Messdaten zur Überwachung der Radioaktivität in der Umwelt, in Lebens- und Futtermitteln
Der Bundesrat stimmte am 6. November 2015 einer Verornung zu, dass das Trinkwasser künftig umfassend auf Gehalte an radioaktiven Stoffen untersucht und überwacht wird. Die Verordnung, die vom Bundesgesundheitsministerium im Einvernehmen mit dem Bundesumweltministerium erlassen wird, tritt noch im November 2015 in Kraft. Mit der Verordnung werden europäische Vorgaben fristgerecht umgesetzt. Mit der Änderung der Trinkwasserverordnung werden Anforderungen an die Messung und Überwachung der Trinkwasserqualität im Hinblick auf künstliche und natürliche radioaktive Stoffe festgelegt. Vorgegeben werden Parameterwerte für Radon, für Tritium und für die Richtdosis einschließlich der Radonfolgeprodukte Blei-210 und Polonium-210. Die Strahlenbelastung durch radioaktive Stoffe im Trinkwasser ist in Deutschland im Durchschnitt als sehr gering einzuschätzen. Jedoch kann Trinkwasser je nach Geologie des Untergrunds einen erhöhten Gehalt an natürlichen radioaktiven Stoffen enthalten. Radioaktive Stoffe künstlichen Ursprungs sind allenfalls durch unkontrollierte Freisetzungen z. B. aus dem Umgang mit solchen Stoffen in Medizin, Forschung und Technik wie bei der Nutzung von Atomenergie denkbar.
Das Projekt "Teilprojekt H" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Bremen, Institut für Umweltphysik, Abteilung Terrestrische Umweltphysik, Radioactivity Measurements Laboratory durchgeführt. AP 1.1 Nutzung von natürlichen und künstlichen Radionukliden als Tracer in fluvialen Systemen AP 4.1 Bestimmung und Modellierung der Partitionierung von künstlichen und natürlichen Radionukliden in Klärschlamm und Abwasser In AP 1.1 sollen für die wichtigsten Nuklide experimentelle Daten für den Verlauf eines größeren Flusses, vorzugsweise der Weser, gewonnen werden (vorwiegend Sediment, daneben auch Wasser und Schwebstoff). Aufbauend auf den Messdaten soll für jedes Isotop ein fluviales Transportmodell (Eintrag, Ausbreitung, Deposition im Sediment) erstellt und verifiziert werden. In AP 4.1 soll ein Modell für die Partitionierung und Speziation von natürlichen und künstlichen Radionukliden in und außerhalb von Kläranlagen entwickelt werden. Zur Validierung und Verfeinerung des Modells sollen die Nuklidkonzentrationen in den einzelnen Anlagenkompartments experimentell bestimmt werden. Die Aktivitätsbestimmung erfolgt in beiden Arbeitspaketen gammaspektroskopisch.
Das Projekt "Radiological aspects of recycling concrete debris from dismantling of nuclear installations" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technischer Überwachungsverein Bayern Sachsen durchgeführt. Objective: Limiting values for the release of concrete with low-level residual radioactivity for the selective safe utilization (e.g., for noise barriers, earth fill, earth bank or substitute for foundation material) are presently not defined. The research programme will examine whether it is possible to define limiting values for radioactively contaminated concrete in the range of the limiting values for steel. The effect of radioactively contaminated concrete on the soil (leach out of radio nuclides) and on man (radiation exposure) will be determined. The results of these studies will have an effect on the decommissioning activities as far as buildings of the controlled area and the kind and quantity of the radioactively contaminated concrete are concerned. The advantage of the studies lies in an economic and safe recycling of large amounts of concrete with a low-level artificial residual radioactivity. Thereby, valuable ground storage space would be saved and natural gravel deposits would be preserved. The research work will provide data concerning cost saving by recycling concrete from controlled areas, radiation exposure of the decommissioning workers and of the general public. The research programme is performed in cooperation with CEA-IPSN, which has a research programme with a similar objective. General Information: WORK PROGRAMME: 1. Leach tests; 1.1. Design of the test facility and determination of concrete test specimen. (all); 1.2. Construction and operation of the test facility. (TUV-Bay.); 1.3. Literature survey on leaching out problems of radio nuclides in concrete. (TUV-Bay.); 1.4. Radiological measurements on concrete rubble before, during and after leach out tests. (TUV-Bay.); 2. Natural radioactivity in concrete; 2.1. Procurement of samples from recently produced and aged concrete. (RWE); 2.2. Measurement of alpha, beta and gamma radiation. (TUV-Bay.); 2.3. Literature survey concerning the natural radioactivity of concrete. 3. Development of methods for recycling concrete. 3.1. Examination of concrete recycling possibilities by a literature study. (RWE); 4. Calculation of radiation exposure and determination of the artificial residual radioactivity; 4.1. Determination of radiation exposure scenarios. (TUV-Bay.); 4.2. Calculation of radiation exposure for man due to natural and artificial radioactivity. (TUV-Bay.); 4.3. Derivation of criteria for the safe use of concrete with artificial radioactivity. (TUV-Bay.). Achievements: Limiting values for the release of concrete with low level residual radioactivity for selected safe utilisation (e.g. for noise barriers, earth fill, earth bank or substitute for foundation material) are presently not defined. The research programme will examine whether it is possible to define limiting values for radioactively contaminated concrete in the range of the limiting values for steel. The effect of radioactively contaminated concree on the soil (leach out of radio nuclides) and on man ...
Das Projekt "Überarbeitung der Strahlenschutzverordnung bezgl. der Freigrenzen von radioaktiven Stoffen zur Umsetzung der neuen Euratom-Grundnormen in deutsches Recht" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Brenk Systemplanung GmbH durchgeführt. Auf Grund der im Dezember 2013 erfolgten Verabschiedung der neuen europäischen Grundnormen im Strahlenschutz (Euratom-Grundnormen) wird sich in Deutschland eine Neustrukturierung des Strahlenschutzrechts ergeben, welche auch die bisherigen Regelungen zu Freigrenzen und zur Freigabe radioaktiver Stoffe betreffen wird. In den Euratom-Grundnormen ist für die Freigrenzen und die Freigabewerte ein gemeinsamer Wertesatz (radionuklidspezifische, massenbezogene Aktivitätswerte) vorgesehen. Die Zahlenwerte basieren auf den Empfehlungen Safety Guide RS-G-1.7 und Safety Report 44 (SR 44) der IAEA.Für Radionuklide, für die in den Euratom-Grundnormen keine Freigrenzen bereitgestellt werden, sollen im Rahmen des vorliegenden Forschungsvorhabens (FV) solche in der gleichen Weise wie SR 44 der IAEA abgeleitet werden. Darüber hinaus ist bei einer Umsetzung der neuen Freigrenzen in deutsches Recht sicherzustellen, dass die Schnittstelle zur Freigabe fachlich und rechtlich widerspruchsfrei hergestellt wird.
Das Projekt "Überarbeitung der Strahlenschutzverordnung bzgl. der Regelungen zur Freigabe künstlicher radioaktiver Stoffe zur Umsetzung der neuen Euratom-Grundnormen in deutsches Recht - Konzept zur Umsetzung" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Brenk Systemplanung GmbH durchgeführt. Bedingt durch die im Dezember 2013 erfolgte Verabschiedung der neuen europäischen Grundnormen im Strahlenschutz (Euratom-Grundnormen, Richtlinie 2013/59/Euratom des Rates vom 5. Dezember 2013) wird sich in Deutschland eine Neustrukturierung des Strahlenschutzrechts ergeben, welche auch die bisherigen Regelungen zu Freigrenzen und zur Freigabe radioaktiver Stoffe betreffen wird. Die Thematik ist insofern besonders in Deutschland von Bedeutung, als sie zeitlich mit dem Ausstieg aus der Nutzung der Kernenergie zusammenfällt. Der Rückbau kerntechnischer Anlagen wird auch zu großen Mengen potenziell freigebbaren Materials führen. In den Euratom-Grundnormen ist für die Freigrenzen und die uneingeschränkte Freigabe ein gemeinsamer Wertesatz (radionuklidspezifische, massenbezogene Aktivitätswerte) vorgesehen. Die Zahlenwerte basieren auf den Empfehlungen SR 44 und RS-G-1.7 der IAEA (Safety Reports Series No. 44: Derivation of Activity Concentration Values for Exclusion, Exemption and Clearance, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2005 und Safety Guide No. RS-G-1.7, Application of the Concepts of Exclusion, Exemption and Clearance, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2004). Deutschland hat mit den derzeitigen Regelungen in § 29 i. V. m. Anl. III und Anl. IV StrlSchV auch eine sehr detaillierte zweckgerichtete Freigabe. Die Euratom-Grundnormen sehen neben den konkreten Regelungen für die uneingeschränkte Freigabe auch die Beibehaltung der zweckgerichteten Freigabe in den Mitgliedsstaaten vor. Dieses Forschungsvorhaben untersucht, ob die in Deutschland vorhandenen Regelungen zur zweckgerichteten Freigabe kompatibel sind mit den Vorgaben der Euratom-Grundnormen in der Weise, dass die bei dieser Freigabe entstehenden Stoffe entweder unmittelbar die Freigrenzen der Euratom-Grundnormen einhalten oder mit den dort unterstellten Annahmen kompatibel sind.
Gemäß § 103 der Strahlenschutzverordnung ist die Ableitung radioaktiver Stoffe aus Anlagen zu überwachen. Die Grundlage zur Überwachung der ermittelten Messwerte ist die Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen (REI). Zum einen werden die Emissionen innerhalb der Anlage z.B. am Abluftkamin vom Betreiber der Anlage selbst gemessen. Zum anderen werden die Immissionen in der Umgebung der Anlage im Auftrag der Aufsichtsbehörde durch eine unabhängige Messstelle überwacht. Die Ergebnisse der Umgebungsüberwachung werden vierteljährlich und als Jahresbericht der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde und dem Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit vorgelegt. In Berlin gibt es nur eine kerntechnische Einrichtung, welche entsprechend der Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen zu überwachen ist, der Forschungsreaktor BER II . Er gehört zu den modernsten Neutronenquellen Europas. Er dient der Grundlagenforschung und der anwendungsnahen Forschung und befindet sich neben anderen experimentellen Anlagen im Helmholtz-Zentrums für Materialien und Energie in Berlin. In ihm werden Neutronen für wissenschaftliche Zwecke produziert. Gastwissenschaftler aus aller Welt arbeiten neben deutschen Kollegen an hochmodernen Experimentierplätzen. Das Helmholtz-Zentrum Berlin verfügt über die einzigartige Möglichkeit, für die Untersuchungen nicht nur den Neutronenstrom des BER II, sondern unter anderem auch das Röntgenlicht des Berliner Elektronenspeicherrings für Synchrotronstrahlung (BESSY II) anbieten zu können. Durch den Neutronenstrom gewinnt man Einblicke in Materie ähnlich wie mit Hilfe der Röntgenstrahlen. Das Röntgenbild und das Neutronenbild liefern dabei unterschiedliche, sich ergänzende Informationen über die Struktur des untersuchten Objekts. Während z.B. das Röntgenbild schwere Atome zeigt, werden durch den Neutronenstrahl die leichten Atome sichtbar gemacht. Kleinste Strukturen können so dargestellt werden. Durch die Untersuchung von Materialien mit Hilfe von Neutronenquellen sind viele Innovationen möglich gewesen, z.B. die Entwicklung neuer und sicherer Werkstoffe für die Verkehrstechnik, eine moderne Spurenanalytik in der Umwelttechnik oder das Entschlüsseln grundlegender medizinischer Prozesse. Der BER II dient aber nicht der kerntechnischen Forschung, sondern fungiert ausschließlich als Quelle für Neutronenstrahlung für die Materialforschung. Informationen zu den einzelnen Forschungsarbeiten finden Sie auf der Internetseite des Helmholtz-Zentrums für Materialien und Energie Bei dem BER II handelt es sich um einen sogenannten Schwimmbadreaktor. Er wird drucklos und bei niedriger Temperatur betrieben. Im Gegensatz zu Kernkraftwerken kann dieser daher sehr schnell abgefahren werden, ohne dass es zu einer erhöhten Belastung für die Anlage kommt. Die Anlage braucht nach einer Abschaltung nur für weniger als eine Minute eine aktive (pumpenunterstützte) Kühlung und ist daher beliebig lange auch ohne Netzverbindung stabil zu halten. Der Kern befindet sich in einem etwa zehn Meter tiefen Becken, das von einer zwei Meter dicken Betonwand umschlossen wird, und ist von einer 9 m hohen Wasserschicht überdeckt. Während des Betriebs der Forschungsneutronenquelle entsteht eine Wärmeleistung von 10 Megawatt. Diese Leistung ist im Vergleich zu einem Kernkraftwerk (~ 4000 MW) rund vierhundert mal geringer. Das Kühlwasser wird maximal nur auf etwa 40 °C aufgewärmt. Die Uranmenge beträgt rund 35 kg (im Gegensatz zu den über hundert Tonnen eines konventionellen Kernkraftwerks). Entsprechend geringer ist auch die bei der Reaktion gebildete Menge an Spaltprodukten (was wichtig für die Abschätzung maximal möglicher Einwirkungen auf die Umgebung im Rahmen der Notfallschutzplanung ist). Der BER II ist ausschließlich als Neutronenquelle für wissenschaftliche Experimente ausgelegt und kann nicht zur Energieerzeugung eingesetzt werden. Die Brennstoffplatten sind nur eine von mehreren Barrieren gegen das Entweichen radioaktiver Stoffe, denn auch das Wasser des Reaktorbeckens (mit einer künstlichen Warmschicht gegen Diffusion aus dem Becken und einer permanenten Wasserreinigung über Filter und Ionenaustauscher), die Unterdruck haltende Reaktorhalle mit ihrer luftdicht verschweißten Innenauskleidung (Stahlliner) und die mit Filtereinrichtungen versehene Entlüftung tragen messtechnisch nachgewiesen zu einer Minimierung der radioaktiven Emissionen bei. In jedem Betriebszustand ist gewährleistet, dass das radioaktive Inventar von der Umwelt abgeschirmt bleibt, ohne dass hierfür Anlagen oder Apparate von Hand bedient werden müssen. So fallen bei Ausfall der Stromversorgung sofort Kontrollstäbe, die an einem Elektromagneten hingen, allein durch ihr Gewicht in den Reaktorkern und unterbrechen die Kernspaltung. Nach Stillstand der Kernspaltung genügt nur eine Minute zur Nachkühlung. Dies wird bereits durch den Nachlauf der Pumpen gesichert. Eine Kernschmelze infolge eines Ereignisses in der Anlage ist beim BER II damit ausgeschlossen. Bei Stromausfall stehen zudem Notdiesel und Batteriebänke zur Verfügung. Auf dem Gelände ist eine Betriebsfeuerwehr stationiert. Die Forschungsneutronenquelle wird durch ein Kernanlagen-Fernüberwachungssystem (KFü) kontrolliert. In ihm werden Betriebsdaten der Anlage selbst und Daten von Messstellen in der Umgebung der Anlage ununterbrochen zusammengefasst und durch die Aufsichtsbehörde überwacht. Die Strahlenmessstelle Berlin der Senatsverwaltung für Mobilität, Verkehr, Klimaschutz und Umwelt – Abteilung “Integrativer Umweltschutz” – ist als unabhängige Messstelle mit der überwachung des BER II beauftragt. Sie untersucht Proben, die aus der Umgebung des Forschungsreaktors stammen und vergleichen sie mit Proben aus anderen Teilen Berlins. Des weiteren überwacht sie das Strahlungsniveau entlang der Institutsgrenze und kontrolliert an Kaminluftproben die Emissionen. Der BER II gibt auch im Normalbetrieb radioaktive Substanzen in geringer Menge an die Umgebung ab. Bei Ausstoß selbst der genehmigten Abgabemenge ist für Mensch und Tier keine gesundheitliche Beeinträchtigung gegeben. In der Praxis wird dieser Unbedenklichkeitswert sogar weit unterschritten. Im langjährigen Betrieb hat sich gezeigt, dass die Abgabe durch den Reaktor für Gase bei 5 – 7 , bei Iod-131 bei 1 – 2 der genehmigten Abgabemenge liegt und dass die Abgabe von an Aerosole gebundenen radioaktiven Stoffen die Nachweisgrenze der Messgeräte (Promille der Grenzwerte) noch nicht einmal erreicht (Darstellung dazu im Abschnitt Abgabegrenzen künstlicher Radioaktivität ). Entsprechend § 106 der Strahlenschutzverordnung ist der Betreiber verpflichtet, alle fünf Jahre die Anwohner in der Umgebung der Anlage über die Sicherheitsvorkehrungen und Notfallpläne zu informieren. Die letzte Verteilung der Broschüre erfolgte im Jahr 2019 und steht zum Download zur Verfügung.
Das Projekt "Messungen der allgemeinen Radioaktivität im Raum Schwandorf" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von GSF-Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit, GmbH durchgeführt. Gemäß der Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen (L 16) soll vor Inbetriebnahme einer derartigen Anlage mit der Beweissicherung und Umgebungsüberwachung begonnen werden, um die bereits in der Umwelt vorhandene Radioaktivität zu bestimmen. Die Messungen zur Umweltradioaktivität in der Umgebung der ehemals geplanten Wiederaufarbeitungsanlage Wackersdorf (WAW) hat die GSF im Auftrag des Bayerischen Staatsministeriums für Landesentwicklung und Umweltfragen im Frühjahr 1986 begonnen (Ll, L2, L3) . Die Messungen waren längerfristig angelegt, um eventuelle Trends und örtliche Unterschiede vor Inbetriebnahme der Wiederaufarbeitungsanlage zu dokumentieren. Das Messprogramm 1989 (Anlage l) ist gegenüber dem des Vorjahres geändert worden: Die wesentlichen Änderungen bestanden darin, dass einerseits ein Teil der bisherigen Messungen von der DWK übernommen worden ist, andererseits die Krypton-SS-Konzentrationen im Grund-, Trink- und Oberflächenwasser und der Einfluss von Überschwemmungen auf die spezifische Aktivität in Böden und Bewuchs untersucht worden sind. Die Probenahme, die Probenvorbereitung und die Messtechnik, die in den Berichten über Messungen der allgemeinen Umweltradioaktivität im Raum Schwandorf (L1, L2) beschrieben sind, sind auch 1989 beibehalten worden. Sie entsprechen weitgehend den bestehenden Empfehlungen und Richtlinien. Die Messanordnungen und Messzeiten sind so ausgelegt, dass die Nachweisgrenzen der Richtlinie (L16) in der Regel unterschritten werden. Die Messergebnisse des Jahres 1989 zeigen z.T. noch die Auswirkungen des Reaktorunfalls von Tschernobyl. Die Aktivitätskonzentrationen von Cs-134 und Cs-137 sind zwar in vielen Nahrungsmittelproben gegenüber den Werten aus den Jahren 1986-1988 (Ll, L2, L3) zurückgegangen, doch liegen die Messergebnisse noch über den Ergebnissen der ersten Hälfte der 80er Jahre. Die Höhe der Aktivitätskonzentration hängt nicht nur von der Art des Nahrungsmittels ab, sondern zeigt - wie bereits in den Jahren 1986 bis 1988 - große örtliche und zeitliche Schwankungen. Nach dem Anstieg der CS-137-Aktivitätskonzentration in Milch im Herbst 1986 ist die Aktivitätskonzentration im Frühjahr 1987 wieder stark zurückgegangen; sie schwankt seit Mitte 1987 auf dem Niveau von 0,2 bis 10 Bq/1. Aufgrund der Erfahrungen nach den oberirdischen Kernwaffenversuchen zu Anfang der 60er Jahre ist zu erwarten, dass vor allem Cs-137 aus dem Tschernobylunfall auch in den nächsten Jahren den wesentlichen Anteil aller künstlicher radioaktiver Stoffe in den Proben darstellen wird. Die Messung der Gamma-Ortsdosis an den 54 verbliebenen Auslegestellen in einem Umkreis von 25 km um den ehemals geplanten Standort der WAW zeigt für die Messperiode 1986 bis 1989 folgenden Verlauf: Mittelwert 1986: 1,09 mSv/Jahr; Mittelwert 1987: 1,13 mSv/Jahr; Mittelwert 1988: 1,03 mSv/Jahr; Mittelwert 1989: 1,11 mSv/Jahr. Am 27.12.1989 hat die Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen (DWK)...
Das Projekt "Unfallablauf- und Quelltermanalysen: Untersuchungen zu den Ereignissen in Fukushima im Rahmen des OECD/ NEA BSAF Projektes, Phase II" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Mit den vorgeschlagenen Arbeiten möchte sich die GRS an Phase II des OECD/NEA Projektes BSAF als deutsche TSO beteiligen und damit die Arbeiten aus Phase I fortsetzen und inhaltlich erweitern. Ziel ist es, das Spaltproduktverhalten in den Blöcken 1 bis 3 in Fukushima Daiichi und den Quellterm aus den Anlagen für die ersten ca. 3 Wochen des Unfallablaufes bis Ende März 2011 zu ermitteln. Mit den Analysen sollen das Inventar an radioaktiven Stoffen im verbliebenen Kernmaterial im Reaktor sowie im Containment ermittelt werden, sowie Aussagen zur Rückhaltung von Spaltprodukten im Wasser in der Kondensationskammer, zu Ablagerungsvorgängen auf wesentlichen Strukturen und Komponenten in Reaktor, Containment und umgebendem Reaktorgebäude und zum Quellterm in die Umgebung erarbeitet werden. Diese Ergebnisse werden für die Unterstützung der Rückbauarbeiten am Standort benötigt. Von der Teilnahme am OECD BSAF Projekt profitieren auch die Vorhaben RS1505, RS1514 und RS1532 bzw. deren Nachfolger. In der Weiterentwicklung und Validierung der genannten Rechenprogramme werden die neuen Erkenntnisse aus den Analysen zu den Unfallabläufen in Fukushima und zur Ermittlung des Quellterms und dessen Absicherung durch Ausbreitungsrechnungen von Spaltprodukten auf dem Anlagengelände Berücksichtigung finden. Die Verfahren zur Evaluierung des Quellterms mittels Ausbreitungsrechnungen und dem Vergleich mit Messdaten sind darüber hinaus grundsätzlich auch zur Analyse anderer radiologischer Ereignisse sowie zur Quelltermabschätzung in Notfällen geeignet. Zur Erfüllung der Zielsetzung sind die folgenden Arbeitspakete vorgesehen. AP1: Detaillierte Bewertung der Analyseergebnisse aus Phase I. AP2: Unfallanalysen und Ermittlung des Quellterms. AP3: Evaluierung der Freisetzung von Spaltprodukten aus der Anlage und Vergleich mit radiologischen Messdaten. AP 4 Querschnittsaufgaben und Gremienarbeit. AP 5: Projektmanagement, und Dokumentation der Endergebnisse.
Das Projekt "Messtechnische und modellbasierte Abschätzung des Eintrags von I-131 in die OSPAR-Regionen aufgrund der nuklearmedizinischen Anwendung von Radioiod in Deutschland" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von NUCLEAR CONTROL & CONSULTING GmbH durchgeführt. Im Rahmen des 2011 bis2013 durchgeführten Vorhabens Messtechnische und theoretische Abschätzung des Eintrags von I-131 in die OSPAR-Regionen auf Grund der nuklearmedizinischen Anwendung von Radioiod in Deutschland' wurde ein Modellansatz entwickelt, der eine Ermittlung der I-131-Frachten aus deutschen Oberflächengewässern in die OSPAR-Regionen ermöglicht. Dabei wurde festgestellt, dass eine Diskrepanz zwischen der theoretischen I-131-Einleitung und den tatsächlich festgestellten I-131-Frachten in Flüssen besteht. Ziel des hier berichteten Vorhabens ist es, weitere messtechnische Untersuchungen durchzuführen, um den Prozess und die möglichen Ursachen für die Rückhaltung und den Zerfall von I-131 zu prüfen und weitere Erkenntnisse zur Verbesserung des Modells zu gewinnen.
| Origin | Count |
|---|---|
| Bund | 27 |
| Land | 7 |
| Type | Count |
|---|---|
| Ereignis | 1 |
| Förderprogramm | 22 |
| Text | 3 |
| unbekannt | 8 |
| License | Count |
|---|---|
| closed | 8 |
| open | 24 |
| unknown | 2 |
| Language | Count |
|---|---|
| Deutsch | 34 |
| Englisch | 4 |
| Resource type | Count |
|---|---|
| Datei | 2 |
| Dokument | 2 |
| Keine | 22 |
| Unbekannt | 1 |
| Webseite | 10 |
| Topic | Count |
|---|---|
| Boden | 24 |
| Lebewesen & Lebensräume | 24 |
| Luft | 23 |
| Mensch & Umwelt | 34 |
| Wasser | 22 |
| Weitere | 33 |