Source: http://castor.de/technik/gutachten/strschvo0420.html
Timestamp: 2018-07-21 03:40:51
Document Index: 104747736

Matched Legal Cases: ['§ 9', '§ 9', '§ 81', '§ 2', '§ 4', '§ 4', '§ 2', '§ 9', '§ 9', '§ 2', '§ 4', '§ 81', '§ 4', '§ 81', '§ 4', '§ 4', '§ 4', '§ 64', '§ 4', '§ 64', '§ 2', '§ 29', '§ 45', '§ 2', '§ 4', '§ 45', '§ 28', '§ 6', '§ 45', '§ 45', '§ 7']

Gutachten zur StrSchuVO
W. Neumann (Gruppe Ökologie e.V.)
Freigabe schwachaktiver Reststoffe
2. Das 10 Mikro Sv-Konzept
3. Internationale Entwicklungen (IAEA und EU)
4. Bisherige Freigabe von Reststoffen in der Bundesrepublik Deutschland
5. Geplante Freigaberegelung für schwachaktive Reststoffe in der Bundesrepublik Deutschland
6. Kritische Diskussion des Entwurfs zur Freigaberegelung
Literaturverzeichnis/Autoren
Im Rahmen der bevorstehenden Novellierung der Strahlenschutzverordnung soll eine Regelung zur Freigabe schwachaktiver Reststoffe aus dem Anwendungsbereich des Atomrechtes für den konventionellen Umgang eingeführt werden. Dies zeigt ein weiteres Dilemma der Nutzung der Atomenergie zur Stromproduktion auf. Die großen Mengen radioaktiver Reststoffe, die bei Betrieb und Stillegung von Atomanlagen anfallen, sollen aus verschiedenen Gründen (u.a. Endlagervolumen, Kosten) nur zu einem geringeren Teil in einem Endlager für radioaktive Abfälle deponiert werden. Ein Teil dieser Reststoffe ist gewiß sehr gering oder gar nicht mit dem Anlagenbetrieb oder der Anlagenstillegung zuzuordnenden Radionukliden belastet. Ein weiterer Teil dieser Stoffe besitzt jedoch ein für den Strahlenschutz nicht vernachlässigbares Aktivitätsinventar. Zwischen diesen Fraktionen eine Abgrenzung festzulegen und damit zu bestimmen, welche Strahlenbelastung der Bevölkerung durch die Freigabe schwachaktiver Reststoffe zuzumuten ist, ist problematisch.
Um bei der Freigabe von radioaktiven Reststoffen einen gewissen Strahlenschutz zu gewährleisten, wurde auf internationaler Ebene (bei der IAEA) das sogenannte 10 Mikro Sv-Konzept entwickelt. Trotz der allgemein anerkannten Tatsache, dass auch sehr geringe Strahlenbelastungen zu Schädigungen in organischem Gewebe (z.B. beim Menschen) führen können, werden bei Einhaltung dieses Konzeptes die Belastungen für akzeptabel angesehen. Das 10 Mirko Sv-Konzept wurde im Wesentlichen in die 1996 beschlossene Strahlenschutz-Richtlinie der Europäischen Union übernommen und soll im Rahmen der Umsetzung dieser Richtlinie in nationales Recht auch zur Grundlage einer bundesdeutschen Freigaberegelung dienen.
In der Bundesrepublik Deutschland werden bereits seit Ende der 70er Jahre schwachaktive Reststoffe freigegeben. Es handelte sich dabei zunächst jedoch um relativ geringe Mengen. Als technische Grundlage wurden die Freigrenzen der Strahlenschutzverordnung herangezogen. Wurden Bruchteile dieser Freigrenzen als Aktivitätskonzentration in den Reststoffen unterschritten und - soweit messbar - bestimmte Oberflächenkontaminationen eingehalten, wurden die Reststoffe unter Vorgabe des weiteren Umgangs freigegeben. Diese Regelung wurde jedoch aus Strahlenschutzsicht zunehmend kritisiert, woraufhin die bundesdeutsche Strahlenschutzkommission stufenweise neue Empfehlungen zur Freigabe entwickelte. Diese orientierten sich an einer aus der Freigabe resultierenden Individualdosis von 10 Mirko Sv pro Jahr.
Die rechtliche Grundlage für die bisherigen Freigaberegelungen ist allerdings umstritten. Für die Beseitigung von Abfällen im konventionellen, nicht dem Atomrecht unterliegenden Bereich läßt sich dies durch Interpretationen bestimmter Paragraphen in Atomgesetz und Strahlenschutzverordnung noch legitimieren, eine Prüfung im Rahmen der hier vorgelegten Stellungnahme ergab jedoch keine belastbare Rechtsgrundlage für die Wiederverwertung schwachaktiver Reststoffe im konventionellen Bereich.
Wegen der vorgeschriebenen Übernahme von EU-Recht in das nationale Recht und vor dem Hintergrund der notwendigen Schaffung einer Rechtsgrundlage für die große Masse von ca. 4.000.000 Mg schwachaktiver Reststoffe, die nach Schätzungen in den nächsten Jahren zur Freigabe anstehen, soll die Strahlenschutzverordnung entsprechend novelliert werden. Die Bewertung der für die Bundesrepublik Deutschland vorgesehenen Freigaberegelung auf Grundlage eines Novellierungsentwurfes für die Strahlenschutzverordnung aus dem Bundesumweltministerium vom Dezember 1999 durch die Gruppe Ökologie e.V. ergab relevante Defizite.
Ein Teil der in den IAEA-Empfehlungen bzw. in der EU-Richtlinie festgelegten Kriterien für die Anwendung des 10 Mirko Sv-Konzeptes wurde im Novellierungsentwurf nicht umgesetzt. Zum Beispiel wurde die Individualdosis von 10 Mirko Sv/a nur als Richtwert eingeführt, die Abgrenzung verschiedener Freigabevorgänge nicht ausreichend beachtet und keine Kontrolle der Einhaltung einer Kollektivdosis vorgesehen.
Die im Novellierungsentwurf vorgesehene Freigaberegelung gewährleistet nicht die Einhaltung der Individualdosis von 10 Mirko Sv/a und bietet damit keinen ausreichenden Strahlenschutz. Die Ableitung der Freigabewerte erfolgte nicht konservativ, so dass Überschreitungen des Dosiswertes von 10 Mirko Sv um ein Vielfaches möglich sind. Darüber hinaus kann die Freigabe bei Einhaltung allgemein abgeleiteter Werte standortunabhängig erfolgen. Besondere Situationen für Teile der Bevölkerung, zum Beispiel bei einer Häufung von Atomanlagen in der Nähe eines Standortes einer konventionellen Deponie, bleiben dadurch unberücksichtigt. Antragsteller können einen Anspruch auf Freigabe geltend machen.
Bis zum Beginn der 90er Jahre wurde eine Wiederverwendung oder Wiederverwertung schwachaktiver Stoffe hauptsächlich im kerntechnischen Bereich durchgeführt. In den Empfehlungen der Strahlenschutzkommission ist dies soweit wie möglich auch bis zur letzten Empfehlung von 1998 vorgesehen. Im Novellierungsentwurf ist jedoch keine entsprechende Vorschrift zu finden.
Unter Berücksichtigung der allgemeinen Strahlenbelastung und der durch die Nutzung der Atomenergie entstandenen Sachzwänge wäre bei konsequenter Umsetzung der IAEA-Empfehlungen und des Vorranges zur Wiederverwertung schwachaktiver Reststoffe im kerntechnischen Bereich eine durch Freigabe radioaktiver Stoffe verursachte Individualdosis von 10 MirkoSv akzeptabel. Die Freigabewerte müssen hierfür allerdings konservativ abgeleitet sein. Die im Novellierungsentwurf für die Strahlenschutzverordnung vorgesehene Freigaberegelung wird diesen Maßstäben nicht gerecht und ist daher abzulehnen.
Es ist eine unvermeidbare Folge der Nutzung der Atomenergie, dass auch durch die Beseitigung ihrer Abfälle Strahlenbelastungen für Mensch und Umwelt auftreten. Die Freigabe schwachaktiver Reststoffe wird langfristig zu einer Zunahme der Hintergrundstrahlenbelastung führen. Die Zunahme ist zwar im Vergleich zur vorhandenen Hintergrundbelastung relativ gering, aber es handelt sich um eine zusätzlich auftretende Strahlenbelastung, die die Zahl von Schädigungen erhöhen wird.
Im Mai 2000 soll nach bisherigen Planungen vom Deutschen Bundestag eine grundlegende Novellierung der Strahlenschutzverordnung verabschiedet werden. Dabei sind auch Regelungen für die Entlassung von radioaktiven Reststoffen aus dem Anwendungsbereich von Atomgesetz bzw. Strahlenschutzverordnung vorgesehen, sofern die Aktivität in diesen Stoffen unterhalb bestimmter Werte liegt. Dieser Freigabe" genannte Genehmigungsvorgang soll unter anderem auch für schwachaktive Stoffe (Reststoffe) gelten, die beim Betrieb oder der Stillegung von Atomanlagen anfallen. Der Radioaktivitätsgehalt dieser Reststoffe ist entweder durch Kontamination oder durch Aktivierung bedingt.
Bei den im Betrieb von Atomanlagen anfallenden radioaktiven Reststoffen handelt es sich um Mengen, die überwiegend im Bereich von einigen Tonnen pro Jahr bzw. darunter liegen. Größere Mengen fallen nur bei größeren Reparaturmaßnahmen an. Bei der Stillegung bzw. beim Abriss von Atomanlagen fallen dagegen deutlich größere Stoffmengen an. Davon betroffen sind auch die Gebäudestrukturen der Anlagen sowie das Erdreich, auf dem die Anlage errichtet wurde. Das Ziel der Freigabe von schwachaktiven Reststoffen ist die Beseitigung, Verwertung oder Verwendung großer Mengen dieser Stoffe im konventionellen (nicht radioaktiven) Bereich. Damit werden in bestimmtem Umfang Radionuklide in Bereiche des Alltags der Bevölkerung eingebracht und zusätzliche Strahlenbelastungen verursacht.
Diese Freigabe von Reststoffen wird national wie international seit längerer Zeit praktiziert und eine einheitliche Regelung angestrebt. Zu diesem Zweck wurde im Rahmen der Internationalen Atomenergie-Agentur (IAEA) Ende der 80er Jahre das sogenannte 10 Mirko Sv-Konzept entwickelt und zur Anwendung in allen Mitgliedsstaaten empfohlen. Auf Betreiben der Europäischen Kommission wurde dieses Konzept in die Strahlenschutzrichtlinien der Europäischen Union übernommen. Damit ist auch die Bundesrepublik Deutschland (BRD) prinzipiell verpflichtet, Gesetze und Verordnungen entsprechend anzupassen.
Seit längerer Zeit werden in Genehmigungsverfahren in der BRD radioaktive Abfälle aus dem Anwendungsbereich des Atomgesetzes entlassen und damit einer konventionellen Entsorgung bzw. Verwertung zugeführt, sofern die resultierende Individualbelastung von Personen aus der Bevölkerung 10 Mirko Sv nicht wesentlich überschreitet. Dies mußte in der Vergangenheit standortabhängig bzw. auf den Freigabepfad bezogen im Einzelfall nachgewiesen werden. Mit der Novellierung der Strahlenschutzverordnung sollen nunmehr auf Grundlage dieser 10 Mirko Sv-Dosis abgeleitete Freigabewerte für radioaktive Stoffe eingeführt werden, die Einzelfallprüfungen in der Regel überflüssig machen.
Bei Anwendung der im Novellierungsentwurf vorgeschlagenen Freigaberegelung ist eine weitere Erhöhung des Anteils von radioaktiven Reststoffen zu erwarten, die nicht mehr als radioaktive Abfälle beseitigt (letztendlich endgelagert) sondern in den konventionellen Verwertungs- bzw. Entsorgungsbereich (z.B. Metallschmelzen, Abfalldeponien) gelenkt werden. Die Möglichkeiten radioaktiv verseuchten Boden nicht mehr als radioaktiven Abfall zu entsorgen sondern am Ort zu belassen, dürften ebenfalls steigen. Damit besteht auf Dauer die Gefahr, dass es insgesamt zu einer Erhöhung der Strahlenbelastung der Bevölkerung kommt. Für die Betreiber von Atomanlagen ist diese Freigaberegelung auf jeden Fall höchst attraktiv, da gegenüber einer Endlagerung als radioaktiver Abfall deutlich niedrigere Kosten zu erwarten sind.
Vor diesem Hintergrund und da dieses Konzept für den Umgang mit schwachaktiven Stoffen in der öffentlichen Diskussion bisher fast keine Rolle gespielt hat wurde die Gruppe Ökologie e.V. von der Bürgerinitiative Umweltschutz Lüchow-Dannenberg e.V. und der Rechtshilfe Gorleben e.V. beauftragt, eine Stellungnahme zur Freigabe von schwachaktiven Reststoffen zu erarbeiten. Diese Stellungnahme wird hiermit vorgelegt.
Im Kapitel 2 dieser Stellungnahme wird zunächst aufgrund seiner zentralen Funktion für die Freigabe das 10 Mirko Mirko Sv-Konzept der IAEA beschrieben. Daran schließt sich die Darstellung der Entwicklung der Freigabe von Reststoffen auf internationaler Ebene (Kapitel 3) und in der BRD (Kapitel 4) an. Das Kapitel 5 enthält die in der Bundesrepublik geplante Freigaberegelung (Stand Dezember 1999) und Angaben welche Reststoffmengen von der Freigabe betroffen sein können. Eine kritische Diskussion der geplanten Freigaberegelung erfolgt im Abschlusskapitel 6.
Vorbemerkung zur Vermeidung von Mißverständnissen:
Die Freigabewerte für radioaktive Reststoffe dürfen nicht mit den sogenannten Freigrenzen für radioaktive Stoffe verwechselt werden. Die Freigrenzen sind Entscheidungskriterien in bezug auf Genehmigungs- bzw. Meldepflichtigkeit für den Umgang mit beliebigen, Radionuklide beinhaltenden Stoffen. Die Freigabewerte sind dagegen Entscheidungskriterien dafür, ob radioaktive Reststoffe, die bei einem nach Atomrecht genehmigten Umgang mit radioaktiven Stoffen angefallen sind, auf Grundlage einer atomrechtlichen Genehmigung aus dem Anwendungsbereich des Atomrechts in den konventionellen Bereich überführt werden dürfen.
In dieser Stellungnahme wird ausschließlich die Freigabe von schwachaktiven Reststoffen behandelt. Es geht dabei nicht um Stoffe aus Atomanlagen, die nachweislich nicht durch den Betrieb der Anlage kontaminiert und/oder aktiviert wurden.
2. Das 10 Mirko Sv-Konzept
In den 80er Jahren wurden in der Internationalen Atomenergie Agentur (IAEA) Überlegungen zur internationalen Vereinheitlichung der Freigabe von Reststoffen mit geringer Aktivität zum Umgang außerhalb atomrechtlicher Reglementierung angestellt. Ziel war es, eine gemeinsame Auffassung der Mitgliedsstaaten zu etablieren, welche Strahlenbelastung der allgemeinen Bevölkerung durch die Freigabe von Reststoffen akzeptabel ist. Im Jahr 1988 wurde eine Empfehlung hierzu veröffentlicht: Principles for the Exemption of Radiation Sources and Practices from Regulatory Control" [IAEA 1988]. Die wesentlichen Kriterien für die Freigabe darin sind:
Die maximale Individualdosis (effektive Äquivalentdosis) durch die Gesamtheit aller Freigabepraktiken soll einige 10 Mirko Sv/a nicht überschreiten.
Die maximale Individualdosis durch eine bestimmte Freigabepraktik soll 10 Mirko Sv/a nicht überschreiten.
Wird durch eine bestimmte Freigabepraktik die Kollektivdosis von 1 PersonenSv überschritten, so ist eine Optimierung mittels einer Kosten-Nutzen-Analyse durchzuführen.
Mit dem 10 Sv-Konzept wird als ein zentrales Kriterium eine auf ein Jahr bezogene Individualdosis (Strahlenbelastung) für eine Person aus der Bevölkerung angegeben, bei der davon ausgegangen wird, dass Maßnahmen zur Reduzierung einer solchen Belastung wegen des als gering anzusehenden Risikos unnötig sind. Das heißt, diese Dosis wird ohne weitere Minimierung als akzeptabel für eine Person aus einer kritischen Gruppe" der allgemeinen Bevölkerung angesehen. Als kritische Gruppe" wird eine Personengruppe definiert, die in bezug auf eine Strahlenquelle durch die Strahlung gleich und - im Vergleich zu anderen - potenziell am höchsten belastet ist.
Die These der IAEA, dass es sich bei einer Strahlenbelastung von 10 Mirko Sv um ein akzeptables Risiko handelt, wird mit zwei Argumenten begründet:
Es wird davon ausgegangen, dass das Sterblichkeitsrisiko für eine Person 10-6 bis 10-7 pro Jahr betragen darf. Bei einem Risikofaktor (Proportionalitätsfaktor zwischen der erhaltenen Dosis und der Wahrscheinlichkeit einer strahlungsbedingten tödlichen Krebserkrankung bzw. einer ernsthaften Erbmaterialschädigung) von im Mittel 10-2 Sv-1 ergibt sich daraus eine Dosis von 10 Mirko Sv/a - 100 Mirko Sv/a.
Eine Dosis, die klein im Vergleich zur Schwankungsbreite der natürlichen radioaktiven Hintergrundstrahlung ist, ist nach Ansicht der IAEA als gering zu bezeichnen. Die natürliche Hintergrundstrahlung beträgt ca. 2 mSv/a und die Schwankungsbreite ein Prozent bis einige Prozent davon, d.h. etwa 20 - 100 Mikro Sv.
In [IAEA 1988] wird außerdem festgestellt, dass die abgeleiteten Dosisbereiche wenige Prozent des von der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP) angegebenen Grenzwertes von 1 mSv für die jährliche Strahlenbelastung einer Person aus der Bevölkerung betragen. Damit sei eine durch die Freigabe radioaktiver Stoffe verursachte Dosis von 10 Mirko Sv auch mit den Empfehlungen der ICRP kompatibel.
Um die Möglichkeit für nicht vorhergesehene Probleme einzuschränken wird von der IAEA festgelegt, dass eine Freigabe nur erfolgen sollte, wenn Quelle und Praktik inhärent sicher sind und keine Szenarien möglich sind, die zu einer Überschreitung der Dosis, die Grundlage für die Genehmigung zur Freigabe war, führen.
Anstatt der Bezeichnung 10 Mirko Sv-Konzept wird auch häufig De-Minimis-Konzept verwendet (De-Minimis: Aufgrund der geringen Bedeutung rechtlich nicht relevant).
Nach Stand von Wissenschaft und Technik existiert eine lineare Beziehung zwischen einer vom Menschen absorbierten Strahlendosis und der dadurch erzeugten Zahl von Krebs- oder genetischen Schädigungen. Die Zahl von Schädigungen nimmt mit abnehmender Dosis proportional ab, dass heißt die Wahrscheinlichkeit für die Schädigung einer bestimmten Person wird geringer. Daraus folgt, dass auch eine noch so geringe Dosis entsprechende Schäden verursachen kann. Dies gilt auch für eine Strahlenbelastung von 10 Mirko Sv/a.
Um die Wahrscheinlichkeit für Schädigungen zusätzlich zu begrenzen, hat die IAEA neben der Individualdosis eine zulässige Kollektivdosis durch die Freigabe von Abfällen festgelegt. Diese Dosis von 1 PersonenSv bedeutet statistisch gesehen die Verursachung von 0,1 Krebstoten. Deutlich höher ist die Zahl der Krebsschädigungen ohne Todesfolge, hierfür liegen allerdings keine Risikokoeffizienten vor, mit denen das berechnet werden kann.
Aus diesem Stand der Dinge ergibt sich, dass sich durch die Freigabe radioaktiver Stoffe für den konventionellen Umgang nicht nur die Strahlenbelastung der Bevölkerung erhöht, sondern das es auch zu Todesfällen kommen kann. Die statistische Wahrscheinlichkeit hierzu ist zwar relativ gering, aber keineswegs vernachlässigbar. Das Risiko der Schädigung bezogen auf die Individualdosis für eine Person ist relativ gering, wenn die Strahlenbelastung tatsächlich auf eine Dosis von 10 Mirko Sv beschränkt bleibt. Bei Berücksichtigung der durch die Atomenergienutzung gegebenen Umstände kann dann eine mögliche Strahlenbelastung von 10 Mirko Sv als akzeptabel angesehen werden. Es ist jedoch nicht auszuschliessen, dass diese Person mehrfach und über viele Jahre von einer entsprechenden Strahlenbelastung betroffen ist. Unter diesen Umständen ist die Anwendung des 10 Mirko Sv-Konzeptes problematisch.
In diesem Kapitel soll die Entwicklung der Freigabe schwach radioaktiver Stoffe bzw. Materialien für einen konventionellen Umgang in den diesbezüglich wichtigsten internationalen Institutionen, der Internationalen-Atom-Energie-Agentur (IAEA) und der Eurpäischen Union (EU), kurz zusammengefaßt werden.
3.1 IAEA
In der nach ihren Statuten zur Förderung der weltweiten Nutzung der Atomenergie verpflichteten IAEA wurde bereits in den 70er Jahren begonnen, über Möglichkeiten zum Umgang mit schwächer radioaktiven Materialien zu diskutieren. Zu Beginn der Atomenergienutzung wurden schwachaktive Abfälle meist im Meer versenkt. Nach der Erkenntnis, dass durch diese Versenkung die radioaktive Verseuchung von Teilen der Weltmeere schnell zunimmt, setzte ein zunehmender Trend ein, diese Abfälle in Endlagern auf dem Land zu deponieren.
Durch das steigende Aufkommen der Abfälle wurde jedoch auch die Endlagerung problematisch. Aus Sicht der Atomenergienutzer bekam das Problem vor allem ökonomisches Gewicht. Darüber hinaus wurde zunehmend der Gehalt der radioaktiven Abfälle an natürlichen Radionukliden klar. Als Ausweg wurde nach einer Abgrenzung gesucht, die die Entsorgung großer Teile der radioaktiven Abfälle mit geringerer Aktivität als konventionelle Abfälle erlaubte. Die IAEA bot als Lösung ein Konzept mit einer sogenannten de minimis-Dosis an. Liegt die Strahlenbelastung durch den Umgang mit schwach radioaktiven Abfällen unterhalb dieser Dosis, soll dieser Umgang nicht mehr durch Anforderungen aus dem Atomrecht reglementiert werden [IAEA 1983]. Trotz Anerkennung der von der ICRP vertretenen linearen Dosis-Wirkungs-Beziehung, bei der es keinen Schwellenwert für mögliche Schädigungen gibt, hat die IAEA damit Grenzwerte festgelegt, bei deren Unterschreitung Unbedenklichkeit attestiert wird. Es werden eine Individualdosis von 10 Mirko Sv/a und eine Kollektivdosis von 1 PersonenSv vorgeschlagen. Ausdrücklich hingewiesen wird darauf, dass für den Fall von mehreren Abfallströmen aus unterschiedlichen Quellen die dadurch verursachte Gesamtdosis für eine Person aus der kritischen Gruppe die de minimis-Dosis nicht überschreiten sollte [IAEA 1983].
Dieses de minimis-Konzept ist der Vorläufer des im vorigen Kapitel vorgestellten 10 Mirko Sv-Konzept aus [IAEA 1988] und entspricht diesem in wesentlichen Punkten.
Parallel zur Entwicklung des de minimis- bzw. 10 Mirko Sv-Konzepts wurden als Grundlage für die Freigabe von Stoffen mit geringer Aktivität zum konventionellen Umgang Empfehlungen zur Anwendung des Konzeptes erarbeitet. Für die praktische Umsetzung des Konzeptes mußten messbare Größen abgeleitet werden, also Freigabewerte für die betroffenen Stoffe. Bereits 1987 erschien eine Anleitung zur Anwendung der Freigabeprinzipien zur Beseitigung von Abfällen in konventionellen Verbrennungsanlagen bzw. Abfalldeponien [IAEA 1987]. Eine entsprechende Anleitung zur Wiederverwertung von Stahl, Aluminium und Beton sowie zur Wiederverwendung von Gebäuden, Werkzeugen und Komponenten erschien 1992 [IAEA 1992].
In diesen Anleitungen wurden für das Vorgehen bei der Festlegung von Freigabewerten deterministische Szenarien vorgeschlagen und praktikable Kriterien entwickelt. Es wurden bestimmte Szenarien für den Umgang und Verbleib der Abfälle zugundegelegt, die zu betrachtenden Belastungspfade festgelegt und zu berücksichtigende Radionuklide ausgewählt.
Im Jahr 1996 wurden von der IAEA Freigabewerte für Radionuklide in festen Stoffen vorgeschlagen, die zur Zeit den Mitgliedsstaaten zur Kommentierung vorliegen. Sie sind im TECDOC-855 veröffentlicht [IAEA 1996]. Diese Freigabewerte sind für eine uneingeschränkte Freigabe von festen Stoffen bzw. Materialien festgelegt. Werden sie unterschritten, soll dies automatisch zur Freigabe ohne jede Bedingung führen.
Die IAEA hat 1995 die Prinzipien zur Entsorgung radioaktiver Abfälle" veröffentlicht. Diese Prinzipien enthalten u.a. ein Gebot zur Minimierung von Volumen und Aktivität bei Anfall und Verarbeitung der radioaktiven Abfälle. Diese Prinzipien werden häufig so interpretiert, dass durch Freigabe die konventionell entsorgbare Abfallmenge möglichst groß sein soll, um die Mengen radioaktiven Abfalls entsprechend zu verringern. Dagegen steht die Interpretation, dass das durch Minimierung des Anfalls radioaktiv kontaminierter Abfälle zu verfolgende Ziel die Minimierung der Strahlenbelastung ist. Das heißt, die Erzeugung radioaktiver Stoffe sollte soweit möglich verhindert werden.
3.2 Europäische Union (EU)
Im EU-Rahmen wurden zu verschiedenen Aspekten des Umganges mit anfallenden radioaktiven Stoffen Untersuchungen durchgeführt und in Arbeitsgruppen beraten. Für die Wiederverwendung von Stoffen wurde z.B. Ende der 80er Jahre in bezug auf die Aktivitätskonzentration ein Freigabewert von 1 Bq/g und für die Oberflächenkontamination Werte von 0,4 Bq/cm2 (b -, g -Strahler) bzw. 0,04 Bq/cm2 (a -Strahler) angenommen. Dabei wurde keine Orientierung an festen Dosisgrenzwerte vorgegeben, um nicht in jedem Einzelfall Strahlenbelastungen betrachten zu müssen. Es wurde vielmehr das Konzept der Freigrenzen angewendet. Bei späteren Studien wurde dann das von der IAEA vorgeschlagene 10 Mirko Sv-Konzept angewendet. Es wurde außerdem die Bevorzugung von Wiederverwendung- und verwertung der Stoffe im kerntechnischen Bereich empfohlen [Neider 1994].
Im Entwurf für eine EU-Richtlinie zum Strahlenschutz wird die Möglichkeit der Freigabe zur Beseitigung bzw. Weiterverwertung und Wiederverwendung von schwach radioaktiven Stoffen benannt [EU 1992]. Es werden dafür jedoch keine Regeln oder Kriterien genannt.
Im Mai 1996 wurde vom Rat der EU die Richtlinie zur Festlegung der grundlegenden Sicherheitsnormen für den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte und der Bevölkerung gegen die Gefahren durch ionisierende Strahlungen" veröffentlicht [EU 1996]. Sie enthält eine Regelung, die es erlaubt, radioaktive Stoffe bzw. Materialien aus einer genehmigungs- oder anzeigepflichtigen Tätigkeit freizugeben (beseitigen, wiederverwenden weiterverwerten), wenn bestimmte Kriterien erfüllt werden.
In Artikel 5 der EU-Richtlinie wird festgelegt, dass die Freigabe von radioaktiven Stoffen bzw. Materialien für die Beseitigung, Wiederverwertung oder Wiederverwendung genehmigungspflichtig ist. Bei Einhaltung der von den jeweiligen nationalen Behörden der Mitgliedsstaaten festzulegenden Freigabewerte sollen keine Anforderungen aus der EU-Richtlinie mehr bestehen; z.B. Meldepflicht (Artikel 3). Für die Festlegung der Freigabewerte müssen bestimmte Kriterien eingehalten werden, die in Anhang I der EU-Richtlinie aufgeführt sind:
Die radioaktiven Risiken für Personen sind so gering, dass kein Regelungsbedarf besteht.
Die kollektive radiologische Auswirkung ist so gering, dass kein Regelungsbedarf besteht.
Es besteht keine nennenswerte Wahrscheinlichkeit von Szenarien, die dazu führen können, dass die beiden vorgenannten Kriterien nicht erfüllt werden.
Ausnahmsweise" kann von einem Mitgliedsstaat auch beschlossen werden, dass diese Grundkriterien erfüllt sind, wenn die folgenden Kriterien unter allen Umständen erfüllt werden [EU 1996]:
Die von einer Einzelperson der Bevölkerung ... voraussichtlich aufgenommene effektive Dosis beträgt höchstens 10 Mirko Sv jährlich
entweder die kollektive effektive Dosis während eines Jahres ... beträgt nicht mehr als ca. 1 Mann-Sievert oder eine Bewertung der Schutzoptimierung ergibt, dass die Freistellung die optimale Lösung ist."
Bei Vorliegen eines Nuklidgemisches für den zu bewertenden Stoff, ist die Anwendung einer Summenformel vorgeschrieben.
Damit wurde von der EU das 10 Mirko Sv-Konzept der IAEA im wesentlichen übernommen.
In diesem Kapitel soll die Entwicklung des Vorgehens bei der Freigabe von radioaktiven Reststoffen in der Bundesrepublik Deutschland dargestellt werden. Dabei wird in Kapitel 4.1 zunächst die gesetzliche Situation betrachtet, da in der Vergangenheit Zweifel an der rechtlichen Grundlage für eine Freigabe zur Beseitigung und vor allem zur Wiederverwertung bzw. Wiederverwendung von Reststoffen im konventionellen Bereich geäußert wurden (siehe z.B. [ÖKO-INSTITUT 1985 und INTAC 1997]). In den Kapiteln 4.2 und 4.3 werden die bisher angewendeten Regelungen zur Freigabe beschrieben und diskutiert.
Der Umgang mit durch den Betrieb oder bei der Stillegung von Atomanlagen anfallenden radioaktiven Stoffen ist im Atomgesetz [AtG 1994] und in der Strahlenschutzverordnung [StrlSchV 1994] geregelt.
Bis 1994 sollten nach § 9a Absatz 1 AtG anfallende radioaktive Reststoffe sowie ausgebaute oder abgebaute radioaktive Anlagenteile schadlos verwertet oder, soweit dies nach Stand von Wissenschaft und Technik nicht möglich bzw. wirtschaftlich nicht vertretbar ist, als radioaktive Abfälle beseitigt werden. Die Betreiber haben dies so interpretiert, dass sie sowohl für im Betrieb als auch für bei Stillegung und Abbau anfallenden Reststoffen zur Verwertung verpflichtet wären (siehe z.B. [ESSMANN 1993, LUKACS 1993]). Spätestens seit der Novellierung des Atomgesetzes (AtG) im Jahr 1994 besteht jedoch nach § 9a AtG kein Vorrang für die Verwertung radioaktiver Reststoffe mehr. Sie können ebenso geordnet beseitigt werden (heißt gegenwärtig Konditionierung und Zwischenlagerung bis zur Inbetriebnahme eines entsprechenden Endlagers).
Für die Beseitigung wird in § 81 StrlSchV vorgeschrieben, dass alle radioaktiven Abfälle, die in nach AtG oder StrlschV genehmigten Anlagen bzw. bei entsprechend genehmigten Tätigkeiten angefallen sind, an eine Anlage des Bundes abzuliefern sind. Eine Ausnahme hiervon wird in § 2 Abs.2 AtG angesprochen. Danach sind radioaktive Abfälle nicht als radioaktive Stoffe zu behandeln (also nicht an eine Anlage des Bundes abzuführen), wenn wegen ihrer geringfügigen Aktivität keine besondere Beseitigung zum Schutz von Leben, Gesundheit und Sachgütern vor den Gefahren der Kernenergie und der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlen" notwendig ist. Die geringfügige Aktivität ist in Atomgesetz und Strahlenschutzverordnung jedoch nicht näher definiert.
In früheren Jahren wurden auf Grundlage des § 4 Abs.4 Punkt 2e StrlSchV zur Abgrenzung hilfsweise Bruchteile der Freigrenzen aus Anlage IV der Strahlenschutzverordnung herangezogen. Wurde der festgelegte Bruchteil (10-4 fache) der Freigrenzen pro Gramm Abfall unterschritten, so war der weitere Umgang mit diesen Abfällen nicht mehr genehmigungspflichtig. Hierfür war allerdings ein Interpretationswechsel dieses Paragraphen der Strahlenschutzverordnung erforderlich. Das Bundesinnenministerium ging bei Erlass des Paragraphens davon aus, dass er sich nicht auf Abfälle aus genehmigungspflichtigem Umgang mit radioaktiven Stoffen bezieht, sondern nur auf Abfälle aus anzeigepflichtigen oder anzeige- und genehmigungsfreiem Umgang anwendbar ist [ÖKO-INSTITUT 1985]. Für diese Abfälle ist tendenziell mit geringerer radioaktiver Kontamination zu rechnen als für Abfälle aus genehmigungspflichtigem Umgang, da bei letzteren die Ausgangsaktivitäten höher sind.
Der Bezug auf § 4 Abs.4 StrlSchV und damit die Freigrenzen wurde jedoch nicht nur aus diesem formalen Grund, sondern vor allem auch aufgrund des Hintergrundes der Ableitung der Freigrenzen als problematisch angesehen. Für spätere Freigaben aus der Pflicht zur Abgabe an ein Bundesendlager wurden unter Berücksichtigung des auf internationaler Ebene entwickelten 10 Mirko Sv-Konzeptes (siehe Kapitel 2 und 3) abgeleiteten Freigabewerte herangezogen. Die 10 Mirko Sv wurden als geringfügige Strahlenbelastung im Sinne von § 2 Abs.2 AtG angesehen, weshalb die Freigabe möglich war.
Das Vorgehen für Abfälle wurde auf die Freigabe von Reststoffen zur Wiederverwertung und -verwendung übertragen. Eine Regelung auf Gesetzes- oder Verordnungsebene gab es weder für diese Übertragung noch für die Freigabe auf Grundlage der 10 Mirko Sv-Dosis überhaupt.
Die schadlose Verwertung von Reststoffen nach § 9a AtG ist in der Vergangenheit vor allem für die im Reaktor bestrahlten Brennelemente diskutiert worden. In bezug auf die zu verwertenden Stoffe, nämlich Uran und Plutonium, war völlig klar, dass sie nur innerhalb des Kernenergiebereiches (als MOX in Reaktoren) wieder eingesetzt werden sollen. Im Gesetzestext sind auch ausdrücklich radioaktive Reststoffe" und radioaktive Anlagenteile" genannt, die schadlos verwertet oder beseitigt werden sollen. Daher ist davon auszugehen, dass der Gesetzgeber bei der Formulierung von § 9a AtG grundsätzlich eine Verwertung im kerntechnischen Bereich beabsichtigt hat. Dies gilt auch bei Heranziehung von § 2 Abs.2 AtG und § 4 Abs.4 Punkt 2e StrlSchV, da dort eindeutig nur auf die Beseitigung von Abfall Bezug genommen wird. Diese Interpretation entspricht auch dem Schutz- und Vorsorgegedanken des Atomrechtes. An keiner Stelle von Atomgesetz oder Strahlenschutzverordnung wurde bisher die Möglichkeit einer Wiederverwertung bzw. -verwendung außerhalb des kerntechnischen Bereiches angesprochen, geschweige denn geregelt.
Zweifel an der gesetzlichen Grundlage gibt es jedoch auch für die Freigabe von Abfällen zur konventionellen Beseitigung. Die Abfälle wurden durch den Betrieb der Anlage kontaminiert. Es handelt sich um künstlich erzeugte und/oder allein durch den Umgang mit radioaktiven Stoffen relevant gewordene Radionuklide. Diese würden sonst nicht dergestalt in die Umwelt gelangen, dass sie durch Direktstrahlung, Inhalation oder Ingestion (zusätzliche) Belastungen beim Menschen hervorrufen würden. Folgerichtig wird in § 81 StrlSchV festgelegt, dass in bzw. bei nach Atomgesetz oder Strahlenschutzverordnung genehmigten Anlagen oder Tätigkeiten entstandene radioaktive Abfälle an eine Anlage des Bundes abzuliefern sind. Dem steht auch der § 4 Abs.4 Punkt 2e StrlSchV in seiner eigentlichen Begründung nicht entgegen. Durch die in den Kapiteln 4.2 und 4.3 beschriebenen Aktivitäten wird der gegenwärtig gültige § 81 StrlSchV umgangen. Erst die fragwürdige Zusatzinterpretation von § 4 StrlSchV [BMI 1979] läßt die Freigabe von bei genehmigungspflichtigen Umgang entstandenen radioaktiven Abfällen zu (siehe auch Kapitel 4.2).
Daraus ist zu schließen, da die Freigrenzen aus Anlage IV StrlSchV hier nicht anwendbar sind, dass nach gegenwärtiger Gesetzeslage eine Freigabe von radioaktiven Reststoffen oder radioaktiven Abfällen eigentlich gar nicht zulässig ist. Wenn überhaupt, können lediglich Abfälle aus dem Anwendungsbereich von Atomgesetz und Strahlenschutzverordnung freigegeben werden. Für die Freigabe von Stoffen zur Wiederverwertung oder -verwendung außerhalb des kerntechnischen Bereiches ist nicht zu erkennen, wo diese durch Gesetz abgedeckt wäre. Gleichwohl sind in der Vergangenheit große Mengen von Stoffen freigegeben worden.
4.2 Regelung mit Bruchteilen der Freigrenzen
Für die Entlassung radioaktiver Stoffe aus dem Anwendungsbereich von Atomgesetz und Strahlenschutzverordnung gab es zunächst keine Regelungen. Vor allem für die damaligen ersten Stillegungs- bzw. Abrissprojekte wurde nach Wegen gesucht, einen Teil der entstehenden radioaktiven Abfälle konventionell beseitigen zu können. Die Strahlenschutzverordnung enthält - damals wie heute - eine Regelung, ab welchem Aktivitätsinventar und welcher Oberflächenkontamination der Umgang mit radioaktive Anteile beinhaltenden Stoffen genehmigungsfrei ist. Dazu sind nuklidspezifische Freigrenzen für die Aktivität (Anlage IV StrlSchV) und für von der Strahlenart abhängige Aktivitäten auf eine Fläche bezogen (Anlage IX StrlSchV) festgelegt.
Die Freigrenzen wurden jedoch für andere Zwecke als dem Umgang mit größeren Mengen von radioaktiven Reststoffen eingeführt. Deshalb war klar, dass die direkte Heranziehung der Freigrenzen für die Freigabe von Reststoffen auf jeden Fall zu zu hohen Strahlenbelastungen führen würde. Die Betreiber nahmen auf § 4 Abs. 4 StrlSchV bezug und beantragten die Freigabe von Abfällen bei Unterschreitung von Bruchteilen der Freigrenzen; im allgemeinen das 10-4-fache. Dies geschah unter anderem auf Grundlage eines Rundschreibens des damals zuständigen Bundesinnenministeriums in dem der Punkt 2e in Absatz 4 von § 4 StrlSchV als Indiz" für die Möglichkeit der Freigabe von radioaktiven Abfällen in den konventionellen Bereich genannt wurde. Außerdem wurde festgelegt, dass eine Genehmigung notwendig ist, in der Art, Menge und Häufigkeit der Abgabe berücksichtigt werden müssen [BMI 1979]. Die Regelung wäre danach vor allem für geringe Mengen bzw. geringe Abgabehäufigkeit gedacht. Dieses ist auch an der festgelegten Mittelungsmasse für die Feststellung der Aktivitätskonzentrationen von höchstens 10 kg zu erkennen [NMU 1998]. Diese Praxis wurde für die Freigabe von radioaktiven Materialien zur Verwertung und für die Beseitigung als konventionelle Abfälle angewendet.
In der Genehmigungspraxis wurde dann meist vom 10-5-fachen ausgegangen und zusätzlich die Einhaltung der Flächenkontaminationswerte nach § 64 StrlSchV gefordert [BRÖCKING 1995]. In den Bundesländern wurde dies allerdings unterschiedlich gehandhabt. In Baden-Würtemberg erfolgte zum Beispiel eine großzügige Auslegung. Dort wurden zunächst ein Freigabewert von 100 Bq/g festgelegt, dann das 10-4-fache der Freigrenzen und seit Anfang der 90er Jahre das 5*10-5-fache [NAHRATH 1995].
Der Freigabegrenzwert für Co-60 betrug beispielsweise in Genehmigungen bis Mitte der 80er Jahre 3,7 Bq/g, wurde dann aber für die bedingungslose Freigabe auf 0,37 Bq/g bzw. in einigen neuen sowie bereits bestehenden Genehmigungen noch darunter festgelegt [LUKACS 1993]. Beispiel hierfür ist die Genehmigung für das Atomkraftwerk in Gundremmingen (KRB A). Es wurden bei der Revision der alten Genehmigung nach 1989 folgende Freigabewerte festgelegt [BERGEMANN 1999]:
Uneingeschränkte Freigabe von Nichteisen 0,5 Bq/g und 0,5 Bq/cm2
Uneingeschränkte Freigabe von Stahlschrott 0,1 Bq/g und 0,5 Bq/cm2
Freigabe zum Einschmelzen von Stahl 1,0 Bq/g
Ein weiteres Beispiel ist das Forschungszentrum Karlsruhe (FZK, ehemals KfK). Dort gibt es eine Seviceanlage für die "Entsorgung" von Großkomponenten - auch externer Anlagenbetreiber - die eigene genehmigte Freigabewerte besitzt. Für eine uneingeschränkte Verwertung von Materialien gelten folgende Werte [Schwarzkopf 1997]:
Spezifische Aktivität kleiner als das 5*10-5-fache der Freigrenze (StrSchV) je Gramm.
Oberflächendosis kleiner als 0,5 µSv/h.
Oberflächenkontamination kleiner als 0,05 Bq/cm2 für a -Strahler, 0,5 bzw. 5 Bq/cm2 für andere Nuklide.
In den Genehmigungsverfahren zur Stillegung von Anlagen wurde die Höhe der Freigabewerte für die Stoffe jeweils standortspezifisch geprüft. Mit Hilfe von Modellszenarien erfolgte die Abschätzung der Strahlenbelastung von Menschen. Ob eine Strahlenbelastung aus Sicht der Genehmigungsbehörde akzeptabel war, legte sie relativ willkürlich fest. Das 30 mrem-Konzept (zulässige Belastung von Anwohnern eines Standortes durch radioaktive Abgaben maximal 300 Mirko Sv/a) war dabei allerdings zu berücksichtigen.
Die Heranziehung der Freigrenzen bzw. Bruchteilen davon als Kriterium für eine Freigabe radioaktiver Stoffe ist unter Strahlenschutzgesichtspunkten problematisch. Diese Werte sind nicht für die Beseitigung von Reststoffen festgelegt, sondern für den genehmigungsfreien Umgang mit radioaktiven Stoffen in kleinen Mengen bzw. mögliche Strahlenbelastungen am Arbeitsplatz. Der § 4 Abs. 4 Punkt 2e StrlSchV (genehmigungsfreie Beseitigung von Abfällen ab dem 10-4-fachen der Freigrenzen pro Gramm) war eigentlich nur für Abfälle aus nicht genehmigungspflichtigen Umgang vorgesehen.
Die vorgenommene Reduzierung auf das 10-5-fache der Freigrenzen pro Gramm Abfall ist willkürlich und die Größenordnung nicht begründet. Die Einhaltung dieser massenspezifischen Freigabewerte und auch die zusätzlich geforderte Einhaltung von § 64 StrlSchV (Grenzwerte für Flächenkontaminationen) reicht als Nachweis für Schadlosigkeit im Sinne § 2 Abs. 2 AtG nicht aus. Diese Einschätzung wurde in der Vergangenheit auch von Behördengutachtern hin und wieder geäußert [RAUM 1993]. Dies soll hier mit zwei Beispielen belegt werden:
Bei einer Festlegung der Freigabewerte auf das 10-5-fache der Freigrenzen pro Gramm Abfall ist zum Beispiel für das Kernkraftwerk Niederaichbach (KKN) eine Strahlenbelastung von einigen 10 Mirko Sv/a die Folge einer Freigabepraktik [RAUM 1993].
Die für KRB A genehmigten Flächenkontaminationswerte und die Konzentrationswerte für die uneingeschränkte Freigabe dürfen nach Absprache mit der Aufsichtsbehörde nicht bzw. nur im Einzelfall ausgeschöpft werden, da andernfalls zu hohe Strahlenbelastungen möglich sind. Die Aktivitätskonzentrationen mußten im Jahresmittel deutlich unterschritten werden [BERGEMANN 1999].
Die Freigabe von radioaktiven Reststoffen auf Grundlage von Bruchteilen der Freigrenzen ist daher nicht nur aus rechtlicher, sondern auch aus Strahlenschutzsicht von Anfang an als zumindest sehr problematisch zu bezeichnen. Diese Praxis wurde dennoch viele Jahre angewendet.
4.3 Empfehlungen der Strahlenschutzkommission
Die bundesdeutsche Strahlenschutzkommission (SSK) hat parallel zur internationalen Entwicklung, auf Grundlage von im Auftrag des Bundesumweltministeriums durchgeführter Studien, Freigabeempfehlungen entwickelt. Dabei wurden in zeitlicher Abfolge jeweils Empfehlungen für bestimmte Stoffströme erlassen.
Empfehlung zu Stahl und Eisen
Die erste Empfehlung wurde 1988 veröffentlicht. Sie betrifft die Freigabe von Stahl und Eisen aus Kernkraftwerken. Es wurden folgende Grundsätze festgelegt [SSK 1988]:
Die Wiederverwendung oder Wiederverwertung soll grundsätzlich im kerntechnischen Bereich erfolgen.
Ist dies nicht möglich oder nicht zumutbar, sind folgende Kriterien einzuhalten:
- Freigabe zum allgemeinen Einschmelzen: spez. Aktivität < 1 Bq/g
Kontaminationsgrenzwerte
nach StrlSchV, Anlage IX.
- Bedingungslose Freigabe: spez. Aktivität < 0,1 Bq/g
- Kontollierte Verwertung von erschmolzenen spez. Aktivität zwischen
Produkten: 0,1 Bq/g und 1 Bq/g.
Der Unterschied für die spezifische Aktivität zwischen der Freigabe zum Einschmelzen (also Wiederverwertung) und der zum beliebigen bzw. bedingungslosen Umgang (also Wiederverwendung oder Wiederverwertung) ist durch die wahrscheinliche Aktivitätsreduzierung bei ersterem begründet. Das freigegebene Material wird beim Schrotthändler, bei der Schrottaufbereitung und/oder beim Schmelzen im Stahlwerk oder in der Gießerei in der Regel mit aktivitätsfreiem Material vermischt [GÖRTZ 1989]. Dies ist bei der direkten Wiederverwendung von Anlagenteilen nicht der Fall.
Die Freigabegrenzwerte beziehen sich auf eine Gesamtaktivität, für die allerdings nicht definiert ist, welche Nuklide einbezogen werden müssen. Es wird kein Bezug auf die Gesamtmasse des freizugebenden Stoffes genommen.
Empfehlung zu Nichteisenmetallen
Die zweite, 1993 veröffentlichte Empfehlung der SSK hat die Nichteisenmetalle zum Inhalt [SSK 1993]. Die Vorgehensweise der Kriterienaufstellung entspricht der für Stahl und Eisen. Grundlage für die Empfehlung war [GÖRTZ 1990].
Empfehlungen zur Beseitigung als gewöhnliche Abfälle
Im Gegensatz zu den bisher genannten Empfehlungen der SSK wurde die Empfehlung für die Freigabe von radioaktiven Abfällen zur konventionellen Abfalldeponierung oder -verbrennung nicht im Bundesanzeiger veröffentlicht. Es existiert lediglich ein Entwurf dieser Empfehlung [SSK 1994].
Es wurden erstmals nuklidspezifische Freigabewerte empfohlen, die auf Grundlage des 10 Mirko Sv-Konzeptes abgeleitet wurden. Demzufolge sind für die Freigabe die Aktivitätskonzentrationen auch nuklidspezifisch zu ermitteln (berechnen oder abschätzen). Dabei soll für nicht homogenisierte Stoffe über die freizugebende Charge gemittelt werden. Die Mittelung soll bei Bauschutt über maximal 1.000 kg, sonst über 100 kg durchgeführt werden. Für Stoffe, die mehrere Nuklidsorten enthalten - was in der Regel der Fall ist - wurde eine Summenformel entwickelt, die entsprechend angewendet werden muss. Handelt es sich um kontaminierten Bauschutt, ist die jährliche Abgabe auf 100 t pro Anwender zu beschränken. Diese Abfallmenge soll nur einen geringen Anteil (halbe Größenordnung) an der jährlichen Gesamteinlagerungskapazität der Deponie haben. Dabei ist als Ausnahme sowohl eine Deponierung als auch eine Wiederverwertung zulässig.
Soll eine Beseitigung mit höheren Freigabewerten, als in der Empfehlung festgehalten, verfolgt werden, muss in diesem Einzelfall unter Berücksichtigung der konkreten Beseitigungswege nachgewiesen werden, dass einige 10 Mirko Sv nicht überschritten werden. Aktivitäten natürlicher Radionuklide müssen dabei nur berücksichtigt werden, wenn sie Gegenstand des genehmigungsbedürftigen Umgangs waren. In der Summe aller berücksichtigten Radionuklide dürfen 100 Bq/g (Grenzwert für genehmigungsfreien Umgang in der Strahlenschutzverordnung) nicht überschritten werden.
Mit einem durch Beschluss des Länderausschuss für Atomkernenergie veranlaßten Rundschreiben des BMU wurde der SSK-Entwurf zunächst befristet bis zum 31.12.1996 zur Anwendung auf Probe empfohlen [BMU 1995]. Diese Probephase wurde ohne weitere Zeitbegrenzung verlängert. Der Entwurf beruht auf Untersuchungen im Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) [POSCHNER 1995] und ist an die dort dargestellten Randbedingungen gebunden. Eine Kontrolle der bei der Freigabe getroffenen Annahmen durch die atomrechtliche Behörde nach der Freigabe ist nicht vorgesehen. Im Genehmigungsverfahren wird die Gültigkeit der Annahmen aufgrund der Materialbeschaffenheit und vorzulegender Verträge geprüft [BRÖCKING 1995]. Wegen der getroffenen Annahmen (z.B. zu den Massen) wird von eingeschränkter Freigabe gesprochen.
Im Dezember 1995 wurde von der SSK ein weiterer Entwurf zur Freigabe von Abfällen erarbeitet (zitiert in [FEINHALS 1999]). Gegenstand war eine uneingeschränkte Freigabe der Abfälle, das heißt, es sollen keine aus dem Atomgesetz ableitbaren Anforderungen mehr existieren. Die Freigabewerte wurden auch hier nuklidspezifisch festgelegt und es gilt die gleiche Summenformel für Nuklidgemische wie oben. Die Anforderungen wurden allerdings abgeschwächt. Radionuklide, die weniger als 10% zur Individualdosis beitragen, müssen nicht mehr berücksichtigt werden. Die Mittelungsmasse wurde auf 300 kg erhöht. Der Entwurf erreichte, so weit bekannt, jedoch keinen Empfehlungscharakter und wurde vom BMU auch nicht zur probeweisen Anwendung vorgeschlagen.
Empfehlung zur Freigabe von Gebäuden
Im Jahr 1996 wurde eine Empfehlung zur Entlassung von Gebäuden aus dem Anwendungsbereich des Atomgesetzes veröffentlicht, in denen genehmigungspflichtiger Umgang mit radioaktiven Stoffen stattfand [SSK 1996]. Die Gebäude können anschließend entweder konventionell abgerissen oder weiter genutzt werden. Voraussetzung für die Freigabe soll auch hier das 10 Mirko Sv-Konzept sein. Die Einhaltung der Dosis soll gewährleistet sein, wenn die Flächenkontamination die Grenzwerte in Anlage IX Spalte 4 der StrlSchV nicht überschreitet. Diese Werte sind nicht nuklidspezifisch. Aktivitäten natürlicher Radionuklide müssen nur berücksichtigt werden, wenn sie Gegenstand des genehmigungsbedürftigen Umgangs waren.
Vor Freigabe muss der Aktivitätsnachweis durch Messungen an der stehenden Gebäudestruktur erbracht werden. Bei beabsichtigter Weiternutzung darf die Mittelungsfläche nicht größer als 1 m2 sein. Ist ein Abriss sichergestellt, kann auch über größere Flächen gemittelt werden und es kann ein Stichprobenverfahren angewendet werden.
Empfehlung zum Boden
Im Jahr 1997 gab die SSK eine Empfehlung über Grundsätze für die Freigabe von Bodenflächen mit geringfügiger Radioaktivität aus genehmigungspflichtigen Umgang" heraus [SSK 1997]. Die Freigabe wird bezüglich der weiteren Nutzung der Bodenfläche in eine eingeschränkte und eine uneingeschränkte Freigabe unterschieden. Voraussetzung für die Freigabe soll auch hier die Erfüllung des 10 Mirko Sv-Konzeptes (in bezug auf die Individualdosis) sein. Die Einhaltung der Dosis soll durch Dosisberechnungen mit realistischen Randbedingungen" nachgewiesen werden. Bei der Dosisberechnung sind Vorbelastungen durch natürliche Radionuklide, Atomwaffen- und Tschernobylfallout nicht zu berücksichtigen. Es werden keine Freigabewerte festgelegt, sondern nur Kriterien genannt.
Die bisher vorgestellten Empfehlungen der SSK wurden im Jahr 1997 aktualisiert und in einer Gesamtempfehlung zusammengefaßt [SSK 1998]. In ihr wird grundsätzlich unterschieden zwischen einer uneingeschränkten Freigabe und einer eingeschränkten Freigabe (Freigabe unter bestimmten Randbedingungen wie z.B. Verbringen auf eine Deponie). Die Empfehlungen gelten für die Freigabe von gering aktivierten oder kontaminierten Feststoffen, Gebäuden und Bodenflächen aus einem anzeige- oder genehmigungspflichtigen Umgang mit radioaktiven Stoffen.
In dieser Gesamtempfehlung wird empfohlen, vor einer Freigabe grundsätzlich zu prüfen, ob eine Wiederverwendung oder Verwertung im kerntechnischen Bereich möglich ist.
Grundlage für die Festlegung der nuklidspezifischen Freigabewerte ist die Individualbelastung aus dem 10 Mirko Sv-Konzept. Die Ableitung der Freigabewerte erfolgte unter Verwendung der Dosiskoeffizienten aus der EU-Richtlinie. Haben Radionuklide in freizugebenden Stoffen nur einen sehr geringen Anteil an der Gesamtaktivität", können diese unberück-sichtigt bleiben, sofern sie insgesamt mit weniger als 10% zur Individualdosis beitragen" [SSK 1998].
Bei der Ableitung der Freigabewerte wurde die von IAEA und EU geforderte Einhaltung der Kollektivdosis nicht geprüft. Die SSK betrachtet dies nicht als einen sinnvollen Maßstab für die strahlenbedingte Schadenserwartung der Gesamtbevölkerung [SSK 1985]. Dieses gilt nach ihrer Meinung insbesondere in diesem Fall, da die Individualdosis gering ist. Außerdem hält sie das Kriterium der Kollektivdosis aufgrund früherer Untersuchungen in der BRD für erfüllt.
Für die Prüfung auf Einhaltung der Freigabewerte soll im Regelfall eine Mittelungsmasse von 300 kg und eine Mittelungsfläche von einigen 100 cm2 nicht überschritten werden. Eine sachgerechte Festlegung soll in der Genehmigung erfolgen.
Kommentare zu den SSK-Empfehlungen
In den beiden ersten Empfehlungen der SSK zur Freigabe von Metallen wurden Freigabewerte für die massenspezifische Konzentration der Gesamtaktivität festgelegt. In den späteren Empfehlungen wurden diese Werte durch die nuklidspezifische Festlegung deutlich erhöht. Eine weitere Abschwächung der Restriktionen erfolgte durch die Festlegung in späteren SSK-Empfehlungen, dass nur Nuklide berücksichtigt werden müssen, die ver-meintlich weniger als 10% zur Strahlenbelastung beitragen*).
In der fachlichen Diskussion gingen die Meinungen zu den von der SSK vorgeschlagenen Freigabewerten weit auseinander. Es wurden für die freie Verwertung Forderungen nach Freigabewerten im Bereich der natürlichen Radioaktivität der einzelnen Materialien gestellt [ESSMANN 1993]. Von Seiten der kerntechnischen Industrie wurden die Freigabewerte dagegen als zu konservativ kritisiert. Daraufhin wurden Untersuchungen angestellt, wo Konservativitäten bei den Modellen abgebaut werden können. Zwei der dabei identifizierten Punkte sind der Verzicht auf eine deterministische Vorgehensweise zur Ermittlung der Strahlenbelastung und die Aufhebung der Mengenbedingungen bei Deponierung bzw. Verbrennung von Abfällen [THIERFELDT 1997a].
Im Laufe der SSK-Empfehlungen wurde der Forderung der Betreiber entsprochen und die deterministische Vorgehensweise durch eine statistische Auswertung ersetzt (siehe hierzu Kapitel 6.3.1). Ebenso wurden die Randbedingungen für die Abfallbeseitigung fallengelassen. Beide Maßnahmen führen zu einem Verlust von Konservativität und der Nachweis der Einhaltung des 10 Mirko Sv-Konzeptes deckt nicht mehr jeden denkbaren Fall ab. Ein weiterer Abbau von Konservativität wurde durch die Erhöhung der Mittelungsmasse bei der Prüfung der Einhaltung der Freigabewerte von 10 kg [BMI 1979] (lt. [NMU 1998]) über 100 kg in [SSK 1994] auf 300 kg in [SSK 1998] vorgenommen.
Weitere Kritikpunkte werden in Kapitel 6 behandelt.
In der Bundesrepublik steht im Frühjahr 2000 eine Novellierung der Strahlenschutzverordnung bevor. Im Rahmen der Umsetzung der EU-Strahlenschutzrichtlinie [EU 1996] in nationales Recht wird auch die Freigabe gering radioaktiver Reststoffe geregelt werden. Im Folgenden werden die von der Freigabe betroffenen Mengen (Kapiteln 5.1) und die vorgesehene Freigaberegelung (Kapitel 5.2) dargestellt.
1 Betroffene Abfallmengen
Die Auswirkung dieser Freigaberegelung auf die Bevölkerung wird entscheidend durch die Abfallmenge beeinflusst, die freigegeben wird. In diesem Kapitel soll ein Eindruck zu den in der BRD anfallenden Massen radioaktiver Abfälle vermittelt werden, die zur konventionellen Beseitigung freigegeben werden sollen. Bei den Mengenangaben wird die international vorgeschriebene Masseneinheit Mg (106 g) für die alte Einheit Tonne (t) benutzt.
Bis 1996 wurden in der BRD insgesamt 9.400 Mg Stahl zum Einschmelzen und Wiederverwerten in der Kerntechnik, zum Beispiel als Abschirmbehälter oder -platten, freigegeben. Weitere mehrere tausend Tonnen Stahl und Nichteisenmetalle sind dekontaminiert und bedingungslos freigegeben worden [DATF 1996]. Aus dem Kernkraftwerk Stade wurden in den ersten 26 Betriebsjahren beispielsweise ca. 295 Mg Abfälle bzw. Reststoffe freigegeben und aus dem Kernkraftwerk Grohnde in den ersten 14 Betriebsjahren ca. 90 Mg [NMU 1998].
In einer Referenzstudie zur Gesamtmasse des Kontrollbereiches eines Druckwasserreaktors (DWR vom Biblis-Typ) wurden folgende Massen ermittelt [zitiert in ESSMANN 1993]:
Die Gesamtmasse beträgt 155.600 Mg. Davon sind 145.600 Mg Beton und Armierung sowie 10.000 Mg Anlagenteile. Von Beton/Armierung können 145.000 Mg zur Verwertung bzw. zur Deponierung freigegeben werden und nur 600 Mg müssen als radioaktive Abfälle (hauptsächlich aktivierte Teile) endgelagert werden. Von den Anlagenteilen können 7.000 Mg zur freien oder kontrollierten Verwertung freigegeben werden und 3.000 Mg müssen als radioaktive Abfälle (aktiviert und kontaminiert) endgelagert werden. Außerdem fallen bei Stillegung und Abriss ca. 500 Mg Sekundärabfälle (z.B. durch Dekontamination) an, die als radioaktive Abfälle endgelagert werden müssen.
Eine ähnliche Verteilung ist in [FEINHALS 1995] auch für kleinere Reaktoren, die bereits in der Abrissphase sind, angegeben. Für den Gebäudeabriss beträgt der Anteil der Abfälle, die freigegeben wurden, über 95%. Bei den Anlagenteilen wurden aus dem Kraftwerk Gundremmingen A 60% zur Beseitigung freigegeben, 35% zur kontrollierten Wiederverwertung freigegeben und 5% zur Endlagerung als radioaktive Abfälle vorgesehen. Mit 22% (konventionelle Beseitigung), 40% (kontrollierte Wiederverwertung) und 38% (Endlagerung als radioaktive Abfälle) weist das abgerissene Kernkraftwerk Niederaichbach (KKN) abweichende Werte auf. Es kann hier nicht beurteilt werden, ob der höhere Endlageranteil damit zusammenhängt, dass das KKN die erste größere Anlage war, die abgerissen wurde.
Für die Stillegung der Anlage in Greifswald sollen bezogen auf 100.000 Mg Reststoffe ca. 60-70% unmittelbar durch Freimessen in den konventionellen Bereich (hauptsächlich Schrotthändler und Deponie) abgegeben werden. Bei ca. 25% erfolgt eine Behandlung der Reststoffe (z.B. Dekontamination) und danach wird über die Aufteilung in radioaktive Abfälle und Stoffe zur Freigabe entschieden [RITTSCHER 1999].
Die Verteilung der Massen auf die Umgangspfade ist vom Freigabewert abhängig. In einer Untersuchung wurde die Änderung der Massenanteile für die verschiedenen Umgangspfade - auf einen Freigabewert von 3,7 Bq/g für Co-60 normiert - ermittelt. Als radioaktiver Abfall endzulagern sind bei einer Absenkung des Freigabewertes auf 1 Bq/g 9% mehr und bei 0,1 Bq/g 23% mehr. Ohne Behandlung freigebbar sind bei einem Freigabewert von 1 Bq/g etwa 5% weniger und bei 0,1 Bq /g ca. 17% weniger [Lukacs 1993].
Auf Basis der hier genannten und weiterer Daten wurde eine Abschätzung über die gegenwärtig jährlich zur Deponierung freigebbaren Stoffe in der BRD durchgeführt [THIERFELDT 1997b]:
Aus Betrieb von Leistungs- und Forschungsreaktoren 1.000 bis 2.000 Mg/a
Aus den gegenwärtigen Stillegungs- und Abriss-
maßnahmen für Leistungs- und Forschungsreaktoren 1.000 bis 2.000 Mg/a
Aus Betrieb und gegenwärtigem Abriss von Ver-
und Entsorgungsanlagen (ohne WAK) 50 bis 100 Mg/a
Aus Forschung, Medizin und Industrie bis zu 1.000 Mg/a
Danach könnten momentan jährlich ca. 5.000 Mg kontaminierte Abfälle auf Hausmüll- bzw. Bauschuttdeponien verbracht werden.
Eine Hochrechnung von Angaben in [THIERFELDT 1997b] ergibt für die noch ausstehenden Stillegungen von Leistungs- und Forschungsreaktoren, der Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe sowie der Versorgungsanlagen eine Masse von über 4.000.000 Mg Abfälle, die zur Freigabe vorgesehen sind. Es ist allerdings darauf hinzuweisen, dass die zulässigen Freigabewerte für den Aktivitätsgehalt nicht für die gesamte Masse dieser Abfälle ausgeschöpft sein werden.
Novellierung der Strahlenschutzverordnung 2000
In der EU-Richtlinie zum Strahlenschutz [EU 1996] (siehe Kapitel 3.2) ist die Übernahme der enthaltenen Bestimmungen in nationales Recht der Mitgliedsstaaten bis Mai 2000 vorgeschrieben. Im Bundesumweltministerium wurde dies zum Anlass genommen, eine komplette Überarbeitung der zur Zeit gültigen Strahlenschutzverordnung vorzunehmen. Die folgenden Ausführungen beruhen auf einem Entwurf für die neue Strahlenschutzverordnung mit Stand 21.12.1999, im Folgenden Novellierungsentwurf" genannt [BMU 1999].
Die Freigabe radioaktiver Stoffe bzw. Materialien aus dem Anwendungsbereich von Atomgesetz und Strahlenschutzverordnung ist im neuen § 29 geregelt. Sie kann genehmigt werden, wenn für Einzelpersonen der Bevölkerung nur eine effektive Dosis im Bereich von 10 Mirko Sv im Kalenderjahr auftreten kann" [BMU 1999].
Es werden im Novellierungsentwurf Freigabewerte für nuklidspezifische Aktivitätskonzentrationen bzw. -kontaminationen festgelegt, bei deren Unterschreitung automatisch von der Einhaltung des Bereiches von 10 Mirko Sv im Kalenderjahr ausgegangen werden soll. Freigabewerte wurden allerdings nicht für alle Radionuklide festgelegt. Gasförmige Radionuklide und solche, die Halbwertszeiten im Bereich von Tagen oder darunter haben, wurden nicht berücksichtigt. Für die Gültigkeit der Freigabewerte werden bestimmte Gegebenheiten vorausgesetzt. Liegen diese Gegebenheiten im Einzelfall nicht vor, kann unter Berücksichtigung von Berechnungsvorgaben für die Strahlenbelastung der Nachweis der Einhaltung des Bereiches von 10 Mirko Sv auch auf andere Weise (z.B. durch Gutachten) geführt werden. Insgesamt darf die Unterschreitung der Freigabewerte nicht durch zielgerichtetes Vermischen oder Verdünnen erreicht werden. Die Einhaltung der Freigabewerte ist vor dem weiteren Umgang mit den Stoffen bzw. Materialien nachzuweisen. Bei Auftreten von Nuklidgemischen ist eine Summenformel anzuwenden. Für die Freigabewerte wird unterschieden in uneingeschränkte Freigabe und eingeschränkte Freigabe, die an bestimmte Bedingungen geknüpft ist.
Nuklidspezifische Werte für die uneingeschränkte Freigabe werden festgelegt für:
Feste Stoffe (mit Ausnahme von c) in Bq/g und sofern eine feste Oberfläche vorhanden ist, sind zusätzlich Werte für Oberflächenkontaminationen zu berücksichtigen. Bei der Freigabemessung darf die Mittelungsmasse bezüglich der Aktivitätskonzentration 300 kg nicht wesentlich überschreiten und die Mittelungsfläche bezüglich der Oberflächenkontamination bis zu 1.000 cm2 betragen.
Flüssige Stoffe in Bq/g.
Bauschutt und Bodenaushub bei einer Menge von mehr als 1.000 Mg/a in Bq/g. Die Mittelungsmasse bei der Freigabemessung darf für Bauschutt 1 Mg betragen und für Bodenaushub 300 kg nicht wesentlich überschreiten.
Bodenflächen in Bq/cm2. Die Mittelungsfläche bei der Freimessung darf bis zu 100 m2 betragen. Bei der Kontaminationsermittlung dürfen nur die Kontaminationen berücksichtigt werden, die durch die Anlage auf dem Betriebsgelände entstanden sind.
Gebäude zur Wieder- und Weiterverwendung in Bq/cm2. Die Mittelungsfläche bei der Freimessung darf bis zu 1 m2 betragen. Die Freimessung kann mit einem Stichprobenverfahren erfolgen.
Nuklidspezifische Werte für die eingeschränkte Freigabe werden festgelegt für:
Beseitigung fester Stoffe in Bq/g. Sofern eine feste Oberfläche vorhanden ist, sind zusätzlich Werte für Oberflächenkontaminationen zu berücksichtigen. Bei der Freigabemessung darf die Mittelungsmasse bezüglich der Aktivitätskonzentration 300 kg nicht wesentlich überschreiten und die Mittelungsfläche bezüglich der Oberflächenkontamination darf bis zu 1.000 cm2 betragen. Die Freigabewerte sind gleich oder höher als für die uneingeschränkte Freigabe. Die freigegebenen Stoffe müssen ohne biologische und chemische Behandlung auf einer Deponie oder in einer Verbrennungsanlage beseitigt werden. Die Freigabewerte gelten nicht für Bauschutt und Bodenaushub bei einer freizugebenden Masse von mehr als 1.000 Mg/a.
Beseitigung flüssiger Stoffe in einer Verbrennungsanlage in Bq/g.
Rezyklierung von Metallschrott in Bq/g. Sofern eine feste Oberfläche vorhanden ist, sind zusätzlich Werte für Oberflächenkontaminationen zu berücksichtigen. Bei der Freigabemessung darf die Mittelungsmasse bezüglich der Aktivitätskonzentration 300 kg nicht wesentlich überschreiten und die Mittelungsfläche bezüglich der Oberflächenkontamination darf bis zu 1.000 cm2 betragen. Der Metallschrott muss eingeschmolzen werden. Es darf sich nicht um Verbundstoffe mit nichtmetallischen Komponenten handeln.
Gebäude zum Abriss in Bq/cm2. Die Mittelungsfläche bei der Freimessung darf bis zu 1 m2 betragen. Die Freimessung kann mit einem Stichprobenverfahren erfolgen. Die Freigabewerte sind höher als für die uneingeschränkte Freigabe.
Bei der bedingten Freigabe muss bei den Punkten a) bis c) der zuständigen Behörde vor Erteilung der Freigabe eine Erklärung des Antragstellers über den Verbleib des künftigen Abfalls und eine Annahmeerklärung des Verwerters oder Beseitigers vorgelegt werden.
Nach gegenwärtigen Planungen der Bundesregierung soll die Novellierung der Strahlenschutzverordnung bis Mai/Juni 2000 vollzogen und damit ab diesem Zeitpunkt die neue Regelung zur Freigabe radioaktiver Reststoffe aus dem Anwendungsbereich von Atomgesetz und Strahlenschutzverordnung gültig sein.
Die Diskussion wird hier in drei Schritten geführt. Zunächst wird in Kapitel 6.1 die Umsetzung der in den IAEA-Empfehlungen [IAEA 1988] bzw. in der EU-Richtlinie [EU 1996] festgelegten Vorgaben in den Novellierungsentwurf geprüft. In Kapitel 6.2 werden grundsätzliche Probleme der Freigaberegelung diskutiert sowie in Kapitel 6.3 die Modelle problematisiert, durch deren Anwendung die Freigabewerte abgeleitet wurden. Das Kapitel 6.4 enthält einige Anmerkungen zur Finanzierung von Forschung und Entwicklung für die Freigabe radioaktiver Reststoffe. Abschließend werden in Kapitel 6.5 die Hauptktritikpunkte an der geplanten Freigaberegelung zusammengefasst.
6.1 Umsetzung von IAEA-Empfehlung und EU-Richtlinie
6.1.1 Freigabekriterien
Das 10 Mirko Sv-Konzept der IAEA enthält im Prinzip vier Kriterien, an denen eine Freigabe radioaktiver Stoffe für einen konventionellen Umgang gemessen werden sollen (siehe auch Kapitel 2):
Individualdosis durch eine Freigabepraktik 10 Mirko Sv/a.
Individualdosis durch mehrere Freigabepraktiken einige 10 Mirko Sv/a.
Kollektivdosis durch eine Freigabepraktik 1 PersonenSv.
Inhärente Sicherheit von freizugebendem Stoff und Freigabepraktik zur Vermeidung nicht vorhergesehener Strahlenbelastungen.
Von diesen vier Kriterien werden im Novellierungsentwurf zur Strahlenschutzverordnung die Kriterien 3 und 4 nicht berücksichtigt.
Im 10 Mirko Sv-Konzept der IAEA wird ausdrücklich auf die notwendige Geringfügigkeit von Individual- und Kollektivdosis als Voraussetzung für eine Freigabe bezug genommen (siehe Kapitel 4.1 in [IAEA 1988]). Die Kollektivdosis spielt im allgemeinen bundesdeutschen Strahlenschutz eine geringe Rolle. In der bundesdeutschen Praxis wurde daher auch bisher von den vier genannten Kriterien nur die Individualdosis als entscheidend für die Freigabe herangezogen.
Hierzu ist anzumerken, dass gerade für den Fall der Freigabe von gering radioaktiven Stoffen, eine Beschränkung durch eine Kollektivdosis sinnvoll ist. Die hier relevante Niedrigstrahlenbelastung verursacht stochastische Schäden. Diese sind nur mittels einer Kollektivdosis fassbar. Aufgrund der großen Massen (siehe Kapitel 5.1) können sehr viele Menschen von der verursachten Dosis betroffen sein. Damit steigt die Zahl möglicher Schädigungen in der Bevölkerung. Eine vorgegebene Kollektivdosis kann zur Begrenzung einer Freigabepraktik (z.B. über die freigegebene Stoffmasse) und damit auch zur Begrenzung der Schädigungszahlen führen.
Das Kriterium der Kollektivdosis wird auch in der EU-Richtlinie als Maßstab gefordert. Da es sich bei EU-Richtlinien um von den EU-Mitgliedsstaaten umzusetzende Mindestanforderungen handelt, sollte juristisch geprüft werden, ob der Verzicht auf Bindung der Freigaberegelung an der Kollektivdosis von 1 PersonenSv im Novellierungsentwurf gegen EU-Recht verstößt.
Gegen das Kriterium 4 der IAEA wird im Novellierungsentwurf eklatant verstoßen, da auch die Freigabe von flüssigen Stoffen ohne jede Mengenbegrenzung ermöglicht wird. Bei einem flüssigen Stoff ohne Mengenbegrenzung handelt es sich keinesfalls um eine im IAEA-Sinn inhärent sichere Strahlenquelle, für die Szenarien, die zu unvorhergesehenen Strahlenbelastungen führen, ausgeschlossen werden können.
Die EU-Richtlinie enthält keine konkreten Aussagen zu einer Regelung zur Freigabe flüssiger Abfälle aus dem Atomrecht.
Für die durch die Freigabe verursachte Individualdosis wird von der IAEA praktisch die Erfüllung von zwei Kriterien gefordert. Dabei wird unterschieden, ob es sich um die Genehmigung einer Freigabepraktik (z.B. die Freigabe von Stahl- und Eisenschrott zum Einschmelzen) handelt (zulässige Dosis 10 Mirko Sv/a), oder ob es sich um mehrere Freigabepraktiken (z.B. die Freigabe von Schrott zum Schmelzen, von Bauschutt zur Deponierung und von Boden zum Liegenlassen) handelt (zulässige Dosis einige 10 Mirko Sv/a). Im konkreten Beispiel kann der erste Fall bei einem Genehmigungsverfahren zu Betriebsabfällen und der zweite Fall bei einem Genehmigungsverfahren zum Abriss einer Anlage auftreten.
Geht es um eine Freigabepraktik, sind nach Kriterium 1 der IAEA 10 Mirko Sv/a einzuhalten. Die Freigabe einer Praktik soll die Praktik als Ganzes zum Ziel haben, das heißt zum Beispiel die Berücksichtigung aller zu beseitigenden Abfälle auf einer Hausmülldeponie. Soll also eine Hausmülldeponie von mehreren Anlagen beliefert werden, so sind die 10 Mirko Sv/a die einzuhaltende Dosis für die Gesamtabfallmenge und nicht die Dosis für jede einzelne Anlage. Gleiches gilt auch für Verwertungspraktiken (z.B. bei Einschmelzanlagen). Die Einhaltung dieser IAEA-Vorgabe ist durch die Freigaberegelung im Novellierungsentwurf nicht sichergestellt. Entgegen früherer Praxis (siehe SSK-Empfehlungen) sind keine Mengenbedingungen an die Freigabe geknüpft. Außerdem ist durch die Pauschalregelung der uneingeschränkten Freigabe ohne standortspezifische Prüfung keine entsprechende Kontrolle möglich.
Ebenso ohne Regelung bleibt im Novellierungsentwurf die Situation mehrerer gleicher Entsorgungsanlagen (z.B. Deponien oder Einschmelzanlagen) in einer Region. In Kapitel 3.2. (d) in [IAEA 1988] wird ausdrücklich darauf hingewiesen, dass die durch eine Praktik verursachte Dosis nicht signifikant durch eine andere Praktik beeinflußt werden darf.
Bei einem Genehmigungsverfahren zur Stillegung einer Anlage werden in der Regel mehrere Freigabepraktiken (Beseitigung, Wiederverwertung und Wiederverwendung) beantragt. Für diesen Fall ist nach IAEA das Kriterium 2 anzuwenden, das heißt für eine Person aus der Bevölkerung ist die Einhaltung einiger 10 Mirko Sv/a sicherzustellen. Dabei sind alle
Freigabepraktiken des Genehmigungsverfahrens sowie die Anwendung von Freigabepraktiken in anderen Anlagen zu berücksichtigen.
Zum Problem der Berücksichtigung anderer Freigabepraktiken bzw. der gleichen Freigabepraktik in anderen Anlagen bei der Festlegung von Freigabewerten für eine bestimmte Praktik enthält der Novellierungsentwurf zur Strahlenschutzverordnung keine Regelung und auch keinen diesbezüglichen Hinweis auf das IAEA-Konzept. Dieses Problem wurde auch schon in der EU-Richtlinie ausgeklammert.
Die Wichtigkeit für entsprechende Regelungen läßt sich zum Beispiel für die Region um Hanau zeigen. Dort steht gleichzeitig die Entsorgung radioaktiver Stoffe aus den stillgelegten Atomanlagen HOBEG, NUKEM-A, Siemens-Uran- und Siemens-MOX-Brennelementfabrik, Versuchsatomkraftwerk Kahl (VAK), verschiedener Anlagen am Standort Karlstein sowie der in Betrieb befindlichen Blöcke Biblis A und B an.
Es ist festzustellen, dass das 10 Mirko Sv-Konzept der IAEA bezüglich der Berücksichtigung anderer Freigabepraktiken bei der Festlegung von Freigabewerten im Novellierungsentwurf nicht umgesetzt wurde. Als Folge können sich für Personengruppen Summierungseffekte ergeben, die zu einer Strahlenbelastung in der Größenordnung des gegenwärtig geltenden Grenzwertes nach § 45 StrlSchV für Ableitungen aus Atomanlagen (300 Mirko Sv/a) führen.
6.1.2 Individualdosis 10 Mirko Sv/a
Im Novellierungsentwurf zur Strahlenschutzverordnung wird die Freigabe radioaktiver Stoffe aus dem Anwendungsbereich von Atomgesetz und Strahlenschutzverordnung für zulässig erklärt, wenn für Einzelpersonen der Bevölkerung nur eine effektive Dosis im Bereich von 10 Mirko Sv im Kalenderjahr auftreten kann" [BMU 1999]. Mit der Formulierung im Bereich von" bekommen die 10 Mirko Sv/a lediglich Richtwertcharakter. Es wird also auf die Festlegung eines Grenzwertes verzichtet.
Dies widerspricht einer bisher gängigen Interpretation des 10 Mirko Sv-Konzeptes in der Bundesrepublik. Danach wird die Dosis von 10 Mirko Sv/a als Schutzziel zur Begrenzung des Individualrisikos durch eine Freigabepraktik angesehen. Diese ist einzuhalten, da es durch Freigaben unterschiedlicher Art zu Mehrfachbelastungen kommen kann [GÖRTZ 1992]. An anderer Stelle wird ausgeführt: Für eine bestimmte Freigabe (practice) sollte die maximale Individualdosis 10 Mirko Sv/a nicht überschreiten" [BERG 1995].
In der EU-Richtlinie wird zur Individualdosis festgelegt [EU 1996]: Die von einer Einzelperson der Bevölkerung aufgrund der freigestellten Tätigkeit voraussichtlich aufgenommene effektive Dosis beträgt höchstens 10 Mirko Sv jährlich"{Unterstreichung hinzugefügt}. Das heißt, die Individualdosis hat hier eindeutig Grenzwertcharakter.
Es ist festzustellen, dass in bezug auf den Charakter der Individualdosis (Richtwert oder Grenzwert) das 10 Mirko Sv-Konzept der IAEA und das Kriterium der EU-Richtlinie im Entwurf
zur Novellierung der Strahlenschutzverordnung nicht umgesetzt werden. Dies entspricht nicht der in der Bundesrepublik Deutschland geforderten Vorsorge und Minimierung im Strahlenschutz. Davon unabhängig sollte juristisch geprüft werden, ob der Richtwertcharakter für die Individualdosis in der Novellierung der Strahlenschutzverordnung gegen EU-Recht verstößt.
6.2 Probleme der Freigaberegelung
6.2.1 Kreislaufwirtschafts- und Abfallgesetz
Die Entsorgung von bei nach Atomgesetz bzw. Strahlenschutzverordnung genehmigten Tätigkeiten angefallenen radioaktiven Abfälle in nach Kreislaufwirtschafts- und Abfallgesetz genehmigten Anlagen (z.B. Hausmülldeponien, Bauschuttdeponien, Müllverbrennungsanlagen) ist grundsätzlich ausgeschlossen. Im Kreislaufwirtschafts- und Abfallgesetz ist keine Aktivitätsgrenze - ab der entsprechende Abfälle nicht mehr als radioaktiv gelten - oder Geringfügigkeitsklausel enthalten. Es wird dort jedoch auf die Definition für radioaktive Stoffe im Atomgesetz verwiesen. In der Vergangenheit wurde es dennoch als zulässig betrachtet, radioaktive Abfälle, die freigegeben wurden, in den Anlagen zu entsorgen. Es ist davon auszugehen, dass dies ursprünglich unter bestimmten Randbedingung geschah. So konnte in der Vergangenheit unterstellt werden, dass es nur um mehr oder weniger kleine Mengen, die nach § 2 Abs.2 AtG bzw. § 4 Abs.4 2e StrlSchV als zwar kontaminiert aber nicht radioaktiv betrachtet wurden, ging. Insofern ist nachvollziehbar, dass diese Abfälle - obwohl durch Nutzung der Atomenergie radioaktiv - wie Abfall behandelt werden durften. Dies bekam jedoch im Laufe der Zeit eine Eigendynamik, die meines Wissens nie rechtlich geprüft wurde.
Mit der im Novellierungsentwurf vorgesehenen generellen Regelung von Freigaben radioaktiver Abfälle werden die ursprünglichen Randbedingungen geändert. Es ist absehbar, dass es nun um große Mengen von geringfügig radioaktiven Abfällen geht, die nach Kreislaufwirtschafts- und Abfallgesetz beseitigt werden sollen. Damit stellt sich die Frage, ob die Rechtssystematik noch gewährleistet ist. Möglicherweise müßte das Kreislaufwirtschafts- und Abfallgesetz geändert werden, bevor nach neuer Strahlenschutzverordnung freigegebene Abfälle von konventionellen Anlagen angenommen werden dürfen. Dies sollte geprüft und mögliche Widersprüche zwischen den gesetzlichen Regelungen identifiziert werden.
6.2.2 Standortunabhängige Freigaberegelung
Im Novellierungsentwurf wird ein System von Freigabewerten festgelegt, bei der eine Genehmigungsbehörde ohne weitere Prüfung davon ausgehen soll, dass das 10 Mirko Sv-Konzept (in der Form des Novellierungsentwurfes) eingehalten ist. Das bedeutet, die Freigabe gering radioaktiver Stoffe kann ohne Berücksichtigung standortspezifischer Probleme erfolgen. Durch die für die Festlegung der pauschalen Freigabewerte angewendeten Modelle dürfte zwar ein größerer Teil möglicher Standortverhältnisse erfaßt sein, aber die Modelle
dürften mit Sicherheit nicht abdeckend für alle in der Bundesrepublik möglichen Standortverhältnisse sein. Zu nennen sind hier zum Beispiel spezielle hydrologische bzw. geologische Besonderheiten an einem Deponiestandort oder eine Region in der sich mehrere Atomanlagen befinden.
Auf die Probleme der Ableitung von Freigabewerten mittels standortunspezifischer Modelle für die Deponierung und das Liegenlassen von Böden wird in Kapitel 6.3.2 eingegangen.
Beim in Kapitel 6.1.1 genannten Beispiel Hanau ist die Problematik bezüglich regionaler Standortbelange offensichtlich. Nach dem Novellierungsentwurf ist davon auszugehen, dass für jede einzelne der über 10 Anlagen die konventionelle Entsorgung verschiedener radioaktiver Abfälle und Reststoffe mit geringem Aktivitätsgehalt auf Grundlage der pauschalen Freigabewerte genehmigt wird. Hat eine Person mit über verschiedene Pfade (Wiederverwertung, Deponie) freigegebenen Stoffen Kontakt bzw. ist von auf dem gleichen Weg (z.B. gleiche Deponie, da es in der Region nur eine gibt) entsorgenden mehreren Anlagen betroffen, so kann die Belastung im ungünstigen Fall pro Jahr ein Vielfaches von 10 Mirko Sv sein. Dabei können Belastungen entstehen, die ein Viertel oder ein Drittel des nach § 45 StrlSchV gültigen Grenzwertes (300 Mirko Sv/a) betragen.
Eine Gewisse Skepsis gegenüber einheitlichen Freigabewerten für verschiedene Möglichkeiten des Umgangs, der Beseitigung, der Wieder- und Weiterverwendung sowie der Behutzung von Geländen und Gebäuden wurde in der Vergangenheit von Behördenseite durchaus geäußert. Sie würden entweder zu hohe Dosen verursachen oder so restriktiv sein, dass Nutzungsmöglichkeiten auszuschließen wären [NEIDER 1994].
Die standortunabhängige Freigaberegelung ist durch die EU-Richtlinie nicht zwingend vorgegeben. Die Beibehaltung der bisherigen Regelung, in jedem Einzelfall standortabhängige radioökologische Untersuchungen zur Voraussetzung der Freigabe zu machen, ist möglich und sinnvoll.
6.2.3 Wiederverwertung und -verwendung im kerntechnischen Bereich
Bis zu Beginn der 90er Jahre Bestand bei Betreibern und Behörden die Sensibilität, freigegebene Metalle möglichst in kerntechnischen Anlagen wieder zu verwenden bzw. zu verwerten. Begründung: Diese Vorgehensweise vermeidet Diskussionen mit der Bevölkerung, die in der Freigabe künstlicher Radioaktivität eine mögliche Gefährdung sieht" [SAPPOK 1991].
Auch in den SSK-Empfehlungen zu Metallen [SSK 1988 und SSK 1993] und in der Gesamtempfehlung [SSK 1998] wird grundsätzlich gefordert, die Wiederverwertung bzw. Wiederverwendung von Stoffen im kerntechnischen Bereich zu bevorzugen bzw. durchzuführen, wenn sie zumutbar ist. Der Novellierungsentwurf, der sich in anderen Bereichen auf die SSK-Empfehlungen stützt, enthält hierzu jedoch keine Vorschrift.
Damit wird die Möglichkeit unnötige Strahlenbelastungen zu vermeiden und das Minimierungsgebot (§ 28 Abs.1 der gegenwärtigen und § 6 Abs.2 der zukünftigen StrlSchV) zu
erfüllen nicht genutzt. Es kann nicht argumentiert werden, die ohnehin schon relativ geringe Dosis von 10 Mirko Sv macht keine Minimierung erforderlich. Wie an anderer Stelle in diesem Kapitel gezeigt, kann die Strahlenbelastung für eine Person bei Anwendung der Freigaberegelung aus dem Novellierungsentwurf unter ungünstigen Umständen durchaus um die 100 Mirko Sv erreichen. Nach Strahlenschutzverordnung ist auch unterhalb der Grenzwerte (z.B. 300 Mirko Sv für Anlagenableitungen) zu minimieren und die Strahlenbelastung so gering wie möglich zu halten.
Ist eine Verwertung oder Wiederverwendung von radioaktiven Reststoffen oder Komponenten ökologisch sinnvoll, so sollte diese vorrangig im kerntechnischen Bereich erfolgen. Dies sollte in der Strahlenschutzverordnung unbedingt festgelegt werden.
6.2.4 Einhaltbarkeit der Individualdosis 10 Mirko Sv
Im Rahmen dieser Stellungnahme konnte keine Analyse der im Novellierungsentwurf zur Strahlenschutzverordnung festgelegten Freigabewerte im Hinblick auf die Einhaltbarkeit der Individualdosis von 10 Mirko Sv/a durchgeführt werden. Dies muss einer eigenen Studie vorbehalten bleiben. Es wurden jedoch mehrere Aspekte identifiziert, die daran zweifeln lassen, dass die Einhaltung der 10 Mirko Sv tatsächlich gewährleistet ist, und einige weitere Aspekte, die klar gegen eine Einhaltung der 10 Mirko Sv sprechen.
In den USA sind für gleiche Zwecke Empfehlungswerte zur Freigabe abgeleitet bzw. festgelegt worden. Ein Vergleich dieser Werte mit den Freigabewerten aus dem Entwurf zur Novellierung der Strahlenschutzverordnung zeigt deutliche Unterschiede. Sowohl bei den Freigabewerten zur Beseitigung als auch denen zur Metall-Rezyklierung liegen die Werte des Novellierungsentwurfs fast alle über den us-amerikanischen Werten.
Bei der Deponierung von Abfällen liegen die Freigabewerte des Novellierungsentwurfs für 43 von 48 Nuklidsorten über den Empfehlungswerten in den USA, davon in 38 % der Fälle um mehr als den Faktor 100 [FRANKE 2000]. Für die Verwertung von schwachaktivem Metallschrott wurden in den USA Bandbreiten (u.a. modellabhängig) für Freigabewerte abgeleitet. Werden die konservativeren Werte dieser Bandbreite mit den Werten im Novellierungsentwurf verglichen, so sind 90 % der letzteren höher, bei 43 % lässt der Novellierungsentwurf sogar mehr als die 100-fache Aktivitätskonzentration für die Freigabe zu. Da die Freigabewerte umgekehrt proportional zur resultierenden Dosis stehen, so können für 9 % der Nuklidsorten anstatt der angestrebten 10 Mirko Sv einige 1.000 Mirko Sv auftreten [FRANKE 2000].
Eine zentrale Rolle für die Festlegung der Freigabewerte spielen die Modelle für die Freigabepfade. Sie sind das unmittelbare Bindeglied zwischen den Freigabewerten und der durch die Freigabe möglichen Strahlendosis. In Kapitel 6.3 wird beispielhaft darauf eingegangen, wie problematisch die Modellierung bestimmter Bedingungen ist. Fehler bei der Modellierung können leicht einen Faktor 10 oder auch darüber für die ermittelte Dosis verursachen.
Die Freigabewerte werden durch Rückrechnung von der Individualdosis 10 Mirko Sv über die Modelle auf die Aktivitätsgehalte in den freizugegebenden Stoffen ermittelt (siehe hierzu
auch [NEUMANN 1997]). Das heißt, hier ist aus Sicht der Betreiber eine gewisse Optimierung zur Freigabe von - die zulässigen Werte weitgehend ausschöpfenden - Abfällen gegeben. Je weniger konservativ die Modellierung ist, desto höher ist der tatsächliche Ausschöpfungsgrad der zulässigen Dosis. Dies gilt sicher nicht für die gesamte Masse freizugebender Stoffe, aber auf jeden Fall für einen signifikanten Teil. Davon abgesehen beinhaltet der Novellierungsentwurf zwar ein Verdünnungsverbot, aber kein Konzentrationsverbot. Insgesamt ist festzustellen, dass durch die Methode der Rückrechnung mindestens eine weitgehende Ausschöpfung des zulässigen Dosiswertes möglich ist. Die Vorgehensweise unterscheidet sich grundlegend von der zur Genehmigung von Ableitungswerten (Luft und Wasser) aus Atomanlagen.
Bei der Festlegung der Freigabewerte bzw. der Abschätzung der Strahlenbelastung müssen Radionuklidsorten, die zu weniger als 10% zur Belastung beitragen, nicht berücksichtigt werden.
Die Materialien können über die direkt bzw. durch Korrelationen nachgewiesenen Radionuklide hinaus weitere Radionuklide enthalten. Diese, nur mit hohem technischen Aufwand zu messenden Nuklide (insbes. bei großen Reststoffmassen), dürfen jedoch nicht ohne weiteres vernachlässigt werden. Es besteht z.B. die Möglichkeit, deren spezifische Aktivität in Höhe der Erkennungsgrenzen anzusetzen und so zu berücksichtigen.
Nach dem Novellierungsentwurf zur Strahlenschutzverordnung ist bei Unterschreitung bestimmter Freigabewerte auch die Freigabe von Flüssigkeiten zulässig. Mengenbegrenzungen werden hierfür nicht eingeführt. In Kapitel 6.1.1 wurde bereits darauf hingewiesen, dass es dafür in der IAEA-Empfehlung zum 10 Mirko Sv-Konzept keine Grundlage gibt und in der EU-Richtlinie hierauf kein konkreter Bezug genommen wird. Es sind auch keine Studien oder Untersuchungen bekannt, die eine Grundlage für die Festlegung der in [BMU 1999] enthaltenen Freigabewerte für Flüssigkeiten bieten könnten. Es ist unabdingbar, dass insbesondere bei großen Flüssigkeitsmengen in bezug auf die Strahlenbelastung auch plausible Extremszenarien berücksichtigt werden müssen. Zumal nach der neuen Strahlen-schutzverordnung auch die uneingeschränkte Freigabe zulässig sein soll. Dies kann nicht mit dem Hinweis auf probabilistische Ansätze entkräftet werden, da in bestimmten Bereichen probabilistische Betrachtungenirreführend sind.
Es wird hier ohne Bewertung auf beispielhafte Berechnungen von Strahlenbelastungen aufgrund der Freigabe von Wasser unter Einhaltung der Freigabewerte und mit Berücksichtigung der im Novellierungsentwurf festgelegten Dosisfaktoren und Verzehrmengen hingewiesen:
Aus der Aufnahme durch Ingestion von 1 l Wasser mit einer Tritium (H-3) Konzentration entsprechend dem Freigabewert von 103 Bq/g folgt bereits eine Strahlenbelastung für einen Erwachsenen von 18 Mirko Sv und für ein Kleinkind von von 64 Mirko Sv [JENTZSCH 1999].
Bei einem Inhalationsszenario für einen Maurer in einer Kolonne für Spritzwurf-Innenputz ergibt sich mit entsprechend dem Freigabewert für H-3 belastetem Anmachwasser für den Mörtel eine Strahlenbelastung von ca. 32.000 Mirko Sv/a [MESSERSCHMIDT 1999a].
Sollte die gesamte jährliche Wasseraufnahme eines Kleinkindes durch Trinken und Nahrungsverdünnung mit freigegebenen Wasser erfolgen, ergibt sich mit dem H-3 Freigabewert eine Strahlenbelastung von ca. 13.000 Mirko Sv/a [MESSERSCHMIDT 1999a].
Für die Radionuklide I-131 bzw. I-129 ergibt sich bei ähnlichem Szenario für einen ungestillten Säugling eine Strahlenbelastung von 61.200 Mirko Sv/a bzw. 12.000 Mirko Sv/a [MESSERSCHMIDT 1999b].
Bei diesen Beispielrechnungen ergeben sich Überschreitungen des Wertes von 10 Mirko Sv/a bis zum 6.000-fachen.
Aus den zulässigen Freigabewerten für Flüssigkeiten (ohne Mengenbegrenzung) können sich paradoxe Situationen ergeben. Die unter Einhaltung des Freigabewertes für H-3 oder C-14 freigegebene Menge Flüssigkeit könnte zwar ohne jede Einschränkung durch die zukünftige Strahlenschutzverordnung verwendet, also zum Beispiel bei Gorleben in die Elbe geschüttet werden. Für den Fall der Genehmigung der Pilot-Konditionierungsanlage (PKA) dürfte dieses Wasser aber nicht über deren Abwasserleitung in die Elbe eingeleitet werden, da die schon relativ hoch beantragten Abgabewerte der PKA noch um das drei- (H-3) bzw. knapp fünffache (C-14) überschritten würden. Ähnlich paradoxe Situationen können auch [JENTZSCH 1999] entnommen werden.
Die Werte für die uneingeschränkte Freigabe von Bauschutt in [BMU 1999] sind 0,4 Bq/g für Cs-137 bzw. 0,09 Bq/g für Co-60. Diese beiden Nuklide sind dominierend für die Strahlenbelastung bei einer Freigabe der Betonstrukturen des Kontrollbereiches von Atomkraftwerken. In einer Studie für die Europäische Kommission wird für die Freigabe entsprechender Materialien dagegen ein deutlich niedrigerer Wert von 0,025 Bq/g für die beiden genannten Radionuklide zusammen empfohlen [RAUH 1995].
6.2.5 Bodenfläche
Eines der unlösbaren Probleme der Hinterlassenschaft der Atomenergienutzung ist der Umgang mit kontaminierten Böden an Standorten. Unterhalb bestimmter Belastungswerte sollen die Stoffe am Standort verbleiben. Dies kann - wenn überhaupt - nur gerechtfertigt sein, wenn die Durchschnittswerte für den natürlichen Gehalt im Boden auch durch die im Betrieb hervorgerufenen zusätzlichen Belastungen nicht überschritten werden. Dies ist allerdings schwer feststellbar. Der Gehalt von natürlich vorkommenden Radionukliden (z.B.Th-232, Ra 228, U-238) weist eine erhebliche Schwankungsbreite von Bodenart zu Bodenart, aber auch noch bei gleicher Bodenart an unterschiedlichen Standorten, auf.
Es bleibt nur eine Orientierung am vermeintlichen natürlichen Aktivitätsgehalt am Standort, der durch Vergleich mit standortnahen Regionen bzw. Probenahmen von Boden am Standort in größerer Tiefe abgeschätzt werden kann. Eine konsequente Anwendung des 10 Mirko Sv Konzepts kann in einem Extremfall dazu führen, dass nach der Sanierung die natürlichen Radionuklidkonzentrationen im Boden geringer sind als der natürliche Radionuklidgehalt vor der Sanierung war. Andererseits kann eine unzureichende Berücksichtigung zu unzulässigerweise höheren Strahlenbelastungen führen.
Im Novellierungsentwurf werden die zu betrachtenden Kontaminationen ausdrücklich auf das Betriebsgelände beschränkt. Es ist nicht nachvollziehbar, warum in angrenzenden Bereichen verursachte Kontaminationen nicht berücksichtigt werden sollen.
6.2.6 Freigabekontrolle/Freimessung
Im Falle einer genehmigten Freigabe von radioaktiven Stoffen muß durch Messungen gewährleistet werden, dass die genehmigten Freigabewerte und damit auch die vorgegebene Dosis nicht überschritten werden. Da es sich bei der Freigabe in der Regel um große Mengen bzw. größere Strukturen handelt, sind die Freimessungen problematisch.
Für die Freimessung großer Massen müssen die Meßverfahren einfach sein und es muss die Repräsentativität der Meßwerte gewährleistet sein. Die Möglichkeiten sind also in bezug auf den Nachweisaufwand eingeschränkt, da in bezug auf die Aktivitätskonzentration nur die Messung von g -Strahlern entsprechend durchgeführt werden kann. In Frage kommen Integrale g -Messungen (Gesamtgammamessungen) und/oder nuklidspezifische g -Messungen an repräsentative Einzelproben.
Daraus entsteht ein offensichtliches Problem, nämlich dass Elektroneneinfang-Strahler (z.B. Fe-55), b -Strahler (z.B. H-3, Sr-90, Ni-63) und a -Strahler (z.B. Pu-239), die in freizugebenden Stoffen alle enthalten sein können, nicht meßtechnisch erfaßt werden. Ein Ausweg ist, die entsprechenden Nuklidaktivitäten mit gut meßbaren g -Schlüsselnukliden zu korrelieren. Dabei ist es allerdings nur beschränkt möglich, die Erfahrungen mit radioaktiven Abfällen allgemein hierauf zu übertragen, da die spezifischen Aktivitätswerte deutlich kleiner sind und eine lineare extrapolation nicht die Realität widerspiegelt. Auch umfangreiche Analysen bieten nur eine beschränkte Sicherheit, da die Nuklidvektoren weit streuen können. Es sind daher größere Messungenauigkeiten zu erwarten.
Die Freigabekontrolle in bezug auf die zulässige massenspezifische Aktivität muss für größere Massen immer über eine bestimmte Masse gemittelt werden. Beim Freimessen größerer Massen durch Mittelung besteht die Gefahr, lokal höhere Kontaminationen zu übersehen. Auch die Selbstabschirmung bei größeren Meßgutmassen ist zu berücksichtigen. Zu Beginn der Freigabe von Reststoffen aus dem Betrieb von Atomanlagen wurde die Mittelungsmasse auf 10 kg festgelegt [NMU 1998]. Mit größer werdender Freigabemasse wurde von der SSK die Erhöhung der Mittelungsmasse auf 100 kg vorgeschlagen [SSK 1994]. Im Novellierungsentwurf wurde diese Masse jetzt auf 300 kg festgelegt [BMU 1999].
Bei der Freimessung größerer kontaminierter Strukturen, egal welchen Materials, besteht das Problem der Repräsentativität der erhaltenen Meßwerte. Nach dem Novellierungsentwurf sind Stichproben für die Freimessung zulässig. Es spielen folgende Effekte, die zu unzureichenden Messergebnissen führen können, eine Rolle:
Auswahl der Probenahme-/Wischtestorte bei großen Flächen,
tieferes Eindringen von Kontaminationen in die Struktur,
unterschiedliche Zusammensetzung des die Kontamination hervorrufenden Radionuklidgemisches an verschiedenen Stellen der Struktur,
hohe Labor- und Personalkosten.
Insgesamt ist festzustellen, dass bei der Freimessung insbesondere von großen Massen und Strukturen Unsicherheiten auftreten können. Dies kann punktuell zu höheren Strahlenbelastungen für betroffene Personen aus der Bevölkerung führen.
Modelle zur Ableitung von Freigabewerten
6.3.1 Methodischer Ansatz
Zur Ableitung von Freigabewerten muss ein Zusammenhang zwischen den Aktivitäten im untersuchten Reststoff und den daraus möglicherweise resultierenden Strahlenbelastungen von Personen aus der Bevölkerung hergestellt werden. Dazu ist die Entwicklung komplexer Modelle erforderlich, die eine Vielzahl von Strahlenbelastungsszenarien berücksichtigen müssen. In den Modellen für den Umgang mit den freigegebenen Reststoffen müssen die Vorgänge von der Freigabe über den Transport, die Handhabung und die Aufbereitung bis zur Produktnutzung bzw. Deponierung abgebildet werden.
Bei der Modellierung ist eine deterministische oder eine probabilistische Vorgehensweise möglich. Bei der deterministischen Vorgehensweise besteht eine feste Abhängigkeit zwischen der angesetzten Aktivität und der hiemit für ein bestimmtes Modell mit festen Parametern berechneten Dosis. Bei der probabilistischen Vorgehensweise werden keine festen Aktivitätswerte zugrundegelegt, sondern die relevanten Parameter (u.a. Freigabewertausschöpfung, Vermischung, Expositionszeit, Abstand zur Quelle) werden zufällig und mittels möglichst wirklichkeitsgetreu gewählter Verteilungen variiert. Es wird also nicht vom maximal zulässigen Freigabewert für den gesamten Vorgang ausgegangen, sondern die Aktivität von Null bis zum Freigabewert variiert. Das Ergebnis ist eine statistische Verteilung von Dosisbelastungen. Ihr kann ein Höchstwert und die Wahrscheinlichkeit entnommen werden, mit der eine bestimmte Dosis auftritt. Allerdings wird, um statistische Sicherheit zu erhalten, die Berechnung viele Male durchgeführt.
Die deterministische Vorgehensweise ist bei entsprechender Wahl der Parameter die konservativere Vorgehensweise, mit der die Einhaltung der geforderten Individualdosis abdeckend nachgewiesen werden kann. Die probabilistische Vorgehensweise ist zwar für die Mehrzahl von Betroffenen realistischer, auf der anderen Seite aber nur noch beschränkt konservativ. Durch die Kombination von Verteilungen und unter Berücksichtigung der Wahrscheinlichkeiten werden die konservativ abdeckenden Ergebniswerte vernachlässigt. Zusätzlich werden die erzielten Ergebnisse durch die Interpretation der Dosisverteilung relativiert.
6.3.2 Modelle
Bei allen Modellen für die unterschiedlichen Freigabepraktiken ist die Allgemeine Verwaltungsvorschrift zu § 45 StrlSchV (AVV) neben den praktikspezifischen Fragen Teil des Modells zur Berechnung (besser Abschätzung) der Strahlenbelastung für Menschen. Die Festlegungen der AVV werden im Rahmen dieser Stellungnahme nicht diskutiert. Es sei hier nur darauf hingewiesen, dass bezüglich der Konservativität einiger Parameter (z.B. bestimmter Verzehrmengen) Zweifel bestehen.
Die Freigabewerte aus den Empfehlungen der SSK [SSK 1998] bzw. des Entwurfes der novellierten Strahlenschutzverordnung [BMU 1999] wurden auf Grundlage von Studien festgelegt, in denen zum Teil deterministisch und zum Teil probabilistisch vorgegangen wurde. Die für die verschiedenen Freigabepfade entwickelten Modelle können im Rahmen dieser Stellungnahme nicht im Einzelnen analysiert und diskutiert werden. Im Folgenden werden für einige Freigabepfade die zugrundegelegten Modelle zusammengefaßt dargestellt und einzelne Kritikpunkte aufgeführt, die die Höhe der Freigabewerte und damit der Strahlenbelastung beeinflussen.
Uneingeschränkte Freigabe fester Stoffe
Nach einer uneingeschränkten Freigabe können die Stoffe außerhalb des kerntechnischen Bereiches direkt wiederverwendet (z.B. Werkzeuge, Pumpen), zur Herstellung neuer Produkte wiederverwertet (z.B. Bauschutt zum Straßenbau, Metall über Einschmelzen zu Heizkörpern) oder als Abfall beseitigt (z.B. auf einer Deponie oder in einer Verbrennungsanlage) werden. Bei der Wiederverwertung wird im Gegensatz zur Wiederverwendung von einer Verdünnung der Aktivitätskonzentration durch Zusatz nicht kontaminierter gleichartiger Stoffe ausgegangen.
Das Modell zur Ableitung der Freigabewerte muss alle durch die Freigabeszenarien möglichen Strahlenbelastungspfade berücksichtigen. Es sind abdeckende Szenarien in bezug auf Direktstrahlung, Inhalation und Ingestion zu betrachten. Für die Festlegung des Freigabewertes ist dann nuklidspezifisch das jeweils restriktivste Szenario heranzuziehen. Als Grundlage für die in die Novellierung der Strahlenschutzverordnung eingehenden Freigabewerte wurden betrachtet [BMU 1999]:
für die Direktstrahlung die Wiederverwendung einer Komponente im beruflichen Bereich,
für die Inhalation die bei Verwertung bzw. Beseitigung von Metallen, Bauschutt oder Abfällen in betrieblichen Bereichen auftretende Staubkonzentration in der Luft und
für die Ingestion eine nach Kontakt mit dem freigegebenen Stoff erfolgte Verschmutzung der Hand und darüber erfolgte Aufnahme mit dem Mund.
Das Szanario direkte Wiederverwendung einer Stahlkomponente (z.B. Drehbank) wird für die Direktstrahlung als abdeckendes Szenario bezeichnet. Ohne hier einen Nachweis führen zu können, sind jedoch Szenarien denkbar, die vermutlich zu einer höheren Belastung
führen. Bei den folgenden Beispielen kann aufgrund der bei Stillegung und Abriss eines Kraftwerkes großen Mengen freizugebenden Metalls und der relativ homogenen Chargen davon ausgegangen werden, dass beim Einschmelzen keine Vermischung mit inaktiven Materialien - also keine Verdünnung der Aktivitätskonzentration - stattfindet:
Stahl- und Eisenschrott wird bei der Herstellung von bestimmten Schiffseinbauten verwertet. Die Zeit, in der ein Seefahrer (z.B. Maschinist) der Direktstrahlung ausgesetzt ist, kann deutlich höher sein als diejenige im oben genannten Szenario. Dort wird von einer normalen Jahresarbeitszeit ausgegangen. Der Seefahrer kann aber während seiner Arbeits-, Frei- und Ruhezeit betroffen sein.
Verarbeitung von Stahl- und Eisenschrott zu Heizkörpern. Die Ortsdosisleistung in der Nähe des Heizkörpers mag zwar etwas geringer als bei dem in der obigen Modellierung berücksichtigten Beispiel sein, aber die Aufenthaltszeit kann deutlich länger sein.
Das Szenario zur Inhalation ist auf eine Strahlenbelastung im beruflichen Bereich ausgerichtet. Dies erscheint ebenso wie die festgelegte Strahlenbelastungszeit nachvollziehbar. Dies gilt für die beiden anderen wesentlichen Parameter für dieses Szenario nicht. Es wird eine Atemrate von 1,2 m3/h angesetzt. Dies ist für einen arbeitenden Erwachsenen nicht konservativ. Die hier zu berücksichtigenden Berufe (z.B. Deponiearbeiter, Stahlwerker) zeichnen sich durch eine relativ schwere körperliche Arbeit aus. Die Atemrate dürfte daher im Mittel höher sein. Der Literatur sind auch deutlich höhere Werte zu entnehmen (z.B. 4,8 m3/h [SYSTEC 1980]). Die unterstellte Staubkonzentration in der Luft von 1 mg/m3 ist ebenfalls nicht konservativ (siehe hierzu im Abschnitt Deponierung weiter unten).
Von den drei wichtigsten Parametern für das Inhalationsszenario ist - jeder Parameter für sich betrachtet - nur einer konservativ gewählt. Eine gewisse Sicherheit ist ohne Zweifel gegeben, wenn alle drei Parameter im Zusammenhang betrachtet werden, da unwahrscheinlich ist, dass alle drei Parameter im Szenario durchgängig mit dem Maximalwert auftreten. Ob die gewählten Parameter aber insgesamt eine konservative Betrachtung darstellen, ist nicht qualitativ und schon gar nicht quantitativ bewertbar.
Die Festlegung der Freigabewerte für die Beseitigung stützt sich auf im BfS durchgeführte Untersuchungen [POSCHNER 1995]. Als Beseitigungspfade werden die Deponierung sowie die Verbrennung (einschl. Schlackedeponierung) betrachtet. Es wird von einer jährlichen Beseitigung von 100 t kontaminiertem Abfall ausgegangen, der entweder auf einer Deponie mit einer Jahreskapazität von 40.000 t Hausmüll oder in einer Müllverbrennungsanlage mit einem Jahresdurchsatz von 75.000 t entsorgt wird.
Die Berechnung der Strahlenbelastung lehnt sich an die Allgemeine Verwaltungsvorschrift zum § 45 StrlSchV (AVV) an. Als Expositionspfade wurden für die Deponierung betrachtet:
Direktstrahlung des deponierten Abfalls in bezug auf Deponiearbeiter.
Inhalation von bei der Deponierung entstehendem Staub durch Deponiearbeiter.
Ingestion nach Erosion der Radionuklide in den Vorfluter oder Versickerung der Radionuklide in das Grundwasser und über Wasserwerk bzw. Brunnen in die Nahrung.
Ingestion nach Ausbringung von Radionukliden mit dem Klärschlamm auf landwirtschaftlich genutzte Flächen, nachdem sie über Drainagewasser in ein Klärwerk und dann in den Schlamm gelangt sind.
Bei der Verbrennung werden neben den obigen Pfaden für die Schlackedeponierung auch die möglichen Pfade über die Abluft berücksichtigt.
Für die Berechnung wurden wesentliche Parameter wie die Bindung von Radionukliden im Bodenkörper (Kd-Werte) und die Staubkonzentration in der Atemluft abgeschätzt.
Die Parameterwahl bezüglich Deponiekapazität (40.000 t/a) und Freigabemenge (100 t/a) soll abdeckend für die Situation in der BRD sein. Daher sollen bei der Freigabe auch keine Parameterbedingungen (z.B. Deponiekapazität oder Abfallmenge) gestellt werden und bei Freigabe oder Deponieeinlagerung keine Aktivitätsbilanzierung gefordert werden. Diese Argumentation ist nicht nachvollziehbar. Es ist bei gleicher Freigabemenge nicht auszuschließen, dass eine kleinere Deponie beliefert wird bzw. mehrere Ablieferer an eine Deponie liefern und sich damit der Anteil kontaminierter Abfälle in der Deponie deutlich erhöht. Vor allem in bezug auf den letztgenannten Aspekt ist eine Bilanzierung bei der Abfallannahme für die Deponierung sinnvoll. Es sei denn, eine Annahme entsprechender Abfälle von mehreren Ablieferern wird in den Betriebshandbüchern der Deponien ausdrücklich ausgeschlossen.
Für den Inhalationspfad beim Deponiearbeiter sind hauptsächlich die Atemrate, die Staubkonzentration in der Luft und die Aktivitätskonzentration im Staub relevant.
Es wurde eine Atemrate von 1,2 m3/h unterstellt. Dies ist nicht konservativ (siehe unter uneingeschränkte Freigabe fester Stoffe).
Die Staubkonzentration wird für die Ableitung der Freigabewerte in [SSK 1998] mit 1 mg/m3 festgelegt. Dies weicht von dem als Grundlage dienenden Modell erheblich ab. In [POSCHNER 1995]wird eine Konzentration von 10 mg/m3 als plausibel angenommenen. Bei der Wahl dieses Parameterwertes ist zu berücksichtigen, dass zwar vereinzelt Messungen durchgeführt wurden, aber generell über Staubkonzentrationen auf Deponien nicht viel bekannt ist [HUMMEL 1997]. Das Vorgehen ist also nicht nachvollziehbar und offensichtlich nicht konservativ.
Wie hoch die Aktivität im Staub ist, kann nur geschätzt werden, da es hierzu keine Untersuchungen gibt [SSK 1998 und HUMMEL 1997]. Von der SSK wird ein Aufkonzentrationsfaktor im Staub von 10 gewählt. Gleichzeitig wird aber die Aktivitätskonzentration im Staub wegen des geringen Anteils der Freigabeabfälle an der jährlichen Einlagerungskapazität wieder drastisch reduziert. Weder der Faktor von 10 noch der Reduktionsfaktor können belastbar festgelegt werden. Letzterer wird zum Beispiel geringer, wenn der kontaminierte Abfall nicht jeweils umgehend mit aktivitätsfreien Abfällen überdeckt wird. Die von der SSK berücksichtigte Aktivitätsaufnahme ist daher in Hinsicht auf Konservativität nicht belastbar.
Beim Belastungspfad Ingestion spielt der sogenannte KD-Faktor für das Verhalten der Radionuklide im Deponiekörper und im umgebenden Erdreich eine zentrale Rolle. Er beschreibt das Verhältnis zwischen der Masse der an die feste Phase (Boden) gebundenen Radionuklide zu der Masse der in Lösung (Wasser/Grundwasser) im Gleichgewicht verbleibenden Radionuklide. KD-Werte streuen in Abhängigkeit von Bodenart und -beschaffenheit sowie hydrochemischen und geochemischen Verhältnissen sehr stark. Für Uran ist die Bandbreite des KD-Wertes zum Beispiel von 0,03 bis 395.000 [METZKE 1997]. Ebenfalls wichtig für die Ausbreitung der Radionuklide sind die hydraulischen Verhältnisse am Deponiestandort. Auch diese sind sehr stark standortabhängig. Die Festlegung der Bodenparameter erfolgte bei der Ableitung der Freigabewerte durch die SSK auf Grundlage von Literaturdaten und vereinfachenden Annahmen. Durch die Generalisierung der Freigabewerte gibt es hierzu auch keine Alternative.
Es muss angezweifelt werden, ob auf diese Art und Weise für einen beliebigen Standort eine konservative Modellierung zu erreichen ist. Das Grundwassermodell zur Ausbreitungsberechnung für die Radionuklide ist nicht validiert und die Aussagekraft für bestimmte Standorte daher beschränkt. Die Modellierung des Verhaltens der Radionuklide innerhalb des Deponiekörpers, das Transportmodell für die Ausbreitung der Radionuklide im Deponiekörper und dem Untergrund, die Filterfähigkeit des bzw. die Auslauggeschwindigkeit im Deponiekörper haben große Auswirkungen auf den Zusammenhang zwischen Freigabewert und Strahlendosis [KARTHEIN 1999]. Darüber hinaus können im Boden Stoffe enthalten sein, die das Ausbreitungsverhalten der Radionuklide (beispielsweise den KD-Wert) stark beeinflussen könne. Es sind z.B. sogenannte Komplexbildner zu nennen.
Aufgrund der hier geschilderten Probleme ist es insgesamt nur sinnvoll, mit standortspezifischen Daten zu operieren [KREUSCH 1997]. Die Festlegung von Freigabewerten zur Beseitigung von kontaminierten Abfällen sollte daher nur deponiestandortabhängig erfolgen.
Gegenüber der AVV wurden von der SSK in bezug auf die zu unterstellende Radionuklidmenge, die mit der Nahrung aufgenommen wird, Änderungen eingeführt. Diese führen zu einer Reduzierung der Dosis. Zum Beispiel wurde bei der Verzehrmenge nur ein Teil der Nahrungsmittel (ca. 50%) aus Standortherkunft unterstellt. Dieses Vorgehen ist eindeutig nicht konservativ.
Wiederverwertung bzw. -verwendung von Metallen
Für die Modellierung zur Berechnung der Strahlenbelastung infolge der Freigabe von Metallen gibt es eine unüberschaubare Zahl von Szenarien für die möglichen Verarbeitungsschritte, dem entstehenden Produkt und der Berührung mit Menschen. Daraus lassen sich keine repräsentativen Pfade ableiten. In den Untersuchungen [GÖRTZ 1989 und 1990] wurde zur methodischen Überwindung dieser Probleme ein probabilistisches Modell für die Wiederverwertung bzw. -verwendung von Metallschrott entwickelt. Die damit zusammenhängenden Probleme wurden in Kapitel 6.3.1 diskutiert.
Liegenlassen von Boden
Für eine Ableitung von Freigabewerten für das Verbleiben von kontaminiertem Boden am Standort (Liegenlassen) ist z.B. die daraus folgende Belastung von Grundwasser von Bedeutung. Eine Grundwassernutzung kann durch die Trinkwassergewinnung in einem Wasserwerk oder aus einem Einzelbrunnen gegeben sein. Ebenso ist die Wassergewinnung aus einem Brunnen zu Beregnungszwecken für landwirtschaftliche oder Gartennutzungen zu berücksichtigen. Für den Übergang der Radionuklide in das Grundwasser bzw. zum Wassergewinnungsort müssen die Transportvorgänge im Boden modelliert werden. Es spielen also die gleichen Probleme (z.B. der KD-Wert) wie bei der Deponierung eine Rolle. Zur Bewertung siehe oben.
6.4 Anmerkungen zu den Entwicklungskosten
Für die Betreiber von Atomanlagen ist eine Freigaberegelung auf jeden Fall höchst attraktiv, wie die Erfahrungen im Kraftwerk Gundremmingen zeigen. Die Kosten für die Entsorgung von beim Abbau angefallenen Reststoffen (Komponenten und Strukturen) aus dem dortigen Block A betrugen bei Wiederverwertung nur 50% der Kosten im Vergleich zur Einlagerung in das Endlager für radioaktive Abfälle in Morsleben. Bei einer Inbetriebnahme von Schacht Konrad würde sich der Kostenvorteil für die Wiederverwertung noch um den Faktor 5 erhöhen [BERGEMANN 1999].
Bemerkenswert ist die Tatsache, dass sowohl die zur Ermöglichung der Freigabe notwendige Forschung als auch die Entwicklung der technischen Umsetzung zu einem großen Teil durch die Bundesregierung bzw. die Europäische Kommission und damit aus Steuermitteln finanziert worden ist. Alle grundlegenden Untersuchungen zu den einzelnen Freigabepfaden sowie die Erstellung der Modelle zum Nachweis der Einhaltung der Individualdosis von 10 Mirko Sv wurden vom Bundesumweltministerium beauftragt. Zur weiteren Erhöhung der freigebbaren Reststoffmenge wurde im Auftrag des BMU auch eine sehr aufwendige Konservativitätsanalyse der Nachweismodelle durchgeführt. Die Entwicklung der Techniken zum Einschmelzen von Metallen wurde ebenso gefördert wie die Entwicklung von Messtechniken, mit denen große Stoffmengen rationell kontrolliert werden können.
Es muss festgestellt werden, dass damit eine Subvention der Atomenergienutzung vorliegt. Es ist alles entweder über den Bundeshaushalt (BMU bzw. BMBF) oder über die EU aus Steuermitteln finanziert. Eigentlich wäre es Aufgabe der Betreiber entsprechende Überlegungen anzustellen und Modelle zu entwickeln, wenn sie diesen Weg gehen wollen. Für sie sind erhebliche Kosteneinsparungen zu erwarten, wenn die Reststoffe nicht als radioaktive Abfälle endgelagert werden müssen.
6.5 Zusammenstellung der Hauptkritikpunkte an der geplanten Freigaberegelung
Die Vorgaben der IAEA-Empfehlungen [IAEA 1988] und der EU-Richtlinie [EU 1996] wurden im Novellierungsentwurf [BMU 1999] nur unzureichend umgesetzt. Dies führt zu einem geringeren Strahlenschutz als bei der Entwicklung des 10 Mirko Sv-Konzeptes vorgesehen war. Die diesbezüglichen Hauptmängel sind:
Keine ausreichende Festlegung, wie eine Freigabepraktik definiert werden muss, die zu einer Strahlenbelastung von 10 Mirko Sv/a führen darf.
Die zulässige Individualdosis als Folge einer Freigabepraktik wird nicht als Grenzwert, sondern lediglich als Richtwert festgelegt.
Es ist keine einzuhaltende Kollektivdosis vorgesehen.
Es wird die Freigabe schwachradioaktiver Flüssigkeiten ohne Mengenbegrenzung zugelassen.
Durch die Freigaberegelung im Novellierungsentwurf ist kein ausreichender Strahlenschutz gewährleistet weil:
Sofern sachlich für den schwachaktiven Reststoff möglich, kein Gebot der Wiederverwendung bzw. Wiederverwertung im kerntechnischen Bereich vorgesehen ist.
Die Ableitung der Freigabewerte nicht konservativ erfolgte.
Die Freigabe schwachradioaktiver Stoffe zur konventionellen Beseitigung oder Verwertung bei Einhaltung bestimmter Werte standortunabhängig entschieden werden kann. Die Antragsteller haben einen Rechtsanspruch darauf.
Ein prinzipielles Problem stellt - wegen der hierfür großen Bedeutung der besonders radiotoxischen Aktiniden - die Freigabe von Boden zum Liegenlassen dar. Die Abgrenzung der durch den Anlagenbetrieb hervorgerufenen Kontaminationen von den durch den Atombombenfallout verursachten und/oder natürlichen Gehalt vorhandenen Aktivitätskonzentrationen ist problematisch.
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