Gesundheitliche Folgen des Unfalls von Tschornobyl in der ehemaligen Sowjetunion Durch den Reaktorunfall von Tschornobyl (russ.: Tschernobyl) erhielten insbesondere Notfallhelfer*innen und Aufräumarbeiter*innen (sogenannte Liquidator*innen) hohe Strahlendosen. Auch die Bevölkerung in der Nähe war z.T. einer hohen Strahlendosis ausgesetzt. 28 Notfallhelfer*innen starben in Folge eines akuten Strahlensyndroms. Ein Anstieg von Schilddrüsenkrebserkrankungen ist auf die Strahlung zurückzuführen. Die gesundheitlichen Folgen werden bis heute untersucht. Blumen am Denkmal für die Feuerwehrleute von Tschornobyl Die gesundheitlichen Folgen des Reaktorunglücks von Tschornobyl wurden in zahlreichen Publikationen untersucht. Wichtige Zusammenfassungen dieser Erkenntnisse liefern u.a. die Berichte vom Wissenschaftlichen Komitee über die Effekte der atomaren Strahlung der Vereinten Nationen (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, UNSCEAR ) und des Tschernobyl-Forums . Das Tschernobyl-Forum war eine Arbeitsgruppe der Internationalen Atomenergie-Organisation (International Atomic Energy Agency, IAEA ), der Weltgesundheitsorganisation (World Health Organisation, WHO ), mehrerer UN -Organisationen und der Regierungen von Russland, Belarus und der Ukraine, die zwischen 2003 und 2005 die wissenschaftliche Aufarbeitung der Folgen des Reaktorunfalls für Mensch und Umwelt vorantrieb. Bei der Untersuchung werden oftmals folgende Personengruppen unterschieden: Notfallhelfer*innen und Liquidator*innen Am Tag des Reaktorunfalls, dem 26. April 1986, waren rund 600 Notfallhelfer*innen ( z. B. Werksangehörige, Feuerwehrleute und Rettungskräfte) an dem Kraftwerk tätig. In den Jahren 1986 und 1987 waren über 240.000 Personen als Aufräumarbeiter*innen (sogenannte Liquidator*innen) im Umkreis von 30 Kilometern um das Kraftwerk eingesetzt. Weitere Aufräumarbeiten wurden bis etwa 1990 durchgeführt. Die Gesamtzahl der für den Einsatz registrierten Liquidator*innen betrug etwa 600.000. Bevölkerung 1986 wurden etwa 116.000 Bewohner*innen aus der unmittelbaren Umgebung des Unfallreaktors evakuiert (im Umkreis von 30 Kilometern um das Kraftwerk und in weiteren Gebieten mit gemessenen Ortsdosisleistungen von mehr als 0,2 Millisievert pro Stunde). In den Folgejahren waren es zusätzlich etwa 220.000 Personen. Im Jahr 2006 lebten noch etwa 6 Millionen Menschen in den "kontaminierten Gebieten". Als "kontaminiert" gelten dabei die Gebiete der ehemaligen Sowjetunion, die am Boden Cäsium-137 -Konzentrationen von mehr als 37.000 Becquerel pro Quadratmeter aufwiesen. Auch die damals in der Ukraine, Belarus und in den 19 "betroffenen Oblasten" (Verwaltungsbezirke) in Russland lebenden 98 Millionen Menschen wurden bei der Untersuchung der gesundheitlichen Folgen betrachtet. Als "betroffen" gelten dabei die Oblaste von Russland, die kontaminierte Gebiete enthielten. Akute gesundheitliche Folgen Zwei Werksmitarbeiter starben unmittelbar an den schweren Verletzungen durch die Explosion des Reaktors. 134 Notfallhelfer*innen erlitten ein akutes Strahlensyndrom . Davon starben 28 innerhalb von vier Monaten nach dem Unfall. Ihr Tod ist auf die hohen Strahlendosen zurückzuführen. Weitere 19 Personen mit einem akuten Strahlensyndrom starben in den Folgejahren (1987 - 2004). Ihr Tod steht möglicherweise auch im Zusammenhang mit den Strahlendosen nach dem Unfall. Für die Überlebenden des akuten Strahlensyndroms sind Hautverletzungen und später auftretende, strahleninduzierte Katarakte , also eine Trübung der Augenlinse oder Grauer Star, die schwerwiegendsten gesundheitlichen Schäden. Die 134 Personen mit akutem Strahlensyndrom erhielten Ganzkörperdosen durch externe Gammastrahlung von 0,8 bis 16 Gray . Manche erhielten zudem durch Betastrahlung Hautdosen von 400 bis 500 Gray , die zu schweren Verbrennungen führten. Die meisten der Verstorbenen starben an Infektionen infolge der Verbrennungen. 13 Personen mit einem akuten Strahlensyndrom wurden mit einer Knochenmarktransplantation behandelt. Nur einer der behandelten Personen überlebte. Bei den Liquidator*innen und in der Bevölkerung wurden nach den vorliegenden Berichten keine akuten Strahlenschäden beobachtet. Später auftretende gesundheitliche Folgen In Folge des Reaktorunfalls erhielten die Liquidator*innen und die im Umkreis lebende Bevölkerung erhöhte Strahlendosen, die zu später auftretenden Strahlenschäden geführt haben können bzw. in Zukunft immer noch führen können. Die Höhe der Strahlendosen kann sich stark unterscheiden: Liquidator*innen erhielten in Folge ihrer Aufräumarbeiten im Zeitraum von 1986 bis 1990 im Mittel eine zusätzliche effektive Dosis von 120 Millisievert . Die Dosiswerte variierten von weniger als 10 bis mehr als 1000 Millisievert . Für 85% von ihnen lag sie im Bereich von 20 bis 500 Millisievert . Evakuierten Personen erhielten im Mittel eine zusätzliche effektive Dosis von 33 Millisievert . 6 Millionen Menschen in den kontaminierten Gebieten erhielten im Zeitraum von 1986 bis 2005 eine effektive Dosis von durchschnittlich 9 Millisievert . Bei 70% der Menschen lag die zusätzliche effektive Dosis unter 1 Millisievert , bei 20% zwischen 1 und 2 Millisievert , bei 2,5% lag die effektive Dosis über 50 Millisievert . 98 Millionen Menschen auf dem Gebiet der Ukraine, Belarus und den 19 betroffenen Oblasten in Russland erhielten im Mittel eine vergleichsweise geringe zusätzlich effektive Dosis (im Zeitraum von1986 bis 2005) von insgesamt 1,3 Millisievert . Zum Vergleich: Auf dem Gebiet der Ukraine, Belarus und den 19 betroffenen Oblasten in Russland wurde für denselben Zeitraum eine Hintergrundstrahlung von 50 Millisievert geschätzt. Die ermittelten zusätzlichen effektiven Dosen stellen damit in Teilen eine deutliche Erhöhung gegenüber der Hintergrundstrahlung dar. Wie viele Menschen wegen der erhöhten Strahlendosen in Folge des Reaktorunfalls erkrankten oder starben, lässt sich nicht genau angeben. Das Tschernobyl-Forum schätzte 2005, dass ungefähr 4.000 Todesfälle auf die zusätzlichen Strahlendosen zurückzuführen sind. Medien zum Thema Mehr aus der Mediathek Tschornobyl (russ. Tschernobyl) Was geschah beim Reaktorunfall 1986 in Tschornobyl? In Videos berichten Zeitzeugen. Broschüren und Bilder zeigen die weitere Entwicklung. Stand: 10.02.2025
null LUBW führte begleitende Strahlenmessungen zum fünften und letzten Castor-Transport auf dem Neckar durch: Die LUBW Landesanstalt für Umwelt Baden-Württemberg als betreiberunabhängige Institution hat am 19. Dezember 2017 auch den fünften und letzten Castor-Transport auf dem Neckar zwischen dem Kernkraftwerk Obrigheim (KWO) und dem Gemeinschaftskraftwerk Neckarwestheim (GKN) entlang der Fahrtstrecke messtechnisch begleitet. Die Messergebnisse wurden zeitnah direkt auf folgender Webseite der LUBW im Internet veröffentlicht: https://www.lubw.baden-wuerttemberg.de/radioaktivitaet/castor Die bei allen Transporten beobachteten Dosiswerte sind radiologisch unauffällig. Die LUBW hat an insgesamt 11 ausgesuchten Stellen der Fahrtstrecke zwischen der Schleuse in Guttenbach und dem Betriebsgelände des GKN Neckarwestheim parallel zum Transport der Castoren auf dem Schiff Strahlenmessungen (Gamma- und Neutronenstrahlung) am Ufer bzw. in Ufernähe vorgenommen. Sie hat bevorzugt an gesperrten Brücken und Schleusen gemessen, wo sich Bürgerinnen und Bürger als Beobachter und Einsatzkräfte aufhielten. Bereits vor dem ersten Transport hatte die LUBW Ende Mai 2017 sogenannte „Nullmessungen“ durchgeführt, d.h. die Messwerte der vorhandenen Hintergrundstrahlung ohne Transportvorgänge ermittelt. Diese sind ebenfalls veröffentlicht. Die Messergebnisse der Begleitmessungen während des Castor-Transportes waren durchweg unauffällig und lagen im erwarteten Bereich. Die Dosis für eine Person, die sich bei Vorbeifahrt am Ufer im öffentlich zugänglichen Bereich aufgehalten hat, betrug weniger als 0,01 Mikrosievert. Bei den rund 20 – 40-minütigen Schleusenaufenthalten erreichten die Dosiswerte in nicht gesperrten Bereichen bis zu 0,06 Mikrosievert. Zum Vergleich: Die effektive Dosis natürlichen Ursprungs beträgt rund 2000 Mikrosievert im Jahr. Rechnet man die zivilisatorische Strahlenexposition des Menschen in Deutschland mit rund weiteren 2000 Mikrosievert hinzu, liegt die durchschnittliche Gesamtbelastung bei rund 4000 Mikrosievert im Jahr. Im Vergleich hierzu ist die Dosis durch den Castor-Transport vernachlässigbar. Alle Messergebnisse (die vorab durchgeführten Nullmessungen und die aktuellen Messwerte während der Transporte) sind im Internet unter der Adresse https://www.lubw.baden-wuerttemberg.de/radioaktivitaet/castor verfügbar.
null LUBW führte begleitende Strahlenmessungen zum vierten Castor-Transport auf dem Neckar durch Die LUBW Landesanstalt für Umwelt, Messungen und Naturschutz Baden-Württemberg als betreiberunabhängige Institution hat am 16. November 2017 auch den vierten Castor-Transport auf dem Neckar zwischen dem Kernkraftwerk Obrigheim (KWO) und dem Gemeinschaftskraftwerk Neckarwestheim (GKN) entlang der Fahrtstrecke messtechnisch begleitet. Die Messergebnisse wurden zeitnah direkt auf folgender Webseite der LUBW im Internet veröffentlicht: https://www.lubw.baden-wuerttemberg.de/radioaktivitaet/castor Die LUBW hat an insgesamt 11 ausgesuchten Stellen der Fahrtstrecke zwischen der Schleuse in Guttenbach und dem Betriebsgelände des GKN Neckarwestheim parallel zum Transport der Castoren auf dem Schiff Strahlenmessungen (Gamma- und Neutronenstrahlung) am Ufer bzw. in Ufernähe vorgenommen. Sie hat bevorzugt an gesperrten Brücken und Schleusen gemessen, wo sich Bürgerinnen und Bürger als Beobachter und Einsatzkräfte aufhielten. Bereits vor dem ersten Transport hatte die LUBW Ende Mai 2017 sogenannte „Nullmessungen“ durchgeführt, d.h. die Messwerte der vorhandenen Hintergrundstrahlung ohne Transportvorgänge ermittelt. Diese sind ebenfalls veröffentlicht. Die Messergebnisse der Begleitmessungen während des Castor-Transportes waren durchweg unauffällig und lagen im erwarteten Bereich. Die Dosis für eine Person, die sich bei Vorbeifahrt am Ufer im öffentlich zugänglichen Bereich aufgehalten hat, erreichte bis 0,01 Mikrosievert. Bei den rund 20 – 40-minütigen Schleusenaufenthalten erreichten die Dosiswerte in nicht gesperrten Bereichen bis zu 0,06 Mikrosievert. Zum Vergleich: Die effektive Dosis natürlichen Ursprungs beträgt rund 2000 Mikrosievert im Jahr. Rechnet man die zivilisatorische Strahlenexposition des Menschen in Deutschland mit rund weiteren 2000 Mikrosievert hinzu, liegt die durchschnittliche Gesamtbelastung bei rund 4000 Mikrosievert im Jahr. Im Vergleich hierzu ist die Dosis durch den Castor-Transport vernachlässigbar. Alle Messergebnisse (die vorab durchgeführten Nullmessungen und die aktuellen Messwerte während des Transportes) sind im Internet unter der Adresse https://www.lubw.baden-wuerttemberg.de/radioaktivitaet/castor verfügbar.
null LUBW führte begleitende Strahlenmessungen zum dritten Castor-Transport auf dem Neckar durch: Die LUBW Landesanstalt für Umwelt, Messungen und Naturschutz Baden-Württemberg als betreiberunabhängige Institution hat am 11. Oktober 2017 auch den dritten Castor-Transport auf dem Neckar zwischen dem Kernkraftwerk Obrigheim (KWO) und dem Gemeinschaftskraftwerk Neckarwestheim (GKN) entlang der Fahrtstrecke messtechnisch begleitet. Die Messergebnisse wurden zeitnah direkt auf der Webseite der LUBW im Internet veröffentlicht. https://www.lubw.baden-wuerttemberg.de/radioaktivitaet/castor Die LUBW hat an insgesamt 12 ausgesuchten Stellen der Fahrtstrecke zwischen der Schleuse in Guttenbach und dem Betriebsgelände des GKN Neckarwestheim parallel zum Transport der Castoren auf dem Schiff Strahlenmessungen (Gamma- und Neutronenstrahlung) am Ufer bzw. in Ufernähe vorgenommen. Sie hat bevorzugt an gesperrten Brücken und Schleusen gemessen, wo sich Bürgerinnen und Bürger als Beobachter und Einsatzkräfte aufhielten. Bereits vor dem ersten Transport hatte die LUBW Ende Mai 2017 sogenannte „Nullmessungen“ durchgeführt, d.h. die Messwerte der vorhandenen Hintergrundstrahlung ohne Transportvorgänge ermittelt. Diese sind ebenfalls veröffentlicht. Die Messergebnisse der Begleitmessungen während des Castor-Transportes waren durchweg unauffällig und lagen im erwarteten Bereich. Die Dosis für eine Person, die sich bei Vorbeifahrt am Ufer im öffentlich zugänglichen Bereich aufgehalten hat, erreichte bis 0,01 Mikrosievert. Bei den rund 20-40-minütigen Schleusenaufenthalten erreichten die Dosiswerte in nicht gesperrten Bereichen bis zu 0,08 Mikrosievert. Zum Vergleich: Die effektive Dosis natürlichen Ursprungs beträgt rund 2000 Mikrosievert im Jahr. Rechnet man die zivilisatorische Strahlenexposition des Menschen in Deutschland mit rund weiteren 2000 Mikrosievert hinzu, liegt die durchschnittliche Gesamtbelastung bei rund 4000 Mikrosievert im Jahr. Im Vergleich hierzu ist die Dosis durch den Castor-Transport vernachlässigbar.
null LUBW führte begleitende Strahlenmessungen zum zweiten Castor-Transport auf dem Neckar durch: Die LUBW Landesanstalt für Umwelt, Messungen und Naturschutz Baden-Württemberg als betreiberunabhängige Institution hat am 6. September 2017 auch den zweiten Castor-Transport auf dem Neckar zwischen dem Kernkraftwerk Obrigheim (KWO) und dem Gemeinschaftskraftwerk Neckarwestheim (GKN) entlang der Fahrtstrecke messtechnisch begleitet. Die Messergebnisse wurden zeitnah direkt auf der Webseite der LUBW im Internet veröffentlicht. https://www.lubw.baden-wuerttemberg.de/radioaktivitaet/castor Die LUBW hat an insgesamt 11 ausgesuchten Stellen der Fahrtstrecke zwischen der Schleuse in Guttenbach und dem Betriebsgelände des GKN Neckarwestheim parallel zum Transport der Castoren auf dem Schiff Strahlenmessungen (Gamma- und Neutronenstrahlung) am Ufer bzw. in Ufernähe vorgenommen. Sie hat bevorzugt an gesperrten Brücken und Schleusen gemessen, wo sich Bürgerinnen und Bürger als Beobachter und Einsatzkräfte aufhielten. Bereits vor dem ersten Transport hatte die LUBW Ende Mai 2017 sogenannte „Nullmessungen“ durchgeführt, d.h. die Messwerte der vorhandenen Hintergrundstrahlung ohne Transportvorgänge ermittelt. Diese sind ebenfalls veröffentlicht. Die Messergebnisse der Begleitmessungen während des Castor-Transportes waren durchweg unauffällig und lagen im erwarteten Bereich. Die Dosis für eine Person, die sich bei Vorbeifahrt am Ufer aufgehalten hat, erreichte ca. 0,01 Mikrosievert. Bei den rund 20-40-minütigen Schleusenaufenthalten erreichten die Dosiswerte bis zu 0,08 Mikrosievert. Zum Vergleich: Die effektive Dosis natürlichen Ursprungs beträgt rund 2000 Mikrosievert im Jahr. Rechnet man die zivilisatorische Strahlenexposition des Menschen in Deutschland mit rund weiteren 2000 Mikrosievert hinzu, liegt die durchschnittliche Gesamtbelastung bei rund 4000 Mikrosievert im Jahr. Im Vergleich hierzu ist die Dosis durch den Castor-Transport vernachlässigbar. Alle Messergebnisse (die vorab durchgeführten Nullmessungen und die aktuellen Messwerte während des Transportes) sind im Internet unter der Adresse https://www.lubw.baden-wuerttemberg.de/radioaktivitaet/castor verfügbar.
I Verantwortung für Mensch und Umwelt IBundesamt für Strahlenschutz Bundesamt für Strahlenschutz, Postfach 10 01 49, 38201 SalzgitterBundesami für Strahlenschutz Wllly-Brandl-Streße S 38226 Salzgitter Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit RS 1115 Postfach 12 06 29 53048 Bon n Postfach 1 0 01 49 38201 Salzgitter Telefon: 030 18333 • 0 Telefax: 030 18333 • 1885 E-Mail; ePost@bfs.de Internet www.bfs.de Datum und Ze1chen Ihres Schreibens· Mein Zeichen SE /9A/23420000/BB/AAJ0095 82110127 Dl!tCilW:ll11 • 1600 Datum: 04.04.2014 Schachtanlage Asse II - Konzept~ und Genehmigungsplanung f Or ein Obertägiges Zwischenlager Bearbeitungskonzept fOr den Vergleich der Strahlenexposition durch Asse-nah e Zwischenlagerung und Transport Im Rahmen des LenkungskreisesAsse wurde zum Zwischenlagerstandort vereinbart, dass die aus dem Zwischenlager resultierende Direktstrahlung im Normalbetrieb für zwei fiktive Standorte in unterschiedlichen Abständen zur Wohnbebauung verglichen werden soll. Dabei wird vorausgesetzt, dass alle anderen festgelegten Kriterien gemäß des Kriterienberichtes des BfS gleich bewertet sind. Das hierfür von mir vorgesehene Bearbeitungskonzept ist wie folg t beschrieben: Im Rahmen der Studie werden auf Basis eines Quellterms die Dosis bzw. Dosisleistung aus der Direktstrahlung (z. B. Gamma-Strahlung) für den bestimmungsgemä ßen Betrieb berechnet und festgestellt, in welcher Entfernung von dem Zwischenlager (unter konservativen Annahmen) gegenüber der Hintergrundstrahlung keine relevanten Expositionen mehr zu erwarten sind. Des Weiteren werden die ermittelten Dosiswerte mit den bei den Transporten auftretenden Strahlenexpos itionen verglichen (fOr die Bevölkerung und die Beschäftigten). Die Bearbeitungsdauer wird ca. 6 Wochen nach Auftragserteilung und Festlegung des Bearbeitungskonzepts betragen . 1. Berücksichtigte Vergleichsparameter Di rektstr~hlung Streustrahlung zusätzliche Belastung der Beschäftigten für Transportbereitstellung zusätzliche Belastung von Anwohnern der Transportstrecke 2 Alle weiteren Bewertungsgrößen des Berichtes .. Kriterienbericht Zwischenlager - Kriterien zur Bewertung potenzieller Standorte für ein Obertägiges Zwischenlager für die rückgeholten radioaktiven Abfälle aus der Schachtanlage Asse 11" (9A/2342000/GHB/RB/0026/00) werden als gleich angenommen, da der Vergleich mit fiktiven Standorten erfolgt. Eine Berücksichtigung der Exposition aus der Ableitung eines Zwischenlagers und möglicher Störfälle erfolgt nicht, da diese nur anhand konkreter Standorte verglichen werden kann (Orographie, Meteorologie usw.). 2. Parameter der Standortvarianten Angenommene fiktive Entfernungsdaten für den Variantenvergleich Asse-naher Standortalternativer StandortAAlternativer Standort B Abstand des Zwischenlagers zur nächsten Wohnbebauung1 km0,5 km3km Transportstrecke zum Zwischenlager nach Konditionierung-30 km / 80 km30 km / 80 km 3. Beschreibung der Vergehensweise Für die oben genannten 'fiktiven Standorte werden zum Vergleich die folgenden Schritte durchgeführt: Ermittlung des Quellterms zur Bestimmung der Leitnuklide, Bestimmung der repräsentativen Dosisleistung an den Gebinden Ermittlung der zu erwartenden Strahlenexposition aus Direktstrahlung (einschließlich Skyshine) für die Bevölkerung bei Lagerung der Gebinde in einem Zwischenlager unter Berücksichtigung der Abschirmung durch das Gebäude und die Verpackung oan einem Asse·nahen Standort (Wohnbebauung im Abstand von ca. 1 km) oan einem alternativen Standort A mit eine r angenommenen Wohnbebauung im Abstand von ca. 0,5 km oan einem alternativen Standort 8 mit einer angenommenen Wohnbebauung im Absta nd von ca. 3 km Die oben ermittelten Werte für die Strahlenexpositionen der Bevölkerung werden in Abhängigkeit von:' Abstand zum jeweiligen Lagerort ermittelt und je Standort graphisch in einem Dosis-Abstand-Diagramm dargestellt. Diese Werte werden dabei jeweils in Relation zu relevanten Dosisleistungen bzw. Jahresdosen I Grenzwerten gesetzt und bewertet (z. B. natürliche Strahlenbelastung, 10 ~Sv De-Minimis-Dosis, etc.). Die Bestimmung der Strahlenexposition des Betriebspersonals aus den Handhabungen für die Transportabfertigung wird fOr einen Zeitpunkt direkt nach durchgeführter Konditionierung dl!rchgeführt. Ermittelt wird die bei der Abfertigung der Gebinde auftretende Dosis. Berücksichtigt wird auch die Dosis bei der Annahme der Gebinde an den fiktiven Zwischenlagerstandorten. Die Strahlenexpositionen der Bevölkerung durch die Tra nsporte der Gebinde zu den oben genannten fiktiven Zwischenlagerstandorten werden wie folg t abgeschi:ltzt. Ermittelt wird die Dosisleistung bei einer angenommenen Bebauung von einem Haus pro Kilometer 3 Tra nsportweg. Die abgeschätzten Dosiswerte werden für zwei verschiedene Strecken (siehe Tabelle) zusammengefasst. Die Bestimmung der Strahlenexposition des Betriebspersonals aus den Handhabungen fü r die Transportabfertigung in das Endlager wird für einen Zeitpunkt nach langj~hriger Zwischenlagerung durchgeführt. Der Zerfall der radioaktiven Stoffe wird dabei berücksichtigt. Ermittelt wird die bei der Abfertigung der Gebinde auftretende Dosis. Die Strahienexposiüonen der Bevölkerung durch die Transporte der Gebinde zu einem Endlager werden in gleicher Weise abgeschätzt. Dabei wird der Zerfall der radi oaktiven Stoffe bis zum Transport berücksichtigt. Ermittelt wird die Dosis fOr einen repräse ntativen Transportweg von z.B. 250 km. Die Ergebnisse werden in einem Bericht zusammengestellt, mit geeigneten Dosiswerten verglichen (z. B, natürliche Strah lenexposition etc.) und bewertet. . he ÜberSIC . ht u"b er di e d· urchzuf üh ren den Dos1 .sbestl mmunaen Ja beII ansc Übersicht der Dosisbestimmungen - Asse- naher Standortalternativer Standort Aalternativer Standort B Zwischenlagerung (Dosis pro Jah r für die Bevölkerung)XXX Transportabfertigung zum Zwischenlager nach Konditionierung (Dosis des Betriebspersonals pro Gebi nde )-XX Transport zum Zwischenlager nach Konditionierung (Dosis der Bevölkerung pro Transport)-XX Transportabfertigung zum Endlager nach Zwischenlagerung (Dosis des Betriebspersonals pro Gebinde)XXX Transport zum Endlager nach Zwischenlagerung (Dosis der Bevölkerung pro Transport)XXX 4. Beispiele für die Darstellung d er Ergebnisse Diagramme Für jeden Standort kön nte in einem Diagramm der Verlauf der Dosis in Abhängigkeit von der Entfernung zum Zwischenlager dargestellt werden. Zum Verg leich könnten geeignete Dosiswerte (z. B. natürliche Strahlenexpositlon, Grenzwerte nach StrlSchV, 10 ~Sv De-Minimis-Dosis, ODL Asse) dargestellt werden.
27.03.2014 Technische Konzeptbeschreibung auf der Basis der Leistungsbeschreibung „Vergleich der Strahlenexposition durch Asse-nahe Zwischenlagerung und Transport“ PSP-Element: 9A/2342000/GHB/KR/0017/00 Aufgabe: Rückholung der radioaktiven Abfälle aus der Schachtanlage ASSE II – Konzept- und Genehmigungsplanung für ein übertägiges Zwischenlager Teilaufgabe: Vergleich der Strahlenexposition durch Direktstrahlung für fiktive Zwischenlagerstandorte mit unterschiedlichen Abständen zur Wohnbebauung sowie Abschätzung der zusätzlichen Strahlenexposition durch Transporte Anlass: Im Rahmen des Lenkungskreises Asse wurde zum Zwischenlagerstandort vereinbart, dass die aus dem Zwischenlager resultierende Direktstrahlung im Normalbetrieb für zwei fiktive Standorte in unterschiedlichen Abständen zur Wohnbebauung verglichen werden soll. Dabei wird vorausgesetzt, dass alle anderen festgelegten Kriterien gemäß des Kriterienberichtes des BfS gleich bewertet sind. Zielsetzung: Im Rahmen der Studie sind auf Basis eines Quellterms die Dosis bzw. Dosisleistung aus der Direktstrahlung (z. B. Gamma-Strahlung) für den bestimmungsgemäßen Betrieb zu berechnen und festzustellen, in welcher Entfernung von dem Zwischenlager (unter konservativen Annahmen) gegenüber der Hintergrundstrahlung keine relevanten Expositionen mehr zu erwarten sind. Des Weiteren sind die ermittelten Dosiswerte mit den bei den Transporten auftretenden Strahlenexpositionen zu vergleichen (für die Bevölkerung und die Beschäftigten). Bearbeitungsdauer: Ca. 6 Wochen nach Auftragserteilung und Festlegung des Bearbeitungskonzepts 1. Berücksichtigte Vergleichsparameter: -Direktstrahlung -Streustrahlung -zusätzliche Belastung der Beschäftigten für Transportbereitstellung -zusätzliche Belastung von Anwohnern der Transportstrecke Alle weiteren Bewertungsgrößen des Berichtes „Kriterienbericht Zwischenlager - Kriterien zur Bewertung potenzieller Standorte für ein übertägiges Zwischenlager für die rückgeholten radioaktiven Abfälle aus der Schachtanlage Asse II“ (9A/2342000/GHB/RB/0026/00) werden als gleich angenommen, da der Vergleich mit fiktiven Standorten erfolgt. Eine Berücksichtigung der Exposition aus der Ableitung eines Zwischenlagers und möglicher 27.03.2014 Technische Konzeptbeschreibung auf der Basis der Leistungsbeschreibung „Vergleich der Strahlenexposition durch Asse-nahe Zwischenlagerung und Transport“ PSP-Element: 9A/2342000/GHB/KR/0017/00 Störfälle erfolgt nicht, da diese nur anhand konkreter Standorte verglichen werden kann (Orographie, Meteorologie usw.). 2. Parameter der Standortvarianten: Angenommene fiktive Entfernungsdaten für den Variantenvergleich Asse-naher Standortalternativer Standort AAlternativer Standort B Abstand des Zwischenlagers zur nächsten Wohnbebauung1 km0,5 km3 km Transportstrecke zum Zwischenlager nach Konditionierung- 30 km / 80 km 30 km / 80 km 3. Beschreibung der Vorgehensweise Für die oben genannten fiktiven Standorte werden zum Vergleich die folgenden Schritte durchgeführt: -Ermittlung des Quellterms zur Bestimmung der Leitnuklide, Bestimmung der repräsentativen Dosisleistung an den Gebinden -Ermittlung der zu erwartenden Strahlenexposition aus Direktstrahlung (einschließlich Skyshine) für die Bevölkerung bei Lagerung der Gebinde in einem Zwischenlager unter Berücksichtigung der Abschirmung durch das Gebäude und die Verpackung o an einem Asse-nahen Standort (Wohnbebauung im Abstand von ca. 1 km) o an einem alternativen Standort A mit einer angenommenen Wohnbebauung im Abstand von ca. 0,5 km o an einem alternativen Standort B mit einer angenommenen Wohnbebauung im Abstand von ca. 3 km -Die oben ermittelten Werte für die Strahlenexpositionen der Bevölkerung werden in Abhängigkeit vom Abstand zum jeweiligen Lagerort ermittelt und je Standort graphisch in einem Dosis-Abstand-Diagramm dargestellt. Diese Werte werden dabei jeweils in Relation zu relevanten Dosisleistungen bzw. Jahresdosen / Grenzwerten gesetzt und bewertet (z. B. natürliche Strahlenbelastung, 10 µSv-de minimis Dosis, etc.). -Die Bestimmung der Strahlenexposition des Betriebspersonals aus den Handhabungen für die Transportabfertigung wird für einen Zeitpunkt direkt nach durchgeführter Konditionierung durchgeführt. Ermittelt wird die bei der Abfertigung der Gebinde auftretende Dosis. Berücksichtigt wird auch die Dosis bei der Annahme der Gebinde an den fiktiven Zwischenlagerstandorten. 27.03.2014 Technische Konzeptbeschreibung auf der Basis der Leistungsbeschreibung „Vergleich der Strahlenexposition durch Asse-nahe Zwischenlagerung und Transport“ PSP-Element: 9A/2342000/GHB/KR/0017/00 -Die Strahlenexpositionen der Bevölkerung durch die Transporte der Gebinde zu den oben genannten fiktiven Zwischenlagerstandorten werden wie folgt abgeschätzt. Ermittelt wird die Dosisleistung bei einer angenommenen Bebauung von einem Haus pro Kilometer Transportweg. Die abgeschätzten Dosiswerte werden für zwei verschiedene Strecken (siehe Tabelle) zusammengefasst. -Die Bestimmung der Strahlenexposition des Betriebspersonals aus den Handhabungen für die Transportabfertigung in das Endlager wird für einen Zeitpunkt nach langjähriger Zwischenlagerung durchgeführt. Der Zerfall der radioaktiven Stoffe wird dabei berücksichtigt. Ermittelt wird die bei der Abfertigung der Gebinde auftretende Dosis. -Die Strahlenexpositionen der Bevölkerung durch die Transporte der Gebinde zu einem Endlager werden in gleicher Weise abgeschätzt. Dabei wird der Zerfall der radioaktiven Stoffe bis zum Transport berücksichtigt. Ermittelt wird die Dosis für einen repräsentativen Transportweg von z.B. 250 km. -Die Ergebnisse werden in einem Bericht zusammengestellt, mit geeigneten Dosiswerten verglichen (z. B, natürliche Strahlenexposition etc.) und bewertet. Tabellarische Übersicht über die durchzuführenden Dosisbestimmungen Übersicht der Dosisbestimmungen Asse-naher Standortalternativer Standort Aalternativer Standort B Zwischenlagerung (Dosis pro Jahr für die Bevölkerung)XXX Transportabfertigung zum Zwischenlager nach Konditionierung (Dosis des Betriebspersonals pro Gebinde)-XX Transport zum Zwischenlager nach Konditionierung (Dosis der Bevölkerung pro Transport)-XX Transportabfertigung zum Endlager nach Zwischenlagerung (Dosis des Betriebspersonals pro Gebinde)XXX Transport zum Endlager nach Zwischenlagerung (Dosis der Bevölkerung pro Transport)XXX
Meldung – Endlager Morsleben 2. Januar 2018: Endlager Morsleben ist in der Umwelt radiologisch nicht nachweisbar Die Bundesgesellschaft für Endlagerung mbH (BGE) hat für das Endlager Morsleben die Jahresberichte der Umgebungsüberwachung für das Berichtsjahr 2016 veröffentlicht. Sie zeigen, dass das Endlager radiologisch in seiner Umgebung nicht nachweisbar ist. Das Vorgehen zur Überwachung ist durch die „Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen“ (REI) gesetzlich geregelt. Mit Hilfe dieser Messprogramme sollen der Schutz der Bevölkerung und die Einhaltung gesetzlicher Grenzwerte sichergestellt werden. Die REI sieht unterschiedliche Überwachungsprogramme vor, die durch den Betreiber und von unabhängiger Seite vorgenommen werden: Der Betreiber (für das Berichtsjahr 2016 das Bundesamt für Strahlenschutz) ist für die Emissions- und Immissionsüberwachung verantwortlich. Die Emissionsüberwachung untersucht die Abgabe radioaktiver Stoffe durch das Endlager Morsleben über die Abluft, die aus der Frischluftversorgung des Bergwerks stammt, und die Abwässer des Endlagers. So wird die mögliche Radioaktivität, die das Endlager insgesamt an seine Umwelt abgibt, kontrolliert. Die Immissionsüberwachung untersucht die Radioaktivität in der Umgebung des Endlagers. Messungen und Probeentnahmen werden für die Umweltbereiche Luft, Niederschlag, Boden, Bewuchs und oberirdische Gewässer durchgeführt. Sie vergleichen die Entwicklung von Radioaktivitätswerten über bestimmte Zeiträume und zwischen unterschiedlichen Orten. Hier geht es also um Radioaktivität, die womöglich in anderen Umweltmedien oder Organismen ankommt. So wird eine zusätzliche Kontrolle der Abgabe radioaktiver Stoffe ermöglicht. Bei der Immissionsüberwachung werden immer auch die natürliche Radioaktivität und der Eintrag radioaktiver Stoffe aus anderen Quellen (zum Beispiel die Reaktorkatastrophe von Tschernobyl) gemessen. Die Ergebnisse der Emissions- und Immissionsüberwachung zeigen, dass es in der Umgebung des Endlagers Morsleben zu keiner erhöhten Strahlenbelastung gegenüber der natürlichen Hintergrundstrahlung kommt. Dies wird auch durch die unabhängigen Messungen des Landesamtes für Umweltschutz Sachsen-Anhalt (LAU) bestätigt. Es überwacht unterschiedliche Umweltbereiche entsprechend der Vorgaben der REI und gibt an, dass die untersuchten Proben in der Umgebung des Endlagers die gleichen radioaktiven Stoffe mit ähnlichen Aktivitätskonzentrationen enthalten, wie die Proben aus anderen Gebieten Sachsen-Anhalts (vgl. Jahresbericht 2016 der unabhängigen Messstelle – Umgebungsüberwachung des Endlagers für radioaktive Abfälle Morsleben). Die jeweiligen Berichte der Umgebungsüberwachung 2016 können unter den unten genannten Links heruntergeladen werden. In Zukunft wird die BGE Berichte und andere wesentliche Unterlagen zum Endlager Morsleben auf einer Dokumentenplattform auf ihrer Webseite zur Verfügung stellen. Jahresbericht_Emissionsueberwachung_2016 (PDF, 2,1 MB, barrierefrei/barrierearm) Jahresbericht_Imissionsueberwachung_2016 (PDF, 10,4 MB, barrierefrei/barrierearm) Jahresbericht_Umgebungsueberwachung_LAU_2016 (PDF, 2,1 MB, barrierefrei/barrierearm) Das Endlager Morsleben ist in der Umgebung radiologisch nicht nachweisbar. Links zum Thema Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen Alle Meldungen und Pressemitteilungen der BGE im Überblick
Die Bundesgesellschaft für Endlagerung mbH (BGE) hat für das Endlager Morsleben die Jahresberichte der Umgebungsüberwachung für das Berichtsjahr 2016 veröffentlicht. Sie zeigen, dass das Endlager radiologisch in seiner Umgebung nicht nachweisbar ist. Das Vorgehen zur Überwachung ist durch die „Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen“ (REI) gesetzlich geregelt. Mit Hilfe dieser Messprogramme sollen der Schutz der Bevölkerung und die Einhaltung gesetzlicher Grenzwerte sichergestellt werden. Die REI sieht unterschiedliche Überwachungsprogramme vor, die durch den Betreiber und von unabhängiger Seite vorgenommen werden: Der Betreiber (für das Berichtsjahr 2016 das Bundesamt für Strahlenschutz) ist für die Emissions- und Immissionsüberwachung verantwortlich. Die Emissionsüberwachung untersucht die Abgabe radioaktiver Stoffe durch das Endlager Morsleben über die Abluft, die aus der Frischluftversorgung des Bergwerks stammt, und die Abwässer des Endlagers. So wird die mögliche Radioaktivität, die das Endlager insgesamt an seine Umwelt abgibt, kontrolliert. Die Immissionsüberwachung untersucht die Radioaktivität in der Umgebung des Endlagers. Messungen und Probeentnahmen werden für die Umweltbereiche Luft, Niederschlag, Boden, Bewuchs und oberirdische Gewässer durchgeführt. Sie vergleichen die Entwicklung von Radioaktivitätswerten über bestimmte Zeiträume und zwischen unterschiedlichen Orten. Hier geht es also um Radioaktivität, die womöglich in anderen Umweltmedien oder Organismen ankommt. So wird eine zusätzliche Kontrolle der Abgabe radioaktiver Stoffe ermöglicht. Bei der Immissionsüberwachung werden immer auch die natürliche Radioaktivität und der Eintrag radioaktiver Stoffe aus anderen Quellen (zum Beispiel die Reaktorkatastrophe von Tschernobyl) gemessen. Die Ergebnisse der Emissions- und Immissionsüberwachung zeigen, dass es in der Umgebung des Endlagers Morsleben zu keiner erhöhten Strahlenbelastung gegenüber der natürlichen Hintergrundstrahlung kommt. Dies wird auch durch die unabhängigen Messungen des Landesamtes für Umweltschutz Sachsen-Anhalt (LAU) bestätigt. Es überwacht unterschiedliche Umweltbereiche entsprechend der Vorgaben der REI und gibt an, dass die untersuchten Proben in der Umgebung des Endlagers die gleichen radioaktiven Stoffe mit ähnlichen Aktivitätskonzentrationen enthalten, wie die Proben aus anderen Gebieten Sachsen-Anhalts (vgl. Jahresbericht 2016 der unabhängigen Messstelle – Umgebungsüberwachung des Endlagers für radioaktive Abfälle Morsleben). Die jeweiligen Berichte der Umgebungsüberwachung 2016 können unter den unten genannten Links heruntergeladen werden. In Zukunft wird die BGE Berichte und andere wesentliche Unterlagen zum Endlager Morsleben auf einer Dokumentenplattform auf ihrer Webseite zur Verfügung stellen. Jahresbericht_Emissionsueberwachung_2016 (PDF, 2,1 MB, barrierefrei/barrierearm) Jahresbericht_Imissionsueberwachung_2016 (PDF, 10,4 MB, barrierefrei/barrierearm) Jahresbericht_Umgebungsueberwachung_LAU_2016 (PDF, 2,1 MB, barrierefrei/barrierearm)
Das Projekt "EBISCO - Energy budget in snow covered forests" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Eidgenössische Forschungsanstalt für Wald, Schnee und Landschaft durchgeführt. Background: The evolution and ablation of the seasonal snowcover in a forest is very different compared to snow in the open. A canopy may absorb radiation, dampen turbulent fluxes and intercept precipitation. Given a heterogeneous canopy structure, the energy and mass budget of a forest snowcover typically features a highly complex spatio-temporal dynamics. As boreal and subalpine forests cover large areas of the Northern Hemisphere land surface, snow-forest processes have an important influence on weather and hydrology, even at hemispheric scales. Approach / Measurements: In this project we focus on the radiation balance inside subalpine forests in winter. A novel instrument was developed to capture the spatio-temporal variability of radiation below the canopy: A four-component net-radiometer is periodically moved back and forth along a 10-m transect. As reference, two further net-radiometer are installed, one instrument above the canopy and another instrument on a nearby clear-cut site. Sites: The radiation measurements are carried out on two long-term research sites. Between 2003 and 2007 the measuring device was installed at our research site in Alptal at 1200 m a.s.l.. Since then the radiation measurements are being continued at our research site Seehornwald in Davos at 1650 m a.s.l. Link to other projects: This project contributes to the development of our snowcover models Snowpack and Alpine3D. These models include a detailed description of snow-forest processes and have been tested against data from this project. Furthermore, we provided data for the international snow model intercomparison project SnowMIP2.
| Origin | Count |
|---|---|
| Bund | 10 |
| Land | 4 |
| Type | Count |
|---|---|
| Förderprogramm | 5 |
| Text | 8 |
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| License | Count |
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|---|---|
| Keine | 8 |
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| Topic | Count |
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| Boden | 10 |
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