Entsprechend der Anforderung der Röntgenverordnung ist an Personen, die sich aus anderen Gründen als zu ihrer Untersuchung oder Therapie in Kontrollbereichen aufhalten, unverzüglich die Personendosis zu messen. Es gibt zahlreiche Personengruppen, bei denen für derartige Messungen ausschließlich oder ergänzend direkt ablesbare Dosimeter eingesetzt werden. In Deutschland werden als direkt ablesbare Dosimeter in fast allen Fällen aktive elektronische Personendosimeter (EPD) verwendet. EPD haben im Vergleich zu den früher verwendeten Stabdosimetern zahlreiche praktische und messtechnische Vorteile. Im Hinblick auf ihre Verwendbarkeit haben EPD gleichwohl ein relevantes Problem. Werden sie Strahlungsfeldern mit einer Dosisleistung von einigen Sievert je Stunde ausgesetzt, so kann je nach Dosimetertyp das Ansprechvermögen, d.h. das Verhältnis zwischen der vom EPD gemessenen und der tatsächlichen Dosis, deutlich verringert sein. Bei Strahlungsfeldern sehr hoher Dosisleistung kann es sogar vorkommen, dass die Dosimeter überhaupt keine Dosis messen. Innerhalb der vorliegenden Arbeit wurden Untersuchungen durchgeführt, um Aussagen zur praktischen Verwendbarkeit von EPD in klinischen Expositionssituationen der Röntgendiagnostik treffen zu können. Hierzu wurde das dosisleistungsabhängige Ansprechvermögen von zwei EPD-Typen, EPD Mk2.3 und DMC2000X untersucht. Weiterhin wurde eine Aufstellung sämtlicher relevanten Expositionssituationen von Personen in der human- und veterinärmedizinischen Röntgendiagnostik erarbeitet und für jede einzelne Situation bewertet, in wieweit das Ansprechvermögen von EPD der Typen EPD Mk2.3, DMC2000X sowie EDM III bei einem Einsatz in der entsprechenden Expositionssituation dosisleistungsabhängig abgesenkt ist. Es zeigte sich, dass mit einer Ausnahme in sämtlichen Expositionssituationen der Human- und Veterinärmedizin die konservativ abgeschätzte, maximal mögliche Dosisleistung am Aufenthaltsort der Personen kleiner oder gleich 1 Sv/h war. Die Konservativität der theoretischen Abschätzung wurde durch Messungen der Dosisleistung am Trageort der EPD überprüft. Die Messungen erfolgten in der klinischen Routine sowie in nachgestellten, extremen Expositionssituationen. Es zeigte sich, dass die theoretische Beschreibung konservativ im Hinblick auf die gemessene Dosisleistung am Trageort der EPD ist. Anhand der messtechnischen Überprüfung des dosisleistungsabhängigen Ansprechvermögens der EPD, der theoretischen Abschätzung der maximalen Dosisleistung am Trageort der EPD sowie deren messtechnischer Überprüfung ist davon auszugehen, dass die untersuchten EPD-Typen in den im Bereich der Röntgendiagnostik als relevant anzusehenden Expositionssituationen ein Ansprechvermögen von mehr als 0,8 haben. Aufgrund dieses Befundes kann geschlussfolgert werden, dass die betrachteten EPD-Typen im Bereich der human- und veterinärmedizinischen Röntgendiagnostik ohne relevante, messtechnische Probleme eingesetzt werden können. //ABSTRACT// The German x-ray regulation “Röntgenverordnung” requires for the personal dose to be measured immediately on every person who is within the control area for reasons other than their diagnostic examination or therapeutic treatment. To comply with this requirement directly readable dose meters are used in numerous situations, serving as sole or as additive dosemeters. In Germany, the predominantly used directly readable dosemeters are electronic personal dosemeters (EPD). Compared to the formerly used pen dosemeters, EPD hold several advantages of practical and metrological nature. Regarding their applicability, however, they show a relevant deficit. When exposed to a radiation field with dose rates of several Sievert per hour (Sv/h) the response, meaning the relation between the displayed and the actual dose, can be significantly reduced. Under conditions of extremely high dose rates no dose might be measured at all. In the presented study, clinical exposure situations in x-ray diagnostics have been examined in order to classify them regarding their suitability for the use of EPD. Therefore, the response of two different dosemeters (EPD Mk2.3 and DMC2000X) was examined as a function of the dose rate. Furthermore, all relevant exposure situations for persons involved in diagnostic X-ray examinations were listed. For each of these situations the dose rate depending reduction of the response of the dosemeters “EPD Mk2.3”, “DMC2000X”, and “EDM III” was evaluated. It could be found that the conservatively estimated maximally possible dose rate at the location of each person was equal to or below 1Sv/h in all exposure situations in human and veterinary medicine with only one exception. To verify the conservatism of the theoretical estimation, measurements of the dose rate have been performed at the location of the EPDs. The measurements were taken in clinical routine as well as in set-up extreme exposure situations. It could be shown that the theoretical description is conservative regarding the measured dose rate at the location of the EPDs. Based on the metrological examination of the dose rate dependent response of the EPDs, as well as the theoretical estimation of the maximum dose rate at the location of the EPD and the experimental verification thereof, one can assume that the examined EPD types show a response of over 0.8 in all relevant exposure situations. It can be concluded that the tested EPD types can be used in human and veterinary medicine x-ray diagnostics without any relevant metrological problems.
Das Erfordernis der messtechnischen Überwachung der Strahlenexposition von Personen leitet sich aus einem pyramidenförmigen Normen- und Gesetzeswerk ab. Für die Ortsdosimetrie gelten die operativen Messgrößen 𝐻∗(10), 𝐻∗(3) und 𝐻′(0,07). Auch wenn Diskussionen in und zwischen ICRU und ICRP vermuten lassen, dass es hier wesentliche Änderungen geben könnte, bezieht sich vorliegender Bericht ausschließlich auf die Messung Umgebungs-Äquivalentdosis 𝐻∗(10) und der Richtungs-Äquivalentdosis 𝐻′(0,07) bzw. auf die entsprechenden Dosisleistungen 𝐻̇∗(10) und 𝐻̇′(0,07). Die konkreten Regelungen zu den messtechnischen Anforderungen in Deutschland liefert das Mess- und Eichgesetz MessEG. Es regelt die Eignung eines Messsystems für die Bestimmung definierter physikalischer Größen. Als konkretisierende Verordnung hierzu wurde die Mess- und Eichverordnung MessEV erlassen. Über sie und die durch den Regelermittlungsausschuss bestimmten, technischen Veröffentlichungen, die den aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik repräsentieren, leiten sich die verbindlichen Anforderungen ab. Für den Bereich der Ortsdosimetrie mit den Messgrößen der Umgebungs-Äquivalentdosisleistung 𝐻̇∗(10) und der Richtungs-Äquivalentdosisleistung 𝐻̇′(0,07) ist das die Veröffentlichung PTB-A 23.3 der Physikalisch Technische Bundesanstalt (PTB). Auch wenn im vorliegenden Projekt die Konformitätsbewertung (Bauartzulassung) auf Grund des gegenwärtigen Entwicklungsstandes (Zeitgründe) und der fehlenden Projektmittel nicht vorgesehen war, sollten die Ergebnisse immer im Kontext dazu gewertet werden. Im Anhang A zu diesem Abschlussbericht sind die für das vorliegende Vorhaben besonders relevanten Sachverhalte/Forderungen zusammengefasst und vorgestellt. Zwecks weiter-führende Literatur zur Dosimetrie ionisierender Strahlung soll hier auf verwiesen werden. Folgende Aufgaben • Zusammenstellung der gesetzlichen Vorgaben zur Messung von 𝐻∗(10) und 𝐻′(0,07) • Auswahl des Dosimetrieverfahrens (bereits im Antrag skizziert) • Auswahl und Charakterisierung des Detektormaterials • Realisierung des Lichtnachweises und der elektronischen Signalverarbeitung • Endgültige Konstruktion eines Dosimeters • Strahlungsphysikalische Charakterisierung des Prototyps waren im Projekt zu lösen. Der vorliegende Bericht bezieht sich auf das Gesamtvorhaben.
Im Rahmen des Vorhabens 3618S72392 wurden die tätigkeitsbezogenen Strahlenexpositionen in Anlagen nach AtG und standortnahen Zwischenlagern für radioaktive Abfälle erhoben und bewertet. Der vorliegende fachliche Abschlussbericht dokumentiert die wesentlichen Schwerpunkte des Vorhabens. Die Arbeiten wurden im Detail in einer Reihe von Einzelberichten zu den verschiedenen Themenbereichen dokumentiert. Die Ergebnisse der Untersuchungen zeigen, dass sich die Kollektivdosis der in Betrieb bzw. Nachbetrieb befindlichen Anlagen in den letzten Jahren auf einem niedrigen Niveau stabilisiert hat, wobei allerdings die Gesamt-Jahreskollektivdosis in den einzelnen Jahren deutlichen Schwankungen unterworfen ist. Diese Schwankungen sind unter anderem durch revisionsfreie Jahre einerseits und den Umfang der jährlichen Revisionsarbeiten andererseits bedingt. Durch die Abschaltung von acht Leistungsreaktoren im Jahr 2011 aufgrund der 13. Novelle des Atomgesetzes in Folge des Unfalls in Fukushima hat sich die Jahreskollektivdosis in diesen Anlagen seitdem weiter reduziert. Die Strahlenexposition des Personals hat sich in den letzten Jahren generell insgesamt weiter verringert; dies ist sowohl durch den Trend der mittleren Personendosen als auch durch die Entwicklung in der Verteilung der anlagenbezogenen Individualdosen zu erkennen; dies gilt besonders beim Eigenpersonal, aber auch (wenngleich nicht in gleichem Umfang) für das Fremdpersonal. Der Rückbau der in Stilllegung befindlichen Anlagen lässt sich mit deutlich niedrigeren Jahreskollektivdosen im Vergleich zum Leistungsbetrieb durchführen. Hier hat sich in den letzten Jahren gezeigt, dass sich mit der Durchführung einer Primärkreisdekontamination vor Beginn des Rückbaus diese weiter reduzieren lässt. Nach einer fallenden Tendenz der Gesamt-Jahreskollektivdosis aller in Stilllegung befindlichen Anlagen in den Jahren 2010 bis 2016 zeigt sich seit dem Jahr 2017 wieder ein Anstieg der Gesamt-Jahreskollektivdosis. Dies kann insbesondere auf die steigende Anzahl der in Stilllegung befindlichen Anlagen in diesen Jahren zurückgeführt werden: Seit dem Jahr 2017 haben neun weitere Anlagen ihre Stilllegungsgenehmigung erhalten und mit dem Rückbau begonnen. Je nach individuellen Abbaufortschritt tragen verschiedene Anlagen in einzelnen Jahren unterschiedlich stark zur Gesamt-Jahreskollektivdosis bei. Die Gesamt-Jahreskollektivdosis aller Anlagen der Ver- und Entsorgung liegt in den letzten sechs Berichtsjahren (2014 bis 2019) auf einem relativ konstanten Niveau zwischen 50 und 60 Pers.mSv/a und liegt damit deutlich unterhalb der Gesamt-Jahreskollektivdosen der Kernkraftwerke in Betrieb. Dabei tragen die einzelnen Anlagen auf Grund ihrer verschiedenen Tätigkeitsfelder unterschiedlich zu der Gesamt-Jahreskollektivdosis bei. Die jeweiligen Jahreskollektivdosen der einzelnen Anlagen liegen in einem Bereich von etwa 0,1 Pers.mSv/a bis zu etwa 40 Pers.mSv/a. Bei der Analyse der tätigkeitsbezogenen Daten erweist sich die mittlere tätigkeitsbezogene Dosisleistung insbesondere bei der Analyse von Teiltätigkeiten weiterhin als gutes Werkzeug zum Vergleich der radiologischen Randbedingungen von Arbeiten sowie zur Identifizierung von möglicherweise ungünstigen Arbeitsbedingungen und Hinweisen zur möglichen Optimierung von Tätigkeiten. Die tätigkeitsbezogene Dosisleistung bestätigt dabei auch die anlagenspezifischen Unterschiede, die sich in den Dosisleistungsmessungen an ausgewählten Messpunkten der Anlagen widerspiegeln. Zunehmend wird allerdings sichtbar, dass die Sammlung insbesondere von tätigkeitsbezogenen Daten für Anlagen in Stilllegung schwierig wird, da infolge der Optimierung von Planung und Durchführung von Abbaugewerken eine hochauflösende Dosiszuordnung zu Tätigkeiten wie im Falle des Betriebs von Kernkraftwerken sehr aufwändig und daher kostenintensiv ist. Darüber hinaus wurden im Vorhaben Fragen im Zusammenhang mit dem Strahlenschutz ausländischen Fremdpersonals in deutschen Kernkraftwerken bearbeitet, um einen Beitrag zum grenzüberschreitenden Strahlenschutz zu leisten.
Die Daten zeigen Ergebnisse zur Überwachung der Radioaktivität im Boden mithilfe der sogenannten "Insitu-Gammaspektrometrie". Mit dieser Messmethode lässt sich der Gehalt radioaktiver Stoffe auf und im Boden schnell und direkt vor Ort ermitteln, ohne Proben zur Analyse entnehmen zu müssen. Beiträge einzelner Radionuklide zur Gesamt-Gamma-Strahlung über dem Boden werden als Aktivität pro Fläche (Bequerel pro Quadratmeter) ermittelt. Diese Nuklide können unterschiedlich tief in den Boden eingedrungen sein und natürlichen (z.B. Ka-40, Pb-212, Pb-214) oder künstlichen Ursprungs (z.B. Cs-137, I-131, Co-60) sein. Die dargestellten Punkte repräsentieren die jeweilige Verwaltungseinheit (Gemeinde). Die Farbe des angezeigten Punktes gibt die Höhe der Cs 137 Aktivität in der entsprechenden Maßeinheit wieder. Zusätzliche Informationen zur Messung wie Probenahmedatum, Messstelle, Medium, Maßeinheit sowie Messwerte zu K 40 und I 131 erhalten Sie über den Mausklick auf den Punkt. Weitere Informationen zur Radioaktivität im Boden finden Sie im Jahresbericht 2011 zur Umweltradioaktivität und Strahlenbelastung [<a href='http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:0221-2013090511044' target='new'>http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:0221-2013090511044</a>].
Übergeordnetes Ziel war die Entwicklung neuer strahlenepidemiologischer Tabellen. Das Vorhaben konzentrierte sich dabei auf die Methodenentwicklung und die Erstellung eines Computerprogramms für Krebs nach Gamma- und Röntgenstrahlungsexposition für diejenigen Organe, in denen Krebs besonders häufig auftritt oder die besonders strahlenempfindlich sind. Dieses sind der Dickdarm, die Lunge, der Magen und die weibliche Brust. Die Abschätzungen der Krebsrisiken beruhen auf den Inzidenzdaten für die Atombombenüberlebenden von Hiroshima und Nagasaki (LSS (Lite Span study)-Kohorte). Da verschiedene Modelle basierend auf den gleichen Daten unterschiedliche Aussagen machen können, wird die Methode der „Multi-model inference“ benutzt, um modellunabhängige Risikofaktoren abzuleiten. Für Brustkrebs sollen auch Ergebnisse anderer Studien als die der Atombombenüberlebenden berücksichtigt werden. Bei der Übertragung der Risikofaktoren von den Atombombenüberlebenden auf einen Krebsfall in Deutschland wurden aktuelle Daten zum Krebsrisiko in Deutschland und Unsicherheiten, die sich z. B. durch den geringen Kenntnisstand zum Krebsrisiko nach Expositionen mit niedrigen Dosisleistungen ergeben, berücksichtigt. Das Programm ProZES (Programm zur Berechnung der Zusammenhangswahrscheinlichkeit einer Erkrankung und einer Strahlenexposition) berechnet eine Wahrscheinlichkeitsverteilung für den Zusammenhang der Erkrankung und einer Strahlenexposition. Die Entwicklung von ProZES wurde neben der Fachbetreuung durch das BfS begleitet von einer Arbeitsgruppe der SSK (Strahlenschutzkommission) (A 105) sowie einer internationalen Expertengruppe. //Introduction// Wide use of radiation and radioactivity in medicine, industry, science, and military applications leads to inevitable occupational exposures of personnel involved. Existing radiation protection limits for occupational exposure are set up to prevent deterministic effects of radiation and minimize potential harm of radiation due to stochastic effects (ICRP 2007). Stochastic effects include cancers and heredi-tary effects. Cancer is a common disease and development of cancer might result from either occupa-tional exposure or other cause not related to radiation exposure. Correspondingly, any decision on a compensation claim should investigate causal links between occupational exposure and observed dis-ease. Various implementations of compensation schemes have been developed in Argentina, France, Japan (for A-bomb survivors), Russia, UK, and US (ILO, 2010). In Germany, decision-making on compen-sation in the case of cancer after occupational radiation exposure is made using radiation-epidemiological tables (Chmelevsky et al. 1995), which neither reflect current state of knowledge on radiation-induced carcinogenesis nor account for inherent uncertainties of risk estimates and probabil-ity of cancer causation. Thus, existing tables need to be upgraded and replaced with modern, flexible approach, capable to account for details of personal occupational radiation exposure history as well as existing uncertainties in epidemiological data and models used to express risk of radiation exposure.
Abklingbecken Ein mit Wasser befülltes Becken, in dem Brennelemente nach dem Reaktoreinsatz so lange lagern, bis die Aktivität und Wärmeentwicklung auf einen gewünschten Wert gesunken ist, so dass eine Handhabung, u.a. zum Abtransport möglich wird. Ableitung radioaktiver Stoffe Ist die Abgabe flüssiger, an Schwebstoffe gebundener oder gasförmiger radioaktiver Stoffe auf hierfür vorgesehenen Wegen. (§ 1 Abs. 1 StrlSchV ). Ein Beispiel ist die geordnete und überwachte Abgabe von Fortluft aus Anlagengebäuden. Ableitungswerte Sind Angaben über die Aktivität (also Menge) radioaktiver Stoffe als auch über die hervorgerufene Dosis (also Wirkung) von Ableitungen. Für die durch Ableitung freigesetzten radioaktiven Stoffe hat der Gesetzgeber Grenzwerte festgesetzt (§§ 99 ff. StrlSchV ). Die in Genehmigungen festgelegten Werte (nach § 102 StrlSchV ) liegen in Berlin deutlich unterhalb dieser Grenzwerte. Die tatsächlich freigesetzten radioaktiven Stoffe unterschreiten wiederum in der Regel die genehmigten Werte deutlich. Äquivalentdosis Äquivalentdosis ist die mit einem Qualitätsfaktor gewichtete (multiplizierte) Energiedosis . Der Qualitätsfaktor berücksichtigt die relative biologische Wirksamkeit (die Wirkung ist bei verschiedenen Geweben nicht gleich) der unterschiedlichen Strahlenarten. Die Äquivalentdosis ist deshalb die Messgröße für die biologische Wirkung ionisierender Strahlung auf den Menschen. Ihre Einheit ist J/kg mit dem speziellen Namen Sievert (Sv). Aktivität Aktivität ist die Anzahl von Atomkernen eines radioaktiven Stoffes , die in einem bestimmten Zeitintervall zerfallen. Die Aktivität wird in Becquerel (Einheit im Internationalen Einheitssystem) gemessen und beschreibt die Anzahl der Kernzerfälle eines radioaktiven Stoffes in einer Sekunde. Siehe auch Erläuterung unter Dosis . Anlage, kerntechnische siehe „ kerntechnische Anlage Becquerel Das Becquerel (Kurzzeichen: Bq) ist die Maßeinheit der Aktivität eines “radioaktiven Stoffes”/sen/uvk/umwelt/strahlenmessstelle/glossar/#radioaktiver: und gibt an, wie viele Kernzerfälle pro Sekunde stattfinden. Betreiber/in Der Inhaber einer Genehmigung gemäß § 7 Atomgesetz zum Betrieb einer kerntechnischen Anlage . Brennelemente Brennelemente enthalten Kernbrennstoff . Sie bestehen meist aus einer Vielzahl von Brennstäben und sind wesentlicher Bestandteil des Reaktorkerns einer kerntechnischen Anlage . Dekontamination Alle Maßnahmen und Verfahren zur Beseitigung einer möglichen radioaktiven Verunreinigung einer Person oder eines Objekts (z.B. Geräte, Kleidung, Körperteile). Dialoggruppe Gesprächskreis durch ein Vorhaben direkt oder indirekt berührter Bürgerinnen und Bürger aus der Umgebung, Vertreterinnen und Vertreter von Parteien, Initiativen und Umweltorganisationen sowie sonstige interessierte Personen aus der Öffentlichkeit. Ziel ist es, das Vorhaben aktiv mit dem Vorhabenträger zusammen zu diskutieren und evtl. mitzugestalten. Darüber hinaus treffen sich die am Dialogverfahren des BER II Beteiligten ohne Vertreter des HZB im Rahmen der sogenannten Begleitgruppe. Dosimetrie Lehre von den Verfahren zur Messung der Dosis bzw. der Dosisleistung bei der Wechselwirkung von ionisierender Strahlung mit Materie. Dosis Die Dosis ist ein Maß für die Strahlenwirkung. Siehe auch die Erläuterungen zu Energiedosis , Organdosis , Effektive Dosis . Dosisleistung Dosis, die in einem bestimmten Zeitintervall erzeugt wird. Die Einheit ist Sievert oder Gray pro Zeitintervall. Effektive Dosis Die Effektive Dosis berücksichtigt die unterschiedliche Empfindlichkeit der Organe und Gewebe bezüglich stochastischer (zufallsgesteuert auftretender) Strahlenwirkungen. Dazu werden die spezifizierten Organdosen mit einem Gewebe-Wichtungsfaktor multipliziert. Die Effektive Dosis erhält man durch Summation der gewichteten Organdosen aller spezifizierten Organe und Gewebe, wobei die Summe der Gewebe-Wichtungsfaktoren 1 ergibt. Die Gewebe-Wichtungsfaktoren bestimmen sich aus den relativen Beiträgen der einzelnen Organe und Gewebe zum gesamten stochastischen Strahlenschaden (Detriment) des Menschen bei gleichmäßiger Ganzkörperbestrahlung. Die Einheit der Effektiven Dosis ist J/kg mit dem speziellen Namen Sievert (Sv). In der Praxis des Strahlenschutzes werden in der Regel Bruchteile der Dosiseinheit verwendet, zum Beispiel Millisievert oder Mikrosievert Elektromagnetische Strahlung Elektromagnetische Strahlung ist nicht an Materie gebundene Strahlung (kein “Teilchenstrom”), die sich mit Lichtgeschwindigkeit ausbreitet und je nach Energieinhalt (charakterisiert durch die Frequenz oder die Wellenlänge) unterschiedliche Eigenschaften hat. Von den langen zu den kurzen Wellen unterscheidet man Ultralangwelle, Langwelle, Mittelwelle, Kurzwelle, Mikrowelle, Wärmestrahlung (Infrarot), sichtbares Licht, Ultraviolett, Röntgenstrahlung, Gammastrahlung. Für Infrarot und für sichtbares Licht besitzen wir Sinnesorgane, die anderen Strahlungsarten können nur über ihre Wirkung oder mit Messgeräten wahrgenommen werden. Im Ultraviolettbereich liegt die Grenze der ionisierenden Strahlung : kürzerwellige Strahlung ionisiert, längerwellige nicht. Gammastrahlung ist die kürzestwellige und energiereichste dieser Strahlungsarten, sie tritt bei Vorgängen in Atomkernen auf. Energiedosis Die Energiedosis beschreibt die Energie, die einem Material mit einer bestimmten Masse durch ionisierende Strahlung zugeführt wird, dividiert durch diese Masse. Die Einheit der Energiedosis ist J/kg mit dem speziellen Namen Gray (Kurzzeichen: Gy). Entlassung aus dem Atomgesetz Mit der Entlassung aus dem Atomgesetz liegt keine kerntechnische Anlage nach § 2 Abs. 3a Atomgesetz mehr vor. EURATOM-Vertrag Der EURATOM-Vertrag ist einer der Römischen Verträge und damit Bestandteil der Gründungsvereinbarung der Europäischen Union. Das Ziel ist nach Artikel 1 die Schaffung der für die rasche Bildung und Entwicklung von Kernindustrien erforderlichen Voraussetzungen zur Hebung der Lebenshaltung in den Mitgliedstaaten und zur Entwicklung der Beziehungen mit den anderen Ländern. Kapitel 3 regelt Maßnahmen zur Sicherung der Gesundheit der Bevölkerung. Fernüberwachungssystem (Reaktorfernüberwachungssystem – RFÜ) Für die deutschen Kernkraftwerke existieren komplexe Messsysteme zur Erfassung von Anlagendaten und Werten der Umweltradioaktivität (KFÜ). Im Falle des Berliner Forschungsreaktors ist ein der KFÜ analog aufgebautes Reaktorfernüberwachungssystem (RFÜ) vorhanden. Das RFÜ erfasst und überwacht vollautomatisch rund um die Uhr Messwerte zum aktuellen Betriebszustand des Forschungsreaktors BER II einschließlich der Abgaben (Emissionen) in die Luft sowie den Radioaktivitätseintrag in die Umgebung (Immission). Freigabe Die Freigabe ist ein Verwaltungsakt (§ 33 Abs. 2 StrlSchV), der die Entlassung von u.a. beweglichen Gegenständen, Gebäuden, Räumen oder Anlagenteilen aus dem Regelungsbereich des Strahlenschutzgesetzes (und auf diesem beruhender Rechtsverordnungen) bewirkt. Er kann Vorgaben zum weiteren Umgang oder zur Verwendung, Verwertung oder Beseitigung der freigegebenen und damit rechtlich als nicht radioaktiv anzusehenden Stoffe enthalten. Freigabeverfahren Nach §§ 31 ff. Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) kann die Entlassung von u.a. beweglichen Gegenständen, Gebäuden, Räumen oder Anlagenteilen aus dem Regelungsbereich des “Strahlenschutzgesetzes“https://www.gesetze-im-internet.de/strlschg/: (und auf diesem beruhenden Rechtsverordnungen) auf Antrag bewirkt werden. Voraussetzung hierfür ist, dass die zuständige Behörde einen Freigabebescheid erteilt. Dieser wird erst dann erteilt, wenn festgestellt worden ist, dass die Materialien oder Objekte nicht so stark strahlen, dass durch sie ein Mitglied der Bevölkerung gefährdet werden könnte. Hierfür müssen bestimmte Anforderungen erfüllt werden, die (z. B. durch Messung) überprüft werden. Der Freigabebescheid kann zusätzliche Festsetzungen enthalten, wonach die freigegebenen Objekte nur dann als nicht radioaktive Objekte gelten, wenn mit ihnen in bestimmter Weise weiter umgegangen wird. Durch die freigegebenen Stoffe darf für Einzelpersonen der Bevölkerung nur eine effektive Dosis bis zu 10 Mikrosievert im Kalenderjahr auftreten (10-Mikrosievert-Konzept). Formelles Verfahren Ist ein auf Antrag erfolgendes behördliches Prüfungsverfahren mit dem Ziel einer Bescheidung durch die zuständige Behörde. Je nach Thematik können sich formelle Genehmigungsverfahren über Jahre erstrecken. Fortluft Der Begriff Fortluft stammt aus der Lüftungs- und Klimatechnik und bezeichnet den Teil der geführten Abluft, welcher nicht weitergenutzt und in die Atmosphäre abgegeben wird. Halbwertszeit Die Zeit, in der die Hälfte der Menge der Atomkerne eines bestimmten radioaktiven Stoffes zerfallen ist. Nach zwei Halbwertszeiten liegt demnach noch ein Viertel der Anfangsmenge vor, nach drei Halbwertszeiten ein Achtel usw. Nach zehn Halbwertszeiten ist die Menge und die Aktivität eines radioaktiven Stoffes auf 1/1024 oder rund ein Promille des Anfangswertes gesunken usw. Die Halbwertszeit ist charakteristisch für eine bestimmte radioaktive Atomkernsorte („Nuklid“). Herausgabeverfahren Nicht jeder Stoff oder Gegenstand in einer kerntechnischen Anlage , der von einer Genehmigung nach § 7 Atomgesetz umfasst ist, ist zwingend radioaktiv kontaminiert oder aktiviert . Stoffe, Gegenstände, Gebäude oder Bodenflächen, die nachweislich von Vornherein weder radioaktiv kontaminiert noch aktiviert sind, fallen nicht unter das in der Strahlenschutzverordnung geregelte Freigabeverfahren . Ein klassisches Beispiel ist ein Anlagenzaun, der in der Genehmigung gefordert wird (also zum genehmigten Bereich gehört), aber nie mit Strahlung oder radioaktiven Stoffen in Verbindung stand. Das Herausgabeverfahren stellt daher ergänzend sicher, dass die Entlassung auch dieser Materialien aus dem atomrechtlichen Genehmigungsbereich überwacht wird. Das Verfahren wird behördlich begleitet. Das Herausgabeverfahren wird grundsätzlich in der Genehmigung zu Stilllegung und Abbau einer kerntechnischen Anlage festgelegt und im atomrechtlichen Aufsichtsverfahren, d.h. bei der nachfolgenden Stilllegung und dem Abbau der kerntechnischen Anlage, angewendet. IAEA Internationale Atomenergie-Organisation IMIS Das Integrierte Mess- und Informationssystem zur Überwachung der Radioaktivität in der Umwelt ( IMIS ) dient dazu, die Radioaktivität in der Umwelt zum Schutz der Bevölkerung zu überwachen, und ist im Strahlenschutzgesetz verankert. Die Überwachungsaufgaben werden zwischen Bund und Ländern aufgeteilt. INES INES steht für International Nuclear and Radiological Event Scale und ist eine Internationale Bewertungsskala für nukleare Ereignisse in kerntechnischen Anlagen (Kernkraftwerken, Zwischenlager etc.), aber auch allgemein bei sämtlichen Ereignissen im Zusammenhang mit radioaktiven Stoffen . Informelles Verfahren Das informelle Verfahren ist vom formellen Genehmigungsverfahren zu unterscheiden. Es dient zunächst ausschließlich der frühzeitigen Information aller potentiell Betroffenen eines bestimmten Vorhabens und steht in der alleinigen Verantwortung des Vorhabenträgers. Das informelle Verfahren umfasst z.B. Informationsveranstaltungen oder eine erweiterte Medienpräsenz. Es steht dem Vorhabenträger weiterhin zu, bei Bedarf eine Dialoggruppe einzurichten, der eine aktive Mitwirkung vorbehalten sein kann. Iodblockade Bei einem Unfall in einer kerntechnischen Anlage kann unter anderem auch radioaktives Iod freigesetzt werden. Durch die rechtzeitige Einnahme von hochdosierten Iodid-Tabletten kann die – Iod speichernde – Schilddrüse mit nicht radioaktivem Iod gesättigt und so die Aufnahme radioaktiven Iods verhindert werden. Siehe auch: Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und nukleare Sicherheit ionisierende Strahlung Strahlung, die so energiereich ist, dass sie beim Auftreffen auf Luftmoleküle aus diesen Elektronen herausschlagen, also sie ionisieren kann. Dabei wird üblicherweise bei dem Begriff “Strahlung” nicht zwischen lichtartiger Strahlung (Röntgenstrahlung oder Gammastrahlung) und Strömen energiereicher Teilchen (Alphastrahlung, Betastrahlung, Neutronenstrahlung usw.) unterschieden – für die Naturwissenschaft ist ein Scheinwerferstrahl ein “Strahl”, ein Wasserstrahl aber auch (diese beiden sind aber nicht ionisierend). Mehr zu ionisierender Strahlung und deren Wirkung beim Bundesamt für Strahlenschutz . Katastrophenschutzplan Er beschreibt Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung in der Umgebung des Forschungsreaktors BER II und dient dem Zweck, die Zeit zwischen einem Schadensereignis und den zu treffenden Einsatzmaßnahmen optimal zu nutzen und damit die Schäden in der Umgebung zu begrenzen, die bei einem schweren Unfall entstehen können. Dabei beschreibt der Katastrophenschutzplan die der Planung zugrundeliegende Ausgangslage, das gefährdete Gebiet, die Aufgaben der Gefahrenabwehr und die Zusammenarbeit der zuständigen Behörden und Einrichtungen. Kerntechnische Anlage Kerntechnische Anlagen sind ortsfeste Anlagen, die eine Genehmigung nach Atomgesetz benötigen. Hierunter fallen im eigentlichen Sinn Anlagen zur Erzeugung, Bearbeitung, Verarbeitung, Spaltung oder Aufbewahrung von Kernbrennstoffen oder zur Aufarbeitung bestrahlter Kernbrennstoffe, die alle eine Genehmigung nach § 7 des Atomgesetzes benötigen. Gemäß § 2 Abs. 3a des Atomgesetzes gelten außerdem folgende Einrichtungen als „kerntechnische Anlagen“: Anlagen zur Aufbewahrung von bestrahlten Kernbrennstoffen nach § 6 Abs. 1 oder Abs. 3 Atomgesetz, Anlagen zur Zwischenlagerung für radioaktive Abfälle, wenn die Zwischenlagerung direkt mit einer vorstehend bezeichneten kerntechnischen Anlage in Zusammenhang steht und sich auf dem Gelände der Anlage befindet. Einrichtungen, in denen mit Kernbrennstoffen sonst umgegangen wird (nach § 9 des Atomgesetzes), werden gelegentlich als „kerntechnische Einrichtung im weiteren Sinn“ in die Definition einbezogen. Kernbrennstoffe Was unter den Begriff „Kernbrennstoff“ zu verstehen ist, wird in § 2 Abs. 1 des Atomgesetzes genauer definiert. Danach sind Kernbrennstoffe eine Teilgruppe der radioaktiven Stoffe , und zwar “besondere spaltbare Stoffe“ u.a. in Form von Plutonium 239, Plutonium 241 oder mit den Isotopen 235 oder 233 angereichertem Uran. Mehr zu Kernbrennstoffen wird hier angeboten. Kerntechnisches Regelwerk Die Nutzung der Kernenergie ist in Deutschland durch verschiedene Gesetze, Verordnungen, Regelungen, Leit- und Richtlinien geregelt. Unterhalb der Gesetzes- und Verordnungsebene werden die Anforderungen durch das kerntechnische Regelwerk weiter konkretisiert. Weitere Informationen, u.a. auch zur Regelwerkspyramide, finden sich auf den Internetseiten des Bundesamtes für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) . Kontamination Gemäß § 3 Abs. 2 Nr. 19 der Strahlenschutzverordnung eine Verunreinigung von Arbeitsflächen, Geräten, Räumen, Wasser, Luft usw. durch radioaktiven Stoffe . Unter Oberflächenkontamination versteht man die Verunreinigung einer Oberfläche mit radioaktiven Stoffen. Für Zwecke des Strahlenschutzes wird bei der Oberflächenkontamination zwischen festhaftender und nicht festhaftender (ablösbarer) Kontamination unterschieden. Bei nicht festhaftender Oberflächenkontamination kann nicht ausgeschlossen werden, dass sich radioaktive Stoffe ablösen und verbreitet werden.“ Kontrollbereich siehe Strahlenschutzbereich Landessammelstelle Berlin (ZRA) Der Gesetzgeber verpflichtet jedes Bundesland eine Landessammelstelle für radioaktive Abfälle einzurichten. Diese nimmt Abfälle aus Medizin, Industrie und Forschung an, jedoch Betriebs- oder Stilllegungsabfälle von Kernkraftwerken oder anderen kerntechnischen Anlagen nur in speziell gelagerten Fällen mit besonderer Erlaubnis. Das Land Berlin hat dem Helmholtz-Zentrum Berlin den gesetzlichen Auftrag zum Betrieb der Berliner Landessammelstelle für radioaktive Abfälle, genannt „Zentralstelle für radioaktive Abfälle“, ZRA , übertragen. Die ZRA übernimmt folglich als Berliner Landessammelstelle schwach- und mittelradioaktive Abfälle , die z.B. bei Anwendern radioaktiver Stoffe in der Industrie, in der Medizin sowie in Forschung und Lehre des Landes Berlin anfallen. Mediator*in Der Begriff stammt aus dem Lateinischen und bedeutet “Vermittler“. Umgangssprachlich wird ein Mediator*in auch als Streitschlichter*in bezeichnet, da die Aufgabe darin besteht, einen Konflikt zwischen mehreren Parteien friedlich zu lösen. Meist gestaltet sich die Lösung in Form eines Kompromisses oder eines Vergleichs. Megawatt (MW) siehe Watt . Meldekategorien (siehe auch meldepflichtiges Ereignis ) Gemäß der Atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung werden meldepflichtige Ereignisse nach der Frist, in der die Aufsichtsbehörden unterrichtet werden müssen, in unterschiedliche Meldekategorien unterteilt. Sie werden im Einzelnen in den Anlagen 1 bis 5 der Atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung aufgeführt. Meldepflichtiges Ereignis Vorkommnis, das nach der Atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung der zuständigen Aufsichtsbehörde zu melden ist. Es handelt sich dabei bei weitem nicht nur um Unfälle oder Störfälle; diese machen erfahrungsgemäß nur einen sehr kleinen Bruchteil der meldepflichtigen Ereignisse aus. Zu melden sind (als „Normalmeldung“) unter anderem alle Abweichungen vom Normalzustand, die eine sicherheitswichtige Einrichtung beeinträchtigen könnten, auch wenn selbst deren Ausfall noch keine Gefahr darstellen würde. Ein Beispiel für eine Normalmeldung bei einem Forschungsreaktor (Bericht Seite 3 und 7) finden Sie hier . Wesentlichere Befunde sind als Eilmeldung oder gar als Sofortmeldung in das Meldesystem einzubringen. Meldepflichtige Ereignisse werden entsprechend in verschiedene Meldekategorien unterteilt. Weitere Informationen stellt das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) hier . Mikrosievert Sievert ist die Maßeinheit der effektiven Dosis , benannt nach dem schwedischen Mediziner und Physiker Rolf Sievert. 1 Mikrosievert (µSv) sind 0,000 0001 Sievert (Sv). Bsp.: Eine Zahnaufnahme erzeugt pro Anwendung eine Dosis von weniger als 10 µSv. Millisievert 1 Millisievert (mSv) sind 1000 Mikrosievert (µSv) oder 0,001 Sievert (Sv). Bsp.: Die Dosis einer Ganzkörper-Computertomographie eines Erwachsenen beträgt pro Anwendung ca. 10 mSv. Mittelradioaktive Abfälle siehe Radioaktiver Abfall Neutronen Neutronen sind ungeladene Elementarteilchen. Sie werden insbesondere bei der Kernspaltung freigesetzt. Die Kernspaltung ist nur für schwere Atomkerne (z.B. vom Element Uran) charakteristisch. Die Neutronenstrahlung besitzt wie die Gammastrahlung ein hohes Durchdringungsvermögen und erfordert zur Abschirmung ebenfalls einen stärkeren Einsatz von Abschirmmaterialien. Mehr zu Neutronen und Neutronenstrahlung finden Sie hier . Organdosis Die Organdosis berücksichtigt die unterschiedliche biologische Wirksamkeit verschiedener Arten ionisierender Strahlung (bei gleicher Energiedosis). Sie ist das Produkt aus der Organ-Energiedosis und dem Strahlungs-Wichtungsfaktor. Beim Vorliegen mehrerer Strahlungsarten ist die gesamte Organdosis die Summe der ermittelten Einzelbeiträge. Die Einheit der Organdosis ist J/kg mit dem speziellen Namen Sievert (Sv). Ortsdosis Ortsdosis ist eine operative Messgröße zur Abschätzung der Strahlenmenge an einem Ort und ist definiert als die Äquivalentdosis für Weichteilgewebe (z.B. Fettgewebe und Muskelgewebe), gemessen an einem bestimmten Ort. Ortsdosisleistung (ODL) Die Ortsdosisleistung ist die pro Zeitintervall erzeugte Ortsdosis. Die Ortsdosis ist die Äquivalentdosis für Weichteilgewebe (z.B. Muskelgewebe oder Fettgewebe), gemessen an einem bestimmten Ort. Personendosis Personendosis ist eine operative Messgröße zur Abschätzung der von einer Person erhaltenen Dosis und ist definiert als die Äquivalentdosis gemessen an einer repräsentativen Stelle der Körperoberfläche. Personendosimeter Messgeräte zur Bestimmung der Personendosis als Schätzwert für die Körperdosis einer Person durch externe Bestrahlung (§§ 66 und 172 StrlSchV ). Radioaktiver Stoff Radioaktive Stoffe ( Kernbrennstoffe und sonstige radioaktive Stoffe) im Sinne von § 2 Abs. 1 des Atomgesetzes sind alle Stoffe, die folgende Bedingungen erfüllen: Sie enthalten ein oder mehrere Radionuklide und ihre Aktivität oder spezifische Aktivität kann im Zusammenhang mit der Kernenergie oder dem Strahlenschutz nicht außer Acht gelassen werden. Wann die Aktivität oder spezifische Aktivität eines Stoffes nicht außer Acht gelassen werden kann ist in den Regelungen des Atomgesetzes (§ 2 Absatz 2 AtG) oder der Strahlenschutzverordnung festgeschrieben. In der Bundesrepublik sind Stoffe mit zerfallenden Atomkernen daher kein „radioaktiver Stoff“, wenn in der Strahlenschutzverordnung festgelegt ist, festgelegt ist, dass die entstehende Strahlung unwesentlich ist. Solche Festlegungen findet man z.B. in § 5 der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV). Das neue Strahlenschutzgesetz greift in seinem § 3 diese Definition aus dem Atomgesetz auf. Mehr zu Grenzwerten im Strahlenschutz finden Sie hier . Radioaktivität Radioaktivität ist die Eigenschaft bestimmter Stoffe, sich spontan (ohne äußere Wirkung) umzuwandeln (zu „zerfallen“) und dabei charakteristische Strahlung (ionisierende Strahlung) auszusenden. Die Radioaktivität wurde 1896 von Antoine Henri Becquerel an Uran entdeckt. Wenn die Stoffe, genauer gesagt, die Radionuklide, in der Natur vorkommen, spricht man von natürlicher Radioaktivität; sind sie ein Produkt von Kernumwandlungen in Kernreaktoren oder Beschleunigern, so spricht man von künstlicher Radioaktivität. Mehr über die Wirkung ionisierender Strahlung finden Sie hier . Röntgenstrahlung Durchdringende elektromagnetische Strahlung mit einem Frequenzspektrum (und Energie) zwischen Ultraviolettstrahlung und Gammastrahlung. Mehr zum Thema „Wie wirkt Röntgenstrahlung?“ finden Sie hier . Auch bei Röntgenstrahlung gelten die Grundsätze des Strahlenschutzes. Mehr dazu wird hier angeboten. Rückbauverfahren Der Abbauprozess einer kerntechnischen Anlage , welcher typischerweise aus verschiedenen Verfahrensschritten besteht, z.B. Dekontamination, Demontage, Gebäudeabriss. Sicherheitsbericht Der Sicherheitsbericht ist Teil der einzureichenden Antragsunterlagen zu Stilllegung und Rückbau einer kerntechnischen Anlage . Er legt die relevanten Auswirkungen des Vorhabens im Hinblick auf die kerntechnische Sicherheit und den Strahlenschutz dar. Er soll außerdem Dritten die Beurteilung ermöglichen, ob die mit der Stilllegung und dem Abbau verbundenen Auswirkungen sie in ihren Rechten verletzen könnten. Sperrbereich siehe Strahlenschutzbereich Stilllegung Die Stilllegung einer kerntechnischen Anlage besteht hauptsächlich aus dem Rückbau (siehe Rückbauverfahren ) des nuklearen Teils und der Entsorgung des radioaktiven Inventars „(Gesamtheit der in einer kerntechnischen Anlage enthaltenen radioaktiven Stoffe). Zielsetzung ist die Beseitigung der Anlage und Verwertung der Reststoffe so weit wie möglich. Stilllegungsverfahren Der Begriff „Stilllegungsverfahren“ bezeichnet den Gesamtprozess von der Einreichung des Grundantrages bis zur endgültigen Entlassung der kerntechnischen Anlage aus dem Atomgesetz. Strahlendosis siehe Dosis Strahlenexposition Ist ein Synonym für Strahlenbelastung. Bezeichnung für die Einwirkung ionisierender Strahlung auf Lebewesen oder Materie. Strahlenschutz (nur bezogen auf die schädigende Wirkung ionisierender Strahlung) Strahlenschutz dient dem Schutz von Menschen und Umwelt vor den schädigenden Wirkungen ionisierender Strahlung aus natürlichen oder künstlichen Strahlenquellen. Strahlenschutzbeauftragter Nach § 43 bis 44 der Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ) die Person, die neben dem Strahlenschutzverantwortlichen (Genehmigungsinhaber) in einem Betrieb für die Einhaltung der Strahlenschutzvorschriften im Rahmen seiner Befugnisse verantwortlich ist. Strahlenschutzbereich Strahlenschutzbereiche sind räumlich abgrenzbare Bereiche, die aus Strahlenschutzaspekten besonders überwacht und kontrolliert werden. Sie unterteilen sich in Überwachungsbereich, Kontrollbereich und Sperrbereich. Überwachungsbereich Nicht zum Kontrollbereich (und nicht zum Sperrbereich) gehörende betriebliche Bereiche, in denen Personen im Kalenderjahr eine effektive Dosis von mehr als 1 Millisievert oder eine Organ-Äquivalentdosis von mehr als 50 Millisievert für die Hände, die Unterarme, die Füße oder Knöchel oder eine lokale Hautdosis von mehr als 50 Millisievert: erhalten können. Der Zutritt zu einem Überwachungsbereich darf aus gesundheitlichen Gründen nur erlaubt werden, wenn Personen eine dem Betrieb dienende Aufgabe wahrnehmen oder ihr Aufenthalt in diesem Bereich zur Anwendung ionisierender Strahlung oder radioaktiver Stoffe an ihnen selbst oder als Betreuungs-, Begleit- oder Tierbegleitperson erforderlich ist, sie Auszubildende oder Studierende sind und der Aufenthalt in diesem Bereich zur Erreichung ihres Ausbildungszieles erforderlich ist oder sie Besucher sind. Kontrollbereich Sind Strahlenschutzbereiche, die aus Strahlenschutzaspekten besonders überwacht und kontrolliert werden und in denen Personen im Kalenderjahr eine effektive Dosis von mehr als 6 Millisievert oder eine Organ-Äquivalentdosis von mehr als 15 Millisievert für die Augenlinse oder 150 Millisievert für die Hände, die Unterarme, die Füße oder Knöchel oder eine lokale Hautdosis von mehr als 150 Millisievert erhalten können. Der Zutritt zu einem Kontrollbereich darf aus gesundheitlichen Gründen Personen nur erlaubt werden, wenn sie zur Durchführung oder Aufrechterhaltung der in diesem Bereich vorgesehenen Betriebsvorgänge tätig werden müssen, ihr Aufenthalt in diesem Bereich zur Anwendung ionisierender Strahlung oder radioaktiver Stoffe an ihnen selbst oder als Betreuungs-, Begleit- oder Tierbegleitperson erforderlich ist und eine zur Ausübung des ärztlichen, zahnärztlichen oder tierärztlichen Berufs berechtigte Person, die die erforderliche Fachkunde im Strahlenschutz besitzt, zugestimmt hat oder bei Auszubildenden oder Studierenden dies zur Erreichung ihres Ausbildungszieles erforderlich ist. Sperrbereich Bereiche des Kontrollbereichs, in denen die Ortsdosisleistung höher als 3 Millisievert (mSv) durch Stunde sein kann. Der Zutritt zu einem Sperrbereich darf aus gesundheitlichen Gründen nur erlaubt werden, wenn sie zur Durchführung der in diesem Bereich vorgesehenen Betriebsvorgänge oder aus zwingenden Gründen tätig werden müssen und sie unter der Kontrolle eines Strahlenschutzbeauftragten oder einer von ihm beauftragten Person, die die erforderliche Fachkunde im Strahlenschutz besitzt, stehen oder ihr Aufenthalt in diesem Bereich zur Anwendung ionisierender Strahlung oder radioaktiver Stoffe an ihnen selbst oder als Betreuungs- oder Begleitperson erforderlich ist und eine zur Ausübung des ärztlichen oder zahnärztlichen Berufs berechtigte Person, die die erforderliche Fachkunde im Strahlenschutz besitzt, schriftlich zugestimmt hat. Es gelten spezielle Reglungen für Schwangere. Umweltverträglichkeitsprüfung (UVP) Umweltverträglichkeitsprüfung im Stilllegungsgenehmigungsverfahren des Forschungsreaktors BER II: Die Durchführung einer UVP dient der frühzeitigen Feststellung, Erkennung und Bewertung der möglichen Auswirkungen des Rückbaus des Reaktors für Menschen, Tiere, Pflanzen sowie auf die Qualität der Böden, Luft, Gewässer, Klima, Landschaft, Kulturgüter und sonstige Schutzgüter. Die Durchführung der UVP ist bei der Stilllegung von Reaktoranlagen ab 1 kW thermischer Dauerleistung gesetzlich vorgeschrieben (vgl. der Forschungsreaktor BER II hat eine thermische Dauerleistung von 10 Megawatt ). Überwachungsbereich siehe Strahlenschutzbereich Watt Maßeinheit für Leistung. Der Forschungsreaktor BER II hat eine Nennleistung von 10 MW. Zum Vergleich: Ein mittleres Kernkraftwerk hat eine Nennleistung von ca. 1.400 MW. 1 Megawatt (MW) = 1.000.000 Watt (W) > 1 Gigawatt (GW) = 1.000 Megawatt (MW) = 1.000.000 Kilowatt (kW) = 1.000.000.000 Watt (W) Wetterparameter Ist eine Größe wie Temperatur, Windstärke oder Niederschlagsmenge, mit deren Hilfe eine Aussage über die Wetterverhältnisse gewonnen werden kann. Das spielt eine Rolle zum Beispiel bei der Vorhersage der Ausbreitung radioaktiver Stoffe nach einer Freisetzung. ZRA Die Zentralstelle für radioaktive Abfälle (ZRA) betreibt als Institution der Helmholtz-Zentrum Berlin GmbH die Landessammelstelle Berlin. Das Atomgesetz verpflichtet jedes Bundesland, eine Landessammelstelle zur Zwischenlagerung der in seinem Gebiet angefallenen radioaktiven Abfälle einzurichten. Zwischenlager Lagerort für radioaktive Abfälle, die aufbewahrt werden müssen, bis man sie an ein Endlager abgeben kann. Es werden Zwischenlager für hochradioaktive Abfälle ( Brennelemente und Wiederaufarbeitungsabfälle) und Zwischenlager für schwach- und mittelradioaktive Abfälle unterschieden.
Das Projekt "Demonstration of explosive dismantling techniques of the biological shield of the Niederaichbach nuclear power plant (KKN)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Battelle-Institut e.V. durchgeführt. Objective: This project aims at demonstrating explosive dismantling techniques on the biological shield of the nuclear power plant Niederaichbach (KKN), which was operated from 1972 to 1974 and is foreseen to be completely removed. The radioactive inventory of the shield is estimated in the order of 3.7E9 Bq (0.1 Ci). The level of activation is estimated to be in the order of 10 Bq/g, and the associated dose rates in the order of 10 micro Sv/h. Within this contract, blast peeling of the activated concrete from a 30C sector of the biological shield will be performed. This technique will be applied as one of 2 main techniques (hydraulic hammer besides blast peeling) for the dismantling of the whole biological shield of KKN; for this, the licensing authorities have already given their agreement. This demonstration project will be conducted according to the guidelines of the ongoing total dismantling of KKN. In particular, the generation of specific data on costs, working hours and job doses as well as on the amount of created secondary waste is considered as an important objective of this project. This will facilitate the application of this technology and acceptance from the safety point of view in future large-scale decommissioning operations. The project is a follow-up of small-scale work on inactive samples performed jointly under contracts FI1D0011 and FI1D0012. The work programme will be implemented jointly by three main contractors: Battelle Europe e.V./Frankfurt (BE), acting as coordinator, Noell/Würzburg (Noell) and Siemens/KWU (Siemens), as well as Stangenberg, Schnellenbach and Partner (SSP) as sub-contractor. Further cooperation is foreseen with TUV Bayern for the assessment of air filter systems. General Information: WORK PROGRAMME: 1. Preparatory planning and design work for on-site equipment and regulatory requirements (BE, Noell); 1.1. Layout of blasting patterns and of bore holes charging, according to the area of application (BE); 1.2. Design of blasting schemes according to the area of application (BE); 1.3. Definition of blasting area sub containments for the retention of dust, including associated filter systems (Noell, BE); 2. Demonstration blasting on the KKN shield by manual handling (BE, Noell); 2.1. Site preparation for the installation of tools and measuring devices (BE, Noell); 2.2. Assessment and implementation of auxiliary techniques such as bore hole drilling, cutting of the reinforcement by hydraulic shears, use of a hydraulic ram (Noell); 2.3. Main operation and concrete removal, consisting of a sequence of about 10 individual blasts, including pre- and post-blast working (BE, Noell); 2.4. Assessment of blasting performance, with respect to predetermined criteria such as concrete removal rate, safety aspects, integrated doses and generation of secondary waste (BE, Noell); 3. Assessment of dust retention by industrial filter systems with respect to efficiency and safety of handling (Noell, BE); 4. Assessment of ...
Das Projekt "Melting of alpha-contaminated steel scrap at industrial scale" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Siemens AG durchgeführt. Objective: The underlying large-scale investigation into melting of alpha-contaminated steel from nuclear facilities aims at demonstrating the feasibility of the unrestricted reuse of such radwaste within legal limits. The work programme will be based on the results and experience obtained on melting of radwaste in former research contracts within the second EC programme on Decommissioning (1984-88), especially contract FI1D0044 with Siemens AG and contract FI1D0016 with Siempelkamp Giesserei GmbH. Start with laboratory-scale melts to identify the most suitable crucible material and slag, then large-scale melts with subsequent detailed analysis of the prevailing alpha-distribution in and between steel, slag and filter dust. Based on the foregoing results, large-scale melts with about 100 t of uranium and plutonium contaminated material from Siemens fuel fabrication will be carried out and finally, using 2 large-scale melts of plutonium and thorium contaminated steel waste (5 t), it will be assessed how these alpha-emitters behave. It is anticipated that extensive testing and radiological measurements will enable the assessment that alpha-contaminated steel can be conditioned by melting for safe unrestricted reuse and that the melting plant can be operated safely also with respect to radiation protection of workers and the environment of the foundry, with special consideration of the arising slag and filter dust. In particular, the generation of specific data on costs, working hours and job doses as well as on the amount of created secondary waste is considered as an important objective of this project. The specific contamination of the treated radwaste is estimated to be in the range of up to 200 Bq/g (alpha/beta) and the anticipated fission product inventory for large-scale melting is estimated at about 200 g of uranium-235 and 1 g of plutonium. Expected dose rates in the controlled melting area are in the order of magnitude of up to 0.1 mGy/h. Work will be executed in close co-operation between Siemens AG, KWU Erlangen (Siemens) acting as coordinator and Siempelkamp Giesserei (SG). General Information: WORK PROGRAMME: 1. Identification of appropriate materials for crucible and slag formers and procurement of U, Th and Pu containing radwaste samples (SG); 2. Installation of an induction-heated laboratory furnace and execution of reference tests with non-radioactive materials (Siemens); 3. Laboratory-scale melting tests with uranium, thorium and plutonium contaminated steel (selection of materials for crucible lining and slag formers) (Siemens); 4. Procurement of uranium and plutonium contaminated material (Siemens) and thorium contaminated material (KEMA); 5. Pilot melting tests aimed at determining the uranium (alpha)-content in ingot, slag and filter system (SG, Siemens); 6. Main melting programme of about 100 t of uranium and plutonium contaminated radwaste with subsequent alpha-content determination in each ingot, slag and filter dust ...
Das Projekt "Teilprojekt C" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Alpharis Technology GmbH durchgeführt. Ziel des Gesamtvorhabens ist die Entwicklung von zwei gänzlich neuartigen Strahlungskamera-Prototypen namens OSKAR-3 und OSKAR-4, die mittels Analyse des Compton-Effekts eine direkte Lokalisierung radioaktiver Quellen ermöglichen. Da die Timepix-3/-4 Detektortechnologie noch sehr neu und zurzeit einzigartig ist, existieren derzeit keine Strahlungskameras auf dem Markt, die eine Strahlerlokalisierung mittels Compton-Analyse erzielen können. Das Einsatzgebiet dieser Strahlungskamera ist interdisziplinär: im Vorhaben wird der Nutzen für den nuklearen Rückbau, die Überprüfung von Altmetall, im Bereich Sicherheit und Terrorismusbekämpfung, im Katastrophenschutz sowie in der medizinischen Bildgebung evaluiert. Im Teilvorhaben der Alpharis Technology GmbH werden neue Algorithmen zur per-Pixel-Energiekalibrierung von 3-5mm dicken CdTe Detektoren mit 55x55 µm² Pixelgröße eingesetzt, um eine präzise Identifikation von unterschiedlichen Radionukliden mittels Clusteranalyse zu erhalten. Hierfür wird eine große Zahl von Radionukliden analysiert und ein Algorithmus zur Radionuklididentifikation bei bereits geringen Dosisleistungen erstellt.
Das Projekt "Governing the Common Sea (GOVCOM)? Changing modes of governance in the Baltic Sea Region" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Greifswald, Institut für Politikwissenschaft, Lehrstuhl für Vergleichende Regierungslehre durchgeführt. The pattern of environmental governance is changing as national governments are under stress from new political agents. In addition to the traditional nation state centered policy-making system, including international cooperation, political power is also exercised on the trans-national and local levels of society. A simultaneous movement of political power is also exercised on the trans-national and local levels of government and downward to local communities. Sub national units such as local governments, civic organisations and even loosely constructed networks introduce their own environmental policies. Global sustainability problems are created by the interaction of all societal levels, and a new politics of sustainability involving local, national, regional as well as global efforts must be implemented to solve these problems. National governments have responsed to this situation by introducing programs promoting ecological modernisation as well as new policy instruments that involve communities and other actors. The Baltic Sea Region (BSR) is an area of special concern both from an environmental point-of-view as well as from a governance point-of-view. The sea itself is highly vulnerable to pollution. At the same time the region is an ideal setting for the research because it has introduced several new fora for sustainable decision making, while showing considerable strength in existing administrative and political structures. The main objectives for this project are: Module 1. to deepen understanding of the origins, development and operation of traditional environmental governance in the BSR