Fachgruppe Radioaktivität
hat nachfolgende Stellungnahme erarbeitet

(Stand 30.04.2000)

Stellungnahme zu ausgewählten Regelungen im Entwurf der Novellierung der Strahlenschutzverordnung vom 03.04.2000

Inhaltsverzeichnis:

 

Referat des Botschafter Weißrußlands über die Folgen des GAU von Tschernobyl u.a.

Dosisbelastung pro Jahr an der Grenze des Grundstücks am Verladekran - Ostbahnhof Dannenberg auf der Grundlage bisheriger Planungen von Transporten.

 

Vorbemerkung

Unsere Stellungnahme beschränkt sich im wesentlichen auf den Teil der Novelle, der den Schutz der Bevölkerung und Umwelt vor den Schadwirkungen ionisierender Strahlung zum Ziel hat. Der medizinische Bereich bleibt unberücksichtigt.

Mit der Änderung des Atomgesetzes (ATG) und der geplanten Novellierung der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) greift der Gesetzgeber in das im Grundgesetz garantierte Recht auf körperliche Unversehrtheit (Artikel 2) ein. Diese Gesetzgebung wird weitreichende Konsequenzen auch für nachfolgende Generationen haben. Zum erstenmal in der Geschichte der Strahlenschutzgesetzgebung wird eine Strahlenbelastung als „unerheblich" angesehen., deren Schadwirkung auf Memsch und Umwelt die zu vernachlässigen sei. Unverständlich ist, daß es keine größere öffentliche Diskussion in den Medien über die Gesetzesänderungen gibt. Schließlich geht es um die Frage, welche gesundheitlichen Schäden durch radioaktive Belastung und ionisierende Strahlung die Gesellschaft hinzunehmen bereit ist, um der Industrie , insbesondere der Atomindustrie, eine möglichst ungehinderte Nutzung von Radioaktivität und Atomspaltung zu ermöglichen.

Im Folgenden werden ausgewählte Regelungen der StrlSchV auf ihre Schutzfunktion untersucht auf der Grundlage wissenschaftlicher Erkenntnisse sowie der Erfahrungen aus dem GAU von Tschernobyl. Es werden zudem die Neuregelungen mit dem derzeit geltenden Recht verglichen.

 

1. Anmerkungen zu Änderungen des Atomgesetzes (ATG)

Der Abriß von atomaren Anlagen bzw. Atomkraftwerken ist bereits im Gange und wird zunehmend von Bedeutung sein. Dabei fallen große Mengen schwachradioaktiver Materialien an. Um eine kostenaufwendige Endlagerung - derzeit verfügt Deutschland nach dem Einlagerungsstopp in Morsleben über kein Endlager für schwach - und mittelradioaktive Abfälle - zu vermeiden, soll innerhalb der Europäischen Union (EU) der schwachradioaktive Abfall in die Umwelt verteilt werden. „Freigrenzen, Freigabe, Wiederverwertung und Wiederverwendung" von radioaktiven Müll sind die Stichworte, die durch Änderung der gesetzlichen Regelungen in großem Umfang ermöglicht werden sollen. Als erster Schritt wurde im ATG eine Erweiterung des Begriffs „nicht radioaktive Stoffe" vorgenommen. Bereits in der Änderung der Begriffsbestimmung entfällt der Schutz vor ionisierender Strahlung im Falle schwach radioaktiver Abfälle, indem Radioaktivität im physikalischem Sinne als nicht radioaktiv im juristischen Sinne definiert wurde:

Änderung §2 ATG ( Begriffsbestimmungen ):

„a) Absatz 1 wurde wie folgt gefaßt:

(1) Radioaktive Stoffe (Kernbrennstoffe und sonstige radioaktive Stoffe) im Sinne dieses Gesetzes sind alle Stoffe, die ein Radionuklid oder mehrere Radionuklide enthalten und deren Aktivität oder Konzentration im Zusammenhang mit der Kernenergie oder dem Strahlenschutz nach den Regelungen dieses Gesetzes oder einer auf Grund dieses Gesetzes erlassenen Rechtsverordnung nicht außer acht gelassen werden kann. ....

(2) Die Aktivität oder Konzentration eines Stoffes kann im Sinne des Absatzes 1 Satz 1 insbesondere außer acht gelassen werden, wenn dieser Freigrenzen nach einer auf Grund dieses Gesetzes erlassenen Rechtsverordnung unterschreitet. Satz 1 gilt für im Rahmen einer Genehmigung nach diesem Gesetz oder nach einer auf Grund dieses Gesetzes erlassenen Rechtsverordnung anfallende Stoffe mit der Maßgabe, daß eine Freigabe erteilt und die Feststellung wirksam getroffen worden ist, daß die Freigabewerte nach einer auf Grund dieses Gesetzes erlassenen Rechtsverordnung nicht überschritten werden."

 

Wissenschaftlich ist weltweit unstrittig, daß jede radioaktive Belastung zu einem Anstieg von Krebserkrankungen und Schädigungen im Erbgut (stochastische Schäden) führt. Grenzwerte, unterhalb derer keine gesundheitlichen Beeinträchtigungen zu erwarten sind, gibt es nicht.

Auch in der alten Fassung des ATG wurden als nicht radioaktive Stoffe jene bezeichnet, deren Aktivität derart geringfügig ist, daß „keine besondere Beseitigung zum Schutz von Leben, Gesundheit und Sachgütern vor den Gefahren der Kernenergie" erforderlich ist, was immer darunter konkret zu verstehen ist. Ein Bezug zum „Schutz von Leben, Gesundheit und Sachgütern vor den Gefahren der Kernenergie" fehlt in der neuen Formulierung.

Die Änderung im Atomgesetz war notwendig, um das von der EU geforderte 10 - Mikrosievert - Konzept für die Einzelperson und das 1- Mann - Sievert - Konzept für die Bevölkerung (Kollektiv) in der Novelle der StrlSchV zu verankern. Während sich Radioaktivität mit mehr oder weniger großem meßtechnischen Aufwand bestimmen läßt, ist die Einschätzung des Gefährdungspotentials für den Einzelnen oder für ein Kollektiv mit erheblichen Unsicherheiten verbunden. In die Einschätzungen gehen viele Parameter ein, die wissenschaftlich nicht abgesichert sind. Alle pseudowissenschaftlichen Rechtfertgungsversuche dieser Strahlenschutzkonzeption laufen darauf hinaus, hinreichende unkontrollierbare Verdünnungsfaktoren zu konstruieren, um die Entlassung großer Mengen an Radioaktivität in die Umwelt als „unbedeutend" erscheinen zu lassen.

 

2. Genehmigungsfreier Umgang (Freigrenzen)

Die Festlegung von Freigrenzen, ob für natürliche oder künstlich erzeugte Radioaktivität, bedeutet immer, daß ein unkontrollierter, unbestimmbarer und ungehinderter Umgang mit den radioaktiven Materialien stattfinden kann. Es ist nicht auszuschließen, daß die unkontrollierte Radioaktivität unmittelbar (unverdünnt) in die Nahrungsmittelkette des Menschen gelangt. Auf jeden Fall gelangt die Radioaktivität unkontrolliert in die Umwelt. Da u.a. auch jede Kennzeichnungspflicht entfällt, gehen die Menschen, die auf irgendeine Weise in den Besitz derartiger schwach radioaktiver Stoffe gelangen, völlig sorglos damit um.

Freigrenzen und Freigabewerte werden nuklidspezifisch festgelegt. Der nuklidspezifische Ansatz setzt einen hohen meßtechnischen Aufwand und entsprechendes hochqualifiziertes Personal mit entsprechenden Kosten voraus. Um Kosten zu sparen, werden Messungen durch mehr oder weniger zutreffende spekulative Annahmen (quasi konstanter Nuklidvektor ) ersetzt. Die meßtechnischen Aufgaben werden nicht von Behörden vorgenommen, sondern diese Aufgabe soll von nach marktwirtschaftlichen Grundsätzen arbeitenden Privatunternehmen durchgeführt werden. Es muß befürchtet werden, daß Radionuklide, die nicht durch Gammastrahlung bestimmt werden können (Beta- und Alphastrahler), in weit höherenm Maße als dokumentiert in die Umwelt gelangen. Ein Nachweis ist nur mit hohen Aufwand in Speziallabors möglich.

Bei der Entlassung größerer Mengen an schwach radioaktivem Material aus dem Geltungsbereich der StrlSchV stützte man sich bisher auf §4 (4) 2. e) Genehmigunsfreier Umgang der geltenden StrSchV, wonach Radioaktivität mit einer spezifischen Aktivität unterhalb des 10-4fachen der festgelegten Freigrenze genehmigungsfrei ist. §8 (2) der Novelle schließt einen zusätzlichen genehmigungsfreien Umgang aus, wenn ein genehmigungsbedürftiger Umgang gegeben ist. Wenn jedoch eine uneingeschränkte Freigabe (siehe unten) erfolgt, so benötigt der neue Besitzer der Radioaktivität keine Genehmigung.

An einem konkreten Beispiel, dem Abwasser des Atomkraftwerkes Lingen, sollen die bestehenden und zukünftigen Regelungen der StrlSchV aufgezeigt werden.

 

Tabelle 1. Vergleich der Freigrenzen zwischen geltender StrlSchV und der Neuregelung am Beispiel des Abwassers des Atomkraftwerks Lingen (1975) als Wirtschaftsgut.

1

2

3

4

5

6

7

8

Lingen

Abwasser (g)

Nuklid

Abgabe 1975

(Bq)

Abgabe 1975

(Bq/g)

Freigrenze

(Bq/g) neu

Abgabe/

Freigrenze

Freigrenze

(Bq/g) alt

Verhältnis

neu/alt

1,04E+10

Mn 54

3,30E+05

3,16E-05

1,00E+01

3,16E-06

5,00E+01

0,2

Co 57

1,70E+06

1,63E-04

1,00E+02

1,63E-06

5,00E+01

2

Co 58

1,80E+07

1,73E-03

1,00E+01

1,73E-04

5,00E+01

0,2

Co 60

4,80E+08

4,60E-02

1,00E+01

4,60E-03

5

2

Sr 89

3,70E+08

3,55E-02

1,00E+03

3,55E-05

5,00E+01

20

Sr 90

4,40E+06

4,22E-04

1,00E+02

4,22E-06

5

20

Zr 95

3,70E+07

3,55E-03

1,00E+01

3,55E-04

5,00E+01

0,2

Nb 95

7,40E+07

7,10E-03

1,00E+01

7,10E-04

5,00E+01

0,2

Ru 103

1,30E+07

1,25E-03

1,00E+04

1,25E-07

5,00E+01

200

J 131

4,40E+08

4,22E-02

1,00E+02

4,22E-04

5

20

Cs 134

1,50E+08

1,44E-02

1,00E+01

1,44E-03

5

2

Cs 137

3,40E+08

3,26E-02

1,00E+01

3,26E-03

5,00E+01

0,2

La 140

1,40E+07

1,34E-03

1,00E+01

1,34E-04

5,00E+01

0,2

Ce 141

4,10E+07

3,93E-03

1,00E+02

3,93E-05

5,00E+01

2

Ce 144

1,10E+07

1,05E-03

1,00E+02

1,05E-05

5

20

H 3

6,10E+11

5,85E+01

1,00E+06

5,85E-05

5,00E+02

2000

Summe

5,87E+01

1,12E-02

( Spalte 1: Gesamtmenge des Abgegebene Abwassers; Spalte 2: Auflistung der vom Betreiber angegebenen Radionuklide; Spalte 3: Gesamtmenge der nuklidspezifischen Abgabe; Spalte 4: spezifische Aktivität; Spalte 5: die spezifischen Freigrenzen (Bq/g) entsprechen der Novelle der StrlSchV; Spalte 6: Verhältnis der spezifischen Aktivität des Abwassers zur spezifischen Freigrenze; Spalte 7: spezifische Freigrenze nach geltender StrlSchV; Spalte 8: Verhältnis der spezifischen Freigrenzen.)

 

Aus der Tabelle 1. geht hervor:

- Die Konzentration an Radioaktivität im Abwasser eines Atomkraftwerkes unterliegt nicht mehr der Kontrolle der StrlSchV, wenn es als Wirtschaftsgut betrachtet wird und eine Freigabe erfolgt. Nach der Summenformel in der Novelle wird der Rahmen für die Freigrenze gerade einmal zu ca. 1% ausgeschöpft. Betrachtet man das Wasser nicht als Abfall, so wäre auch nach geltender StrlSchV ein genehmigungs- und anzeigefreier Umgang gegeben. Der zulässige Rahmen (100 Bq/g) wäre im Vergleich zur Novelle zu ca. 60% (Summe Spalte 4) ausgenutzt.

- Der Vergleich mit dem geltenden Recht zeigt, daß die Freigrenzen für die einzelnen Nuklide überwiegend erheblich - bis zu einem Faktor 2000 - erweitert wurde. Nur für wenige Nuklide wurde in der Novelle der Grenzwert verringert.

- Die um Potenzen unterschiedlichen Werte für die Freigrenzen in der Novelle und der StrlSchV zeigen auf, daß es keinerlei fundierte wissenschaftliche Begründung für die Festlegung der Werte gibt. Sie wurden den Bedürfnissen der Atomindustrie angepaßt.

- Die natürliche Konzentration in Grundwasser, Seen und Flüssen beträgt maximal 0,3 Bq/l. Es wird ein Tritiumgehalt (H-3) offenkundig als harmlos angesehen, der den natürlichen Gehalt im Grundwasser um das 3 000 000 000fache übersteigt.

 

Die festgelegten Freigrenzen in der Novelle ermöglichen einen wesentlich sorgloseren Umgang mit Radionukliden als in der geltenden Fassung. Die Ausweitung der Freigrenzen stellt eine Gefährdung für Mensch und Natur dar, da eine Kontrolle und Kennzeichnung radioaktiven Abfalls unterhalb der Freigrenzen, die einen genehmigungsfreien Umgang festlegen, nicht erfolgt.

3. Abwasser aus Kontroll - und Überwachungsbereich.

Wir betrachten nun dasselbe Abwasser des Atomkraftwerks Lingen unter dem Aspekt der maximalen Aktivitätskonzentration im Wasser aus Kontroll - und Überwachungsbereichen. Während in der Novelle maximale Konzentrationen nuklidspezifischer Vorgaben mit einer Summenformel vorgegeben werden, werden in §46 (4) der geltenden StrlSchV Grenzwerte für unterschiedliche Gruppen von Radionukliden festgelegt. In unserem Beispiel kann von der Gruppe mit dem höchsten Gehalt an Radionukliden ausgegangen werden.

 

Tabelle 2. Vergleich der Grenzwerte zwischen geltender StrlSchV (§46) und der Neuregelung am Beispiel des Abwassers des Atomkraftwerks Lingen (1975) als Abwasser.

1

2

3

4

5

6

7

8

Lingen

Abwasser (cbm)

Nuklid

Abgabe 1975

(Bq)

Abgabe 1975

(Bq/cbm)

max.Konz.

(Bq/cbm)

Abgabe/

max. Konz.

§46 (4)

StrlSchV

(Bq/cbm) alt

Verhältnis

neu / alt

10427

Mn 54

3,30E+05

3,16E+01

2,00E+05

1,58E-04

Co 57

1,70E+06

1,63E+02

3,00E+05

5,43E-04

Co 58

1,80E+07

1,73E+03

1,00E+05

1,73E-02

Co 60

4,80E+08

4,60E+04

2,00E+04

2,30E+00

Sr 89

3,70E+08

3,55E+04

3,00E+04

1,18E+00

Sr 90

4,40E+06

4,22E+02

4,00E+03

1,05E-01

Zr 95

3,70E+07

3,55E+03

1,00E+05

3,55E-02

Nb 95

7,40E+07

7,10E+03

2,00E+05

3,55E-02

Ru 103

1,30E+07

1,25E+03

2,00E+07

6,23E-05

J 131

4,40E+08

4,22E+04

5,00E+03

8,44E+00

Cs 134

1,50E+08

1,44E+04

2,00E+04

7,19E-01

Cs 137

3,40E+08

3,26E+04

3,00E+04

1,09E+00

La 140

1,40E+07

1,34E+03

4,00E+04

3,36E-02

Ce 141

4,10E+07

3,93E+03

1,00E+05

3,93E-02

Ce 144

1,10E+07

1,05E+03

1,00E+04

1,05E-01

H 3

6,10E+11

5,85E+07

1,00E+07

5,85E+00

Summe

5,87E+07

3,12E+07

2,00E+01

1,00E+03

2935

(Beim Abwasser wird die spezifische Konzentration auf das Volumen bezogen. Die Spalten 1 bis 4 entsprechen denen der Tabelle 1. Spalte 5: maximale nuklidspezifische Konzentrationen entsprechend der Novelle der StrlSchV. Spalte 6: Verhältnis von spezifischer Aktivität im Abwasser zur maximalen Konzentration . Spalte 7: geltende StrlSchV Tabelle IV 3.

 

Aus der Tabelle 2 geht hervor:

- Die Konzentration an Radioaktivität im Abwasser eines Atomkraftwerkes unterliegt zwar nicht mehr der Kontrolle der StrlSchV, aber es darf nicht als Abwasser abgeleitet werden. Als Wirtschaftsgut betrachtet, wird nach der Summenformel in der Novelle der Rahmen für die Freigrenze gerade einmal zu ca. 1% ausgeschöpft, aber es überschreitet die maximale zulässige Konzentration nach der Novelle um das 20fache.

- Der Vergleich mit dem geltenden Recht ergibt, daß in dem gewählten Beispiel nach der Novelle zukünftig eine um das ca. 50fache höhere Menge an Radioaktivität abgeleitet werden darf.

 

 

Der Vergleich der Novelle mit dem geltenden Recht ergibt, daß die Schutzfunktion mit der Festlegung maximaler Radioaktivitätskonzentrationen im Abwasser um Größenordnungen reduziert wird. Es besteht ein nicht nachvollziehbarer Widerspruch zwischen der Betrachtung des radioaktiven Abwassers aus Sicht der Regelungen zu den Freigrenzen einerseits und der Sicht der Regelung zur Ableitung als Brauchwasser andererseits:

Jemand, der zukünftig mit Flüssigkeiten umgeht, deren Zusammensetzung der des Abwassers entspricht, unterliegt bei der Nutzung nicht der StrlSchV. Aus Sicht der Freigrenzen sind die Flüssigkeiten nur unbedeutend radioaktiv belastet. Die Radioaktivität verbleibt unkontrolliert in der Umwelt. Eine Ableitung der Flüssigkeiten ist jedoch unzulässig, da der Grenzwert dafür um das 20fache überschritten wird.

4. Freigabe

Ziel des Atomgesetzes und der Novelle der StrlSchV ist es, u.a. Mülldeponien, Müllverbrennungsanlagen sowie Hüttenwerke zu „Entsorgungszentren" für schwach radioaktiven Müll zu machen Bei uneingeschränkter Freigabe landet der Müll unkontrolliert und unvorhersehbar irgendwo in der Umwelt.

In der EU - Richtlinie heißt es dazu:

Genehmigung und Freigabe von Beseitigung,

Wiederverwertung oder Wiederverwendung

(1) Für die sich aus einer anmelde- oder genehmigungspflichtigen Tätigkeit ergebende Beseitigung, Wiederverwertung oder Wiederverwendung von radioaktiven Stoffen oder von Materialien, die radioaktive Stoffe enthalten, ist eine vorherige Genehmigung vorgeschrieben.

 

(2) Die Beseitigung, Wiederverwertung oder Wiederverwendung derartiger Stoff oder Materialien kann jedoch von den Anforderungen dieser Richtlinie freigestellt werden, sofern die Freigabewerte eingehalten werden, die von den zuständigen nationalen Behörden festgelegt worden sind. Diese Freigabewerte folgen den in Anhang I verwendeten Grundkriterien und tragen anderen technischen Leitlinien der Gemeinschaft Rechnung.

 

Während in der EU - Richtlinie Freigrenzen für Mengen bzw. Konzentrationen im einzelnen festlegt sind, die keiner Anmeldepflicht und Kontrolle durch Behörden unterliegen, wird die Festlegung der Freigabewerte in die Kompetenz jeden einzelnen Mitgliedstaates gegeben. Sie legt für die Freigabewerte die gleichen Grundkriterien fest, wie sie für den unkontrollierten Umgang mit Radioaktivitäten (Freigrenzen) gelten. Die Kriterien seien hier wiedergegeben:

ANHANG I

KRITERIEN FÜR DIE ANWENDUNG DES ARTIKELS 3

1. Eine Tätigkeit kann von der Anmeldepflicht gemäß Artikel 3 Absatz 2 Buchstabe a) oder b) ohne weitere Prüfung freigestellt werden, wenn entweder die Aktivität oder die Aktivitätskonzentration der betreffenden Radionuklide die Werte der Spalte 2 oder 3 der Tabelle A nicht überschreitet.

2. Für die Berechnung der Werte in Tabelle A für die Freistellung von Tätigkeiten sind folgende Grundkriterien anzuwenden:

a) Die mit der freigestellten Tätigkeit verbundenen radiologischen Risiken für Personen sind so gering, daß kein Regelungsbedarf besteht, und

b) die kollektive radiologische Auswirkung der freigestellten Tätigkeit ist so gering, daß unter den gegebenen Umständen kein Regelungsbedarf besteht, und

c) die freigestellte Tätigkeit ist ihrem Wesen nach ohne radiologische Bedeutung, und es besteht keine nennenswerte Wahrscheinlichkeit von Szenarien, die dazu führen könnten, daß die unter den Buchstaben a) und b) genannten Kriterien nicht erfüllt werden.

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 10 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.

4. Für nicht in Tabelle A enthaltene Radionuklide bestimmt die zuständige Behörde im Bedarfsfall angemessene Werte für die Aktivität und die Aktivitätskonzentrationen je Masseneinheit. Die so festgelegten Werte ergänzen die Angaben in Tabelle A.

5. Die in Tabelle A festgelegten Werte gelten für den Gesamtbestand an radioaktiven Stoffen, die sich, bezogen auf eine bestimmte Tätigkeit, gleich zu welchem Zeitpunkt, im Besitz einer Person oder eines Unternehmens befinden.

6. Nuklide mit der Kennzeichnung + oder sec in Tabelle A sind Ausgangsnuklide in Gleichgewicht mit ihren entsprechenden Tochternukliden gemäß Tabelle B. Die in Tabelle A angegebenen Werte beziehen sich in diesem Fall ausschließlich auf das Ausgangsnuklid, berücksichtigen jedoch bereits vorhandene Tochternuklide.

7. In jedem anderen Fall eines Gemisches von mehr als einem Nuklid kann auf die vorgeschriebene Anmeldung verzichtet werden, wenn die Summe der Quotienten der Aktivität jedes Nuklids in der vorhandenen Gesamtmenge, dividiert durch den in Tabelle A angegebenen Wert, kleiner oder gleich 1 ist. Diese Summenregel gilt auch für Aktivitätskonzentrationen, wenn die verschiedenen zu betrachtenden Nuklide in derselben Matrix enthalten sind.

Eine Mengenbegrenzung von Radioaktivität (Grenzwerte, Freigabewerte) entfällt. In der EU - Richtlinie ist eine Mengenbegrenzung mit dem 1 Mann-Sievert - Konzept wenigstens angedeutet. Die Regelung zur Begrenzung der Kollektivdosis wurde nicht in die Novelle der StrlSchV übernommen. Sie erfüllt in diesem Punkt nicht die Mindestnorm der EU - Richtlinie. Das 10 mSv - bzw. 1 Mann-Sievert Konzeptes ist noch nicht eimal als Grenzwert rechtsverbindlich festgeschrieben. In den s.g. „abdeckenden Szenarien" , aus denen die maximalen Konzentrationen abgeleitet wurden, wird unterstellt, daß mit der Einhaltung des 10 mSv - Konzeptes automatisch auch die Kollektivdosis auf 1 Mann-Sievert begrenzt ist.

International herrscht Einvernehmen, daß es keine untere Grenze für Strahlenbelastungen gibt, die stochastische Schäden ( z.B. Induktion von Krebs - und Leukämieerkrankungen, Schädigungen des Erbgutes ) ausschließt. Selbst die ICRP, die sich traditionell der atomaren Wehrtechnik und Atomwirtschaft verpflichtet fühlt, erkennt dies an. Dennoch unterstellt die EU - Richtlinie, daß es für die darin nuklidspezifisch aufgeführten Freigabewerte keiner Regelung für die Individual- und Kollektivdosis bedarf (2.). Für die Ausnahmefälle (3.) werden jedoch Dosisbegrenzungen für Einzelpersonen und Kollektiv konkret benannt. Es ist jedoch keineswegs sichergestellt, daß diese Dosisgrenzwerte auch eingehalten werden.

In die s.g. „abdeckenden Szenarien" gehen viele Parameter ein. Es wird stets mit Mittelwerten gerechnet, ohne die Streubreiten der Parameter zu berücksichtigen. Insbesondere werden unrealistische Dosiskonversionsfaktoren (siehe unten) verwendet, wie die gesundheitlichen Beeinträchtigungen der Bevölkerung in den durch den Gau von Tschernobyl belasteten Gebieten beweisen.

Die Rechtfertigung der „Entsorgung" schwach radioaktiven Mülls in der Umwelt mit „abdeckenden Szenarien", wie sie z.B. von der SSK veröffentlicht wurde, täuscht einen wissenschaftliche Begründung vor, die einer Überprüfung nicht standhält. Im internationalen Vergleich der Regelung der Freigabe radioaktiver Stoffe kommt B.Franke u.a. zu folgender Feststellung:

„... unterstellt man die Obergrenze der Daten in (NRC, 1998) als korrekt (also eine resultierende effektive Folgedosis von 10 mSv pro Jahr) wären bei Ausschöpfung der Freigabewerte aus dem Entwurf der Strahlenschutzverordnung in 47% der Nuklide Dosiswerte bis 100 mSv pro Jahr, in 34% der Nuklide bis 1 mSv pro Jahr und in 9% der Nuklide bis zu 10 mSv pro Jahr die Folge"

Vergleicht man diese effektiven Dosen mit den Grenzwerten für Inhalation und Ingestion (§48 Novelle StrlSchV), so ist eine Überschreitung der Grenzwerte um das 30fache denkbar. Die Pseudowissenschaftlichkeit der Begründungen für das 10 mSv - Konzept ist kaum deutlicher zu belegen.

Unter dem Aspekt der Freigabe ergeben sich für unser Beispiel des Abwassers des Kraftwerks Lingen nachstehende Verhältnisse:

Tabelle 3. Freigabe am Beispiel des Abwassers des Atomkraftwerks Lingen (1975)

1

2

3

4

5

6

7

8

Abgabe

(g)

Nuklid

Abgabe 1975

(Bq)

Abgabe 1975

(Bq/g)

uneingeschränkte

Freigabe

(Bq/g) neu

zu 5

Abgabe/

Freigabe

Freigabe zur

Beseitigung

(Bq/g) neu

zu 7

Abgabe/

Freigabe

1,04E+10

Mn 54

3,30E+05

3,16E-05

4,00E-01

7,91E-05

1,00E+01

3,16E-06

Co 57

1,70E+06

1,63E-04

2,00E+01

8,15E-06

1,00E+02

1,63E-06

Co 58

1,80E+07

1,73E-03

9,00E-01

1,92E-03

9,00E+00

1,92E-04

Co 60

4,80E+08

4,60E-02

1,00E-01

4,60E-01

4,00E+00

1,15E-02

Sr 89

3,70E+08

3,55E-02

2,00E+01

1,77E-03

1,00E+02

3,55E-04

Sr 90

4,40E+06

4,22E-04

2,00E+00

2,11E-04

2,00E+00

2,11E-04

Zr 95

3,70E+07

3,55E-03

5,00E-01

7,10E-03

5,00E+00

7,10E-04

Nb 95

7,40E+07

7,10E-03

2,00E+00

3,55E-03

1,00E+01

7,10E-04

Ru 103

1,30E+07

1,25E-03

4,00E+00

3,12E-04

2,00E+01

6,23E-05

J 131

4,40E+08

4,22E-02

2,00E+00

2,11E-02

2,00E+01

2,11E-03

Cs 134

1,50E+08

1,44E-02

2,00E-01

7,19E-02

6,00E+00

2,40E-03

Cs 137

3,40E+08

3,26E-02

5,00E-01

6,52E-02

1,00E+01

3,26E-03

La 140

1,40E+07

1,34E-03

1,00E+01

1,34E-04

1,00E+01

1,34E-04

Ce 141

4,10E+07

3,93E-03

7,00E+01

5,62E-05

1,00E+02

3,93E-05

Ce 144

1,10E+07

1,05E-03

9,00E+00

1,17E-04

1,00E+02

1,05E-05

H 3

6,10E+11

5,85E+01

1,00E+03

5,85E-02

1,00E+03

5,85E-02

Summe

5,87E+01

6,92E-01

8,02E-02

 

Die Tabelle 3. liefert folgendes Ergebnis:

- Das Wasser kann entsprechend seiner Nuklidkonzentration uneingeschränkt freigegegeben werden. Der Grenzwert für die uneingeschränkte Freigabe wird zu ca. 70% ausgeschöpft. Es kann, - wie unter 2. gezeigt, nicht als Abwasser abgeleitet werden -, als Wirtschaftsgut z.B. in der Bauindustrie jedoch Verwendung finden. H. Messerschmidt hat abgeschätzt, daß ein Maurer einer Spezialkolonne, die Spritzwurf - Innenputz ausführt, bei Verwendung tritiumhaltigen Wassers, dessen Tritiumkonzentration dem maximalen Freigabewert entspricht, mit einer effektiven Dosis durch Inhalation und Ingestion von bis zu 24 mSv pro Jahr belastet werden kann. Das entspricht fast dem 100fachen des Grenzwertes.

- Der Vergleich (Spalte 4 und Spalte 8) ergibt, daß die Regelung in der geltenden StrlSchV gegenüber der Novelle um das ca. 7fache restriktiver ist, wenn man das Wasser als radioaktiven Abfall zur Beseitigung betrachtet. Der radioaktive Abfall, der nach StrlSchV beseitigt werden mußte, darf nunmehr als Wirtschaftsgut wieder verwendet werden.

 

Wie beim genehmigungsfreien Umgang wird auch bei der uneingeschränkten Freigabe schwachradioaktiver Müll unkontrolliert in die Umwelt freigesetzt. Die Erzeuger bzw. Besitzer von schwach radioaktivem Müll haben zukünftig einen Rechtsanspruch so zu verfahren. Es ist nicht zu verstehen, daß einerseits für den Erzeuger ein Verdünnungsverbot besteht, andererseits jedoch eine unkontrollierte, zufallsbedingte Verdünnung unbedingt notwendig ist, um das 10 mSv - Konzept zu rechtfertigen.

Die Freigrenze für Tritium ist mit 1E+06 Bq/g festgelegt. Eine Mengenbegrenzung ist in der Novelle nicht vorgesehen. Eine Meldepflicht und Überwachung nach StrlSchV gibt es nicht. Ein Liter Wasser mit einer Konzentration der Freigrenze kann eine maximale Aktivität von 1E+09 Bq enthalten. Die natürliche Konzentration in Grundwasser, Seen und Flüssen beträgt maximal 0,3 Bq/l. Eine Verdünnung mit Grundwasser um den Faktor 4E+10 ist notwendig, um eine Wasser mit einer 2fachen Konzentration des natürlichen Gehalts zu erhalten. Die dafür notwendige Wassermenge beträgt 2,5 Millionen m3 . Bei der unbeschränkten Freigabe sind es immerhin noch 2,5 Tausend m3 . Andererseits ist für Tritium eine maximale Konzentration im Abwasser von 6E+06 Bq/ m3 in der Novelle vorgegeben. Das entspricht einer Tritiumkonzentration von 6 Bq/g. Die unterschiedlichen Regelungen, bezeichnet als Freigrenze, Freigabe und maximal zulässige Aktivitätskonzentration, unterscheiden sich um viele Zehnerpotenzen. Der radioaktiven Verseuchung des Grundwassers ist somit Tür und Tor geöffnet.

Legt man für die effektive Folgedosis pro Inkorporation bei Ingestion einen Konversionsfaktor für Kleinkinder von 6,4E-11 Sv/Bq und für Erwachsene von 1,8E-11 Sv/Bq entsprechend der EU - Richtlinie zugrunde, so errechnet sich als Gefahrenpotential für ein Liter Wasser mit einer Tritiumkonzentration entsprechend der Freigrenze für Kleinkinder eine Effektivdosis von 64 mSv und für Erwachsene von 18 mSv. Um das 10 mSv - Konzept der EU - Richtlinie einzuhalten, dürfte pro Jahr ein Kleinkind nicht mehr als ca. 0,15 cm3 bzw. ein Erwachsener 0,5 cm3 als Nahrung oder Flüssigkeit zu sich nehmen. Bei Berücksichtigung des Flüssigkeitsbedarfs der „Referenzperson" von 250 l (Kleinkind) bzw. 800 l (Erwachsener) ist eine Verdünnung um den Faktor von ca. 1,7 Millionen erforderlich. Bei der uneingeschränkten Freigabe beträgt der Faktor immerhin noch 1,7 Tausend. Doch wer garantiert die Einhaltung des 10 mSv - Konzeptes, wenn jede Kontrolle entfällt? Mit mehr oder weniger willkürlichen Szenarien und Rechenmodellen werden „harmlose" Dosisbelastungen offiziell gerechtfertigt.

 

Es ist nicht nachvollziehbar, wenn in der Novelle der StrlSchV von „nur geringfügiger Dosisbelastung" bzw. in der EU - Richtlinie von „geringfügigen radiologischen Risiken, für die kein Regelungsbedarf besteht" im Zusammenhang mit Freigrenzen und Freigabewerten gesprochen wird.

In der folgenden Tabelle 4. ist der Vergleich von Freigrenzen und Freigabewerten dargestellt, die die radiologischen Belastungen entsprechend der unterschiedlichen Wege der Radioaktivität in die Umwelt wiedergibt.

Tabelle 4. Vergleich zwischen Freigrenzen und Freigabewerten nach der Novelle der StrlSchV für die Nuklide im Abwasser des Atomkraftwerks Lingen.

1

2

3

4

5

6

7

Nuklid

Abgabe 1975

(Bq/g)

Freigrenze

(Bq/g)

Freigabe zur

Beseitigung

(Bq/g) neu

uneingeschränkte

Freigabe

(Bq/g) neu

Verhältnis

Spalte3/

Spalte5

Verhältnis

Spalte4/

Spalte5

Mn 54

3,16E-05

1,00E+01

1,00E+01

4,00E-01

2,50E+01

2,50E+01

Co 57

1,63E-04

1,00E+02

1,00E+02

2,00E+01

5,00E+00

5,00E+00

Co 58

1,73E-03

1,00E+01

9,00E+00

9,00E-01

1,11E+01

1,00E+01

Co 60

4,60E-02

1,00E+01

4,00E+00

1,00E-01

1,00E+02

4,00E+01

Sr 89

3,55E-02

1,00E+03

1,00E+02

2,00E+01

5,00E+01

5,00E+00

Sr 90

4,22E-04

1,00E+02

2,00E+00

2,00E+00

5,00E+01

1,00E+00

Zr 95

3,55E-03

1,00E+01

5,00E+00

5,00E-01

2,00E+01

1,00E+01

Nb 95

7,10E-03

1,00E+01

1,00E+01

2,00E+00

5,00E+00

5,00E+00

Ru 103

1,25E-03

1,00E+04

2,00E+01

4,00E+00

2,50E+03

5,00E+00

J 131

4,22E-02

1,00E+02

2,00E+01

2,00E+00

5,00E+01

1,00E+01

Cs 134

1,44E-02

1,00E+01

6,00E+00

2,00E-01

5,00E+01

3,00E+01

Cs 137

3,26E-02

1,00E+01

1,00E+01

5,00E-01

2,00E+01

2,00E+01

La 140

1,34E-03

1,00E+01

1,00E+01

1,00E+01

1,00E+00

1,00E+00

Ce 141

3,93E-03

1,00E+02

1,00E+02

7,00E+01

1,43E+00

1,43E+00

Ce 144

1,05E-03

1,00E+02

1,00E+02

9,00E+00

1,11E+01

1,11E+01

H 3

5,85E+01

1,00E+06

1,00E+03

1,00E+03

1,00E+03

1,00E+00

 

Wenn man die Verhältnisse in Spalte 6 und Spalte 7 betrachtet, so kann die radiologische Belastung bis zum 2500fachen (Ru 103) beim genehmigungsfreien Umgang bis zum 40fachen (Co 60) bei Freigabe zur Beseitigung führen.

Es ist nicht nachvollziehbar, daß Regelungen in die Novelle aufgenommen wurden, die zu einer weit höhere als die angeblich unerhebliche Belastung führen können. Die real vorhandene Radioaktivität wurde nunmehr laut Atomgesetz juristisch zu nicht radioaktivem Material erklärt. Die Atomwaffentests und der Gau von Tschernobyl haben bereits die Wasserreserven erheblich radioaktiv belastet. Nunmehr soll diese Belastung ausgerechnet durch eine StrlSchV zu Lasten kommender Generation intensiviert werden!

Die potentielle radioaktive Belastung, die mit dem Abwasser von Lingen verbunden ist, wurde in Tabelle 5. nach den Konversionsfaktoren der EU - Richtlinie berechnet.

Tabelle 5. Potentielle radiologische Belastung des Abwassers des Atomkraftwerks Lingen entsprechend der Konversionsfaktoren der Novelle der StrlSchV.

1

2

3

4

5

6

7

Lingen

Abwasser (l)

Nuklid

Abgabe 1975

(Bq)

Abgabe 1975

(Bq/l)

Konv.faktor

neu (Sv/Bq)

eff. Dosis

neu (mSv/l)

Kollektivdosis

(Mann Sv)

1,04E+07

H 3

6,10E+11

5,85E+04

1,80E-11

1,05E-03

1,10E+01

J 131

4,40E+08

4,22E+01

2,20E-08

9,28E-04

9,68E+00

Cs 137

3,40E+08

3,26E+01

1,30E-08

4,24E-04

4,42E+00

Cs 134

1,50E+08

1,44E+01

1,90E-08

2,73E-04

2,85E+00

Co 60

4,80E+08

4,60E+01

3,40E-09

1,57E-04

1,63E+00

Sr 89

3,70E+08

3,55E+01

2,60E-09

9,23E-05

9,62E-01

Sr 90

4,40E+06

4,22E-01

2,80E-08

1,18E-05

1,23E-01

Ru 103

1,30E+07

1,25E+00

1,30E-09

1,62E-06

1,69E-02

Ce 144

1,10E+07

1,05E+00

5,20E-09

5,49E-06

5,72E-02

Nb 95

7,40E+07

7,10E+00

5,80E-10

4,12E-06

4,29E-02

Zr 95

3,70E+07

3,55E+00

9,50E-10

3,37E-06

3,52E-02

Ce 141

4,10E+07

3,93E+00

7,10E-10

2,79E-06

2,91E-02

La 140

1,40E+07

1,34E+00

2,00E-09

2,69E-06

2,80E-02

Co 58

1,80E+07

1,73E+00

7,40E-10

1,28E-06

1,33E-02

Co 57

1,70E+06

1,63E-01

2,10E-10

3,42E-08

3,57E-04

Mn 54

3,30E+05

3,16E-02

7,10E-10

2,25E-08

2,34E-04

Summe

5,87E+04

2,96E-03

3,09E+01

 

Der überwiegende radiologische Belastung ist durch das Nuklid Tritium gegeben. Legt man die Verzehrgewohnheit der Referenzperson nach der Novelle zu Grunde, bedarf es nur einer Verdünnung um ca. den Faktor 200 bzw. 30 um dem 10 mSv - Konzept bzw. 1 Mann - Sievert - Konzept zu entsprechen.

 

Was bringt es, wenn man einerseits den zweckgerichteten Zusatz von radioaktiven Stoffen gemäß §105 der Novelle in Lebensmitteln und anderen Ver- und Gebrauchsgütern verbietet, andererseits eine unbewußte radioaktive Belastung der Güter im Rahmen der Freigrenzen und Freigabewerte man billigend in Kauf nimmt? Die Bevölkerung ist dem schutzlos ausgesetzt!

Die dargelegten Argumente belegen, daß die Novelle der StrlSchV das Entsorgungsproblem der Atomkraftwerke kostengünstig formalrechtlich lösen soll. Vom Schutz von Mensch und Umwelt vor ionisierender Strahlung kann keine Rede mehr sein. Ein Vergleich der Freigrenzen und Freigabewerte in der Novelle und der geltenden StrlSchV ergibt sogar eine Verringerung der Schutzfunktion für die Bevölkerung entgegen dem Stand der Wissenschaft.

Widersprüche ergeben sich auch bezüglich der Freigabewerte für Oberflächenkontaminationen für Gegenstände außerhalb von Strahlenschutzbereichen und internationalen Grenzwerten z.B. von Transport - und CASTOR - Behältern. Für letztere sind die maximalen Oberflächenkontaminationen für Beta- und Gammastrahler mit 4 Bq/cm2 und für Alpha - Strahler mit 0,4 Bq/cm2 nicht nuklidspezifisch vorgegeben. In der Novelle werden hingegen Grenzwerte für Oberflächenkontaminationen für Gegenstände außerhalb von Strahlenschutzbereichen nuklidspezifisch von 1 Bq/cm2 bis 1000 Bq/cm2 festgeschrieben. Analysen der Oberflächenkontaminationen an Transportbehältern für hochradioaktiven Müll enthielten ein heißes Teilchen zu ca. 80% das Nuklid Sb-125. Für diese Nuklid wird in der StrlSchV ein Freigabewert von 10 Bq/cm2 angegeben.

 

Es besteht also ein Widerspruch zwischen den international festgelegten maximalen Oberflächenkonzentrationen und der Regelung in der Novelle.

Bedenken müssen ebenso bezüglich der Freigabe radioaktiv kontaminierter Böden geübt werden. Generell werden Vorbelastungen bei der Ermittlung der Radioaktivität bei Abriß atomarer Anlagen ausgeschlossen. Bereits jetzt sind teilweise Brunnen durch die oberirdischen Atombombenversuche mit mehr als eine Größenordnung über den natürlichen Gehalt mit Tritium (H - 3) belastet. Im Münchner Raum wurde der Boden durch den Gau von Tschernobyl mit 20 000 Bq/qm Cäsium (Cs - 137) kontaminiert. Nach den Freigabewert der Novelle für (Cs - 137 ) darf die Bodenbelastung nochmals um den gleichen Betrag erhöht werden. Für andere Nuklide sehen die Verhältnisse z.B. wie folgt aus: Belastung durch den GAU mit Jod (J - 131) 6000 Bq/qm, Freigabewert nach der Novelle 100 000 Bq/qm; Belastung durch den GAU mit Ruthenium (Ru - 103) 10 000 Bq/qm, Freigabewert nach der Novelle 100 000 Bq/qm.

 

Die Freigabewerte für die Bodenflächen übertreffen die radioaktive Belastung durch den Gau von Tschernobyl.

5. Konversionsfaktoren

Vergleichbare Daten wie für Ganzkörperbestrahlung der Atombombenüberlebenden gibt es für Strahlenbelastung durch Radionuklide nicht. Es ist kein Zufall , daß eine umfangreiche epidemiologische Erfassung der Gesundheitsschäden durch den Gau von Tschernobyl 1986 bis heute nicht durchgeführt wurde. Als Ergebnis eines groß angelegten internationalen Tschernobyl - Kongresses (1990), an dem sich mehrere UN - Organisationen (IAEA, FAO, WHO) und andere Organisationen (u.a. EU) beteiligten, wurde festgestellt: „Auf der Grundlage sowohl der Strahlendosen, die durch das Projekt abgeschätzt wurden, als auch der gegenwärtig akzeptierten Abschätzungen des Strahlenrisikos dürften künftige Anstiege über das natürliche Auftreten von Krebsfällen und vererbte Effekte hinaus schwierig festzustellen sein, selbst mit großen und gut angelegten, langfristigen epidemiologischen Studien." Die Gesundheitsschäden durch die Aufnahme von Radioaktivität in den Körper (Atmung, Nahrungsaufnahme) wurden und werden weit unterschätzt, wie die Realität beweist (siehe Anhang : Referat des Botschafters Weißrußlands). Es genügt nicht, wie die Berichte über die Gesundheitsschäden infolge des GAUs von Tschernobyl (siehe Anhang ) zeigen, den Strahlenschutz auf epidemiologische Daten der Todesfälle infolge Krebserkrankungen zu stützen.

Mangels verläßlicher wissenschaftlicher Erkenntnisse sind die Einschätzungen des Gefahrenpotentiales von Radioaktivitäten, die durch Atmung und Nahrungsaufnahme (Inhalation, Ingestion) in den Körper gelangen, mehr oder weniger spekulativ.

Tabelle 6. Vergleich der Dosiskonversionsfaktoren von Uranisotopen und Transuranen ( Alpha - Emitter) nach geltender StrlSchV (alt) und EU - Richtlinie. Ausgewählt wurden die Werte für Ingestion der höchsten Retentionsklasse zur Berechnung der effektiven Folgedosis.

Nuklid

Konv.Fakt.

alt (Sv/Bq)

Konv.Fakt.

neu (Sv/Bq)

Verhältnis

alt / neu

U 233

7,80E-08

5,00E-08

1,56

U 235

7,20E-08

4,60E-08

1,57

U 236

7,30E-08

4,60E-08

1,59

U 238

6,90E-08

4,00E-08

1,73

Np 236

2,30E-07

1,70E-08

13,53

Np 237

1,20E-06

1,10E-07

10,91

Pu - 238

8,60E-07

2,30E-07

3,74

Pu - 239

9,50E-07

2,50E-07

3,80

Pu - 240

9,60E-07

2,50E-07

3,84

Am - 241

9,80E-07

2,00E-07

4,90

Cm - 242

3,10E-08

1,20E-08

2,58

Cm - 244

5,40E-07

1,20E-07

4,50

 

 Dosiskonversionsfaktoren geben die Einschätzung der Gesundheitsgefährdung bezogen auf die aufgenommene Radioaktivität nuklidspezifisch an. Die in der EU - Richtlinie aufgeführten Dosiskonversionsfaktoren sollen Bestandteil der Novelle werden. Je geringer der Wert des Konversionsfaktors ist, um so geringer berechnet sich das Gefahrenpotential für eine vorgegebene Aktivität.

Wie der Vergleich zeigt, war die wissenschaftliche Lobby der Atomwirtschaft auch bei der Festlegung der Konversionsfaktoren am Werk. Für Alpha - Strahler berechnet sich die effektive Dosis aufgrund der nach unten manipulierten Werte bis zu einem Faktor 10 geringer. Die Grenzwerte der Strahlenbelastung für die Bevölkerung durch Radionuklide bleiben in der Novelle unverändert (s.u.). Die aufgezeigten Unterschiede belegen u.a. auch den Mangel an Kenntnissen über die Schadwirkung einzelner Nuklide.

 

6. Grenzwerte

Die wesentliche Grundlage der Empfehlungen der ICRP für die Grenzwerte bilden die epidemiologischen Daten der Krebs- und Leukämietoten als Folge der Bombenabwürfe in Hiroshima und Nagasaki. 1977 hat die ICRP noch das Ziel gehabt, die Sterberate der Beschäftigten in Atomanlagen auf die Rate in anderen Industriezweigen (im Mittel ca. 1 Todesopfer pro 10000 Beschäftigte) zu begrenzen. Die Dosisgrenzwerte, als Grenzlinie zwischen gesellschaftspolitisch „inakzeptabel" und „gerade noch tolerierbar" bezeichnet, wurden entsprechend den damaligen epidemiologischen Daten von Hiroshima und Nagasaki auf ein Opfer pro 1000 Beschäftigte festgelegt. Die ICRP rechtfertigte diesen Ansatz mit dem s.g. Minimierungsgebot und amerikanischen Erhebungen, die belegen, daß die tatsächliche Dosisbelastung von Nukleararbeitern im Mittel nur 1/10 des Grenzwertes beträgt. Die derzeitige Strahlenschutz - Verordnung beruht immer noch auf den Empfehlungen der ICRP von 1977 mit wenigen zwischenzeitlichen Änderungen.

 

Die Empfehlungen der ICRP, die weltweit Grundlage der Gesetzgebung zum Strahlenschutz sind, beruhen keineswegs, wie fälschlicherweise in der Öffentlichkeit propagiert, auf wissenschaftlich fundierten Erkenntnissen, sondern auf s.g. Kosten - Nutzen - Analysen zur Optimierung des gesellschaftlichen Nettonutzens, was immer man sich konkret darunter vorstellen mag. Die ICRP äußert sich z.B. selbst so:

 

ICRP - 26

„(69) Im Idealfall sollte die Annehmbarkeit eines vorgeschlagenen Vorgangs oder einer vorgeschlagenen Tätigkeit, die eine Strahlenexposition mit sich bringen, durch Kosten - Nutzen - Analysen bestimmt werden, um sicherzustellen, daß der Gesamtschaden im Vergleich zum

Nutzen der Aufnahme der vorgeschlagenen Tätigkeit angemessen niedrig ist....

(133)... Bei bestimmten Unfalltypen, die bis zu einem gewissen Ausmaß vorhersehbar sind, ist es jedoch möglich, durch eine Untersuchung der Kosten des Unfalls und der Gegenmaßnahmen Werte festzusetzen, unterhalb derer es nicht angemessen wäre, Maßnahmen zu ergreifen...."

 

 ICRP - 60

„(100) Der grundlegende Rahmen des Strahlenschutzes muß notwendigerweise sowohl soziale als auch wissenschaftliche Beurteilungen umfassen, da es das primäre Ziel des Strahlenschutzes ist, einen angemessenen Schutzstandard für den Menschen zu gewährleisten, ohne die nützliche Anwendung, die Anlaß für Strahlenexposition sind, unnötig einzuschränken. Außerdem muß angenommen werden, daß selbst geringe Strahlendosen einige gesundheitlich schädliche Wirkung erzeugen können.....

(101) Die meisten Entscheidungen über menschliche Aktivitäten sind in einer Abwägung des Nutzens gegenüber Kosten und Nachteilen eingeschlossen mit dem Ergebnis, daß eine bestimmte Handlungsweise oder Anwendung lohnt oder nicht lohnt. Weniger üblich ist auch die Erkenntnis, daß eine Anwendung so durchgeführt werden sollte, daß sie für den Einzelnen oder die Gesellschaft den größtmöglichen Nettonutzen erbringt. Dies ist kein einfacher Prozeß, weil die Ziele des Einzelnen und der Gesellschaft voneinander abweichen können...."

 

In (133) wird z.B. eine Selektivmedizin bei einem schweren Störfall eines Reaktors (Gau) mit Kosten - Nutzen Argumenten gerechtfertigt.

Die Begrenzung der Krebs- und Leukämieopfer von 1977 wurde von der ICRP 1991 aufgegeben. Der Schwerpunkt wird auf sichere Vermeidung offensichtlicher Strahlenschäden (deterministische Schäden) gelegt, denn diese Schäden könnten zu Regreßansprüchen an die Atomindustrie führen. Der Grund dafür liegt in den erheblich veränderten Erkenntnissen aus den epidemiologischen Daten von Hiroshima und Nagasaki (Tabelle - Die Schwankungsbreite ist bedingt durch die Todesrate unterschiedlicher Tumorerkrankungen) .

Die Tabelle zeigt, daß die ICRP 1990 im Vergleich zu neueren Bestimmungen der Schadwirkung von einem sehr geringen Wert ausgeht. In der Veröffentlichung ICRP - 60 geht die ICRP ursprünglich von einer Todesrate von 0,08 gegenüber 0,0125 ICRP - 26 aus. Um die Grenzwerte nicht um den gleichen Faktor zu reduzieren, wurde von der ICRP der wissenschaftlich umstrittene Dosis-Dosisleistungs-Reduktionsfaktor (DDREF) von 2 erfunden. Als Begründung führt die ICRP Reperaturmechanismen der Zelle an. Wie u.a. aus Tabelle hervorgeht, sind am DDREF Zweifel berechtigt. Aufgrund der Erkenntnisse Ende der 80er und Beginn der 90er Jahre hätten alle Grenzwerte für die Strahlenbelastung aufgrund der epidemiologischen Daten nicht um den Faktor 2,5, sondern mindestens um 10 verringert werden müssen, um an dem 1977 festgelegten Sicherheitsstandard für strahlenexponierte Personen festzuhalten. Völlig unbeachtet bei der Festlegung der Grenzwerte bleiben die strahlenbiologischen Forschungsergebnisse über den Einfluß von „Niedrigstrahlung". Demnach ist die Schadwirkung bei geringen Dosisleistungen und Dosen höher als bisher angenommen. Das steht im direkten Gegensatz zu den o.g. Annahmen der ICRP.

Vergleicht man die Grenzwerte für strahlenexponierte Personen (Kategorie A), so stellt man fest, daß eine Reduzierung nur bei der effektiven Dosis erfolgt. Diese Reduzierung wird jedoch durch

Ausnahmeregelungen und variable Zeiträume der Exposition relativiert. Der Grenzwert für gebärfähige Frauen bleibt unverändert. War Schwangeren und Jugendlichen unter 18 Jahren das Arbeiten in Kontrollbereichen zum Schutz vor ionisierender Strahlung aus gutem Grund untersagt, so wird diese Verbot mit der Novelle aufgehoben. Die Lebenszeitdosis von 400 mSv darf nach dem Wortlaut der Novelle sogar um 10 mSv pro Jahr überschritten werden.

 

Entgegen gesicherter Erkenntnisse werden die Grenzwerte für die radiologische Belastung von Beschäftigten und Bevölkerung nur geringfügig reduziert. Der ursprünglich angestrebte Schutzstandard wird somit verringert. Die bisher geübte Rücksichtnahme auf werdendes und heranwachsendes Leben wird mit der Novelle beseitigt.

 Tabelle: Verschiedene Abschätzungen des Lebenszeit-Krebsrisikos (Todesfälle) nach akuter Ganzkörperbestrahlung, abgeleitet aus den Daten der Atombombenüberlebenden, in chronologischer Reihenfolge

Quelle Lebenszeit-Krebsrisiko

(Todesrate pro Sv)

BEIR I (1972) 0,0117-0,0621

ICRP 26 (1977) 0,0125

UNSCEAR (1977) 0,0075-0,0175

BEIR III (1980) 0,0077-0,0266

Gofman (1981) 0,333-0,4255

Bertell (1981) Männer 0,038-0,1200

Frauen 0,072-0,2100

Schmitz-Feuerhake et al. (1983) 0,018-0,1800

Charles et al. (1983) 0,01-0,04

Preston und Pierce (1987) 0,058-0,1800

UNSCEAR (1988) 0,042-0,1070

BEIR V (1990) Männer 0,054-0,1240

Frauen 0,064-0,1160

Gofman (1990) 0,320

ICRP 60 (1990) 0,04

Nussbaum et al. ( 1991) 0,161-0,330

 

Die Grenzwerte der jährlichen Belastung der Bevölkerung durch radioaktive Stoffe bleibt ungeändert. Die Berechnung der Dosisbelastung stützt sich auf sog. Verzehrgewohnheiten, Atemraten (Referenzperson) und Dosiskonversionsfaktoren. Billigte man einem Kleinkind in der geltenden StrlSchV noch eine Atemrate von 1900 m3 zu, so sind es in der Novelle für Kleinkinder nur noch 1100 m3(bis 1 Jahr). Für Trinkwasser sind es 250 Liter pro Jahr gegenüber 55 Liter. Allerdings steigt der Wert auf 150 Liter, wenn der Säugling nicht gestillt wird. Der Statistikmensch von Geburt bis zur Bahre und die Konversionsfaktoren werden so manipuliert, daß rechnerisch die Strahlenbelastung scheinbar reduziert wird. Die „Individualdosis", mit der radioaktive Belastung rechtlich abgesichert wird, ist ein Phantom, das einem Vergleich mit der Realität nicht standhält, wie der GAU von Tschernobyl beweist. Kombinationswirkungen von Umweltgiften und Stahlenbelastung bleiben genau so unberücksichtigt wie genetische oder krankheitsbedingte gesundheitliche Vorschäden.

 

Es muß darauf aufmerksam gemacht werden, daß der Schutz der Bevölkerung an den Transportstrecken mit hohem Aufkommen von radioaktivem Material von den Behörden bisher nicht im erforderlichen Maße beachtet wurde. So sind z.B. am Ostbahnhof Dannenberg bei den zugelassenen und geplanten Transporten Grenzwertüberschreitungen zu erwarten (siehe Anlage).

7. Strahlungs - Wichtungsfaktoren

Die Abschätzung der Krebstoten aus den epidemiologischen Daten von Hiroshima und Nagasaki bezieht sich auf die freigesetzte Gamma - Strahlung bei den Bombenexplosionen. Für andere Strahlungsarten liegen keine ähnlich verläßlichen epidemiologische Daten vor. Man ist auf vergleichende strahlenbiologische Experimente zur Einschätzung des Gefahrenpotentials angewiesen. Für Elektronen -, Röntgen -, Neutronen- und Alphastrahlung ist ein Vergleich zur Gammastrahlung, wie sie bei den Atombombenabwürfen auftrat, herzustellen. Strahlungs - Wichtungsfaktoren geben das Verhältnis der unterschiedlichen Gefahrenpotentiale wieder.

Bereits 1986 haben Fachleute der ICRP und der ICRU die weltweit durchgeführten strahlenbiologischen Experimente zur Bestimmung des Qualitätsfaktors unterschiedlicher Strahlenarten gesichtet und bewertet. Sie kamen u.a. zu folgendem Ergebnissen:

Die weiche Betastrahlung des Tritiums ist 4 mal wirksamer als Gamma - Strahlung,

Röntgenstrahlung ist 2 mal wirksamer,

Neutronenstrahlung ist energieabhängig bis zu 5 mal wirksamer als bis dahin angenommen.

Die ICRP ignoriert selbst die strahlenbiologischen Erkenntnisse ihrer eigenen Fachleute:

Sie ignoriert die unterschiedlichen Schadwirkungen von Beta- , Röntgen- und Gamma - Strahlung. Damit wird die Dosis von Beta- und Röntgenstrahlung systematisch bis zu einem Faktor 4 zu gering veranschlagt.

Die Schadwirkung von Neutronenstrahlung wird von der ICRP im Maximum nicht um den Faktor 5 sondern nur um den Faktor 2 erhöht. Bezogen auf die Grenzwerte müßte der Strahlenwichtungsfaktor nach den Erkenntnissen der ICRU der energieabhängige Strahlungs - Wichtungsfaktor sogar um den Faktor 10 erhöht werden, da die Neutronenstrahlung zu den dicht ionisierenden Strahlenarten zu zählen ist, für die Reperaturmechanismen nicht unterstellt werden können.

Sie begründet ihr Vorgehen mit der „Notwendigkeit der Vereinfachung" der Strahlenschutzregelungen. Wäre sie den bereits damals bekannten Erkenntnissen gefolgt, wären immense Kosten für verbesserte Strahlenschutzmaßnahmen der Atomindustrie entstanden. Auch der Transport hochradioaktiver Abfälle wäre mit den vorhandenen Transport - Behältern nicht mehr innerhalb der internationalen Regelungen möglich gewesen. Nicht der Schutz des Menschen, sondern der unbehinderte, reibungslose Produktionsablauf in der Atomindustrie stand im Vordergrund ihrer Empfehlung.

Die wissenschaftlich nicht fundierten Empfehlungen der ICRP haben Eingang sowohl in die EU - Richtlinie als auch in die Novelle der StrlSchV gefunden.

 

8. Fazit

Die Möglichkeit, Schutz von Mensch und Umwelt vor ionisierender Strahlung nach dem Stand der Wissenschaft im Rahmen der EU - Richtlinie Mai 2000 zu etablieren, wird von der Bundesregierung nicht genutzt. Im Gegenteil, es wird die Schutznorm in der Novelle gegenüber geltenden Recht erheblich reduziert. Den Wirtschaftsinteressen der Atomindustrie wird auch weiterhin Vorrang gegenüber dem Schutz der Bevölkerung eingeräumt.

Mit der Novelle beabsichtigt die Regierung, wie von ihrer Vorgängerin bereits vorbereitet, die Atomwirtschaft bei der Beseitigung schwachradioaktiven Mülls um Kosten in Milliarenhöhe zu entlasten. Die der Atomindustrie ersparten Milliarden werden Krankenkassen und in ihrer Gesundheit geschädigte Menschen aufzubringen haben. Die radioaktive Belastung in allen Lebensbereiche wird legalisiert. Umwelt, Mülldeponien, - Verbrennungsanlagen und Hüttenwerke, werden zu „Entsorgungszentren", für schwach radioaktiven Müll und somit zu Quellen weiträumiger radioaktiver Belastung von Mensch und Umwelt über Generationen.

 

Anhang

Der Botschafter Weißrußlands hielt diesen Vortrag am 7.3.1996 in Bonn

 

Referat

Im Ergebnis der Tschernobylkatastrophe, bei der Explosion des Reaktors, wurden mehr als 4 Tonnen des radioaktiven Brennstoffs mit der Radioaktivität von etwa 10 hoch 18 Bequerel der Radionuklide Jod, Cäsium, Cerium, Barium, Strontium u.a., freigesetzt. Die Republik Belarus hat etwa 70% davon abbekommen.

In den ersten Tagen nach der Katastrophe wurde praktisch überall in der Republik eine enorme Erhöhung der Radioaktivität (um das 10-100000fache) registriert. Besonders gefährlich wegen aktiver Beteiligung an den biologischen Ketten war

Jod - 131 (s.g. J-Schlag).

Heute verursachen die radioaktive Verseuchung des Territoriums der Republik Belarus vor allem Cs-137, Sr-90, Pu - 239, 240.

Das Territorium, wo Cs-Verseuchung 37 kBq pro qm übersteigt, beträgt in RB 46, 45 Tausend qkm.(22%) Man muß dabei sagen, daß vor der Katastrophe die Verseuchung durch diese Isotope (von den Globalniederschlägen) in Belarus 1,5 - 1,9 kBq pro qm betrug.

Verseucht sind 18 Tausend qkm der Ackerflächen und 2,64 Tausend qkm sind aus der landwirtschaftlichen Nutzung ausgeschlossen. 1,3 Tausend qkm des Territoriums im Süden sind auf ewig wegen der Pu - Kontaminierung für die landwirtschaftliche Nutzung ungeeignet.

Verseuchung der Luft

In den ersten Tagen nach der Katastrophe stieg die Verseuchung der Luft praktisch auf dem ganzen Territorium von Belarus um das einige Hunderttausendfache an. So war z.B. die Plutonium-Konzentration in der Luft im Norden der Republik um 200 000 fach größer als normal.

Die durchschnittliche Jahreskonzentration von Cäsium - 137 im Jahre 1986 war in Choiniki (70 Km vom Reaktor entfernt) 3,2 mal 10 hoch -2 Bq/m3 in Minsk - (340 km) 3,8 mal 10 hoch -3 Bq/m3 . Vor der Havarie lagen diese Werte unter 10 hoch -6. Erst ab Ende Mai 1986 fing die Selbstdekontaminierung der Luftatmosphäre an. Diese Selbstdekontaminierung der Luft geschieht sehr langsam: bei Pu 14,2 Monate, bei Cäsium 25 - 30 Monate (Halbwertszeit der Dekontaminierung?).

Heute, fast 10 Jahre nach der Katastrophe, wird in den verseuchten Gebieten immer noch eine Kontaminierung der Luft registriert, besonders während der Ackerarbeiten. Das bedeutet, daß die Migration der Radionuklide auch heute stattfindet.

Besonders stark wurde die Luft während der großen Waldbränden im Sommer 1994 belastet.

Im Jahre 1995 war die durchschnittliche Verseuchung der Luft in der Stadt Minsk um das 10-fache höher als 10 Jahre zuvor.

Wasser

Am meisten wurden die Einzugsgebiete der größten Flüsse der Republik Belarus Dnepr, Sosh und Pripjat verseucht.

Vor der Havarie war die Aktivität von Sr-90 und Cs-137 im Wasser des Pripjat entsprechend 0,003 und 0,006 Bq/l. In den ersten Tagen nach der Katastrophe betrug die gesamte ß- Aktivität 3000 Bq/l und nur im August 1986

ging diese herunter auf 10 Bq/l.

Die größten Sr-90 Aktivitäten (von 1,5 bis 2,7 Bq/l) werden heute in Pripjatj und in kleinen Flüssen Braginka, Shelon u.a. (in s.g. Todeszone) registriert. In diesen Flüssen ist auch Cs-137 Konzentration um das 1000 - fache größer als vor der Havarie.

Cs-137 wird im Wasser als unlösliche Teilchen nachgewiesen und seine Konzentration steigt sehr stark bei Überschwemmungen. Sr- 90 befindet sich im Wasser im löslichen Zustand.

Sehr viel Aktivität befindet sich im Bodenschlamm, als "heiße Teilchen".

In Sümpfen findet sich eine viel höhere Konzentration Radionukliden als in Flüssen an.

Die Verseuchung des Grundwassers wurde bis 1989 nicht registriert. Erst in den letzten 2-3 Jahren wurde festgestellt, daß die Verseuchung des Grundwassers in kontaminierten Gebieten um das 10-100 fache größer geworden ist.

(Transferfaktoren)

Der Boden, Flora und Fauna

Der Boden ist nach dem Reaktorunglück zu einem Speicher geworden, in dem die Radionuklide sich akkumulieren und lange festgehalten werden. Heute ist der Boden die Hauptquelle für das Eindringen von Radionukliden in verschiedene Komponenten der Biosphäre.

Die Verseuchung des Bodens in Belarus ist sehr unregelmäßig. Die maximale Kontaminierung stellt man in der "Todeszone" fest ( Cs-137 - 55000 kBq/qm. Sr-90 600 kBq/qm. Pu - 239, 240 - 150 kBq/qm). Aber auch 200 km von Tschernobyl entfernt gibt es Flecken mit sehr hoher Verseuchung ( Cs-137 2000-5000 kBq/qm).

Cs und Pu befinden sich in der oberen Schicht des Bodens, Sr wegen seiner Löslichkeit kann man auch in der Tiefe nachweisen.

Die Radionuklide werden aus dem Boden durch die Pflanzen, Kräuter, Pilze aufgenommen. Für einige Pilzarten wird die Cs-Verseuchung auf den Territorien mit 7 kBq/kg, größer als zulässige Grenzwerte. Als "unverseucht" gelten Gebiete mit 37 kBq/m2.

Sehr stark (um das 500-5000 fache mehr als vor der Havarie) ist das Fleisch von Wild und Fischen in südlichen Regionen kontaminiert. Bei einigen Wildarten in der Todeszone wurden Reproduktionstörungen, genetische, hämatologische und andere biologische Veränderungen festgestellt. Die Struktur der Verteilung und Zahl der Wildarten in den verseuchten Gebieten haben sich stark verändert.

Die radioökologische Situation in der Republik Belarus ist sehr kompliziert, ungleichmäßig und stellt eine große Gefahr für die Gesundheit der Menschen dar.

 

Wirtschaftliche Folgen

Die der Republik Belarus infolge der Tschernobylkatastrophe entstandenen Verluste betragen etwa 32 Jahresetats (1991).

Am meisten wurde die Landwirtschaft betroffen. Allein die direkten Verluste durch Stillegung von Ackerflächen werden bis 2015 15,2 Mrd.Doll betragen. Die Verluste der Forstwirtschaft werden auf etwa 4 Mrd.Doll eingeschätzt.

Der Gesamtverlust für die Republik Belarus wird auf 220 Mrd.Doll geschätzt, aber es gibt auch andere Einschätzungen, denen zufolge diese Summe um das 3-fache größer ist.

Gesundheitliche Folgen

Heute leben in verseuchten Gebieten 1840668 Menschen, darunter 483851 Kinder.. Davon leben in Regionen mit einer Belastung von 37-185 kBq/qm 1485193 (395399 Kinder), 185-555 kBq/qm 314193 (78721), 555-1480 kBq/qm 41282 (9821).

Insgesamt wurden nach der Reaktorexplosion in Belarus 130000 Menschen aus den am stärksten belasteten Gebieten umgesiedelt (davon im Jahre 1986 24,7 Tausend).

Die Belastungsdosis der Bevölkerung wurde im April / Mai 1986 vor allem durch J-131 und danach hauptsächlich durch Cs - 137 und Sr - 90.

Da Belarus ein Gebiet mit ausgeprägtem J-Mangel ist, wurde das radioaktive Jod sehr rasch durch die Schilddrüsen der Menschen, besonders von Kindern, aufgenommen. Das hat dazu geführt, daß fast 30% der Kinder in der Republik Belarus heute an Schilddrüsenkrankheiten leiden. Das sind Hyper- oder Unterfunktion, Erweiterung oder Schilddrüsenkrebs. Wurde vor der Katastrophe in Belarus durchschnittlich 1 Fall von Schilddrüsenkrebs bei Kindern registriert, so haben wir innerhalb der letzen 9 Jahren 478 derartige Fälle. Und diese Fälle sind aufgrund der Metastasenbildung viel schwieriger als vor 1986.

Um das 3-5- fache hat in den kontaminierten Regionen die Bildung von bösartigen Tumoren in Nieren, Harnblasen, Lungen, Milchdrüsen sowie Knochenkrebs zugenommen.

Der Zuwachs der Häufigkeit der Krankheiten bei den Einwohner des Gebietes Gomel nach der Katastrophe beträgt 54,7 %.

Einige Krankheiten, wie Diabetes, ischemische Herzkrankheit, Kreislaufkrankheiten, die früher für ältere Menschen charakteristisch waren, kommen heute schon bei Kindern vor.

Durch die zytogenetische Untersuchungen wurde nachgewiesen, daß bei den neugeborenen Kinder in verseuchten Gebieten genetische Störungen auftreten. Wenn die Zahl der Mißbildungen in nicht kontaminierten Regionen in den letzten 10 Jahren um das 1,2-fache angestiegen ist, so beträgt dieser Zuwachsfaktor in Zonen mit 555 kBq/qm 1,8.

Die Zahl der wegen befürchteter genetischer Schäden Tschernobyl indizierten Abtreibungen ist in Belarus von 261 im Jahre 1991 auf 523 im Jahre 1994 angewachsen.

Die Untersuchungen zeigen, daß wir heute erst den Anfang der genetischen Probleme stehen und diese noch über Generationen auf uns zukommen werden.

Fast 50 % der Kinder in den Gebieten Gomel und Mogiljow leiden an Immunsystemschwäche. Das führt zu einer Zunahme der Entzündungs-, Autoimmun-, allergischen, onkologischen und anderen Krankheiten.

Bei vielen Kinder in verseuchten Regionen stellt man Blutkrankheiten fest. Fast 50 % der Kinder im Alter bis 12 Monaten in diesen Regionen weisen niedrige Hämoglobinwerte auf. 25 % der Kinder leiden an mittleren oder schweren Anämien. Die Zahl der Leukämien in Tschernobylregionen ist deutlich größer als durchschnittlich in der Republik.

Sehr wichtig sind Erholungsmaßnahmen. 512 tausend Kinder brauchen jährlich die Erholung, doch der Staat kann derzeit nur für weniger als die Hälfte von ihnen einen Erholungsaufenthalt finanzieren.

Das Projekt "Nadeshda" wurde im Jahre 1992 gegründet.

Im Sommer 1993 wurden die ersten Bauarbeiten angefangen und im September 1994 wurden die ersten 60 Kinder aus verseuchten Regionen aufgenommen. Heute sind im Zentrum 170 Kinder und es ist geplant, die Kapazität bis zu 300 Kinder zu erweitern.

 

SZ vom 25.04.1997 berichtet über die Ukraine laut Angabe des Gesundheitsministeriums:

772 Kinder sind an Schilddrüsenkrebs erkrankt. 1996 kamen 40 Fälle hinzu.

782 Kinder wurden infolge der Katastrophe zu Invaliden.

700 000 Kinder benötigen intensive medizinische Betreuung.

Die Liquidatoren leiden zunehmend unter Blutkrankheiten, Hypertonie und Erkrankungen des Magen - Darm - Traktes.

70 Liquidatoren leiden an Leukämie.

500 Liquidatoren gehören wegen Veränderung des Blutes zur erhöhten Risikogruppe.

3,2 Millionen Menschen leben auf radioaktiv verseuchtem Territorium.

 

EJZ 27.11.98 Erschütternde Tschernobyl - Folgen - Gomelhilfe Meridian

Nur jedes dritte Kind wird gesund geboren.

Ort Ilijtsch: Kinder werden mit übergroßen Köpfen geboren, ander haben kein Gesicht, oder es fehlen Teile des Gesichtes - Nase oder Augen.

Bericht des leitenden Kinderarztes des Gesundheitswesens:

Im Bezirk Gomel hat sich die Krebserkrankung der Schilddrüsen bei Kindern um das 94fache erhöht. 40% der Kinder zeigen eine Überfunktion der Schilddrüsen.

Von 1990 bis 1995 haben sich jährlich die Kindererkrankungen um 5% erhöht. In bestimmten Regionen gibt es eine Verdoppelung, in zwei Kreisen sogar eine Vervierfachung der Kindererkrankungen.

Neben dem hohen Anstieg der Krebserkrankungen,der Blut- und Verdauungkrankheiten haben sich auch die psychischen Erkrankungen um fast das Doppelte erhöht.

Dem aktuellen, offiziellen Bericht aus Gomel wurden folgende Zahlen entnommen:

Die Kindersterblichkeit erhöhte sich von 2 auf 15 pro Tausend. Die Kindserkrankunge stiegen von 21% auf 60%. 4% der Kinder sind Invaliden. Die Rate der Krebserkrankungen liegt derzeit bei 218 pro Tausend Einwohnern; für Schilddrüsenerkrankungen liegt die Rate bei 379 pro Tausend.

 

 

 

Dosisbelastung pro Jahr an der Grenze des Grundstücks am

Verladekran - Ostbahnhof Dannenberg auf der Grundlage

bisheriger Planungen von Transporten radioaktiver Abfälle.

(aus Anlaß der Diskussion im Ausschuß Atomanlagen des KT am 07.12.99)

 

 

Sachverhalt:

Laut Strahlenschutzverordnung ist am ungünstigsten Aufpunkt an der Grundstücksgrenze einer Atomanlage ein Grenzwert für die Ortsdosisleistung von 1 Millisievert pro Jahr einzuhalten. Der Verladekran am Bahnhof Ost in Dannenberg ist sicher nicht als atomare Anlage anzusehen. Es ist jedoch unstrittig, daß Grenzwerte zum Schutz der Bevölkerung eingeführt wurden. Es ist nicht nachvollziehbar, daß die Bevölkerung in der Umgebung des Verladekrans eine höhere Strahlenbelastung über Jahrzehnte hinzunehmen hat als die Bewohner in der Nähe einer atomaren Anlage.

 

Genehmigte und geplante Transporte

Laut Genehmigung des BfS (1993) dürfen bis zu 50 CASTOR - Behälter pro Jahr im Zwischenlager der BLG eingelagert werden. Entsprechend der Entscheidung von Bundes- und Landesregierung soll ein Transport jeweils sechs CASTOR - Behälter umfassen. Pro Jahr ist entsprechend Genehmigung TBL mit acht bis neun Transporten mit hochradioaktiven Müll auszugehen, die am Bahnhof von der Schiene auf die Straße umgeladen werden. Keine Begrenzung gibt es für die Einlagerung schwach - und mittelradioaktiver Abfälle. Da die Zwischenlager der BLG (Faßlager, TBL) die einzigen sind, die eine Genehmigung zur Aufnahme radioaktiven Mülls aus la Hague und Sellafield haben, werden auch Transporte mit mittelaktiven Abfällen über den Dannenberger Bahnhof abgewickelt werden.

 

Konkrete Planungen von Transporten nach Gorleben

Die deutsche Atomindustrie hat ihre Planung zur Rückführung verglaster hochradioaktiver Abfälle aus den Wiederaufarbeitungsanlagen veröffentlicht. Demnach sollen bis zum Jahre 2010 ca. 190 CASTOR - Behälter ins Zwischenlager Gorleben transportiert werden. Jeder Transport umfaßt 6 Behälter vom Typ HAW 20/28. Drei Transporte pro Jahr sind vorgesehen. Ferner wurde die Rückführung der bei der Wiederaufarbeitung anfallenden radioaktiven Schlämme angekündigt. Diese Schlämme sind in Bitumen verfestigt und in Fässer abgefüllt. 5 Fässer werden in einem Container VII verpackt. Zwei dieser Container können mit einem Eisenbahnwaggon transportiert werden. Ca. 50 Waggons pro Jahr sollen über Dannenberg nach Gorleben gebracht werden. Insgesamt rechnet man mit der Rückführung von ca. 3600 Fässern. Der Container VII gehört der gleichen Gefahrgutklasse (TYP B) wie der CASTOR HAW 20/28 CG an. Es gelten daher die gleichen Transportgrenzwerte für die Dosisleistung ( 0,1 mSv / h in zwei Meter Entfernung).

 

Jahresdosis am Zaun des Grundstücks am Verladekran.

Aus der Erfahrung des Transports 1997 kann man davon ausgehen, daß die Behälter nach dem Verladen von der Bahn auf Schwerlastwagen in 6 Meter Entfernung vom Zaun über einen Zeitraum von mehr als 24 Stunden bis zur Abfahrt nach Gorleben abgestellt werden.

 

Szenario 1

Es werden im Rahmen der Genehmigung in einem Jahr 8 Transporte a 6 CASTOR - Behälter durchgeführt. Ferner erfolgen 8 Transporte mit 16 Containern VII mit Fässern mittelaktiven Abfalls. Es wird unterstellt, daß die Dosisleistung in 2 Meter Entfernung dem Transportgrenzwert von 0,1 mSv/h entspricht. Die Standzeit betrage 24 Stunden. Es wird ferner angenommen, daß das Strahlenfeld eines Behälters in 6 Meter Entfernung überwiegend die Ortsdosis am Zaun bestimmt. Der Einfluß des Strahlenfeldes der anderen Behälter wird vernachlässigt. Die Messungen der Dosisleistung an CASTOR - Behältern als Funktion des Abstandes, die vom BfS veröffentlicht wurden, zeigen eine Abschwächung der Dosisleistung umgekehrt proportional zum Abstand (1/R). Die gleiche Gesetzmäßigkeit kann realistisch am Container VII unterstellt werden.

Unter diesen Voraussetzungen ergeben sich am Zaun folgende Jahres - Ortsdosen:

DCASTOR = 8 * 24 * 0,033 (mSv) = (mSv), DContainer = (mSv)

Es ist also mit einer maximalen Jahresdosis von 12,7 mSv unter ungünstigen Voraussetzungen zu rechnen. Gegenüber dem Grenzwert bei atomaren Anlagen von 1 mSvunterscheidet sich die berechnete Dosisbelastung um mehr als eine Größenordnung.

 

Szenario 2

Die Anzahl der Transporte wird entsprechend der Planungen unterstellt, d.h. 3 Transporte mit 6 CASTOR - Behältern und 8 Transporte mit 16 Containern VII. Es wird eine Dosisleistung entsprechend der Angaben des Gewerbe - Aufsichtsamts Lüneburg (GAA) zum CASTOR HAW 20/28 02 angenommen. Das BfS gibt den Anteil der Neutronendosisleistung an der Gesamtdosisleistung mit 70% an. Die Angaben des GAA und des BfS beziehen sich auf die derzeit geltende Strahlenschutzverordnung (ICRP - 21 Empfehlung). Ab 13.05.2000 wird diese Norm geändert. Messungen des BfS haben ergeben, daß unter der geplanten Regelung der StrlSchV (ICRP - 60 Empfehlung) die Neutronendosisleistung um den Faktor 1,5 zu erhöhen ist.

Es wird angenommen, daß die Dosisleistung am Container VII in etwa gleich der Dosisleistung am CASTOR HAW 20/28 ist.

Das GAA gibt für den genannten Behälter eine Dosisleistung von 0,040 mSv/h an. Ab dem Jahr 2000 entspricht das einer Dosisleistung von 0,054 mSv/h in 2 Meter Entfernung. Die Jahresdosis am Zaun beträgt dann:

DCASTOR = 3 * 24 * 0,018 (mSv) =1,3 (mSv), DContainer =3,1 (mSv)

Berücksichtigt man allein die geplante Rückführung der radioaktiven Abfälle aus den Wiederaufarbeitungsanlagen, so ist, - die bisherigen Erfahrungen unterstellt -, mit einer Jahresdosis am Zaun von 4,4 (mSv) auszugehen.

 

Szenario 3

Es wird zusätzlich zum Transportvolumen in Szenario 2 von weiteren 5 Transporten mit abgebrannten Brennelementen in CASTOR V/19 - Behältern ausgegangen. Das GAA gibt die Dosisleistung (ICRP -21) dafür mit 0,039 mSv/h in 2 Meter Abstand an. Der Anteil der Neutronenstrahlung beträgt nach Angaben des BfS 30%. Danach ergibt sich eine zum Szenario 2 zusätzliche Dosisbelastung von:

DCASTOR = 5 * 24 * 0,015 (mSv) = (mSv)

Die Gesamtdosis am Zaun beträgt bei diesem Szenario 6,2 mSv pro Jahr.

Fazit: Die Dosisbelastung am Zaun des Grundstücks am Verladekran übersteigt unter realistischen Annahmen und dem Regelwerk der Strahlenschutzverordnung den Grenzwert von 1 mSv für atomare Anlagen um ein Vielfaches.

Brechnungen der Dosisbelastung nach ICRU - 40

Die ICRU ist eine internationale Vereinigung von Wissenschaftlern auf dem Gebiet des Strahlenschutzes, die mit der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP) eng zusammenarbeitet. 1986 haben die Fachleute beider Organisationen Empfehlungen auf der Grundlage weltweit durchgeführter Forschungsergebnisse zur Einschätzung des Gefahrenpotentials von Neutronenstrahlung abgegeben. Wissenschaftlich unstrittig ist, daß der von der ICRP eingeführte Dosis - , Dosisleistungs - Reduktionsfaktor für Neutronenstrahlung nicht zutrifft. Auf der Basis der ICRU - Empfehlungen werden die Dosisleistungen für die oben aufgezeigten Szenarien berechnet. Unberücksichtigt bleibt der inverse Dosisleistungsfaktor entsprechend neuerer strahlenbiologischer Erkenntnisse. Die Energieabhängigkeit des Gefahrenpotentials der Neutronen geht jedoch in die nachstehenden Rechnungen ein.

 

Szenario 1

Bei diesem Szenario ergeben sich keine Änderungen. Die internationalen Grenzwerte beziehen sich auf die Gesamtdosisleistung aus Gamma - und Neutronenstrahlung. Änderungen in der Einschätzung des Gefahrenpotentials der Neutronenstrahlung haben darauf keinen Einfluß. Es wurde angenommen, daß der Grenzwert zwar ausgeschöpft aber eingehalten wird.

Die maximalen Jahresdosis beträgt 12,7 mSv.

 

Szenario 2

Über die Neutronendosisleistung am Container ist nichts bekannt. Sicher ist nur, daß Neutronenstrahlung auch an diesem Behälter auftritt. Deshalb lassen wir die Dosisleistung dafür unverändert. Mit 0,152 mSv/h wird der Transportgrenzwert von 0,1 mSv/h in 2 Meter Entfernung am CASTOR 20/28 überschritten.

DCASTOR = 3 * 24 * 0,051 (mSv) =3,7 (mSv), DContainer =3,1 (mSv)

Am Zaun ergibt sich eine Jahresdosis von 6,8 (mSv)

 

Szenario 3

Im Gegensatz zum CASROR HAW 20/28 könnte unter den gemachten Annahmen der Transportgrenzwert am CASTOR V/19 noch eingehalten werden (0,086 mSv/h). Die Ursache dafür ist der geringere Anteil der Neutronenstrahlung an der Gesamtdosisleistung.

DCASTOR = 5 * 24 * 0,0286 (mSv) =3,4 (mSv)

Damit erhöht sich die Jahresdosis aus Szenario2 auf 10,2 (mSv).

 

Bearbeitet am: 30.04.2000/ad


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