Anmerkung der Castor-Nix-Da Redaktion:

Diese Seite ist das Antwortschreiben, das in der EJZ vom 01.03.2002 zitiert wurde.

Bundesamt für Strahlenschutz

Postanschrift:
Bundesamt für Strahlenschutz, Postfach 1001 49, 38201 Salzgitter

 

Herrn
Dipl.-Phys. Udo Jentzsch
Tießauer Straße 27
29456 Tießau

 

(Bitte bei Antwort angeben)

Datum und Zeichen Ihres Schreibens Mein Zeichen Meine Durchwahl Dat.:

ET 3.3 He/Me 05341-885-730 26.02.2002

 

Sehr geehrter Herr Jentzsch,

in der Anlage erhalten Sie meine Stellungnahme zu dem Papier

"U. Bolle, H. Görlich, U. Jentzsch

Castortransport am 28.03.2001".

Auf die verschiedenen angesprochenen Punkte wird wissenschaftlich ausführlich eingegangen. Ich hoffe, dass dies als Beitrag zu einer sachbezogenen Diskussion auch die Klärung möglicher zukünftiger Meinungsunterschiede prägen wird.

Mit freundlichen Grüßen

Im Auftrag

Dr. H. Röthemeyer

ET 3.3 Salzgitter, den 07.01.2002


Stellungnahme

zu

U. Bolle, H. Görlich, U. Jentzsch:

Castortransport am 28.03.2001

Strahlungsmessungen -

Wie sind die offiziellen Dosismessungen einzuordnen -

Zu den einzelnen Punkten wird anhand der Zusammenfassung auf S. 13 Stellung genommen:

1 . Messungen der Dosisleistung des BfS als auch der Umweltgruppen der Strahlung des Castor-Transportes am 28.03.01 belegen zweifelsfrei, dass die Behauptung der GRS nicht zutrifft, die Dosisleistung sei in 10 bis 20 Meter bereits auf die der natürlichen Strahlung in Meereshöhe abgeklungen. Damit verliert die Sicherheitsstudie der GRS ihre Glaubwürdigkeit. Die gebotene wissenschaftliche Objektivität wurde offenbar der politischen Ergebnisvorgabe geopfert.

 

Zu 1.:

Die Aussage der GRS in GRS-A-2814 auf S. 39 lautet:

 

"Die prinzipielle abstandsabhängige Dosisleistungsverteilung im Außenbereich verschiedener Behältertypen und Gebindeanordnungen ist exemplarisch in Abbildung 5 und Abbildung 6 dargestellt. Die Abbildungen zeigen auf Messungen beruhende Ortsdosisleistungsverteilungen für verschiedene Behältertypen und Ladeschemata. Danach wird die Dosisleistungsverteilung insbesondere auf der Behälteroberfläche und im Nahbereich unmittelbar durch die Art und räumliche Anordnung der Abfallgebinde innerhalb eines Frachtcontainers beeinflusse. Die Darstellungen verdeutlichen weiterhin, dass die Strahlungsfeldintensität und damit auch die Dosisleistung aufgrund der strahlungsphysikalischen Gesetzmäßigkeiten mit wachsenden Abstand vom Ladegut generell sehr rasch abfällt (Beachte die logarithmische Darstellungsweise) und im allgemeinen in einem Abstand von 10 - 20 m Entfernung bereits ein Niveau erreicht, das dem der natürlichen Strahlenexposition durch terrestrische und kosmische Strahlung in Meereshöhe vergleichbar ist."

 

In Abb. 6 (siehe Anlage 1) der GRS-Studie ist hingegen nur ein Bereich für die "kosmische Strahlung in 8 - 12 km Flughöhe" angegeben.

 

In der Zusammenfassung lautet die Aussage auf Seite V:

"Nach den vorliegenden Erfahrungen liegt die Strahlungsintensität sowohl der hochradioaktiven als auch schwach-/mittelradioaktiven Abfalltransportbehälter beispielsweise bereits in 10 - 20 m Abstand von der Behälter- oder Fahrzeugoberfläche auf einem Niveau, das mit dem in gängigen Flughöhen (8 - 12 km) unzutreffenden Strahlungsfeld kosmischen Ursprungs vergleichbar ist oder dieses Strahlungsniveau bereits unterschreitet."

 

Nach den eingeholten Auskünften der Autoren gilt der an zwei Stellen herangezogene Vergleich mit den Strahlungswerten in 8 - 12 km Flughöhe uneingeschränkt. Der Vergleich mit der Strahlung in Meereshöhe dagegen sei möglicherweise missverständlich und hätte sich einerseits auf aktuelle Messwerte auch kleiner Abfallbehälter und andererseits auf Untergrundstrahlung natürlichen Ursprungs von bis zu 50 mSv/h, z.B. in Iran oder Brasilien, bezogen.

 

Eine Nachprüfung des BfS hat ergeben, dass für das Beispiel eines beladenen CASTOR HAW 20/28-CG Behälters die Gesamtdosisleistung in 10 - 20 m Abstand zwischen 3 und 10 mSv/h beträgt (BfS-ET-32/00). Dies ist vergleichbar mit der Dosisleistung der Höhenstrahlung in 8 - 12 km Flughöhe, dagegen ist in Meereshöhe eine übernormale terrestrische Komponente für eine Vergleichbarkeit erforderlich, wie sie nur an ganz wenigen Orten der Weit (in Indien und Brasilien) auf Meereshöhe auftritt.

 

Die diesbezügliche Aussage der GRS ist also in der Tat missverständlich.

 

2. Unter Berücksichtigung unterschiedlicher geometrischer Bedingungen stimmen die Ergebnisse der Gamma-Dosisleistungen der Umweilgruppen mit den veröffentlichten Dosisleistungen des BfS überein. Dabei stützten sich die Umweltgruppen auf die Abstandsabhängigkeit der Dosisleistung des BfS bei früheren Transporten sowie auf die vom BfS veröffentlichten Verhältnisse der Strahlungskomponenten.

 

Zu 2.: Diese Übereinstimmung bedarf keines Kommentars.

 

3. Vergleichsmessungen der Neutronendosisleistung mit anderen Detektoren, die das BfS durchgeführt hat, weisen zu den offiziellen Dosisleistungen erhebliche, nicht erklärbare Differenzen auf. Es drängt sich der Verdacht auf, dass die Grundlage der Neutronendosisleistungsbestimmung so manipuliert wurde, dass der Transportgrenzwert in 2 Meter Abstand vom Castor-Transport der HAW 20/28-Behälter eingehalten werden kann.

 

Zu 3.:

 

Es ist seit langem bekannt, dass auch korrekt kalibrierte Neutronenmonitore verschiedener Bauarten in demselben Strahlungsfeld zu verschieden angezeigten Dosisleistungen führen. Hierzu z.B. das Zitat aus BfS 24/97 aus 1997:

 

"Handelsübliche Neutronenmonitore (sogenannte "rem-counter") besitzen ein Dosisansprechvermögen, welches stark von der Energie abhängig und in unbekannten Neutronenfeldern zu Abweichungen der angezeigten von der tatsächlichen Dosisleistung führt. Das mit den Bonner-Kugel-Systemen bestimmte Neutronenspektrum wurde benutzt, um für die am CASTOR-Behälter auftretenden Neutronenfelder diese Abweichung zu bestimmen.

 

Das Gerät LB 6411 unterschätzt an allen Messorten die Äquivalentdosisleistung (hier H*(10)) geringfügig um 10 - 20 %. Unakzeptabel groß sind sowohl die Überbewertung als auch die Abweichungen an den einzelnen Messorten beim DINEUTRON-Gerät. Die anderen Monitore überschätzen die Dosisleistung (hier HMADE) teilweise beträchtlich. Der Bereich der relativen Äquivalentdosisanzeigen RH ,für die verschiedenen Messorte und der Mittelwert sowie die Abweichungen sind im folgenden angegeben (BfS B, Tab. 3 und PTB A, S. 9 und 1 1):

 

Messgerät RHrnin RHMAX Mittelwert RH Abweichung

LB 641 1 Bf S 0,83 0,93 0,87 5% + 6

LB 6411 PTB 0,74 0,94 0,84 -12% +12%

NG 2 1,22 1,59 1,37 -11% +16%

NM2 1,03 1,34 1,14 -10% +18%

Harwell N 91 1,95 2,71 2,21 -12% +23%

Harwell 0949 BfS 2,25 3,02 2,58 -13% +17%

Harwell 0949 PTB 1,95 2,65 2,15 9% +23%

DINEUTRON 2,65 6,83 4,07 -35% +68%

 

Ausgenommen das DINEUTRON-Gerät wäre es zweckmäßig und vertretbar, bei zukünftigen Routinemessungen an mit Brennelementen beladenen Castorbehältern die angegebenen Mittelwerte als Korrekturfaktoren zu verwenden. Es sind dann in Abhängigkeit vom Messort Abweichungen im angegebenen Bereich zu berücksichtigen. Voraussetzung für die Anwendbarkeit des Verfahrens bei anderen Exemplaren desselben Gerätetyps ist deren Anschlusskalibrierung in einem Am-Be Standardneutronenfeld."

 

Auch im angesprochenen Bericht BfS 32/00 aus dem Jahr 2000 ist ganz klar auf S. 27 auf diesen bekannten Sachverhalt hingewiesen.

5.6 Vergleich der Messgeräte

 

In den Tab. 7 bis 9 sind die Ergebnisse zur Ermittlung der systematischen Messunsicherheiten kommerzieller Dosisleistungsmessgeräte für Neutronenstrahlung zusammengefasst. Neben den Messwerten dieser Geräte und den spektrometrisch ermittelten Referenzwerten sind die relativen Dosisanzeigen angegeben. Diese sind der Quotient aus der Dosisanzeige des jeweiligen Messgerätes und dem Referenzwert für die entsprechende Messgröße.

 

Die Ergebnisse zeigen deutliche gerätetypspezifische Unterschiede, nahezu unabhängig von der Behälterbauart. Die relative Anzeige von Dosimetern des Leake-Typs (Harwell 0949 und N 91) ergibt in den meisten Fällen einen Faktor zwei und mehr, d.h. die Dosisleistung wird um ca. 100 % überbewertet. Bei Neutronendosimetern des Typs Andersson-Braun - ausgenommen das FHT 750 liegt die Überschätzung im Bereich von etwa 20 % bis 40 %. Beim FHT 750 entspricht die relative Anzeige nahe dem Idealwert 1. Das hat weniger konstruktive Gründe, sondern ist vielmehr ein Ergebnis der gegenüber anderen Geräten des Andersson-Braun Typs geänderten Kalibrierung. Bei den beiden Ortsdosimetern des Typs LB 6411 wurde, ungeachtet der unterschiedlichen Kalibriernuklide, eine durchschnittliche Unterbewertung um etwa 10 % mit vergleichsweise geringer Variation für die verschiedenen Messorte und Behälter gefunden."

 

Es handelt sich also nicht um eine Manipulation, sondern um die fachliche Darstellung geräteabhängiger Meßunsicherheiten.

 

Der Verdacht der Manipulation ist deshalb schärfstens zurückzuweisen.

 

4. Verwendet man den wissenschaftlich begründeten Wert des Fachausschusses ICRU der ICRP für das Gefährdungspotential von Neutronenstrahlung und nicht die aus wirtschaftspolitischen Gründen erstellte Rechenvorschrift der ICRP, dann ist der international geltende Transportgrenzwert für die Dosisleistung in 2 Meter Abstand für den Transport von Glaskokillen in Behältem vom Typ HAW 20128 nicht einzuhalten.

 

Zu 4.:

 

Zum Risiko von Neutronenstrahlung ist zwischenzeitlich eine Empfehlung der Strahlenschutzkommission (bekanntgegeben von BMU RS 11 2 - 17027/2 am 04. April 2001, veröffentlicht im Bundesanzeiger Nr. 90, S. 9503 vom 15.05.2001) erschienen:

 

1. Vorbemerkung

 

Angesichts der bevorstehenden Wiederaufnahme von CASTOR Transporten ist es zu erneuten Diskussionen um das Risiko von Neutronenstrahlung gekommen. Wegen dieser jüngsten Diskussionen hat das BMU die SSK ersucht, unter Heranziehung neuester Erkenntnisse zu überprüfen, ob die gegenwärtigen Festlegungen im Strahlenschutz, und insbesondere die Strahlungs-Wichtungsfaktoren, die Neutronen richtig bewerten und damit hinreichenden Schutz bei Neutronenstrahlung gewährleisten.

 

 

2. Empfehlung der Strahlenschutzkommssion

 

Der derzeitige Stand des strahlenbiologischen Wissens gibt, wie im Dokumentationsteil dargelegt, keinen Anlass, einen höheren Risikokoeffizienten als bisher und daher einen höheren Wichtungsfaktor für Neutronen im Strahlenschutz anzunehmen. Frühere Bestimmungen der Risikokoeffizienten für Neutronen hingen von der Extrapolation der Risikoschätzung für Photonen zu niedrigen Dosen ab. Grundlage dieser Empfehlung ist dagegen ein neuer Ansatz, der den Risikokoeffizienten für Neutronen von dieser Extrapolation entkoppelt und der allein von den RBE-Werten aus Tierversuchen und vom zusätzlichen relativen Risiko (ERR) für Krebsmortalität ausgeht, das bei 1 Gy in Hiroshima beobachtet wurde.

 

Mit dem Strahlungs-Wichtungsfaktor der ICRP wird die Gesamtwirkung der auf Menschen einfallenden Neutronen-Strahlung berücksichtigt, also sowohl die durch die Neutronen im Körper unmittelbar als auch die durch sie mittelbar über g-Strahlung verursachte Dosis. In dem konkreten Fall eines CASTOR-Transportbehälters entsprechen die durch die ICRP-Publikation 60 vorgegebenen Wichtungsfaktoren einem Wichtungsfaktor von 16,8 für das gesamte Neutronenspektrum. Der in der nachfolgenden wissenschaftlichen Dokumentation abgeschätzte Risikofaktor für Neutronen entspricht demgegenüber einem Bewertungsfaktor von 12,8 für dasselbe Neutronenfeld. Die von der ICRP vorgeschlagenen und in die Europäischen Normen übernommenen Wichtungsfaktoren für Neutronen sind daher hinsichtlich der in der Umgebung eines CASTOR-Transportbehälters auftretenden Neutronenstrahlung nach derzeitigem Wissensstand konservativ. Die SSK wird auch künftig prüfen, ob neue Erkenntnisse - beispielsweise durch die Fortführung der epidemiologischen Beobachtung der Atombombenüberlebenden - zu einer Modifikation dieser Bewertung Anlass geben..."

 

5. Abschätzungen der Strahlenbelastungen für etliche Szenarien während eines Castor-Transportes ergeben, dass der von der EU festlegte Wert von 0,01 mSv pro Jahr (unbedeutende Strahlenbelastung) um ein Vielfaches überschritten wird. der um das 100fache höhere Grenzwert von 1 mSv pro Jahr wird hingegen eingehalten.

 

Zu 5.:

 

Der erwähnte Wert von 0,01 mSv pro Jahr betrifft die Freigabe "ohne weitere Prüfung" und ist hier nicht einschlägig: (Richtlinie 96/29/Euratom, Anhang 1, Punkt 3)

 

"3. Ausnahmsweise kann ein einzelner Mitgliedstaat gemäß Artikel 3 beschließen, dass eine Tätigkeit gegebenenfalls ohne weitere Prüfung im Einklang mit den Grundkriterien auch dann freigestellt werden kann, wenn die betreffenden Radionuklide von den Werten in Tabelle A abweichen, sofern die folgenden Kriterien unter allen vertretbaren Umständen erfüllt werden:

 

a) Die von einer Einzelperson der Bevölkerung aufgrund der freigestellten Tätigkeit voraussichtlich aufgenommene effektive Dosis beträgt höchstens 1 0 mSv jährlich

und

b) entweder die kollektive effektive Dosis während eines Jahres der Ausübung der Tätigkeit beträgt nicht mehr als ca. 1 Mann-Sievert oder eine Bewertung der Schutzoptimierung ergibt, dass die Freistellung die optimale Lösung ist."

6. Berechnungen der Strahlenbelastung an der Grundstücksgrenze des Verladekrans in Dannenberg auf der Grundlage der von dem BfS angegebenen Daten hat ergeben, dass die in Kauf genommene Gefährdung für die Bevölkerung der an Atomkraftwerken entspricht. Der Grenzwert von 1 mSv pro Jahr wird formal eingehalten.

 

Zu 6.: Das Ergebnis entspricht dem Kenntnisstand des BfS.

 

Auf die im Anhang zitierte "mangelhafte Neutronenabschirmung an Castorbehältern" sowie die "Auflistung der bekannt gewordenen Mängel der Castor-Technologie" ist an anderer Stelle bereits ausführlich eingegangen worden (unter anderem in den Schreiben des BfS an das BMU vom 22.11.2001 (H. Messerschmidt), an die Elbe Jeetzel-Zeitung vom 26.09.2001 (H. Messerschmidt), an Herrn Jentzsch vom 24.08.2001, an das BMU vom 15.08.2001 (H. Messerschmidt), an Herrn Messerschmidt vom 22.06.2001, an den Bund Naturschutz in Bayern e.V. vom 05.06.2001).

Bearbeitet am: 06.03.2002/ad


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