Announcement - Asse II mine 17 August 2017 - Increased radon levels in fact finding borehole – updated Since 2012, storage chamber 7 at the 750 metre level of the Asse II shaft mine has been under investigation through a series of boreholes. Currently, investigations are underway with a special drilling technique to find the highest point of the storage chamber. It is expected that an air pocket can be found here. The aim is to make statements about the composition of the air found there. Because of the damage to the chamber ceiling, it can already be assumed that increased radioactivity will be found during drilling. On 16 August, the drilling works were continuing as planned when the propulsion of the drill was disturbed. The borehole is flushed with compressed air. This pressure fell. The air flowing back from the borehole is measured continuously. The measurement instruments showed an increase in the radon level to a maximum of 17,000 Bq/m³. As a result, employees in the control area established radiological protection measures. The drill string was removed and the borehole was closed up. Measurements from the drill string have found radon decay products. The alpha radiation recorded by a swab test was 0.1 Bq/cm². The air flowing back from the borehole is diverted through a measurement device to a filter and then discharged. The radon measurement values of this air immediately fell again after drilling was stopped. The measurement results are being analysed further. A camera inspection of the borehole took place on the same day. The camera inspection showed that a cavity had been discovered by the drilling. Whether this was the storage chamber or a cavity that had been created in another way must be established by further measurements. On Thursday a gas measurement will be carried out as planned by external experts. Further procedures will be decided after that. There was no danger to employees or the environment at any time. View into the borehole for the investigation of chamber 7 Links on the topic Press release No. 08/17 - 23. August 2017: Fact finding in Asse II successful. Cavity in storage chamber 7 located Announcement - Asse II shaft mine - 19 July 2017: Diverted borehole started in context of fact finding Overview of all reports and press releases from the BGE
Notiz 430008-1 Version: 1 10.02.2020 Bearbeiter: A. Rübel, J. Mönig, J. Wolf Abschätzung der im Endlager für hochradioaktive Abfälle durch den Alphazerfall produzierten Menge Helium Beim Alphazerfall von radioaktiven Stoffen wird bei jedem Zerfall ein Helium-4-Atomkern erzeugt, der durch Elektroneneinfang zu einem Atom des Edelgases Helium umgewan- delt wird. In einem Endlager für radioaktive Abfälle entsteht auf diese Weise mit der Zeit eine zunehmende Menge an Heliumgas. Im Folgenden wird grob abgeschätzt, welche Gasmenge durch diesen Prozess im Nachweiszeitraum von einer Million Jahren gebildet wird und welche Relevanz der Prozess für die Entwicklung des Endlagers hat. Auf Grund der vergleichsweise großen Menge an Alphastrahlern in ausgedienten Brenn- elementen wird für die Abschätzung im Folgenden ausschließlich dieser Abfalltyp be- trachtet. In verglasen hochaktiven Abfällen ist der relative Anteil an Aktiniden durch die Wiederaufarbeitung deutlich reduziert. Das Gesamtaktivitätsinventar IGes der endzula- gernden ausgedienten SWR, DWR und MOX-Brennelemente in Deutschland ist in den Endlagersystemberichten zum Vorhaben RESUS angegeben, wie z. B. (RESUS, 2019). Solange die Endlagerbehälter intakt sind, sammelt sich das durch den Alphazerfall ge- bildete Helium zunächst im Inneren jedes einzelnen Behälters an. Daher ist es sinnvoll, eine Betrachtung für einen Behälter durchzuführen. Entsprechend dem Endlagerkonzept für das Endlagersystem in einer Tongesteinsformation größerer Mächtigkeit im Vorha- ben RESUS wird im Folgenden von einer Beladung jedes Brennelementbehälters mit 1,9 Brennelementen und einer Gesamtzahl von 11 159 Behältern ausgegangen (RESUS, 2019). Daraus ergibt sich das in Tabelle 1 angegebene Aktivitätsinventar eines einzelnen Behälter IBeh. In Tabelle 1 sind nur diejenigen Radionuklide des Nuklidspekt- rums angegeben, die einen Alphazerfall aufweisen. Beim radioaktiven Zerfall entstehen unter Umständen Tochternuklide, die ebenfalls radi- oaktiv sein und wiederum durch Alphazerfall zerfallen können. Der Zerfallsprozess wird solange fortgesetzt, bis das ursprüngliche Radionuklid durch den radioaktiven Zerfall in 1 ein stabiles Nuklid umgewandelt worden ist. Die Anzahl der in dieser Kette von Zerfällen stattfindenden Alphazerfälle kann anhand der Nuklidkarte abgezählt werden (vgl. Abbil- dung 2), ist aber durch Verzweigungen in der Zerfallskette mit unterschiedlichen Abzwei- gungswahrscheinlichkeiten nicht immer eindeutig bestimmt. Die Alphazerfälle der Toch- ternuklide in der Zerfallskette müssen bei der Bildung von Helium ebenfalls berücksichtigt werden. Die maximale Anzahl an Alphazerfällen in der Zerfallskette inklu- sive des Zerfalls von Tochternukliden ist als F in Tabelle 1 angegeben. Durch den radioaktiven Zerfall reduziert sich die Aktivität des ausgedienten Brennstoffs entsprechend dem Zerfallsgesetz mit der Zeit. Eine genaue Bestimmung der beim Zerfall gebildeten Heliummenge kann nur durch eine zeitabhängige Zerfallsrechnung erfolgen. Für eine grobe Abschätzung wird im Folgenden eine obere Grenze für die Heliummenge abgeleitet. Dabei wird zunächst angenommen, dass für die Dauer von zehn Halbwerts- zeiten T½ des Ursprungsnuklids dessen Aktivität im Inventar konstant bleibt. Diese An- nahme führt zu einer Überschätzung der durch den Alphazerfall erzeugten Helium- menge. Nach zehn Halbwertszeiten ist die Aktivität des Ursprungsnuklids auf weniger als ein Tausendstel der Anfangsaktivität zurückgegangen. Die während dieser Zeit Tmax = 10∙T½ gebildete Menge wird berechnet und die nach dieser Zeitspanne gebildete Menge im Gegenzug vernachlässigt. Falls die Zeitspanne von zehn Halbwertszeiten län- ger ist als der Nachweiszeitraum, dann wird Tmax auf eine Million Jahre beschränkt (vgl. Tabelle 1). Falls die auf diese Weise berechnete Anzahl NHyp größer ist als die ursprüng- lich im Inventar enthaltene Anzahl NBeh, dann ist demnach das gesamte Inventar des entsprechenden Radionuklids zerfallen und die Anzahl der Alphazerfälle wird auf NBeh beschränkt (vgl. Tabelle 1). Weiterhin wird angenommen, dass auch die radioaktiven Zerfälle aller Tochternuklide innerhalb der Zeit Tmax stattfinden. Da manche der Tochternuklide eine große Halbwerts- zeit aufweisen, ist auch dies eine Annahme, die die tatsächliche Anzahl an Alphazerfäl- len und die dadurch erzeugte Heliummenge überschätzt. Die Anzahl der im Nachweiszeitraum in einem Brennelementbehälter durch den Alpha- zerfall gebildeter Heliumatome NHe ergibt sich unter Berücksichtigung der oben beschrie- benen Annahmen bei Summation über alle Nuklide i durch 𝑁He = ∑𝑖 (𝐹α ∙ min(𝐼Beh ∙ 𝑇max ∙ 𝑆a ; 𝑁Beh ))𝑖 , 2 zu etwa 4∙1026, wobei Sa die Anzahl der Sekunden pro Jahr angibt. Mit der Avogadrozahl NA (vgl. Tab. 2) ergibt sich daraus eine Stoffmenge 𝑛He = 𝑁He 𝑁A von nHe = 665 Mol, bzw. mit dem Molvolumen Vm 𝑉He = 𝑛He ∙ 𝑉𝑚 ein Gasvolumen VHe von etwa 15 Nm³. Die Relevanz dieser Gasmenge für die Endlagerentwicklung lässt sich anhand zweier prinzipiell unterschiedlicher Endlagerkonzepte diskutieren, in denen 1. die Endlagerbehälter – z. B. durch eine Kupferummantelung – so ausgelegt sind, dass sie den gesamten Nachweiszeitraum von einer Million Jahren gasdicht blei- ben sollen: In diesem Fall wird das gebildete Helium über den gesamten Nachweiszeitraum im Endlagerbehälter gesammelt. Das in den Behältern zur Verfügung stehende Hohlraumvolumen ist begrenzt, so dass sich die Bildung von Helium entspre- chend dem allgemeinen Gasgesetz in einem Anstieg des Gasdrucks im Behälter auswirkt. Bei einem angenommen verfügbaren Hohlraumvolumen im Behälter von 0,5 m³ unter anfänglichem Atmosphärendruck, würde sich der Druck im Be- hälter durch die oben angegebene zusätzliche Gasmenge auf 3 MPa nach einer Million Jahren erhöhen1. Dieser Druck ist geringer als der in einer typischen End- lagerteufe von 800 m zu erwartende Gebirgsdruck von etwa 18 MPa, gegen den die Endlagerbehälter auszulegen sind. Die Heliumproduktion kann bei intakten Behältern eventuell zu einer relevanten Druckerhöhung im Behälter führen, die bei der Behälterauslegung berücksichtigt werden muss. Genauere Betrachtun- gen zur tatsächlich gebildeten Gasmenge sind dabei notwendig. 2. die Endlagerbehälter aus Stahl bestehen, nur für eine vergleichsweise geringe Lebensdauer ausgelegt sind und mindestens 500 Jahre aerosoldicht bleiben sol- len: 1 Je nach Gebirgstemperatur in der Endlagerteufe kann sich der Druck um bis zu 20 % erhöhen 3
Meldung - Schachtanlage Asse II 17. August 2017 – Erhöhte Radon-Werte im Bohrloch Faktenerhebung – aktualisiert Die Einlagerungskammer 7 wird seit 2012 auf der 750-Meter-Ebene der Schachtanlage Asse II mit einem Bohrprogramm erkundet. Aktuell wird mit einer besonderen Bohrtechnik versucht, den höchsten Punkt der Einlagerungskammer zu treffen. Hier ist zu erwarten, dass ein Lufthohlraum gefunden werden kann. Ziel ist dabei, Aussagen zu der Zusammensetzung der dort angetroffenen Luft zu erhalten. Aufgrund der Schädigung der Kammerdecke ist bereits im Vorfeld damit zu rechnen, erhöhte Radioaktivität beim Bohren anzutreffen. Am 16. August wurden die Bohrarbeiten planmäßig fortgesetzt, als der Vortrieb der Bohrung gestört wurde. Die Spülung der Bohrung erfolgt mit Druckluft. Dieser Druck fiel ab. Die zurückströmende Luft aus der Bohrung wird laufend gemessen. Die Messgeräte zeigten einen Anstieg der Radonwerte auf maximal 17.000 Bq/m³ an. Daraufhin haben die Mitarbeiter im Kontrollbereich radiologische Schutzmaßnahmen ergriffen. Das Bohrgestänge wurde ausgebaut und die Bohrung verschlossen. Bei Messungen auf dem Bohrgestänge wurden Radon-Zerfallsprodukte festgestellt. Die mit einem Wischtest ermittelte Alphastrahlung lag bei 0,1 Bq/cm². Die aus dem Bohrloch zurückströmende Luft wird über ein Messgerät zu einem Filter geleitet und dann abgeführt. Die Radon-Messwerte dieser Luft fielen unmittelbar nach dem Abbruch der Bohrung schnell wieder ab. Die Messergebnisse werden weiter analysiert. Eine Kamerabefahrung des Bohrloches fand am selben Tag statt. Die Kamerabefahrung hat ergeben, dass bei der Bohrung ein Hohlraum angetroffen wurde. Ob es sich dabei um die Einlagerungskammer oder über einen anderweitig entstandenen Hohlraum handelt, müssen weitere Messungen ergeben. Am Donnerstag folgt planmäßig eine Gasmessung durch externe Experten. Danach wird die weitere Vorgehensweise festgelegt. Eine Gefährdung von Mitarbeitern oder der Umwelt bestand zu keinem Zeitpunkt. Blick in das Bohrloch zur Erkundung von Kammer 7 Links zum Thema Pressemitteilung Nr. 08/17 - 23. August 2017: Faktenerhebung in Asse II erfolgreich. Hohlraum in der Einlagerungskammer 7 angetroffen Meldung - Schachtanlage Asse II - 19. Juli 2017: Abgelenkte Bohrung im Rahmen der Faktenerhebung gestartet Alle Meldungen und Pressemitteilungen der BGE im Überblick
STRAHLENTHEMEN Notfallvorsorge durch das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) Die Reaktorkatastrophen in Tschernobyl und Fukushima haben deutlich gemacht, dass Radioaktivität an Länder- grenzen nicht halt macht. Da nicht auszuschließen ist, dass sich solche Ereignisse wiederholen können, ist ein System zur Notfallvorsorge zum Schutz der Bevölkerung erforderlich. Um in einem Notfall die geeigneten Schutz maßnahmen ergreifen zu können, muss die Kontamina tion (Verunreinigung) der Umwelt rasch und zuverlässig prognostiziert, gemessen und die daraus resultierende Strahlenbelastung des Menschen festgestellt werden. Das BfS hat ein umfassendes Mess- und Informations system (IMIS) eingerichtet, um im Ereignisfall schnell notwendige Informationen bereitstellen zu können. Das System besteht aus mehreren Komponenten, die bei klein- und großräumigen Kontaminationen der Umwelt Titelbild: Messfahrzeug • vor und während des Durchzugs einer radioaktiven Wolke, • unmittelbar nach dem Durchzug einer radioaktiven Wolke und • langfristig die jeweils notwendigen Informationen bereitstellen. Komponenten des Mess- und Informationssystems In einem Ereignisfall ist es notwendig, möglichst früh zeitig noch vor Durchzug der radioaktiven Wolke ge warnt zu werden, um rechtzeitig die erforderlichen Schutzmaßnahmen ergreifen zu können. Im BfS und in anderen Institutionen, wie z. B. dem Deutschen Wet terdienst (DWD), gibt es deshalb rund um die Uhr eine Übung / Test Maßnahme: Aufenthalt in Gebäuden Summe der eff. Dosen für Erwachsene durch Inhalation, Wolken- und Bodenstrahlung über 7 Tage eff. Dosis (Wert in mSv) < 0,310 - 30 0,3 - 130 - 100 1-3100 - 300 3 - 10> 300 Maximalwert: 1220 mSv Richtwert für Aufenthalt in Häusern: 10 mSv Deutschland TK1000 Gewässer Kernkraftwerke Zonen kerntechnischer Anlagen Datenquelle: RODOS Freisetzungsort: GRAFENRHEINFELD (10.1850.49.9840) Freisetzungsbeginn: Dienstag, 03. Juli 16:39 MEST 2012 Quellterm: Edelgas: 1.25E+19 Bq, Iod: 4,54E+17 Bq, Aerosole: 4,67+16 Bq Datenbasis: DWD-Prognosen vom 03. Juli 2012 00:00 (UTC) Bundesamt für Strahlenschutz (im Auftrag des BMU) RODOS-Zentrale Rechnung von: Dienstag, 3. Juli 16:41 MEST 2012 Lauf-Kennung: mwe-m163900 User-ID: mwe-m Simulierte Prognose des Systems RODOS über eine zu erwartende Strahlenbelastung durch Inhalation und Direktstrahlung in den ersten 7 Tagen nach einem Unfall. Die Prognose dient als Entscheidungsgrundlage für eine Aufforderung an die Bevölkerung, zu ihrem Schutz in den Häusern zu bleiben. Der Richtwert für diese Maßnahme liegt bei 10 Millisievert (mSv) über diesen Zeitraum. Rufbereitschaft. Diese nimmt die Frühwarnung entge gen und löst nach einer ersten Überprüfung ggf. Alarm aus. Frühwarnungen können durch Eigenmeldungen der nachfolgend beschriebenen Messeinrichtungen zur kontinuierlichen Überwachung der Umwelt oder durch Meldungen von Betreibern einer Anlage, einer interna tionalen Behörde oder Mitteilungen aus dem Ausland ausgelöst werden. Um einen schnellen Informationsaustausch bereits in der Frühphase zu gewährleisten, wurden auf na tionaler (IMIS) und internationaler Ebene (z.B. ECU RIE – European Community Urgent Radiological Ex change system, EMERCON – Emergency Convention) entsprechende Informationssysteme entwickelt und eingerichtet. Pflanzen, Nahrungsmittel etc.) und die daraus resultie rende Strahlenbelastung für unterschiedliche Altersgrup pen – z. B. Kleinkinder und Erwachsene – abschätzen. Die Berechnungen in der Frühphase eines Notfalls sind die Basis für Entscheidungen über erforderliche Emp fehlungen und Maßnahmen. RODOS verwendet hierfür Mess- und Prognosedaten, die sowohl am Unfallort als auch durch die bundesweiten Radioaktivitätsmessnet ze erhoben werden. Für die zu treffenden Maßnahmen wurde ein Katalog erarbeitet. Dieser sieht z. B. für die Phase vor und während des Durchzugs einer radioakti ven Wolke folgende Empfehlungen vor: • Empfehlungen zum Verbleib im Haus, • Anordnung einer Iodprophylaxe • oder in gravierenden Fällen sogar eine Evakuierung. RODOSMesseinrichtungen zur kontinuierlichen Überwachung der Umwelt In der Frühphase müssen zunächst Prognosen abgege ben werden. Dazu steht dem BfS das Entscheidungshil femodell RODOS (Realtime Online Decision Support Sys tem) für den Nahbereich bis 100 km Entfernung vom Unfallort und – sofern der Unfallort außerhalb der deut schen Grenze liegt – flächendeckend für die Bundesre publik Deutschland zur Verfügung. Damit lassen sich bereits vor Eintreffen einer radioaktiven Wolke die zu erwartende Kontamination der Umwelt (Luft, Boden,Die Vorhersagen von RODOS sind in der Frühpha se durch unzureichende Informationen über die Höhe und die Radionuklidzusammensetzung der Freisetzun gen und durch Wetteränderungen mit großen Unsicher heiten behaftet. Sie müssen daher so schnell wie mög lich durch Einbeziehung von Messergebnissen verbessert werden. Als wichtigstes Werkzeug dienen dabei dem BfS das Messnetz zur Bestimmung der Ortsdosisleistung (ODL) und die Luftmessstationen des DWD. Zentralstelle des Bundes Alle Messergebnisse werden dem BfS in Neuherberg, der Zentralstelle des Bundes, gemeldet. Die Ergebnis se werden in Form von Karten und Grafiken aufbereitet und dem Bundesumweltministerium und den Ländern zur Entscheidungsfindung über ggf. notwendige Vor sorgemaßnahmen zur Verfügung gestellt. Auch die EU und internationale Einrichtungen wie die Internationa le Atomenergie-Organisation und die Ernährungs- und Landwirtschaftsorganisation der Vereinten Nationen er halten diese Informationen. Wichtig ist, dass die Bundes republik Deutschland nicht nur die Nachbarländer und internationale Behörden informiert, sondern bei Ereig nissen im Ausland selbst schnell und umfassend infor miert wird. Luftmesssonde Umweltmessungen Messdaten über die tatsächliche Kontamination der Um welt müssen so früh wie möglich gewonnen werden, um die Kontaminationsprognosen von RODOS zu überprü fen. Nach Durchzug der Wolke werden zur Charakteri sierung der Lage gezielte Radionuklidmessungen vor al lem in bewohnten Gebieten und im landwirtschaftlichen Bereich durchgeführt. Die Messungen in bewohnten Gebieten geben Hinweise auf die aktuelle Belastung der Bevölkerung durch direk te Strahlung und bilden die Grundlage für die Entschei dung, ob Dekontaminationsmaßnahmen notwendig und sinnvoll sind. Im landwirtschaftlichen Bereich werden umgehend Milch und Nahrungsmittel pflanzlicher Herkunft un tersucht, dann folgen Nahrungsmittel tierischer Her kunft und schließlich Futtermittel. Weiterhin wird die Radioaktivität im Boden bestimmt. Es gilt zu erkennen, welche Produkte aufgrund ihrer Kontamination noch marktfähig sind und welche aus dem Verkehr gezogen werden müssen. Die regionalen und bundesweiten Probenahmen und Messungen der Radioaktivität in diesen Medien werden von Messeinrichtungen der Länder und den Leitstellen des Bundes durchgeführt. Dabei werden folgende radio aktive Stoffe gemessen: • Gammastrahler, wie Iod 131 oder Cäsium 134 und 137, • Betastrahler wie Tritium (radioaktiver Wasserstoff), Strontium 89 und 90, • Alphastrahler, wie Plutonium. In einem Ereignisfall werden wichtige Messungen und In formationen auf vielen anderen Ebenen, in den Ländern, beim Betreiber oder im Ausland erzeugt. Da bei der Ent scheidungsfindung auch viele Stellen auf verschiedenen Ebenen beteiligt sind, ist es notwenig, dass alle möglichst umfassend mit den wichtigen Informationen versorgt werden. Um dies zu gewährleisten, ist ein zusätzliches Sys tem (Elektronische Lagedarstellung für den Nofallschutz – ELAN) entwickelt worden, das alle Dokumente zusam menfasst, gliedert und sie chronologisch und nach Inhal ten geordnet allen Beteiligten zum Abruf bereitstellt. Routinebetrieb Um auf einen Ereignisfall vorbereitet zu sein, müssen die Messsysteme permanent betrieben werden. Mit dem ODL- Messnetz wird kontinuierlich die Strahlung in der Umwelt gemessen. Kurzzeitige Erhöhungen der Messwerte kön nen bei Regen oder Schneefall durch Auswaschung von Ortsdosisleistungsmessnetz: Das vom BfS betriebene ODL-Messnetz besteht aus 1800 automatisch arbeitenden ortsfesten Dosisleis- tungsmessgeräten, die in einem Raster von 15 x 15 km über die gesamte Bundesrepublik verteilt sind. Über dieses Messnetz kann der Durchzug einer ra- dioaktiven Wolke zeitnah verfolgt werden. Bei kleinräumigen oder ungleichmäßigen Konta- minationen der Umwelt (z. B. bei Absturz eines Sa- telliten mit einer radioaktiven Quelle) stehen als Ergänzung zum ODL-Messnetz auch Hubschrauber- messungen und Messfahrzeuge bereit. Luftmessstationen des DWD und des BfS: Für eine gute qualitative Beurteilung der radiolo- gischen Situation werden in der Frühphase eines Notfalls an 48 Messstationen erste Messungen zur Konzentration der wichtigsten Radionuklide in der bodennahen Luft und deren Ablagerung auf dem Boden durchgeführt.
MERKBLATT ÄUSSERE STRAHLENEXPOSITION DES PERSONALS BEI DER THERAPIE MIT RADIUM-223 DICHLORID Radium-223 Dichlorid ist ein Radiopharmakon zur Therapie von Knochenmetastasen bei kastrations- resistentem Prostatakarzinom. Radium-223 wird se- lektiv im Knochengewebe gespeichert, was zu ei- ner Bestrahlung der Tumorzellen führt. Das 223Ra-Präparat Xofigo® der Firma Bayer Phar- ma AG wurde im November 2013 für die ambulan- te Behandlung in Deutschland zugelassen. Es be- sitzt eine Zulassung der europäischen (EMA) und der US-amerikanischen Gesundheitsbehörde (FDA). Zum Zeitpunkt der Zulassung von Xofigo® wurde ein Primärstandard zur Kalibrierung der Aktivime- ter verwendet, der vom National Institute of Stan- dards and Technology (NIST) 2010 entwickelt wur- de. Im Jahr 2015 wurde jedoch festgestellt, dass die Aktivität im NIST-Standardreferenzmaterial (NIST- SRM) von 2010 um 10 % zu niedrig angegeben war [NIST 2015, Ber 2015]. Daraus folgt, dass die mit dem alten Standard ermittelten Aktivitätswerte um 10% unterschätzt waren. Verfügung gestellt. Die Implementierung des neu- en Standards erfolgte am 18.04.2016. Alle Aktivi- tätsangaben in diesem Merkblatt beziehen sich auf das NIST-SRM von 2015. Für eine Therapie wird Xofigo® in Durchstechfla- schen mit 6 ml 223Ra Dichloridlösung und einer Ak- tivität von 6,6 MBq (entsprechend dem neuen Stan- dard) am Referenzdatum geliefert [Bay 2016, EMA 2016]. Die Behandlung erfolgt i. d. R. durch 6 i. v. Injektionen von je 55 kBq pro kg Körpergewicht (entsprechend dem neuen Standard) im Abstand von 4 Wochen. Unter Verwendung des alten Stan- dards NIST-SRM 2010 ging man (fälschlicherweise) davon aus, dass die Durchstechflaschen 6 MBq ent- halten und je Injektion 50 kBq pro Kg Körperge- wicht appliziert werden. In Deutschland wurde das aktualisierte NIST-SRM zur Kalibrierung der Messgeräte inzwischen zurDie Korrektur hat keinen Einfluss auf die Sicher- heit oder Wirksamkeit von Xofigo®, da die tat- sächliche Aktivitätsmenge, die dem Patienten ver- abreicht wird, sich dadurch nicht ändert. In den nuklearmedizinischen Zentren ist jedoch zu prü- fen, ob aufgrund der Korrektur eine Erhöhung der genehmigten Umgangsaktivität erforderlich ist. Abb. 1: Zerfallsschema von Radium-223Abb. 2: Zerfallskurven von Radium-223 und Tochternukliden Radium-223 ist ein Alphastrahler und hat eine Halbwertszeit von 11,4 Tagen. Es zerfällt über vier a-Emitter (Alphaenergie 5,0 - 7,5 MeV) und zwei b-Emitter (Eb, max = 1,37 und 1,42 MeV) in das stabi- le Tochternuklid 207Pb (Abb. 1). Bei einigen dieser Tochternuklide treten auch g-Strahlen unterschied- licher Energie (E = 0,01 - 1,27 MeV) auf, deren Emissionswahrscheinlichkeit in der Summe 0,7 pro a-Zerfall des Mutternuklids 223Ra beträgt. Alle Tochternuklide des 223Ra sind vergleichswei- se kurzlebig, was zur Folge hat, dass sich wenige Stunden nach der Abtrennung des Mutternuklids ein radioaktives Gleichgewicht mit den Töchtern einstellt. In dieser Zeit erhöht sich die Gesamtak- tivität des Nuklidgemisches aus 223Ra und dessen Töchtern auf etwa das 6-fache der ursprünglichen 223 Ra-Aktivität. Folglich enthält auch das angelie- ferte Vial eine Gesamtaktivität bis zum 6-fachen der angegebenen 223Ra-Aktivität zum Referenzzeit- punkt (Abb. 2). In den Fachinformation der Firma Bayer wird mit- geteilt, dass die von a-Teilchen, b-Teilchen und Gammastrahlung abgegebenen Energieanteile 95,3 %, 3,6 % und 1,1 % betragen [Bay 2016, EMA 2016]. Diese Zahlen sind jedoch nur bedingt geeig- net, um die Gefährdung des Personals durch äu- ßere Strahlenexpositionen beim Umgang mit 223Ra Dichlorid zu bewerten. Hierfür sind nicht zuletzt die b-strahlenden Tochternuklide 211Pb und 207Tl von Bedeutung, deren Summenaktivität im Gleich- gewicht 33 % der Gesamtaktivität ausmacht. Auf- grund dieser Tatsache und wegen der relativ ho- hen Energie der b-Teilchen (Eb, max = 1,37 und 1,42 MeV) sind äußere Strahlenbelastungen nicht aus- zuschließen. Bei genauerer Betrachtung muss zwi- schen einer möglichen Ganzkörperexposition und einer Exposition der Haut, vor allem an den Hän- den, unterschieden werden. Die Messgröße für die externe Strahlenbelastung des Körpers ist die Tiefen-Äquivalentdosis, H*(10). In 50 cm Abstand von einer 223Ra Punktquelle mit 6,6 MBq beträgt die entsprechende Dosisleistung 0,033 µSv/min unter Berücksichtigung der Folge- produkte, [BfS 2016]. Signifikante Ganzkörperexpo- sitionen des Personals können folglich nahezu aus- geschlossen werden. Hautexpositionen werden vor allem durch b-Strah- lung verursacht. Für die Messgröße der Hautdo- sis, die Oberflächen-Äquivalentdosis, H‘(0,07), ist der entsprechende Dosisleistungskoeffizient für 211 Pb und 207Tl mit 1,30 bzw. 1,27 mSv/(h MBq) [Pet 1993] deutlich größer, das Modell der Punkt- quelle jedoch ungeeignet. Unter realistischen Expositionsbedingungen führen die Selbstabsorpti- on in der Radionuklidlösung und die Schwächung der b-Teilchen in der Wand von Spritzen oder Vials zu einer deutlichen Reduzierung dieser Koeffizi- enten. Andererseits ist beim Hantieren mit Radio- pharmaka der Abstand zu den Händen oft kleiner als 10 cm und kann bei unsachgemäßem Umgang nahe Null sein, z. B. wenn eine Spritze oder das Vial nicht abgeschirmt sind und mit den Fingern berührt werden. Dann können hohe lokale Haut- dosen auftreten. Der Hersteller von Xofigo® hat Messungen der Do- sisleistung mit verschiedenen Verfahren an einem Vial veranlasst. Diese ergaben eine relativ geringe Dosisleistung von maximal 0,64 mSv/(h MBq) (un- ter Berücksichtigung des aktualisierten Standards NIST-SRM 2015). Für ein anderes realistisches Szenario, den Kontakt mit einer 5 ml-Spritze, stehen berechnete Dosisleis- tungskoeffizienten zahlreicher Nuklide zur Verfü- gung [Del 2002], aber leider nicht für 223Ra. Aus den Daten von Nukliden mit ähnlichen b-Energien lässt sich jedoch ableiten, dass die Oberflächen-Do- sisleistung an einer mit 223Ra-Dichlorid gefüllten 5 ml-Spritze im Mittel ca. 20 mSv/(h MBq) betragen kann. Zur Verifizierung dieses Sachverhalts hat das Bun- desamt für Strahlenschutz (BfS) Messungen durch- geführt. Dazu wurden Thermolumineszenzdosime- ter (TLD) axial an der Oberfläche einer 5 ml-Spritze mit 3,05 MBq 223Ra fixiert und 30 Minuten be- strahlt. Die Kalibrierung der TLD erfolgte mit 90Y (Eb, max = 2,28 MeV). Der gemessene Dosisleistungs- koeffizient betrug 17±1 mSv/(h MBq) und stimmt somit recht gut mit der theoretischen Vorhersage überein. Das ist ein 26-fach höherer Wert als der an einem Vial gemessene. Dafür sind insbesondere die unterschiedliche Geometrie (geringerer Durch- messer der Spritze, d.h. weniger Selbstabsorpti- on) und das andere Wandmaterial (0,5 mm Plastik statt 1 mm Glas) verantwortlich. Würde man die am Vial gemessene Dosisleistung für die Abschät- zung der an der Wandung einer 5 ml-Spritze zu erwartenden Dosisleistung zu Grunde legen, wür- de die Gefährdung in Hinblick auf Hautexpositio- nen deutlich unterschätzt. An der Wand einer mit 3,8 MBq 223Ra gefüllten Plastikspritze kommt es bei Hautkontakt über einen Zeitraum von 1 min zu ei- ner Dosis von 1,08 mSv. Von den Werten am Vial ausgehend würde man hingegen nur 0,04 mSv erwarten. Wegen des großen Dosisleistungskoeffizienten gehört 223Ra zu der Gruppe von b-strahlenden Nukliden mit dem höchsten Gefährdungspotenti- al durch Hautexpositionen. Für diese Nuklide, zu denen z.B. auch 90Y zählt, werden Teilkörperdosi- meter (Fingerringdosimeter) der amtlichen Person- endosismessstellen zur Überwachung des Grenz- wertes der Hautdosis (500 mSv/a) empfohlen, wenn die jährliche Umgangsaktivität 1 GBq überschreitet [BfS 2015]. Verglichen mit anderen Radionuklidtherapien ist das Risiko von Hautexpositionen des Personals bei Therapien mit 223Ra Dichlorid aber dennoch ge- ring, da die applizierte 223Ra Aktivität relativ nied- rig ist. Auch die Höhe der äußeren Ganzkörperex- position des Pflegepersonals oder der Angehörigen durch Patienten wird als vernachlässigbar einge- schätzt, da die Dosisleistung in 1 m Abstand vom Patienten den Wert von 0,2 µSv/h nicht übersteigt [Dau 2014]. Aus den angeführten Gründen sollten sich Strah- lenschutzmaßnahmen zum Schutz des an der The- rapie beteiligten Personals, von Pflegekräften und Angehörigen im Wesentlichen auf die Vermeidung von Inkorporationen und Kontaminationen kon- zentrieren. Hierzu sind die üblichen strahlenhygie- nischen Maßnahmen zur Vermeidung von Inkorpo- rationen beim Umgang mit offenen Radionukliden einzuhalten, z. B. das Tragen von Handschuhen, Laborkleidung und Mundschutz, sowie regelmä- ßige Kontaminationskontrollen. Darüber hinaus wird zwecks Minimierung äußerer Strahlenexpo- sitionen, insbesondere der Haut, die Verwendung geeigneter Abschirmungen für Spritzen und Vials empfohlen. Hierfür sind keine speziellen Abschir- mungen für b-strahlende Radiopharmaka erforder- lich. Es können z.B. auch kommerzielle Spritzenab- schirmungen aus Wolfram für g-Strahler wie 99mTc verwendet werden. Weitere Hinweise zum Strah- lenschutz des Personals beim Umgang mit 223Ra Di- chlorid finden sich unter [BfS 2016, Bay 2016, EMA 2016] sowie in einer Muster-Strahlenschutzanwei- sung [MHH 2014]. Impressum Bundesamt für Strahlenschutz Externe und interne Dosimetrie, Biokinetik Postfach 10 01 49 38201 Salzgitter Telefon: + 49 (0) 30 18333 - 0 Telefax: + 49 (0) 30 18333 - 1885 Internet: www.bfs.de E-Mail: ePost@bfs.de Stand: Februar 2017 Literatur: Bay 2016Xofigo® 1100 kBq/ml Injektionslösung, Bayer-Fachinformation, April 2016 DE/3, http://www.fachinfo.de EMA 2016Xofigo Radium-223 dichloride, Annex 1, Summery of Product Characteris- tics, http://www.ema.europa.eu/docs/ en_GB/document_library/EPAR_-_Pro- duct_Information/human/002653/ WC500156172.pdf, 25.05.2016 NIST 2015Revision of the NIST Standard for 223 Ra: New Measurements and Re- view of 2008 Data, Jornal of Research of the National Institute of Standard and Technology, Vol. 120, pages 37-57, 2015, http://www.nist.gov/nvl/jres.cfm Ber 2015Bergeron E et al. Secondary standards for 223Ra revised, Appl. Radiat. Isot. 101:10-14, 2015 BfS 2015Empfehlung von Kriterien für die Teil- körperdosimetrie in der Nuklearme- dizin, Bundesamt für Strahlenschutz, GMBl. 2015, Nr. 22, S. 438-440 BfS 2016Strahlenschutzmaßnahmen bei der Anwendung von Xofigo®; Überarbeite- te Stellungnahme des Bundesamtes für Strahlenschutz (BfS) vom 18.Dezember 2015; GMBl. 2016 Nr. 8, S.177 Pet 1993Petoussi N., Zankl M. et al. Dose dis- tributions in the ICRU sphere for mo- noenergetic photons and electrons and for 800 radionuclides, GSF-Bericht 7/93, 1993 Del 2002Delacroix, D. et al. Radionuclide and Radiation Protection Data Handbook 2002, Rad. Prot. Dosimetry; 98 (1) 2002 Dau 2014Dauer L.T. et al. Radiation safety con- siderations for the use of 223RaCl DE in men with castration-resistant pro- state cancer. Health Phys. 2014; 106(4):494–504 MHH 2014 Strahlenschutzanweisung für den Um- gang mit Ra-223 Dichlorid, V 1.0 vom 13.02.2014, Medizinische Hochschu- le Hannover, L. Geworski, Persönliche Mitteilung, April 2015.
Bf S Bundesamt für Strahlenschutz Leistungsbeschreibung ProjektPSP-ElementObj.Kenn.AufgabeUALfd.Nr.Rev. NAANNNNNNNNNNNNNNNNNAAAAAANNNNNNNN 9A Seite: Fassung: 1. KR 1 von: 5 Datum: 22.01.2009 Bezeichnung der Aufgabe des Strukturelements Beurteilung der Möglichkeit einer Rückholung der LAW-Abfälle aus der Schachtanlage Asse Bearbeiter / Ansprechpartner BfS: Kai Möller Tel.: 01888/ 333 - 1916 Bearbeiter / Ansprechpartner Gliederung: 1. Tel.: 1. Zielsetzung/ Beschreibung3. Abgrenzung5. Gliederung der Aufgabe7. Qualifikation 2. Grundlagen/ Vorgaben4. Bearbeitungstiefe6. Ergebnisse/Meilen- steine mit Terminen. Zielsetzung / Beschreibung Die Schachtanlage Asse II bei Wolfenbüttel wurde von 1964 bis 1992 vom Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit (GSF) als Forschungsbergwerk genutzt, um technische Fragen für die Handhabung radioaktiver Ab- fälle in einem Endlager zu erproben und wissenschaftliche Grundlagenforschung für die Endlagerung im Salzge- stein durchzuführen. Die GSF war bis Ende 2008 Eigentümer und Betreiber des Forschungsbergwerkes im Auf- trag des Bundesministeriums für Bildung und Forschung (BMBF). Seit dem 01.01.2009 ist das BfS der neue Be- treiber der Schachtanlage. Im Rahmen von Forschungsvorhaben wurden im Zeitraum von 1967 – 1978 schwach- und mittelradioaktive ra- dioaktive Abfälle eingelagert. Aufgrund des 1976 novellierten Atomgesetzes entfiel die Rechtsgrundlage für die Einlagerung im Salzbergwerk Asse und die Einlagerung wurde 1978 eingestellt. Insgesamt wurden im Rahmen von Versuchs- und Demonstrationsprogrammen rund 125.000 Fässer mit schwachradioaktiven Abfällen, deren Aktivität in der Summe 1,9xE15 Becquerel (01.01.2002) beträgt, in 725 m und 750 Teufe eingelagert. Etwa 1300 Fässer mit mittelaktiven Abfällen, deren Gesamtaktivität sich auf 1,2xE15 Becquerel (01.01.2002) summiert, sind auf der 511-m-Sohle gelagert. Da seit Ende 1992 keine weitere Verwendung mehr für das Forschungsbergwerk Asse besteht, wurde in den fol- genden Jahren die Schließung vorbereitet. In diesem Zusammenhang erfolgte im Zeitraum 1995 bis 2004 die Verfüllung nahezu aller Grubenbaue im Baufeld der Südflanke mit insgesamt ca. 2,2 Mio. Tonnen Salzgrus. Die Stilllegung und der Verschluss der Schachtanlage Asse II sind von besonderer Dringlichkeit, da geotechni- sche Gutachten derzeit nur für eine begrenzte Zeit beherrschbare Gebirgszustände und Lösungszutritte prognos- tizieren. Es ist zu besorgen, dass jederzeit ein unbeherrschbarer Lösungszutritt erfolgen kann, der eine Umset- zung der Stilllegungsmaßnahmen ganz oder zum Teil unmöglich macht. Daher werden bestimmte Maßnahmen der Stillegung zur Gefahrenprävention bereits umgesetzt. Eine mögliche weitere Maßnahme der Gefahrenprä- vention wäre ggf. auch eine Rückholung der Abfälle. Aus diesem Grund soll in diesem Vorhaben eine Rückholung der in der Asse eingelagerten LAW-Abfälle unter- sucht werden. Im Rahmen der Arbeiten an der Schachtanlage Asse II wurde bereits eine „Gutachterliche Stellungnahme zu ei- ner Rückholung der in der Schachtanlage ASSE II eingelagerten radioaktiven Abfälle“ angefertigt. Diese vorlie- gende Studie (FICHTNER 2006) dient für dieses Vorhaben als Grundlage und betrachtet die Rückholung aller in der Schachtanlage Asse II gelagerten radioaktiven Abfälle. Der finanziell aufwendigste und geschwindigkeitsbe- stimmende Teil war im Ergebnis dieser Studie die Rückholung der LAW-Abfälle. Die Rückholung der MAW- Abfälle wurde entsprechend in dieses Konzept eingegliedert. Die Studie ist in ihrem Tiefgang nicht ausreichend, um eine Entscheidung über eine Rückholung der Abfälle zu treffen. Ziel dieses Vorhabens ist es jetzt, die Mög- lichkeit einer Rückholung speziell der LAW-Abfälle in einem Tiefgang zu betrachten, der eine solche Entschei- dung möglich macht. C:\DOKUME~1\ta-sz\LOKALE~1\Temp\1e\LB_Asse_LAWrev01-2.DOC Bf S Bundesamt für Strahlenschutz Leistungsbeschreibung (Fortsetzung) ProjektPSP-ElementObj.Kenn.AufgabeUALfd.Nr.Rev. NAANNNNNNNNNNNNNNNNNAAAAAANNNNNNNN 9A KR Fassung: 1 Seite: 2 von: 5 . Bezeichnung der Aufgabe des Strukturelements Beurteilung der Möglichkeit einer Rückholung der LAW-Abfälle aus der Schachtanlage Asse . Es ist darzustellen, ob und wie eine Rückholung der LAW-Abfälle möglich wäre und welche Konsequenzen sich daraus ergäben. Es ist im Entwurf ein Konzept für die Rückholung der Abfälle zu entwickeln. Der Entwurf berücksichtigt die eigent- liche Rückholung sowie ein Entsorgungskonzept, welches die Behandlung, Zwischenlagerung und Endlagerung der Abfälle z. B. im Endlager Konrad (soweit möglich) umfasst. Neben den technischen Aspekten sind die nöti- gen genehmigungsrechtlichen Schritte zu beschreiben. Der benötigte Zeitraum und die zu erwartenden Kosten sind abzuschätzen. Hierfür ist zu unterscheiden zwischen einem normalen Verfahrensablauf und einer Sofortmaßnahme im Rahmen der Gefahrenprävention. Im Ergebnis der Studie soll eine fachlich fundierte Grundlage für die Entscheidung erarbeitet werden, ob mit der Planung und Durchführung der Rückholung der LAW-Gebinde aus der Schachtanlage Asse II begonnen werden sollte. 2. Grundlagen/Vorgaben Grundlagen sind: • • • • • Das Radionuklidinventar der eingelagerten Abfälle (GERSTMANN, MEYER & THOLEN 2002) Gutachterliche Stellungnahme zu einer Rückholung der in der Schachtanlage Asse II eingelagerten ra- dioaktiven Abfälle (FICHTNER 2006) Die derzeit gültigen einschlägigen Vorschriften, wie z.B. Atomgesetz (AtG), Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) Die Rückholbarkeitsstudie zum ERA Morsleben (FEINHALS, J. 2006) Die vorliegende Studie zur Rückholung der MAW-Abfälle (HARTMANN, FEINHALS, 2008) Soweit erforderlich stellt das BfS die für die Bearbeitung notwendigen Informationen und Unterlagen – insbeson- dere bzgl. der Gebirgsmechanik – zur Verfügung Vorgaben: • • • Die Arbeiten sind in enger Abstimmung mit dem BfS auszuführen Die Weitergabe und/oder Veröffentlichung von Daten und/oder Ergebnissen bedarf der Zustimmung des BfS Der Bericht hat nationale und internationale Erfahrungen und Kenntnisse bei der Rückholbarkeit radioaktiver Abfälle sowie beim Rückbau kerntechnischer Anlagen zu berücksichtigen, soweit sie auf den vorliegenden Fall übertragbar sind Bei der Beschaffung weiterer einschlägiger Unterlagen und Veröffentlichungen wird das BfS im Rahmen seiner Möglichkeiten diesbezügliche Unterstützung leisten. 3. Vorgaben Aufgrund der Aufgabenstellung handelt es sich um eine in sich geschlossene Aufgabe. Die Planungen für das Planfeststellungsverfahren zur Stilllegung sind nicht Gegenstand dieser Aufgabe. Bf S Bundesamt für Strahlenschutz Leistungsbeschreibung (Fortsetzung) ProjektPSP-ElementObj.Kenn.AufgabeUALfd.Nr.Rev. NAANNNNNNNNNNNNNNNNNAAAAAANNNNNNNN 9A KR Fassung: 1 Seite: 3 von: 5 . Bezeichnung der Aufgabe des Strukturelements Beurteilung der Möglichkeit einer Rückholung der LAW-Abfälle aus der Schachtanlage Asse 4. Bearbeitungstiefe Die Ausarbeitungen/Unterlagen und die Ergebnisse sollen einen Detaillierungsgrad aufweisen, der es dem Auf- traggeber erlaubt, zweckmäßige Entscheidungen treffen zu können. Die Transparenz, Belastbarkeit und Nach- vollziehbarkeit der Angaben, Daten und Ergebnisse sind sicherzustellen. Sie müssen einer Diskussion in der Öf- fentlichkeit und ggf. im Planfeststellungsverfahren standhalten. 5. Gliederung der Aufgabe Die Abwicklung des Vorhabens soll in folgenden Einzelschritten vorgenommen werden: 5.1 Entwicklung eines technischen Konzeptes zur Rückholung der LAW. In diesem Arbeits- schritt ist auch zu klären, auf Basis welcher Vorschrift des AtG bzw. der StrlSchV ein Umgang mit diesen Abfällen erfolgen kann. Eine Rückholung der LAW kann aus 2 Gründen erwogen werden: Wenn es nicht möglich ist, die Langzeitsi- cherheit nachzuweisen und zur Minimierung der Auswirkungen eines möglichen Störfalles (Absaufen der Grube). Vor dem Hintergrund eines möglicherweise begrenzten Zeitfensters, in dem eine Rückholbarkeit möglich wäre, ist zunächst zu untersuchen, ob es sinnvoll ist, zunächst nur Abfälle aus einzelnen Kammern zurück- zuholen. In 4 Einlagerungskammern (1,6,7 und 11) befinden sich 65% der Alpha-Strahler. In Kammer 7 be- finden sich 30% der Alpha-Strahler. Es ist im Rahmen des Projektes auch ein Vorschlag zu entwickeln, bei dem nur ein Teil der Abfälle zurückgeholt wird. Folgende Szenarien sind dabei getrennt zu betrachten und in der genannten Reihenfolge abzuarbeiten: 1. Schnelle Rückholung der Abfälle nur aus der Kammer 7/750 im Rahmen einer Gefahrenabwehr 2. Schnelle Rückholung der Abfälle aus weiteren ausgewählten Kammern im Rahmen einer Gefahrenab- wehr. Bei der Auswahl der Kammern sind folgende Aspekte zu berücksichtigen: o Die Reihenfolge des Laugenzutritts in den einzelnen Kammern, o Die Auswirkungen auf die Bevölkerung, o Der technischer Aufwand zur Rückholung, o Die Dosisbelastung des Personals. o Stabilität der Kammern Darüber ist im Rahmen der Effizienzbetrachtung zu prüfen, ob bei den einzelnen Varianten Verfüllmaßnah- men in den zu betrachtenden Kammern eingegliedert werden können. 3. Schnelle Rückholung aller LAW-Abfälle im Rahmen einer Gefahrenabwehr 4. Strahlenschutzoptimierte Rückholung aller Abfälle Ziel der Rückholung für die Varianten 1 bis 3 ist es nicht, dass die Kammern anschließend unkontaminiert vorliegen. Ziel ist die signifikante Reduzierung des Inventars. Für Variante 4 ist das Ziel eine Dekontaminati- on und anschließende Freigabe des Grubengebäudes. Die Konzepte sind so zu entwickeln, dass die Standsicherheit des Bergwerkes durch die Arbeiten nicht ge- fährdet wird. Bei allen Konzepten ist der Einfluss der Rückholmaßnahmen auf das Grubengebäude zu bedenken. Fol- gendes ist dabei vorzusehen:
Die Einlagerungskammer 7 wird seit 2012 auf der 750-Meter-Ebene der Schachtanlage Asse II mit einem Bohrprogramm erkundet. Aktuell wird mit einer besonderen Bohrtechnik versucht, den höchsten Punkt der Einlagerungskammer zu treffen. Hier ist zu erwarten, dass ein Lufthohlraum gefunden werden kann. Ziel ist dabei, Aussagen zu der Zusammensetzung der dort angetroffenen Luft zu erhalten. Aufgrund der Schädigung der Kammerdecke ist bereits im Vorfeld damit zu rechnen, erhöhte Radioaktivität beim Bohren anzutreffen. Am 16. August wurden die Bohrarbeiten planmäßig fortgesetzt, als der Vortrieb der Bohrung gestört wurde. Die Spülung der Bohrung erfolgt mit Druckluft. Dieser Druck fiel ab. Die zurückströmende Luft aus der Bohrung wird laufend gemessen. Die Messgeräte zeigten einen Anstieg der Radonwerte auf maximal 17.000 Bq/m³ an. Daraufhin haben die Mitarbeiter im Kontrollbereich radiologische Schutzmaßnahmen ergriffen. Das Bohrgestänge wurde ausgebaut und die Bohrung verschlossen. Bei Messungen auf dem Bohrgestänge wurden Radon-Zerfallsprodukte festgestellt. Die mit einem Wischtest ermittelte Alphastrahlung lag bei 0,1 Bq/cm². Die aus dem Bohrloch zurückströmende Luft wird über ein Messgerät zu einem Filter geleitet und dann abgeführt. Die Radon-Messwerte dieser Luft fielen unmittelbar nach dem Abbruch der Bohrung schnell wieder ab. Die Messergebnisse werden weiter analysiert. Eine Kamerabefahrung des Bohrloches fand am selben Tag statt. Die Kamerabefahrung hat ergeben, dass bei der Bohrung ein Hohlraum angetroffen wurde. Ob es sich dabei um die Einlagerungskammer oder über einen anderweitig entstandenen Hohlraum handelt, müssen weitere Messungen ergeben. Am Donnerstag folgt planmäßig eine Gasmessung durch externe Experten. Danach wird die weitere Vorgehensweise festgelegt. Eine Gefährdung von Mitarbeitern oder der Umwelt bestand zu keinem Zeitpunkt.
Ermittlung der Strahlenexposition durch Radon-222 und dessen kurzlebige Zerfallsprodukte1 1MESSUNG DER STRAHLENEXPOSITION DURCH RADON 1.1Passive Radonmessgeräte 1.1.1Anwendung Passive Radonmessgeräte dienen der Ermittlung der Radon-222-Exposition durch integrierende Messung. Am gebräuchlichsten sind mit Kernspurdetektoren bestückte Diffusionskammern (Exposimeter). Weitere Arten passiver Messgeräte sind Elektrete und Detektoren, die auf der Adsorption von Radon an Aktivkohle beruhen (Aktivkohlesammler). Die passiven Messgeräte können am Messort ausgelegt (stationäres Messgerät) oder auch von Personen während der Arbeit am Körper getragen werden (personengetragenes Exposimeter). Die Messdauer beträgt bei Aktivkohlesammlern in der Regel 2 – 3 Tage; bei Geräten mit Elektret- oder Kernspurdetektoren kann die Messdauer mehrere Monate betragen. Für die Exposimeter existieren unterschiedliche Bauformen, die sich in Bezug auf den Tragekomfort und die Diffusionseigenschaften für Radon unterscheiden und für die verschiedenen Detektormaterialien verwendet werden (Abbildung 1). Generell handelt es sich bei den Detektoren um kleine Kunststoffplättchen unterschiedlicher chemischer Zusammensetzung und unterschiedlicher Empfindlichkeit gegenüber der Alphastrahlung des Radons und seiner Zerfallsprodukte (vergl. hierzu DIN 25706-1). Sie können bei nahezu allen Umgebungsbedingungen eingesetzt werden. Die Nachweisgrenze der Exposimeter liegt unterhalb von 100 kBq·h·m-3, so dass bei einer Messzeit über ein Jahr noch rund 10 Bq/m³ nachweisbar sind. 1.1.2 Prinzip der Messungen mit Diffusionskammern Die Messung basiert auf der Diffusion des Radons-222 in ein definiertes Messvolumen (Diffusionskammer). Bei dieser Messmethode gelangt ausschließlich Radon in das Messvolumen, während die Radonzerfallsprodukte die Diffusionsbarriere (z. B. ein Filter) nicht überwinden können und außerhalb der Kammer verbleiben. Die beim Zerfall des Radon-222 und seiner in der Messkammer neu gebildeten kurzlebigen Zerfallsprodukte emittierten Alphateilchen bilden in einem Kernspurdetektor, der sich im Messvolumen befindet, latente Spuren, die durch ein chemisches Ätzverfahren sichtbar gemacht werden können (Abbildung 2). Aus der Teilchenspurzahl wird die Radonexposition bestimmt. Da für die Auswertung der Detektoren physikalisch-chemische Methoden eingesetzt werden, die hohe Anforderungen an 1 Die hier dargestellten Messgeräte und Messverfahren beschränken sich auf solche, die kommerziell angeboten werden und für die Überwachungspraxis geeignet sind. Zusätzlich wurden die Grubenradiometer aufgenommen, die, obwohl nicht mehr kommerziell verfügbar, vor allem in den Ländern Sachsen und Thüringen verbreitet sind und in der Überwachung von Arbeitsplätzen nach wie vor eingesetzt werden. Für weitergehende Informationen zur Messtechnik von Radon und Radonzerfallsprodukten wird auf folgende Literatur verwiesen: Leitfaden zur Messung von Radon, Thoron und ihren Zerfallsprodukten. Veröffentlichungen der Strahlen- schutzkommission Band 47, Urban und Fischer, München 2002, ISBN 3-437-21478-0 1 die Laborpraxis stellen, wird diese Tätigkeit von Mess- oder anderen sachverständigen Stellen durchgeführt. Die Diffusion von Radon in das Messvolumen ist ein ständiger Prozess und kann bei den verwendeten Messgeräten (Abbildung 1) nicht unterbrochen werden. Deshalb sind Exposimeter, die zur Überwachung der Radonexposition an Arbeitsplätzen eingesetzt werden außerhalb der Arbeitszeit bzw. in Zeiten, in denen keine Messungen durchgeführt werden, an Orten mit geringen Radonkonzentrationen zu lagern. An den Lagerorten sollten die dort zusätzlich auftretenden Messeffekte mit weiteren Messgeräten ermittelt werden, um gegebenenfalls die Expositionen der beruflich strahlenexponierten Personen korrigieren zu können. 1.1.3 Ergebnis Das Ergebnis liegt nach Auswertung des Detektors vor. Es wird die Radonexposition am Messort oder die des Messgeräteträgers in der Einheit Bq·h·m-3 oder einem Vielfachen davon angegeben. a) b) c) Abbildung 1: Zur Zeit in der Bundesrepublik angewendete passive personengetragene Radonmessgeräte a) b) c) Abbildung 2: Ätzspuren von Alphateilchen auf Kernspurdetektoren, verschiedener Materialien: CR39 (a), Kodak LR115 (b) und MAKROFOL (c) 1.1.4 Ursachen für Messabweichungen Messabweichungen können durch klimatische Einflüsse hervorgerufen werden. Dies gilt insbesondere für die Verwendung von Kernspurdetektoren unter extremen 2 Umgebungsbedingungen, wie z. B. bei Messungen in Bergwerken mit großen Variationen der Temperatur, Feuchtigkeit, Ventilation und des Luftdruckes . Messabweichungen können auch durch Radon-220 auftreten, sofern entsprechend hohe Expositionen an den Arbeitsplätzen auftreten und die Messgeräte dafür eine nicht zu vernachlässigende Nachweisempfindlichkeit besitzen. 1.1.5 Qualitätssicherung Stellen, die diese rechtlich relevanten Messungen durchführen, müssen ein für die Auswertungsarbeiten angemessenes Qualitätsmanagementsystem unterhalten und an den jährlich vom BfS durchgeführten Vergleichsprüfungen teilnehmen. 1.2Direkt ablesbare Geräte (Monitore) 1.2.1Anwendung Radonmonitore sind Messgeräte, die den Momentanwert der Radon-Aktivitätskonzentration messen. Es sind Messgeräte verfügbar, die batteriebetrieben am Körper der zu überwachenden Person getragen werden können, aber auch solche, die auf Grund ihrer Größe und ihres Gewichtes insbesondere für stationäre Messungen eingesetzt werden. Monitore sind in den meisten Fällen vor extremen klimatischen Einflüssen, wie Temperatur und Nässe, geschützt aufzustellen. Mit diesen Geräten kann die Radonkonzentration über variable Messperioden (einige 10 Minuten bis Stunden) ermittelt und durch quasikontinuierliche Messungen der Zeitverlauf der Radonkonzentration aufgezeichnet werden. Die Dauer einer Langzeitmessung wird durch technische Parameter des Messgerätes, z. B. die Leistungsaufnahme bei Batteriebetrieb, oder die Größe des Messwertspeichers, begrenzt. Die Nachweisgrenze hängt in entscheidendem Maße vom Gerätetyp und der Dauer der Messperiode ab. Eine Nachweisgrenze von 10 Bq·m-3 ist mit ausgewählten handelsüblichen Messgeräten erreichbar. Im Einzelnen ist die Nachweisgrenze der Messgerätedokumentation zu entnehmen. 1.2.2 Messprinzip Radon gelangt durch Diffusion oder mittels aktiver Durchspülung in das Messvolumen. Für die Messung werden die infolge des radioaktiven Zerfalls von Radon und seinen Zerfallsprodukten in einer Impuls-Ionisationskammer oder einem Halbleiterdetektor erzeugten elektronischen Impulse gezählt. 1.2.3 Ergebnis Die Radon-Aktivitätskonzentration wird in der Einheit Bq·m-3 oder einem Vielfachen davon angegeben. Radonmonitore für die Ermittlung der beruflichen Strahlenexposition von Beschäftigten müssen mit einem Messwertspeicher ausgestattet sein, in dem die Messwerte und die Messzeitpunkte aufgezeichnet werden. Die Radonexposition für eine zu überwachende Person ist das Produkt aus dem Mittelwert der Radon-Aktivitätskonzentration, die während des Aufenthaltes der Person an dem überwachten Arbeitsplatz ermittelt wurde, und der Aufenthaltszeit dieser Person an diesem Arbeitsplatz. Arbeitet die Person an verschiedenen Arbeitsplätzen, sind die an jedem dieser Arbeitsplätze ermittelten Expositionen zu summieren. 3
Planfeststellungsverfahren zur Stilllegung des Endlagers für radioaktive Abfälle Morsleben Verfahrensunterlage Titel:Entsorgung radioaktiver Abfälle im Endlager für radioaktive Abfälle Morsleben (ERAM) Einlagerungszeitraum 1971 bis 1991 Autor:Kugel, K. Erscheinungsjahr:2006 Unterlagen-Nr.:P 252 Revision:02 Unterlagenteil: INHALTSVERZEICHNIS Inhaltsverzeichnis ...............................................................................................................................................3 Abbildungsverzeichnis ........................................................................................................................................4 Tabellenverzeichnis ............................................................................................................................................4 1Einleitung ..................................................................................................................................................6 2Klassifizierung radioaktiver Abfälle...........................................................................................................7 3 3.1 3.2 3.3Herkunft der radioaktiven Abfälle .............................................................................................................8 KKW-Abfälle...........................................................................................................................................8 Abfälle aus dem ZfK Rossendorf ...........................................................................................................8 APR-Abfälle............................................................................................................................................8 4 4.1 4.2 4.3Überblick über die endgelagerten Abfallmengen......................................................................................9 Jährlich endgelagerte Abfallmengen......................................................................................................9 Herkunft und anteilige Aufschlüsselung der endgelagerten Abfallmengen .........................................11 Zuordnung zu den Einlagerungsbereichen ..........................................................................................12 5 5.1 5.2 5.3Endgelagerte Strahlenquellen ................................................................................................................15 Einteilung von endzulagernden umschlossenen Strahlenquellen........................................................15 Anzahl und Herkunft der endgelagerten umschlossenen Strahlenquellen ..........................................15 Aktivität der endgelagerten Strahlenquellen ........................................................................................16 6 6.1 6.2 6.3Überblick über die endgelagerte Aktivität ...............................................................................................19 Jährlich endgelagerte Aktivität .............................................................................................................19 Aufschlüsselung der endgelagerten Aktivität auf die Abfallverursachergruppen.................................20 Zuordnung der endgelagerten Aktivität zu den Einlagerungshohlräumen ...........................................20 7 7.1 7.2Radionuklidspezifisches Aktivitätsinventar der bis 1991 eingelagerten Abfälle .....................................22 Radionuklidspezifisches Aktivitätsinventar im ERAM ..........................................................................23 Radionuklidspezifisches Aktivitätsinventar in den einzelnen Einlagerungsbereichen..........................28 8Zusammenfassung.................................................................................................................................33 9Quellenverzeichnis .................................................................................................................................34 Gesamtseitenzahl: 34 3 ABBILDUNGSVERZEICHNIS Abb. 1:Überblick über die jährlich eingelagerten Abfälle, unterteilt in feste Abfälle der Abfallart A1 und flüssige Abfälle der Abfallart A2. .......................................................................................................10 Abb. 2:Prozentuale Aufteilung des Volumens der im ERAM bis 1991 endgelagerten flüssigen Abfälle ......11 Abb. 3:Herkunft und anteilige Aufschlüsselung der endgelagerten Abfälle. .................................................12 Abb. 4:Aufteilung der endgelagerten radioaktiven Abfälle auf die Einlagerungshohlräume. ........................13 Abb. 5:Im ERAM eingelagerte Mischabfälle bezogen auf die Verursachergruppen KKW und APR. ...........14 Abb. 6:Jährlich endgelagerte Aktivität. .........................................................................................................19 Abb. 7:Prozentuale Aufteilung der endgelagerten Aktivität auf die Abfallverursacher unter Berücksichtigung der Sammelstelle Lohmen. ...................................................................................20 Abb. 8:Prozentuale Aufteilung der endgelagerten Aktivität der Alpha-Strahler auf die Einlagerungsbereiche........................................................................................................................21 Abb. 9:Prozentuale Aufteilung der endgelagerten Aktivität der Beta/Gamma-Strahler auf die Einlagerungsbereiche........................................................................................................................21 Abb. 10: Radionuklidspezifische Gesamtaktivitäten relevanter Alpha-Strahler ...............................................25 Abb. 11: Radionuklidspezifische Aktivitäten relevanter Beta/Gamma-Strahler (Bezugsdatum: 01.07.1991)..26 Abb. 12: Radionuklidspezifische Aktivitäten relevanter Beta/Gamma-Strahler (Bezugsdatum: 30.06.2005)..27 TABELLENVERZEICHNIS Tab. 1:Einteilung radioaktiver Abfälle nach Abfallarten. .................................................................................7 Tab. 2:Einteilung radioaktiver Abfälle nach Strahlenschutzgruppen. .............................................................7 Tab. 3:Übersicht über die jährlich endgelagerten Abfallvolumina. ...............................................................10 Tab. 4:Aufschlüsselung der endgelagerten Abfälle nach Abfallverursachern. .............................................12 Tab. 5:Einlagerungshohlräume im ERAM und endgelagerte Abfallvolumina...............................................13 Tab. 6:Aufteilung der festen Abfälle der Abfallart A1 auf die Einlagerungshohlräume.................................14 Tab. 7:Anzahl der jährlich endgelagerten Strahlenquellen. ..........................................................................16 Tab. 8:Übersicht über die Aktivitäten der im Abbau 1 des Südfeldes endgelagerten Strahlenquellen. .......17 Tab. 9:Aufteilung der insgesamt endgelagerten Aktivitäten auf die Einlagerungshohlräume ......................20 Tab. 10: Radionuklidspezifische Aktivitäten der bis 1991 endgelagerten Abfälle zu verschiedenen Zeitpunkten (HWZ - Halbwertzeit) .....................................................................................................24 Tab. 11: Radionuklidspezifische Aktivitäten relevanter Radionuklide für die Einlagerungshohlräume (Bezugsdatum: 30.06.2005). .............................................................................................................29 Tab. 12: Radionuklidspezifische Aktivitäten relevanter Radionuklide für die Einlagerungsbereiche...............31 Tab. 13: Überblick über die im ERAM endgelagerten Volumina und Aktivitäten.............................................33 4
Planfeststellungsverfahren zur Stilllegung des Endlagers für radioaktive Abfälle Morsleben Verfahrensunterlage Titel:Entsorgung radioaktiver Abfälle im Endlager für radioaktive Abfälle Morsleben (ERAM) Einlagerungszeitraum 1994 bis 1998 Autor:Kugel, K. Erscheinungsjahr:2007a Unterlagen-Nr.:P 253 Revision:02 Unterlagenteil: INHALTSVERZEICHNIS Inhaltsverzeichnis ...............................................................................................................................................2 Abbildungsverzeichnis ........................................................................................................................................3 Tabellenverzeichnis ............................................................................................................................................3 1Einleitung ..................................................................................................................................................5 2Klassifizierung radioaktiver Abfälle...........................................................................................................6 3 3.1 3.2 3.3Herkunft der radioaktiven Abfälle .............................................................................................................7 KKW-Abfälle...........................................................................................................................................7 Abfälle aus Landessammelstellen .........................................................................................................7 Abfälle aus Forschungseinrichtungen und von sonstigen Ablieferungspflichtigen/ Abführungspflichtigen ............................................................................................................................7 4 4.1 4.2 4.3 4.4Überblick über die endgelagerten Abfallmengen......................................................................................8 Jährlich endgelagerte Abfallmengen......................................................................................................8 Herkunft und anteilige Aufschlüsselung der endgelagerten Abfallmengen .........................................10 Zuordnung zu den Einlagerungsbereichen ..........................................................................................10 Zuordnung zu den Strahlenschutzgruppen ..........................................................................................11 5 5.1 5.2Endgelagerte umschlossene Strahlenquellen ........................................................................................14 Anzahl und Herkunft der endgelagerten Strahlenquellen ....................................................................14 Aktivität der endgelagerten Strahlenquellen ........................................................................................14 6 6.1 6.2 6.3Überblick über die endgelagerte Aktivität ...............................................................................................16 Jährlich endgelagerte Aktivitäten .........................................................................................................16 Aufschlüsselung der endgelagerten Aktivitäten auf die Abfallverursacher ..........................................17 Zuordnung der endgelagerten Aktivitäten auf die Einlagerungshohlräume .........................................19 7 7.1 7.2 7.3Radionuklidspezifisches Aktivitätsinventar .............................................................................................22 Radionuklidspezifisches Aktivitätsinventar im ERAM ..........................................................................22 Radionuklidspezifisches Aktivitätsinventar in den Einlagerungsbereichen..........................................27 Radionuklidspezifisches Aktivitätsinventar bezogen auf die Abfallverursachergruppen......................30 8Zusammenfassung.................................................................................................................................33 Literaturverzeichnis.................................................................................................................................34 Gesamtseitenzahl: 34 2 ABBILDUNGSVERZEICHNIS Abb. 1:Jährlich endgelagerte Abfallmengen im Einlagerungszeitraum vom 13. Januar 1994 bis 28. September 1998............................................................................................................................9 Abb. 2:Prozentuale Aufteilung der endgelagerten Volumina auf die Verursachergruppen. .........................10 Abb. 3:Aufteilung der endgelagerten Abfallmengen auf die Einlagerungsbereiche......................................11 Abb. 4:Prozentuale Aufteilung der endgelagerten Abfälle festen Abfälle der Abfallart A1 nach Strahlenschutzgruppen......................................................................................................................12 Abb. 5:Aufteilung der endgelagerten umschlossenen Strahlenquellen der Abfallart A3 auf die Strahlenschutzgruppen......................................................................................................................15 Abb. 6:Jährlich im ERAM endgelagerte Aktivitäten. .....................................................................................17 Abb. 7:Endgelagerte Aktivitäten der einzelnen Abfallverursachergruppen...................................................18 Abb. 8:Prozentuale Aufteilung der insgesamt endgelagerten Aktivität auf die einzelnen Abfallverursachergruppen .................................................................................................................18 Abb. 9:Verteilung der endgelagerten Alpha-Aktivität auf die einzelnen Einlagerungshohlräume des ERAM. ...............................................................................................................................................20 Abb. 10: Verteilung der endgelagerten Beta/Gamma-Aktivität auf die einzelnen Einlagerungshohlräume des ERAM. ........................................................................................................................................20 Abb. 11: Endgelagerte radionuklidspezifische Aktivitäten deklarationspflichtiger Alpha-Strahler im Einlagerungszeitraum vom 13. Januar 1994 bis 28. September 1998 (hier: dokumentierte Aktivität).............................................................................................................................................25 Abb. 12: Endgelagerte radionuklidspezifische Aktivitäten deklarationspflichtiger Alpha-Strahler im Einlagerungszeitraum vom 13. Januar 1994 bis 28. September 1998 (hier: dokumentierte Aktivität).............................................................................................................................................26 TABELLENVERZEICHNIS Tab. 1:Einteilung radioaktiver Abfälle nach Abfallarten. .................................................................................6 Tab. 2:Einteilung radioaktiver Abfälle nach Strahlenschutzgruppen. .............................................................6 Tab. 3:Übersicht über die jährlich endgelagerten Abfallmengen im Einlagerungszeitraum 13. Januar 1994 bis 28. September 1998. ..........................................................................................8 Tab. 4:Monatlich endgelagerte Abfallmengen im Einlagerungszeitraum 13. Januar 1994 bis 28. September 1998............................................................................................................................9 Tab. 5:Aufteilung der endgelagerten Abfallmenge nach Strahlenschutzgruppen. .......................................12 Tab. 6:Endgelagerte Abfallmengen in den einzelnen Einlagerungshohlräumen bezogen auf die Strahlenschutzgruppen......................................................................................................................13 Tab. 7:Aufteilung des endgelagerten Abfallvolumens auf die einzelnen Einlagerungshohlräume und die Abfallverursachergruppen. ..........................................................................................................13 Tab. 8:Aufschlüsselung der endgelagerten Strahlenquellen (A3) auf die Abfallverursachergruppen. .........14 Tab. 9:Einteilung der endgelagerten umschlossenen Strahlenquellen nach Radionukliden (hier: Strahlenquellen, die ein Radionuklid enthalten). ...............................................................................14 Tab. 10: Radionuklidspezifische Aktivitäten der endgelagerten umschlossenen Strahlenquellen (dokum. A - dokumentierte Aktivität). ................................................................................................14 Tab. 11: Vergleich radionuklidspezifischer Aktivitäten der endgelagerten umschlossenen Strahlen- quellen mit entsprechenden Aktivitäten fester Abfälle (hier: dokumentierte Aktivitäten)...................15 Tab. 12: Jährlich endgelagerte Aktivitäten (hier: dokumentierte Aktivitäten). .................................................16 3
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