Die Pilotkonditionierungsanlage in Gorleben Teil II

Gruppe Ökologie, Institut für ökologiche Forschung und Bildung e.V., Immengarten 31, 3000 Hannover 1
Tel.: 0511/696 3130

Hinweis:
Das Gutachten umfaßt 71 Seiten
Wir haben deshalb im Inhaltverzeichnis Links auf die einzelnen Punkte gelegt

3. Beschreibung der Anlage
3.1 Standort
3.2 Aufgaben der PKA
3.3 Technik
3.3.1 Arbeitsabläufe und Konditionierungstechnik
3.3.1.1 Konditionierung von LWR-BE
3.3.1.2 Umladen von Abfallgebinden
3.3.1.3 Konditionierung flüssiger Abfälle
3.3.2 Rückhaltetechnik
3.3.3 Kühltechnik
3.3.3.1 Aktive Kühlung
3.3.3.2 Passive Kühlung

5. Stör- und Unfälle
5.1 Brand bituminierter Abfälle
5.2 Selbsterhitzung von bestrahlten Kernbrennstoffe
5.3 Absturz eines Brennelementes

10. Die Genehmigung
10.1 Das vorläufige positive Gesamturteil
10.2 Warum der Sofortvollzug?

In der PKA wird, wie für Atomanlagen üblich, zur Rückhaltung radioaktiver Stoffe sowohl im bestimmungsgemäßen Betrieb als auch bei Stör- und Unfällen das sogenannte Mehrbarrierenprinzip angewendet. Die Barrieren können physikalischer (soll heißen aufgrund natürlicher Prozesse immer wirksam) oder technischer Art sein. In diesem Abschnitt soll kurz die Rückhaltetechnik für die Freisetzung mit der Abluft beschrieben werden.

Mögliche Rückhaltemechanismen physikalischer Art bei der Freisetzung von gas- oder aerosolförmigen radioaktiven Stoffen sind

Die Wirksamkeit dieser Barrieren ist jedoch sehr schwer quantitativ einschätzbar, da viele Faktoren eine Rolle spielen und ihr Zusammenwirken nicht genau bekannt ist. Bei konservativer Vorgehensweise dürften diese Barrieren für die Abschätzungen von Freisetzungsanteilen daher nicht berücksichtigt werden.

Die Druckstaffelung im Kontrollbereich der PKA ist in vier Druckzonen eingeteilt. Der Druck nimmt von Außen nach Innen, d.h. von normalerweise kontaminationsfreien Räumen zu Räumen mit zunehmendem Kontaminationspotential, ab. Bei möglichen Freisetzungen soll so die radioaktiv kontaminierte Luft in die Zellen und erst dort über Filter in die Abluft gelenkt werden.

Die Filter können jedoch auf keinen Fall alle radioaktiven Stoffe zurückhalten.

Tritium (H 3) und Krypton (Kr 85) werden gar nicht und Jod und Aerosole nur mit einem bestimmten Faktor zurückgehalten. Für die Aerosolrückhaltung werden Filter der Klasse EU 6 als Vorfilter für größere Partikel und nachgeschaltete Schwebstoffilter der Klasse S verwendet. Filter der Klasse S haben einen Rückhaltefaktor 10.000 bis 100.000; bei Berücksichtigung nachlassender Wirksamkeit eines Filters im Betrieb beträgt der Rückhaltefaktor etwa 1.000. Dies bedeutet, daß von 1000 auf den Filter treffenden Teilchen eines durchgelassen wird. Gase oder Dämpfe werden durch diese Filter nicht zurückgehalten. Für Jod wird ein anderer Filtertyp verwendet. Typ und Rückhaltefaktor werden im Sicherheitsbericht nicht angegeben.

Die normale Raumabluftanlage ist mit einem Filtersystem EU 6, S versehen. An folgenden Stellen sind zusätzliche Filter vorgesehen:

An den von der DWK vorgesehenen Filter-Rückhaltemaßnahmen gibt es eine Reihe zum Teil schwerwiegender Kritikpunkte:

und Technik. In der Literatur wird vielfach über entsprechende Anlagen zur Kryptonrückhaltung berichtet. Zuletzt ist in der Kernforschungsanlage Jülich eine Anlage zur Kr 85 - Abgastrennung entwickelt worden [16]. Auch wenn diese nicht 100 % zurückhalten kann, so muß nach dem Minimierungsgebot des § 28 Strahlenschutzverordnung die maximal mögliche Rückhaltung verwirklicht werden. Dies umso mehr, als das Krypton in Schaben freigesetzt wird; nämlich beim Öffnen der BE-Transportbehälter und beim Zerschneiden der BS. Dadurch kann es zu lokalen, zeitlich hohen Konzentrationen in der Umgebung der Anlage kommen.

Für die Abfuhr der durch den radioaktiven Zerfall entstehenden Wärme werden in der PKA sowohl aktive als auch passive Systeme eingesetzt. Aktive Kühlung wird für die Wärmeabfuhr aus Räumen, Zellen und verschiedenen Behältern eingesetzt. Für die Abfuhr von Nachzerfallswärme aus den Pufferlagern soll Naturzugkühlung genutzt werden, also ein passives Kühlungssystem.

Die abzuführende Wärmemenge ist von den zu konditionierenden Materialien abhängig. Vor allem die bestrahlten 8E und HAWGlaskokillen geben beträchtliche Nachzerfallswärme ab.

Die einzelnen Bereiche der PKA besitzen Lüftungsanlagen. Deren wichtigste Aufgaben sind die Einhaltung zulässiger Raumluftzustände, die Einhaltung der Druckstaffelung der Räume untereinander und die Ableitung der an die Raumluft abgegebenen Wärmemengen. Zum Beispiel wird Wärme von den in den Räumen und Zellen befindlichen BE und Kokillen produziert. Zur Kühlung der erwärmten Luft dient ein geschlossener Kühlwasserkreislauf (Betriebskühlung, sekundär). Die Wärme wird von der Luft auf das Kühlsystem übertragen. Die einzelnen Komponenten dieses Sekundärkreislaufes sind jeweils mit 2 x 50X ausgelegt. Bei Störungen ist also nicht mehr die volle Leistungsfähigkeit des Systems verfügbar. Das Wasser wird seinerseits über Wärmetauscher mit einem Kühlmittel gekühlt. Die Kühlwasservorlauftemperatur beträgt ca. 6° C. Dieses sekundäre Betriebskühlsystem wird auch für die Wärmeabfuhr der Betriebskühlung, primär benutzt, die ihrerseits die Behälterventilation bei der Behandlung flüssiger Abfälle kühlt. Die Ventilation dient zur Aufrechterhaltung eines Unterdruckes in den Behältern gegenüber den umgebenden Räumen und zur Kühlung der Abluft aus den Sammel-, Vorlage- und Konzentrationsbehältern bzw. Apparaten. Von der radioaktiv kontaminierten Luft wird die Wärme in einem Wärmetauscher auf den geschlossenen Primärkühlkreislauf übertragen. Mittels Umwälzpumpen (2 x 100X) wird das Wasser durch einen Wärmetauscher im Sekundärkreislauf geführt. Die Kühlwasservorlauftemperatur beträgt 20 C.

Ein Ausfall bzw. mangelhafter Betrieb der Betriebskühlung sekundär kann erhöhte Erhitzung von BE, HAW-Kokillen oder einem ihrer Folgeprodukte bewirken. Vor allem, wenn sich diese gerade in relativ kleinen Räumen (z.B. Schleusraum) befinden, kann dies zu überhöhten Oberflächentemperaturen führen.

Die Pufferlager 1 und 2 sind hauptsächlich für die betriebsbedingte Zwischenlagerung von Brennelementen und HAW-Kokillen bzw. mit Brennstäben beladenen Büchsen oder mit Brennstababschnitten beladenen Kokillen vorgesehen. Die Abfuhr der Nachzerfallswärme muß hier im besonderen Maße sichergestellt sein. Die Nutzung eines passiven Systems ist hier, sofern es ausreicht, sinnvoll. Für die Pufferlager soll die Wärmeabfuhr durch Naturkonvektion in einem geschlossenen Luftkreislauf mit Luft/Luft-Wärmetauscher gewährleistet werden. Die Luft umspült die Lagerstelle der beiden Pufferlager, wird zusammengeführt und dann über zwei räumlich getrennte Wärmetauscher geleitet. Die Wärme wird an die Außenluft übertragen. Im Kreislauf wird die abgekühlte Luft zu den Pufferlagern zurückgeführt. Dieses Kühlsystem kann insgesamt eine Wärmeleistung von maximal 55 kW abfahren. Das entspricht etwa der Wärmeleistung einer Ladung HAW-Kokillen bzw. von 20 DWR-BE (8). Das heißt, die Kapazität der Pufferlager (s. Kap. 3.4) darf nicht voll ausgelastet werden.

Das Kühlsystem ist nach den Regeln für Kerntechnische Anlagen (KTA) gegen Erdbeben ausgelegt. Die Behauptung im Sicherheitsbericht, die Kühlfunktion bliebe auch bei Flugzeugabsturz erhalten, da die Wärmetauscher räumlich getrennt seien, ist mit den dortigen Angaben nicht nachvollziehbar und muß deshalb

Die Vielfalt der Aufgaben und die ungenauen Angaben der DWK, sowie der eigentliche Status der PKA als Anlage zur Erprobung von Konditionierungsverfahren haben zur Folge, daß weder genaue Zahlen noch verläRliche Prognosen über die jeweilige Menge der jährlich verarbeiteten Stoffe genannt werden können. Daher kann mit den folgenden Ausführungen nur eine Orientierung bezüglich des jährlichen Durchsatzes der Anlage gegeben werden. Die Angaben des Sicherheitsberichtes zu den Lagerkapazitäten in der PKA sind ebenfalls unvollständig.

Der maximal mögliche jährliche Durchsatz von zu konditionierenden Materialien wird von der DWK jeweils für die Verarbeitung nur eines Materialtyps über das ganze Jahr angegeben. Die benötigte Zeit für eine Verarbeitungskampagne mit einer bestimmten Menge eines Materialtyps wird nicht angegeben, ebensowenig die Zeitdauer für Dekontaminations- und UmbaumaRnahmen zwischen den Kampagnen. Deshalb lassen sich aus den Jahresdurchsätzen nicht die benötigten Zeiten für die Konditionierung bestimmter Materialien bestimmen. Pläne oder Absichten, in welchem Mengenverhältnis untereinander die verschiedenen Materialien konditioniert werden sollen, liegen nicht vor. Offensichtlich wollen sich die Betreiber, bedingt durch die desolate Entsorgungssituation in der BRD, alle Möglichkeiten offen lassen.

Die Obergrenze für die Verarbeitungskapazität der PKA bezüglich der Materialtypen, die in großer Menge anfallen, wird im Sicherheitsbericht folgendendermaßen angegeben:

Für BE aus Leichtwasserreaktoren ist die jährliche Kapazität durch den Antragswert für Schwermetalle von 35 t/a bestimmt. Würden nur DWR-BE konditioniert, könnten jährlich 65 Stack, würden nur SWR-BE konditioniert, 189 Stück durchgesetzt werden.

Die Kugelbrennelemente aus Hochtemperaturreaktoren werden mit einer pneumatischen Förderanlage umgefüllt. Ihr Jahresdurchsatz ist von der Verarbeitungskapazität dieser Anlage bestimmt. Er beträgt 400.000 Stück pro Jahr.

Wird in der PKA ausschließlich radioaktiver Abfall konditioniert bzw. umgeladen, können z.B. folgende Mengen in getrennten Kampagnen durchgesetzt werden:

Es sollen eigene und angelieferte LAW-Wässer konditioniert werden. Uber die Konditionierungskapazität pro Jahr werden in (8) keine Angaben gemacht. Es sollen jedoch ca. 50 ms von außen angenommen werden. Angaben in [15] lassen darauf schließen, daß jährlich insgesamt 370 m3 LAW-Wässer konditioniert werden können.

Die Frage, was und wieviel tatsachlich pro Jahr verarbeitet werden kann, hängt im wesentlichen von 3 Punkten ab:

1. Welche radioaktiven Materialien können in der beschriebenen Anlage parallel konditioniert werden? Grundsätzlich wird dazu im Sicherheitsbericht festgestellt:

Die Verarbeitung der einzelnen Materialien geschieht in zeit1ich aufeinanderfolgenden Betriebskampagnen. (unterstrichen d.d.V.). Es soll ein gestaffelter Betrieb der einzelnen Zellen möglich sein, d.h. bei Hantierungen in der Ent-/Beladezelle soll gleichzeitig in der Zerlegezelle montiert werden können (22). Damit wird innerhalb einer Betriebskampagne ein gleichzeitiges Inventar von z.B. 33 Druckwasser-Brennelementen in der HeiRen Zelle möglich. Dies entspricht immerhin dem halben angegebenen Jahresdurchsatz. Die Beschreibung der Arbeitsabläufe für die Konditionierung radioaktiver Materialien lassen folgende Vermutungen über parallele Verarbeitung unterschiedlicher Materialtypen zu:

2. Ein weiterer wesentlicher Punkt für den Jahresdurchsatz ist die Betriebsweise der Anlage, d.h. wie die Geräte und Apparaturen pro Tag zeitlich ausgelastet werden. Vorgesehen ist für den Regelfall ein Einschichtbetrieb, jedoch wird in ergänzenden Unterlagen ausgeführt: "Die PKA ist so auszulegen, daR die vorgenannten Durchsätze möglichst mit einer einschichtigen Betriebsweise möglich sind, aber auch ein 24-stündiger Betrieb von unbestimmter Dauer durchgeführt werden kann."

Für mindestens einen Anlagenteil ist von vornherein ein Dreischichtbetrieb vorgesehen, nämlich für die Verdampfereinheit der LAW-Konzentrierung [15]. Wie bereits beschrieben, werden für LAW-Wässer keine eindeutigen Angaben zum Jahresdurchdsatz gemacht.

Zusammenfassend ist festzustellen, daß eine Kapazitätserweiterung durch eine Umstellung auf eine Betriebsweise mit täglich drei Schichten grundsätzlich möglich ist.

3. Die Verarbeitungskapazität der einzelnen Anlagenteile ist ein weiterer Parameter für den Jahresdurchsatz der PKA. Dem Sicherheitsbericht kann entnommen werden, daß die dort angegebenen Kapazitäten "dem beabsichtigten Pilotcharakter der Anlage" entsprechen, zumindest für die Brennelemente. Dies könnte für einen Produktionsbetrieb eine mögliche höhere jährliche Verarbeitungskskazität bedeuten. Eine weitere theoretische Kapazitätserhöhung, deren Realisierungsmöglichkeit hier nicht näher untersucht werden konnte, könnte durch Einrichtung eines parallelen Verarbeitungsstranges erreicht werden.

"Außer den aus betrieblichen Gründen erforderlichen Pufferlagern sind in der Anlage keine Zwischenlager vorhanden." (8, Kap. 4.1). Als Pufferlager bezeichnet sind das Lager in der Entladezelle und das Lager in der Beladezelle. Darüberhinaus gibt es ein Lager für schwachradioaktive Abfälle, das von der DWK wohl auch unter diesem Begriff gefaßt wird. Eher als Sammellager sind die zwei Behälter für LAW-Wasser zu betrachten.

Ein Widerspruch zur oben zitierten Aussage könnte die an anderer Stelle gemachte Aussage, bezogen auf die Behälterhalle sein [8, Kap. 2.9.1.2.2]: "In Ausnahmefällen ist es möglich, daß mit Brennstäben beladene Büchsen in Transport- und Lagerbehälter für eine Zwischenlagerung eingestellt werden." Angaben über Ort, Zeit und Menge sowie die Definition der Ausnahmefälle sind allerdings nicht zu finden. Faktisch kommt für eine solche Zwischenlagerung nur die nicht gegen Einwirkungen von auRen geschützte Behälterhalle in Frage. Wie dieser Punkt genehmigungstechnisch zu beurteilen ist, müßte geklärt werden.

Es befindet sich im Bereich der "Heißen Zelle", unterhalb der Entladezelle. Zur Lagerung im Pufferlager 1 sind Brennelemente vorgesehen. Die Lagerkapazität ist begrenzt auf 6,4 t SM. Es bestehen maximal zwölf Lagerpositionen für DWR-Brennelemente bzw. 32 für SWR-Brennelemente. Die Anzahl der gelagerten BE wird durch die SM-Begrenzung bestimmt (12 DWR-BE entsprechen z.B. 6,4 t). Bei Belegung mit zwölf DWR-MOX-Brennelementen ergibt sich ein Inventar von mehr als 2,8 E 17 Bq. (Dieser aus Angaben im Sicherheitsbericht berechnete Wert ist zu niedrig, da nur sogenannte Leitnuklide berücksichtigt werden.)

Es befindet sich ebenfalls im Bereich der "Heißen Zelle", jedoch unterhalb der Beladezelle. Die Lagerkapazität ist auf maximal 5,4 t SM begrenzt. Das Pufferlager 2 besitzt ein Gestell mit Lagerpositionen für vier Büchsen und einen Korb mit zerlegten Brennelementen, insgesamt 20 HAW- oder 20 Polluxkokillen, und acht Sonderelementen aus Brutreaktoren. In die vier Kokillenschächte können alternativ auch Büchsen eingesetzt werden. Bei Lagerung von 20 HAW-Kokillen beträgt das radioaktive Inventar des Lagers bis zu 5,8 E 17 Bq.

Es befindet sich unterhalb der Fahrzeug-Schleuse im Eingangsbereich der PKA. In diesem Lager sollen die Abfälle in 200 lbzw. 400 1-Fässern gelagert werden. Zur Kapazität ist den uns vorliegenden Unterlagen nur die Angabe von 256 Stack 200 lFässer zu entnehmen. Das Lager wird durch eine mobile Abschirmwand in einen Bereich für Gebinde mit einer Ortsdosisleistung von weniger als 0,3 mSv/h (30 mrem/h) und einen Bereich von größer als 0,3 mSv/h getrennt. Es können eigene und fremde Abfälle gelagert werden. Das gesamte Aktivitätspotential (alpha, beta) bei voller Auslastung beträgt ca. 8,7 E12 Bq.

Es gibt einen Behälter für betriebseigene und einen Behälter für angelieferte LAW-Wässer. Sie befinden sich unterhalb des Behälterhallentraktes. Die Kapazität beträgt jeweils 16 m3. Bei voller Auslastung können hier maximal 1,2 E10 Bq Gesamtaktivität lagern.

Die Pilot-Konditionierungsanlage gibt - wie jede andere Atomanlage - auch im bestimmungsgemäRen Betrieb eine Vielzahl von radioaktiven Stoffen über den Kamin und mit dem Abwasser ab und verursacht dadurch eine Strahlenbelastung der in der Umgebung lebenden Menschen. Außerdem tritt in unmittelbarer Nähe der Gebäude eine erhöhte Ortsdosisleistung auf, die durch Direktstrahlung verursacht wird. Nicht zuletzt erhalten die Beschäftigten während ihrer Arbeit eine erhöhte Strahlendosis . Im folgenden Kapitel sollen diese Bereiche kritisch unter die Lupe genommen werden.

Bei den Arbeiten in der PKA werden radioaktive Gase und Feststoffe freigesetzt und gelangen über unzureichende oder gar nicht vorhandene Rückhalteeinrichtungen in die Atmosphäre oder in die Elbe. Tabelle 4-1 fahrt für beide Emissionswege die von der DWK beantragten jährlichen Aktivitätsabgaben für die wichtigsten Radionuklide auf. Man sieht, daß die gasförmigen Stoffe (Tritium, Krypton 85 und Jod 129) praktisch nur über den Kamin abgegeben werden. Bei den beta/gamma-Aerosolen liegt die in die Luft abgeleite Aktivität 2fach (Cäsium-Isotope) bis 20 oder 30fach höher als die mit dem Abwasser. Alpha-Strahler sollen im gleichen Ausmaß über beide Wege abgeleitet werden.

Woher stammen nun diese Zahlenangaben? Welche Annahmen liegen ihnen zugrunde und sind sie plausibel?

- Grundlage der beantragten Radioaktivitätsabgaben ist die Konditionierung von Druckwasserreaktor-Mischoxid-Brennelementen (DWR-MOX-BE) in Pollux-Kokillen, das heißt das Zerschneiden der Brennstäbe. Die Brennelemente haben einen Abbrand von 50.000 MWd/t Schwermetall, eine Anfangsanreicherung von 3,4 X spaltbarem Plutonium und eine Mindestabklingzeit von 3 Jahren. Der Jahresdurchsatz beträgt 35 t Schwermetall. Die Menge an Brennstoff, die gleichzeitig maximal in der Anlage vorhanden sein kann und zu den Emissionen beiträgt (d.h. beispielsweise, nicht gasdicht verschweißt in Pufferlager 2 steht), beträgt 13,4 t Schwermetall.

Nuklid

Abluft

Abwasser

H 3
Kr 85
I 129
Sr 90
Ru 106
Cs 134
Cs 137
Pu 241

. ß/ y Aerosole
(Leitnuklide)

Pu 238
Pu 239/240
Am 241
C m 241
Cm 244
a-Aerosole(Leitnuklide)

7,4 E11
1,5 E15
8,1 E 7

7,4 E 7
k.A
1,3 E 9
1,15E 9
3,5 E 8
2,93E 9

1,1 E 7
1,4 E 6
1,8 E 6
k.A.
5,0 E 7
6,4 E 7

3,7 E8
-
-
2,3 E6
. 5,7 E6
7,0 E8
6,0 E8
k.A
1,31E9

1,2 E7
1,5 E6
1,8 2,7
E6 E7
5,6 E7
9,0 E7

Tabelle 4-1: Von der DWK beantragte Aktivitätsabgaben aus der PKA über Abluft und Abwasser; in Bq/a (8)

Es kann insgesamt als konservativ angesehen werden, wenn das Zerschneiden von MOX-Brennelementen zugrundegelegt wird, denn abgebrannte MOX-BE haben insgesamt ein höheres Radionuklidinventar als Uran-BE (mit Ausnahme von Strontium 90 und Kryptor 85), und das Zerschneiden von Brennelementen führt zu höheren Freisetzungen als das Verpacken von intakten Brennstäben (ode gar ganzer Brennelemente). Nach DWK-Rechnungen (die in sich konsistent sind; zur Kritik s.u.) verursacht das Zerschneider Freisetzungen in die Abluft, die um etwa folgende Faktoren höher sind als bei der Konditionierung von Brennstäben:

Lediglich Tritium wird weniger abgegeben, wenn die Brennstäbe zerschnitten werden (Faktor 0,9).

Beim Abwasser ergeben sich dagegen kaum Unterschiede zwischer beiden Konditionierungsverfahren. Die einzelnen Werte zeigen die Tabellen 4-2 und 4-3.

Nuklid	Konditionierung ohne Zerschneiden	Konditionierung mit Zerschneiden
H3 Kr85 I 129 ß/y-Aerosole a-Aerosole	6,9 E10 1,35E15 3,0 E 6 2,7 E 7 1,6 E 5	6,2 E10 1,5 E14 2,7 E 7 2,5 E 9 4,9 E 7

Tabelle 4-2: Von der DWK erwartete Aktivitätsfreisetzungen mit der Abluft aus der PKA durch die Konditionierung von jährlich 35 t Druckwasserreaktor-Mischoxid-Brennelementen; in Bq/a

Nuklid	Konditionierung ohne Zerschneiden	Konditionierung mit Zerschneiden
H 3 R/yAerosole a-Aerosole	<9,5 E 4 <8,0 E 8 <6,7 E 5	<1,9 E 5 <8,0 E 8 <1.9 E 6

Tabelle 4-3: Von der DWK erwartete Aktivitätsfreisetzungen mit dem Abwasser aus der PKA durch die Konditionierung von jährlich 35 t Druckwasserreaktor-Mischoxid-Brennelementen; in Bq/a

-Bei der Konditionierung von LWR-BE geht die DWK davon aus, daR folgende Mechanismen/Vorgänge zu einer Freisetzung in die Atmosphäre der HeiRen Zellen führen:

(1.) Gase und leichtflüchtige Stoffe gelangen zu bestimmten Bruchteilen aus den Brennstofftabletten in einen freien Raum des Brennstabs, das Plenum. Das Zerschneiden führt zur Freisetzung des gesamten Plenumgases in die Zellenatmosphäre.

(2.) Für flüchtige Spaltprodukte ist daneben die Diffusion aus der Matrix solcher Brennstäbe von Bedeutung, deren Hüllrohre bereits vor dem Zerschneiden defekt sind (durch Transport, Lagerung oder vorbereitende Arbeiten in der Anlage). Das Plenumgas gelangt in den Transportbehälter und beim Öffnen in die Zellenatmosphäre.

Die DWK geht von 1 % defekter Brennstäbe aus. Nach heutigem Wissensstand kann das Ausmaß von Hüllrohrschäden, vor allem während der Lagerung, jedoch nicht quantifiziert werden.

Berechnungen haben gezeigt, daß die zulässigen Hüllrohrtemperaturen in Transport-/Lager-Behältern überschritten werden, so daß man konservativ eine wesentlich höhere Hüllrohrschadensquote unterstellen muß [17].

liegen infolge des sog. Gap-Release zu einem kleinen Anteil in Form von Partikeln vor, die beim Zerschneiden freigesetzt werden.

(5.) Korrosionsprodukte von der Oberfläche der Brennelemente (vor allem Mn 54, Fe 55, Co 60, Ni 63 und Zn 65) werden zu einem geringen Bruchteil in Form von Aerosolen freigesetzt. Dies geschieht z.B. bei Arbeiten wie dem Ziehen der Brennelemente.

(6.) Direkt beim Zerschneiden der Brennstäbe werden Staubaerosole und Gase frei, und zwar aus derjenigen Brennstoffmasse, die an der Schnittstelle fragmentiert wird (ca. 640 g UO2 pro Brennelement).

- Für abgebrannte Brennelemente läßt sich mit Computerprogrammen das nuklidspezifische Inventar berechnen, d.h. man weiß - jedenfalls theoretisch - wieviel Radioaktivität in die Anlage gelangt. Allerdings verwendet die DWK das Rechenprogramm ORIGEN, das veraltet ist und nachweislich zu niedrige Ergebnisse für einzelne Nuklidaktivitäten liefert [17]. Insofern sind schon die Eingangsdaten der DWK nicht zutreffend und unterschätzen teilweise die Aktivitäten.

Die DWK betrachtet lediglich die Freisetzung bei der Konditionierung von LWR-Brennelementen. Hinsichtlich der Freisetzung aus radioaktiven Eigenabfällen wird im Sicherheitsbericht ohne weiteren Beleg behauptet, sie betrüge weniger als 1 x der Gesamtemissionen. Die Freisetzung aus "anderen Materialien" soll entweder (bei HTR-BE) keinen "nennenswerten" Beitrag oder bei allen sonstigen Arbeiten Uberhaupt "keinen Beitrag" zu den radioaktiven Abgaben liefern. Auch diese Behauptungen werden nicht belegt. Es fehlen weiterhin Angaben zu den Emissionen, die durch Service-, Reparatur- und sonstige Arbeiten verursacht werden; beispielsweise wenn Abfälle nicht einwandfrei konditioniert sind, Behälter geöffnet und die Inhalte neu konditioniert werden müssen.

In diesem Zusammenhang ist die Differenz zwischen den erwarteten Emissionen (die ja nur aus der Konditionierung von LWR-BE resultieren) und den beantragten Abgabewerten von Interesse. Ein Vergleich der Angaben in Tab. 4-1 und der jeweils letzten Spalte von Tab. 4-2 und 4-3 zeigt: Insbesondere bei Tritium liegen die Antragswerte erheblich höher als die erwarteten, nämlich

Auch für alpha-Aerosol-Ableitungen in die Elbe hat die DWK etwa 40 mal mehr beantragt als sie eigentlich erwartet. Bei anderen Radionukliden besteht ebenso ein - wenn auch geringerer Spielraum: etwa Faktor 6 bei Krypton 85 und Faktor 3 bei Jod 129 (Ableitungen mit Abluft).

Unterstellt man, daß die DWK ihre Abschätzungen bezüglich der zu erwartenden Emissionen für korrekt hält, so läßt sich die große Differenz eigentlich nur damit erklären, daß aus den übrigen Tätigkeiten in der PKA wesentliche Radionuklidfreisetzungen resultieren.

- Bei den radioaktiven Gasen bzw. leichtflüchtigen Stoffen (Tritium, Krypton, Jod) geht die DWK davon aus, daß sie entweder nicht zurückgehalten werden oder - so der Fall bei den Jodfiltern - daß der Dekontaminationsfaktor 1 beträgt.

Aerosole sollen jedoch durch Filter in den Abluftstrecken sehr wirhungsvoll zurückgehalten werden: Es wird ein Dekontaminationsfaktor von 10hoch5 angesetzt, d.h. nur 1 von 100.000 Teilchen soll nach außen gelangen. Tatsächlich sind während des Betriebes jedoch eher wesentlich geringere Rückhalteleistungen zu erwarten (vergl. Kapitel 3.3.2), so daß die Nichteinhaltung der beantragten Aktivitätsableitungen für Aerosole - also Strontium, Ruthenium, Cäsium, die Aktiniden usw.

Dekontaminations- und Reinigungsarbeiten an. Kontaminiertes Betriebsabwasser wird direkt dem System zur Behandlung flüssiger Abfälle (Ve-dampfer) zugeleitet. Möglicherweise kontaminiertes Betriebsabwasser sowie das Destillat des Verdampfers werden in einem Behälter gesammelt und ausgemessen; überschreitet die Aktivität eine festlegte Grenze, so geht es ebenfalls zur Abfallbehandlung (s.o.). Bei Freigabe wird das Wasser zur Betriebswasseraufbereitung für nicht-kontaminierte Betriebsabwässer gepumpt. Insgesamt 500 m3 dieses Wassers sollen pro Jahr in die Elbe "entsorgt" werden, entweder über eine Abwasserleitung oder durch Tankfahrzeuge.

Man sieht, daß - verglichen mit der Ableitung von Radionukliden in die Umgebungsluft - beim Abwasser eher aktive Eingriffsmöglichkeiten in Form von "Behandlung" bestehen. Letztlich kommt es auf die Festlegung an, ab welcher Aktivitätsgrenze radioaktives Abwasser einfach abgeleitet oder aber einer Behandlung zugeführt wird. Es ist also grundsätzlich möglich, weniger Radioaktivität mit dem Abwasser abzugeben.

-Für die Abschätzung der Strahlenbelastung in der Umgebung ist es wichtig zu wissen, in welcher chemischen Form das radioaktive Jod über den Kamin nach außen gelangt. Elementares Jod wird wesentlich effektiver durch Fallout und Washout auf Boden und Vegetation abgelagert als andere Jodverbindungen (etwa 100fach stärker als z.B. organische Jodverbindungen). Die DWK behauptet ohne stichhaltige Begründung, daß - in Analogie zu Atomkraftwerken - 50 % des emittierten Jods in elementarer und 50 X in organisch gebundener Form vorliegen. Auf diese Weise fahrt die Hälfte der radioaktiven Jodabgaben nach DWK-Annahmen zu praktisch keiner Strahlenbelastung der Schilddrüse.

In der Diskussion auf dem Erörterungstermin bemerkte der Gutachter der Genehmigungsbehörde, Herr Dr. Bienas vom TUV Hannover, zu diesem Thema: "Wir sind auch noch nicht so ganz davon überzeugt, daß man 50 X organischen Anteil annehmen darf. Wir werden das sehr ernsthaft prüfen. Zur Zeit gehen wir bei Dosisberechnungen auch von 100 X aus ... Es ist aber richtig, daß man bei Kernkraftwerken Erfahrungen hat. Man hat die Anteile in der Kaminabluft gemessen und festgestellt, daß man dort tatsächlich einen erheblichen Anteil von Methyljodid findet ... Ein Grund für das Zustandekommen solcher Verbindungen ist möglicherweise der Kontakt von dem sehr reaktiven elementaren Jod mit organischen Verbindungen innerhalb der Anlage. Das können Anstriche an Wänden sein, das können Schmiermittel an Komponententen sein usw. ... Aber, wie gesagt, ich bin auch noch nicht davon überzeugt, daß man das so ohne weiteres auf die Emissionen der PKA übertragen kann (18, S. V/298).

Bekanntlich muß im Genehmigungsverfahren für Atomanlagen nachgewiesen werden, daß mit der Abgabe von radioaktiven Stoffen über den Kamin oder das Abwasserrohr die Dosiegrenzwerte des § 45 Strahlenschutzverordnung eingehalten werden. Die DWK kommt zu dem Ergebnis, daß diese Grenzwerte "deutlich unterschritten werden" [8, Kap.3.2.3.6]. Tabelle 4-4 zeigt, daß das unter DWKAnnahmen zutrifft (auch für die dort nicht aufgeführten Organe). Pfad Organ

Pfad (Organ)	Abluft	Abwasser
Ganzkörper Knochen Schilddrüse Magen-Darm-Trak	0,004 (0,4) 0,015 (1,5) 0,031 0,03 0,003 (0,3)	0,0008 (0,08) 0,0009 (0,09) (3,1) 0,00075 (0,075)

Tabelle 4-4: Strahlenbelastung für Erwachsene aufgrund der beantragten Ableitungen aus der PKA; in mSv/a, in Klemmern Angaben in mrem/a; aus [8]

Die Höhe der zu erwartenden Strahlendosis (in Sievert oder rem) wird ermittelt durch eine Modellrechnung: Ausgehend von den beantragten Abgaben (in Becquerel) verknüpft das Modell die einzelnen Abläufe der Ausbreitung und Ablagerung von Radionukliden, des Transfers innerhalb der Nahrungskette und der Aufnahme in den menschlichen Körper. In der Bundesrepublik sind solche radioökologische Rechengänge "genormt" und müssen für eine Referenzperson an den ungünstigsten Einwirkungsstellen durchgeführt werden. Die DWK-Berechnungen beruhen noch auf der "Allgemeinen Berechnungsgrundlage" (ABG) von 1979 [19].

An der Richtigkeit und Angemessenheit der im Sicherheitsbericht verwendeten meteorologischen und radioökologischen Parameter und damit an der dort abgeschätzten Strahlenbelastung bestehen erhebliche Zweifel. Am Beispiel von Jod 129 läßt sich zeigen, daR die DWK-Annahmen weder korrekt noch konservativ sind.

Die Aktivität von 7,4 E 7 Bq Jod 129, abgegeben über den 60 m hohen Kamin, soll eine Schilddrüsendosis von 0,029 mSv (2,9 mrem) verursachen tdie Diferenz zur Angabe in Tab. 4-4 erklärt sich durch die Beiträge anderer Radionuklide). Die Belastung resultiert nur aus dem Verzehr von Nahrungsmitteln, d.h. andere Pfade wie Inhalation oder Bodenstrahlung sind völlig vernachlässigbar. Kritikwürdig sind hier u.a. folgende Punkte:

Unter den obigen Annahmen - 100 % elementares Jod, Ablagerungsgeschwindigkeit 2 cm/s und ein Transferfaktor Boden-Weidegras von 0,4 - errechnet sich damit die Schilddrüsendosis eines Kleinkindes zu 0,55 mSv/a (55 mrem/a).

Dies bedeutet noch keine Grenzwertüberschreitung, aber das ist auch nicht das Ziel dieser Beispielrechnung. Zwar können KlägerInnen in gerichtlichen Auseinandersetzungen nur dann Hoffnung auf Erfolg haben, wenn sie nachweisen können, daß die Grenzwerte der Strahlenschutzverordnung überschritten werden. Unserer Kenntnis nach hat in allen Prozessen um Atomanlagen bisher jedoch noch kein Gericht die Darlegungen der KlägerInnen dazu akzeptiert. Deshalb erscheint es wenig wahrscheinlich, daß ausgerechnet bei der PKA diese Argumentation wirkungsvoll sein wird.

Aber: Grenzwerte markieren keine Grenze der Ungefährlichkeit. Deshalb muß hier vielmehr das sog. Minimierungsgebot des § 28 StrlSchV zum Tragen kommen, wonach jede Strahlenexposition "unter Beachtung des Standes von Wissenschaft und Technik und unter Berücksichtigung aller Umstände des Einzelfalles auch unterhalb der in dieser Verordnung festgelegten Grenzwerte so gering wie möglich gehalten werden muß. Dafür hat die Genehmigungsbehörde Sorge zu tragen. Maßnahmen, die sowohl dem Stand von Wissenschaft und Technik entsprechen als auch unter ökonomischen Abwägungen dem Antragsteller zuzumuten sind, sind beispielsweise

- der Verzicht auf das Zerschneiden von Brennelementen, - Einbau von Jodfiltern, - Rückhaltung von Krypton 85, - Reduzierung der radioaktiven Abgaben mit dem Abwasser.

Wenn darüber hinaus verzichtet wird auf das Zerlegen von Brennelementen und auf unnötige Umpackvorgänge oder sogar Nachkonditionierungen, dann ist die PKA selbst überflüssig.

Ein Teil der energiereichen Gamma- und Neutronenstrahlung von abgebrannten Brennelementen oder radioahtiven Abfällen, die ir der PKA bearbeitet werden oder dort lagern, durchdringt Behälter, Abschirmungen und Wände. In der unmittelbaren Umgebung de Anlage kommt es deshalb zu einer erhöhten Ortsdosisleistung.

Nach der Strahlenschutzverordnung (§ 44, Absatz 1) darf in die sem außerhalb des Anlagenzaunes gelegenen "außerbetrieblichen Überwachungsbereich" die Ganzkörperdosis bzw. die effektive Dosis den Grenzwert von 1,5 mSv pro Jahr (150 mrem/a) nicht überschreiten; die Beiträge durch die radioaktiven Ableitungen mit Abluft und Abwasser müssen einbezogen werden. Über die Höhe der Dosis durch Direkt- und Streustrahlung am Zaun der Gorlebe ner Anlage ist und die Ausdehnung des "außerbetrieblichen Überwachungsbereichs" macht der Sicherheitsbericht keine Angaben; es erscheint auch fraglich, ob die DWK überhaupt Berechnungen angestellt hat. Es wird lediglich behauptet, die Strahlenbelastung sei "deutlich kleiner als der entsprechende Grenz wert" [8, Kap. 3.2.3.4]. Ohne rechnerischen Nachweis ist diese Behauptung von geringem Wert.

In der PKA wird eine Vielzahl von Strahlenquellen gehandhabt und gelagert. Schutz vor der durchdringenden, z.T. weitreichen den Gamma- und Neutronenstrahlung sollen ortsfeste oder mobile Abschirmungen leisten, z.B. dicke Wände aus Beton im Konditionierungsgebäude oder Blei- und Betonsteine, die "im Rahmen von Betriebs-, Interventions- und Instandhaltungsvorgängen temporär und örtlich nach Bedarf errichtet werden" [8, Kap. 3.1.2]. Die Arbeitsplätze werden überwacht hinsichtlich Ortsdosisleistung, Raumlufthontamination und Oberflächenverseuchung. Falls erforderlich - z.B. bei Interventions- und Instandhaltungsarbeiten werden zusätzliche Uberwachungsgeräte aufgestellt, die bei Grenzwertüberschreitungen Alarm auslösen [8, Kap. 3.3.3].

Die Darstellungen des Sicherheitsberichts zu diesem Problemkreis sind so allgemein gehalten, daß sich daraus nichts entnehmen läßt. Insbesondere ist zu kritisieren, daß keine Abschätzungen daraber vorliegen, welche Strahlendosen für die Beschäftigten beim Betrieb der Anlage oder bei besonderen Tätigkeiten zu erwarten sind. Die DWK will offensichtlich nicht mehr tun als gesetzlich vorgeschrieben (oder zulässig) ist: Nämlich die Grenzwerte der Strahlenschutzverordnung einhalten (oder anders ausgedrückt: die Grenzwerte ausschöpfen).

Strahlenbeschäftigte dürfen jedoch pro Jahr 50 mSv (5 rem) effektive Dosis (nach der alten Strahlenschutzverordnung Ganzhörperdosis) erhalten; die Grenzwerte für Organe liegen noch höher, z.B. 300 mSv/a (30 rem/a) Schilddrüsendosis oder 500 mSv/a (50 rem/a) durch Teilkörperbestrahlung an Händen und Unterarmen (§ 49 Absatz 1 Strahlenschutzverordnung). Zusätzlich ist mit dem Inkrafttreten der 2. Verordnung zur Änderung der Strahlenschutzverordnung 1989 eine Begrenzung der Lebenszeitdosis eingeführt worden, d.h. die Summe der in allen Berufsjahren erhaltenen effektiven Dosis darf 400 mSv (40 rem) nicht überschreiten.

Diese Dosisgrenzwerte sind viel zu hoch angesetzt und bedeuten eine nicht hinnehmbare Gefährdung für die einzelnen Beschäftigten. Seit vielen Jahren wurde deshalb (meist von Kritikerseite) gefordert, die Grenzwerte herabzusetzen. Die Erkenntnisse der letzten Jahre haben die Notwendigkeit von Grenzwertsenkungen in bedrückender Weise bestätigt. So zeigen die letzten Auswertungen zur strahlenbedingten Krebssterblichkeit bei den Atombombenüberlebenden von Hiroshima und Nagasaki ein gegenüber früheren offiziellen Abschätzung etwa 10fach höheres Risiko. Weiterhin deuten Arbeiten aus GroRbritannien auf mögliche, bisher nicht bekannte Zusammenhänge zwischen der Strahlenbelastung von männlichen Beschäftigten der Wiederaufarbeitungsanlage Sellafield und dem erhöhten Auftreten von Leukämie bei ihren Kindern hin (24).

Die PKA wird sicherlich zu denjenigen Atomanlagen gehören, in denen die Arbeit aufgrund des vielfach wechselnden Umgangs mit stark strahlendem Atommüll in Verbindung mit der Erprobung von bisher noch nicht durchgeführten Verfahren zu hohen Strahlenbelastungen fahrt. Um sichere Arbeitsplätze im Strahlenschutzsinn wird es sich dabei nicht handeln.