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Angenommen, unmittelbar nach Verschluss des Lagers bahnt sich die Radioaktivität einen Weg Richtung Rhein, und es gelangt während 1 Monat die Menge von 1, 2, 5, 10, 50, 100 und allen Endlagerbehältern in den Rhein. Das Material sei derart gelöst, dass es mit Wassergeschwindigkeit wegtransportiert werden kann. Bitte informieren Sie uns über die folenden Themen:
Wie sieht, als Funktion der Zeit für 1 Tag, 1 Woche, 1 Monat, 1 Jahr, 10 Jahre die Nukleare Falloutkarte in Becquerel pro m2 (Anzahl Atomkernzerfälle pro Sekunde pro m2) im Rhein bis zur Mündung in Holland und in der Nordsee aus?
Vergleich der Falloutmenge im Rhein mit dem Vorfall in Fukushima. Angenommen, in Fukushima wäre die o.g. Menge Radioaktivität in den Pazifik gelangt, wie hätte die obige Karte ausgesehen unter der Annahme, dass die ganze Radioaktivitätsmenge im Wasser gelöst worden wäre?
Zeichnen Sie in der nuklearen Falloutkarte des Rheins gemäss Fragestellung a für einen Fisch von 0.5/2/10/20 kg Gewicht die Bereiche tödlicher, schädlicher und in den Grenzwerten befindlicher Strahlung bei einer permanenten Aufenthaltsdauer von 1 Jahr ein. d) Beschreiben Sie die Veränderungen der gesamten Aquasphäre im Ereignisfall gemäss Fragestellung a.
Zur Beantwortung der TFS-Frage 117 „Verseuchung des Rheins“ verweist das ENSI in einem ersten Schritt auf die Rahmenbedingungen zum Umgang mit Störfällen und Szenarien in der Schweiz. Das der Fragestellung zugrunde liegende Szenario mit der Freisetzung und dem Abtransport des Lagerinventars unmittelbar nach Verschluss des Lagers in den Rhein erachtet das ENSI als unrealistisch.
Die Berechnung der in der Fragestellung geforderten radiologischen Ausbreitungsrechnungen (nukleare Falloutkarte) ist sehr komplex und benötigen viele Detailinformationen wie z. B. Quellterm, Wetterverlauf, Topographie oder die zu betrachtete Oberflächenanlage, welche im aktuellen Projektstatus nicht vorliegen. Aus diesen Gründen wird das ENSI im Rahmen der Beantwortung dieser Frage keine radiologischen Ausbreitungsrechnungen durchführen. Um den Informationsbedarf bezüglich eines solchen Szenarios (Löslichkeit von radioaktiven Abfällen im Wasser) nachzukommen, präsentiert das ENSI ein hypothetisches Rechenbeispiel zur Löslichkeit eines Brennelementes in einem Fliessgewässer sowie möglicher Nebeneffekte.
Beim Kontakt von radioaktiven Abfällen bzw. Tiefenlagerbehältern mit Wasser ist eine Vielzahl von Prozessen zu beachten (Korrosion, Lösung, Transport), die unter anderem im Felslabor Mont Terri erforscht werden. Diese Prozesse sind Teil der Langzeit-Sicherheitsanalysen für geologische Tiefenlager. Der dichte Einschluss und die Rückhaltung radioaktiver Abfälle durch technische und natürliche Sicherheitsbarrieren ist ein grundlegender Pfeiler der Sicherheit.
Einleitung
Die TFS-Frage 117 „Verseuchung des Rheins“ ist eine von zehn Fragen (TFS-Fragen 111 bis 120) desselben Fragestellers, welche losgelöst von jeglichen Eintretenswahrscheinlichkeiten, verschiedene theoretische Extrem-Ereignisse im Zusammenhang mit geologischen Tiefenlagern beim TFS eingereicht wurden. Gemäss vorliegenden Informationen erhofft sich der Fragesteller ein „vertieftes Verständnis der Gefährlichkeit radioaktiver Abfälle sowie ein Vergleich mit ähnlichen Ereignissen“ damit „die Wirksamkeit der diversen Schutzmassnahmen im Normalbetrieb bzw. im Ereignisfall zuverlässiger beurteilt werden können“.
Mit der Beantwortung der TFS-Frage 111 hat das ENSI bereits über die grundsätzliche Gefährlichkeit von radioaktiven Materialien informiert und dabei das Gefährdungspotential ausgehend von einem Brennelement auf der Wiese durch Direktstrahlung, das Abklingen der Aktivität von Brennelementen als Funktion der Zeit und die Einwirkung von Radioaktivität auf Mensch und Umwelt erläutert bzw. aufgezeigt.
Die Beantwortung der TFS-Fragen 111 bis 120 erfolgt unter den Rahmenbedingungen zum Umgang mit Störfällen und Szenarien in der Schweiz, d. h. die gesetzlichen Vorgaben für Störfallanalysen (Umgang mit Auslegungsstörfällen und auslegungsüberschreitenden Störfällen) für Kernanlagen sowie der Umgang mit übergeordneten Szenarien auf Ebene Bund durch KomABC (Eidgenössische Kommission für ABC-Schutz) und Bundesstab ABCN. Diese werden in der Antwort zur TFS-Frage 111 ausführlich erläutert.
Das ENSI beantwortet die eingereichten Fragen grundsätzlich basierend auf wissenschaftlich-technischen Fakten unter Einbezug
physikalisch-chemischer Stoffeigenschaften (d. h. dem Schadstoffpotential: Welche radioaktiven Stoffe liegen in welchen Mengen und in welcher Form (fest, flüssig, gasförmig, brennbar, nicht brennbar) vor);
möglicher Expositionspfade (Szenarien);
der entsprechenden Eintrittswahrscheinlichkeiten (d. h. mögliche Ereignisabläufe, in Kenntnis der vorherrschenden Randbedingungen wie z. B. Auslegung der Anlage, Inventar, Betriebsprozesse); sowie
der Einwirkungen auf die Schutzziele (Mensch und Umwelt, z. B. Strahlenexposition mit nennenswerter Dosis).
Dies erfolgt ähnlich wie bei Risikobetrachtungen in anderen Bereichen z. B. die Beurteilung des Gefährdungspotentials von Altlasten durch die Kantone, welche das Schadstoffpotenzial, das Freisetzungspotenzial und die Exposition und Bedeutung von Schutzgütern berücksichtigt.
Das vorliegende Szenario geht davon aus, dass jede technische und jede natürliche Barriere unmittelbar nach Verschluss des Lagers wegfällt und der Inhalt von 1, 2, 5, 10, 50, 100 und allen Endlagerbehältern (unklar ob es sich dabei um das Inventar eines SMA- oder HAA-Lager handelt) im Wasser gelöst wird und anschliessend Richtung Rhein transportiert wird – quasi direkt im Rhein freigesetzt wird. Das ENSI ist der Meinung, dass ein solches Szenario physikalisch unrealistisch ist, da
die hydraulische Durchlässigkeit der vorliegenden Wirtgesteine sehr gering ist;
der Einschluss und die Wirksamkeit der technischen Barrieren (HAA-Behälter) für eine lange Zeit gegeben ist;
der Transport aller Radionuklide innerhalb eines Monats den chemischen und physikalischen Stoffeigenschaften widerspricht. Tatsache ist, dass die einen Stoffe effektiver, die anderen weniger effektiv transportiert werden.
Da das ENSI der objektiven Information der Öffentlichkeit verpflichtet ist, konzentriert es sich bei der Fragebeantwortung auf grundlegende Betrachtungen und auf hypothetische Rechenbeispiele hinsichtlich der Auflösung von radioaktivem Abfall in Wasser, der Kontamination eines Flusses und der Auswirkungen auf Organismen.
Auf die mit dieser Fragestellung gewünschte Erstellung von Falloutkarten und den Vergleich mit Fukushima wird das ENSI nicht eingehen. Dieser Entscheid wir vorab in den nächsten zwei Abschnitten ausführlich begründet.
Die Berechnung von radiologischen Ausbreitungsrechnungen (nukleare Falloutkarten) bildet ein wichtiges Instrument für die Planung und Vorbereitung von Schutzmassnahmen für die Bevölkerung. Diese werden basierend auf realistischen und qualifizierten Szenarien für den Ernstfall als Vorsorge bei Unfällen in Kernanlagen erstellt. Die Resultate von Ausbreitungsrechnungen hängen von vielen Faktoren wie z. B. Quellterm, Wetterlage, Wetterverlauf oder Topografie ab. Im Rahmen seiner Tätigkeit führt das ENSI entsprechende Berechnungen unter Berücksichtigung aller Faktoren zur Vorbereitung des Notfallschutzes durch und stellt diese den verantwortlichen Behörden zur Verfügung. Deren Publikation obliegt den zuständigen Behörden. Das ENSI erachtet es als nicht zielführend, bzw. nicht möglich, belastbare radiologische Ausbreitungsrechnungen ohne standortspezifische und anlagenspezifische Angaben durchzuführen. Entsprechend wäre die Aussagekraft solcher Berechnungen gering und aus Sicht des ENSI nicht zielführend. Eine Veröffentlichung könnte sogar, falls sich im Nachhinein niemand mehr an die unrealistischen Randbedingungen erinnert, zur unnötigen Verunsicherung der Bevölkerung führen. Im Rahmen des Bewilligungsverfahrens für ein geologisches Tiefenlager wir das ENSI jedoch auslegungs- und auslegungsüberschreitende Störfalle analysieren.
Die Berechnung von radiologischen Ausbreitungsrechnungen (nukleare Falloutkarten) hängt von vielen Faktoren wie z. B. Quellterm, Wetterlage, Wetterverlauf oder Topografie ab. Im Rahmen seiner Tätigkeit führt das ENSI entsprechend komplexe Berechnungen unter Berücksichtigung aller Faktoren zur Vorbereitung des Notfallschutzes durch und stellt diese den verantwortlichen Behörden zur Verfügung. Das ENSI verzichtet aus nachfolgenden Gründen auf die Berechnung eines Vergleichs zwischen den hypothetischen Freisetzungen von Radioaktivität aus einer Oberflächenanlage, einem geologischen Tiefenlager oder einem Transportbehälter mit der im Kernkraftwerk Fukushima freigesetzten Menge in Form von Falloutkarten:
Die unterschiedlichen Mengen an Inventar und verschiedenen flüchtigen Radionukliden.
In Transport- und Lagerbehältern wird viel weniger Zerfallsenergie freigesetzt, die in Form von Wärme an die Luft abgegeben wird. Entsprechend reduziert sich auch das Gefährdungspotential.
Transport- und Lagerbehälter werden bereits heute im ZWILAG passiv mit Luft gekühlt, d. h. es ist keine aktive Wasserkühlung notwendig.
Die Möglichkeit einer Kettenreaktion kann in einer OFA durch technische und administrative Massnahmen ausgeschlossen werden.
Es werden nur feste radioaktive Abfälle zur OFA angeliefert.
Das Notfallschutzkonzept muss im Rahmen der Baubewilligung vorliegen (zum Thema Notfallschutzvorsorge siehe auch TFS-Antwort zu TFS-Frage 90).
Schlussendlich ist die Publikation einer Freisetzungskarte für Japan auf Basis einer hypothetischen Freisetzung von radioaktiven Stoffen aus dem Schweizer Programm nicht angebracht.
Der Notfallschutz ist in der Schweiz in der „Verordnung über den Notfallschutz in der Umgebung der Kernanlagen“ (SR732.33) seit langem geregelt. Im Rahmen von „IDA NOMEX“ wurde nach den Erkenntnissen aus einer Naturkatastrophe in Japan Anpassungen vorgenommen, wobei die vom ENSI entwickelten Referenzszenarien als Grundlage dienten. Für die vorsorgliche Evakuierung der gefährdeten Bevölkerung und für die Verkehrsführung im Ereignisfall haben die Kantone auf der Basis von Richtlinien des Bundesamts für Bevölkerungsschutz Konzepte in Händen. Das ENSI wird im Ereignisfall ausgehend vom Quellterm am Ort der Freisetzung, den meteorologischen Vorhersagen und der Landestopologie ein Dosisprofil erstellen und aktuell halten. Im Fall eines Ereignisses in der Oberflächenanlage zu einem Tiefenlager ist wegen der Beschaffenheit der Abfälle, den vergleichsweise geringen Temperaturen und dem Rückhaltevermögen der Gebäude mit geringen oder sehr geringen Quelltermen zu rechnen, so dass nur einfache Massnahmen zum Schutz der Bevölkerung notwendig sein werden.
Das ENSI erachtet es nicht als zielführend, mittels japanischer Evakuationsrichtlinien auf ein nicht passendes, hypothetisches Szenario in der Schweiz einen Evakuierungsperimeter darzustellen.
Hypothetisches Rechenbeispiel
Die TFS-Frage 117 spricht die Auflösung von radioaktivem Abfall in Wasser, die Kontamination eines Flusses und die Auswirkungen auf Organismen an. Diese Themen werden in der Antwort des ENSI mit einem hypothetischen Rechenbeispiel unter Vernachlässigung der Schutzwirkung der Barrieren und ohne das Ergreifen von Schutzmassnahmen illustriert. Dafür werden die Angaben eines abgebrannten Brennelements eines Siedewasserreaktors (Abbrand 48 GWd/tSM, nach 40 Jahren Zwischenlagerung) aus dem Nagra-Bericht NTB 02-05 als Grundlage genommen. Die in der Frage zu betrachtende Freisetzung von radioaktiven Stoffen bedingt die Vernachlässigung elementarer Schutzmechanismen, wozu z. B. der Transport- bzw. Lagerbehälter und die gesetzlichen Vorschriften zum Umgang mit radioaktiven Materialien gehören. Dem „Worst-Case“-Szenario-Charakter der Frage folgend wird für das Rechenbeispiel angenommen, dass ein abgebranntes Brennelement ohne Transportbehälter und ohne Hüllrohre in einem Fluss liegt. Zusätzlich wird der Beitrag der Aktivierungsradionuklide in den Hüllröhren zur Gesamtdosis addiert. Es handelt sich um ein hypothetisches Rechenbeispiel, welches das Versagen wichtiger Sicherheitsbarrieren annimmt.
Der Mensch weist im Vergleich zu anderen Lebewesen eine hohe Sensibilität gegenüber ionisierender (radioaktiver) Strahlung auf. Daher werden in der Beantwortung die Konsequenzen für den Menschen abgeschätzt. Als Grösse zur Beurteilung der Gefährdung des Menschen durch ionisierende Strahlung wird die effektive Dosis verwendet. Die effektive Dosis setzt sich in diesem hypothetischen Rechenbeispiel aus der Direktstrahlung und aus dem Konsum von kontaminiertem Wasser und Fisch zusammen.
Die Dosis aus der Direktstrahlung hängt hauptsächlich vom Abstand des Menschen zum abgebrannten Brennelement, von der Wasserüberdeckung sowie von der Aktivität des Brennelements ab. Das Radionuklidinventar entstammt dem Bericht NTB 02-05 der Nagra und setzt sich aus dem Brennstoff und den Strukturmaterialien zusammen. Die Radionuklide mit der höchsten Aktivität sind 137Cs (44 %), 241Pu (19 %), 241Am (3,8 %) und 238Pu (3,3 %). Multipliziert man die Aktivität der Radionuklide mit der Personen-Tiefendosis h10 (Strahlenschutzverordnung, 1 Meter Abstand, Eindringtiefe von 10 mm in Haut und Gewebe), trägt 137Cs mit 98 % zur Gesamtdosis bei. Daher erfolgt die Abschätzung zur Auswirkung der Direktstrahlung basierend auf der Aktivität von 137Cs für unterschiedliche Wassertiefen. Die Dosis wird unmittelbar an der Wasseroberfläche angegeben. Dosen für unterschiedliche Wassertiefen sind in Tab. 117-1 in den Einheiten µSv/h, mSv/d und mSv/a angegeben. Die angegebene Dosis würde sich ergeben, wenn sich eine Person über den gesamten Zeitraum (1 Stunde, 1 Tag oder 1 Jahr) an dieser Stelle aufhalten würde. Bei einer Wassertiefe von 0,5 m liegt die Personendosis je Tag bei etwa 0,95 mSv (350 mSv pro Jahr), wenn man den ganzen Tag dort stehen bleibt. Beträgt die Wassertiefe 1 m, so liegt die Personendosis je Tag bei 0,003 mSv (1 mSv pro Jahr). Die durchschnittliche natürliche Jahresdosis der Schweizer Bevölkerung beträgt zum Vergleich 5,5 mSv. Damit gewinnt die Direktstrahlung nur bei sehr geringer Wasserüberdeckung, in unmittelbarer Nähe des Brennelements und bei längerem Aufenthalt eine Bedeutung.
Tab. 117-1: Übersicht über eine mögliche Dosis aus der Direktstrahlung für unterschiedliche Wassertiefen bezogen auf das hypothetische Rechenbeispiel
Wenn die Uranoxid-Pellets des abgebrannten Brennelements im Flusswasser liegen, kommt es zur langsamen Auflösung der Uranoxidmatrix und zur Korrosion der Hüllrohre und somit zur Lösung der Radionuklide im Wasser. Vereinfachend wird angenommen, dass keine Radionuklide am Sediment sorbieren. Für die Auflösung der Uranoxidmatrix werden basierend auf NTB 02-06 zwei Varianten betrachtet: eine niedrigere Auflösung von 2,4×10-6 Anteile pro Jahr, die für anaerobe Verhältnisse (d. h. sauerstofffreie Bedingungen wie im Tiefenlager) relevant ist und eine höhere Auflösung von 1,0×10-4 Anteile pro Jahr, die für aerobe (d. h. sauerstoffreiche) Verhältnisse angesetzt wird. Zusätzlich wird die Korrosion der Hüllrohre berücksichtigt, da aus diesen Aktivierungsprodukte freigesetzt werden. Die Rate für die Korrosion unter anaeroben Bedingungen wird mit 3,0×10-5 Anteile pro Jahr angesetzt. Für aerobe Verhältnisse werden 1,0×10-4 Anteile pro Jahr angenommen. Die jährliche Freisetzung eines Radionuklids berechnet sich aus der Matrixauflösungs-/Hüllrohrkorrosionsrate multipliziert mit dem Inventar des Radionuklids. Die Verringerung der Radionuklidfreisetzung und der Aktivität der im Wasser gelösten Radionuklide durch den radioaktiven Zerfall wird nicht berücksichtigt. Für die Lösung der Radionuklide wird die mittlere Abflussrate eines typischen grossen Flusses mit etwa 200 m3/s angesetzt. Ferner wird angenommen, dass nur ein Prozent des Flussquerschnitts und damit das unmittelbare Umfeld des Brennelements für die Lösung wirksam ist. Somit lösen sich die freigesetzten Radionuklide in einem Durchfluss von 2 m3/s (63 Mio. m3/a). Die Aktivität der Radionuklide im Flusswasser ergibt sich aus der freigesetzten Aktivität pro Jahr geteilt durch den Durchfluss pro Jahr. Die Entnahme von 2 Litern Trinkwasser pro Tag erfolgt unmittelbar unterhalb des Brennelements, siehe Fig. 117-1. Die resultierende jährliche Dosis durch den Konsum des kontaminierten Flusswassers ergibt sich aus der Aktivität der Radionuklide im Flusswasser multipliziert mit der jährlichen Trinkwassermenge (0,73 m3/a) und multipliziert mit dem radionuklidspezifischen Dosisfaktor für Ingestion (StSV, Anhang 4), siehe Tab. 117-2. Die für dieses hypothetische Rechenbeispiel ermittelte jährliche Dosis durch Ingestion liegt zwischen 0,0008 mSv/a (anaerober Fall) und 0,03 mSv/a (aerober Fall). Der Vergleich mit der durchschnittlichen Jahresdosis der Schweizer Bevölkerung von 5,5 mSv zeigt (Fig. 117-2), dass die Dosisrate aus der Auflösung der Uranoxidmatrix und der Korrosion der Hüllrohren klein ist.
Tab. 117-2: Übersicht über die resultierende Dosis durch Ingestion kontaminierten Wassers für das hypothetische Rechenbeispiel im Fall der aeroben und der anaeroben Auflösung von Matrix und Hüllrohren
Neben der langsamen Auflösung und Freisetzung von Radionukliden aus der Matrix und den Hüllrohren gibt es in den Brennelementen eine schnell verfügbare Fraktion von Radionukliden („Instant Release Fraction“, IRF), die einmalig beim Bruch der Hüllrohre sofort freigesetzt wird. Die Radionuklide liegen im Spalt zwischen den Pellets und dem Hüllrohr, an den Korngrenzen und in Rissen der Uranpellets vor. Für die vereinfachte Analyse werden eine unmittelbare und vollständige Freisetzung dieser Radionuklide und deren homogene Verdünnung im Flusswasser angenommen. Ein Mensch hat einmalig das Risiko durch die IRF kontaminiertes Wasser zu trinken. Die Ingestionsdosis ergibt sich aus der Aktivität der Radionuklide der IRF geteilt durch das Wasservolumen, in dem sich die Radionuklide lösen, multipliziert mit einer einmaligen Ingestion von 2 Litern Trinkwasser und multipliziert mit dem radionuklidspezifischen Dosisfaktor für Ingestion. Für die Ermittlung der Dosis werden drei Varianten angenommen: a) homogene Verdünnung der IRF in einer Badewanne (0,15 m3), b) homogene Verdünnung in einem 25-m-Schwimmbecken (500 m3) und c) homogene Verdünnung in einem 50-m-Schwimmbecken (2500 m3). Die für das hypothetische Rechenbeispiel resultierende Dosis liegt einmalig bei 4‘400 Sv, 1,3 Sv bzw. 0,3 Sv (Tab. 117-3).
Tab. 117-3: Einmalige Dosis durch Ingestion von kontaminiertem Wasser aus der IRF für das hypothetische Rechenbeispiel
Zusammenfassend wurde ein hypothetisches Rechenbeispiel unter Vernachlässigung der Schutzwirkung der Barrieren und ohne das Ergreifen von Schutzmassnahmen vorgestellt, welches der Abschätzung des Gefährdungspotenzials eines Brennelements im Fluss dient. Die dargestellte Abschätzung basiert auf Vereinfachungen und Annahmen. So wurde zum Beispiel der sichere Einschluss des Brennelements durch den Behälter vernachlässigt. Während die ermittelte Dosis als Folge der Direktstrahlung und aus der Matrix- bzw. Hüllrohrauflösung klein ist, stellt die IRF die Hauptquelle der Dosis dar. Das hypothetische Rechenbeispiel zeigt, dass abgebrannte Brennelemente ein hohes Gefahrenpotenzial besitzen, weshalb beim Umgang entsprechende Schutzvorkehrungen für das Personal und die Bevölkerung zwingend notwendig sind. Für den Umgang mit radioaktiven Materialien gelten strenge Anforderungen. Nur wenn der sichere Umgang nachgewiesen werden kann, wird nach einer systematischen Prüfung der Aufsichtsbehörde eine Bewilligung erteilt.
Kommentierung durch Fragesteller und weiterführende Fragen
Die Beantwortung der Fragen durch das ENSI basierend auf wissenschaftlich-technischen Fakten beinhaltete Prüfung und Kommentierung der Szenarien sowie hypothetische Rechenbeispiele und detailliertere Berechnungen. Im Rahmen der Kommentierung der Antworten zu den TFS-Fragen 111 bis 120 hat der Fragesteller festgehalten, dass mit den vorliegenden Antworten seine übergeordneten Fragen nach dem theoretischen Gefährdungspotential nicht oder nur teilweise beantwortet wurden. Entsprechend hat er im Rahmen der Rückmeldung fünf ergänzende Fragen (TFS-Frage 138 bis 142), losgelöst von Szenarien, eingereicht.
Im Zusammenhang mit der Frage 117 wird an dieser Stelle auf folgende ergänzenden Fragen verwiesen: