Tätigkeiten der Steuerungssysteme und des Bedienpersonals der Kernan-
lage in allen im Entwurf der Kernanlage vorgesehenen Zuständen, wobei das Bedienpersonal die Möglichkeit haben wird, das
Schutzsystem in Funktion manuell zu setzen.
Die Schutz-Sicherheitssysteme werden von Steuerungssystemen so getrennt, dass die Störung der Steuerungssysteme die Fähigkeit
der Sicherheitssysteme, die geforderte Sicherheitsfunktion durchzuführen, nicht beeinflusst. Die Schutz-Sicherheitssysteme werden mit
der hohen Funktionszuverlässigkeit, Redundanz und mit der Unabhängigkeit der einzelnen Kanäle so gelöst, dass keine der einfachen
Störungen den Verlust der Schutzfunktion des Systems verursacht. Für die Beschränkung des Einflusses der Störung aus der gemein-
samen Ursache wird sowohl die Funktions-, als auch die Geräte-Diversität verwendet.
Mensch-Maschine-Schnittstelle
Für die Steuerung des Betriebes der neuen Anlagen wird die moderne Mensch-Maschine-Schnittstelle verwendet, welche dem Bedien-
personal des Kraftwerkes die rechtzeitige und richtige Reaktion auf alle Zustände der Kernanlage und der Systeme des Kraftwerkes
ermöglicht. Für die Unterstützung der Entscheidung des Bedienpersonals stehen auf eine geeignete Weise angeordnete Informationen
so zur Verfügung, dass das Bedienpersonal sofortige Übersicht über den Zustand des ganzen Blocks zwecks der sicheren und effekti-
ven Steuerung hat. Die Informationen über den Betrieb und die Signalisierung der entstandenen Betriebssituation beim abnormalen
Betrieb oder unter Havariebedingungen werden so organisiert, dass die Belastung des Bedienpersonals minimiert wird.
Steuerungs- und Bedienarbeitsplätze
Das Kraftwerk wird bei allen Zuständen von Operatoren aus der Blockwarte überwacht und gesteuert. Die Blockwarte wird mit der mo-
dernen Technologie auf Basis der Computersysteme ausgerüstet. Die Steuerung der Prozesse wird mittels der Bildschirme durchge-
führt, wichtige Parameter werden an konventionellen Paneelen angezeigt. Für die Sicherheitssysteme werden selbstständige Sicher-
heitspaneele mit konventionellen Elementen verwendet. Für den Fall des Versagens der Computersysteme werden die wichtigen Über-
wachungs- und Steuerungsfunktionen auf Paneelen, welche mit konventionellen Elementen ausgerüstet werden, gesichert. Die Operato-
ren der Blockwarte werden immer über alle Angaben übersichtlich verfügen, sie werden immer völlig über den Zustand des Kraftwerkes
informiert, und sie werden immer über die Elemente für die Setzung und Erhaltung des Kraftwerkes im sicheren Zustand verfügen. Für
die Bewältigung der Havariebedingungen werden die Operatoren über genügende Mittel für die Steuerung, auf entsprechende Weise
der redundanten und diversen Mittel, und zwar sowohl direkt in der Blockwarte, als auch auf dem Reservearbeitsplatz verfügen.

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Im Falle der Unmöglichkeit der Steuerung von der Blockwarte aus wird das Kraftwerk mit dem Reservearbeitsplatz (Notwarte) ausgestat-
tet. Die Notwarte wird physisch, funktionell sowie elektrisch von der Blockwarte getrennt. Ihre Ausrüstung ermöglicht die Außerbetrieb-
setzung des Reaktors (und die Erhaltung des Reaktors im außer Betrieb gesetzten Zustand), die Sicherstellung der Restwärmeabfüh-
rung aus dem Reaktor, die Überwachung der Hauptparameter des nuklearen Blocks und die Kontrolle der Erfüllung der grundlegenden
Sicherheitsfunktionen. Die Ausrüstung der Notwarte ist für die von der Notwarte aus ausgeübten Funktionen durch ihre technische Aus-
rüstung mit der Ausrüstung der Blockwarte identisch (oder so nahe wie möglich).
Für die Unterstützung der Operatoren wird im Falle der Entstehung der Havariebedingungen weiter das technische Unterstützungszent-
rum realisiert. Dieses Zentrum wird mit Mitteln für die Kommunikation mit der Block- und Notwarte und mit weiteren Arbeitsplätzen, für
die Verfolgung der Grundparameter des Blocks und für die Verfolgung des Stands der Erfüllung der Sicherheitsfunktionen ausgerüstet.
Die neue Kernkraftanlage wird auch mit dem Havarie- und Steuerungszentrum ausgestattet, dessen Aufgabe die Steuerung und Koordi-
nierung der Tätigkeit unter Havariebedingungen ist. Das Havarie- und Steuerungszentrum wird mit dem Informationssystem ausgestat-
tet, welches alle wichtigen Informationen über den Zustand der neuen Kernkraftanlage und über Hauptparameter für die Möglichkeit von
der effektiven Steuerung und Koordinierung der Tätigkeiten bei der Entstehung der Havariebedingungen zur Verfügung stellt. Das Zent-
rum wird mit gesicherten Mitteln für die Kommunikation mit Steuerungsarbeitsplätzen der neuen Kernkraftanlage, mit der Aufsicht, Ret-
tungskorps, Organen der Staatsverwaltung, der Selbstverwaltung und mit weiteren Subjekten, welche ein Bestandteil des Systems für
die Steuerung der Havariebedingungen sind, ausgestattet. Das Zentrum wird als beständig gegen die durch die Havariebedingungen
hervorgerufenen Folgen und gegen externe Einflüsse, welche diese Bedingungen hervorrufen könnten, gelöst.
B.I.6.3.3. Bauliche Lösung
B.I.6.3.3.1. Konzept der Lösung des Bauteils des Kraftwerkes
Der Bauteil des Kraftwerkes wird prinzipiell in diese Teile aufgeteilt:
Kerninsel,
konventionelle Insel,
sonstige Objekte.
Kerninsel
Die Kerninsel wird durch Bauobjekte gebildet, welche die Technologien enthalten, welche den Betrieb des nuklearen Teiles des Kraft-
werkes unmittelbar betreffen. In Objekten der Kerninsel sind die Anlagen des Primärkreislaufs, der Sicherheits- und Hilfssysteme und die
Anlagen, wo sich der Kernbrennstoff befindet, platziert. Die typischen Repräsentanten der Bauobjekte der Kerninsel sind das Gebäude
des Reaktors und das Containment, das Gebäude der Hilfsbetriebe, das Gebäude für die Handhabung des frischen sowie ausgebrann-
ten Brennstoffs. Aus Sicht der Seismizität werden diese Objekte in die Kategorie I
1
eingeordnet, und sie erfüllen so die Anforderungen
an die seismische Beständigkeit bis zur Ebene SL-2.
Aus Konstruktionssicht werden diese Objekte als räumlich monolithische Konstruktionen mit Plattendecken gelöst. Das Gebäude des
Reaktors (einschließlich des Containments) und die Hilfsbetriebe der Kerninsel in der unmittelbaren Nähe des Gebäudes des Reaktors
haben eine gemeinsame massive Fundamentplatte, damit die Stabilität der Objekte sichergestellt wird.
Das Containment (die Schutzhülle) besteht aus der inneren hermetischen- und äußeren Schutzhülle. Die innere hermetische Schutzhül-
le wird durch eigene Konstruktion und durch Knoten der Hermetisierung (Durchgänge, Durchführungshülsen, Verschließelemente) ge-
bildet, und in ihrem inneren Raum sind die Systeme für die Temperatur- und Drucksteuerung im Inneren der hermetischen Hülle platziert
(zum Beispiel die passive Wärmeabführung, Berieselung, Wasserstoffverbrennung u. Ä.). Die innere hermetische Schutzhülle ist so
entworfen, dass sie während der mit Entweichungen der Radionuklide (einschließlich der schweren Havarien) verbundenen Havariebe-
dingungen diese Entweichungen in die Umgebung so beschränkt, dass die Strahlenfolgen für die Umgebung minimiert werden. Das
Innencontainment (Primärcontainment) ist aus Konstruktionssicht durch den vorgespannten Tubus mit der Kuppel gebildet (alternativ
Stahlschale). Die Konstruktion der äußeren Schutzhülle ist so entworfen, dass der Reaktorbehälter, der Primärkreislauf und alle zusam-
menhängenden aus Sicht der Atomsicherheit wichtigen Anlagen, welche im Containment platziert sind, gegen externe Ereignisse ge-
schützt werden (Explosion, Brand, Flugzeugabsturz, extreme meteorologische Bedingungen u. Ä.), deren Auftreten mit einer genügen-
den Wahrscheinlichkeit nicht ausgeschlossen werden kann. Bei manchen Projekten ist die Aufgabe beider Schutzhüllen in eine Hülle
verbunden, beziehungsweise die innere Hülle wird nur im Bereich der Knoten der Hermetisierung realisiert. Wenn das Containment als
Einlagen-Containment gelöst ist, so erfüllt es alle Funktionen gleichzeitig. Es geht dann wieder um den vorgespannten Tubus mit der
1
In die Kategorie I werden aus der Sicht der seismischen Beständigkeit die Konstruktionen und Systeme eingeordnet, bei denen solche Erhaltung ihrer Integrität und
Funktionsfähigkeit gefordert wird, dass sie in der Lage sind, ihre Sicherheitsfunktionen während und auch nach dem Abklingen des seismischen Ereignisses mit der
Ebene SL-2 zu erfüllen.
In die Kategorie II werden aus der Sicht der seismischen Beständigkeit die Konstruktionen und Systeme eingeordnet, für welche die erhöhte seismische Beständigkeit
so gefordert wird, dass sie beim seismischen Ereignis bis zur Ebene SL-2 die Integrität und Funktionsfähigkeit der in die Kategorie I eingeordneten Konstruktionen
und Systeme nicht gefährden.

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Kuppel. Der untere Teil wird bei dieser Lösung in der Regel noch durch einen Ring umgebaut. Das System der Schutzhülle (des Con-
tainments) erfüllt ebenfalls die Funktion der biologischen Abschirmung.
Weitere Objekte, welche mit der Kerninsel zusammenhängen (Eingangsgebäude, Gebäude der Ersatzstromquellen usw.), welche nicht
unmittelbar ans Containment grenzen, werden aus Konstruktionssicht nach ihrer Wichtigkeit gelöst. Es handelt sich meistens um räum-
lich monolithische Konstruktionen mit Plattendecken auf selbsttragenden Fundamentplatten. Bei Objekten mit der niedrigeren Wichtig-
keit, (welche mit der Atomsicherheit nicht zusammenhängen) wird in der Regel das Skelett verwendet. Die Konstruktionen, welche aus
Sicht der Seismizität in die Kategorie II eingeordnet werden, sind so angeordnet, dass sie beim Zusammenbruch die Konstruktionen der
Kategorie I nicht gefährden.
Das Konstruktionsmaterial sind vor allem der Vorspannbeton, Stahlbeton und Stahl.
Konventionelle Insel
Objekte der konventionellen Insel (auch Turbineninsel genannt) befinden sich in der an die Kerninsel auf eine geeignete Weise an-
schließenden Lage. Es handelt sich oft nur um die eigene Maschinenhalle mit dem Turbogenerator (mit der Turbine und dem Generator)
und mit zugeordneten technologischen Betrieben, welche in der Turbinenhalle platziert sind. Die Objekte der konventionellen Insel ha-
ben in der Regel eine gemeinsame Fundamentplatte. Die unterirdischen Etagen werden als monolithisches Skelett gelöst. In überirdi-
schen Etagen ist das Stahlskelett mit Stahlbeton-Decken ausgefertigt. Die Ummantelung wird durch eine Sandwichplatte gebildet. Aus
Sicht der Seismizität werden die Konstruktionen der konventionellen Insel vorwiegend in die Kategorie II eingeordnet, und sie sind so
angeordnet, dass sie beim Zusammenbruch die Konstruktionen der Kategorie I nicht gefährden.
Eine besondere Erwähnung aus Sicht der Ausscheidung des Einflusses der Schwingungen verdient die Lösung des Turbogenerator-
Gerüstes. EWs gibt zwei Lösungsansätze zur Lösung des Gerüstes. Das Gerüst wird entweder durch selbstständiges Fundament gebil-
det (von der Fundamentplatte der Maschinenhalle getrennt), oder das Fundament des Gerüstes ist auf der Fundamentplatte der Ma-
schinenhalle flexibel gelagert.
Das Konstruktionsmaterial sind vor allem der Stahlbeton und Stahl.
Sonstige Objekte
Sonstige Objekte stellen alle weiteren Dienstleistungen, Medien und Stützfunktionen für den Betrieb des Kraftwerksblocks sicher. Es
geht um Kühltürme, die Verdichterstation, die Kühlwasser-Aufbereitungsstation, die chemische Aufbereitungsstation, Ingenieurnetze,
Schaltanlagen, das Verwaltungsgebäude usw. Sie werden im Objekt so angeordnet, dass die Funktions- und Sicherheitsanforderungen
erfüllt werden, und dass sich die Objekte untereinander gegenseitig nicht negativ beeinflussen. Die gegenseitige Anordnung der Objekte
unterliegt zum großen Teil dem konkreten Stand des Standortes, also den verfügbaren Flächen für die Errichtung und der bestehenden
Infrastruktur. Was die Konstruktion und das Material anbelangt, so sind die Objekte so gelöst, dass sie ihren Zweck optimal erfüllen.
Es ist weiter nötig, die Linienbauten, die Netze, Rohrbrücken u. Ä. zu erwähnen. Diese Bauten unterscheiden sich durch ihre Lösung
nicht von ähnlichen allgemein bekannten Bauten.
B.I.6.3.3.2. Hauptbauobjekte und Komplexe
Die einzelnen Komplexe enthalten in der Regel die unten angeführten Objekte.
Objekte der Kerninsel:
Gebäude des Reaktors (es schließt das Containment, manchmal auch die Blockwarte ein),
Gebäude der Hilfsbetriebe und der Sicherheitssysteme,
Gebäude der Brennstoffwirtschaft,
Gebäude der Stromversorgung (es enthält die Energiequellen der für die Notfall-Stromversorgung),
Eingangsgebäude (es enthält die Kontrollen des Eingangs, die Labors),
Gebäude für die Behandlung der radioaktiven Abfälle,
Gebäude der Steuerungssysteme (nicht als selbstständiges Objekt nötig),
Gebäude der Sicherheitssysteme (nicht als selbstständiges Objekt nötig),
Wärmesenken der Kühlung des wichtigen technischen Wassers (Becken/Kühltürme),
Gebäude der Pumpenstation des wichtigen technischen Wassers.
Objekte der konventionellen (Turbinen-) Insel:
Gebäude der Maschinenhalle,
Austauschstation (oft der Bestandteil der Maschinenhalle),
Schaltanlage für den Eigenverbrauch (oft der Bestandteil der Maschinenhalle).
Sonstige Objekte:
Ableitung der Leistung,
Transformatoren und Reservetransformatoren,
Kühlwasser-Aufbereitungsstation,

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Chemische Wasser-Aufbereitungsstation,
Werkstätten,
Lager,
Kabelkanäle und -brücken,
Rohrkanäle und -brücken,
Kühltürme (End-Wärmesenke),
Kühlkanäle, des technischen- und Löschwassers,
Pumpenstation des technischen- und Löschwassers,
Verkehrswege, Gehwege und Parkplätze,
Außenbeleuchtung,
Anschlussgleis,
Regenleitung, Industrieabwasser- und Schmutzwasserkanalisation,
Schlammverarbeitung,
Kläranlage,
Öl-, Erdölstoff- und Schmutzstoffabscheider,
Pumpenstation der Wasserwirtschaft (Rohwasser-Pumpenstation),
Wasserreservoir,
Rückhaltebecken,
Kranlaufbahnen,
Eingangsbarrieren,
Garagen,
Verdichterstation,
Kältestation, Kühllufterzeugung,
Bürogebäude,
Betriebsgebäude,
weitere.
B.I.6.3.3.3. Städtebauliche und architektonische Lösung
Die Fläche für die Platzierung und den Aufbau der neuen Kernkraftanlage grenzt direkt ans Areal des Kernkraftwerkes Dukovany
(EDU1-4). Dieses besteht aus zwei Doppelblöcken, welche in ein gemeinsames städtebauliches Komplex verbunden sind. Das Areal hat
industrielles, räumlich und höhenmäßig ausgewogenes Aussehen mit reinen Linien und mit der gegenseitigen Symmetrie der Hauptob-
jekte von der Querachse des Areals. Die Ingenieurnetze sind vorwiegend als unterirdische Netze, die Ableitung der Leistung dann als
überirdisches Netz gelöst. Der Zubringerdienst ist ans öffentliche Straßen- und Eisenbahnnetz angeschlossen. Die Verkehrswege sind
durch Beton-(Asphalt-)Straßen und durch Gehwege gelöst. Vor Eingangsteilen ins Kernkraftwerk sind ein Parkplatz für den öffentlichen
Busverkehr und begrenzte Parkflächen für sonstige Fahrzeuge errichtet. Die unbebauten Flächen sind mit Gras versehen und durch
Sträucher und hochgewachsenes Grün ergänzt.
Das städtebauliche Konzept der neuen Kernkraftanlage wird räumlich und funktionell die bereits bestehende Struktur ergänzen. Das
Areal der neuen Kernkraftanlage wird kontinuierlich an das Areal des bestehenden Kernkraftwerkes Dukovany anschließen, wobei nach
der Beendigung der neuen Kernkraftanlage die sukzessive Ausscheidung der Objekte des bestehenden Kernkraftwerkes Dukovany zu
erwarten ist. Die Objekte der neuen Kernkraftanlage werden von der Anordnung her und räumlich primär nach Sicherheits- und Techno-
logie-Anforderungen so gelöst, dass sie die bestehende Struktur beachten, und die Beeinflussung der Landschaft so auf einem akzep-
tablen Niveau ist. Die einzelnen überirdischen Objekte sind architektonisch einfach, in üblichen geometrischen Formen. Das dominante
Element der mittleren Partie des Areals der neuen Kernkraftanlage sind die Gebäude der Reaktoren und die an sie anschließenden
Maschinenhallen. Am südlichen Rande des Areals werden die Dominante die Kühltürme mit dem natürlichen Zug bilden.
Für die gegenseitige Platzierung der Objekte der neuen Kernkraftanlage ist es aus technologisch-betrieblichen Gründen unbedingt nötig,
diese Anforderungen zu erfüllen:
Die Turbinenachse muss immer zum Gebäude des Reaktors rechtwinklig sein, damit bei der eventuellen Destruktion der Turbine
das Gebäude mit dem Reaktor sowie das Gebäude der Sicherheitssysteme durch den Rotor nicht getroffen werden..
Die Hilfsbetriebe müssen an diese zwei Gebäude zwecks der leichten Handhabung der Materialien und Medien anliegen.
Für die Minimierung der räumlichen und energetischen Ansprüche muss die Kühlwasser-Pumpenstation des Tertiär-Kühlkreislaufs in
der Nähe der Kühltürme platziert werden.
Der Kühlturm muss in einem genügenden Abstand vom Umspannwerk und von Transformatoren aus dem Grund der Eliminierung
der negativen Beeinflussung durch die Feuchtigkeit platziert sein.
Die Ableitung der Leistung muss entweder in der Längsrichtung mit der Achse der Maschinenhalle, oder rechtwinklig zu dieser Ach-
se sein.

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B.I.6.3.4. Betriebslösung
B.I.6.3.4.1. Kernbrennstoff und die Behandlung des ausgebrannten Kernbrennstoffs
Die Grund-Kommodität für den Betrieb der neuen Kernkraftanlage ist der Kernbrennstoff. Dieser wird auf dem Weltmarkt eingekauft,
welcher für die vorausgesetzte Lebensdauer der neuen Kernkraftanlage über genügende Menge des Uran-Rohstoffs für die Produktion
vom Kernbrennstoff verfügt.
Der frische Kernbrennstoff wird ins Kernkraftwerk mit dem Straßen- oder Eisenbahntransport in Transport-Verpackungsgruppen beför-
dert. Er wird in der Menge gelagert, welche den Bedarf an nächsten regelmäßigen Stillständen der Blöcke für den Brennstoffwechsel in
der Abhängigkeit vom gewählten Brennstoffzyklus, mit der notwendigen Reserve berücksichtigt. Der frische Brennstoff wird im Lager für
den frischen Brennstoff platziert, welches der Bestandteil jedes Blocks der neuen Kernkraftanlage ist, oder es wird für mehrere Blöcke
gemeinsam sein. Das Lager wird so entworfen, dass es den gelagerten Brennstoff vor den projektierten Ereignissen schützt (Erdbeben,
Hochwasser, extreme klimatische Einflüsse u. Ä.). Der Bestandteil des Lagers für den frischen Brennstoff sind die Anlagen für die Ein-
gangskontrolle des Brennstoffs und für seine sichere Lagerung und ebenfalls für die notwendige Handhabung des Brennstoffs bei seiner
Annahme und bei seinem Abtransport zum Brennstoffwechsel in den Reaktorsaal.
Unter Berücksichtigung der Tatsache, dass es bei der Nutzung des Brennstoffs im Reaktor zu Änderungen seiner Eigenschaften aus
Sicht der Effektivität der Nutzung der Spaltungsreaktion kommt, ist es nötig, die Brennelementkassetten nach der mehrjährigen Nutzung
gegen neue/frische zu wechseln. Der Austausch der gebrauchten Brennelementkassetten im Reaktor wird in der Regel kampagnemäßig
bei dem betrieblichen Stillstand durchgeführt (alle 12, 18, oder 24 Monate). Die ganze Brennstoff-Beschickung im Reaktor wird nicht auf
einmal gewechselt. Beim Wechsel wird nur ein Teil des Brennstoffs gewechselt, und ein Teil der Brennelementkassetten ändert seine
Platzierung in der aktiven Zone. Zum völligen Wechsel kommt es so sukzessiv innerhalb von einigen Jahren (in der Regel 4 bis 6).
Der Kernbrennstoff wird für ausgebrannt in dem Falle gehalten, wenn seine Wiederbeschickung in die aktive Zone des Reaktors aus
dem Becken für die Lagerung des ausgebrannten Brennstoffes nicht mehr vorausgesetzt wird. Der ausgebrannte Brennstoff wird nach
dem Herausnehmen aus dem Reaktor ins Becken für die Lagerung des ausgebrannten Kernbrennstoffs verlagert. Das wird entweder
neben dem Reaktor im Reaktorsaal, oder im Hilfsgebäude für die Brennstofflagerung platziert. Die Größe des Beckens wird den Anfor-
derungen an Platzierung des ausgebrannten Kernbrennstoffs, der innerhalb von zehn Jahren produziert wird, entsprechen, und es wird
über die ganze Zeit freien Raum für völlige Ausführung der aktiven Zone des Reaktors zur Verfügung stellen. Der Brennstoff wird im
Becken in einem kompakten Gitter, welches das integrierte Material für die Neutronenabsorption enthält, und unter einer genügenden
Wasserschicht mit dem Borsäuregehalt gelagert. Es werden dadurch die Erhaltung der genügenden unterkritischen Stufe und die Abfüh-
rung der Wärme, welche aus Zerfällen der befindlichen Radionuklide im ausgebrannten Kernbrennstoff stammt, sichergestellt.
Die Prinzipien für die Behandlung des ausgebrannten Kernbrennstoffs sind für die neue Kernkraftanlage gleich wie für die bestehenden
Kernkraftanlagen. Die Behandlung des ausgebrannten Brennstoffs beachtet das Konzept der Behandlung der radioaktiven Abfälle und
des ausgebrannten Kernbrennstoffs in der Tschechischen Republik
1
. Die Verantwortung für die sichere Behandlung des ausgebrannten
Kernbrennstoffs hat nach dem Gesetz Nr. 18/1997 GBl. (Atomgesetz) der Besitzer der Genehmigung zu tragen.
B.I.6.3.4.2. Behandlung der radioaktiven Abfälle
Die radioaktiven Abfälle (RAO) werden nach dem Atomgesetz als "Stoffe, Gegenstände oder Anlagen, welche Radionuklide enthalten,
oder durch sie verseucht sind, für welche keine weitere Nutzung vorausgesetzt wird" definiert. Nach der Verordnung Nr. 307/2002 GBl.,
über den Strahlenschutz, werden die radioaktiven Abfälle in gasförmige, flüssige und feste Abfälle unterschieden. Die festen radioakti-
ven Abfälle werden in drei Grundkategorien klassifiziert, und zwar in vorübergehende, nieder- und mittel- und hochaktive Abfälle.
Die Prinzipien für die Behandlung der radioaktiven Abfälle sind für die neue Kernkraftanlage gleich wie für die bestehenden Kernkraftan-
lagen. Die mitgeltenden staatlichen strategischen- und Programmdokumente, welche die Behandlung der radioaktiven Abfälle nach der
Finalaufbereitung betreffen, wird man jedoch so aktualisieren müssen, dass sie auch die aufbereiteten radioaktiven Abfälle aus der
neuen Kernkraftanlage berücksichtigen. Das zuständige Ressortorgan ist in diesem Falle das Ministerium für Industrie und Handel der
Tschechischen Republik.
Die gasförmigen Abfäle werden in der neuen Kernkraftanlage vor allem aus der kontinuierlichen Entgasung des Primärkreislauf-
Kühlmittels entstehen, und zwar von den durch die Radiolyse entstandenen Gasen, oder von den Gasen, welche als gasförmige Spalt-
produkte entstehen. Die gasförmigen Abfälle werden auf Staubfiltern entstaubt und entfeuchtet, und anschließend von radioaktiven
Aerosolen auf Adsorptionsfiltern befreit. Vor der Emission durch den Lüftungskamin (auf kontrollierte Weise anhand der autorisierten
1
Das Konzept ist das Ausgangsdokument, welches die Politik und Strategie des Staates und der Staatsorgane bei der Behandlung des ausgebrannten Kernbrenn-
stoffs und der radioaktiven Abfälle formuliert. Das Konzept wurde durch den Regierungsbeschluss der Tschechischen Republik Nr. 487 vom 15. Mai 2002 genehmigt,
und in Jahren 2010-2014 wurde es so aktualisiert, dass es der jetzigen Situation im Bereich der Behandlung der radioaktiven Abfälle, dem Stand der Vorbereitung
des Tiefenlagerstätte, den legislativen Änderungen, Programmdokumenten der Regierung und den internationalen Erfahrungen und Trends entspricht. Ein weiterer
Grund für die Durchführung der Aktualisierung des Konzepts sind die neu definierten Anforderungen der Richtlinie des Rates 2011/70/Euratom. Der Entwurf des ak-
tualisierten Konzepts wurde von der Regierung am 15. Dezember 2014 genehmigt. Vor der endgültigen Genehmigung wird das aktualisierte Konzept der Gegenstand
der Beurteilung der Umweltauswirkungen sein (SEA).

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Grenzwerte als Emissionen in die Atmosphäre) werden die radioaktiven Gase über eine geeignete Zeit im System der Verzögerungslei-
tungen oder in den sogenannten Verzögerungsbehältern aufgehalten, wo es durch den natürlichen Zerfall zur Senkung ihrer Aktivität
kommt.
Die flüssigen Abfälle werden vor allem bei der Reinigung des Primärkreislauf-Kühlmittels entstehen. Das Kühlmittel wird auf mechani-
schen Filtern und Ionenaustauschern von Schmutzpartikeln befreit, die entstandenen radioaktiven Abfälle werden anschließend verdich-
tet. Eine weitere Energiequelle der flüssigen radioaktiven Abfälle können die Wäschereien der verseuchten Kleidungen, die Duschanla-
gen, Dekontaminationstätigkeiten u. Ä. sein. Diese Abfälle werden in ähnlicher Weise verarbeitet. Die Verarbeitung der flüssigen radio-
aktiven Abfälle ermöglicht die Wiederverwertung des Kühlmittels und eines Teils der Chemikalien im Primärkreislauf. Die flüssigen
Emissionen werden auf eine kontrollierte Weise anhand der autorisierten Grenzwerte emittiert, die Konzentrate und Suspensionen der
abgesättigten Ionenaustauscher werden vor deren weiteren Behandlung in Behältern mit geeigneten Eigenschaften gelagert.
Die festen radioaktiven Abfä le werden die abgesättigten radioaktiven Filter aller Arten, die aktivierten oder verseuchten Teile der ausge-
tauschten Technologie bei Wartungsarbeiten und die verseuchten Materialien, welche aus der kontrollierten Zone stammen, darstellen.
Die festen Abfälle werden in Sammelstellen gesammelt, aus Sicht der Aktivität und der Art deren weiteren Behandlung sortiert (zum
Beispiel in verbrennbare, pressbare, unverbrennbare, unpressbare). Die festen radioaktiven Abfälle werden vor deren weiteren Behand-
lung in Fässern und/oder in abgeschrirmten Lagerzellen platziert.
Die radioaktiven Abfälle werden nach der Finalaufbereitung in der ÚRAO Dukovany gelagert.
B.I.6.3.4.3. Behandlung der konventionellen Abfälle
Das Kraftwerk Dukovany verfügt über keine eigene Anlage für die Nutzung oder Entsorgung der Abfälle. Die Abfälle werden den autori-
sierten Personen übergeben, welche vertraglich deren Recycling oder Entsorgung sicherstellen. Während des Betriebes werden die
Abfälle aus der neuen Kernkraftanlage ähnlich wie beim EDU1-4, im Einklang mit dem Abfallgesetz, behandelt.
B.I.6.3.4.4. Wasserwirtschaftsanschluss und -systeme
Die neue Kernkraftanlage wird mit Systemen der Wasserversorgung und -aufbereitung und mit Systemen für Abwasser- und Nieder-
schlagwasseraufbereitung und -abführung ausgerüstet.
Wasserversorgungssysteme
Die Wasserversorgungssysteme schließen das Trinkwassersystem, das Löschwassersystem und das Rohwassersystem ein.
Das Trinkwassersystem wird die Wasserversorgung für die Sozialzwecke, also für den persönlichen Verbrauch der Mitarbeiter, ein-
schließlich der Deckung der Wasserversorgung für die hygienischen Zwecke und für die Verpflegung sicherstellen. Das Trinkwasser
wird auch als Nutzwasser zum Beispiel für die Aufräumarbeiten. Die Trinkwasserversorgung wird unabhängig von der bestehenden
Zweigrohrleitung für das EDU durch neue Zweigrohrleitung aus der Wasserleitung Slavětice - Moravský Krumlov durchgeführt.
Das Löschwassersystem des Areals der neuen Kernkraftanlage wird vom jetzigen System EDU 1-4 unabhängig sein, es wird jedoch
ähnlich konzipiert. Die Löschwasserquelle ist der Zirkulationskühlkreislauf jedes Blocks der neuen Kernkraftanlage. Das in diesem Sys-
tem akkumulierte Wasservolumen (Becken unter dem Kühlturm, Auflauf, die Auffangbehälter der Kühlwasser-Pumpenstation und die
Rohrleitungen mit dem erwärmten und abgekühlten Kühlwasser) wird genügenden Vorrat für die Durchführung des Löscheingriffes
sicherstellen.
Das Rohwassersystem wird zur Nachfüllung der Verluste in Kühlkreisen des Kraftwerkes und für die Produktion vom entmineralisierten
Wasser dienen. Die dominante Verbrauchskomponente (mehr als ca. 98 %) bildet die Nachfülung des Zirkulationskreislaufes, also die
Deckung der Verluste, welche infolge der Enschlämmung des Zirkulationswassers und der Verdampfung aus Kühltürmen entstehen.
Das System wird aus der Pumpenstation, den Druckrohrleitungen, dem Wasserreservoir und den Gefällerohrleitungen, welche für beide
Blöcke der neuen Kernkraftanlage gemeinsam sind, bestehen. Die Rohwasserquelle für die neue Kernkraftanlage ist der Fluss Jihlava
(spezifisch die Talsperre des Wasserwerks Mohelno), genauso wie dies für das bestehende EDU1-4 der Fall ist.
Für die Wasserversorgung wird die Erweiterung/Stärkung der bestehenden Rohwasser-Pumpenstation (am rechten Ufer der Talsperre
des Wasserwerkes Mohelno platziert), die Erweiterung des Korridors der bestehenden Druck- und Gefällerohrleitungen, die Erweiterung
des Wasserreservoirs bzw. die Platzierung weiterer Wasserwirtschaftsanlagen vorausgesetzt. Unter der Erweiterung versteht man die
Rekonstruktion der bestehenden Anlagen mit dem Einschließen der Möglichkeit von der Errichtung neuer Teile. Alternativ ist die Errich-
tung der neuen Pumpenstation, der Druck- und Gefällerohrleitungen und des Wasserreservoirs möglich, und zwar so dass sie in der
Nähe der jetzigen Technologien platziert werden (im Falle dieser Lösung wird vorgesehen, dass die Druckrohrleitungen durch verkürzte
Trasse geführt werden). Die Wahl zwischen diesen Arten der Wasserversorgung stellt keine Varianten für die Bewertung der Umweltein-
flüsse dar. Die Finallösung wird anhand der Analyse der Wasserwirtschaftslösung gewählt, welche besonders die Sicherstellung der
zuverlässigen Wasserversorgung berücksichtigt, und sie wird in der Dokumentation der Einflüsse des Vorhabens auf die Umwelt ange-
führt.

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Systeme für die Abwasser- und Niederschlagwasseraufbereitung und -abführung
Es handelt sich um die Systeme für die Sammlung, Reinigung und Abführung des Industrie- und Schmutzwassers (Abwassers) und
weiter für die Niederschlagwasserabführung.
Im Rahmen des Betriebes der neuen Kernkraftanlage wird ganze Reihe von Abwässern industriellen Charakters entstehen. Es geht
besonders um diese Arten der industriellen Abwässer:
Abwässer aus der kontrollierten Zone,
Entschlämmung aus Kühlsystemen,
aggressive Abwässer aus Systemen der Wasseraufbereitung und -reinigung,
ölige Abwässer.
Für den Bedarf der neuen Kernkraftanlage wird ein ganz neues System der Sammlung, Reinigung und Abführung der industriellen Ab-
wässer realisiert, welches vom bestehenden System EDU1-4 unabhängig ist. Für die Sammlung und Abführung der industriellen Ab-
wässer wird im Areal der neuen Kernkraftanlage das System der Industriekanalisation gebildet. Je nach dem Charakter der Abwässer
wird das System in Untersysteme aufgeteilt. Die Entschlämmungen aus Kühlkreisen werden in den Kontrollbehälter für industrielle Ab-
wässer abgeleitet. Die öligen Abwässer werden auf Anlagen für die Ölabscheidung gereinigt und anschließend in den Kontrollbehälter
für industrielle Abwässer abgeleitet oder ins Zirkulationskühlkreis eingeführt. Aggressive Abwässer werden neutralisiert und anschlie-
ßend ebenfalls in den Kontrollbehälter für industrielle Abwässer abgeleitet. In den Kontrollbehälter für industrielle Abwässer werden
ebenfalls die Abwässer aus der kontrollierten Zone abgeleitet, welche durch die radiochemische Kontrolle am Austritt aus dem speziel-
len Kontrollbehälter gekommen sind, und sie werden durch weitere Kontrolle im Behälter für industrielle Abwässer kommen. Die Abwäs-
ser werden anschließend über den End-Industriewassersammler auf kontrollierte Weise in Rezipienten abgelassen, was der Fluss Jihla-
va ist (Talsperre des Wasserwerkes Mohelno). Für die Abführung der Abwässer in den Rezipienten wird die neue Kernkraftanlage mit
zwei Rohrleitungen ausgerüstet. Auf Rohrleitungen können kleine Wasserkraftwerke für die Nutzung der Energie der Abwässer platziert
werden.
Außer dem System der Industriekanalisation wird im Areal der neuen Kernkraftanlage auch das System der Schmutzwasserkanalisation
errichtet, welches vom bestehenden System für das EDU1-4 ganz unabhängig ist. Das System wird in die Kanalisation für die Abführung
des Schmutzwassers aus der kontrollierten sowie nicht kontrollierten Zone aufgeteilt, wobei beide Kanalisationen in die neue mecha-
nisch-biologischen Kläranlage (ČOV) eingeführt werden. Das gereinigte Schmutzwasser wird in den oben erwähnten Behälter für indust-
rielle Abwässer und weiter mit ihnen in den Rezipienten abgeführt. Während des Aufbaus wird die Kanalisation genutzt, welche das
gereinigte Schmutzwasser ins bestehende Auffangbecken am Bach "Skryjský potok" (und weiter durch den bestehenden Lauf von
"Skryjský potok") abführt.
Für das Niederschlagwasser wird ein Auffang-, Abführungs- und Reinigungssystem errichtet. Das Auffangen und die Regelung des
Oberflächenabflusses des Niederschlagwassers aus Flächen des Vorhabens, d.h. des Areals der neuen Kernkraftanlage (Hauptbaustel-
le) sowie aus der Baustelleneinrichtung wird durch ein geeignet entworfenes neues Kanalsystem mit der Einmündung in den Rezipien-
ten realisiert. Das Niederschlagwasser aus dem größeren Teil des Areals der neuen Kernkraftanlage (Hauptbaustelle) und aus dem
westlichen Teil der Baustellen-Einrichtung werden in der nördlichen Richtung ins bestehende Auffangbecken am Bach "Skryjský potok"
(und weiter durch den bestehenden Lauf von "Skryjský potok") abgeleitet. Unter Berücksichtigung der Neigungsverhältnisse des Gebie-
tes wird das Niederschlagwasser auch in andere Einzugsgebiete abgeführt - aus der Fläche des südlichen Teiles der Hauptbaustelle
(d.h. rund um die Fläche des Kühlturms) und des westlichen und südlichen Teils der Baustelleneinrichtung in der südlichen Richtung in
den Bach "Lipňanský potok" und aus dem südöstlichen Teil der Baustelleneinrichtung in den Bach "Heřmanický potok".
B.I.6.3.4.5. Bindung an externe Stromnetze
Die elektrische Leistung jedes Blocks der neuen Kernkraftanlage wird durch die überirdische Linie 400 kV ins Umspannwerk Slavětice
abgeleitet. Von dort aus wird mittels der zwei unterirdischen Leitungen 110 kV ebenfalls die Reservestromversorgung für den Eigenver-
brauch sichergestellt.
Für die Stromversorgung der Baustelle ist die Kabelleitung 110 kV (Trasse durch die Fläche C aus dem Umspannwerk Slavětice) und
die Stromversorgung aus bestehenden verstärkten Freiluftleitungen 22 kV, welche sich in der Umgebung vom EDU (auch außerhalb der
Fläche C) befinden, vorgesehen.
B.I.6.3.4.6. Verkehrsanbindung
Die Kommunikationsanbindung der neuen Kernkraftanlage wird sowohl ans Straßen-, als auch Eisenbahnnetz durchgeführt. Die Anbin-
dung an den Straßenverkehr wird durch den Anschluss an die Straße II/152 gelöst, welche am bestehenden Kraftwerk und an der Flä-
che für die Platzierung des Vorhabens vorbeiläuft. Die Anbindung an den Eisenbahnverkehr wird durch die Verlängerung des bestehen-
den Anschlussgleises, welches das bestehende Kraftwerk bedient, und welches ans Eisenbahnnetz in der Station Rakšice angeschlos-
sen ist, gelöst.

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B.I.6.3.4.7. Personalsicherstellung
Für den Betrieb und die Wartung der neuen Kernkraftanlage werden beim normalen Betrieb ca. 800 Personen (ein Block) bzw. 1200
Personen (zwei Blöcke) vorausgesetzt. Beim regelmäßigen Stillstand eines der Blöcke erhöht sich diese Anzahl um ca. 1000 Personen.
B.I.6.3.5. Angaben zum Baugeschehen
Bei der Errichtung der neuen Kernkraftanlage werden die Bauarbeiten und Konstruktionstätigkeiten auf:
der Hauptbaustelle und
in den Korridoren der zusammenhängenden Infrastruktur-Netze verlaufen.
Arbeiten auf der Hauptbaustelle
Die Haupt-Aufbauphasen sind wie folgt:
Vorbereitungsarbeiten auf der Baustelle,
Bauarbeiten,
Montage der mechanischen Systeme und Anlagen,
Montage der elektrischen Systeme und Steuer- und Kontrollsysteme,
Prüfungen.
Die Vorbereitungsarbeiten auf der Baustelle beruhen vor allem auf der Vorbereitung und Realisation der Begrenzung und Sicherstellung
der Baustelle, der Systeme für die Lieferung der Stoffe und Energien und weiter der Technologie-, Personal- und Verkehrsbindungen.
Die Baustelle wird mit der notwendigen Bau- und Montagetechnik ausgerüstet, es wird die Nutzung der schweren Erd-Mechanisierung
und der Turmkräne vorausgesetzt. Der Aufbau selbst wird durch die Terraingestaltungen und Erdaushubarbeiten, in der Verbindung mit
der Gestaltung der Fundamentfuge eingeleitet. An diese Tätigkeiten wird die Gründung der Blöcke, also die Armierung und die Betonie-
rung der Platte des Kernkraftblocks (Kerninsel) anschließen. Ähnliche Tätigkeiten werden auf dem sekundären Teil (Turbineninsel) und
auf anderen Objekten verlaufen. Der Umfang und die Zusammensetzung der einzelnen Baukonstruktionen werden vom Lieferanten des
Baus abhängen. Im Laufe der Bauarbeiten werden gleichzeitig die eingebauten technologischen Teile und Elemente abgesetzt, welche
nachträglich in den fertigen Bau (zum Beispiel aus Abmessungsgründen) und in den durch die Elemente verbetonierten Bau nicht mon-
tiert werden können.
Nach der Beendigung der Aufbaufreiheit werden die sukzessive Montage der Technologie (der Betriebskomplexe), dann die Montage
der elektrischen Anlage und der Kontroll- und Steuersysteme folgen. Die Montagearbeiten werden durch individuelle Prüfungen der
Anlage und durch sukzessive Prüfungen der einzelnen Teilsysteme und durch die Überprüfung deren Bereitschaft für die Inbetriebnah-
me des Kraftwerksblocks abgeschlossen. Weitere Arbeiten werden an die Überprüfung der Projektfunktionen bei der sukzessiven Inbe-
triebnahme der kerntechnischen und nicht kerntechnischen Anlagen auf einzelnen Leistungsniveaus bis zur vollen projektierten Leistung
gerichtet.
Nach der Beendigung des Aufbaus werden die Flächen der Baustelleneinrichtung rekultiviert.
Die vorausgesetzte gesamte Bauzeit eines Blocks beträgt bis 10 Jahre (nach dem Baubeginn bis zur Aufnahme des Probebetriebs). Die
Gesamtzahl der Arbeitsplätze beim Aufbau von einem Block ist ca. 3000, beim Gleichlauf vom Aufbau vom ersten und zweiten Block bis
ca. 4800.
Arbeiten in den Korridoren der zusammenhängenden Infrastruktur-Netze
Es handelt sich um die Errichtung der Stromleitungen für die Ableitung der Leistung, für die Reservestromversorgung für den Eigenver-
brauch und die Baustelleneinrichtung, die Verlegungen der bestehenden Stromleitungen und weiter um die Rohrleitung für die Rohwas-
serversorgung und die Abführung der Abwässer und des Regenwassers.
Die Errichtung der überirdischen elektrischen Leitungen (Ableitung der Leistung, hervorgerufene Verlegungen der bestehenden Leitun-
gen) wird auf der Betonierung der Fundamente für einzelne Masten, der Konstruktion der Masten und dem Ziehen und Spannen der
Leitungen beruhen. In diesem Falle wird kein Arbeitsstreifen über die ganze Leitungslänge gefordert, es reicht die Zufahrt zu einzelnen
Mastplätzen. Die Errichtung der unterirdischen Stromleitung (Reservestromversorgung für den Eigenverbrauch), einschließlich der Ver-
bindungskammern, wird im Arbeitsstreifen mit der Breite von ca. 15 m realisiert, in welchem der Ackerboden deponiert und die Bewe-
gung der Technik sichergestellt wird. Nach der Verlegung der Leitung und der Durchführung der Verschüttung wird das Terrain zum
ursprünglichen Niveau gestaltet (auf landwirtschaftlichen Grundstücken wird der Ackerboden wieder ausgebreitet) und die Flächen
werden zum ursprünglichen Zweck zurück gebracht.
Die Rohrleitungstrassen des wasserwirtschaftlichen Anschlusses, einschließlich der Kontrollschächte, werden bei der unterirdischen
Lösung im Arbeitsstreifen mit der Breite von ca. 36 m (in Waldabschnitten verengt) über die ganze Länge der Rohrleitung realisiert. In
diesem Streifen werden der Ackerboden und die Aushuberde abgedeckt und deponiert, es wird in ihm weiter der eigene Rohrgraben
realisiert und es wird sich in ihm der Raum für die Montage der Rohrleitung und die Bewegung der Mechanisierung befinden. Nach der
Verlegung der Rohrleitung und der Durchführung der Verschüttung wird das Terrain zum ursprünglichen Niveau gestaltet (auf landwirt-

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schaftlichen Grundstücken wird der Ackerboden wieder ausgebreitet) und die Flächen werden zum ursprünglichen Zweck zurück ge-
bracht.
In beiden Fällen geht es um die Bauzeit bis 1 Jahr.
B.I.6.3.6. Angaben zur Beendigung des Betriebes
Unter der Beendigung des Betriebes versteht man, im Sinne der Verordnung Nr. 185/2003 GBl., über die Stilllegung der Kernanlage
oder der nuklearen Arbeitsstätte der III. oder IV. Kategorie, in der gültigen Fassung,
"Komplex der Tätigkeiten, welche an die Beendi-
gung der Nutzung der Kernanlage oder der nuklearen Arbeitsstätte, oder deren Nutzung zu anderen Tätigkeiten, als für welche die
Betriebsgenehmigung ausgegeben wurde, gerichtet werden"
.
Die Beendigung des Betriebes ist die erste Etappe der Stilllegung. Die Haupttätigkeiten in dieser Etappe der Beendigung des Betriebes
schließen die Außerbetriebsetzung des Reaktors und die Inspektion des Zustandes aller Anlagen, die Ausführung des ausgebrannten
Kernbrennstoffes ins Becken des Blocks und nach seiner Abkühlung den durchlaufenden Abtransport ins Lager für den ausgebrannten
Kernbrennstoff, die Entwässerung und Austrocknung der nicht betriebenen Systeme, die Probenahme für die Festlegung des Inventars
der Radioaktivität der außer Betrieb gesetzten, entwässerten und ausgetrockneten Systeme, die Entfernung der Betriebsflüssigkeiten
aus Systemen, die Dekontamination zwecks der Senkung der Dosisleistungen, die Verarbeitung und Aufbereitung der Abfälle aus der
Dekontamination, die Entsorgung der gefährlichen Materialien und Abfälle, die Verarbeitung und Aufbereitung der unbrauchbaren Io-
nenaustauscher und weiterer Betriebsabfälle, die Überwachung der ionisierenden Strahlung, die Sicherstellung des physischen Schut-
zes des Areals, die Sicherstellung der Havariebereitschaft, die Trennung der weiterhin betriebenen Anlagen und die Beschaffung der
Grundanlagen und Materialien für Bedürfnisse der Tätigkeit bei der Stilllegung ein.
Der Beginn der Stilllegung wird durch den Stand charakterisiert, wann aus dem Kraftwerk der sämtliche ausgebrannte Kernbrennstoff
sowie alle radioaktiven Betriebsabfälle ausgeführt sind. Das Ziel der Stilllegung des Kernkraftwerkes ist die Ermöglichung der Nutzung
des Areals des Kraftwerkes, beziehungsweise seiner Teile für andere Zwecke. Aus Sicht der Anforderungen der bestehenden Gesetz-
gebung werden zwei Arten der Stilllegung erwogen:
sofortige Stilllegung (ohne Schutzschließung), wann die Stilllegungstätigkeiten kontinuierlich ohne Zeitverzögerung verlaufen wer-
den,
verzögerte Stilllegung (mit der Schutzschließung), wann die Stilllegungstätigkeiten unterbrochen verlaufen werden, und zwischen
einzelnen Etappen kann es eine Zeitverzögerung geben.
Abb. B.18: Sofortige Stilllegung
Betrieb
Provoz
Stilllegung
Vyřazování
Aufnahme des Betriebes
Zahájení provozu
Endgültige Stilllegung
Konečné odstavení
Planung
Plánování
Demontage
Demontáž
Abbrucharbeiten
Demolice
Beendigung des Betriebes
Ukončení provozu
Liquidation
Likvidace
Beendigung der Stilllegung
Ukončení vyřazování

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Abb. B.19: Verzögerte Stilllegung
Betrieb
Provoz
Stilllegung
Vyřazování
Planung
Plánování
Vorbereitung für die Schließung
Příprava na uzavření
Sichere Schließung
Bezpečné uzavření
Aufnahme des Betriebes
Zahájení provozu
Endgültige Stilllegung
Konečné odstavení
Planung
Plánování
Demontage
Demontáž
Abbrucharbeiten
Demolice
Beendigung der Stilllegung
Ukončení vyřazování
Beendigung des Betriebes
Ukončení provozu
Schutz-Schließung
Ochranné uzavření
Liquidation
Likvidace
Das Konzept der Beendigung des Betriebes, bzw. der Stilllegung wird im Laufe des ganzen Prozesses der Vorbereitung, Realisation und
der Inbetriebnahme und des Betriebes der neuen Kernkraftanlage gelöst und präzisiert, und zwar in Dokumentationen, welche für die
Ausgabe der einschlägigen Genehmigungen vorgelegt werden.
Die Stilllegung der Kernanlage wird der Gegenstand der Beurteilung der Umwelteinflüsse nach der gültigen Gesetzgebung in der Zeit
ihrer Vorbereitung sein (derzeit wäre das einschlägige Gesetz das Gesetz Nr. 100/2001 GBl., über die Beurteilung der Umwelteinflüsse,
in der gültigen Fassung).
B.I.6.4. Spezifische Angaben zu weiteren Anlagen am Standort
In diesem Kapitel werden die spezifischen Angaben und Anforderungen beschrieben, welche sich auf die anderen Kernkraftanlagen am
Standort Dukovany beziehen.
B.I.6.4.1. Übersicht der sonstigen Kernenergieanlagen am Standort
Am Standort Dukovany befinden sich folgende Kernanlagen:
Kernkraftwerk Dukovany (Betreiber ČEZ, a. s.),
zwei Lager für den ausgebrannten Kernbrennstoff (Betreiber ČEZ, a. s.),
Lagerstätte der radioaktiven Abfälle (Betreiber SÚRAO).
Weitere Kernanlagen (mit Ausnahme von der neuen Energiequelle, welche der Gegenstand des Vorhabens ist) werden am Standort
nicht vorbereitet.
Bei der Beurteilung der Einflüsse des Vorhabens der neuen Kernkraftanlage auf die Umwelt werden die mitwirkenden Einflüsse der
angeführten Kernanlagen berücksichtigt. Für den bedeutendsten Einfluss muss dabei der Einfluss des parallelen Betriebes der Kern-
kraftwerke gehalten werden (d.h. der vorbereiteten neuen Kernkraftanlage und des bestehenden Kraftwerkes). Die zusammenwirkenden
Einflüsse weiterer Kernanlagen, d.h. der Lager für den ausgebrannten Kernbrennstoff und der Lagerstätte der radioaktiven Abfälle, sind
(unter Berücksichtigung der Tatsache, dass aus ihnen keine Radionuklide in die Umwelt emittiert werden) weniger bedeutend.
Mehr ausführliche Angaben über die angeführten Kernanlagen sind im folgenden Text angeführt.
Kernkraftwerk Dukovany
Das Kernkraftwerk Dukovany (EDU) wird durch vier Kraftwerksblöcke des Typs VVER-440/213 gebildet, von denen jeder derzeit die
installierte elektrische Leistung von ca. 510 MW
e
(erreichbare elektrische Leistung von ca. 500 MW
e
) und die Wärmeleistung von
ca. 1444 MW hat. Der Aufbau des Kraftwerkes wurde im Jahre 1979 eingeleitet, der erste Block wurde im Mai 1985 in Betrieb genom-
men, im Jahre 1986 wurden der zweite und der dritte Block in Betrieb genommen, und im Jahre 1987 wurde der vierte Block in Betrieb
genommen.

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BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
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Ausgabe: 01
Das Kraftwerk ist in zwei Hauptproduktionsblöcken konzipiert, von denen jeder zwei Reaktoren mit allen direkt zusammenhängenden
Anlagen einschließlich der Maschinenhalle mit Turbogeneratoren enthält. Das technologische Schema des Blocks besteht aus zwei
Kreisen. Der Primärkreislauf jedes Blocks enthält 6 Schleifen, von denen jede den Dampfgenerator, die Haupt-Umwälzpumpe, die Ab-
sperrarmaturen und die Verbindungsrohrleitung enthält. Die Dampfgeneratoren sind an zwei Dampfsammler angeschlossen, wobei der
Dampf beim Druck von ca. 4,75 MPa und bei der Temperatur von ca. 260 °C auf zwei Turboaggregate geführt wird. Die Anlagen des
Primärkreislaufs sind in der hermetischen Schutzhülle mit dem passiven System für die Druckunterdrückung platziert (Bubbler).
Das Kraftwerk hat zahlreiche Modernisierungen erfahren, wobei zu den bedeutendsten und umfangreichsten Aktionen in der letzten Zeit
der Austausch der Rotoren der Niederdruckteile der Turbinen und die komplexe Modernisierung des Kontroll- und Steuersystems gehö-
ren. Im Zusammenhang mit Ergebnissen der Stress-Tests verläuft derzeit im Kraftwerk Dukovany die Realisation von einigen ergänzen-
den Maßnahmen zwecks weiterer Erhöhung der Sicherheit und Beständigkeit der Blöcke vor allem gegen externe Risiken. Es geht vor
allem um die Änderung der Kühlung des wichtigen technischen Wassers durch die Realisation der End-Wärmesenke (neu mittels der
Ventilator-Kühltürme), die Ergänzung der dritten Superhavarie-Speisepumpe für die Ereignisse des Typs SBO (Station Blackout), die
Ergänzung des Diversity-Systems für die Havarie-Nachfüllung des Beckens für die Lagerung des ausgebrannten Kernbrennstoffs und
des geöffneten Reaktors beim SBO und die Ergänzung des neuen Wechselstrom-Ersatznetzes und der neuen Wechselstrom-Notquelle
- der Dieselgeneratoren für die Bewältigung der Havariebedingungen, welche in der ursprünglichen Projektlösung nicht vorgesehen sind.
Die Beendigung des Kraftwerkbetriebes wird im Zeitraum 2035 bis 2045 vorgesehen.
Lager für den ausgebrannten Kernbrennstoff
Derzeit befinden sich im Areal EDU zwei Lager für den ausgebrannten Kernbrennstoff, welche als selbstständige Kernanlagen lizenziert
sind:
Im Jahre 1995 wurde das Zwischenlager für den ausgebrannten Kernbrennstoff (MSVP) in Betrieb genommen, welches zur zeitweiligen
(über Jahrzehnte) und sicheren Lagerung des ausgebrannten Kernbrennstoffs aus Reaktoren des Typs VVER dient. Der ausgebrannte
Kernbrennstoff wird im Zwischenlager in Verpackungskomplexen des Typs B(U)F (CASTOR 440/84) gelagert. Der letzte Verpackungs-
komplex wurde ins Zwischenlager im Jahre 2006 eingebracht, es wurde dadurch die Gesamtkapazität vom MSVP 600 t TK (Schwerme-
tall), d.h. 60 Stk. Verpackungskomplexe gefüllt.
Im Jahre 2008 wurde das Lager für den ausgebrannten Kernbrennstoff (SVP) in Betrieb genommen, dessen Kapazität 1340 t TK
(Schwermetall), d.h. 133 Stk. Verpackungskomplexe beträgt.
Die Lager für den ausgebrannten Kernbrennstoff setzen aus dem Prinzip ihrer Technologie (Trockenlagerung in Verpackungskomple-
xen) keine Radionuklide in die Umwelt frei.
Lagerstätte für radioaktive Abfälle
Die nieder- und mittelaktiven radioaktiven Abfälle, welche beim Betrieb der Kernenergieanlagen in der Tschechischen Republik entste-
hen, werden in der Lagerstätte für den radioaktiven Abfall (ÚRAO) Dukovany deponiert. Der Aufbau der Lagerstätte wurde im Jahre
1987 aufgenommen, im Dauerbetrieb ist sie seit dem Jahre 1995. Im Einklang mit dem Atomgesetz ist die Lagerstätte seit dem 1. Janu-
ar 2000 im Besitz des Staats und sie wird von der Organisationseinheit des Staats betrieben, welche die eben für diesen Zweck durch
das Atomgesetz errichtete Verwaltung der Lagerstätten für radioaktive Abfäle (SÚRAO) ist. Die bestehende Kapazität der Lagerstätte
beträgt 55 000 m
3
, d.h. ca. 180 000 Fässer.
Die festen und flüssigen radioaktiven Abfäle, welche beim Betrieb der Kernkraftwerke (EDU, ETE) entstehen, werden nach der Aufbe-
reitung in 200 l-Fässer deponiert. Die Fässer werden anschließend in Containern in die ÚRAO Dukovany transportiert, wo sie in Stahlbe-
ton-Behälter deponiert werden.
Aus Sicht der Sicherheit ist die Lagerstätte durch das Mehrbarrierensystem gesichert, welches die Entweichung der radioaktiven Stoffe
in die Umwelt verhindert. Die einzelnen Barrieren sind Isolationsschichten, welche die Innenräume der Behälter von der Umwelt trennen,
die Konstruktion der Behälter, die Betonfüllung zwischen einzelnen Fässern mit dem Abfall und die Wände der Fässer, beziehungsweise
die Bitumenmatrix, in welcher die Abfälle fixiert werden.
Im Einklang mit den legislativen Anforderungen wird der Standort der Lagerstätte sowie ihre Umgebung überwacht (Überwachung der
Arbeitsstätte, der Personen, Emissionen und der Umgebung), das Überwachungsprogramm wird von der SÚJB genehmigt. Im Rahmen
der Verfolgung der Isolationsfunktion der Lagerstätte sind zwei Entwässerungssysteme errichtet, welche das Wasser aus der Umgebung
der Lagerstätte in einen Kontrollbehälter abführen, in welchem die Aktivität kontrolliert wird, die Überwachung schließt unter anderem
auch die Abnahme und Analyse der Grundwasserproben aus Bohrlöchern ein. Für den Vergleich mit gegenwärtigen Messungen wurde
schon vor der Aufnahme des Betriebes der Lagerstätte die Überwachung der Umweltkomponenten durchgeführt, der aktuelle Stand
zeigt keine Beeinflussung der Umgebung durch den Einfluss des Betriebes der Lagerstätte an.

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B.I.6.4.2. Erwogener Zeitplan des Betriebes und der Stilllegung der Kernenergieanlage am Standort
Für die Spezifikation des Zeitverlaufs der zusammenwirkenden Einflüsse der neuen Kernkraftanlage mit weiteren Anlagen am Standort,
ist der Zeitplan für die Errichtung, Betrieb und die Stilllegung der einzelnen Kernanlagen am Standort erstellt. In den Zeitplan sind fol-
gende bestehenden und vorbereiteten Kernanlagen eingeschlossen:
neue Kernkraftanlage mit der Erweiterung des ersten und zweiten Blocks (NJZ5, NJZ6)
bestehendes Kraftwerk (EDU1-4),
Zwischenlager für den ausgebrannten Kernbrennstoff (MSVP),
Lager für den ausgebrannten Kernbrennstoff (SVP),
Lagerstätte für radioaktive Abfälle (ÚRAO).
Abb. B.20: Zeitverlauf der zusammenwirkenden Einflüsse der Kernenergieanlagen am Standort Dukovany
Bemerkung: volle Linie im dunklen Farbton - vorausgesetzte Betriebsdauer,
schraffierte Linie – Variabilität in der vorausgesetzten Betriebsdauer
leere Linie - vorausgesetzte Bauzeit/Stilllegungszeit.
Die vorausgesetzte Zeit des Gleichlaufs des ersten Blocks der neuen Kernkraftanlage (d.h. NJZ5) mit dem Betrieb EDU1-4 wird konser-
vativ in der Länge von max. 10 Jahren vorausgesetzt
1
. Der zweite Block der neuen Kernkraftanlage (d.h. NJZ6) wird in vollen Betrieb
erst nach der Beendigung des Betriebes EDU1-4 genommen. Das bedeutet, dass der Gleichlauf des Betriebes beider Blöcke der neuen
Kernkraftanlage mit dem Betrieb EDU1-4 nicht eintritt.
Der parallele Leistungsbetrieb der Kernkraftanlagen (d.h. NJZ5 und EDU1-4) muss für den bedeutendsten zusammenwirkenden Einfluss
gehalten werden, welcher bei der Bewertung der Umwelteinflüsse in der Dokumentation der Einflüsse des Vorhabens auf die Umwelt im
maximalen Umfang berücksichtigt wird. Die zusammenwirkenden Einflüsse des Betriebes der neuen Kernkraftanlage (ein oder zwei
Blöcke) mit der Stilllegung EDU1-4 und mit verschiedenen Phasen des Lebenszyklus der anderen Kernanlagen am Standort werden
weniger bedeutend sein (auch unter Berücksichtigung deren um einige Größenordnungen niedrigerer Einflüsse der ionisierenden Strah-
lung im Vergleich mit dem Betrieb des Kernkraftwerkes), sie werden jedoch in der Dokumentation der Einflüsse des Vorhabens auf die
Umwelt ebenfalls berücksichtigt.
B.I.7. Vorausgesetzter Termin des Beginns und der Beendigung
7. Der vorausgesetzte Termin für die Aufnahme der Realisation des Vorhabens und seine Beendigung
B.I.7.1. Vorausgesetzte Termine
Der vorausgesetzte Termin für die Aufnahme des Aufbaus:
2025
Der vorausgesetzte Termin für die Inbetriebnahme:
1. Block: 2035,
2. Block: nach der Beendigung des Betriebes EDU1-4
Vorausgesetzter Termin der Beendigung des Betriebes:
nach 60 Jahren nach der Inbetriebnahme
1
Von diesem Wert kann die tatsächliche Betriebszeit EDU1-4 nicht abgeleitet werden. Es handelt sich um konservative Voraussetzung für sichere Auswertung der
zusammenwirkenden Einflüsse auf die Umwelt.

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B.I.8. Liste der betroffenen territorialen Selbstverwaltungseinheiten
8. Liste der betroffenen territorialen Selbstverwaltungseinheiten
B.I.8.1. Festlegung der betroffenen territorialen Selbstverwaltungseinheiten
Für die betroffenen territorialen Selbstverwaltungseinheiten (Bezirke und Gemeinden) werden diejenigen gehalten, auf deren Gebiet das
Vorhaben physisch platziert ist, d.h., auf deren Gebiet sich jede beliebige der Flächen für die Platzierung des Vorhabens befindet -
Fläche für die Platzierung des Kraftwerksblocks (Hauptbaustele), Fläche für die Platzierung des elektrischen Anschlusses, Fläche für
die Platzierung des wasserwirtschaftlichen Anschlusses und die Fläche für die Errichtung (Baustelleneinrichtung) - einschließlich deren
unmittelbarer Umgebung.
Weiter werden für betroffene territoriale Selbstverwaltungseinheiten diejenigen gehalten, welche durch die kundgemachte Zone der
Havarieplanung betroffen werden könnten. Die ist zwar derzeit für das Vorhaben nicht festgelegt (sie wird im Rahmen weiterer Verfah-
ren, außerhalb des EIA-Verfahrens festgelegt), jedoch nach Sicherheitsanleitungen IAEA
1
wird für Reaktoren mit der Leistung
>1000 MW der Radius der Innenzone der Havarieplanung im Bereich von 3 bis 5 km empfohlen. Konservativ werden also für betroffene
territoriale Selbstverwaltungseinheiten die Einheiten gehalten, welche sich, auch nur teilweise, in der Entfernung bis 5 km von der Gren-
ze der Fläche für die Platzierung der Kraftwerksblöcke befinden.
Schließlich werden für betroffene territoriale Selbstverwaltungseinheiten die Einheiten gehalten, welche durch bedeutende Einflüsse des
Vorhabens beeinflusst werden könnten. Wie sich aus Analysen der potenziellen Einflüsse auf die einzelnen Umweltkomponenten bzw.
die einzelnen Komponenten der öffentlichen Gesundheit ergibt, welche in entsprechenden Kapiteln dieser Bekanntmachung angeführt
sind, wird der Umfang der bedeutenden Einflüsse und die Abgrenzung der meist betroffenen (d.h. kritischen) Bevölkerungsgruppen den
oben angeführten Umfang nicht überschreiten.
B.I.8.2. Liste der betroffenen territorialen Selbstverwaltungseinheiten
Mit Rücksicht auf die oben angeführten Tatsachen wurde folgendes Verzeichnis der betroffenen territorialen Selbstverwaltungseinheiten
durchgeführt:
Bezirke:
Hochland
Region Hochland/Vysočina
Žižkova 1882/57
587 33 Jihlava
Datenschließfach-ID: ksab3eu
Südmähren
Region Südmähren
Žerotínovo náměstí 3/5
601 82 Brünn
Datenschließfach-ID: x2pbqzq
Gemeinden:
Dukovany
Gemeinde Dukovany
Dukovany 99
675 56 Dukovany
Datenschließfach-ID: u6tb3rm
Slavětice
Gemeinde Slavětice
Slavětice 58
675 55 Hrotovice
Datenschließfach-ID: kjnbgas
Rouchovany
Gemeinde Rouchovany
Rouchovany 35
675 57 Rouchovany
Datenschließfach-ID: t7gbqvz
1
IAEA Safety Guide No. GS-G-2.1 Arrangements for Preparedness for a Nuclear or Radiological Emergency

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Lhánice
Gemeinde Lhánice
Lhánice 25
675 75 Mohelno
Datenschließfach-ID: a3mj2uv
Mohelno
Marktgemeinde Mohelno
Mohelno 84
675 75 Mohelno
Datenschließfach-ID: bf3buy5
Kladeruby nad Oslavou
Gemeinde Kladeruby nad Oslavou
Kladeruby nad Oslavou 36
675 75 Mohelno
Datenschließfach-ID: 74ba9sp
Kramolín
Gemeinde Kramolín
Kramolín 10
675 77 Kramolín
Datenschließfach-ID: tiiany8
Dalešice
Marktgemeinde Dalešice
Dalešice 87
675 54 Dalešice
Datenschließfach-ID: txya8ia
Hrotovice
Stadt Hrotovice
Náměstí 8. května 1
675 55 Hrotovice
Datenschließfach-ID: 3zebdza
Litovany
Gemeinde Litovany
Litovany 57
675 57 Rouchovany
Datenschließfach-ID: 8mca5vi
Přešovice
Gemeinde Přešovice
Přešovice 29
675 57 Rouchovany
Datenschließfach-ID: xfwb2gh
Horní Kounice
Gemeinde Horní Kounice
Horní Kounice 117
671 40 Tavíkovice
Datenschließfach-ID: sb7a2cx
Rešice
Gemeinde Rešice
Rešice 97
671 73 Tulešice
Datenschließfach-ID: 7dfaz5k
Horní Dubňany
Gemeinde Horní Dubňany
Horní Dubňany 41
671 73 Tulešice
Datenschließfach-ID: zp5b3yn
Über den Prozess der Beurteilung der Einflüsse auf die Umwelt werden gleichzeitig alle Gemeinden, welche zur bestehenden Zone der
Havarieplanung EDU 1-4 gehören, d.h. (außer den oben angeführten Gemeinden) nachstehende Gemeinden direkt informiert:

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Popůvky, Sedlec, Březník, Kuroslepy, Senorady, Jamolice, Biskoupky, Dobřínsko, Dolní Dubňany, Vémyslice, Tulešice, Čermákovice,
Džbánice, Medlice, Přeskače, Tavíkovice, Újezd, Bačice, Krhov, Račice, Stropešín, Vícenice u Náměště nad Oslavou, Náměšť nad
Oslavou, Naloučany, Ocmanice, Jasenice, Pucov, Kralice nad Oslavou, Újezd u Rosic, Hluboké, Jinošov, Stanoviště, Krokočín, Sudice,
Lesní Jakubov, Ketkovice, Rapotice, Vysoké Popovice, Příbram na Moravě, Zbraslav, Lukovany, Zakřany, Zastávka, Čučice, Zbýšov,
Babice u Rosic, Kratochvilka, Neslovice, Rosice, Tetčice, Nová Ves, Oslavany, Ivančice, Moravský Krumlov, Vedrovice, Jezeřany –
Maršovice, Rybníky, Dobelice, Bohutice, Olbramovice, Petrovice, Lesonice, Kadov, Miroslavské Knínice, Našiměřice, Miroslav, Skalice,
Hostěradice, Trstěnice, Morašice, Vítonice, Višňové, Horní Dunajovice, Želetice, Žerotice, Tvořihráz, Kyjovice, Prosiměřice, Výrovice,
Křepice, Mikulovice, Rudlice, Němčičky, Plaveč, Hluboké Mašůvky, Běhařovice, Vevčice, Černín, Jevišovice, Bojanovice, Slatina, Střeli-
ce, Boskovštejn, Biskupice – Pulkov, Rozkoš, Jiřice u Moravských Budějovic, Hostim, Radkovice u Hrotovic, Příštpo, Jaroměřice nad
Rokytnou, Blatnice, Myslibořice, Odunec, Zárubice, Lipník, Ostašov, Petrůvky, Výčapy, Dolní Vilémovice, Klučov, Valeč, Třebenice,
Slavičky, Číměř, Vladislav, Smrk, Zahrádka, Hartvíkovice, Třesov, Kozlany, Koněšín, Studenec, Okarec, Pozďatín, Pyšel.
B.I.9. Liste der anschließenden Entscheidungen und der Verwal-
tungsorgane
9. Verzeichnis der anschließenden Entscheidungen der Best. § 9a Abs. 3 und der Verwaltungsorgane, welche diese Entscheidungen ausgeben werden
B.I.9.1. Entscheidung im Regime des Baugesetzes
Gebietsentscheidung für die Stromerzeugungsstelle:
Ministerium für regionale Entwicklung
Ministerstvo pro místní rozvoj
Staroměstské náměstí 6
110 15 Prag 1
Datenschließfach-ID: 26iaava
Baugenehmigung, Kollaudierungsgenehmigung:
für die Bauten im Rahmen der Erzeugungsstelle außer den speziellen Bauten:
Ministerium für Industrie und Handel
Ministerstvo průmyslu a obchodu
Na Františku 32
110 15 Prag 1
Datenschließfach-ID: bxtaaw4
für die Bauten für die Stromübertragung nach dem Charakter der Leitung:
Ministerium für Industrie und Handel
Ministerstvo průmyslu a obchodu
Na Františku 32
110 15 Prag 1
Datenschließfach-ID: bxtaaw4
für Wasserwerke:
Stadtamt Třebíč
Městský úřad Třebíč
Masarykovo náměstí 116/6
674 01 Třebíč
Datenschließfach-ID: 6pub8mc
die Kompetenz kann sich vorbehalten:
Kreisamt der Region Hochland
Krajský úřad Kraje Vysočina
Žižkova 57
587 33 Jihlava
Datenschließfach-ID: ksab3eu

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für die Bauten der Verkehrswege und die Bauten in der Straßen-Schutzzone:
Stadtamt Třebíč
Městský úřad Třebíč
Masarykovo náměstí 116/6
674 01 Třebíč
Datenschließfach-ID: 6pub8mc
die Kompetenz kann sich vorbehalten:
Kreisamt der Region Hochland
Krajský úřad Kraje Vysočina
Žižkova 57
587 33 Jihlava
Datenschließfach-ID: ksab3eu
für Bauten der Eisenbahn und die Bauten auf der Eisenbahn:
Bahnbehörde, Gebiet Olomouc
Drážní úřad, Oblast Olomouc
Nerudova 1
772 58 Olomouc
Datenschließfach-ID: 5mjaatd
B.I.9.2. Entscheidung im Regime des Atomgesetzes
Die Genehmigung für die Platzierung der Kernanlage, Genehmigung für die Errichtung der Kernanlage, Genehmigung für die einzelnen
Etappen der Inbetriebnahme der Kernanlage, Genehmigung für den Betrieb der Kernanlage, Genehmigung für die Einführung der Radi-
onuklide in die Umwelt, Genehmigung für die Behandlung der radioaktiven Abfä le:
Staatliche Behörde für atomare Sicherheit
Státní úřad pro jadernou bezpečnost
Senovážné náměstí 9
110 00 Prag 1
Datenschließfach-ID: me7aazb
B.I.9.3. Entscheidung im Regime des Gesetzes über den Natur- und Landschaftsschutz
Entscheidung über Ausnahmen von Verboten bei besonders geschützten Spezies der Pflanzen und Tiere:
Stadtamt Třebíč
Městský úřad Třebíč
Masarykovo náměstí 116/6
674 01 Třebíč
Datenschließfach-ID: 6pub8mc
die Kompetenz kann sich vorbehalten:
Kreisamt der Region Hochland
Krajský úřad Kraje Vysočina
Žižkova 57
587 33 Jihlava
Datenschließfach-ID: ksab3eu
Genehmigung zur Holzfällung
Stadtamt Hrotovice
Městský úřad Hrotovice
Náměstí 8. května 1
675 55 Hrotovice
Datenschließfach-ID: 3zebdza

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B.I.9.4. Entscheidung im Regime sonstiger Gesetze
Die Genehmigung der Behandlung des Gewässers
zur Oberflächenwasserentnahme:
Stadtamt Třebíč
Městský úřad Třebíč
Masarykovo náměstí 116/6
674 01 Třebíč
Datenschließfach-ID: 6pub8mc
die Kompetenz kann sich vorbehalten:
Kreisamt der Region Hochland
Krajský úřad Kraje Vysočina
Žižkova 57
587 33 Jihlava
Datenschließfach-ID: ksab3eu
Genehmigung für die Behandlung des Gewässers zum Ablassen der Abwässer ins Oberflächenwasser:
Kreisamt der Region Hochland
Krajský úřad Kraje Vysočina
Žižkova 57
587 33 Jihlava
Datenschließfach-ID: ksab3eu
Genehmigung des Betriebes der Luftverschmutzungsquelle:
Kreisamt der Region Hochland
Krajský úřad Kraje Vysočina
Žižkova 57
587 33 Jihlava
Datenschließfach-ID: ksab3eu
Zustimmung zur Entnahme des landwirtschaftlichen Bodens aus dem landwirtschaftlichen Bodenfonds
bis 1 ha:
Stadtamt Hrotovice
Městský úřad Hrotovice
Náměstí 8. května 1
675 55 Hrotovice
Datenschließfach-ID: 3zebdza
1 - 10 ha:
Kreisamt der Region Hochland
Krajský úřad Kraje Vysočina
Žižkova 57
587 33 Jihlava
Datenschließfach-ID: ksab3eu
über 10 ha:
Umweltministerium
Ministerstvo životního prostředí
Vršovická 65
110 10 Prag 10 - Vršovice
Datenschließfach-ID: 9gsaax4
Gebietszustimmung zur Berührung der Grundstücke mit der Bestimmung zur Erfüllung der Waldfunktion
bis 1 ha:
Stadtamt Hrotovice
Městský úřad Hrotovice
Náměstí 8. května 1
675 55 Hrotovice
Datenschließfach-ID: 3zebdza

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über 1 ha:
Kreisamt der Region Hochland
Krajský úřad Kraje Vysočina
Žižkova 57
587 33 Jihlava
Datenschließfach-ID: ksab3eu
Einordnung des Objektes oder der Anlage in die Gruppen nach dem Gesetz über schwerwiegende Havariefälle:
Kreisamt der Region Hochland
Krajský úřad Kraje Vysočina
Žižkova 57
587 33 Jihlava
Datenschließfach-ID: ksab3eu
Erteilung der Staatsautorisierung zum Aufbau der Stromerzeugungsstelle:
Ministerium für Industrie und Handel
Ministerstvo průmyslu a obchodu
Na Františku 32
110 15 Prag 1
Datenschließfach-ID: bxtaaw4
B.II. Angaben zu den Inputs
II. Angaben zu den Inputs (zum Beispiel Bodenbeschlagnahme, Wasserabnahme und -verbrauch, Rohstoff- und Energiequellen)
B.II.1. Boden
Bodenbeschlagnahme:
Hauptbaustelle:
bis 110 ha
Der angeführte Wert stellt die Fläche der Hauptbaustelle (in der Anlage 1.1 dieser Bekanntmachung als Fläche bezeichnet) für zwei Blö-
cke der neuen Kernkraftanlage dar, die Fläche für einen Block wird bis 60 ha betragen. Auf dieser Fläche wird das Areal der neuen
Kernkraftanlage mit der Fläche bis 70 ha (dauernde Beschlagnahme) bzw. ca. 35 ha für einen Block platziert. Außerhalb des Areals
werden die sonstigen Bauten (zum Beispiel Zufahrtsstraße, Parkplatz, Verwaltungsgebäude, Pförtnerhaus des Sicherheitsdienstes u.ä.)
mit der Gesamtfläche bis 15 ha (dauernde Beschlagnahme) platziert. Der Rest mit der Fläche bis 25 ha (temporäre Beschlagnahme)
wird nach der Beendigung des Aufbaus frei gemacht.
Die Fläche des bestehenden Areals des Kernkraftwerkes Dukovany (überwachter Raum) beträgt 86,4 ha, die Fläche der sonstigen Bau-
ten (Areal der Objekte KORD, Parkplatz und Areal Heřmanice) beträgt 22,7 ha. Die Gesamtfläche der Areale der neuen Kernkraftanlage
und des Kernkraftwerkes Dukovany (überwachter Raum) wird so bei zwei Blöcken der neuen Kernkraftfläche die Fläche von 156,4 ha,
bei einem Block der neuen Kernkraftanlage die Fläche von 121,4 ha nicht überschreiten.
Baustelleneinrichtung:
bis 110 ha
Die Fläche für die Platzierung der Baustelleneinrichtung (in der Anlage 1.1 dieser Bekanntmachung als Fläche B bezeichnet) hat die
Fläche bis 110 ha (temporäre Beschlagnahme). Auf dieser Fläche werden die provisorischen Einrichtungen des Lieferanten und die vo-
rübergehenden Bodendeponien platziert, nach der Beendigung des Baus wird diese Fläche freigemacht. Die Beendigung des Betriebes
des Vorhabens erfordert keine zusätzliche Beschlagnahme der Flächen.
elektrischer Anschluss:
bis 1 ha
Die Fläche für die Platzierung des elektrischen Anschlusses (in der Anlage 1.1 dieser Bekanntmachung als Fläche C bezeichnet) hat
keine spezifizierte Fläche (sie stellt als Ganzes keine Fläche der Beschlagnahme dar). Die dauernde Beschlagnahme des elektrischen
Anschlusses stellen nur die bebauten Flächen der Fundamente der Masten für die Ableitung der elektrischen Leistung, bzw. der verleg-
ten bestehenden Leitungen dar, was in der Summe die Beschlagnahme in Größenordnung von maximal einigen Tausenden m
2
darstellt.
Die Linie der Reservestromversorgung für den Eigenverbrauch ist unter dem Terrain platziert und sie erfordert keine dauernde Be-
schlagnahme. Es entsteht keine temporäre Beschlagnahme für die Realisation des elektrischen Anschlusses bei der Bauzeit bis zu 1
Jahr.
Wasserwirtschaftsanschluss:
bis 15 ha
Die Flächen für die Platzierung des Wasserwirtschaftsanschlusses bzw. für das Ablassen des Niederschlagwassers (in der Anlage 1.1
dieser Bekanntmachung als Fläche D bezeichnet) haben keine spezifizierte Fläche (sie stellen als Ganzes keine Fläche der Beschlag-
nahme dar). Die dauernde Beschlagnahme des Wasserwirtschaftsanschlusses stellen nur seine überirdischen Teile dar (Wasserreser-
voir, Pumpenstation, überirdische Wasserwirtschaftsobjekte und Bedieneinrichtungen), was in der Summe die Beschlagnahme in Grö-
ßenordnung von maximal einigen bis zehn ha darstellt. Die Rohrleitungen werden vorwiegend unter dem Terrain verlegt und sie werden
so keine dauernde Beschlagnahme erfordern. Es entsteht keine temporäre Beschlagnahme für die Realisation des Wasserwirtschafts-
anschlusses bei einer Bauzeit bis zu 1 Jahr.

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B.II.2. Wasser
Wasserabnahme:
Rohwasser:
bis 100 000 000 m
3
/Jahr
Der angeführte Wert stellt die Rohwasserabnahme für zwei Blöcke der neuen Kernkraftanlage dar, die Abnahme für einen Block beträgt
maximal 50 000 000 m
3
/Jahr. Die Rohwasserquelle ist der Fluss Jihlava. Das Rohwasser wird vorwiegend (mehr als zu 98 %) für die
Nachfüllung der Kühlkreise des Kraftwerkes verwendet, der restliche Teil (bis 2 %) wird dann für die Produktion vom entmineralisierten
Wasser, die Nutz- und Brandschutzzwecke verwendet.
Die bestehende Abnahme aus dem Fluss Jihlava für das EDU1-4 wird durch den Wert von 63 000 000 m
3
/Jahr limitiert, die Gesamtab-
nahme während des Parallellaufs des Betriebes der neuen Kernkraftanlage (ein Block) und des EDU1-4 wird den Wert von
113 000 000 m
3
/Jahr nicht überschreiten.
Der Rohwasserbedarf für die Aufbauzwecke liegt in Größenordnung von maximal einigen Hunderttausenden m
3
/Jahr und er wird aus
der bestehenden Rohwasserquelle gelöst. Während der Beendigung des Betriebes kommt es zur sukzessiven Senkung der Rohwas-
serabnahme.
Trinkwasser:
bis 140 000 m
3
/Jahr
Der angeführte Wert stellt die Trinkwasserabnahme für zwei Blöcke der neuen Kernkraftanlage dar, die Abnahme für einen Block beträgt
maximal 70 000 m
3
/Jahr. Die Trinkwasserquelle ist der Anschluss an die öffentliche Wasserleitung. Das Trinkwasser wird für die Trink-
und Hygienezwecke, teilweise auch für die Betriebszwecke verwendet.
Die bestehende zugelassene Trinkwasserentnahme beträgt für EDU1-4 350 000 m
3
/Jahr (von dieser Menge werden max. ca.
80 000 m
3
/Jahr genutzt), die gesamte Trinkwasserennahme während des Parallellaufs der neuen Kernkraftanlage (ein Block) und des
EDU1-4 wird so ca. 150 000 m
3
/Jahr nicht überschreiten.
Die Rohwasserabnahme wird für die Zwecke des Baus in der Größenordnung von einigen Hunderttausenden m
3
/Jahr erhöht. Während
der Beendigung des Betriebes kommt es zur sukzessiven Senkung der Trinkwasserabnahme.
B.II.3. Sonstige Rohstoff- und Energiequellen
Kernbrennstoff:
bis 70 t UO
2
/Jahr
1
Der angeführte Wert stellt den Kernbrennstoffverbrauch für zwei Blöcke der neuen Kernkraftanlage dar, der Verbrauch für einen Block
der neuen Kernkraftanlage beträgt maximal 35 t UO
2
/Jahr. Diesen Mengen entsprechen ca. 106 (für zwei Blöcke) bzw. 53 (für einen
Block) Brennelementkassetten pro Jahr. Der Kernbrennstoff wird auf dem Markt eingekauft. Der Brennstoff wird auf UO
2
-Basis mit der
maximalen Anreicherung bis 5 % U-235 sein. Die Längen der Brennstoffzyklen werden 12 - 24 Monate vorgesehen, der Brennstoffaus-
brand wird im Bereich von 55 - 70 MWd/kgU vorausgesetzt. Die Verwendung des MOX-Brennstoffes wird nicht vorausgesetzt, jedoch
auch nicht ganz ausgeschlossen.
Der gegenwärtige Kernbrennstoffverbrauch für das EDU1-4 beträgt max. 35 t UO
2
/Jahr, der Gesamtverbrauch während des Parallellaufs
des Betriebes der neuen Kernkraftanlage (ein Block) und das EDU1-4 wird so 70 t UO
2
/Jahr nicht überschreiten.
In Perioden des Aufbaus (bis zur Aufnahme der Inbetriebnahme) und auch in Perioden der Beendigung des Betriebes entsteht kein An-
spruch auf den Kernbrennstoffverbrauch.
Elektrische Energie:
bis 240 MW
e
Der angeführte Wert stellt die Leistungsabnahme für den Eigenverbrauch für zwei Blöcke der neuen Kernkraftanlage dar, die Leistungs-
abnahme für den Eigenverbrauch für einen Block der neuen Kernkraftanlage beträgt max. 120 MW
e
. Der Verbrauch wird durch die eige-
ne Tätigkeit der Blöcke und durch die Reservestromversorgung sichergestellt.
Der eigene Verbrauch des EDU1-4 beträgt max. 120 MW
e
. Die gesamte Leistungsabnahme für den Eigenverbrauch während des Paral-
lellaufs des Betriebes der neuen Kernkraftanlage (ein Block) und des EDU1-4 wird so 240 MW
e
nicht überschreiten.
Der Verbrauch der elektrischen Energie in Perioden des Aufbaus sowie während der Beendigung des Betriebes wird nicht näher spezifi-
ziert, es handelt sich jedoch um einen üblichen Anspruch.
Betriebsstoffe:
nicht spezifiziert
Unter Betriebsstoffen versteht man Chemikalien, Schmierstoffe, Treibstoffe, Brennstoffe und technische Gase. Ihr Verbrauch wird nicht
mehr detailliert spezifiziert, es handelt sich jedoch um übliche Ansprüche in Größenordnung von Hunderten t/Jahr.
Ähnliche Bilanz ist bei bestehenden Anlagen am Standort.
Der Verbrauch der Materialien im Laufe des Aufbaus bewegt sich für zwei Blöcke der neuen Kernkraftanlage auf dem Niveau bis ca.
800 000 m
3
Beton, ca. 110 000 t Betonstahl und ca. 50 000 t Stahlkonstruktionen. Für einen Block der neuen Kernkraftanlage sind die
Werte ungefähr eine Hälfte davon. In der Periode der Beendigung des Betriebes entstehen keine zusätzlichen Ansprüche an die Be-
triebs-, Bau- bzw. Konstruktionsstoffe.
1
Außer der ersten Beschickung.

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B.II.4. Ansprüche an die Verkehrs- und sonstige Infrastruktur
Transport:
Straßentransport:
bis 1200 Fahrzeuge/Tag
(davon ca. 140 Schwerfahrzeuge)
Der angeführte Wert stellt die durchschnittliche Tagesintensität des Zielverkehrs (Anzahl der Anfahrten) für zwei Blöcke der neuen Kern-
kraftanlage dar, für einen Block beträgt er bis 800 Fahrzeuge/Tag (davon 80 Schwerfahrzeuge). Die Intensität des Quellverkehrs (Anzahl
der Abfahrten) wird identisch sein. Diese Intensität schließt den Verkehr des ständigen Betriebs- und Wartungspersonals (Personen-
kraftwagen, Busse) und der Betriebsansprüche (vorwiegend Lastkraftwagen) ein. Der Verkehr wird über die Straße Nr. II/152 realisiert,
welche am Standort vorbeiläuft, die Verkehrsrichtungen werden im Verhältnis von ca. 50 % in der westlichen Richtung (Slavětice) und
50 % in der östlichen Richtung (Dukovany) verteilt.
Die Zielintensität des Zubringerdienstes des Standortes EDU bewegt sich auf dem Niveau von ca. 1000 Fahrzeuge/Tag (davon ca. 150
Schwerfahrzeuge). Während der Zeit des Gleichlaufs des Betriebes der neuen Kernkraftanlage (ein Block) und EDU1-4 wird die Intensi-
tät des Ziel-Straßenverkehrs bis ca. 1800 Fahrzeuge/Tag (davon ca. 230 Schwerfahrzeuge) sein.
Während der Bauzeit wird die Gesamtintensität des Ziel-Bauverkehrs beim Aufbau von einem Block bis ca. 1500 Fahrzeuge/Tag (davon
ca. 300 Schwerfahrzeuge), in der Spitzenzeit des Gleichlaufs des Aufbaus von zwei Blöcken bis 2500 Fahrzeuge/Tag (davon 450
Schwerfahrzeuge) betragen. Diese Intensität geht von der konservativen Voraussetzung aus, dass nur der Straßenverkehr (außer Ze-
ment und Kalk), d.h. ohne Annahme des Eisenbahnverkehrs, welcher einen Teil der Verkehrsarbeit übernimmt, genutzt wird. Der Stra-
ßenverkehr wird über die Straße Nr. II/152 realisiert, die Verkehrsrichtungen werden im Verhältnis von ca. 50 % in der westlichen Rich-
tung (Slavětice) und 50 % in der östlichen Richtung (Dukovany) verteilt. Die Etappe der Beendigung des Betriebes wird keine zusätzli-
chen Ansprüche an den Straßenverkehr im Vergleich mit der Betriebszeit bzw. Bauzeit stellen.
Eisenbahnverkehr:
unbedeutend
Die Betriebszeit stellt keine bedeutenden Ansprüche an die Nutzung des Eisenbahnverkehrs.
Die bestehende Intensität des Eisenbahnverkehrs, welche durch die Tätigkeiten am Standort EDU hervorgerufen wird, ist unbedeutend
und sie überschreitet nicht die Einheiten der Zuggarnituren pro Monat, dieser Stand bleibt also während des Gleichlaufs der Betriebe er-
halten.
Während der Bauzeit kann die Intensität des Ziel-Eisenbahnverkehrs auf dem Niveau von Einheiten der Zuggarnituren pro Tag erwartet
werden. Die Beendigung des Betriebes wird dann keine zusätzlichen Ansprüche an den Eisenbahnverkehr im Vergleich mit der Be-
triebszeit bzw. Bauzeit stellen.
Sonderverkehr
wenig bedeutend
Der Transport der schweren bzw. übergroßen Komponenten während der Bauzeit wird aus Sicht der Intensität unbedeutend sein (Ein-
heiten der Stücke für die Bauzeit). Hinsichtlich der Raum- und Gewichtsansprüche kann er lokale Anpassungen der bestehenden Infra-
struktur bzw. vorübergehende Beschränkungen erfordern.
Andere Infrastruktur:
Verbundsystem:
notwendige Anpassung/Stärkung
Das Vorhaben erfordert die Anpassung des Verbundsystems, welche auf der Erweiterung des Umspannwerks Slavětice und auf der
Stärkung der Übertragungsfähigkeit der anschließenden Teile des Übertragungssystems. Diese Anpassungen werden vom Verwalter
des Übertragungssystems (ČEPS, a.s.) sichergestellt, es handelt sich um keinen Gegenstand des Vorhabens.
sonstige Infrastruktur:
unbedeutend
Das Vorhaben stellt keine Ansprüche an sonstige öffentliche Infrastruktur des betroffenen Gebietes. Die Wasserwirtschaftssysteme
EDU1-4 und der neuen Kernkraftanlage (mit Ausnahme vom Trinkwasser) werden als unabhängig konzipiert, die bestehenden Systeme
werden also nicht betroffen.
B.III. Angaben zu den Outputs
II. Angaben zu den Outputs (zum Beispiel die Menge und die Art der Emissionen in die Luft, die Menge der Abwässer und deren Verschmutzung,
Kategorisierung und Menge der Abfälle, Risiken der Havarien unter Berücksichtigung der entworfenen Verwendung der Stoffe und Technologien)
B.III.1. Luft
Emissionen in die Luft:
wenig bedeutend
die neue Kernkraftanlage ist keine Verbrennungsquelle, sie wird also keine bedeutende Energiequelle der Emissionen in die Luft sein.
Die Energiequellen der Schmutzstoffe aus dem Betrieb der Technologieanlagen werden die Reserve-Technologieanlagen sein (Diesel-
generatorstationen, Kesselanlage), welche jedoch nicht im Dauerbetrieb sein werden. Die Schadstoffemissionen (TZL, SO
2
, NO
x
und
CO) werden bei ihren regelmäßigen Prüfungen entstehen, deren Zeit in der Größenordnung von einigen Stunden-Zehnern pro Jahr sein
wird. Die Menge der Schadstoffe wird unter Berücksichtigung der Betriebszeit unbedeutend sein. Weitere Emissionsquelle ist der Auto-
verkehr. Die Menge der emittierten Schadstoffe aus diesen Energiequellen (öffentliche Verkehrswege, Sonderwege, Parkplätze) sind un-
ter Berücksichtigung der Verkehrsintensität (in der Größenordnung von ca. 1000 Fahrzeugen/Tag) wenig bedeutend. Sie wird unter an-
derem von der Entwicklung der spezifischen Emissionsfaktoren des Fahrzeugparks in künftigen Jahren abhängen.
Ähnliche Voraussetzungen gelten auch für die derzeit betriebenen technologischen Energiequellen und für den Autoverkehr, der durch
die bestehenden Anlagen hervorgerufen wird. Auch im zusammenwirkenden Einfluss während des Parallellaufs des Betriebes der neu-
en Kernkraftanlage (ein Block) und EDU1-4 sind also keine bedeutenden Emissionen der Stoffe in die Luft zu erwarten.
Während der Bauzeit der neuen Kernkraftanlage können die Emissionen sowohl aus der Bautätigkeit auf der Baustelle selbst, als auch
die aus dem Autoverkehr hervorgerufenen Emissionen erwartet werden. Der bedeutendste Einfluss kann dann während der Arbeiten auf

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dem offenen Terrain (Erd- bzw. Aushubarbeiten) erwartet werden, wann die erhöhten Emissionen von festen Schmutzstoffen erwartet
werden können. Die Emissionen und der Charakter der sonstigen Schadstoffe hängen mit der Verwendung der Maschinentechnik im
Zusammenhang mit dem Verbrauch der Kraftstoffe zusammen. Diese Emissionen werden zeitlich auf die Zeit der Realisation des Auf-
baus beschränkt, während des Aufbaus wird sich dabei die Emission in der Abhängigkeit vom Zeitplan der einzelnen Tätigkeiten des
Aufbaus ändern. In der Zeit der Beendigung des Betriebes hören die an den Betrieb gebundenen Energiequellen auf, zu wirken, die
durch die Demontage- bzw. Abbrucharbeiten werden die Menge der Emissionen während der Bauzeit nicht überschreiten.
Abwärme:
Abwärme:
bis 5800 MW
t
Verdampfung:
bis 1,8 m
3
/s
Die angeführten Werte sind für zwei Blöcke der neuen Kernkraftanlage, für einen Block gelten halbe Werte. Die NIederpotenzial-
Abwärme wird in die Atmosphäre mittels der Kühltürme mit dem natürlichen Zug freigesetzt (ein oder zwei Türme für einen Block).
Die Abwärme aus bestehenden betriebenen Anlagen am Standort beträgt ca. 3750 MW
t
bei der Verdampfung von ca. 1,0 m
3
/s, diese
Wärme wird in die Atmosphäre mittels insgesamt acht Kühltürme mit dem natürlichen Zug freigesetzt (zwei Türme pro Block). Die ge-
samte freigesetzte Abwärme wird so während des Gleichlaufs der neuen Kernkraftanlage (ein Block) und EDU1-4 den Wert von ca.
6650 MW
t
und die gesamte Verdampfung den Wert von ca. 1,9 m
3
/s nicht überschreiten.
In Zeiten des Aufbaus sowie der Beendigung des Betriebes wird keine bedeutende Abwärme produziert.
B.III.2. Abwasser
Abwasser:
technologisches Abwasser:
bis 44 000 000 m
3
/Jahr
Der angeführte Wert stellt die Menge des technologischen Abwassers für zwei Blöcke der neuen Kernkraftanlage dar, die Menge für ei-
nen Block beträgt maximal 22 000 000 m
3
/Jahr. Der Rezipient des technologischen Abwassers ist der Fluss Jihlava. Das technologische
Abwasser wird vorwiegend (ca. zu 96 %) durch die Entschlämmung aus dem Zirkulationskreislauf (Tertiärkreislauf) bzw. durch die Ent-
schlämmung des technischen Wassers, weiter durch die Abwässer aus der Wasseraufbereitung und aus Kontrollbehältern gebildet. Aus
qualitativer Sicht wird die Zusammensetzung des technologischen Abwassers ungefähr der Zusammensetzung des technologischen
Abwassers aus dem bestehenden EDU1-4 entsprechen, und sie ist vor allem durch die Menge der Verschmutzung, welche mit dem
Rohwasser geschöpft wird, und durch ihre Verdichtung durch den Einfluss der Verdampfung gegeben. Das Einbringen von Verunreini-
gungen in das Abwasser infolge des Betriebes der neuen Kernkraftanlage (Wasseraufbereitung, Aufbereitung der chemischen Kühlwas-
ser-Regimes usw.) wird minimal sein.
Das bestehende Ablassen des Abwassers aus dem EDU1-4 wird summarisch für das Betriebs-
1
, Schmutz- sowie Niederschlagwasser
durch den Wert von 25 000 000 m
3
/Jahr limitiert. Das gesamte Ablassen des Betriebsabwassers während des Gleichlaufs des Betriebes
der neuen Kernkraftanlage (ein Block) und vom EDU1-4 wird so den Wert von 47 000 000 m
3
/Jahr nicht überschreiten.
Die Betriebsabwasser-Menge aus dem Aufbau ist nicht spezifiziert. Das abgenommene Wasser für den Bedarf des Aufbaus wird zum
Bestandteil der Baukonstruktionen, es wird verdampft, bzw. es wird für Bauzwecke wieder verwendet. Das potenziell verschmutzte
Wasser (Prüfungen der Technologieanlagen, Durchspülungen u. Ä.) werden in abflusslosen Becken aufgefangen, und in der Abhängig-
keit von physikalisch-chemischen Analysen werden sie entweder in den Rezipienten abgelassen, oder zur Entsorgung abtransportiert.
Während der Beendigung der Betriebes kommt es zur sukzessiven Senkung des Ablassens vom Betriebsabwasser.
Schmutzwasser:
bis 54 000 m
3
/Jahr
Der angeführte Wert stellt die Schmutzwasser-Menge für zwei Blöcke der neuen Kernkraftanlage dar, die Menge für einen Block beträgt
maximal 36 000 m
3
/Jahr. Der Rezipient des gereinigten Schmutzwassers ist der Fluss Jihlava. Aus qualitativer Sicht wird die Zusam-
mensetzung des Schmutzwassers ungefähr der Zusammensetzung des Schmutzwassers aus dem bestehenden EDU1-4 entsprechen.
Das bestehende Schmutzwasser-Ablassen aus dem EDU1-4 überschreitet nicht den Wert von 80 000 m
3
/Jahr (abgenommene Trink-
wasser-Menge), das gesamte Schmutzwasser-Ablassen während des Gleichlaufs des Betriebes der neuen Kernkraftanlage (ein Block)
und vom EDU1-4 wird so den Wert von 116 000 m
3
/Jahr nicht überschreiten.
Die Schmutzwassermenge während des Aufbaus liegt in der Größenordnung von einigen Hunderttausenden m
3
/Jahr, der Rezipient für
das gereinigte Schmutzwasser aus dem Aufbau sind der Bach "Skryjský potok" und weiter der Fluss Jihlava. Während der Beendigung
des Betriebes kommt es zur sukzessiven Senkung des Ablassens vom Schmutzwasser.
Niederschlagwasser:
bis 184 000 m
3
/Jahr
Der angeführte Wert stellt den Niederschlagwasser-Abfluss aus dem Areal der zwei Blöcke der neuen Kernkraftanlage dar, die Menge
für einen Block wird ungefähr eine Hälfte sein. Der Rezipient des Niederschlagwassers aus dem Areal der neuen Kernkraftanlage sind
der Bach "Skryjský potok" und weiter der Fluss Jihlava, der kleinere Teil (bis ca. 15 % der Abflussmenge) wird in den Bach "Lipňanský
potok" (weiter Flüsse Olešná, Rokytná, Jihlava) abgeführt. Die abgeführten Niederschlagwasser-Durchflussmengen werden durch Ab-
satz- und Rückhaltbecken beschränkt. Aus qualitativer Sicht kommt es zu keiner Änderung der Niederschlagwasser-Qualität.
Das bestehende Niederschlagwasser-Ablassen aus dem Areal vom EDU1-4 bewegt sich auf dem Niveau bis 200 000 m
3
/Jahr, das ge-
samte Niederschlagwasser-Ablassen aus Arealen der neuen Kernkraftanlage (ein Block) und aus dem EDU1-4 wird so den Wert von
292 000 m
3
/Jahr, aus Arealen der neuen Kernkraftanlage (zwei Blöcke) und aus dem EDU1-4 den Wert von 384 000 m
3
/Jahr nicht über-
schreiten.
Die Niederschlagwasser-Menge und der Niederschlagwasser-Rezipient aus dem Areal der neuen Kernkraftanlage während des Aufbaus
werden der Betriebsphase entsprechen (das Entwässerungsnetz der Regenleitung wird zum Baubeginn errichtet). Der Abfluss aus der
Baustelleneinrichtung (ohne Reserveflächen) beträgt bis 135 000 m
3
/Jahr, die Rezipienten sind der Bach "Skryjský potok" (weiter der
Fluss Jihlava), der Bach "Lipňanský potok" (weiter Flüsse Olešná, Rokytná, Jihlava) und der Bach "Heřmanický potok" (weiter Flüsse
Olešná, Rokytná, Jihlava). Bei der Beendigung des Betriebes wird die abgeführte Niederschlagwasser-Menge in der Abhängigkeit vom
Verlauf der Freigabe des Gebietes gesenkt.
1
Das Betriebsabwasser stellt ca. 98,5 % vom abgelassenen Wasser dar.

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B.III.3. Abfälle
Inaktive Abfäle:
Kommunal- und sonstiger Müll:
bis 2000 t/Jahr
Gefährlicher Abfall:
bis 240 t/Jahr
Die angeführten Werte sind für zwei Blöcke der neuen Kernkraftanlage, für einen Block beträgt die Kommunalmüll-Menge und die Men-
ge des sonstigen Mülls bis 1200 t/Jahr, beim gefährlichen Abfall beträgt die Menge bis 120 t/Jahr. Die Menge und die Struktur der ent-
stehenden inaktiven Abfälle wird quantitativ sowie qualitativ der Struktur der Abfäle aus bestehenden betriebenen Blöcken (EDU1-4)
entsprechen. Es geht um übliche Abfallsorten, welche aus der Reinigung, Wartung, Reparatur, dem Betrieb und Austausch der inaktiven
Anlagen entstehen, um Bauabfälle und andere. Die Behandlung der Abfälle wird im Einklang mit dem Abfallgesetz und mit Kontrolldo-
kumenten der ČEZ, a. s. verlaufen. Unter Berücksichtigung der Tatsache, dass ein Bestandteil des Vorhabens keine Anlage für die Ent-
sorgung der Abfälle ist (und auch das jetzige Kraftwerk verfügt über keine solche Anlage), werden die entstehenden Abfälle gesammelt,
sichergestellt und zur deren weiterer Behandlung an die autorisierten Fachfirmen weiter übergeben.
Derzeit werden am Standort EDU ca. 2200 Tonnen Abfälle pro Jahr produziert (davon ca. 180 Tonnen vom gefährlichen Abfall), die Pro-
duktion ist jedoch in der Abhängigkeit von aktuellen Tätigkeiten sehr variabel. Die Gesamtproduktion von inaktiven Abfällen während des
Gleichlaufs des Betriebes der neuen Kernkraftanlage (ein Block) und EDU1-4 wird sich so auf dem Niveau bis ca. 3200 t/Jahr vom
Kommunalmüll und vom sonstigen Müll und bis 300 t/Jahr vom gefährlichen Abfall bewegen.
Die produzierte Abfallmenge während der Bauzeit (zwei Blöcke) wird sich auf dem Niveau bis 400 000 Tonnen für die Bauzeit bewegen
(davon ca. 4000 Tonnen vom gefährlichen Abfall), für einen Block beträgt die Menge ungefähr eine Hälfte. Der Abfall wird vorwiegend
den Charakter vom Bauabfall und Kommunalmüll haben. Bedeutend ist besonders der Abschlussteil des Aufbaus, wann es zur Liquida-
tion der Objekte der Baustelleneinrichtung kommt. Während der Beendigung des Betriebes werden zum Beginn Abfälle vom gleichen
Charakter wie beim normalen Betrieb entstehen, später kommt vor allem der Bauabfall aus Demontage- und Abbrucharbeiten noch da-
zu.
B.III.4. Sonstiges
Lärm:
stationäre Lärmquellen:
Kühlturm:
L
A,W
= 93 dB
Kühlwasser-Reinigungsstation
L
A,W
= 50 dB
Maschinenhalle:
L
A,W
= 64 dB
Transformator:
L
A,W
= 94 dB
Reinigungsstation und die Kühlung vom TVD:L
A,W
= 86 dB
Reaktorgebäude:
L
A,W
= 65 dB
Die angeführten Werte stellen die erwartete Schallleistung der dominanten Energiequellen der neuen Kernkraftanlage (unabhängig von
der Zweiblock- oder Einblock-Anordnung), bei Flächenquellen auf 1 m
2
Fläche bezogen, dar. Bei diesen Energiequellen handelt es sich
um den Non-Stop-Betrieb, und er ist also für die Tages- sowie Nachtzeit identisch.
Für bestehende Energiequellen am Standort gelten ähnliche Voraussetzungen. Die Geräuschemissionen der bestehenden Energiequel-
len sind qualitativ ähnlich, quantitativ ist die Zahl der bestehenden Energiequellen höher (was sich aus der Zahl der Blöcke ergibt).
Im Laufe der Konstruktionsarbeiten bei der Realisation des Vorhabens kann lokale Erhöhung der Geräuschpegel im Raum der Durch-
führung der Arbeiten (infolge des Betriebes der eingesetzten Mechanismen und Geräte), ohne bedeutenden Einfluss auf den geschütz-
ten Freiplatz erwartet werden. Die Lärmquellen werden während der Beendigung des Betriebes die Leistungscharakteristiken der ge-
nutzten Anlagen während der Zeit der Realisation der neuen Kernkraftanlage nicht überschreiten.
Transport auf öffentlichen Verkehrsstraßen
Tag:
bis L
Aeq,7,5m
= 58 dB
Nacht
bis L
Aeq,7,5m
= 48 dB
Der angeführte Wert stellt die Geräuschemissionscharakteristik des Quell-/Zielverkehrs der neuen Kernkraftanlage (zwei Blöcke) auf der
Straße II/154 (welche die Haupt-Zufahrtsstrasse darstellt) in der Durchfahrt durch Gemeinden in der oben angeführten Intensität im Ka-
pitel B.II.4 dar. Ansprüche an die Verkehrs- und andere Infrastruktur (Seite 65 dieser Bekanntmachung). Für einen Block der neuen
Kernkraftanlage betragen die Werte bis 55/45 dB Tag/Nacht.
Der bestehende Quell-/Zielverkehr EDU auf der Straße II/154 in der oben angeführten Intensität im Kapitel B.II.4. Ansprüche an die Ver-
kehrs- und andere Infrastruktur (Seite 65 dieser Bekanntmachung) stellen die Emissionswerte des Verkehrslärms bis L
Aeq,7,5m
= 57/47 dB
(Tag/Nacht) dar. Während des Gleichlaufs des Betriebes der neuen Kernkraftanlage (ein Block) und EDU1-4 werden so die Emissionen
des Verkehrslärms die Werte bis L
Aeq,7,5m
= 59/49 dB (Tag/Nacht) nicht überschreiten.
Im Laufe der Durchführung der Konstruktionsarbeiten bei der Realisation des Vorhabens kann die Erhöhung der Geräuschpegel in der
Umgebung der Verkehrstrassen erwartet werden. Die Verkehrslärmquellen werden während der Beendigung des Betriebes die Be-
triebszeit bzw. die Bauzeit nicht überschreiten.
Schwingungen:
unbedeutend
Das Vorhaben ist keine Energiequelle der sich in die Umgebung ausbreitenden Schwingungen. Die Schwingungsquelle ist besonders
die Maschinenhalle (Turbine), wobei die Schwingungsübertragung aus der Turbine in den Untergrund des Turbinenständers durch ge-
eignete Lagerung minimiert und so nur auf die nächste Umgebung beschränkt wird. Die potenzielle Schwingungsquelle können weiter
die Wirkungen der Bewegung der Fahrzeuge sein, welche sich über öffentliche Verkehrswege bewegen. Es geht jedoch um übliche Ver-
kehrsquellen, welche im Untergrund bereits in der unmittelbaren Umgebung der Verkehrswege gedämpft werden.
Ähnliche Beschlüsse gelten auch für bestehende Anlagen am Standort.
Aus Sicht der Schwingungen während der Vorbereitung und des Aufbaus der neuen Kernkraftanlage werden nur übliche Baumaschinen
und Transportmittel vorgesehen, deren Einfluss auf ihre unmittelbare Umgebung beschränkt wird. Beim Aufbau wird keine Verwendung
der Sprengarbeiten unter Verwendung der Sprengstoffe vorausgesetzt. In der Zeit der Beendigung des Betriebes werden nur die oben
angeführten Energiequellen für die Betriebszeit bzw. Bauzeit, also ohne bedeutenden Einfluss auf die Umgebung vorgesehen.

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Ionisierende Strahlung:
radioaktive Emissionen in die Luft:
Edelgase
bis 3,6E+15 Bq/Jahr
Tritium:
bis 2,6E+13 Bq/Jahr
C-14:
bis 2,0E+12 Bq/Jahr
Jod:
bis 5,2E+10 Bq/Jahr
Aerosole:
bis 3,8E+09 Bq/Jahr
Ar-41:
bis 2,6E+12 Bq/Jahr
Die angeführten Werte stellen die maximalen Jahresaktivitäten der Emissionen in die Luft aus der neuen Kernkraftanlage (zwei Blöcke
mit der installierten Leistung bis 2x1750 MW
e
) während des normalen Betriebes für einzelne Gruppen von Radionukliden dar. Für einen
Block der neuen Kernkraftanlage sind die emittierten Aktivitäten ungefähr eine Hälfte davon. Die Werte gehen von den zur Verfügung
gestellten Angaben der Lieferanten der Referenzprojekte aus, anhand der Betriebserfahrungen kann realistisch erwartet werden, dass
die tatsächlichen Emissionen bedeutend niedriger als die im Projekt vorausgesetzten Werte sind.
Die Primärquelle der radioaktiven Gase ist der Kernbrennstoff selbst, in welchem die Spaltungskettenreaktion verläuft, bei welcher auch
die aktiven Gas-Isotope entstehen. Die dringen in einer limitierten Menge durch die Undichtheiten in der Überdeckung des Brennstoffs
ins Primärkreislauf-Kühlmittel, welches mit der Überdeckung im Dauerkontakt ist, durch. Durch das Primärkreislauf-Kühlmittel gelangen
die radioaktiven Gase in weitere mit dem Primärkreislauf zusammenhängende Kraftwerksysteme. Die größte Energiequelle der gasför-
migen Emissionen mit dem Gehalt an Radionukliden ist die Entlüftung der Entgasungseinrichtung des Primärkreislauf-Wassers. Weitere
Energiequellen sind radioaktive Gase und Aerosole aus anderen technologischen Systemen und Behältern (welche dauerhaft entlüftet
und in die Systeme der Gasreinigungsanlagen abgeführt werden) und im kleineren Maße auch die aus dem Raum des Reaktor-
Schachts abgeführte Luft. Dem entspricht auch die Isotopen-Zusammensetzung der Emissionen, in den von Spaltprodukten die Edelga-
se und radiologisch bedeutendes Jod vorwiegen, von Aktivierungsprodukten haben die radiologische Bedeutung vor allem die Kohlen-
stoff- und Argon-Radioisotope. In die Atmosphäre werden die Emissionen auf gelenkte Weise (nach der Anwendung der hochwirksa-
men Filtrierung und der radiologischen Kontrolle) mittels des Lüftungskamins freigesetzt. Gleichzeitig kann in die Luft ein Teil vom Triti-
um und Kohlenstoff-14 aus flüssigen radioaktiven Emissionen freigesetzt werden (mehr ausführlich siehe unten).
Die Emissionen in die Atmosphäre aus bestehenden Blöcken EDU1-4 sind wie folgt:
Edelgase (zusammen mit Ar-41):
bis 6,1E+12 Bq/Jahr
Tritium:
bis 9,6E+11 Bq/Jahr
C-14:
bis 7,9E+11 Bq/Jahr
Jod:
bis 1,9E+06 Bq/Jahr
Aerosole:
bis 3,4E+07 Bq/Jahr
Die angeführten Werte stellen die Auswahl der Maximen von Messwerten der Aktivitäten der Emissionen der einzelnen Radionuklide für
Jahre 2008 bis 2014 aus Blöcken EDU1-4 dar. Andere Kernanlagen emittieren am Standort keine gasförmigen Emissionen. In die Atmo-
sphäre werden die Emissionen auf gelenkte Weise nach der Anwendung der hochwirksamen Filtrierung und der radiologischen Kontrol-
le mittels der Lüftungskamine freigesetzt.
Während der Bauzeit werden aus der neuen Kernkraftanlage keine Emissionen in die Atmosphäre produziert. In der Zeit der Beendi-
gung des Betriebes und der Stilllegung kommt es (sowohl bei der neuen Kernkraftanlage, als auch beim EDU1-4) zur sukzessiven be-
deutenden Senkung der Emissionen (bis um einige Größenordnungen) im Vergleich mit der Betriebszeit. Die Isotopen-
Zusammensetzung der gasförmigen Emissionen wird während der Beendigung des Betriebes und der Stilllegung im Vergleich mit der
Betriebsetappe unterschiedlich sein (der bedeutend niedrigerer Anteil an Edelgasen und am Jod).
flüssige radioaktive Emissionen:
Tritium:
bis 1,5E+14 Bq/Jahr
Korrosions-, Aktivierungs- und Spaltprodukte: bis 2,7E+11 Bq/Jahr
Die angeführten Werte stellen die maximalen Jahresaktivitäten der flüssigen Emissionen aus der neuen Kernkraftanlage (zwei Blöcke
mit der installierten Leistung bis 2x1750 MW
e
) während des normalen Betriebes für einzelnen Gruppen von Radionukliden dar. Für einen
Block der neuen Kernkraftanlage sind die emittierten Aktivitäten ungefähr eine Hälfte davon. Die Werte gehen von den zur Verfügung
gestellten Angaben der Lieferanten der Referenzprojekte aus, anhand der Betriebserfahrungen kann realistisch erwartet werden, dass
die tatsächlichen Emissionen bedeutend niedriger als die im Projekt vorausgesetzten Werte sind.
Bei der Isotopen-Zusammensetzung der flüssigen Emissionen ist das Tritium dominant, welches im Primärkreislauf vor allem durch die
Reaktion mit der Borsäure entsteht (es ist in einer niedrigen Konzentration im Kühlmittel enthalten, und es dient als Neutronenabsorber
zur Lenkung der Spaltungskettenreaktion), und welches durch die Reinigungssysteme nicht wirksam aufgefangen werden kann. In den
Rezipienten (Fluss Jihlava) werden die Emissionen nach der radiologischen Kontrolle auf gelenkte Weise mittels des neuen End-
Abwassersammlers freigesetzt (zusammen mit dem Betriebs- und Schmutzabwasser). Gleichzeitig kann ein Teil der Aktivität des Triti-
ums und Kohlenstoff-14 aus flüssigen Emissionen im Rahmen der autorisierten Grenzwerte als radioaktive Emission in die Luft, zum
Beispiel mittels des Entlüftungskamins oder des Kühlturms freigesetzt werden. Um diesen Teil werden dann die angeführten Aktivitäten
des Tritiums und Kohlenstoff-14 in flüssigen Emissionen in den Fluss Jihlava gesenkt und im Gegenteil die Aktivitäten der Emissionen
vom Tritium und Kohlenstoff-14 in die Luft (oben angeführt) werden proportional erhöht.
Die Emissionen in die Wasserläufe aus bestehenden Blöcken EDU1-4 sind wie folgt:
Tritium:
bis 2,0E+13 Bq/Jahr
Korrosions-, Aktivierungs- und Spaltprodukte:
bis 3,6E+07 Bq/Jahr
Die angeführten Werte stellen die Auswahl der Maximen von Messwerten der Aktivitäten der flüssigen Emissionen der einzelnen Radio-
nuklide für Jahre 2008 bis 2014 aus Blöcken EDU1-4 dar. Andere Kernanlagen emittieren am Standort keine flüssigen Emissionen.
Während der Bauzeit werden aus der neuen Kernkraftanlage keine flüssigen radioaktiven Emissionen produziert. In der Zeit der Beendi-
gung des Betriebes und der Stilllegung kommt es (sowohl bei der neuen Kernkraftanlage, als auch beim EDU1-4) zur sukzessiven be-
deutenden Senkung der Emissionen (bis um einige Größenordnungen) im Vergleich mit der Betriebszeit.
Feld der ionisierenden Strahlung:
unbedeutend
Unter dem Feld der ionisierenden Strahlung versteht man die elektromagnetische (Gamma-) Strahlung bzw. den Neutronenfluss direkt
aus Technologieanlagen (ohne Beitrag von Emissionen). Dies ist bereits in der nahen Umgebung der Objekte sowohl der neuen Kern-
kraftanlage, als auch der bereits bestehenden Kernanlagen nicht bedeutend.
Im Laufe des Baugeschehens kann die Verwendung der Strahlungsquellen (der geschlossenen Strahler), welche ein Bestandteil der de-
fektoskopischen Geräte sind (zum Beispiel für die Kontrolle der Schweißnähte), ohne bedeutende Einfluss auf die Umgebung nicht aus-
geschlossen werden. In der Zeit der Beendigung des Betriebes bzw. der Stilllegung entstehen keine zusätzlichen Energiequellen der io-
nisierenden Strahlung.

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radioaktive Abfälle:
bis 250 m
3
/Jahr
Der angeführte Wert stellt den konservativen maximalen Wert der Abfallmenge nach der Aufbereitung (zur Deponierung bestimmt) für
zwei Blöcke der neuen Kernkraftanlage dar. Er geht von der Einheitsproduktion von ca. 50 bis 70 m
3
/1000 MW
e
installierte Leistung pro
Jahr aus. Für einen Block ist die Menge eine Hälfte davon. Die Energiequelle der Abfälle sind besonders die Systeme der Verarbeitung
der flüssigen RAO (Konzentrate aus der Verdampfstation, gesättigte Ionenaustauscher und Entschlammungen), die Filter der aktiven
lufttechnischen Systeme, gebrauchte Messsonden und Kassetten der Vergleichsproben, weiter die kontaminierten nicht verwendbaren
Teile, die Schutzmittel bzw. Schutzkleidungen, aussortierte Materialien aus der kontrollierten Zone u. Ä. Aus Sicht der Klassifizierung der
RAO in die durch die Gesetzgebung festgelegten Klassen werden nur sehr niederaktive, niederaktive und mittelaktive Abfälle produziert.
Die Produktion von verfestigten flüssigen RAO wird ca. 40 % der Gesamtmenge darstellen, die festen RAO werden ca. 60 % der Ge-
samtmenge darstellen.
Die Produktion von aufbereiteten RAO aus bestehenden Blöcken EDU1-4, welche zur Deponierung in der ÚRAO bestimmt sind, ist lang-
fristig auf ca. 265 m
3
/Jahr stabilisiert (davon ca. 160 m
3
verfestigte RAO und ca. 105 m
3
feste RAO). Die gesamte Produktion von RAO
während des Gleichlaufs des Betriebes der neuen Kernkraftanlage (ein Block) und des EDU1-4 wird so 390 m
3
/Jahr nicht überschreiten.
In der Bauzeit der neuen Kernkraftanlage werden keine radioaktiven Abfälle produziert. In der Zeit der Beendigung des Betriebes und
der Stilllegung werden die RAO in der Menge der Größenordnung von Tausenden m
3
produziert. Es geht besonders um sortierte kon-
taminierte Materialien (kontaminierte Technologiesysteme bzw. Baukonstruktionen) aus der Demontage und dem Abbau und um die für
die Dekontaminierung verwendeten Materialien.
ausgebrannter Kernbrennstoff:
bis 70 t UO
2
/Jahr
Die produzierte ausgebrannte Kernbrennstoff-Menge entspricht der frischen Brennstoff-Menge in der Beschickung. Der angeführte Wert
stellt die Produktion vom ausgebrannten Kernbrennstoff für zwei Blöcke der neuen Kernkraftanlage dar, die Produktion für einen Block
der neuen Kernkraftanlage beträgt eine Hälfte.
Die Produktion vom ausgebrannten Kernbrennstoff für bestehende Blöcke EDU1-4 beträgt bis 35 t UO
2
/Jahr. Die gesamte Produktion
vom ausgebrannten Kernbrennstoff während des Gleichlaufs des Betriebes der neuen Kernkraftanlage (ein Block) und des EDU1-4 wird
so 70 t UO
2
/Jahr nicht überschreiten.
In der Bauzeit wird kein ausgebrannter Kernbrennstoff produziert. Nach der Beendigung des Betriebes und der Ausführung des Brenn-
stoffs aus dem Reaktor wird der ausgebrannte Kernbrennstoff nicht mehr produziert.
Nicht ionisierende Strahlung:
unbedeutend
Das Vorhaben ist keine bedeutende Energiequelle der nicht ionisierenden Strahlung. Das elektrische und magnetische Feld in der Um-
gebung der einzelnen Anlagen (elektrische Leitungen, Transformatoren, Generatoren bzw. weitere) wird die Anforderungen der Regie-
rungsverordnung Nr. 291/2015 GBl., über den Gesundheitsschutz vor der nicht ionisierenden Strahlung erfüllen. Im Areal des Kraftwer-
kes werden die Grenzwerte für die Mitarbeiter eingehalten, auf dem öffentlich zugänglichen Freiplatz (betrifft nur elektrische Leitungen)
werden die Grenzwerte für sonstige Personen eingehalten.
Ähnliche Angaben gelten auch für bestehende Anlagen am Standort.
Während des Aufbaus und der Beendigung des Betriebes wird ähnlich die nicht ionisierende Strahlung nicht bedeutend sein.
Sonstiges:
ohne Ausgänge
Das Vorhaben ist keine Quelle physikalischer oder biologischer Faktoren, welche die Umgebung beeinflussen könnten.
B.III.5. Unfallrisiken
B.III.5.1. Strahlenrisiken
B.III.5.1.1. Sicherheitsparameter
Beim Betrieb des Kernkraftblocks, genauso wie beim Betrieb jeder beliebigen anderen Industrieanlage und bei der menschlichen Tätig-
keit (und scheinbar paradoxerweise auch bei der Nichttätigkeit), ist es allgemein nicht möglich, absolut die Möglichkeit von der Entste-
hung eines Nicht-Standard-Zustandes (Störungen, Unfälle, Havarien) auszuschließen.
Das spezifische Merkmal der Kernanlagen ist, dass sie die radioaktiven Stoffe enthalten, welche im Falle der Havariebedingungen po-
tenziell in die Umwelt entweichen könnten. Trotzdem, auch mit der Überlegung dieses Risikos ist die Stromerzeugung in Kernkraftwer-
ken, aus Sicht der Gesundheits- und Lebensgefährdung der Bevölkerung, nicht mehr gefährlich als die Erzeugung aus anderen Ener-
giequellen. Das kann auf den betriebenen Kraftwerken anhand der Statistiken der internationalen Organisationen betreffs des Verhält-
nisses des Risikos der Lebensgefährdung für einzelne Energiequellentypen demonstriert werden (zum Beispiel der Bericht OECD/NEA
2010 Comparing Nuclear Accident Risks with Those from Other Energy Sources).
Die im Vorhaben vorgesehenen Reaktoren sind sicherer als die Reaktoren der vorherigen Generationen. Ihre Entwicklung wird durch
das Bemühen initiiert, die Betriebszuverlässigkeits-Indikatoren der Generatoren der Generation II und zugleich die Sicherheitscharakte-
ristiken weiter zu verbessern. Die grundlegenden Sicherheitscharakteristiken in Bezug auf die vorherigen Generationen sind folgende:
sie haben niedrigere Wahrscheinlichkeit der Entstehung der Projektunfälle und Projektereignisse, welche zu erweiterten Projektbe-
dingungen gehören (einschließlich der schweren Havarien); die Wahrscheinlichkeit der schweren Beschädigung des Brennstoffsys-
tems ist um eine Größenordnung niedriger, als bei bestehenden betriebenen Kernkraftwerken,
sie haben niedrigere Wahrscheinlichkeit großer Entweichungen der Radioaktivität in die Umgebung,
sie bewältigen schwere Havarien einschließlich des Auffangens und der Kühlung des eventuell entstandenen Schmelzguts,
sie bewältigen Station Blackout (Verlust aller Stromquellen),
sie nutzen für Sicherheitssysteme passive Elemente aus (sie sind von der Stromversorgung weniger abhängig),

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sie haben höhere Redundanz der Sicherheitssysteme,
sie bewältigen ernsthaftere externe Ereignisse (zum Beispiel den Flugzeugabsturz),
sie haben bessere Brandschutzsicherung.
B.III.5.1.2. Potenzielle Risiken mit Einfluss auf die atomare Sicherheit und den Strahlenschutz
Zum Nicht-Standard-Zustand auf der Kernanlage (Störung, Unfall, Havarie) kann es infolge des Versagens einer oder mehrerer Kompo-
nenten infolge der internen, oder externen Ursache kommen. Die innere Ursache kann durch die Störung der Komponente, oder des
Systems auf Grund des Projekt -oder Konstruktionsfehlers, des Versagens der Qualitätssicherung bei der Herstellung, Montage, dem
Betrieb, der Wartung den Kontrollen und Prüfungen oder des Versagens der Komponente infolge einer anderen inneren Ursache gege-
ben werden. Zu typischen inneren Ursachen gehören das Versagen des Unterstützungssystems zum Beispiel der Kühlung, Schmierung,
Stromversorgung oder die interne Ereignisse des Typs der dynamischen Wirkungen der Entweichung des Kühlmittels beim Rohrbruch,
die Rohrleitungsschwingungen, die inneren Schüsse, welche zum Beispiel infolge des Bruches der rotierenden Maschinenteile entste-
hen könnten, innere Überschwemmungen, innere Brände und Explosionen, Stürze und Stöße der schweren Lasten, das Versagen der
Druckteile, der Stützen und anderer Konstruktionsteile, elektromagnetische Interferenzen zwischen Kraftwerkanlagen, Wasser-, Gas-,
Dampf- oder Schadstoffentweichungen, die Entstehung der Bedingungen der Umgebungsparameter, für welche die Anlage nicht ausge-
legt ist, das Versagen des menschlichen Faktors u. Ä. Die externe Ursache kann das Vorkommen von extremen meteorologischen
Ereignissen (Sturmwind, Blitze, externe Überschwemmungen, hohe oder niedrige Temperaturen, Regen- und Schneeniederschläge, die
Eisbildung, die Grundwasser-Niveauerhöhung, extreme Dürre, extreme Kühlwassertemperaturen und das Einfrieren, andere Risiken in
der Kühlwasser- und Luftversorgung), das seismische Ereignis, oder ein Ereignis, welches durch die menschliche Tätigkeit in der Kern-
kraftwerkumgebung verursacht wird, sein. Zu Ereignissen, welche durch die menschliche Tätigkeit verursacht werden, können der Bruch
der Talsperren an Wasserläufen in der Nähe der Kernanlage, die Gasentweichung und -explosion in der Umgebung der Kernanlage, die
Entweichung der toxischen, explosiven oder anders gefährlichen Stoffe in der Umgebung der Kernanlage, z.B. beim Transport über den
Straßenweg oder bei der Lagerung solcher Stoffe im Inneren des Areals, die durch die Explosion in der Umgebung der Kernanlage
hervorgerufene Druckwelle, der Flugzeugabsturz auf die Kernanlage infolge des Unfalls, der Unfall auf einer anderen Kernanlage am
Standort mit der Entweichung der radioaktiven oder anderer Gefahrstoffe gehören. Der spezifische Typ von Ereignissen mit der externen
Ursache sind weiter die Sabotagen und der Terroranschlag auf die Kernanlage (einschließlich des absichtlichen Flugzeugabsturzes).
Alle Typen von möglichen Nicht-Standard-Zuständen müssen im Rahmen des Lizenzprozesses der Kernanlage ausgewertet werden,
und es muss entweder die praktische Unmöglichkeit von ihrer Entstehung, oder die Akzeptanz ihrer Folgen nachgewiesen werden,
wobei die Auswertung der Strahlenfolgen die höchste Wichtigkeit hat. Der Nachweis der Akzeptanz muss vorrangig auf dem determinis-
tischen Grund basieren, wann die Folge des Ereignisses quantifiziert und ihre Akzeptanz für die Sicherheit der Kernanlage und die
vernachlässigbaren Folgen für die Umgebung nachgewiesen werden. Für extrem unwahrscheinliche Ereignisse (die Häufigkeit ist mit
einem hohen Zuverlässigkeitsmaß niedriger als 10
-7
/Jahr) ist ihre Auswertung und Bewertung auf Wahrscheinlichkeitsbasis zulässig. Die
Beurteilung des Schutzniveaus gegen den Terroranschlag und die Sabotage ist ein Bestandteil der Dokumentation der Sicherstellung
des physischen Schutzes, welche von der SÚJB genehmigt wird und einem Sonderregime (d.h. der Geheimhaltung) unterliegt.
Die aus Sicht der Sicherheit der Kernanlagen wichtigen Systeme müssen gegen einfache Störung und gegen die Störung mit gemein-
samer Ursache beständig sein. Die Beständigkeit ist mittels der Redundanz und der Diversität sicherzustellen. Die Redundanz wird
mittels der mehrfachen Sicherung der Sicherheitssysteme, welche gleiche Funktion erfüllen (für Blöcke der Generation II in der Regel
die zwei- bis dreifache Redundanz, für Blöcke der Generation III und III+ in der Regel drei- bis vierfache Redundanz), durch physische
Trennung der einzelnen redundanten Systeme und durch ihre Funktionsunabhängigkeit sichergestellt. Die Diversität ist so sichergestellt,
dass die grundlegenden Sicherheitsfunktionen - Außerbetriebsetzung des Reaktors, die Wärmeabführung aus dem Brennstoff, die Be-
schränkung der Entweichung der radioaktiven Stoffe außerhalb des Containments bei der Störung der Primärkreislauf-Integrität wird
unabhängig durch zwei oder mehrere funktionell unterschiedliche Systeme sichergestellt, von denen jedes mehrfache Redundanz hat,
und jedes ist in der Lage, die Erfüllung der Sicherheitsfunktion selbstständig sicherzustelen.
B.III.5.1.3. Charakteristik von Nicht-Standard-Zuständen
Die Akzeptanz der Folgen der Nicht-Standard-Zustände wird in der Abhängigkeit von der Wahrscheinlichkeit ausgewertet, mit welcher
der Nicht-Standard-Zustand entstehen kann, wobei die Grenzwerte der Folgen der Nicht-Standard-Zustände, welche durch nationale
legislative Vorschriften und durch internationale Anforderungen festgelegt sind, nicht überschritten werden dürfen. A lgemein gilt, dass
für die mehr wahrscheinlichen Typen von Nicht-Standard-Zuständen die Kriterien der maximalen zulässigen Folgen strenger, als für die
weniger wahrscheinlichen Nicht-Standard-Zustände festgelegt sind.
Die Nicht-Standard-Zustände der neuen Kernkraftanlage werden wie folgt aufgeteilt:
Abnormaler Betrieb.
Havariebedingungen:
grundlegende Projektunfälle (DBA)
erweiterte Projektbedingungen (DEC):
mehrfache Störung in erweiterten Projektbedingungen,
schwere Unfälle in erweiterten Projektbedingungen.
Praktisch ausgeschlossene Bedingungen.

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Diese Zustände werden wie folgt charakterisiert:
Der abnormale Betrieb schließt einfache Störungen und Versagen ein, bei denen vorausgesetzt wird, dass es zu ihnen mindestens
einmal für die Zeit des Betriebes kommt. Zu typischen Fällen dieser Kategorie gehören der Verlust der exter-
nen Stromversorgung, die Störungen im System der Steuerung der Reaktivität, das kurzfristige Öffnen der
Sicherheitsventile der Dampfgeneratoren, der Bruch der Rohrleitungen mit kleinen Abmessungen (Hilfsrohr-
leitung, Rohrleitung für die Messung und die Probeabnahme) u. Ä. Der abnormale Betrieb führt im schlimms-
ten Falle zur schnellen Außerbetriebsetzung des Reaktors, wobei das Kraftwerk in der Lage ist, nach der Be-
endigung dieses Zustandes, bzw. nach der Beseitigung der Ursachen und Folgen in normalen Betrieb zu-
rückzukehren (als die Folge des abnormalen Betriebes darf es zur Beschädigung des Brennstoffsystems, zur
Störung der Brennelementkassetten oder zur Störung der Primärkreislauf-Integrität nicht kommen). Die Er-
eignisse, welche zum abnormalen Betrieb gehören, dürfen zu keinem Verlust der Funktion einer der Barrie-
ren, zu keinem Verlust der Funktion der Sicherheitssysteme führen, und deren Einfluss auf die Umgebung
muss minimal, durch die Erfüllung des Kriteriums K1 charakterisiert sein (siehe Kapitel B.I.6.2.2.2. Die Anfor-
derungen an den Strahlenschutz, Seite 26 dieser Bekanntmachung), also so, dass die autorisierten Grenz-
werte für die Emissionen der Radionuklide in die Umwelt nicht überschritten werden, d.h., dass für kritische
Bevölkerungsgruppe der Optimierungs-Dosisgrenzwert, der sich auf die Bestrahlung aus Emissionen aus der
neuen Kernkraftanlage und aus den betriebenen Blöcken EDU1-4 bezieht, nicht überschritten wird.
Die grundlegenden Projektunfälle (DBA) sind Störungen und Versagen, zu denen es für die Zeit des Betriebes nicht kommen sollte,
jedoch deren Entstehung für die Zeit des Betriebes praktisch nicht ausgeschlossen werden kann, und das
Projekt rechnet deshalb direkt mit deren Vorkommen. Zu typischen initialisierenden Ereignissen dieser Kate-
gorie von Unfällen gehören der Bruch der großen Rohrleitung - Speisewasser-Hauptrohrleitung, Dampf-
Rohrleitung, Primärkreislauf-Rohrleitung, der Bruch des Rohrs/der Röhre im Dampfgenerator, mechanische
Störung im System für schnele Außerbetriebsetzung des Reaktors u. Ä. Die Sicherheitssysteme müssen mit
der genügenden Reserve und Zuverlässigkeit in der Lage sein, den Schutz der Barrieren und die Beschrän-
kung der grundlegenden Projektunfälle für die Umgebung an eine akzeptable Grenze sicherzustellen. Es wird
das Grundkriterium K2 geltend gemacht (siehe Kapitel B.I.6.2.2.2. Anforderungen an den Strahlenschutz,
Seite 26 dieser Bekanntmachung), welches verlangt, dass kein Unfall der neuen Kernkraftanlage, bei wel-
chem es zu keiner Schmelzung der aktiven Zone des Kernreaktors oder zu keiner Beschädigung des be-
strahlten Kernbrennstoffs in Becken für die Lagerung kommt, darf zur Entweichung der Radionuklide führen,
welche das Treffen der Schutzmaßnahmen in der Form des Versteckens, der Jodprophylaxe und der Evaku-
ierung der Bevölkerung wo auch immer in der Umgebung der neuen Kernkraftanlage erfordert. Für die ak-
zeptable Grenze werden das Nichterreichen der Richtwerte für das Treffen der unverzüglichen und anschlie-
ßenden Schutzmaßnahmen nach der Verordnung der SÚJB Nr. 307/2002 GBl. für kein ständig bewohntes
Gebiet in der Kraftwerkumgebung mit Ausnahme von der zeitweiligen und lokal beschränkten Regelung der
Konsum der lokal produzierten Lebensmittel, und der sehr kleine limitierte Wirtschaftsabfall gehalten.
Die erweiterten Projektbedingungen (DEC) sind solche Unfälle, welche im Rahmen der grundlegenden Projektunfäle nicht vorgesehen
werden, jedoch sie werden im Projekt unter Anwendung von der "best-estimate metodik" analysiert, und für
welche die radiologischen Folgen im Rahmen der definierten Kriterien der Akzeptanz bleiben. Es handelt sich
um Unfälle und mehrfache Störungen, bei denen sehr niedrige Entstehungswahrscheinlichkeit vorausgesetzt
wird. Die erweiterten Projektbedingungen werden wie folgt aufgeteilt:
mehrfache Störungen, bei denen es zu keiner schweren Beschädigung des Brennstoffsystems kommt.
schwere Havarien, bei denen es zur schweren Beschädigung des Brennstoffsystems kommt.
Während die derzeit betriebenen Reaktoren für solche Bedingungen ursprünglich nicht projektiert wurden,
und ihre Beständigkeit erst durch die durchgeführten Modernisierungen erhöht wurde, ist bei Reaktoren der
Generation III und III+ die Fähigkeit, die Folgen der erweiterten Projektbedingungen einschließlich der
schweren Havarien zu bewältigen bzw. zu minimieren, bereits im Projekt enthalten. Zu wichtigsten Eigen-
schaften gehören die verlängerte Beständigkeit gegen den Verlust aller Stromquellen (Station Blackout), die
Beständigkeit gegen den Absturz vom großen Flugzeug und die Fähigkeit, die mit der Brennstoffschmelzung
verbundenen Ereignisse ohne Versagen des Containments zu bewältigen. Zu Beispielen für mehrfache Stö-
rungen als ein Bestandteil der erweiterten Projektbedingungen gehören: abnormale Zustände mit dem Ver-
sagen des Systems für schnele Außerbetriebsetzung des Reaktors, der Verlust aller Stromquellen (Station
Blackout), der völlige Ausfall aller Systeme der Speisewasserversorgung in die Dampfgeneratoren, die Pri-
märkreislauf-Undichtheit mit der teilweisen Störung des Systems der Havariekühlung, der Bruch des
Rohrs/der Röhre der Dampfgeneratoren, welcher durch die Störung der Sekundärkreislauf-Integrität begleitet
wird, der Verlust der Kühlung des Beckens für die Lagerung des ausgebrannten Kernbrennstoffs, mehrfache
Störungen in Systemen des Kühlwassers, des wichtigen technischen Wassers, der Wärmeabführung in die
Umgebung bzw. der End-Wärmesenke, mehrfache Ereignisse mit der gemeinsamen Ursache inneren oder
äußeren Ursprungs.

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Für erweiterte Projektbedingungen, bei denen es zu keiner schweren Beschädigung des Brennstoffsystems
kommt, gilt analog das Kriterium K2 (siehe Kapitel B.I.6.2.2.2. Anforderungen an den Strahlenschutz, Seite
26 dieser Bekanntmachung), welches verlangt, dass die Störung zu keiner Entweichung der Radionuklide
führen darf, welche das Treffen der Schutzmaßnahmen für das Verstecken, die Jodprophylaxe und die Eva-
kuierung der Bevölkerung wo auch immer in der Umgebung der neuen Kernkraftanlage erfordert.
Für schwere Havarien, welche mit der schweren Beschädigung des Brennstoffsystems verbunden sind, wird
das Kriterium K3 (siehe Kapitel B.I.6.2.2.2. Anforderungen an den Strahlenschutz, Seite 26 dieser Bekannt-
machung), oder die Aufrechterhaltung der Funktionsfähigkeit des Containments, praktische Ausschließung
der Möglichkeit von großen oder frühzeitigen Entweichungen der Radionuklide aus dem Containment, die ge-
troffenen Maßnahmen zum Bevölkerungs- und Umweltschutz mit der Beschränkung im Raum und in der Zeit
(d.h. keine Dauerverlegung der Bevölkerung, keine Notwendigkeit der Evakuierung aus der unmittelbaren
Kraftwerkumgebung, beschränktes Verstecken der Personen, keine langfristigen Beschränkungen beim Le-
bensmittelverbrauch) geltend gemacht, und zur Verfügung steht genug Zeit für das Treffen der Maßnahmen.
Die praktisch ausgeschlossenen Bedingungen sind solche Bedingungen, deren Vorkommen physikalisch nachweislich unmöglich, oder
deren Entstehung mit einer hohen Stufe der Glaubwürdigkeit extrem unwahrscheinlich ist. Es handelt sich
um Sequenzen der schweren Havarien mit dem Schmelzen der aktiven Zone oder mit der schweren Be-
schädigung des gelagerten ausgebrannten Kernbrennstoffs außerhalb des Containments, welche zu frühzei-
tigen oder großen Entweichungen der radioaktiven Stoffe in die Umgebung führen könnten. Die Summenfre-
quenz/Wahrscheinlichkeit der großen oder frühzeitigen Entweichung der radioaktiven Stoffe in die Kraft-
werkumgebung muss mit einer Reserve und zuverlässig kleiner als 1x10
-6
/Jahr sein. Für die Möglichkeit von
der Milderung der Folgen der Havarien, welche durch ihre Einflüsse die erweiterten Projektbedingungen
(DEC) überschreiten, wird das Projekt der neuen Kernkraftanlage sämtliche technische- und Organisations-
mittel enthalten, welche der Betreiber braucht, damit er alle seine durch das Atomgesetz gegebenen Pflich-
ten für den Fall der Entstehung des Strahlenunfalls erfüllen kann. Das Treffen der entsprechenden Schutz-
maßnahmen wird von den durch die Gesetzgebung der Tschechischen Republik, EU und die Empfehlungen
IAEA und ICRP festgelegten Kriterien ausgehen.
B.III.5.1.4. Vorgehen bei der Bewertung der radiologischen Einflüsse der Strahlenunfälle im Prozess
EIA
Der Nachweis der Akzeptanz der Folgen der möglichen Nicht-Standard-Zustände der neuen Kernkraftanlage (der Störungen, Unfälle
und Havarien) ist der Gegenstand der anschließenden Verfahren, welche für das konkrete gewählte Projekt der neuen Kernkraftanlage
im Regime des Atomgesetzes geführt werden (siehe Kapitel B.I.9. Verzeichnis der anschließenden Entscheidungen und der Verwal-
tungsorgane, Seite 60 dieser Bekanntmachung). Im Rahmen des Prozesses der Beurteilung der Umwelteinflüsse (EIA) wird der Einfluss
auf die Umgebung und die Bevölkerung für die repräsentativen maximalen Fälle des grundlegenden Projektunfalls und der schweren
Havarie mit der Brennstoffschmelzung demonstriert.
Im Falle der grundlegenden Projektunfälle (bei denen es zu keiner ernsten Beschädigung sowie zu keiner Brennstoffschmelzung kommt)
ist die potenzielle Energiequelle der Entweichung der Radionuklide in die Kraftwerkumgebung ihr Gehalt im Primärkreislauf-Kühlmittel
und eventuell auch ihr Gehalt in freien Volumina unter der Überdeckung der Brennstäbe in dem Falle, wenn bei einem Teil der Brenn-
stäben die Störung ihrer Überdeckung eintritt. Für die Analyse des repräsentativen Teils des grundlegenden Projektunfalls im Prozess
EIA wird die allgemein anerkannte Methode der Maximen gefordert, also die Methode, bei welcher das repräsentative Quellglied (wel-
ches die Größe der Entweichung der Radionuklide in die Umgebung für die Bewertung der radiologischen Folgen charakterisiert) und
weitere Parameter (z.B. meteorologische Bedingungen) so festgelegt werden, dass die diesem Energiequellenglied entsprechenden
radiologischen Folgen mit einer genügenden Reserve schlimmer sind, als diejenigen, zu denen (mit der Überlegung der Unsicherheits-
maße) die Ergebnisse der späteren Sicherheitsanalysen (z.B. im vorläufigen Sicherheitsbericht) im Rahmen des Lizenzprozesses führen
werden.
Im Falle der schweren Havarien (mit der Voraussetzung der Brennstoffschmelzung) ist die potenzielle Energiequelle der Entweichung
der Radionuklide in die Umgebung ihr Gehalt im Brennstoff. Die Brennstoffschmelzung wird durch die Entweichung der Radionuklide
aus dem Brennstoff ins Containment und anschließend durch die Entweichung aus dem Containment in die Umgebung durch die Mikro-
Undichtheit des Containments begleitet. Im Einklang mit Anforderungen der SÚJB und WENRA müssen die Sicherheitssysteme für neue
Reaktoren die volle Funktionsfähigkeit des Containments garantieren und die Folgen der schweren Havarie im Einklang mit dem Kriteri-
um K3 beschränken (siehe Kapitel B.I.6.2.2.2. Anforderungen an den Strahlenschutz, Seite 26 dieser Bekanntmachung).
Die Bewertung der radiologischen Folgen des repräsentativen grundlegenden Projektunfals oder der schweren Havarie für den Prozess
EIA wird unter Anwendung vom Berechnungsprogramm, welches vom Aufsichtsorgan (SÚJB) für die Bewertung der radiologischen
Folgen genehmigt wird, durchgeführt.

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B.III.5.1.5. Risiko des Terrorangriffs
Das Gefährdungsrisiko der neuen Kernkraftanlage durch den Terrorangriff wird in folgenden Phasen der Vorbereitung und Realisation
des Projektes durch Standardmittel und -methoden des physischen Schutzes der Kernanlagen beurteilt und eliminiert, welche in der
bisherigen Praxis im Einklang mit Anforderungen der internationalen und nationalen legislativen Vorschriften angewendet werden.
Die Verpflichtungen der Tschechischen Republik im Bereich des physischen Schutzes der nuklearen Materialien ergeben sich aus dem
Beitritt zum Übereinkommen über den physischen Schutz der nuklearen Materialien, welches die Tschechische Republik im März 2005
unterzeichnet hat, und welches im Juli 2007 in Kraft getreten ist. Die an den physischen Schutz gestellten Anforderungen der nuklearen
Materialien und der Kernanlagen für die Tschechische Republik werden im Atomgesetz und in der Verordnung der SÚJB Nr. 144/1997
GBl. über den physischen Schutz der nuklearen Materialien und der Kernanlagen und deren Einordnung in einzelne Kategorien, in der
gültigen Fassung, definiert.
Die Aufsichtstätigkeit des Staats wird in diesem Bereich von der SÚJB ausgeübt, wobei sie sich auf die Kontrolle des physischen Schut-
zes an Kernanlagen der Tschechischen Republik konzentriert, und sie führt Inspektionen mit der Konzentration auf den physischen
Schutz der Kernanlagen, der nuklearen Materialien und der radioaktiven Abfälle und beim Transport der nuklearen Materialien durch.
Der wichtige Bestandteil der Tätigkeit der SÚJB bei der Beurteilung der Maßnahmen zur Sicherstellung des physischen Schutzes der
Transporte der nuklearen Materialien ist auch die Genehmigung der Verpackungskomplexe für den Transport der nuklearen Materialien.
Die Inspektoren der SÚJB führen die Inspektionen aller Transporte des frischen und ausgebrannten Kernbrennstoffs und des RAO
durch. Die Informationen über den Transport und den physischen Schutz der nuklearen Materialien richten sich nach dem Gesetz
Nr. 412/2005 GBl., über den Schutz der geheim gehaltenen Informationen und über die Sicherheitsfähigkeit, in der gültigen Fassung.
Nach Angriffen in New York am 11.09.2001 wurde in allen Staaten mit der hoch entwickelten Kernenergietechnik der Schutz aller Kern-
anlagen gegen die Angriffe, welche mittels eines großen Verkehrsflugzeuges durchgeführt werden, erhöht. Im Unterschied zu Stößen
der Flugzeuge infolge der zufälligen Vorfälle geht es um ganz anderes Problem und grundsätzlich unterschiedlich ist auch die Schutzart,
welche vor allem auf Vorbeugungsmaßnahmen basiert. Der Primärschutz gegen absichtliche Angriffe ist in der Verantwortung des
Staats (Nachrichtendienste, Überwachung der terroristischen Aktivitäten, der Luftraumschutz, die Vorbeugung unter Bedingungen des
Flugverkehrs u. Ä.). Für die neue Kernkraftanlage wird für den Entwurf der gewählten sicherheitsrelevanten Bauten die Belastung durch
den Stoß eines großen Verkehrsflugzeuges als die Folge des absichtlichen Angriffs vorgesehen. Die Entwurfsparameter des Flugzeuges
und die vorgesehenen Szenarios des Angriffs sind geheim gehaltene Informationen.
Alle Lieferanten der Referenzprojekte für die neue Kernkraftanlage haben in technischen Informationen die Beständigkeit ihrer Kraft-
werksblöcke gegen den Flugzeugabsturz, und zwar einschließlich des großen Verkehrsflugzeuges bestätigt. Bei der Beurteilung des
Absturzes vom großen Verkehrsflugzeug wird die Methode US NRC angewendet, welche in 10 CFR § 50.150 Aircraft Impact Assess-
ment festgelegt ist, wo gefordert wird, dass die Lizenzantragsteller für neue Kernkraftwerke realistische Auswertung der Einflüsse des
Absturzes vom großen Verkehrsflugzeug auf das Kraftwerk durchführen, wobei dieses Ereignis für den Bestandteil der erweiterten Pro-
jektbedingungen gehalten wird. Für die Erfüllung der Anforderung an die Beständigkeit gegen den Absturz vom großen Verkehrsflug-
zeug muss nachgewiesen werden, dass die aktive Zone des Reaktors gekühlt (oder es bleibt die Containment-Integrität erhalten) und
die Kühlung des ausgebrannten Kernbrennstoffs erhalten bleibt (oder es ist die Integrität des Beckens mit dem ausgebrannten Brenn-
stoff sichergestellt). Analog sind die Anforderungen an die Beständigkeit der neuen Reaktoren gegen den Absturz vom großen Verkehrs-
flugzeug auch im Bericht WENRA 2013 festgelegt.
B.III.5.1.6. Andere Strahlengefahren im Zusammenhang mit dem Betrieb der Kernenergieanlagen
Die Sicherheitsanforderungen an den Transport der nuklearen Materialien und der radioaktiven Abfälle sind im Atomgesetz (Gesetz
Nr. 18/1997 GBl., über die Friedensnutzung von der Kernenergie und der ionisierenden Strahlung, in der gültigen Fassung) und im
Gesetz Nr. 258/2000 GBl., über den Schutz der öffentlichen Gesundheit, in der gültigen Fassung geregelt. Anhand der in diesen Geset-
zen enthaltenen Bevollmächtigungen wurden diese Ausführungsrechtsvorschriften, welche sich auf den Transport der nuklearen Materi-
alien sowie der radioaktiven Abfäle beziehen, ausgegeben:
die Verordnung der SÚJB Nr. 317/2002 GBl., über die Typengenehmigung der Verpackungskomplexe für den Transport, die Lage-
rung und Deponierung der nuklearen Materialien und der radioaktiven Stoffe, über die Typengenehmigung der Quellen ionisierender
Strahlung und über den Transport der nuklearen Materialien und der bestimmten radioaktiven Stoffe (über die Typengenehmigung
und den Transport), in der gültigen Fassung,
die Verordnung der SÚJB Nr. 307/2002 GBl., über den Strahlenschutz, in der gültigen Fassung und
die Verordnung der SÚJB Nr. 144/1997 GBl., über den physischen Schutz der nuklearen Materialien und der Kernanlagen und über
deren Einordnung in einzelne Kategorien, in der gültigen Fassung.
Die Grundtransporte der Materialien, im Zusammenhang mit dem Betrieb der Kernkraftanlage, sind der Transport des frischen Brenn-
stoffs vom Lieferanten in die neue Kernkraftanlage, der Transport der aufbereiteten RAO aus der neuen Kernkraftanlage in die Lager-
stätte der RAO (im Rahmen des Areals), der Transport des ausgebrannten Kernbrennstoffs aus der neuen Kernkraftanlage ins Lager
und der Transport des ausgebrannten Kernbrennstoffs aus dem Lager zum Ort für die endgültige Lagerung (Lagerstätte) (beziehungs-
weise zum Ort für die Aufbereitung). Der Grund der Steuerung des Risikos beim Transport der nuklearen Materialien und der RAO sind
folgende Prinzipien, welche in oben angeführten legislativen Dokumenten verankert sind:

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zum Transport muss die Genehmigung, bzw. Zustimmung der genehmigenden Autoritäten nach gültigen Gesetzen ausgegeben
werden;
der Transport muss nach genehmigten Prozessen und im Einklang mit zusammenhängenden Anforderungen der nationalen legisla-
tiven Vorschriften und der internationalen Verpflichtungen und Verträge der Tschechischen Republik verlaufen;
die Transportverfahren müssen die möglichen Risiken berücksichtigen und die Wahrscheinlichkeit des Auftretens des Unfalls mini-
mieren;
das transportierte Material muss in genehmigten Transportkomplexen (beziehungsweise in Transport- und Lagerungskomplexen)
gelagert sein, welche nachweislich sicherstellen, dass im Falle des Unfalls kein radioaktives Material und die Umgebung entweicht,
und dass es noch dazu im Falle der nuklearen Spaltmaterialien zu keiner Senkung der unterkritischen Menge unter die zulässige
Grenze kommt, und zwar auch nicht im Falle der Überschwemmung durch Wasser;
die Dosisleistung in der Umgebung der transportierten Komplexe und die Oberflächenaktivität müssen im Einklang mit Rechtsvor-
schriften der Tschechischen Republik minimiert werden, bezüglich der Bestrahlung der Bewohner in der Umgebung des Transports
dann besonders die Dosisleistung im Abstand 2 m von der Oberfläche des Transportmittels darf den Wert von 0,1 mSv/Stunde nicht
überschreiten.
Für den Transport des frischen Kernbrennstoffs ist es unter Berücksichtigung des jetzigen Betriebes der bestehenden Blöcke EDU1-4
möglich, durchschnittlich bis 5 Transporte des frischen Brennstoffs in den Standort vom EDU pro Jahr vorauszusetzen, wobei im Ein-
klang mit dem Staatsenergiekonzept, die Brennstoff-Bevorratung für einige Jahre im Voraus vorausgesetzt wird. Da der Kernbrennstoff
derzeit in der Tschechischen Republik nicht produziert wird, geht es um Lieferungen aus dem Ausland, und es kann um die Kombination
vom Eisenbahn-, Straßen-, Schiff- und Lufttransport gehen.
Der Transport des ausgebrannten Kernbrennstoffs aus der neuen Kernkraftanlage ins Lager für den ausgebrannten Brennstoff wird in
der Abhängigkeit von der Platzierung des Lagers entweder im Rahmen des Areals EDU, oder außerhalb des Areals EDU realisiert. Der
ausgebrannte Kernbrennstoff kann über die Eisenbahn oder über die Straße transportiert werden. Auf jeden Fall wird es sich um maxi-
mal einige Transporteinheiten pro Jahr handeln.
Im Vergleich mit dem Transport eines anderen Gefahrguts (aus energetischer Sicht mit dem Transport anderer Brennstoffsorten) ist der
Transport der radioaktiven Materialien mit einem wesentlich niedrigeren Risiko verbunden. Es droht vor allem keine Explosions- oder
Brandgefahr wie bei Transporten der klassischen Brennstoffe, wann der Unfall zur direkten Bedrohung der Leben führt und für die Teil-
nehmer des Unfalls oft tragische Folgen hat. Bei radioaktiven Stoffen ist die Möglichkeit von der Entweichung in die Umwelt auf das
möglichst niedrige Maß beschränkt. Für jeden Transport werden die Vorgehen erstellt, wie die Strahlenfolgen des Unfalls so zu be-
schränken sind, dass es zu keiner Bedrohung der Gesundheit der Bewohner kommt.
B.III.5.2. Sonstige Risiken, die nicht zu den Strahlenrisiken zählen
Das Vorhaben stellt aus anderer Sicht, aus welcher die Strahlenrsiken nicht betrachtet werden, im Prinzip einen üblichen industriellen
Betrieb dar, bei welchem kein bedeutendes Risiko der Entstehung der Havarieereignisse mit negativen Einflüssen auf die Umwelt-
und/oder Bevölkerung entsteht. Im Zusammenhang mit dem Betrieb ist es nicht möglich, potenziell die Havariesituationen in Verbindung
mit der Entweichung des verschmutzten Abwassers (durch die Störung der Dichtheit der Kanalisierung, oder durch die Störung der
Funktion der Kläranlage des öligen Wassers), der Entweichung der gelagerten Stoffe (Chemikalien, Kraftstoffe, Schmier- und wärmetra-
gende Mittel, Reinigungsmittel u. Ä.) aus Lagerbehältern oder Rohrbrücken, beziehungsweise beim Transport auszuschließen. Potenzi-
ell ist auch die Möglichkeit von der Entzündung der Medien, beziehungsweise weiterer Stoffe nicht ausgeschlossen.
Die angeführten Risiken haben ein niedriges Wahrscheinlichkeitsmaß der Entstehung und für ihre Eliminierung werden keine Vorbeu-
gungs- oder Eliminierungsmaßnahmen mit Ausnahme von denjenigen gefordert, welche üblich oder durch einschlägige Vorschriften
(Bau-, Sicherheits-, Brandschutz-, Verkehrs- oder weitere Vorschriften) vorgeschrieben sind, einschließlich des Gesetzes über die Vor-
beugung von ersten Havarien. Die Folgen vom angeführten Typ können mit den üblich verfügbaren Mitteln gelöst werden.

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C. ANGABEN ZUM ZUSTAND DER UMWELT
IM BETROFFENEN GEBIET
C. ANGABEN ZUM ZUSTAND DER UMWELT IM BETROFFENEN GEBIET
C.I. Liste der wichtigsten Umweltcharakteristiken des be-
troffenen Gebietes
1. Verzeichnis der wichtigsten environmentalen Charakteristiken des betroffenen Gebietes
Das Vorhaben wird im Gebiet des energetischen Systems Dukovany - Dalešice, im Raum, welcher ans Areal des bestehenden betrie-
benen Kraftwerkes Dukovany anschließt, platziert. Das betroffene Gebiet ist naturwissenschaftlich wertvoll, gleichzeitig befindet sich hier
zahlreiche Gemeinden. Der Zustand der Umwelt im betroffenen Gebiet wird also durch drei Faktoren - durch die industrielle-, naturwis-
senschaftliche- und Wohnfunktion determiniert. Diese drei Funktionen sind im Gebiet langfristig konsolidiert und mit eindeutig abge-
grenzten Beziehungen. Sie stellen so keine Energiequelle der bedeutenden Kollisionen dar.
Das Gebiet in der Umgebung des Kraftwerkes ist naturwissenschaftlich sowie landschaftlich mannigfaltig und wertvoll, mit einem relativ
hohen Anteil an natürlichen und naturnahen Ökosystemen (vorwiegend Schutzgebiete, PSSA-Schutzgebiete verschiedener Kategorien).
Die Gesundheits-, Sozial- und Wirtschaftsbedingungen für die Bevölkerung sind günstig, sie entsprechen den hygienischen Anforderun-
gen, in vielen Hinsichten sind sie besser als in anderen Gebieten der Tschechischen Republik. Die Ergebnisse der Überwachung des
Zustandes der einzelnen Bestandteile der Umwelt weisen auf generell gute Qualität der Umgebung hin.
Infolge des Betriebes des bestehenden Kraftwerkes (EDU1-4) kommt es zu keiner Beschädigung der Umwelt sowie der öffentlichen
Gesundheit. Alle Ausgänge aus dem Kraftwerk werden kontrolliert, und sie bewegen sich langfristig im Rahmen der geforderten von
zuständigen Behörden festgelegten Grenzwerte. Im Strahlenschutzbereich werden die autorisierten Grenzwerte der effektiven Bestrah-
lungsdosen zuverlässig eingehalten. Das Kraftwerk beeinflusst deshalb auf keine bedeutende Weise die Qualität der Umwelt im Gebiet
(mit Ausnahme vom unbestreitbaren Einfluss auf die ästhetischen Qualitäten des Gebietes, also von Einflüssen auf die Landschaft und
das Landschaftsbild, welche das Kraftwerk und seine Begleitobjekte durch ihren Maßstab in Nahsichten unterwerfen).
Ausführlichere Angaben siehe entsprechende Kapitel des Teils C.II. Kurzgefasste Charakteristik des Zustandes der Bestandteile der
Umwelt im betroffenen Gebiet (Seite 75 dieser Bekanntmachung und folgende Seiten).
C.II. Kurzcharakteristik des Zustandes der Umweltkompo-
nenten im betroffenen Gebiet
2. Kurzcharakteristik des Zustandes der Umweltkomponenten im betroffenen Gebiet, welche wahrscheinlich bedeutend beeinflusst werden
C.II.1. Bevölkerung und öffentliche Gesundheit
C.II.1.1. Demografische Angaben
Das betroffene Gebiet ist (mehr ausführliche Angaben über die Art der Abgrenzung siehe Kapitel B.I.8. Verzeichnis der betroffenen
territorialen Selbstverwaltungseinheiten, Seite 58 dieser Bekanntmachung) durch das Gebiet von insgesamt 14 Städten und Gemeinden
abgegrenzt.
Die demografischen Grundangaben der Gemeinde des betroffenen Gebietes sind in folgender Tabelle angeführt.

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Tab. C.1: Demografische Grundangaben der Gemeinden des betroffenen Gebietes
Bezirk
Kreis
Gemeinde
Bevölkerungs-
zahl
Hochland/
Vysočina
Třebíč
Dukovany
837
Slavětice
234
Rouchovany
1165
Lhánice
157
Mohelno
1353
Kladeruby nad Oslavou
195
Kramolín
121
Dalešice
603
Hrotovice
1779
Litovany
138
Přešovice
144
Südmähren
Znojmo
Rešice
349
Horní Dubňany
305
Horní Kounice
298
Insgesamt
7678
Quelle: Tschechisches Amt fúr Statistik (ČSÚ), Angaben zum 31.12.2014
C.II.1.2. Standort der Bebauung der Gemeinden
Das Vorhaben wird im anschließenden Gebiet an das bestehende betrieben Kraftwerk (und seine Infrastruktursysteme), welches außer-
halb des unmittelbaren Kontakts mit dem Wohngebiet der Städte und Gemeinden platziert ist, platziert. Die Beziehung zwischen der
Wohnbebauung und dem Kraftwerk ist langfristig konsolidiert, die Entfernung der Bebauung vom Kraftwerk ist für die Eliminierung der
potenziellen ungünstigen Einflüsse genügend.
Die Entfernungen der nächstgelegenen Wohnbebauung der Gemeinden des betroffenen Gebietes von der Grenze des bestehenden
Areals des Kraftwerkes (EDU1-4) und von der Fläche für die Platzierung der neuen Kernkraftanlage sind in folgender Tabelle angeführt.
Tab. C.2: Minimaler Abstand der Wohnbebauung der Gemeinden von Arealen EDU1-4 und NJZ
Gemeinde
Nähere Spezifikation des
Ortes
Entfernung
EDU1-4
Neue Kernkraft-
anlage
Dukovany
mehrheitliche Bebauung
Unterkunftshaus
1,8 km
1,3 km
3,1 km
2,6 km
Slavětice
mehrheitliche Bebauung
Fasanengehege
2,4 km
2,1 km
1,2 km
0,9 km
Rouchovany
mehrheitliche Bebauung
2,5 km
2,3 km
Lhánice
mehrheitliche Bebauung
4,9 km
5,7 km
Mohelno
mehrheitliche Bebauung
3,3 km
3,6 km
Kladeruby nad Oslavou
mehrheitliche Bebauung
6,2 km
6,1 km
Kramolín
mehrheitliche Bebauung
4,8 km
3,9 km
Dalešice
mehrheitliche Bebauung
5,7 km
4,5 km
Hrotovice
mehrheitliche Bebauung
Nové Rybníky
5,2 km
4,6 km
4,1 km
3,5 km
Litovany
mehrheitliche Bebauung
Boříkovský dvůr
7,3 km
5,3 km
6,6 km
4,6 km
Přešovice
mehrheitliche Bebauung
6,5 km
6,0 km
Rešice
mehrheitliche Bebauung
Kordula
2,6 km
1,9 km
4,1 km
2,6 km
Horní Dubňany
mehrheitliche Bebauung
3,5 km
4,8 km
Horní Kounice
mehrheitliche Bebauung
Valův Mlýn
5,7 km
4,5 km
6,2 km
5,0 km
C.II.1.3. Gesundheitszustand
Der Gesundheitszustand der Bevölkerung des betroffenen Gebietes wird langfristig überwacht.
In den 90er Jahren des vergangenen Jahrhunderts (also ungefähr 10 Jahre nach der Inbetriebnahme des Kraftwerkes) war der Gesund-
heitszustand der Bevölkerung durch eine Zielstudie bewertet (Kotulán und Koll., 1996). Im Gebiet wurden keine statistisch bedeutenden
Unterschiede der Mortalität und der Inzidenz der bösartigen Geschwülste im Vergleich mit Kontrollgebieten festgestellt. Der Bestandteil
der Studie war auch die Untersuchung mit der Konzentration auf das psychische Behagen der Bevölkerung. Diese unterschied sich nicht
von Vergleichsgebieten.

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Im Rahmen der Vorbereitungsarbeiten für die Erstellung dieser Bekanntmachung wurde die Aktualisierung der angeführten Studie vor-
genommen (Kotulán und Koll., 2015). Auch in diesem Falle wurde in keinem der angewendeten Indikatoren für den Gesundheitszustand
ein negativer Einfluss vom EDU festgestellt.
C.II.2. Luft und Klima
C.II.2.1. Luftqualität
Aus aktuellen Angaben des ČHMÚ über die fünfjährige durchschnittliche Imissionsbelastung des betroffenen Gebietes für Jahre 2010 -
2014 ergibt sich, dass die Imissionsgrenzwerte im betroffenen Gebiet nicht überschritten werden. Aus dem Vergleich der fünfjährigen
gleitenden Mittelwerte der Immissionskonzentrationen der grundlegenden Schadstoffe für die angeführten Jahre mit den Immissions-
grenzwerten gemäß dem Gesetz Nr. 201/2012 GBl., über die Luftreinhaltung (Immissionsschutzgesetz), in der gültigen Fassung, resul-
tieren folgende Gegebenheiten:
Stickstoffdioxid (NO
2
):
Bei diesem Schadstoff zeigt sich bedeutend der Einfluss der Linienverkehrsquellen, im kleineren
Maße dann der Einfluss der stationären Energiequellen (z.B. Lokalheizung). Im betroffenen Gebiet
bewegt sich die Imissionsbelastung durch das Stickstoffdioxid auf Niveaus bis 30 % vom Grenzwert.
Feste Stoffe der Fraktion PM
10
:
Der Grenzwert für durchschnittliche Jahreskonzentrationen wird im Gebiet nicht überschritten, die
bestehende Belastung bewegt sich auf dem Niveau bis 55 % vom legislativen Grenzwert. Das bedeu-
tendste Problem auf dem Großteil des Gebietes der Tschechischen Republik stellen jedoch die ma-
ximalen Tageskonzentrationen dar, diese erreichen im verfolgten Gebiet die Werte des Imissions-
grenzwertes, jedoch mit der Häufigkeit unter dem Grenzwert.
Feste Stoffe der Fraktion PM
2,5
: Der Grenzwert für durchschnittliche Jahreskonzentrationen wird im Gebiet nicht überschritten, die
bestehende Belastung bewegt sich auf dem Niveau bis 70 % vom legislativen Grenzwert, wobei die
höchsten bestehenden Konzentrationen im Ort der Kumulation des Verkehrseinflusses mit dem Ein-
fluss der Lokalheizungen erreicht werden.
Benzol:
Die durchschnittlichen Jahreskonzentrationen im Gebiet erreichen bis 25 % vom Imissionsgrenzwert.
Benzo(a)pyren:
Der Imissionsgrenzwert für das Benzo(a)pyren ist nicht überschritten. Aus Sicht der Verteilung der
durchschnittlichen Jahreskonzentration erscheinen als dominant besonders die stationären Energie-
quellen der Luftverschmutzung.
Die Imissionsbelastung der anderen verfolgten Schadstoffe liegt zuverlässig unter dem Grenzwert.
Wie es sich aus den angeführten Angaben ergibt, das betroffene Gebiet ist also unter Gebieten mit überschritten Imissionsgrenzwerten
nicht eingeordnet.
C.II.2.2. Klimafaktoren
Aus makroklimatischer Sicht ist der Standort Dukovany in einem relativ schmalen Streifen der plateauförmigen Oberfläche des Znaimer
Hügellands platziert, und es ist durch die eingeschnittenen Täler der Flüsse Jihlava und Rokytná abgegrenzt.
Der Standort für die Platzierung des Vorhabens ist (nach der aktualisierten Bearbeitung der Klimagebiete der Tschechischen Republik
nach Quitt für den Zeitraum 1961 - 2010) im Klimagebiet MT11 eingeordnet, welches wie folgt charakterisiert wird: "langer, warmer,
trockener Sommer, kurze Übergangsperiode mit mäßig warmem Frühling und mäßig warmem Herbst, kurzer, warmer und sehr trocke-
ner Winter, mit kurzer Dauer der Schneedecke". Westlich und nordwestlich vom EDU liegt das Gebiet, welches vorwiegend im Klimage-
biet MT7 eingeordnet ist, kann wie folgt charakterisiert werden: "normal langer, mäßiger, mäßig trockener Sommer, kurze Übergangspe-
riode mit mäßigem Frühling und mäßig warmem Herbst, der Winter ist normal lang, mäßig warm, trocken bis mäßig trocken mit kurzer
Dauer der Schneedecke". Aus Sicht der breiteren Umgebung EDU in der Richtung zum Süden und Osten kommt es sukzessiv zum
Übergang des Klimas in die Zone der warmen Gebiete T2, in der Richtung zum Norden in Gebiete MT4.
Ca. 1 km nordwestlich befindet sich das meteorologische Observatorium des ČHMÚ, welches zwecks der meteorologischen Sicherstel-
lung des Kraftwerkbetriebes errichtet wurde. Das Observatorium ist mit dem 136 m-hohen Mast ausgerüstet, aus welchem die meteoro-
logischen Informationen über die Bodenschicht der Atmosphäre gewonnen werden. Die ermittelten klimatischen Grundcharakteristiken
sind wie folgt:
Lufttemperatur:
Die durchschnittliche Jahrestemperatur am Standort für den Zeitraum 1961 - 2012 beträgt 8,3 °C mit der
mittleren Abweichung von 0,9 °C. Der wärmste Monat ist in der Regel Juli mit der durchschnittlichen Tempe-
ratur von 18,7 °C, der kälteste Monat ist Januar mit der durchschnittlichen Temperatur von -2,2 °C.
Luftfeuchtigkeit:
Der Jahresverlauf der relativen Luftfeuchtigkeit ist ungefähr umgekehrt als der Verlauf der Lufttemperatur. Im
Schnitt hat er das Maximum im Dezember und das Minimum im April (das sekundäre Minimum ist im Au-
gust).

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Luftdruck:
Die Luftdruckschwankung ist reichlich aperiodisch, deshalb ist auch der Jahres- sowie der Tagesverlauf nicht
deutlich definiert. Der durchschnittliche Jahresluftdruck war ca. 970 hPa.
Niederschläge:
Die Jahresniederschlagssumme für den Zeitraum 1953 - 2012 beträgt im Schnitt 490 mm mit der mittleren
Abweichung von 94 mm, und sie schwankt zwischen Werten 358 mm und 821 mm.
Wind:
Im Gebiet herrschen die synoptischen Situationen der westlichen Richtungen vor (39,9 %). Die Häufigkeit der
Situationen der östlichen Richtungen beträgt 15,7 %, der nördlichen Situationen 16,0 % und der südlichen Si-
tuationen 7,5 %. Die durchschnittliche Windgeschwindigkeit erreicht ca. 3,8 m/s.
Der Einfluss des bestehenden Kraftwerkes auf die Luftfeuchtigkeit, die durchschnittliche Temperatur, die Niederschlagmenge, die Beein-
flussung der Anzahl der nebeligen, frostigen Tage und die Senkung der Sonnenscheinstunden ist im bestehenden Zustand unbedeu-
tend, im Bereich der Schwankung der natürlichen zwischenjährlichen Änderungen.
C.II.3. Lärm und weitere physikalische und biologische Charakteristiken
C.II.3.1. Lärm
Das Vorhaben ist im anschließenden Raum an das bestehende betriebene Kraftwerk Dukovany platziert. In diesem Raum befinden sich
keine (hinsichtlich des Lärms) geschützten Räume oder Bauten.
Die nächstgelegenen geschützten Räume befinden sich am anliegenden Rande der Bebauung der Nachbargemeinden Slavětice-
Fasanengehege (bestehende Entfernung vom Areal EDU ca. 2,1 km, nach der Realisation des Vorhabens ca. 0,9 km), Rouchovany
(bestehende Entfernung vom Areal EDU ca. 2,5 km, nach der Realisation des Vorhabens ca. 2,3 km), Rešice-Kordula (bestehende
Entfernung vom Areal EDU ca. 1,9 km, nach der Realisation des Vorhabens ohne Änderung), Dukovany-Unterkunftshaus (bestehende
Entfernung ca. 1,3 km, nach der Realisation des Vorhabens ohne Änderung) und Mohelno (bestehende Entfernung ca. 3,3 km, nach der
Realisation des Vorhabens ohne Änderung).
Die Lärmquelle am Standort des Vorhabens ist der Betrieb der Technologieanlagen des Kraftwerkes, welcher aus Sicht der akustischen
Emissionen bedeutend ist, jedoch unter Berücksichtigung der Abwesenheit des geschützten Raums in diesem Ort bereitet er kein Prob-
lem. Im geschützten Raum der Gemeinden in einer verhältnismäßig großen Entfernung vom Kraftwerk zeigt sich der Einfluss des Kraft-
werkes akustisch nicht mehr bedeutend und er erfüllt zuverlässig den hygienischen Grenzwert (L
Aeq,T
= 50/40 dB Tag/Nacht) bzw. auch
den korrigierten hygienischen Grenzwert für die Anwesenheit der Tonkomponente (L
Aeq,T
= 45/35 dB Tag/Nacht).
In der weiteren Umgebung ist dann die Lärmsituation durch mannigfaltige Tätigkeiten gegeben (Verkehr, Landwirtschaft, Produktions-
oder andere Tätigkeiten, Grundgeräusch der Bebauung u. Ä.). Es ist nötig, zwei bedeutende Lärmquellen zu erwähnen.
Die erste von ihnen ist der Straßenverkehr auf dem Verkehrsstraßennetz. Dieser fährt durch die Zentren der Siedlungen durch, wobei
man aus Angaben über die Verkehrsbelastung schließen kann, dass in geschützten Räumen, welche an die Verkehrswege unmittelbar
anliegen, der hygienische Grenzwert für den Lärm aus Haupt-Verkehrswegen (L
Aeq,T
= 60/50 dB Tag/Nacht) beim jetzigen Stand über-
schritten wird. Da die Situation der Beziehung zwischen der Bebauung und dem Verkehr historisch entstanden ist, kommt in Frage die
Anwendung des korrigierten Grenzwertes für die sogenannte alte Geräuschbelastung (L
Aeq,T
= 70/60 dB Tag/Nacht), dieser Grenzwert
ist eingehalten. Der Lärm aus dem Betrieb der Schleppbahn verursacht keine Überschreitung der hygienischen Lärmgrenzwerte.
Die zweite bedeutende Lärmquelle ist das Umspannwerk Slavětice (von der Gesellschaft ČEPS, a.s. betrieben). Es befindet sich im
Kontakt mit der Gemeinde Slavětice, wobei der geforderte, korrigierte hygienische Grenzwert für die Anwesenheit der Tonkomponente
(L
Aeq,T
= 45/35 dB Tag/Nacht), eingehalten ist.
Generell kann die Lärmsituation im betroffenen Gebiet so ausgewertet werden, dass sie dem Charakter und der Funktionsstruktur des
Gebietes angemessen ist. Mit Ausnahme vom Straßenverkehr, der durch die Zentren der Siedlungen durchfährt, ist die städtebauliche
Einordnung des Gebietes akzeptabel und sie ermöglicht den entsprechenden Schallschutz ohne zusätzliche Maßnahmen.
C.II.3.2. Schwingungen
Im betroffenen Gebiet befinden sich keine Energiequellen der bedeutenden Schwingungen. Die Abbauarbeiten unter Verwendung von
Sprengstoffen werden im Gebiet nicht durchgeführt, der Betrieb der bestehenden Anlagen am Standort verursacht keine Schwingungen,
welche die Umgebung beeinflussen werden.

image
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C.II.3.3. Ionisierende Strahlung
C.II.3.3.1. Allgemeine Angaben zu den Bestrahlungsquellen der Bevölkerung
Die ionisierende (radioaktive) Strahlung ist ein natürlicher Bestandteil der Umwelt seit der Zeit der Entstehung des Lebens auf der Erde.
Die Energiequellen der ionisierenden Strahlung, welche die Bestrahlung der menschlichen Population verursachen, werden in natürliche
und künstliche Strahlung aufgeteilt.
Naturquellen:
Die Naturquellen haben den bedeutendsten Anteil an der Bestrahlung der Bevölkerung. Zu diesen gehören
die kosmische und kosmogene Strahlung, die natürliche Radioaktivität der Gesteine, des Wassers und der
Luft, die natürliche Radioaktivität der Lebensmittel und der natürliche Gehalt an Radionukliden im menschli-
chen Körper.
Die dominante Strahlendosis der Bevölkerung aus der natürlichen Strahlung wird durch die Inhalation der
Produkte des Radonzerfalls in Gebäuden, weiter durch die Dosen aus der externem Gamma-Strahlung aus
natürlichen Radionukliden (Anwesenheit in Baumaterialien, in der Gesteinsumgebung und im Boden), aus
der kosmischen Strahlung und aus der internen Bestrahlung verursacht (besonders aus dem Isotop K-40 und
aus weiteren natürlichen Radionukliden). Die natürliche Bestrahlung stellt fast 90 % von der durchschnittli-
chen Bestrahlung der Bevölkerung dar.
Künstliche Energiequellen: Zu künstlichen Bestrahlungsquellen gehört besonders die medizinische Bestrahlung (Röntgengeräte, radio-
pharmazeutische Präparate u. Ä.). Den Minoritätsanteil haben weiter die technogenen Energiequellen (Ver-
wendung der Radionuklide in Verbrauchsgütern und in anderen Gütern, einschließlich des Gehalts an Radi-
onukliden in Baumaterialien), berufliche Bestrahlung bei der Arbeit und der sogenannte globale Niederschlag
(die Reste aus Prüfungen der Kernwaffen und der Havarien der Atomenergieanlagen). In diese Gruppe ge-
hört auch die Bestrahlung aus Emissionen der Atomenergieanlagen.
Die allgemeine Aufteilung der Strahlendosis für die Bevölkerung (nach OSN) ist aus folgendem Diagramm ersichtlich.
Abb. C.1: Durchschnittliche Dosis für die Bevölkerung (nach SÚRO)
Aufteilung der Dosis für die Bevölkerung
Rozdělení dávek obyvatelstvu
Gamma-Strahlung aus der Erde
Gama ze země
Radon in Gebäuden (durchschnittlich)
Radon v budovách (průměrně)
Natürliche Radionuklide im menschlichen Körper
Přírodní radionuklidy v těle člověka
Niederschlag Tschernobyl
Spad Černobyl
Kosmische Strahlung
Kosmické
Medizinische Strahlung
Lékařské
Sonstige Strahlung (davon Emissionen JEZ 0,04%)
Ostatní (z toho výpusti JEZ 0,04%)
Obwohl es nur um ein illustratives Bild geht (es dient dazu, dass man sich die Übersicht im Gesamtkontext machen kann), ist es ersicht-
lich, dass ganz dominant die natürliche Strahlung ist, nach ihr folgt die medizinische Bestrahlung. Sonstige Beiträge zur Bestrahlung der
Bewohner (einschließlich der Emissionen aus Kernkraftwerken) stellen die Minorität dar.
Die Gesamtdosis wird außer der Seehöhe hauptsächlich durch die Bedingungen der Freisetzung vom gasförmigen Radon aus dem
Boden und Untergrund in die Umluft. Der durchschnittliche Wert der effektiven Jahresdosis aus dem natürlichen Hintergrund für die
Radon v
budovách
(průměrně)
49 %
Přírodní
radionuklidy v
těle člověka
9 %
Spad Černobyl
0,3 %
kosmické
14 %
lékařské
11 %
Ostatní
0,13 %
(z toho výpusti
JEZ 0,04 %)
Gama ze Země
17 %
Rozdělení dávek obyvatelstvu

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Bewohner der Tschechischen Republik erreicht ca. 3,2 mSv, wobei sie in Standorten mit dem reichen Radonvorkommen bis 10 mSv pro
Jahr erreichen kann.
Für die Staaten der Europäischen Union ist der durchschnittliche Wert der effektiven Dosis aus natürlichen Energiequellen ca.
2,2 mSv/Jahr und er bewegt sich im Bereich ab dem durchschnittlichen Wert von ca. 1,8 mSv/Jahr (Großbritannien) bis
ca. 7,8 mSv/Jahr (Finnland). Aus dem Vergleich der Dosis aus dem natürlichen Hintergrund mit der durchschnittlichen Lebenserwartung
in einzelnen EU-Ländern ist ersichtlich, dass die Lebenserwartung von der effektiven Dosis aus dem natürlichen Hintergrund auf keine
Weise abhängig ist (z.B. die effektive Dosis aus dem natürlichen Hintergrund ist in Finnland (ca. 7,8 mSv/Jahr) fast viermal höher als in
den Niederlanden (ca. 2 mSv/Jahr), wobei die Lebenserwartung in beiden Ländern praktisch gleich ist).
C.II.3.3.2. Strahlungssituation des betroffenen Gebietes
C.II.3.3.2.1. Methodische Angaben
Die Grundinformationen für die Bewertung der Strahlungslage des Gebietes sind, in Bezug auf die betriebenen Kernkraftanlagen, die
Messungen bei der Energiequelle. Also die Ergebnisse der Überwachung deren gasförmigen und flüssigen Emissionen (bzw. der Kon-
trollmessungen der radioaktiven Materialien, deren Aktivität ihre Auslassung aus der Kontrolle der Strahlungsquellen ermöglicht). An-
hand der Messwerte wird durch die Modellberechnungen die effektive Dosis für die sogenannte kritische Gruppe von Personen ermittelt.
Diese wird als "Modellgruppe von physischen Personen, welche die Einzelnen aus der Bevölkerung darstellt, welche aus der gegebenen
Energiequelle und durch den gegebenen Weg der Bestrahlung am meisten bestrahlt werden" definiert.
Weitere Informationen für die Bewertung der Strahlungslage des Gebietes sind die Ergebnisse der Überwachung der Messungen in der
Umwelt, welche vom Labor für die Strahlenschutzkontrolle EDU realisiert werden.
Aus allen Kernkraftanlagen am Standort EDU wird die beschränkte Menge der radioaktiven Stoffe in die Umgebung nur aus betriebenen
Blöcken EDU1-4 emittiert. Aus anderen Kernkraftanlagen (MSVP, SVP, ÚRAO) werden die Radionuklide in die Umwelt nicht emittiert.
Die radioaktiven Stoffe sind in diesen Anlagen hermetisch abgesperrt, und es wird nur die Dosisleistung in der unmittelbaren Umgebung
dieser Anlagen überwacht.
Die Ergebnisse der Bewertung der Strahleneinflüsse EDU auf die Umgebung und die Bevölkerung sind in folgenden Kapiteln zusam-
mengefasst.
C.II.3.3.2.2. Emissionssituation
Die Emissionen der radioaktiven Stoffe aus dem EDU1-4 werden durch die sogenannten autorisierten Grenzwerte, also durch die ge-
bundenen effektiven Jahres-Dosen (committed effective dose) aus der externen sowie internen Bestrahlung für den Einzelnen aus der
kritischen Gruppe der Bevölkerung limitiert.
Nach der Verordnung Nr. 307/2002 GBl., über den Strahlenschutz, ist er die Optimieruingsgrenze für die Gesamtemissionen der radio-
aktiven Stoffe aus dem Arbeitsplatz, wo die Tätigkeiten mit der Strahlung ausgeübt werden, die durchschnittliche effektive Dosis für den
Einzelnen aus der kritischen Gruppe der Bewohner darf den Wert von 250 μSv pro Kalenderjahr nicht überschreiten (bei Kernenergiean-
lagen davon 200 μSv für Emissionen in die Luft und 50 μSv für flüssige Emissionen), wobei von der Staatsbehörde für die Atomsicher-
heit noch niedrigere effektive Dosen festgelegt werden können.
Für das EDU1-4 (alle Blöcke summarisch) ist von der SÚJB der autorisierte Grenzwert von 40 μSv/Jahr für Emissionen in die Luft und
von 6 μSv/Jahr für flüssige Emissionen festgelegt. Die Erfüllung des Grenzwerts wird vom Betreiber des EDU1-4 jedes Jahr ausgewertet
und in Jahresberichten den zuständigen Aufsichtsorganen sowie der Öffentlichkeit vorgelegt. Sämtliche Emissionen der radioaktiven
Stoffe aus dem EDU1-4 seit seiner Inbetriebnahme bis zum heutigen Tage lagen tief unter den festgelegten Grenzwerten.
Effektive Jahresdosen für repräsentative Personen aus kritischen Bevölkerungsgruppen für Jahre 2008 bis 2014 sind in folgender Tabel-
le angeführt.
Tab. C.3: Effektive Jahresdosen der repräsentativen Person im Betrieb EDU1-4 für Jahre 2008 -2014
Jahr
Emissionen in die Atmosphäre
Flüssige Emissionen
Autorisierter Grenzwert Schöpfung des autorisierten Grenzwer-
tes
Autorisierter Grenzwert Schöpfung des autorisierten Grenzwer-
tes
[μSv]
[μSv]
[%]
[μSv]
[μSv]
[%]
2008
40
0,0410
0,103
6
1,270
21,167
2009
40
0,0174
0,044
6
1,530
25,500
2010
40
0,0206
0,052
6
1,148
19,133
2011
40
0,0228
0,057
6
1,787
29,783
2012
40
0,0183
0,046
6
1,971
32,850
2013
40
0,0193
0,048
6
1,467
24,450
2014
40
0,0203
0,051
6
2,914
48,567
Die Werte des autorisierten Grenzwertes sind für die Emissionen in die Luft durch die Entscheidung der SÚJB Aktenz.: 12135/2007 vom 03.05.2007,
für flüssige Emissionen durch die Entscheidung der SÚJB Aktenz..: 12136/2007 vom 25.04.2007 gegeben.

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Aus Werten in der Tabelle ist ersichtlich, dass bei der Einführung der Radionuklide in die Umwelt in der Form der Emissionen in die Luft
sowie in der Form der flüssigen Emissionen die Grenzwerte der gebundenen effektiven Dosis (committed effective dose) für den Einzel-
nen aus der kritischen Gruppe der Bevölkerung, welche durch entsprechende Entscheidungen der Behörde gegeben sind, welche die
Staatsverwaltung und die Aufsicht bei der Nutzung der Kernenergie und der ionisierenden Strahlung im Bereich des Strahlenschutzes
durchführt (d.h. der Staatsbehörde für die Atomsicherheit), eingehalten werden.
C.II.3.3.2.3. Immissionssituation
Hinsichtlich des Gehalts an radioaktiven Stoffen werden in der Umgebung der Kernkraftanlagen am Standort EDU überwacht und analy-
siert:
Aerosol und das gasförmige Radiojod: Die Volumenaktivität vom Gamma-Aerosol und die Volumenaktivität vom Jod werden in 6 stabi-
len Strahlenmessstationen gemessen (Slavětice, Dolní Dubňany, Areal EDU1-4, Moravský Krumlov, Mohel-
no, Rouchovany). Die Messungen werden mittels der Gammastrahlenspektrometer durchgeführt. Was die
künstlichen Radionuklide anbelangt, so wird nur Be-7 gemessen (es entsteht vor allem durch die Wirkung der
kosmischen Strahlung), andere künstliche Radionuklide liegen meistens unter dem Wert der minimal detek-
tierbaren Aktivitäten (MDA). Nur im Jahre 2011 haben die Strahlenmessstationen in der Umgebung vom
EDU erhöhte Volumenaktivitäten I-131 in der Aerosol- sowie in der gasförmigen Form, Cs-134 und Cs-137
aufgezeichnet. Für I-131 in der Aerosolform waren es Werte im Bereich ab 6,67 μBq/m
3
bis 788 μBq/m
3
, für I-
131 in der gasförmigen Form ab 1,97 μBq/m
3
bis 2,34 μBq/m
3
, für Cs-137 ab 5,62 μBq/m
3
bis 70,14 μBq/m
3
und für Cs-134 ab 4,13 μBq/m
3
bis 56,64 μBq/m
3
. Die Energiequelle dieser Spurmengen waren die Blöcke
nach dem Unfall im japanischen Kraftwerk Fukushima.
Niederschläge:
Die Gamma-Flächenaktivität wird bei Niederschlägen in 6 stabilen oben beschriebenen Strahlenmessstatio-
nen gemessen. Die Messungen werden mit dem Gammastrahlenspektrometer durchgeführt. In Niederschlä-
gen wird nur Be-7 gemessen, welches aus dem globalen Niederschlag stammt. Der Einfluss des Betriebes
vom EDU wurde nicht aufgezeichnet.
Böden:
An 6 Orten wird die Messung des unbebauten Bodens (Areal EDU1-4, Dolní Dubňany, Mohelno, Moravský
Krumlov, Rouchovany und Slavětice) und an einem Ort die Messung des Ackerbodens (Dukovany) durchge-
führt. In Proben ist nur Be-137 messbar, welches aus dem globalen Niederschlag stammt.
Wasserkörper:
Beim Oberflächenwasser wird die Messung der Volumenaktivität H-3 (Tritium), der Gamma-Volumenaktivität
und der Volumenaktivität Sr-90 durchgeführt. Die Messung wird am Fluss Jihlava in Profilen oberhalb der
Einmündung der Abwässer aus dem EDU (Vladislav, Dalešice Talsperre), in der Stelle der Einmündung
(Mohelno Talsperre) und unterhalb der Einmündung (Mohelno Mühle, Hrubšice, Moravské Bránice) durchge-
führt. Die Oberflächenwasser-Aktivität wird weiter im Bach "Dobřínský potok", im Bach "Heřmanický potok",
im Fluss Rokytná (Moravský Krumlov) und im Fluss Olešná (Rešice) gemessen. Die Hauptquelle der Aktivität
im Oberflächenwasser ist das Tritium (H-3), welches aus dem EDU1-4 abgelassen wird (die Aktivität der an-
deren Radionuklide ist vernachlässigbar). Die Tritium-Volumenaktivität erreicht unterhalb der Einmündung
des Auslaufs (Profil Mohelno) Werte auf dem Niveau von ca. 100 Bq/l, infolge der Verdünnung in der Fluss-
richtung nimmt sie allmählich ab und im Profil Moravské Bránice bewegt sie sich auf dem Niveau von ca.
40 Bq/l. Die Tritium-Verdünnung wird durch den Reversierbetrieb der Turbinen des Wasserwerks Dalešice
potenziert, wann ein beträchtlicher Teil des Volumens der Talsperre Mohelno periodisch gegen die Flussrich-
tung in die Talsperre Dalešice umgepumpt wird. Dadurch erreicht hier das Niveau der Tritium-
Volumenaktivität ebenfalls bis ca. 40 Bq/l, auch wenn am Zufluss des Flusses Jihlava in die Talsperre Da-
lešice die Volumenaktivität unter 10 Bq/l liegt.
Grundwasser:
Im Grundwasser im Areal EDU werden auf Dauer höhere Tritium-Werte als das Niveau von der Aufzeich-
nung (MVA) gemessen, jedoch sie erreichen nicht die Ermittlungswerte nach dem Überwachungsprogramm
(welche 800 Bq/l in Pumpenbrunnen bei Lüftungskaminen I und II, 200 Bq/l im sonstigen Grundwasser be-
tragen). Im Jahre 2014 bewegte sich die Tritium-Aktivität im Grundwasser in Pumpenstationen bei Lüftungs-
kaminen im Bereich ab 17,45 Bq/l bis 130,08 Bq/l, im sonstigen Grundwasser ab 0,86 Bq/l bis 83,77 Bq/l.
Durch die Überwachung wird weiter nachgewiesen, dass es zu keiner Entweichung der radioaktiven Stoffe
aus der Lagerstätte für inaktive Schlämme, und auch aus der ÚRAO, MSVP und SVP kommt.
Weiteres:
Es wird weiter die Radioaktivität des Grund-, Trink-, Kanalisations-, Kühl- und Niederschlagwassers, der
Milch, der Schlämme, der landwirtschaftlichen Produkte, der Sedimente und Fische überwacht. Es wird auch
die Gamma-Strahlenspektrometrie im Terrain durchgeführt. Die Trinkwasseraktivität wird in Brunnen und in
Wasserleitungen (Ivančice, Moravské Bránice) gemessen, das Grundwasser wird in Sonden im Areal EDU
und in der Umgebung der Areale ÚRAO, MSVP und SVP gemessen, und das Niederschlagwasser wird in
den oben erwähnten Strahlenmessstationen gemessen. Für die Messung der Milchaktivität ist eine Abnah-
mestelle in der Umgebung vom EDU gewählt, die landwirtschaftlichen Produkte werden nach der aktuellen
Saat an 4 unabhängigen Orten im Umkreis von bis ca. 6 km vom EDU abgenommen. Die Sedimente werden
am Fluss Jihlava in Profilen Vladislav und Mohelno und im Auffangbecken unterhalb der Abwasserstation

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gemessen. Für Fische sind die Messstellen die Wasserwerke Dalešice und Mohelno am Fluss Jihlava. Aus
der langfristigen Überwachung ist ersichtlich, dass der Betrieb und die radioaktiven Emissionen vom EDU auf
die angeführten Indikatoren keinen Einfluss haben, mit Ausnahme vom Tritium-Gehalt im Trink- und Grund-
wasser, zu dessen Gehalt das EDU im Einklang mit den zu erwartenden Werten beiträgt.
Dosisleistung:
Die Werte der Dosisleistung im Äquivalent der Gamma-Strahlung werden in der Umgebung vom EDU mittels
der Thermolumineszenz-Dosimeter kontinuierlich gemessen (ca. 30 Messstellen). Die Messwerte bewegen
sich auf dem Niveau des natürlichen Hintergrunds, und zum Beispiel im Jahre 2014 erreichten sie die Werte
ab 0,061 μSv/h bis 0,151 μSv/h.
C.II.3.4. Nichtionisierende Strahlung
Aus Sicht des Niveaus der nicht ionisierenden Strahlung (also das magnetische/elektrische Feld in der Umgebung der elektrischen
Anlagen) kann erwartet werden, dass im öffentlich zugänglichen Raum die geforderten Grenzwerte erfüllt sind. Die Objekte und Anlagen
für die Stromerzeugung selbst (Generatoren, Transformatoren, Umspannwerke) befinden sich in den öffentlich nicht zugänglichen Räu-
men der geschlossenen Areale. Den öffentlich zugänglichen Raum überqueren nur die oberirdischen Stromleitungen, welche die gesetz-
lichen Anforderungen an diesen Typ von Anlagen standardmäßig erfüllen.
C.II.3.5. Sonstiges
Es werden keine weiteren bedeutenden physikalischen oder biologischen Charakteristiken des betroffenen Gebietes spezifiziert.
C.II.4. Oberflächen- und Grundwasser
C.II.4.1. Oberflächenwasser
Aus der regional-hydrologischen Sicht fällt das zu beurteilende Vorhaben in das Haupt-Flussgebiet der Tschechischen Republik - Ein-
zugsgebiet Donau 4-00-00 (Seegebiet Schwarzes Meer). Nach der ausführlicheren Verwaltungsgliederung gehört das betroffene Gebiet
ins Einzugsgebiet Thaya. In diesem Gebiet ist das Teil-Flussgebiet 4-16-01 Jihlava bis zum Fluss Oslava mittels kleiner Flussgebiete
berührt:
4-16-01-1030-2 Jihlava,
4-16-01-1040 Skryjský potok,
und das Teil-Flussgebiet 4-16-03 Rokytná mittels des Teil-Flussgebietes:
4-16-03-0460 Olešná.
Der dominante Teil der Fläche der Hauptbaustelle (Fläche A) wird, genauso wie das bestehende Areal vom EDU1-4, mittels des Bachs
"Skryjský potok" in den Fluss Jihlava entwässert. Eine Ausnahme stellten der südliche Rand der Baustelle (Fläche A) und die Fläche für
die Platzierung der Baustelleneinrichtung (Fläche B) dar, aus denen das Gewässer infolge des natürlichen Terrain-Gefälles in lokale
Wasserläufe, d.h. in den Bach "Lipňanský potok" und in den Bach "Heřmanický potok" abgeführt, deren Rezipient der Fluss Olešná ist.
Der Fluss Jihlava
der ca. 800 m nördlich vom bestehenden Areal EDU1-4 strömt, entspringt an südlichen Abhängen vom Hügel
Lísek bei Jihlávka und ergießt sich in die mittlere Talsperre Nové Mlýny bei Ivaň. Am Fluss Jihlava liegt im
betroffenen Gebiet das Wasserwerk Dalešice und das Wasserwerk Mohelno (welches das Ausgleichsbecken
für das Wasserwerk Dalešice bildet). Die Wasserwerke werden durch das Reservoir für die Sicherstellung
der Wasserabnahme für das Kraftwerk Dukovany gebildet, und sie haben gleichzeitig weitere energetische
und wasserwirtschaftliche Funktionen. Das Wasser für das Kraftwerk Dukovany wird aus der Talsperre des
Wasserwerks Mohelno gepumpt, in welche ebenfalls das Abwasser und das Niederschlagwasser aus dem
Kraftwerk eingemündet ist. Der Damm des Wasserwerks Mohelno bildet einen See mit der Länge von ca.
7 km. Er wird durch eine Gewichtsstaumauer aus Beton mit dem Laufkraftwerk, welches direkt in seinem
Körper platziert ist, gebildet. Er wurde im Jahre 1978 in Betrieb genommen, er dient zum Ausgleich des Ab-
laufs aus dem Pumpspeicherkraftwerk Dalešice und er bildet das untere Becken für das Pumpen.
Die durchschnittliche Jahresdurchflussmenge erreicht im Profil Mohelno 5,35 m
3
/s. Die höchste Durchfluss-
menge wurde im Jahre 2002 (9,55 m
3
/s) aufgezeichnet, in anderen Jahren schwanken die durchschnittlichen
Jahresdurchflussmengen am häufigsten zwischen ca. 3 bis 6 m
3
/s.
Das Flüsschen Olešná entspringt nördlich von der Gemeinde Valeč und ergießt sich von links in den Fluss Rokytná bei Tulešice. Es
durchfließt das Gebiet in der Entfernung von ca. 1,5 km südlich vom bestehenden Areal EDU1-4. Die durch-
schnittliche Jahresdurchflussmenge in der Mündung ist ca. 0,08 m
3
/s.

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Das betroffene Gebiet ist kein Bestandteil/greift in die Überschwemmungsgebiete der angeführten Wasserläufe nicht ein. Das betroffene
Gebiet ist kein Bestandteil des Schutzgebiet es der natürlichen Wasserakkumulation (CHOPAV). Im betroffenen Gebiet befinden sich
keine Schutzzonen der Wasserquellen, welche für die Trinkwasserversorgung der Bevölkerung bestimmt sind.
C.II.4.2. Grundwasser
Nach der hydrogeologischen Rayonierung gehört das studierte Gebiet zum hydrogeologischen Rayon der Grundschicht 6550 Anstehen-
des Gestein im Flussgebiet Jihlava, die Grundwasser-Formation 65500 Anstehendes Gestein im Flussgebiet Jihlava.
Das Grund- und Oberflächenwasser-Abflussregime im Interessengebiet ist primär durch die Niederschläge und die geologischen Ver-
hältnisse bedingt. Der Grundwasserspiegel ist vorwiegend frei und es verläuft im Einklang mit dem Terrain. Der Grundwasserumlauf und
die Grundwasserakkumulation in Gesteinen bindet sich an die Quartärdecke, die Verwitterungszone und die Zone der abgelösten Ge-
steine im Untergrund (der sogenannte seichte Umlauf) und die durchlässigen tektonischen Zonen und Kluftsysteme in tieferen Teilen
des anstehenden Gesteins (der sogenannte tiefere Umlauf, Kluftwasser-Umlauf). Die einzelnen Gesteinskomplexe, welche im Interes-
sengebiet vorkommen, weisen Unterschiede in hydrogeologischen Eigenschaften auf. Das Amphibolit-Massiv stellt die Umgebung mit
der Kluftdurchlässigkeit und mit dem freien Grundwasserspiegel dar, welcher sich auf dem Niveau, welches den Druckverhältnissen im
Gebiet entspricht, und mit einem sehr kleinen hydraulischen Gefälle befindet. In Granuliten und Gneisen kopiert der Grundwasserspiegel
im seichten Umlauf eher den Terrainverlauf, jedoch dank der unterschiedlichen Stufe und Tiefe der Verwitterung kommen hier häufige
Anomalien vor, wann der Spiegel stark eingeklemmt ist. Die Wasserbewegung in Jungtertiär-Sedimenten wird durch die Anwesenheit
der Lehmlagen beeinflusst, im Falle der Quartär-Sedimente ist die Strömung von der lithologischen Zusammensetzung abhängig. Im
Gebiet kommt vorwiegend die Poren- und Kluftdurchlässigkeit, in Jungtertiär-Sanden und in Quartär-Sedimenten dann die Poren-
Durchlässigkeit vor.
Das Grundwasser ist schwach alkalisch, mittelmineralisiert, des Typs Ca-Na-HCO
3
, aus Sicht der ČSN EN 206-1 weist es ab und zu
mäßige Aggressivität aus Sicht des Gehalts an Sulfat-Ionen auf.
Die Koeffizienten der hydraulischen Leitfähigkeit bewegen sich in Eluvien in der Größenordnung 10
-5
m/s, im unverwitterten Untergrund
betragen sie bis 10
-7
m/s, in tonsandigen Jungtertiär-Sedimenten wurden sie im Bereich ab 10
-5
bis 10
-4
m/s ermittelt, die Quartär-
Sedimente weisen die vergleichbare Durchlässigkeit mit Eluvien auf, die Ausnahme stellen die Lösse und die Lösslehme dar, welche
durch schlechte Durchlässigkeit in der Größenordnung bis 10
-9
m/s charakteristisch sind.
Zur natürlichen Entwässerung kommt es in der nördlichen sowie südlichen Richtung zu lokalen Erosionsbasen, d.h. zu Wasserläufen
Jihlava, Olešná und zu deren Zuflüssen. Die natürliche Wasserscheidelinie zwischen Flussgebieten dieser Flüsse verläuft ungefähr
durch die Mitte des Kraftwerkareals in der Richtung OSO - WNW. Der Grundwasserspiegel bewegt sich im Interessengebiet auf dem
Niveau der ersten Meter (Größenordnung 0-10 m) unter dem Terrain (nach Archivmessungen schwankt er ab 0,4 m bis 4,3 m unter dem
Terrain), wobei in Jungtertiär-Sedimenten nähert er sich mehr dem Terrainniveau (0,9 - 1,9 m unter dem Terrain). Die Grundwasser-
Strömungsrichtung wird durch das Terraingefälle zur nächstgelegenen Erosionsbasis bestimmt.
Das bestehende System von Beobachtungssonden der sogenannten inneren Überwachungszone vom EDU wurde im Jahre 1983 er-
richtet, die regelmäßige Regimemessung des Grundwasserspiegels verläuft am Standort seit dem Jahre 1991. Während des verfolgten
Zeitraums kam es zu keiner bedeutenden Spiegeländerung, die Schwankung des Spiegels weicht vom Regime nicht ab, welches die
aktuelle Jahreszeit und die klimatischen Bedingungen widerspiegelt. Durch den Vergleich dieser Werte mit der Messung der in der Zeit
der Realisation der Beobachtungssonden (d.h. im Jahre 1983) aufgezeichneten Spiegel wurde kein bedeutender Unterschied festge-
stellt.
C.II.5. Boden
C.II.5.1. Bodenverhältnisse
Die Bodendeckschicht des betroffenen Gebietes wird vorwiegend durch Braunerden auf Löss- oder Lehmsedimenten gebildet. Es han-
delt sich um fruchtbare Qualitätsböden mit einem guten Feuchtigkeitsregime. Häufig ist auch das Vorkommen von Böden des Typs
Cambisol, welche vorwiegend durch die Verwitterung der Gesteine im anstehenden Gestein entstanden sind. In Gipfelpartien ist das
Cambisol-Profil kürzer als 30 cm und deshalb wird er schon zum lithischen Cambisol eingeordnet. Für lokale Senkungen, welche durch
diluviale Sedimente ausgefüllt sind, sind der modale, oder der schwereren Pelosol-Pseudogley charakteristisch. Längs der Wasserläufe
haben sich die gleyartigen Fluvisole oder der modale Gley entwickelt. Die Tiefe des Humushorizonts erreicht durchschnittlich 25 cm
(lokale Schwankung ab 15 cm bis 35 cm). Generell gilt, dass der tiefere Humushorizont in der Regel auf Braunerden und Fluvisolen, der
kleinere bei Böden des Typs Cambisol vorkommt.
Die Flächen für die Platzierung und die Realisierung des Vorhabens werden nach dem Grundbuchkataster als:
Ackerboden,
dauerhafter Grasbestand,
sonstige Fläche,
Wasserfläche,
Waldgrundstück genutzt.

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Das natürliche Potential der landwirtschaftlichen Böden ist hoch, was bedeutet, dass auf der großen Fläche die Böden mit der guten
Qualität, welche potenziell gegen Beschädigung (sowohl der chemischen, als auch der physikalischen) beständig sind, vorkommen. Im
betroffenen Gebiet wiegt das sehr hohe Produktionspotential der landwirtschaftlichen Böden vor (58 % des untersuchten Gebietes),
trotzdem kommen hier alle Kategorien vor (von der sehr hohen bis zur sehr niedrigen Produktionsfähigkeit).
Die Qualität des landwirtschaftlichen Bodens ist nach der Vertretung der einzelnen Schutzklassen im betroffenen Gebiet variabel, mehr
oder weniger gleichmäßig sind die Böden der I., II. und V. Schutzklasse vertreten, Minoritätsvertretung haben die Böden der III. und IV.
Schutzklasse. Im Gebiet wurde das Vorkommen von ca. 24 verschiedenen bonitierten ökologischen Bodeneinheiten festgestellt, die
Hauptbodeneinheiten sind durch ca. 14 Bodentypen vertreten. Die Fläche für die Platzierung des Vorhabens selbst wird vorwiegend
durch die Böden der III., II. und als Minderheit auch der I. Schutzklasse gebildet, d.h. auf den Böden, welche in der gegebenen Region
als Böden vorwiegend mit der durchschnittlichen bis überdurchschnittlichen Produktionsfähigkeit klassifiziert werden.
Auf Flächen des Vorhabens werden keine Landschaftselemente, d.h. keine Landschaftselemente in der landwirtschaftlichen Landschaft,
deren legislativer Status in der Regierungsverordnung Nr. 335/2009 GBl., über die Festlegung der Arten der Landschaftselemente ver-
ankert ist, erfasst.
C.II.6. Gesteinsumfeld und natürliche Ressourcen
C.II.6.1. Geomorphologische Verhältnisse
Nach der geomorphologischen Gliederung (Demek, Mackovčín und Koll., 2006) ist das betroffene Gebiet der Bestandteil des östlichen
Randes des geomorphologischen Gebietes der Böhmisch-Mährischen Höhe. Die niedrigere Einheit sind das geomorphologische Kom-
plex Hügelland von Jevišovice und sein Unterkomplex Znaimer Hügelland und der Rayon Hügelland von Hrotovice.
Für den geomorphologischen Bau der breiteren Umgebung des Kraftwerkes Dukovany ist das allmähliche Gefälle der Oberfläche in der
Richtung zum Osten bis zum Südosten charakteristisch. In diese so geneigte Oberfläche sind die Täler des Flusses Oslava mit dem
Zufluss Chvojnice, Jihlava und Rokytná mit Zuflüssen Olešná und Rouchovanka eingetieft. Der Standort EDU befindet sich am flachen
Rücken in der Seehöhe um 390 ü.d.M. Der Rücken ist der Bestandteil der Erhöhung von Dukovany in der Länge von ca. 21 km und
Breite bis 6 km. Dieses Gebiet stellt nach der geomorphologischen Bewertung ein schmales Element der peneplainisierten Oberfläche
an der Wasserscheide zwischen den eingeschnittenen Tälern der Flüsse Jihlava und Rokytná dar.
Der höchste Teil des Standortes für die Platzierung des Vorhabens (Fläche A) ist in ihrem mittleren Teil (396 m ü.d.M.), zum Nordosten
senkt sich die Oberfläche des Gebietes bis zum Niveau von 378 m ü.d.M., ähnlich senkt sich die Seehöhe der Oberfläche des Gebietes
auch zum Südosten, und zwar bis zum Niveau von 370 m ü.d.M.
C.II.6.2. Geologische Verhältnisse
C.II.6.2.1. Geologische Verhältnisse des Standortes
Aus Sicht des geologischen Baus ist der Standort der Bestandteil der Gföhler Einheit des mährischen Moldanubikums. Die Gföhler
Gruppe ist strukturell die höchste Einheit des Moldanubuikums. Sie kennzeichnet sich durch große lithologische Heterogenität und An-
wesenheit von Körpern der Hochdruck- und Hochtemperatur-Mantelgesteine, der Granat- und Spinell-Peridotite, Eklogite und Skarne,
welche als Boudinagen oder größere Körper innerhalb verschiedener Typen von Krustengesteinen - migmatitisierten Paragneisen,
Migmatiten, migmatitischen Gföhler Gneisen, Orthogneisen und Granuliten, welche vorwiegende Gesteintypen dieser Einheit sind, ein-
geschlossen werden.
Der kristalline Untergrund der nahen Umgebung vom EDU bildet die Granulitformation des mährischen Moldanubikums, zu welcher
besonders der Granulitkörper von Náměšť und Krumlov, und der Körper der Gföhler Gneise von Rokytná gehören. Außer den Granuliten
und Gneisen befindet sich im Interessengebiet der Körper des Serpentinits von Mohelno mit der Assoziation von Ultrabasiten mit
Gabroiden (Peridotite, Pyroxenite und verschiedene Eklogit- und Gabroid-Gesteine).
Das bestehende Kernkraftwerk Dukovany, welches östlich vom Standort liegt, befindet sich im Bereich der Berührung des Körpers von
Rokytná mit dem Granulitmassiv von Náměšť und Krumlov, wobei die Berührung generell in der Richtung Nordnordosten-Südsüdwesten
verläuft.
Der Untergrund am Standort wird besonders durch Streifen von Amphiboliten und beziehungsweise Gneise gebildet. Diese Gesteine
sind in die Tiefe bis von einigen Meterzehnern durch langfristige Prozesse der Verwitterung, stellenweise mit Alterationserscheinungen
betroffen. Durch die Verwitterung sind am meisten die Gneise, weniger die Amphibolite und am wenigsten dann die Einschlüsse der
Granulite betroffen. Die Tiefe der Verwitterung ist sehr unterschiedlich und ihre Reichweite wird bedeutend durch die Intensität der Kluft-
bildung im Massiv beeinflusst.
Aus der Zeit der Transgression des Miozänmeeres ins Innere des Böhmischen Massivs haben sich in der Deckgebirgsschicht des an-
stehenden Gesteins die Sedimentrelikte der ehemaligen Meerbuchten erhalten. Es handelt sich vorwiegend um Sande mit der variablen
Zusammensetzung der Korngröße, lokal mit Lagen vom kleinkörnigen Schotter. Die Sande wechseln unregelmäßig mit Linsen, Zwi-

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schenlagen bis Lagen von Lehmen, oder vom sandigen Ton. Im oberen Teil der Schichtengruppe sind vereinzelt die Lagen von sandi-
gen tonigen Lehmen mit der Beimischung des feinen Schotters und die sandigen Töne, lokal mit Lagen vom kleinkörnigen Schotter
anwesend. In der unmittelbaren Umgebung des Kraftwerkes Dukovany wurden diese Sedimente in der Mächtigkeit bis 16 m beglaubigt,
und zwar in ihrem nördlichen Teil, außerhalb des Bereiches der Hauptobjekte EDU1-4.
Das quartäre Deckgestein wird durch deluviale tonige, sandiglehmige Ablagerungen mit variablem Gehalt an Fragmenten der Sohlenge-
steine gebildet, welche meistens durch die Schicht vom Humushorizont überlagert waren. Diese Sedimente stammen aus der Plaisto-
zän- bis Holozänzeit.
C.II.6.2.2. Geologischer Aufbau des Baustellenbereiches
Am geologischen Bau des Raums der Baustelle beteiligen sich (von ältesten und tiefstgelegenen Schichten bis zu jüngsten):
kristalline Gesteine des Moldanubikums,
Sedimente des Jungtertiärs,
Ablagerungen des Quartärs.
Die kristallinen Gesteine des Moldanubikums im Gebiet stellen zwei Haupttypen von Gesteinen dar, und zwar verschiedene Varietäten
der Gneise und die Streifen von Amphiboliten mit Streifen bis Lagen von Granuliten. Die Gneise und ihre Va-
rietäten wiegen im westlichen Teil der Hauptbaustelle (Fläche A) und auf Flächen für die Baustelleneinrich-
tung (Fläche B) vor. Die Granulite bis Granulit-Gneise wurden im südöstlichen Teil der Fläche C definiert,
und sie beteiligen sich weiter an der Errichtung der Flächen, welche für den elektrischen und wasserwirt-
schaftlichen Anschluss bestimmt sind.
Die einzelnen Typen von Felsgesteinen haben auf die Morphologie des Gebietes praktisch keinen Einfluss.
Die Unterschiede in Eigenschaften der Gesteine des Felsuntergrunds wurden durch ihre Verwitterung bereits
in der Paläogenzeit und durch die anschließende jungtertiäre Entwicklung verwischt. Durch die Verwitte-
rungsprozesse sind am meisten die Gneise, weniger die Amphibolite und am wenigsten dann die Granulite
betroffen. Die Tiefe der Verwitterung ist sehr unterschiedlich und ihre Reichweite wird bedeutend durch die
Intensität der Kluftbildung im Massiv beeinflusst.
Die Sedimente des Jungtertiärs kommen am nördlichen Rande der Baustelle vor, wo sie einen Streifen (Becken mit der Breite von ca.
200 - 250 m) bilden, welcher sich in der Richtung Westen - Osten hinzieht. Die Sedimente des Jungtertiärs
werden durch Sande des variablen Kornaufbaus gebildet. Am häufigsten kommen die Sande mit der ver-
schiedenen Korngröße, die fein- bis grobkörnigen mit Schotterkörnern (Klumpen mit dem Durchmesser von 2
- 5 mm) vor. Die Farbe dieser Sedimente ist graugrün, grünweiß, mit rostfarbigen Schlieren. Die Mächtigkeit
der Sedimente des Jungtertiärs überschreitet auf der Baustelle nicht die Größe von 10,0 m.
Die Ablagerungen des Quartärs werden im gegebenen Gebiet vor allem durch deluviale Lehme repräsentiert, welche in der ursprüngli-
chen Ablagerung fast die ganze Fläche der Baustelle überdeckt haben. Neben den Hangsedimenten kom-
men hier die bis 1-m-mächtigen Lagen von Lößlehmen mit kalkigen Konkretionen und Einflüssen vor.
C.II.6.3. Seismizität, Tektonik und geodynamische Erscheinungen
C.II.6.3.1. Seismizität
Das böhmische Massiv ist aus Sicht der Seismizität der Bestandteil der stabilen Kontinental-Region (SCR) und es ist gleichzeitig ein
Interessengebiet mit niedrigem Niveau der Seismizität. Trotzdem werden im Interessengebiet die Wirkungen der fernen Erdbeben emp-
funden, deren Zentren sich im Ostalpengebiet befinden. Die Wirkungen der sehr starken Erdbeben aus diesem Gebiet können sich nach
der Karte der seismischen Rayonierung durch makroseismische Intensität der Stufe V-VII auf der Skala MSK-64
1
zeigen.
Die Position der seismisch aktiven Brüche und der mit ihnen verbundenen Zentren der sehr starken Erdbeben in der Region EDU (Ge-
biet bis 300 km vom EDU) wurde im seismotektonischen Modell der Region EDU berücksichtigt. Das Ergebnis der Wahrscheinlichkeits-
bewertung der seismischen Gefährdung EDU, auf Basis von diesem Modell, sind die Kurven der seismischen Gefährdung. Die seismi-
sche Gefährdung steht im Einklang mit der Bestimmung des Artikels 2.3 der Anleitung IAEA NS-G-1.6 als die Größe der Beschleunigung
der Bodenschwingungen gegeben, welche im Bereich von 10 000 Jahren mit der Wahrscheinlichkeit von 50 % überschritten wird. Für
das EDU beträgt dieser Wert 47 cm/s
2
.
Im Einklang mit der Anleitung IAEA SSG-9 wird im Projekt der neuen Kernkraftanlage der Wert PGAH
2
mindestens auf dem Niveau von
100 cm/s
2
angenommen.
1
MSK-64 ist die Medwedew-Sponheuer-Kárník-Skala, welche in der Seismologie zur Ausdrückung der makroseismischen Intensität des Erdbebens verwendet wird.
2
PGAH (Peak Ground Acceleration - Horizontal component), Spitzen-Horizontal-Beschleunigung des Untergrunds, ist der Maßstab der Erdbebenbeschleunigung und
der Eingangsparameter für das seismische Engineering.

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Abb. C.2: Karte der seismischen Gefährdung der Region EDU in Werten PGAH für die 90 %ige Wahrscheinlichkeit der Nichtüberschreitung im
Zeitabschnitt von 50 Jahren, für die Rückkehrperiode von 475 Jahren
Übernommen aus der Europäischen Karte der seismischen Gefährdung, im Rahmen des Projektes SHARE zusammengestellt.
C.II.6.3.2. Weitere geologische Risiken
Im betroffenen Gebiet wird vom ČGS - Geofonds der Tschechischen Republik kein Vorkommen von Rutschen erfasst. Im Gebiet befin-
den sich kein Karst oder keine Gesteine mit der Neigung zur Verkarstung. Es wurde auch kein Vorkommen von postvulkanischen Er-
scheinungen oder Mineralwasserquellen in der Verbindung mit der ehemaligen vulkanischen Tätigkeit festgestellt.
Auf der Baustelle sind, mit Rücksicht auf den durch Felsgesteine gebildeten Untergrund mit der Überdeckung aus Gesteinszerfällen,
keine Bedingungen für die Verflüssigung der Böden geschaffen.
Die Baustelle und ihre Umgebung sind nicht unterbaut, und es sind hier keine Tätigkeiten verlaufen, welche zur Subsidenz oder Verfor-
mung der Oberfläche des Gebietes führen.
C.II.7. Fauna, Flora und Ökosysteme
C.II.7.1. Biogeografische Charakteristik des Gebietes
Das Gebiet des Vorhabens gehört nach der biogeografischen Gliederung der Tschechischen Republik (Culek, M. (ed.) und Koll., 1996)
zur biogeografischen Provinz der mitteleuropäischen Laubwälder, zur variszischen Unterprovinz und zur Region (zur sogenannten Bio-
region) von Jevišovice (1.23).
Die Bioregion von Jevišovice ist von einem Übergangstyp, weil die wärmeliebenden Biota durch die Täler der Flüsse Jihlava, Oslava,
Chvojnice oder Rokytná zum Westen bis Nordwesten und umgekehrt durchdringen, und in Inversionen steigen die Gebirgsvorland-
Elemente bis zum östlichen und südöstlichen Rand ab. Es werden hier die 1. Eichen- bis die 4. Buchen-Vegetationsstufe vertreten,
jedoch die Buchenwälder fehlen hier natürlich. Die Bioregion wird besonders durch verhältnismäßig monotone Plateaus auf Urschiefern
mit Eichen-Hainbuchen-Wäldern und durch Inseln von azidophilen Eichenbeständen gebildet, welche durch Felsentäler zerschnitten
sind. Stellenweise ist der geologische Untergrund verhältnismäßig bunt, es sind auch Inseln vom Serpentin und von Kalksteinen vertre-
ten, was die Anwesenheit von Reliktarten der Sozietäten ermöglicht (z.B. NPR Serpentinsteppe bei Mohelno). Die mehr zusammenhän-
genden Waldkomplexe sind vor allem an die Talabhänge, wo sie bis heute stellenweise eine natürliche Zusammensetzung haben, und
sie sind sehr wertvoll, weiter an erhöhte Rücken oder Berginseln aus einem mehr beständigen Material gebunden. Auf Plateaus wiegen
der Ackerboden, in Wäldern die Kultur-Kiefernwälder und Fichtenwälder vor.
Aus Sicht der regional pflanzengeografischen Gliederung der Tschechischen Republik (Skalický in Hejný et Slavík, 1988) liegt das Ge-
biet des Vorhabens im Bereich des Mesophytikums, im pflanzengeografischen Bereich des Böhmisch-Mährischen Mesophytikums und
im pflanzengeografischen Kreis 68. Mährisches Vorland der Böhmisch-Mährischen Höhe.
Nach der Karte der potenziellen natürlichen Vegetation (Neuhäuslová, Moravec und Koll. 1997) liegt das Gebiet im Bereich des Vorlan-
des der Böhmisch-Mährischen Höhe, wo in der potenziellen natürlichen Vegetation als die bestimmende Vegetaationseinheit die Gesell-

NEUE KERNKRAFTANLAGE AM STANDORT DUKOVANY
BEKANNTMACHUNG DES VORHABENS
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Dokument-Nummer: C1450-13-0
Ausgabe: 01
schaften der variszischen Eichen-Hainbuchen-Wälder (
Melampyro nemorosi-Carpinetum
) ganz dominieren. Innerhalb des breiten "Strei-
fens" der Eichen-Hainbuchen-Wälder sind dann nur sporadisch die Inseln von weiteren Gesellschaften vertreten, wobei in der Nähe des
Vorhabens (nördlich bis nordöstlich) azidophile Eichenbestände vorkommen (
Luzulo albidae-Quercetum petraeae, Abieti-Quercetum
),
welche an mehr trockene Lagen der Plateaus oder des Hügelgeländes und Serpentin-Wälder (
Thlaspio montani-Pinetum sylvestris
) an
Talabhängen des Flusses Jihlava und Serpentin-Aufschlüsse des Streifenfarn-Eichenbestandes (
Asplenio cuneifolii-Quercetum pet-
raeae
) gebunden sind.
Eine mehr detaillierte Vorstellung von der Vertretung der natürlichen Vegetationseinheiten gewährt die geobotanische Rekonstruktions-
karte (Mikyška et al. 1968). Im Rahmen der vorwiegenden Wasserscheideplateaus dominieren die Eichen-Hainbuchen-Wälder (
Carpini-
on betuli
), welche die Inseln von azidophilen Eichenbeständen ergänzen (
Quercion robori-petraeae
). Auf einem Teil der nördlichen
Talabhänge des Flusses Jihlava sind in kleinen Inseln ebenfalls die subxerophilen Eichenbestände (
Potentillo-Quercetum, P.-Q. panno-
nicum, Lithospermo-Quercetum
) und besonders bei Mohelno auf dem Serpentin die Reliktwälder mit dem Slikatuntergrund vertreten
(
Dicrano-Pinion
). Im Raum der schmalen Flur des Flusses Jihlava sind Auen und Erlenbüsche vertreten (
Alno-Padion, Alnetea gluti-
nosae, Salicetea purpureae
).
C.II.7.2. Besondere Schutzgebiete, Standorte Natura 2000
C.II.7.2.1. Besondere Schutzgebiete
Auf Flächen für die Platzierung und den Aufbau des Vorhabens und auch auf der Fläche des bestehenden Kraftwerkes befinden sich
keine Groß- oder Kleínflächen-Sonderschutzgebiete, welche auch in diese Flächen nicht eingreifen, nach dem Gesetz Nr. 114/1992
GBl., über den Natur- und Landschaftsschutz, in der gültigen Fassung, also die Nationalparks (NP), Landschaftsschutzgebiete (CHKO),
Nationalnaturreservationen (NPR), Naturreservationen (PR), Nationalnaturdenkmäler (NPP) und Naturdenkmäler (PP). Nächstliegend
vom Vorhaben sind diese Kleinflächen-Sonderschutzgebiete, welche sich an Abhängen des Flusses Jihlava und der Talsperre Mohelno
erstrecken:
PR Mühle von Dukovany - ca. 2 km östlich von der Fläche für die Platzierung des Vorhabens entfernt,
NPR Serpentin-Steppe bei Mohelno - ca. 2,5 km nordöstlich von der Fläche für die Platzierung des Vorhabens entfernt,
PR Am See (Antrag auf die Erklärung) - ca. 1,5 km nordöstlich von der Fläche für die Platzierung des Vorhabens entfernt.
Die Abgrenzung in Karten der Sonderschutzgebiete ist aus der Anlage 1.2 dieser Bekanntmachung ersichtlich.
PR Mühle von Dukovany mit der Fläche von 17,7 ha wurde am 13.08.1992 erklärt. Sie ist im Katastergebiet Dukovany platziert, und sie
besteht aus zwei Gebietsteilen - das rechte Ufer des Tals des Flusses Jihlava über dem Wasserspiegel der
Talsperre des Wasserwerkes Mohelno (örtlicher Name "Nad Vodou - Am Wasser") und der nordöstlich ge-
neigte Abhang von der Trasse Beim Bienenhaus zur ehemaligen Mühle von Dukovany (örtlicher Name Po-
haniska). Der Gegenstand des Schutzes sind die Pflanzengesellschaften des Verbandes
Asplenio cuneifolii-
Armerion serpentini
mit dem vorherrschenden Blaugras
(Sesleria caerulea)
und die Population des kritisch
bedrohten Rosmarin-Seidelbasts
(Daphne cneorum)
, welcher hier die zahlreichste Population in der Tsche-
chischen Republik bildet.
Die Naturreservation besteht aus zwei Teilen, welche durch eine Schutzzone verbunden sind. Die größte
Fläche nehmen hier nach dem Katalog der Biotope der Tschechischen Republik (Chytrý M., Kučera T., Kočí
M. (eds.), 2001) die azidophilen Eichenbestände (L6.5) mit dem vorherrschenden phytozenologischen Ver-
band
Quercion petraeae
ein. Für die Reservation ist jedoch der Serpentin-Untergrund bestimmend, welcher
die perialpine Serpentin-Kiefernwälder (L8.3) des Verbands
Erico-pinion
entstehen gelassen hat, welche
durch die charakteristische Flora der perialpinen Relikt-Arten - das Schmalblatt-Vergissmeinnicht
(Myosotis
stenophylla, KO)
, Glatt-Brillenschötchen
(Biscutella laevigata)
, Berg-Hellerkraut
(Thlaspi montanum)
und das