Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der ... - Sardog
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Berichte <strong>der</strong><br />
<strong>Strahlenschutz</strong>kommission (SSK)<br />
des Bundesministeriums für Umwelt,<br />
Naturschutz und Reaktorsicherheit<br />
Heft 37 (2003)<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong><br />
<strong>Strahlenschutz</strong><br />
<strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung bei<br />
kerntechnischen Notfällen<br />
Vorabdruck<br />
Die Orientierungswerte und Formeln zur schnellen<br />
Dosisabschätzung befin<strong>den</strong> sich in dieser Inernetversion<br />
am Ende des Dokumentes<br />
URBAN & FISCHER<br />
München · Jena
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission (SSK) des Bundesministeriums<br />
für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit<br />
Heft 37 (2003)<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong><br />
<strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung bei<br />
kerntechnischen Notfällen<br />
Urban und Fischer München
Herausgegeben im Auftrag des<br />
Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit<br />
von <strong>der</strong> Geschäftsstelle <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission beim<br />
Bundesamt für <strong>Strahlenschutz</strong><br />
Postfach 12 06 29<br />
53048 Bonn<br />
Redaktion: Simone Schmid, Horst Schnadt (TÜV Rheinland/Berlin-Bran<strong>den</strong>burg e.V.)<br />
Bonn, September 2003<br />
Bibliografische Information Der Deutschen Bibliothek<br />
Die Deutsche Bibliothek verzeichnet diese Publikation in <strong>der</strong> Deutschen Nationalbibliografie;<br />
detaillierte bibliografische Daten sind im Internet unter http:\\dnb.ddb.de abrufbar.<br />
ISBN 3-437?????<br />
ISSN ????<br />
Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit · 2003<br />
Das Werk einschließlich aller seiner Teile ist urheberrechtlich geschützt. Jede Verwertung<br />
außerhalb <strong>der</strong> engen Grenzen des Urheberrechtsgesetzes ist ohne Zustimmung unzulässig und<br />
strafbar.<br />
Satz und Layout: Simone Schmid, Bundesamt für <strong>Strahlenschutz</strong>, Bonn<br />
Druck und Verarbeitung: Köllen Druck + Verlag, Bonn<br />
Printed in Germany
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Vorwort zur 3. Auflage<br />
Dieser <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> ist ein Hilfsmittel für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>. Der <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong><br />
ist bei kerntechnischen Notfällen Ansprechpartner für alle Fragen <strong>der</strong> `Radiologischen<br />
Lage´. Er hat in diesem Kontext alle relevanten Informationen von fachkundigen und<br />
entsprechend ausgerüsteten Organisationen abzurufen, bei <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung zusammenzuführen,<br />
auf Konsistenz und Plausibilität zu prüfen, zu erläutern und die radiologische<br />
Lage zu ermitteln. Diese Aufgaben wer<strong>den</strong> aus Grün<strong>den</strong> <strong>der</strong> Zweckmäßigkeit im Team<br />
gelöst. Dieser <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> soll dem <strong>Fachberater</strong> helfen, Fachkunde zu erwerben und zu erhalten,<br />
seine Aufgaben bei einem kerntechnischen Notfall zu lösen, sein Wissen um die Grundlagen<br />
und Zusammenhänge anhand von Beispielen an lernende Kollegen weiterzugeben sowie<br />
Übungen zu entwerfen und durchzuführen. Er kann auch als Grundlage für Rechenprogramme<br />
zur Unterstützung des <strong>Fachberater</strong>s herangezogen wer<strong>den</strong>. Obwohl sich an dieser Zielsetzung<br />
seit <strong>der</strong> ersten Auflage nichts geän<strong>der</strong>t hat und damit <strong>der</strong> Inhalt und die Glie<strong>der</strong>ung des <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong>s<br />
im Wesentlichen beibehalten wer<strong>den</strong> konnten, war aus einer ganzen Reihe von Grün<strong>den</strong><br />
für diese Auflage eine umfassende Überarbeitung notwendig.<br />
Wesentliche Än<strong>der</strong>ungen für <strong>den</strong> Gebrauch des <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong>s ergaben sich aus <strong>der</strong> Anpassung an<br />
die Parameterisierung des deutsch-französischen Modells <strong>der</strong> atmosphärischen Ausbreitung<br />
von Radionukli<strong>den</strong> und <strong>der</strong> damit verbun<strong>den</strong>en Einführung von zeitabhängigen Ausbreitungsfaktoren<br />
sowie <strong>der</strong> verringerten Anzahl <strong>der</strong> Diffusionskategorien von sechs auf drei.<br />
Da in Deutschland seit 1989 keine neuen Kernkraftwerke in Betrieb genommen wur<strong>den</strong> und<br />
in mehreren Anlagen MOX-Brennelemente im Einsatz sind, war es angezeigt, bei <strong>den</strong> Inventarrechnungen<br />
<strong>den</strong> Erstkern mit reinen Uranelementen durch einen nachgela<strong>den</strong>en Kern mit<br />
MOX-Elementen zu ersetzen.<br />
Außerdem wurde davon ausgegangen, dass ein mit dem <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> arbeiten<strong>der</strong> <strong>Fachberater</strong> unter<br />
dem Zeitdruck eines kerntechnischen Notfalls wichtigere Aufgaben zu lösen hat als marginale<br />
Dosisbeiträge mit Hilfe einer langen Liste von Radionukli<strong>den</strong> zu ermitteln. Die neue,<br />
auf 21 Radionuklide reduzierte Liste genügt dem Kriterium, dass bei jedem einzelnen Expositionspfad<br />
<strong>der</strong> Fehler <strong>der</strong> Dosis aufgrund <strong>der</strong> nicht berücksichtigten Radionuklide kleiner als<br />
10% ist. Über alle Expositionspfade gemittelt ist er noch wesentlich geringer. Angesichts <strong>der</strong><br />
an<strong>der</strong>en Unsicherheiten, z.B. bei <strong>der</strong> Bestimmung des Quellterms, ist dieser Fehler zu<br />
vernachlässigen.<br />
Für spezielle Fragestellungen, die eine erweiterte Nuklidliste und die Kenntnis spezieller Abbrandzustände<br />
erfor<strong>der</strong>n, findet man die entsprechen<strong>den</strong> Daten in Anhang 1. Anhang 1 enthält<br />
auch das Radionuklidinventar eines nachgela<strong>den</strong>en Urankerns.<br />
Harmonisierungsbedarf ergab sich u. a. aus <strong>den</strong> Neufassungen <strong>der</strong> „Radiologischen Grundlagen<br />
für Entscheidungen über Maßnahmen zum Schutz <strong>der</strong> Bevölkerung bei unfallbedingten<br />
Freisetzungen von Radionukli<strong>den</strong>“ und <strong>der</strong> „Rahmenempfehlungen für <strong>den</strong> Katastrophenschutz<br />
in <strong>der</strong> Umgebung kerntechnischer Anlagen“ sowie <strong>der</strong> Durchführung neuerer<br />
Sicherheitsanalysen für deutsche Kernkraftwerke und <strong>der</strong> Veröffentlichung neuer Dosiskoeffizienten.<br />
Weitere Än<strong>der</strong>ungen gegenüber früheren Auflagen betreffen schließlich die Berechnung <strong>der</strong><br />
externen Wolkenstrahlung - nun mit dem Halbraummodell - , <strong>den</strong> Wegfall <strong>der</strong> Schemata für<br />
die Dosisberechnung im Hinblick auf die Nutzungsmöglichkeit einfacher Formeln sowie <strong>den</strong><br />
Wegfall <strong>der</strong> Nomogramme. Um ein rasches Auffin<strong>den</strong> zu ermöglichen, sind die eben genannten<br />
einfachen Formeln sowie neu aufgenommene Orientierungswerte zur schnellen Dosisabschätzung<br />
auf <strong>den</strong> Umschlagseiten des <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong>s angegeben.<br />
III<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
IV<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Wie in <strong>den</strong> vorangegangenen Auflagen gibt es zur räumlichen Darstellung von Ergebnissen<br />
von Ausbreitungsrechnungen Isoplethen (Linien gleicher Konzentration), die für diesen Band<br />
mit dem deutsch-französischen Ausbreitungsmodell berechnet wur<strong>den</strong> (Anhang 3).<br />
Die in diesem <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> benutzten Modelle und Daten wer<strong>den</strong> in einem Erläuterungsbericht<br />
ausführlich begründet und dargestellt.<br />
Im Hinblick auf die tiefgreifen<strong>den</strong> Än<strong>der</strong>ungen wird dringend empfohlen, alle <strong>Fachberater</strong> zu<br />
schulen, auch wenn sie im Umgang mit früheren Auflagen des <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong>s sehr erfahren sind.<br />
In diese Schulungen sollte auch eine Befassung mit Krisen- und Risiko-Kommunikationsstrategien<br />
einbezogen wer<strong>den</strong>, weil alle Erfahrungen gezeigt haben, dass Aktivitätsfreisetzungen<br />
zu großer Beunruhigung führen und höchstes öffentliches Interesse weit über <strong>den</strong><br />
betroffenen Bereich hinaus fin<strong>den</strong>. Hierbei sind Fälle zu behandeln und zu üben, in <strong>den</strong>en z.B.<br />
bei Ungewissheit über <strong>den</strong> weiteren Anlagenzustand (Quellterm) o<strong>der</strong> bei fehlen<strong>den</strong> bzw. wi<strong>der</strong>sprüchlichen<br />
Messungen <strong>den</strong>noch über konkrete Maßnahmen und <strong>der</strong>en regionale Anwendung<br />
diskutiert und entschie<strong>den</strong> wer<strong>den</strong> muss. In diesem <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> kann wegen <strong>der</strong> Konzentration<br />
auf radiologisch-fachliche Fragestellungen auf dieses Thema nicht eingegangen wer<strong>den</strong><br />
Die Überarbeitung des <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong>s wurde von einer Arbeitsgruppe des Ausschusses „Notfallschutz“<br />
<strong>der</strong> SSK mit <strong>den</strong> Mitglie<strong>der</strong>n K. Burkart, S. Dippner, F. Eberbach, L. Metzger, J.<br />
Narrog, H. Schnadt und O. Schumacher vorgenommen. Den Mitglie<strong>der</strong> <strong>der</strong> Arbeitsgruppe sei<br />
an dieser Stelle für ihren persönlichen Einsatz gedankt. Dank gebührt auch Herrn H.<br />
W. Wiese und Herrn D. Schrammel (Forschungszentrum Karlsruhe) für die Berechnungen <strong>der</strong><br />
Radionuklidinventare sowie für Beiträge zur Vereinfachung <strong>der</strong> Dosisberechnungen.<br />
Die <strong>Strahlenschutz</strong>kommission beriet <strong>den</strong> <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> und verabschiedete ihn in <strong>der</strong> 182.<br />
Sitzung am 04. bis 06.12.2002.<br />
Bonn, im September 2003<br />
Dipl.-Phys. M. Tscherner<br />
Vorsitzen<strong>der</strong> des Ausschusses<br />
„Notfallschutz“ <strong>der</strong><br />
<strong>Strahlenschutz</strong>kommission<br />
Dr. K. Burkart<br />
Vorsitzen<strong>der</strong> <strong>der</strong> Arbeitsgruppe<br />
„Überarbeitung des <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong>s“<br />
des Ausschusses „Notfallschutz“ <strong>der</strong> SSK
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Inhaltsverzeichnis<br />
Orientierungswerte, Formeln...........................................................................................Einband<br />
Verzeichnis <strong>der</strong> Tabellen und Bil<strong>der</strong> .......................................................................................VII<br />
1 Mögliche Aktivitätsfreisetzungen aus Kernkraftwerken..........................................1<br />
1.1 Vorgehen und Entscheidungsgrundlagen........................................................................1<br />
1.2 Im Reaktorkern befindliches Aktivitätsinventar.............................................................2<br />
1.3 Freisetzungen bei Reaktorunfällen .................................................................................4<br />
1.3.1 Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke - Phase A.......................................................... 5<br />
1.3.2 Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke - Phase B.......................................................... 6<br />
1.3.3 GKN-Studie .................................................................................................................... 8<br />
1.3.4 Untersuchungen für Siedewasserreaktoren................................................................... 11<br />
1.4 Kernkraftwerksdaten.....................................................................................................16<br />
2 Meteorologische Parameter .......................................................................................19<br />
2.1 Windrichtung ................................................................................................................19<br />
2.2 Windgeschwindigkeit ...................................................................................................19<br />
2.3 Diffusionskategorien.....................................................................................................20<br />
2.3.1 Synoptische Beobachtung............................................................................................. 22<br />
2.3.2 Strahlungsbilanz............................................................................................................ 22<br />
2.3.3 Temperaturgradient....................................................................................................... 22<br />
2.3.4 Standardabweichung <strong>der</strong> horizontalen Windrichtung ( ) ........................................... 22<br />
2.4 Begrenzung <strong>der</strong> Mischungsschicht ...............................................................................23<br />
2.5 Gebäudeeinfluss............................................................................................................23<br />
2.6 Kühlturmeinfluss ..........................................................................................................23<br />
2.7 Thermischer Auftrieb....................................................................................................23<br />
2.8 Beson<strong>der</strong>e orographische Verhältnisse .........................................................................24<br />
3 Berechnung von Strahlendosisleistungen und Strahlendosen................................27<br />
3.1 Expositionspfade...........................................................................................................27<br />
3.2 Formeln und Parameter.................................................................................................28<br />
3.3 Ausbreitung...................................................................................................................32<br />
3.4 Ablagerung....................................................................................................................46<br />
3.5 Dosisleistungs- und Dosiskoeffizienten........................................................................49<br />
3.6 Bestimmung <strong>der</strong> Schilddrüsendosis..............................................................................53<br />
3.7 Ingestionsdosis..............................................................................................................55<br />
3.8 Dosis durch Hautkontamination ...................................................................................56<br />
3.9 Vereinfachtes Verfahren zur Dosisberechnung ............................................................56<br />
4 Dosisrichtwerte und Schutzmaßnahmen..................................................................59<br />
4.1 Maßnahmen des Katastrophenschutzes ........................................................................59<br />
4.1.1 Eingreifrichtwerte für die Bevölkerung........................................................................ 59<br />
4.1.2 Dosisrichtwerte für das Einsatzpersonal....................................................................... 60<br />
4.1.3 Schutzfaktoren .............................................................................................................. 60<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37<br />
V
VI<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
4.1.4 Erkenntnisse aus <strong>der</strong> Deutschen Risikostudie Kernkraftwerke .................................... 61<br />
4.1.5 Maßnahmen in <strong>der</strong> Vorfreisetzungsphase..................................................................... 62<br />
4.1.6 Maßnahmen in <strong>der</strong> Freisetzungsphase .......................................................................... 64<br />
4.1.7 Maßnahmen in <strong>der</strong> Nachfreisetzungsphase................................................................... 64<br />
4.2 Frühe Maßnahmen zur Verringerung <strong>der</strong> Ingestionsdosis ........................................... 64<br />
4.2.1 Zuständigkeiten ............................................................................................................. 64<br />
4.2.2 Aufgaben des <strong>Fachberater</strong>s <strong>Strahlenschutz</strong> bei frühen Maßnahmen zur<br />
Verringerung <strong>der</strong> Ingestionsdosis ................................................................................. 65<br />
5 Messungen in <strong>der</strong> Umgebung bei kerntechnischen Unfällen ................................. 67<br />
6 Empfohlene Hilfsmittel.............................................................................................. 71<br />
7 Literatur......................................................................................................................73<br />
8 Glossar......................................................................................................................... 77<br />
9 Stichwort- und Abkürzungsverzeichnis................................................................... 81<br />
Anhang<br />
1 Ausführliche Ergebnisse von Inventarrechnungen....................................................... 85<br />
2 Formular zur vereinfachten Dosisberechnung.............................................................. 99<br />
3 Isoplethen .................................................................................................................. 101
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
VII<br />
Verzeichnis <strong>der</strong> Tabellen und Bil<strong>der</strong><br />
Tabelle 1-1: Inventar radiologisch wichtiger Radionuklide eines Druckwasserreaktors<br />
mit einer thermischen Leistung von 3950 MW th nach einer 28-tägigen<br />
Stillstandszeit und einer anschließen<strong>den</strong> Betriebsdauer von 100 Tagen in<br />
Bq ..........................................................................................................................3<br />
Tabelle 1-2: Zeitangaben zu Kernschmelzfällen [DRS 90].......................................................8<br />
Tabelle 1-3: Kumulative Freisetzungsanteile, bezogen auf das Kerninventar nach <strong>der</strong><br />
Deutschen Risikostudie Phase A [DRS 79] ........................................................12<br />
Tabelle 1-4: Kumulative Freisetzungsanteile, bezogen auf das Kerninventar nach <strong>der</strong><br />
Deutschen Risikostudie Phase B [DRS 90].........................................................13<br />
Tabelle 1-5: Freisetzungskategorien <strong>der</strong> PSA Stufe 2 für GKN 2...........................................14<br />
Tabelle 1-6: Freisetzungsanteile des Kerninventars von Nuklidgruppen für verschie<strong>den</strong>e<br />
Szenarien bei Siedewasserreaktoren nach [GRS 98] ..........................................15<br />
Tabelle 1-7: Reaktordaten von Kernkraftwerken (Stand: Juni 2002)......................................16<br />
Tabelle 2-1: Definition <strong>der</strong> Diffusionskategorien....................................................................20<br />
Tabelle 2-2: Standortabhängigkeit <strong>der</strong> Metho<strong>den</strong> zur Bestimmung <strong>der</strong> atmosphärischen<br />
Stabilität ..............................................................................................................21<br />
Tabelle 2-3: Bestimmung <strong>der</strong> Diffusionskategorien aufgrund synoptischer<br />
Beobachtungen [SL 68]......................................................................................22<br />
Tabelle 2-4: Meteorologische Stabilität in Abhängigkeit von <strong>der</strong> Standardabweichung<br />
<strong>der</strong> horizontalen Windrichtung ( ), gemessen in 100 m Höhe [KTA 1508].....23<br />
Tabelle 3-1: Zu berechnende Strahlendosen............................................................................27<br />
Tabelle 3-2: Formeln zur Dosisberechnung.............................................................................29<br />
Tabelle 3-3: Bezeichnungen und Zahlenwerte zu Tabelle 3-2 ................................................29<br />
Tabelle 3-4: (Zeitintegrierte) Aktivitätskonzentration in <strong>der</strong> Luft und<br />
Bo<strong>den</strong>kontamination ...........................................................................................32<br />
Tabelle 3-5: Quellentfernungen in Driftrichtung <strong>der</strong> Wolke, bei <strong>den</strong>en die maximalen<br />
Konzentrationen zu erwarten sind, sowie zugehörige Werte <strong>der</strong><br />
Ausbreitungsfaktoren (Ergebnisse von Berechnungen mit einer<br />
Entfernungsschrittweite von 125 m) ...................................................................33<br />
Tabelle 3-6: Rechentabelle zur Berücksichtigung <strong>der</strong> Abreicherung für Iod und<br />
Schwebstoffe durch Regen. Grau unterlegt sind die Bereiche, bei <strong>den</strong>en <strong>der</strong><br />
Abreicherungseffekt durch Regen zu einer Reduzierung <strong>der</strong> Konzentration<br />
bzw. <strong>der</strong> Dosis um mehr als 25% führt. ..............................................................46<br />
Tabelle 3-7: Dosisleistungs- und Dosiskoeffizienten ..............................................................49<br />
Tabelle 3-8: Nuklidspezifische Umrechnungsfaktoren Bo<strong>den</strong>kontamination <br />
Effektive Dosis....................................................................................................50<br />
Tabelle 3-9: Nuklidgruppenspezifische Umrechnungsfaktoren: Zeitintegrierte<br />
Konzentration bzw. Kontamination Dosis (Grundlage siehe Text) .............51<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
VIII<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Tabelle 3-10:Umrechnungsfaktoren Leitnuklid: Zeitintegrierte Konzentration bzw.<br />
Kontamination Dosis (Grundlage siehe Text) ............................................... 52<br />
Tabelle 3-11:Ingestionsdosiskoeffizienten nach [BMU 01] in Sv·Bq -1 ................................... 55<br />
Tabelle 3-12:Schema <strong>der</strong> notwendig zu berechnen<strong>den</strong> Einzeldosen ....................................... 58<br />
Tabelle 4-1: Eingreifrichtwerte für die Maßnahmen Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong>, Einnahme<br />
von Iodtabletten, Evakuierung sowie temporäre und langfristige<br />
Umsiedlung aus [RG99] ..................................................................................... 59<br />
Tabelle 4-2: Schutzfaktoren für externe Gammastrahlung aus <strong>der</strong> Wolke und vom<br />
Bo<strong>den</strong> (nach [JA 91]).......................................................................................... 61<br />
Tabelle 4-3: Anteile <strong>der</strong> Expositionspfade an <strong>der</strong> effektiven Dosis für Erwachsene<br />
(Expositionsdauer: 7 Tage) sowie Radionuklide, die mit mehr als 3% zur<br />
Dosis des entsprechen<strong>den</strong> Expositionspfades beitragen [ERL 03]..................... 62<br />
Tabelle 4-4: Höchstwerte an Radioaktivität in Nahrungs- und Futtermitteln in Bq·kg -1 ........ 65<br />
Tabelle 5-1: Vordringliche Messungen................................................................................... 67<br />
Bild 2-1:<br />
Bild 2-2:<br />
Bild 3-1:<br />
Bild 3-2:<br />
Bild 3-3:<br />
Bild 3-4:<br />
Bild 3-5:<br />
Bild 3-6:<br />
Bild 3-7:<br />
Bild 3-8:<br />
Bild 3-9:<br />
Bild 3-10:<br />
Verhältnis <strong>der</strong> Windgeschwindigkeiten u/u 10 in Abhängigkeit vom<br />
Verhältnis von Messhöhe z zur Bezugshöhe 10 m. Die Kurven gelten für<br />
repräsentative Werte <strong>der</strong> stabilitätsbeschreiben<strong>den</strong> Monin-Obuchow-Länge<br />
L (siehe [ERL 03]).............................................................................................. 20<br />
Zur Definition <strong>der</strong> Verdrängungshöhe z d und <strong>der</strong> Rauigkeitslänge z o (aus<br />
[STU 88])............................................................................................................ 21<br />
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe<br />
von 20 m aus einem Gebäude (40 m 40 m)..................................................... 34<br />
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine<br />
Freisetzungshöhe von 20 m aus einem Gebäude (40 m 40 m)........................ 35<br />
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von<br />
20 m aus einem Gebäude (40 m 40 m)............................................................ 36<br />
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe<br />
von 50 m aus einem Gebäude (40 m 40 m)..................................................... 37<br />
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine<br />
Freisetzungshöhe von 50 m aus einem Gebäude (40 m 40 m)........................ 38<br />
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von<br />
50 m aus einem Gebäude (40 m 40 m)............................................................ 39<br />
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe<br />
von 100 m. .......................................................................................................... 40<br />
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine<br />
Freisetzungshöhe von 100 m. ............................................................................. 41<br />
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von<br />
100 m. ................................................................................................................. 42<br />
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe<br />
von 150 m. .......................................................................................................... 43
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
IX<br />
Bild 3-11: Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine<br />
Freisetzungshöhe von 150 m...............................................................................44<br />
Bild 3-12: Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von<br />
150 m...................................................................................................................45<br />
Bild 3-13 : Washoutfaktor für labile Situationen, 1 mm·h -1 Regen und eine<br />
Freisetzungshöhe von 100 m...............................................................................47<br />
Bild 3-14 : Washoutfaktor für neutrale bis stabile Situationen, 1 mm·h -1 Regen und<br />
eine Freisetzungshöhe von 100 m .......................................................................48<br />
Bild 3-15 :<br />
Korrekturfaktoren für die auf <strong>der</strong> Basis des Leitnuklids I 131 berechnete<br />
Schilddrüsendosis zur Berücksichtigung <strong>der</strong> Stillstandszeit, <strong>der</strong><br />
Betriebsdauer sowie <strong>der</strong> Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion t auf die<br />
Zusammensetzung des Iod-Gemisches. Bei Betriebsdauern >100 Tage<br />
sowie bei größeren als <strong>den</strong> angegebenen Zeiten nach Ende <strong>der</strong><br />
Kettenreaktion kann <strong>der</strong> Korrekturfaktor auf 1 gesetzt wer<strong>den</strong>. .........................54<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 1<br />
1 Mögliche Aktivitätsfreisetzungen aus Kernkraftwerken<br />
1.1 Vorgehen und Entscheidungsgrundlagen<br />
Die Alarmierung <strong>der</strong> Katastrophenschutzbehörde bei einem kerntechnischen Unfall erfolgt gemäß<br />
Kriterien [SSK 03] für<br />
die Dosis,<br />
<strong>den</strong> Anlagenzustand,<br />
die Freisetzung o<strong>der</strong><br />
die Dosisleistung in <strong>der</strong> Umgebung <strong>der</strong> Anlage.<br />
Unterlagen, in <strong>den</strong>en ein direkter Zusammenhang zwischen Anlagenzustand o<strong>der</strong> Freisetzung<br />
einerseits und Maßnahmen des Katastrophenschutzes an<strong>der</strong>erseits beschrieben sind, gibt es in<br />
Deutschland nicht. Die Katastrophenschutzleitung ist in ihren Entscheidungen über Maßnahmen<br />
frei, es stehen ihr jedoch Eingreifrichtwerte für die einzelnen Maßnahmen zur Verfügung<br />
(vgl. 4.1.1). Weitere Entscheidungsgrundlagen können je nach Verfügbarkeit sein:<br />
<br />
<br />
<br />
<strong>der</strong> Anlagenzustand einschließlich Prognosen über Art und Ausmaß von Freisetzungen<br />
die Zeit bis Beginn <strong>der</strong> Freisetzung<br />
eine bereits stattfin<strong>den</strong>de Freisetzung (Umfang, Radionuklidvektor, Verlauf) und ihre<br />
Charakteristika (Freisetzungshöhe, thermische Energie) in Kombination mit Ausbreitungsund<br />
Dosisberechnungen<br />
Ergebnisse radiologischer Messungen wie Aktivitätskonzentrationen, spezifische Aktivitäten,<br />
Strahlendosen, (Orts-) Dosisleistungen in Kombination mit Vorhersagen über <strong>der</strong>en<br />
weiteren Verlauf etc.<br />
Bei einer Alarmierung kann insbeson<strong>der</strong>e in <strong>der</strong> Vorfreisetzungsphase die Vorhersage des<br />
Quellterms sehr schwierig sein. Diese Vorhersage ist Aufgabe des Betreibers und <strong>der</strong> ihn<br />
gegebenenfalls unterstützen<strong>den</strong> Organisationen. Die zur Verfügung stehen<strong>den</strong> Aussagen zum<br />
Quellterm wer<strong>den</strong> in <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung von <strong>der</strong> Verbindungsperson des Betreibers<br />
erläutert.<br />
Im Hinblick auf die Aufgaben des <strong>Fachberater</strong>s <strong>Strahlenschutz</strong> ist es zweckmäßig, 4 Fälle zu<br />
unterschei<strong>den</strong>:<br />
1) Der Anlagenzustand rechtfertigt Maßnahmen des Katastrophenschutzes, fundierte<br />
Aussagen zum Quellterm stehen jedoch als Grundlage von Entscheidungen über Maßnahmen<br />
nicht zur Verfügung.<br />
Für diesen Fall bietet <strong>der</strong> vorliegende <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> auf <strong>den</strong> Maximalwert <strong>der</strong> Konzentration normierte<br />
Isoplethen für verschie<strong>den</strong>e Freisetzungshöhen und Ausbreitungsbedingungen. Der<br />
<strong>Fachberater</strong> kann dem zur Verfügung stehen<strong>den</strong> Zeitraum entsprechend je nach Windrichtung<br />
und Diffusionskategorie diese Isoplethen zur Festlegung von Gebieten für Maßnahmen<br />
nutzen.<br />
2) Die für die Beurteilung des Anlagenzustands Verantwortlichen geben als Grundlage<br />
für Maßnahmen des Katastrophenschutzes eine Freisetzungskategorie aus einer Risikostudie<br />
o<strong>der</strong> die unter <strong>den</strong> gegebenen Umstän<strong>den</strong> maximal mögliche Freisetzung an.<br />
In diesem Fall wer<strong>den</strong> zur Bestimmung des Quellterms das Radionuklidinventar eines Reaktors<br />
mit bekannter thermischer Leistung, die Anteile des Kerninventars (Freisetzungsfakto-<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
2 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
ren), <strong>der</strong>en Freisetzung in die Umgebung angenommen wird, die zwischen Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion<br />
und <strong>der</strong> Freisetzung verstrichene Zeit sowie die Charakteristika (z.B. Freisetzungsweg<br />
und –höhe) einer Freisetzungskategorie benötigt. Angaben dazu findet man in diesem<br />
Kapitel. Dann können mit Hilfe <strong>der</strong> Kapitel 2 bis 4 dieses <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong>s Strahlendosen abgeschätzt,<br />
mit <strong>den</strong> Eingreifrichtwerten für Maßnahmen des Katastrophenschutzes verglichen und<br />
entsprechende Maßnahmen empfohlen wer<strong>den</strong>.<br />
3) Der Quellterm steht <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung direkt zur Verfügung, z.B. über<br />
KFÜ o<strong>der</strong> Messungen des Betreibers.<br />
Dies setzt voraus, dass die Freisetzung über instrumentierte Pfade stattgefun<strong>den</strong> hat, z.B. bei<br />
kontrollierter Druckentlastung. Damit können ein Versagen des Sicherheitsbehälters und entsprechende<br />
Freisetzungskategorien ausgeschlossen wer<strong>den</strong>. In diesem Fall wird <strong>der</strong> Inhalt des<br />
Kapitels 1 nicht gebraucht. Mit Hilfe <strong>der</strong> Kapitel 2 bis 4 dieses <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong>s o<strong>der</strong> <strong>der</strong> im KFÜ<br />
installierten Ausbreitungsrechnungen können Strahlendosen abgeschätzt, mit <strong>den</strong> Eingreifwerten<br />
für Maßnahmen des Katastrophenschutzes verglichen und entsprechende Maßnahmen<br />
empfohlen wer<strong>den</strong>.<br />
4) Es liegen Messwerte aus <strong>der</strong> Umgebung vor.<br />
Die aus dem Quellterm errechneten Konzentrationen und Dosen wer<strong>den</strong> mit <strong>den</strong> Messwerten<br />
verglichen. Aus bei<strong>den</strong> Informationen wird die radiologische Lage bestimmt.<br />
1.2 Im Reaktorkern befindliches Aktivitätsinventar<br />
Reaktorunfälle, die Katastrophenschutzmaßnahmen in <strong>der</strong> Umgebung erfor<strong>der</strong>lich machen<br />
können, sind praktisch nur <strong>den</strong>kbar bei Beschädigungen des Reaktorkerns und bei einem nicht<br />
beherrschbaren Kühlmittelverlust im Brennelementlagerbecken. Die nachfolgen<strong>den</strong><br />
Betrachtungen beziehen sich nur auf das in <strong>der</strong> druckführen<strong>den</strong> Umschließung befindliche<br />
Aktivitätsinventar.<br />
Das Aktivitätsinventar eines Reaktorkerns wird im Wesentlichen vom zeitlichen Verlauf <strong>der</strong><br />
gefahrenen thermischen Leistung und <strong>der</strong> seit dem Been<strong>den</strong> <strong>der</strong> Kettenreaktion verstrichenen<br />
Zeit bestimmt. Weitere Einflussgrößen sind u. a. Art und Abbrand des eingesetzten Brennstoffes,<br />
Brennelementwechselmenge, Dauer von Stillstän<strong>den</strong>.<br />
Das radioaktive Inventar innerhalb <strong>der</strong> druckführen<strong>den</strong> Umschließung lässt sich in die Kategorien<br />
<strong>der</strong> unmittelbar mit <strong>der</strong> Kernspaltung in Zusammenhang stehen<strong>den</strong> Stoffe (Aktini<strong>den</strong><br />
und Spaltprodukte) sowie <strong>der</strong> durch Neutronenaktivierung <strong>der</strong> Strukturmaterialien entstehen<strong>den</strong><br />
Stoffe (Aktivierungsprodukte) unterteilen. Für die im Rahmen des Katastrophenschutzes<br />
interessieren<strong>den</strong> Fragestellungen sind die Spaltprodukte und Aktini<strong>den</strong> von überragen<strong>der</strong> Bedeutung.<br />
In Tabelle 1-1 wird das Ergebnis von Inventarrechnungen für einen Druckwasserreaktor mit<br />
MOX-Brennelementen dargestellt. Beispielrechnungen haben gezeigt, dass eine Übertragung<br />
auf Siedewasserreaktoren mit <strong>der</strong> für Katastrophenschutzzwecke erfor<strong>der</strong>lichen Genauigkeit<br />
möglich ist.<br />
Da das Spaltproduktinventar annähernd proportional zur Reaktorleistung ist, kann anhand <strong>der</strong><br />
Tabelle das Inventar von Reaktoren mit einer an<strong>der</strong>en Leistung mittels Dreisatz-Rechnung abgeschätzt<br />
wer<strong>den</strong>.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 3<br />
Tabelle 1-1:<br />
Inventar radiologisch wichtiger Radionuklide eines Druckwasserreaktors mit<br />
einer thermischen Leistung von 3950 MW th nach einer 28-tägigen Stillstandszeit<br />
und einer anschließen<strong>den</strong> Betriebsdauer von 100 Tagen in Bq<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion<br />
Nuklid 0 h 6 h 24 h 120 h 240 h<br />
Edelgase<br />
Kr 87 1,7E+18 6,6E+16 3,6E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,3E+18 5,4E+17 6,7E+15 4,4E+05 0,E+00<br />
Xe 133 7,7E+18 7,7E+18 7,4E+18 4,8E+18 2,5E+18<br />
Xe 135 3,2E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11<br />
Iod<br />
I 131 3,1E+18 3,1E+18 2,9E+18 2,1E+18 1,4E+18<br />
I 132 5,6E+18 5,4E+18 4,6E+18 2,0E+18 6,8E+17<br />
I 133 7,9E+18 6,6E+18 3,7E+18 1,5E+17 2,7E+15<br />
I 134 8,8E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Ru 103 5,9E+18 5,9E+18 5,8E+18 5,4E+18 5,0E+18<br />
Sb 127 4,1E+17 3,9E+17 3,4E+17 1,7E+17 6,8E+16<br />
Te 131m 5,3E+17 4,7E+17 3,1E+17 3,3E+16 2,1E+15<br />
Te 132 5,5E+18 5,2E+18 4,5E+18 1,9E+18 6,6E+17<br />
Cs 134 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17<br />
Cs 136 1,8E+17 1,8E+17 1,7E+17 1,4E+17 1,1E+17<br />
Cs 137 4,0E+17 4,0E+17 4,0E+17 4,0E+17 4,0E+17<br />
Ba 140 6,7E+18 6,6E+18 6,3E+18 5,1E+18 3,9E+18<br />
Pu 238 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16<br />
Pu 241 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18<br />
Cm 242 6,9E+17 6,9E+17 6,9E+17 6,8E+17 6,7E+17<br />
Cm 244 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16<br />
Summe Spaltprodukte<br />
6,6E+20 1,8E+20 1,3E+20 8,4E+19 6,7E+19<br />
1<br />
Summe 1,6E+20 7,7E+19 6,0E+19 2,0E+19 6,8E+18<br />
Aktinide 1<br />
Insgesamt 8,2E+20 2,6E+20 1,9E+20 1,0E+20 7,4E+19<br />
Inventar<br />
1 einschließlich aller hier nicht dargestellten Radionuklide<br />
Ein nachgela<strong>den</strong>er MOX-Kern wurde für die Inventarrechnungen aus folgen<strong>den</strong> Grün<strong>den</strong> gewählt:<br />
MOX-Brennelemente wer<strong>den</strong> heute in mehr als <strong>der</strong> Hälfte deutscher Reaktoren (siehe<br />
Tabelle 1-7) eingesetzt; sie enthalten im Vergleich zu reinen Uran-Brennelementen einen höheren<br />
Anteil von Transuranen. In Deutschland wer<strong>den</strong> keine neuen Kernkraftwerke errichtet.<br />
Bei <strong>den</strong> vorhan<strong>den</strong>en Kernkraftwerken, die schon längere Zeit in Betrieb sind, kann davon<br />
ausgegangen wer<strong>den</strong>, dass die Mehrzahl <strong>der</strong> Brennelemente bereits einen o<strong>der</strong> mehrere Betriebszyklen<br />
durchlaufen hat. Ausschließlich mit neuen Brennelementen bestückte Kerne sind<br />
nicht zu erwarten.<br />
Die Nach- und Umladungen von Brennelementen fin<strong>den</strong> in geplanten Stillstandszeiten (Revisionen)<br />
statt. Für umfangreiche Revisionen wer<strong>den</strong> mehrere Wochen benötigt, für das alleinige<br />
Umsetzen von Brennelementen etwa 1 Woche. Die Dauer <strong>der</strong> Stillstandszeit hat einen<br />
deutlichen Einfluss auf das Inventar kurzlebiger Spaltprodukte beim Wie<strong>der</strong>anfahren, insbeson<strong>der</strong>e<br />
<strong>der</strong> radiologisch sehr wichtigen Iodisotope. Nach Abschalten des Reaktors reduziert<br />
sich die Aktivität <strong>der</strong> Radionuklide aufgrund des radioaktiven Zerfalls. Nach etwa 6 Halbwertszeiten<br />
sind nur noch weniger als 2 % <strong>der</strong> Aktivität eines Radionuklides vorhan<strong>den</strong>. Entsprechende<br />
Zeit erfor<strong>der</strong>t <strong>der</strong> Wie<strong>der</strong>aufbau <strong>der</strong> Aktivität <strong>der</strong> Nuklide nach dem Wie<strong>der</strong>anfah-<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
4 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
ren: nach etwa 6 Halbwertszeiten hat sich mehr als 98 % <strong>der</strong> im Gleichgewicht zu erwarten<strong>den</strong><br />
Aktivität eines Radionuklides aufgebaut. Hieraus wird deutlich, dass die Aktivität von<br />
Radionukli<strong>den</strong> mit kurzen Halbwertszeiten im Bereich von Stun<strong>den</strong> o<strong>der</strong> Tagen stark von <strong>der</strong><br />
Stillstandszeit des Reaktors abhängt. Im <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> wer<strong>den</strong> deshalb Stillstandszeiten von 4<br />
Wochen (Tabelle 1-1) und 8 Tagen (Tabellen in Anhang 1) betrachtet. Nach dem Wie<strong>der</strong>anfahren<br />
haben nach einer vergleichsweise kurzen Zeit die kurzlebigen Spaltprodukte ihren<br />
Maximalwert wie<strong>der</strong> erreicht, d.h. das Inventar an kurzlebigen Radionukli<strong>den</strong> einschließlich<br />
<strong>der</strong> Iodisotope än<strong>der</strong>t sich sehr rasch. Nach ca. 50 Tagen hat sich nahezu ein Gleichgewicht<br />
beim Isotop I 131 eingestellt. Im Rahmen <strong>der</strong> erfor<strong>der</strong>lichen Genauigkeit kann daher Tabelle<br />
1-1 zur Inventarabschätzung für Betriebszeiten > 30 Tage nach Wie<strong>der</strong>anfahren verwendet<br />
wer<strong>den</strong>. Für kürzere Betriebszeiten, für das Zyklusende sowie für eine Stillstandszeit von 8<br />
Tagen befin<strong>den</strong> sich entsprechende Tabellen in Anhang 1. Dort befindet sich ebenfalls eine<br />
Tabelle mit Inventarangaben für einen Urankern (ohne MOX-Brennelemente), <strong>der</strong> aus <strong>der</strong><br />
vorigen Auflage des <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong>s übernommen wurde.<br />
Langlebige Spaltprodukte und Aktini<strong>den</strong> bauen sich während <strong>der</strong> gesamten Einsatzzeit <strong>der</strong><br />
Brennelemente langsam auf und erreichen bis zum Zyklusende (hier mit 328 Tagen angenommen)<br />
kein Gleichgewicht. Nach einem unfallbedingten Abschalten des Reaktors bewirkt dementsprechend<br />
<strong>der</strong> radioaktive Zerfall zunächst ein rasches Abklingen <strong>der</strong> kurzlebigen Radionuklide.<br />
Mit zunehmen<strong>der</strong> Zeit wer<strong>den</strong> die Inventarän<strong>der</strong>ungen langsamer. Daher wird das Inventar<br />
in Zeitabstän<strong>den</strong> von 0 h, 6 h, 24 h, 120 h und 240 h nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion dargestellt.<br />
In Tabelle 1-1 sind alle Radionuklide berücksichtigt, die betrachtet wer<strong>den</strong> müssen, um die<br />
Dosis über je<strong>den</strong> einzelnen relevanten Expositionspfad (siehe Kapitel 3) zu etwa 90 % zu erklären.<br />
Rechnungen mit 50 Radionukli<strong>den</strong> haben gezeigt, dass diese Bedingung erfüllt ist,<br />
wenn alle Radionuklide in die Auswahl einbezogen wer<strong>den</strong>, die zu irgendeinem relevanten<br />
Expositionspfad mindestens 3,5% beitragen. Betrachtet man alle Expositionspfade, so ist <strong>der</strong><br />
insgesamt erklärte Anteil in <strong>den</strong> meisten Fällen weit höher als 90%, so dass <strong>der</strong> durch das<br />
Weglassen von Radionukli<strong>den</strong> entstehende Fehler vernachlässigt wer<strong>den</strong> kann.<br />
1.3 Freisetzungen bei Reaktorunfällen<br />
Im Folgen<strong>den</strong> wer<strong>den</strong> die im Zusammenhang mit Unfällen in Druck- und Siedewasserreaktoren<br />
möglichen Freisetzungen, wie sie sich als Ergebnis <strong>der</strong> Risikountersuchungen zu deutschen<br />
Kernkraftwerken ergeben, dargestellt.<br />
Das Ziel <strong>der</strong> Ausführungen besteht darin, dem <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> einen Eindruck zu<br />
vermitteln, mit welchen radioaktiven Emissionen bei Unfällen gerechnet wer<strong>den</strong> muss und<br />
welche Phänomene dabei eine Rolle spielen können. Er soll damit in die Lage versetzt wer<strong>den</strong>,<br />
mit <strong>den</strong> Anlagensachverständigen und dem Betreibervertreter in <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
die Auswirkungen des Anlagenzustands auf die Entwicklung <strong>der</strong> radiologischen<br />
Lage zu erörtern.<br />
Die in <strong>den</strong> Kapiteln 1.3.1 bis 1.3.4 beschriebenen Unfallabläufe und Freisetzungen repräsentieren<br />
jeweils ein ganzes Spektrum von ähnlichen Ereignissen in Anlagen, die nicht baugleich<br />
sind. Auch wenn Anlagensachverständige bei einem Ereignis die Verwendung einer <strong>der</strong> genannten<br />
Freisetzungskategorien für Katastrophenschutzzwecke empfehlen, kann <strong>der</strong> <strong>Fachberater</strong><br />
i. A. nicht davon ausgehen, dass Ablauf und Freisetzung im Detail mit <strong>der</strong> Realität übereinstimmen.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 5<br />
1.3.1 Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke - Phase A<br />
Die Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke - Phase A (DRS-A) [DRS 79] wurde 1979 veröffentlicht.<br />
In <strong>der</strong> Studie wur<strong>den</strong> auf <strong>der</strong> Basis <strong>der</strong> Methodik <strong>der</strong> amerikanischen Reaktorsicherheitsstudie<br />
WASH-1400 Ereignisabläufe betrachtet, die durch die Auslegung nicht beherrscht<br />
wer<strong>den</strong> und dann zu Anlagenschä<strong>den</strong> und gegebenenfalls zu größeren Freisetzungen von Radionukli<strong>den</strong><br />
führen könnten. Als Referenzanlage für die Betrachtungen diente das mit einem<br />
Druckwasserreaktor ausgestattete Kernkraftwerk Biblis B nach dem damaligen technischen<br />
Stand <strong>der</strong> Auslegung.<br />
Die bei <strong>den</strong> verschie<strong>den</strong>en Anlagenschä<strong>den</strong> möglichen Wege von Freisetzungen, ihr Ausmaß<br />
und das zeitliche Verhalten wur<strong>den</strong> in 8 Freisetzungskategorien (FK) zusammengefasst. Die<br />
Freisetzungskategorien 1 bis 6 setzen eine vollständige Kernschmelze voraus. Die Freisetzungskategorien<br />
7 und 8 unterstellen Kühlmittelverluststörfälle, bei <strong>den</strong>en es zum Versagen<br />
<strong>der</strong> Brennelementhüllen kommt und die in <strong>den</strong> Brennstabhohlräumen (Gap) angesammelten<br />
gasförmigen und leichtflüchtigen Spaltprodukte freigesetzt wer<strong>den</strong>.<br />
Hinter <strong>der</strong> Freisetzungskategorie 1 stehen Kernschmelzunfälle, bei <strong>den</strong>en es beim Absturz geschmolzener<br />
Kernmassen in <strong>den</strong> unteren Teil des Reaktordruckbehälters zu einer Dampfexplosion<br />
kommt, die <strong>den</strong> Druckbehälter und in unmittelbarer Folge auch <strong>den</strong> Sicherheitsbehälter<br />
zerstört. Solche Unfallabläufe sind äußerst unwahrscheinlich und wur<strong>den</strong> nur als obere<br />
Grenzabschätzung ermittelt.<br />
Bei <strong>den</strong> Freisetzungskategorien 2 bis 4 wer<strong>den</strong> Kernschmelzunfälle betrachtet, bei <strong>den</strong>en unterschiedlich<br />
große Lecks (300 mm, 80 mm, 25 mm) im Sicherheitsbehälter unterstellt wer<strong>den</strong>.<br />
Diese Kategorien sind charakterisiert durch sehr frühe Freisetzungen. Je geringer die<br />
Leckgröße ist, desto geringer sind die Ausströmraten und desto länger sind die Verweilzeiten<br />
<strong>der</strong> radioaktiven Stoffe innerhalb des Sicherheitsbehälters. Dies führt für Iod und Schwebstoffe<br />
zu geringeren Freisetzungen, weil sie sich aufgrund verschie<strong>den</strong>er Mechanismen innerhalb<br />
des Sicherheitsbehälters ablagern.<br />
Die Freisetzungskategorien 5 und 6 sind charakteristisch für Kernschmelzunfälle, bei <strong>den</strong>en<br />
<strong>der</strong> Sicherheitsbehälter zunächst intakt bleibt und erst nach einer Zeitspanne, die von einem<br />
Tag bis zu mehreren Tagen dauern kann, durch einen über seine Versagensgrenze ansteigen<strong>den</strong><br />
Überdruck zerstört wird. Vor dem Überdruckversagen wird eine Leckage des Sicherheitsbehälters<br />
in Höhe <strong>der</strong> 10-fachen Auslegungsleckage unterstellt. Diese Leckage gelangt in <strong>den</strong><br />
Ringraum zwischen Sicherheitsbehälter und Betonabschirmung und wird von dort mit Hilfe<br />
<strong>der</strong> Ringraumabsaugung über die Störfallfilter und <strong>den</strong> Kamin in die Umgebung abgeleitet.<br />
Bei FK 5 wird im Gegensatz zu FK 6 ein Ausfall <strong>der</strong> Ringraumabsaugung o<strong>der</strong> <strong>der</strong> Störfallfilter<br />
unterstellt.<br />
Bei allen in <strong>der</strong> Phase A betrachteten Kernschmelzunfällen wurde angenommen, dass sie unter<br />
niedrigem Systemdruck stattfin<strong>den</strong>.<br />
Tabelle 1-3 zeigt die für die verschie<strong>den</strong>en Kategorien ermittelten Charakteristika Freisetzungsbeginn<br />
und -dauer, Freisetzungshöhe, freigesetzte thermische Energie und freigesetzte<br />
Anteile des Kerninventars für verschie<strong>den</strong>e Nuklidgruppen.<br />
Niedrige Freisetzungshöhe (kleiner o<strong>der</strong> etwa gleich Höhe <strong>der</strong> umgeben<strong>den</strong> Gebäude) bedeutet,<br />
dass man bei <strong>den</strong> Ausbreitungsrechnungen <strong>den</strong> Einfluss von Gebäu<strong>den</strong> berücksichtigen<br />
sollte (Auswirkungen siehe Kapitel 2.5 und 2.6). Je höher die mit <strong>der</strong> Freisetzung verbun<strong>den</strong>e<br />
thermische Energie ist, desto höher steigt die Aktivitätswolke (Auswirkungen siehe Kapitel<br />
2.7).<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
6 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
1.3.2 Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke - Phase B<br />
In <strong>der</strong> Phase B <strong>der</strong> Risikostudie [DRS 90] lag <strong>der</strong> Schwerpunkt auf system- und anlagentechnischen<br />
Untersuchungen zu Störfall- und Unfallabläufen, wobei die wesentlichen Ziele darin<br />
bestan<strong>den</strong>,<br />
- Schwachstellen zwecks sicherheitstechnischer Verbesserungen zu i<strong>den</strong>tifizieren,<br />
- Sicherheitsreserven bei auslegungsüberschreiten<strong>den</strong> Stör- und Unfällen zu ermitteln und<br />
- anlageninterne Notfallschutzmaßnahmen zu beurteilen.<br />
Betrachtet wurde wie<strong>der</strong>um die Anlage Biblis B, wobei zahlreiche technische und betriebliche<br />
Verän<strong>der</strong>ungen berücksichtigt wur<strong>den</strong>. Gegenüber <strong>der</strong> Phase A wur<strong>den</strong> die Unfallabläufe einschließlich<br />
<strong>der</strong> Phänomene bei <strong>der</strong> Freisetzung wesentlich differenzierter betrachtet. Aufgrund<br />
<strong>der</strong> Untersuchungsergebnisse wur<strong>den</strong> einige Ereignisabläufe, die in <strong>der</strong> Phase A noch zur<br />
Charakterisierung von Freisetzungskategorien herangezogen wur<strong>den</strong>, wegen <strong>der</strong> geringen Eintrittswahrscheinlichkeit<br />
nicht mehr im Hinblick auf das Ausmaß von Freisetzungen untersucht.<br />
So haben die Untersuchungen zur Dampfexplosion (FK 1), die <strong>den</strong> Reaktordruckbehälter<br />
zerstören und die Integrität des Sicherheitsbehälters gefähr<strong>den</strong> könnte, ergeben, dass ein<br />
solcher Ereignisablauf extrem unwahrscheinlich ist. Das Versagen des Lüftungsabschlusses<br />
und dadurch hervorgerufene große Lecks im Sicherheitsbehälter, die in <strong>der</strong> Phase A die massiven<br />
Freisetzungen nach <strong>den</strong> Freisetzungskategorien 2 und 3 bestimmten, ist ebenfalls wegen<br />
des geringen Beitrags zum Risiko nicht mehr weiter betrachtet wor<strong>den</strong>. Auf <strong>der</strong> an<strong>der</strong>en Seite<br />
sind in <strong>der</strong> Phase B Ereignisabläufe i<strong>den</strong>tifiziert und untersucht wor<strong>den</strong>, die nach dem Ausmaß<br />
<strong>der</strong> Freisetzung und <strong>der</strong>en Zeitverlauf die Dampfexplosion sowie die großen Lecks im<br />
Sicherheitsbehälter (FK 1 bis FK 3) abdecken. Die in <strong>der</strong> Phase A untersuchten Freisetzungskategorien<br />
FK 5 und FK 6 sind im Hinblick auf die Freisetzung in die Umgebung <strong>den</strong> NDund<br />
ND*-Fällen (s.u.) phänomenologisch ähnlich. Allerdings sind die Zeiten bis zum Erreichen<br />
des Auslegungsdrucks in <strong>der</strong> Phase B länger als in <strong>der</strong> Phase A; entsprechend geringer<br />
sind die Freisetzungen, insbeson<strong>der</strong>e was die Schwebstoffe anbetrifft.<br />
Als auslösende Ereignisse wur<strong>den</strong> in <strong>der</strong> Phase B neben kleinen Lecks im Primärsystem<br />
(Hauptkühlmittelleitung, Druckhalter, Dampferzeuger-Heizrohrlecks) und übergreifen<strong>den</strong> anlageninternen<br />
und anlagenexternen Ereignissen (Brand, Ringraumüberflutung, Erdbeben,<br />
Flugzeugabsturz) vor allem Transientenstörfälle (z.B. Notstromfall, Ausfall Hauptspeisewasser)<br />
untersucht. Ein wesentliches Ergebnis <strong>der</strong> Untersuchungen zu kleinen Lecks ist die Erkenntnis,<br />
dass ein Kernschmelzen auch unter hohem Systemdruck im Primärkreis möglich ist<br />
mit <strong>der</strong> Folge, dass beim Versagen des Reaktordruckbehälters auch die Integrität des Sicherheitsbehälters<br />
berührt wäre. Wenn es nicht gelingt, die Anlage in einen sicheren Zustand zu<br />
überführen, ist es Ziel von anlageninternen Notfallschutzmaßnahmen, zumindest <strong>den</strong> Hochdruckpfad<br />
(HD) in <strong>den</strong> Nie<strong>der</strong>druckpfad (ND) zu überführen.<br />
Je nach Zustand des Sicherheitsbehälters wur<strong>den</strong> in <strong>der</strong> Studie folgende Freisetzungsmöglichkeiten<br />
betrachtet:<br />
SBV: Großflächiges Sicherheitsbehälterversagen oberhalb <strong>der</strong> Fundamentplatte<br />
(z.B. durch HD-Fall, Wasserstoff-Explosion, Flugzeugabsturz)<br />
PLR: Primärkreisleck im Ringraum (unter Umgehung des Sicherheitsbehälters)<br />
DE-ND*a: Dampferzeuger-Heizrohr-Leck (unter Umgehung des Sicherheitsbehälters<br />
durch Primärkreis) ohne ausreichende Wasservorlage im defekten Dampferzeuger<br />
bis zum Durchschmelzen des Reaktordruckbehälters<br />
DE-ND*b: Dampferzeuger-Heizrohr-Leck (unter Umgehung des Sicherheitsbehälters<br />
durch Primärkreis) mit Wasservorlage im defekten Dampferzeuger
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 7<br />
Leckage: Von Anfang an erhöhte Leckage des Sicherheitsbehälters über Ringraum<br />
und Hilfsanlagengebäude<br />
Druckentl. ND*: Gezielte Druckentlastung des Sicherheitsbehälters über Filter und Kamin<br />
nach ND*-Fall<br />
In <strong>der</strong> Risikostudie Phase B wer<strong>den</strong> erwartete Häufigkeiten von Spaltproduktfreisetzungen<br />
nicht quantifiziert. Aus <strong>den</strong> Ergebnissen lässt sich aber ableiten, dass die Szenarien mit <strong>den</strong><br />
größten Spaltproduktfreisetzungen (SBV, PLR, Dampferzeuger-Heizrohr-Leck) um mindestens<br />
1 Größenordnung geringere erwartete Häufigkeiten haben als die bei<strong>den</strong> zuletzt genannten<br />
Szenarien mit erhöhten Leckagen bzw. gezielten Druckentlastungen über Filter und Kamin.<br />
Tabelle 1-4 zeigt die <strong>den</strong> Freisetzungsmöglichkeiten zugeordneten kumulativen Spaltproduktfreisetzungen<br />
nach Nuklidgruppen.<br />
Sehr hohe Freisetzungen sind bei Unfallabläufen möglich, die frühzeitig zu einem großflächigen<br />
Versagen des Sicherheitsbehälters führen, also bei Kernschmelzen unter hohem Druck<br />
o<strong>der</strong> bei Kernschmelzen unter niedrigem Druck mit nachfolgen<strong>der</strong> Wasserstoff-Explosion<br />
(SBV).<br />
Hohe Freisetzungen ergeben sich auch für <strong>den</strong> nicht beherrschten Bruch einer Nachkühlleitung<br />
im Ringraum (PLR). Die Unfallabläufe mit nicht beherrschten Dampferzeuger-Heizrohrlecks<br />
(DE-ND*) führen zu deutlich geringeren Freisetzungen, insbeson<strong>der</strong>e wenn <strong>der</strong> defekte<br />
Dampferzeuger vor Beginn des Kernschmelzens mit Wasser aufgefüllt wer<strong>den</strong> kann<br />
(DE-ND*b).<br />
Bei Unfallabläufen mit kleinen Leckagen des Sicherheitsbehälters (Annahme in <strong>der</strong> Studie:<br />
100-fache Auslegungsleckage) wer<strong>den</strong> die meisten in <strong>den</strong> Sicherheitsbehälter freigesetzten<br />
Radionuklide auf dem Freisetzungsweg Sicherheitsbehälter-Ringraum-Hilfsanlagengebäude<br />
zurückgehalten. Bei langfristigem Erhalt <strong>der</strong> Integrität des Sicherheitsbehälters wird <strong>der</strong> weitaus<br />
größte Teil <strong>der</strong> Radionuklide durch verschie<strong>den</strong>e Prozesse an <strong>den</strong> Wän<strong>den</strong> und im<br />
Sumpfwasser festgehalten. Bei <strong>der</strong> kontrollierten Druckentlastung des Sicherheitsbehälters<br />
wer<strong>den</strong> Iod und Schwebstoffpartikel, die sich luftgetragen noch im Sicherheitsbehälter befin<strong>den</strong>,<br />
weitgehend in <strong>den</strong> Filtern absorbiert.<br />
Die Untersuchungen zum zeitlichen Ablauf zeigen, dass bei Unfallabläufen, die schließlich in<br />
<strong>den</strong> oben genannten Freisetzungsmöglichkeiten mün<strong>den</strong>, <strong>der</strong> Beginn <strong>der</strong> Kernschmelze relativ<br />
schnell erfolgen kann. Tabelle 1-2 zeigt die in <strong>der</strong> Risikostudie gemachten Zeitangaben zu<br />
Kernschmelzfällen.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
8 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Tabelle 1-2: Zeitangaben zu Kernschmelzfällen [DRS 90]<br />
Kernschmelzfall<br />
Zeit ab Eintritt des auslösen<strong>den</strong> Ereignisses in<br />
Stun<strong>den</strong> (gerundet)<br />
Beginn des<br />
Kernschmelzens<br />
Versagen des Reaktordruckbehälters<br />
ND Niedriger Druck im Primärkreis 1 2<br />
ND*<br />
Niedriger Druck im Primärkreis 5,5 7<br />
nach Druckentlastung durch<br />
anlageninterne Notfallschutzmaßnahmen<br />
HD Hoher Druck im Primärkreis 2 2,5<br />
PLR-ND/ND* Primärkreisleck im Ringraum 1,5 2,5<br />
DE-HD Dampferzeuger-Heizrohrbruch<br />
2 2,5<br />
(Hochdruckfall)<br />
DE-ND* Dampferzeuger-Heizrohrbruch<br />
(durch anlageninterne Notfallschutzmaßnahmen<br />
in <strong>den</strong><br />
Nie<strong>der</strong>druckfall überführter<br />
Hochdruckfall)<br />
9 12<br />
Die Angaben zum Freisetzungsbeginn in die Umgebung lassen sich wie folgt zusammenfassen:<br />
Bei <strong>den</strong> SBV- und PLR-Fällen tritt die Freisetzung sehr bald nach dem Versagen des Reaktordruckbehälters<br />
ein. Bei <strong>den</strong> Nie<strong>der</strong>druckfällen (ND/ND*) wird <strong>der</strong> Auslegungsdruck des<br />
Sicherheitsbehälters je nach Umstän<strong>den</strong> erst nach 5 bis 10 Tagen erreicht, falls die Sicherheitsbehälterintegrität<br />
nicht vorher durch eine Wasserstoffexplosion beeinträchtigt wird.<br />
Durch Druckentlastungen des Sicherheitsbehälters, <strong>der</strong>en Zeitpunkte in Grenzen steuerbar<br />
sind, kann das Sicherheitsbehälterversagen vermie<strong>den</strong> wer<strong>den</strong>.<br />
Es wird angenommen, dass bei <strong>den</strong> SBV- und PLR-Fällen <strong>der</strong> größte Teil <strong>der</strong> Freisetzung in<br />
kurzer Zeit nach dem Versagen <strong>der</strong> letzten Barrieren erfolgt. Das gilt auch für <strong>den</strong> Fall eines<br />
Barrierenversagens aufgrund einer Wasserstoff-Explosion. Bei <strong>den</strong> übrigen Fällen kann nach<br />
<strong>den</strong> Ergebnissen <strong>der</strong> Studie von Freisetzungsdauern im Bereich eines halben bis eines ganzen<br />
Tages ausgegangen wer<strong>den</strong>.<br />
Bei <strong>den</strong> in <strong>der</strong> Phase B betrachteten Fällen des Sicherheitsbehälterversagens muss von einer<br />
Gebäudefreisetzung ausgegangen wer<strong>den</strong>. Bei <strong>den</strong> Druckentlastungsfällen kommt es auf die<br />
Auslegung <strong>der</strong> Anlage an, wie die entsprechen<strong>den</strong> Leitungen aus dem Filter in die Atmosphäre<br />
(z.B. in <strong>den</strong> Kamin) geführt wer<strong>den</strong>.<br />
Aufgrund <strong>der</strong> Ergebnisse <strong>der</strong> Risikostudie Phase B wur<strong>den</strong> in <strong>den</strong> deutschen Druckwasserreaktoren<br />
Wasserstoff-Rekombinatoren zum gesteuerten Abbau von Wasserstoff eingebaut, so<br />
dass das Risiko von Wasserstoff-Explosionen nach Kernschmelzunfällen deutlich vermin<strong>der</strong>t<br />
wird. Die Sicherheitsbehälter von Siedewasserreaktoren sind in <strong>der</strong> Regel inertisiert.<br />
Weiterhin sind für alle Anlagen Notfallhandbücher erstellt wor<strong>den</strong>, in <strong>den</strong>en die Prozeduren<br />
für anlageninterne Notfallmaßnahmen beschrieben wer<strong>den</strong>.<br />
1.3.3 GKN-Studie<br />
Im Jahr 2001 stellte die GRS <strong>den</strong> Abschlußbericht [GRS 01] über eine probabilistische<br />
Sicherheitsanalyse (PSA) <strong>der</strong> Stufe 2 für die Anlage GKN 2 zur Diskussion. GKN 2 ist <strong>der</strong><br />
zuletzt (1989) in Betrieb genommene Druckwasserreaktor <strong>der</strong> Konvoi-Baureihe. Ziel <strong>der</strong> Un-
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 9<br />
tersuchung war die Erprobung <strong>der</strong> verfügbaren Metho<strong>den</strong> <strong>der</strong> PSA an einem fortschrittlichen<br />
DWR großer Leistung zum Nachweis ihrer Eignung für <strong>den</strong> praktischen Einsatz. Es handelt<br />
sich um die erste anlagenspezifische PSA dieser Stufe in Deutschland. In <strong>der</strong> Studie wur<strong>den</strong><br />
systematisch die Maßnahmen gemäß dem Notfallhandbuch (Acci<strong>den</strong>t Management) zur Vermeidung<br />
einer Kernschmelze bzw. zur Min<strong>der</strong>ung ihrer Auswirkungen einbezogen. Weiterhin<br />
wur<strong>den</strong> exemplarisch auch Reparaturmaßnahmen betrachtet, die mit <strong>den</strong> zur Verfügung stehen<strong>den</strong><br />
Mitteln und in <strong>der</strong> zur Verfügung stehen<strong>den</strong> Zeit mit Aussicht auf Erfolg ergriffen<br />
wer<strong>den</strong> können. Ein Schwerpunkt <strong>der</strong> Detaillierung war darüber hinaus die Wasserstoffproblematik,<br />
speziell die Wirkung <strong>der</strong> katalytischen H 2 -Rekombinatoren.<br />
Methodisch zeichnet sich die Studie u.a. dadurch aus, dass die Analyseergebnisse nicht durch<br />
einen einzelnen Wert (Punktwert) angegeben wer<strong>den</strong>. Vielmehr wur<strong>den</strong> für alle Fehlerbaumund<br />
Ereignisablaufauswertungen Unsicherheitsanalysen durchgeführt, die für alle Ergebnisse<br />
Wahrscheinlichkeitsverteilungen liefern. Weiterhin wurde die Möglichkeit geschaffen, Ereignisabläufe,<br />
die in <strong>der</strong> Stufe 2 analysiert wer<strong>den</strong>, in die Stufe 1 zurückzuverfolgen. Damit ergibt<br />
sich die Möglichkeit, die auslösen<strong>den</strong> Ereignisse anzugeben, die zu häufigen und/o<strong>der</strong><br />
schweren Auswirkungen führen können.<br />
Aus <strong>der</strong> Sicht des Notfallschutzes interessieren vor allem die Ereignisabläufe, die zu Freisetzungen<br />
in die Umgebung führen können und dort Notfallschutzmaßnahmen notwendig machen.<br />
Ausgangspunkte dieser Betrachtungen sind als Ergebnisse <strong>der</strong> Stufe 1 <strong>der</strong> PSA die<br />
Kernscha<strong>den</strong>szustände. Die möglichen Freisetzungen sind die Endpunkte <strong>der</strong> Stufe 2 <strong>der</strong> PSA.<br />
Alle Freisetzungen in die Umgebung wur<strong>den</strong> in 8 Freisetzungskategorien eingeteilt (siehe<br />
Tabelle 1-5). In <strong>der</strong> Studie wird angemerkt, dass die quantitativen Angaben zur Menge freigesetzter<br />
Radionuklide mit großen Unsicherheiten behaftet sind.<br />
Zur Simulation von Unfallabläufen wurde das Programmsystem MELCOR (Sandia National<br />
Laboratories, Version 1.8.4) eingesetzt. Hierbei handelt es sich um einen Integralcode. Dieser<br />
modelliert, ausgehend vom auslösen<strong>den</strong> Ereignis im Nennleistungsbetrieb, die Phasen <strong>der</strong><br />
Kernfreilegung, Kernaufheizung und Kernzerstörung, das RDB-Versagen, die Beton-<br />
Schmelze-Wechselwirkung in <strong>der</strong> Reaktorgrube und die gefilterte Druckentlastung des<br />
Sicherheitsbehälters. Ebenfalls lassen sich damit die Spaltproduktfreisetzung während <strong>der</strong><br />
Kernzerstörung, die Transportprozesse <strong>der</strong> Radionuklide im Reaktorkreislauf sowie innerhalb<br />
und außerhalb des Sicherheitsbehälters in die Umgebung analysieren. Die radioaktiven Stoffe<br />
wer<strong>den</strong> in MELCOR in 14 Klassen zusammengefasst. Innerhalb <strong>der</strong> PSA <strong>der</strong> Stufe 2 wur<strong>den</strong><br />
mit MELCOR wesentliche Unfallabläufe gerechnet, die als Basis zur Quantifizierung <strong>der</strong><br />
Freisetzungskategorien dienten. Eine umfassende Analyse aller betrachteten Szenarien war im<br />
Rahmen dieser PSA zu aufwendig.<br />
Generell nimmt die Häufigkeit <strong>der</strong> Freisetzungskategorien mit zunehmen<strong>der</strong> Unfallauswirkung<br />
ab. Gefilterte Freisetzungen (FK H bis FK J) machen im Mittel etwa 75 % aller Abläufe<br />
aus. Die ungefilterten Freisetzungen (FK E, FK F) geschehen überwiegend spät im Unfallablauf.<br />
Ihr Häufigkeitsanteil beträgt 18 %. Es verbleiben etwa 8 % aller Abläufe mit sehr hohen<br />
und zum Teil frühen Freisetzungen (FK A).<br />
Bei etwa einem Drittel aller Kernscha<strong>den</strong>szustände wird das Kernmaterial im Reaktordruckbehälter<br />
zurückgehalten. Es geschehen nur sehr geringe Freisetzungen über die gefilterte Störfall-Ringraumabsaugung<br />
(FK J). Der Hauptbeitrag zu diesen Abläufen stammt von Kernscha<strong>den</strong>szustän<strong>den</strong><br />
mit Hochdruck, bei <strong>den</strong>en nach Ausfall <strong>der</strong> primärseitigen Druckentlastung<br />
(Prozedur des Notfallhandbuches) das Versagen einer Hauptkühlmittelleitung zu einem<br />
Druckabfall führt. Dadurch wird eine Bespeisung durch Not- und Nachkühlsysteme wie<strong>der</strong><br />
möglich. Dieser Ablauf ergibt sich überwiegend bei einem kleinen Leck am Primärkreislauf<br />
o<strong>der</strong> bei Transienten mit Ausfall <strong>der</strong> Spannungsversorgung.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
10 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Wenn das Kernmaterial nicht im Reaktordruckbehälter zurückgehalten wer<strong>den</strong> kann, wird<br />
eine Druckentlastung des Sicherheitsbehälters erfor<strong>der</strong>lich.<br />
Die FK I beschreibt die auslegungsgemäße, gefilterte Druckentlastung des Sicherheitsbehälters,<br />
wenn keine Phänomene auftreten, die <strong>den</strong> Sicherheitsbehälter o<strong>der</strong> <strong>den</strong> Filter des Druckentlastungssystems<br />
in beson<strong>der</strong>er Weise belasten.<br />
Die Analyse <strong>der</strong> Druckentlastung des Sicherheitsbehälters bei <strong>der</strong> Anlage GKN 2 zeigte allerdings<br />
die Möglichkeit auf, dass es bei ansonsten intaktem Sicherheitsbehälter in <strong>der</strong> Gasführung<br />
des Druckentlastungssystems ein zündfähiges Wasserstoff-Sauerstoff-Gemisch geben<br />
könnte. Daher wer<strong>den</strong> die Druckentlastungsfälle verschie<strong>den</strong>en Freisetzungskategorien zugeordnet,<br />
je nachdem, ob das Filter des Druckentlastungssystems durch Wasserstoffbrand<br />
beschädigt wird mit <strong>der</strong> Folge einer späten ungefilterten Freisetzung (FK F) o<strong>der</strong> ob die<br />
Rohrleitung bei intaktem Filter beschädigt wird (FK H).<br />
Eine ähnlich hohe Radionuklidfreisetzung (FK F) wie bei <strong>der</strong> Zerstörung des Venting-Filters<br />
wird bei Notstromausfall angesetzt, wenn ungefilterte Sicherheitsbehälter-Leckagen durch <strong>den</strong><br />
Ringraum in die Umgebung gelangen.<br />
Bei <strong>der</strong> FK E versagt <strong>der</strong> Sicherheitsbehälter relativ spät wegen Ausfall <strong>der</strong> Druckentlastung<br />
durch Überdruck o<strong>der</strong> durch das Durchschmelzen eines Sumpfansaugrohres. Die Freisetzung<br />
erfolgt aus dem Sicherheitsbehälter durch <strong>den</strong> Ringraum und dann ungefiltert durch die Kanäle<br />
<strong>der</strong> betrieblichen Ringraum-Lüftung.<br />
Die Freisetzungskategorie FK C stammt ausschließlich aus einem bedeckten Dampferzeuger-<br />
Heizrohrleck bei Mitteldruck (1 – 10 MPa) im Primärkreis.<br />
In <strong>der</strong> FK B sind die sehr seltenen Fälle mit einer frühen ungefilterten Freisetzung zusammengefasst,<br />
weil <strong>der</strong> Lüftungsabschluss des Sicherheitsbehälters nicht funktioniert, o<strong>der</strong> weil ein<br />
Wasserstoffbrand zu einem Leck am Sicherheitsbehälter führt.<br />
Hohe Freisetzungen <strong>der</strong> FK A sind zu erwarten durch ein unbedecktes Dampferzeuger-Heizrohrleck<br />
und geöffnetes Frischdampf-Ventil. Dabei wird <strong>der</strong> Sicherheitsbehälter umgangen.<br />
Die Kernschmelze wird in solchen Fällen zum ganz überwiegen<strong>den</strong> Teil relativ spät erwartet<br />
(Größenordnung: ein Tag).<br />
Ebenfalls zur FK A führen Kernscha<strong>den</strong>szustände, bei <strong>den</strong>en beim Versagen des Reaktordruckbehälter-Bo<strong>den</strong>s<br />
hoher Innendruck (>8 MPa) herrscht, so dass sich infolge einer Beschleunigung<br />
des RDB eine Beschädigung des Sicherheitsbehälters und anschließend auch<br />
eine sehr hohe Freisetzung ergibt. Die Hauptbeiträge stammen aus Abläufen mit kleinen<br />
Lecks an Hauptkühlmittelleitungen o<strong>der</strong> am Dampferzeuger, bei <strong>den</strong>en durch <strong>den</strong> Kernabsturz<br />
in das noch wassergefüllte untere Plenum kurz vor dem RDB-Versagen ein hoher Druck aufgebaut<br />
wird. Weitere Beiträge stammen aus Fällen mit hohem Druck beim Kernscha<strong>den</strong>szustand,<br />
bei <strong>den</strong>en we<strong>der</strong> eine aktive noch eine passive Druckentlastung stattfindet.<br />
Bei allen Kernscha<strong>den</strong>szustän<strong>den</strong>, bei <strong>den</strong>en <strong>der</strong> Reaktordruckbehälter versagt, erodiert die<br />
Schmelze langfristig <strong>den</strong> Fundamentbeton und gelangt in das Erdreich. Nach dem <strong>der</strong>zeitigen<br />
Kenntnisstand lässt sich die Kernschmelze in <strong>der</strong> Reaktorgrube langzeitig nicht kühlen. Die<br />
Betonzersetzung und die damit verbun<strong>den</strong>e Gasfreisetzung halten dann an.<br />
Die Übertragbarkeit <strong>der</strong> Ergebnisse auf an<strong>der</strong>e Anlagen mit DWR, selbst auf an<strong>der</strong>e Konvoi-<br />
Anlagen, kann wegen <strong>der</strong> anlagenspezifischen Betrachtung <strong>der</strong>zeit nicht ohne weiteres beurteilt<br />
wer<strong>den</strong>. Generell ist beim Vergleich <strong>der</strong> vorliegen<strong>den</strong> Studie z.B. mit <strong>den</strong> Ergebnissen<br />
<strong>der</strong> Risikostudie Phase B festzustellen, dass u.a. die Nachrüstung <strong>der</strong> Anlage mit Wasserstoff-<br />
Rekombinatoren sowie die anlageninternen Notfallmaßnahmen nach dem Notfallhandbuch zu<br />
einer deutlichen Vermin<strong>der</strong>ung des Risikos geführt haben.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 11<br />
Man kann jedoch auch feststellen, dass die Klasse von Kernschmelzunfällen nach FK A, die<br />
bisher für <strong>den</strong> Umfang <strong>der</strong> Notfallschutzplanung in <strong>der</strong> Umgebung maßgeblich war (z.B. FK 2<br />
<strong>der</strong> Risikostudie Phase A o<strong>der</strong> die PLR-Fälle <strong>der</strong> Phase B), weiterhin einen signifikanten<br />
Risikobeitrag liefert. Insbeson<strong>der</strong>e bleiben bei <strong>der</strong> FK A die Iod- und Cäsiumfreisetzungen in<br />
<strong>der</strong> gleichen Größenordnung, wie sie in <strong>den</strong> früheren Studien abgeschätzt wur<strong>den</strong>. Aus diesem<br />
Grund wird die in diesem <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> enthaltene Konzeption, die Dosisabschätzungen mit einem<br />
Standard-Nuklidvektor für Unfallsituationen (entsprechend FK 2 <strong>der</strong> DRS-A) durchzuführen,<br />
beibehalten.<br />
1.3.4 Untersuchungen für Siedewasserreaktoren<br />
Für die Freisetzungsmöglichkeiten bei Siedewasserreaktoren gibt es in Deutschland keine <strong>der</strong><br />
DRS A o<strong>der</strong> B entsprechende ausführliche Studie. Hinzu kommt, dass die anlagentechnischen<br />
Unterschiede <strong>der</strong> SWR untereinan<strong>der</strong> - und damit die Verlaufsmöglichkeiten für Unfälle - in<br />
einigen Bereichen größer sind als bei Druckwasserreaktoren. Im Rahmen des Forschungsprogrammes<br />
des BMBF wur<strong>den</strong> jedoch Analysen zum Unfallverhalten eines generischen, in vielen<br />
Teilen <strong>der</strong> Anlagencharakteristika aber für 1300-MWe-Typen repräsentativen Siedewasserreaktors<br />
durchgeführt [GRS 98].<br />
Als Ergebnis <strong>der</strong> Studie wur<strong>den</strong> 3 Freisetzungskategorien i<strong>den</strong>tifiziert, die das Spektrum <strong>der</strong><br />
untersuchten Unfallabläufe abdecken. Bei <strong>der</strong> FK 1(SWR) wird für einen Kernschmelzunfall<br />
ein großflächiges Versagen des Sicherheitsbehälters unterstellt, während bei FK 2(SWR) lediglich<br />
kleinere Lecks angenommen wer<strong>den</strong>. FK 3(SWR) schließlich repräsentiert alle Abläufe<br />
mit Kernschmelze, bei <strong>den</strong>en es nicht zu einem Versagen des Sicherheitsbehälters<br />
kommt.<br />
In Tabelle 1-6 sind die bei einigen repräsentativen Szenarien aus <strong>den</strong> o.g. Untersuchungen gewonnenen<br />
Erkenntnisse dargestellt. Es wer<strong>den</strong> jeweils die Anteile am Kerninventar für verschie<strong>den</strong>e<br />
Nuklidgruppen angegeben, die bei <strong>den</strong> entsprechen<strong>den</strong> Unfallszenarien freigesetzt<br />
wer<strong>den</strong>.<br />
Zeitpunkt und Dauer <strong>der</strong> Freisetzungen hängen vom genauen Unfallablauf sowie dem Erfolg<br />
dabei getroffener Gegenmaßnahmen innerhalb <strong>der</strong> Anlage ab. Generell kann gesagt wer<strong>den</strong>,<br />
dass Freisetzungen in <strong>der</strong> in Tabelle 1-6 genannten Höhe innerhalb von Stun<strong>den</strong> bis Tagen<br />
nach Unfalleintritt stattfin<strong>den</strong> können.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
12 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Tabelle 1-3: Kumulative Freisetzungsanteile, bezogen auf das Kerninventar nach <strong>der</strong> Deutschen Risikostudie Phase A [DRS 79]<br />
Freisetzungskategorie Beginn<br />
[h]<br />
Dauer<br />
[h]<br />
Freisetzungshöhe<br />
[m]<br />
Therm.<br />
Energie<br />
[GJ·h -1 ]<br />
Freigesetzter Anteil des Kerninventars<br />
Kr-Xe I org I 2 -Br Cs-Rb Te-Sb Ba-Sr Ru 1) La 2)<br />
1 1 30 540 1,0 7,0·10 -3 7,9·10 -1 5,0·10 -1 3,5·10 -1 6,7·10 -2 3,8·10 -1 2,6·10 -3<br />
1 3 10 15 1,0 7,0·10 -3 4,0·10 -1 2,9·10 -1 1,9·10 -1 3,2·10 -2 1,7·10 -2 2,6·10 -3<br />
2 3 10 1 1,0 7,0·10 -3 6,3·10 -2 4,4·10 -2 4,0·10 -2 4,9·10 -3 3,3·10 -3 5,2·10 -4<br />
2 3 10 - 1,0 7,0·10 -3 1,5·10 -2 5,1·10 -3 5,0·10 -3 5,7·10 -4 4,0·10 -4 6,5·10 -5<br />
FK 1 Kernschmelzen mit<br />
Dampfexplosion<br />
FK 2 Kernschmelzen,<br />
großes Leck im Sicherheitsbehälter<br />
300 mm)<br />
FK 3 Kernschmelzen,<br />
mittleres Leck im Sicherheitsbehälter<br />
80 mm)<br />
FK 4 Kernschmelzen,<br />
kleines Leck im Sicherheitsbehälter<br />
(25 mm)<br />
FK 5 Kernschmelzen,<br />
Überdruckversagen, Ausfall<br />
<strong>der</strong> Störfallfilter 3) 0 1 10 - 2,0·10 -5 1,8·10 -7 1,8·10 -5 4,7·10 -5 3,6·10 -7 5,5·10 -9 - -<br />
1 1 10 - 2,3·10 -2 1,6·10 -4 9,6·10 -4 6,7·10 -4 6,7·10 -4 8,0·10 -5 5,5·10 -5 8,8·10 -6<br />
25 1 10 200 9,8·10 -1 6,8·10 -3 9,6·10 -3 4,5·10 -4 7,7·10 -4 4,7·10 -5 5,3·10 -5 9,5·10 -6<br />
FK 6 Kernschmelzen 0 1 100 - 2,0·10 -5 1,8·10 -9 1,8·10 -8 4,7·10 -8 3,6·10 -10 5,5·10 -12 - -<br />
Überdruckversagen 3)<br />
FK 7 Beherrschter Kühlmittelverluststörfall,<br />
großes Leck im Sicherheitsbehälter<br />
FK 8 Beherrschter Kühlmittelverluststörfall<br />
1 1 100 - 2,3·10 -2 1,6·10 -6 9,6·10 -7 6,7·10 -7 6,7·10 -7 8,0·10 -8 5,5·10 -8 8,8·10 -9<br />
25 1 10 200 9,8·10 -1 6,8·10 -3 9,6·10 -3 4,5·10 -4 7,7·10 -4 4,7·10 -5 5,3·10 -5 9,5·10 -6<br />
0 1 10 9 1,7·10 -2 3,7·10 -5 5,3·10 -3 1,3·10-2 2,5·10 -5 2,5·10 -7 0 0<br />
0 6 100 - 4,6·10 -4 1,0·10 -8 1,2·10 -8 2,1·10 -8 4,1·10 -11 4,1·10 -13 0 0<br />
1)<br />
2)<br />
3)<br />
Ru gilt auch für Rh, Co, Mo, Tc<br />
La gilt auch für Y, Zr, Nb, Ce, Pr, Nd, Np, Pu, Am, Cm<br />
Da die Freisetzung über einen längeren Zeitraum erfolgt, wer<strong>den</strong> die freigesetzten Anteile für drei Zeitintervalle getrennt angegeben.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 13<br />
Tabelle 1-4: Kumulative Freisetzungsanteile, bezogen auf das Kerninventar nach <strong>der</strong> Deutschen Risikostudie Phase B [DRS 90]<br />
AF-Kategorien Freigesetzter Anteil des Kerninventars<br />
Kr-Xe I Cs Te Sr Ru 1) La 2) Ce 3) Ba<br />
Großflächiges Sicherheitsbehälterversagen<br />
1 0,5 – 0,9 0,4 1·10 -5 2·10 -2 4·10 -2 0,3<br />
AF-SBV<br />
Primärkreisleck im Ringraum (ohne<br />
Wasserstoff-Explosion im Sicherheitsbehälter<br />
und Ringraum) AF-<br />
PLR<br />
Dampferzeuger-Heizrohr-Leck ohne<br />
Wasservorlage im defekten Dampferzeuger<br />
AF-DE ND*a<br />
Dampferzeuger-Heizrohr-Leck mit<br />
Wasservorlage im defekten Dampferzeuger<br />
AF-DE ND*b<br />
Erhöhte Leckage des Sicherheitsbehälters<br />
(10 cm 2 ) über Ringraum<br />
und Hilfsanlagengebäude<br />
AF-Leckage ND*<br />
Gezielte Druckentlastung bei 0,6<br />
MPa und Freisetzung über Kamin<br />
AF-Druckentlastung ND*<br />
1)<br />
2)<br />
3)<br />
4)<br />
1 0,4 0,4 0,2 0,2 3·10 -6 6·10 -3 1·10 -2 0,1<br />
0,2 0,2 0,2 5,0·10 -2 7·10 -5 9·10 -8 7·10 -9 - 1·10 -3<br />
0,2 3·10 -2 3·10 -2 2·10 -2 1·10 -5 2·10 -8 1·10 -9 - 3·10 -4<br />
1 8·10 -3 4·10 -4 2·10 -3 2·10 -4 4·10 -7 6·10 -6 1·10 -5 1·10 -4<br />
0,9 2·10 -3<br />
3·10 -7 4·10 -6 2·10 -7 6·10 -10 6·10 -8 2·10 -8 2·10 -7<br />
siehe<br />
Ru gilt auch für Rh, Co, Mo, Pd, At, Tc<br />
La gilt auch für Pr, Nd, Pm, Sm, Eu, Gd, Tb, Dy, Ho, Er, Tm, Yb, Lu, Hf, Ta, W, Re, Os, Ir, Pt, Au, Ac, Zr, Nb, Y<br />
Ce gilt auch für Th, Pa, U, Np, Pu, Am, Cm, Bk, Cf, Es, Fm, Md<br />
Hinweis: In <strong>der</strong> Phase B <strong>der</strong> Risikostudie wur<strong>den</strong> die oben aufgeführten Nuklidgruppen im Zusammenhang mit <strong>den</strong> Untersuchungen zum Verhalten <strong>der</strong><br />
Radionuklide in <strong>der</strong> Unfallatmosphäre aufgrund detaillierterer Analysen und neuer Erkenntnisse gegenüber <strong>der</strong> Phase A zum Teil erweitert und neu geglie<strong>der</strong>t.<br />
Das betrifft insbeson<strong>der</strong>e die schwerer flüchtigen Radionuklide.<br />
Wirksamkeit von speziellen Iod-Filtern nicht berücksichtigt<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
14 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Tabelle 1-5: Freisetzungskategorien <strong>der</strong> PSA Stufe 2 für GKN 2<br />
Name 1 Hauptursache für die Freisetzung Freisetzungspfad zur Atmosphäre Freisetzungsanteile<br />
Kr,Xe Cs I<br />
FK A Hochdruckversagen des RDB<br />
o<strong>der</strong><br />
Bypass durch unbedecktes DE-<br />
Heizrohrleck<br />
SB beschädigter RR Umgebung<br />
o<strong>der</strong><br />
Freisetzung durch unbedecktes DE-<br />
1,0 >0,5 >0,5<br />
FK B<br />
FK C<br />
FK E<br />
FK F<br />
FK H<br />
Versagen des Sicherheitsbehälter-<br />
Lüftungsabschlusses<br />
Bypass durch bedecktes DE-Heizrohrleck<br />
Versagen <strong>der</strong> Sumpfansaugrohre<br />
o<strong>der</strong><br />
Versagen <strong>der</strong> Sicherheitsbehälter-<br />
Druckentlastung<br />
Filterscha<strong>den</strong> durch Wasserstoffbrand<br />
o<strong>der</strong><br />
Ringraumleck durch Wasserstoffbrand<br />
Rohrleitungsscha<strong>den</strong> am Druckentlastungssystem<br />
durch Wasserstoffbrand<br />
(Filter intakt)<br />
Heizrohrleck<br />
SB betriebl. SB-Lüftung Umgebung<br />
o<strong>der</strong><br />
SB RR früh betriebl. RR-Lüft.<br />
Umgebung<br />
Freisetzung durch bedecktes DE-Heizrohrleck<br />
SB RR spät betriebl. RR- Lüftung<br />
Umgebung<br />
1,0 0,13 ...<br />
0,24<br />
1,0 0,02 ...<br />
0,05<br />
0,9 2,4E-4 ...<br />
6E-3<br />
0,14 ...<br />
0,23<br />
0,015<br />
0,055<br />
spät <br />
SB Venting ungefiltert Dachhöhe 0,9 6E-6 ... 0,0275<br />
1,2E-4<br />
o<strong>der</strong><br />
Erhöhte SB-Leckage RR Umgebung<br />
spät <br />
SB Venting gefiltert Dachhöhe 0,9 2E-7 ... 0,0001<br />
1E-5<br />
spät <br />
FK I Auslegungsgemäße Druckentlastung<br />
SB Venting gefiltert Kaminhöhe 0,9 2E-7 ... 0,0001<br />
des Sicherheitsbehälters<br />
1E-5<br />
spät <br />
FK J Uneingeschränkte Funktion des Auslegungsgemäße SB-Leckage gefilterte<br />
0,9 3E-10 ... 0,0001<br />
Sicherheitsbehälters<br />
Störfall-RR-Absaugung<br />
2E-8<br />
spät <br />
1 Die Freisetzungskategorien FK D und FK G sind für Ereignisse mit SB-Bypass in <strong>den</strong> Ringraum vorgesehen.<br />
Sie wer<strong>den</strong> wegen ihrer geringen Häufigkeit in <strong>der</strong> Studie [GRS 01]nicht weiter kommentiert.<br />
DE Dampferzeuger RDB Reaktordruckbehälter RR Ringraum<br />
SB Sicherheitsbehälter
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 15<br />
Tabelle 1-6: Freisetzungsanteile des Kerninventars von Nuklidgruppen für verschie<strong>den</strong>e Szenarien bei Siedewasserreaktoren nach [GRS 98]<br />
Freigesetzter Anteil des Kerninventars<br />
Nuklidgruppen Kr-Xe I Cs Ba Te Ru Mo Ce La<br />
FK 1 (SWR) 1 0,5 0,3 1·10 -3 0,1 1·10 -9 1·10 -5 1·10 -4 1·10 -5<br />
FK 2 (SWR) 1 1·10 -6 7·10 -7 4·10 -8 7·10 -7 7·10 -12 4·10 -13 2·10 -9 1·10 -10<br />
FK 3 (SWR) 1 (?) sehr gering<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
16 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
1.4 Kernkraftwerksdaten<br />
In Tabelle 1-7 sind die für die vorliegende Fragestellung wichtigsten Daten von deutschen<br />
sowie grenznahen ausländischen Kernkraftwerken zusammengestellt. Darin sind auch die<br />
thermischen Leistungen aufgeführt, die für die Inventarabschätzung nach Kapitel 1.2 benötigt<br />
wer<strong>den</strong>.<br />
Tabelle 1-7: Reaktordaten von Kernkraftwerken (Stand: Juni 2002)<br />
Der Kernabbrand ist eine Funktion des Beladeplans und des Abbrandzuwachses im laufen<strong>den</strong><br />
Zyklus. Er ist daher beim Betreiber zu erfragen.<br />
Anlage<br />
Geographische Lage,<br />
nächstgelegene größere<br />
Stadt (Entfernung bis<br />
Ortsmitte)<br />
Typ<br />
(Jahr <strong>der</strong><br />
Inbetriebnahme)<br />
Höhe<br />
Ventingaustritt<br />
[m]<br />
Höhe<br />
Kamin<br />
[m]<br />
Thermische<br />
Leistung<br />
[MW] /<br />
BEEinsatz<br />
A) Kernkraftwerke (DWR und SWR) in <strong>der</strong> Bundesrepublik Deutschland<br />
Biblis Biblis/Rhein, Hessen<br />
KWB A<br />
DWR (1974) 96 96 3517<br />
KWB B Worms (10 km) DWR (1976) 96 96 3733<br />
Brokdorf<br />
KBR<br />
Brokdorf/Elbe,<br />
Schleswig-Holstein<br />
Hamburg (50 km)<br />
Itzehoe (13 km)<br />
DWR (1987) 100 100 3765 / MOX<br />
Brunsbüttel<br />
KKB<br />
Emsland<br />
KKE<br />
Grafenrheinfeld<br />
KKG<br />
Grohnde<br />
KWG<br />
Gundremmingen<br />
KRB2 B<br />
KRB2 C<br />
Isar<br />
KKI 1<br />
Brunsbüttel/Elbe,<br />
Schleswig-Holstein<br />
Hamburg (60 km)<br />
Itzehoe (20 km)<br />
Lingen/Ems,<br />
Nie<strong>der</strong>sachsen<br />
Osnabrück (55 km)<br />
Enschede, NL (40 km)<br />
Grafenrheinfeld/<br />
Main, Bayern<br />
Schweinfurt (8 km)<br />
Würzburg (27 km)<br />
Grohnde/Weser,<br />
Nie<strong>der</strong>sachsen<br />
Hameln (8,5 km)<br />
Gundremmingen/<br />
Donau, Bayern<br />
Günzburg (10 km)<br />
Ulm (32 km)<br />
Ohu/Isar, Bayern<br />
SWR (1976) 67 100 2292<br />
DWR (1988) 160 160 3850 1 / MOX<br />
DWR (1981) 160 160 3765 1 / MOX<br />
DWR (1984) 135 135 3900 / MOX<br />
SWR-72 (84)<br />
SWR-72 (85)<br />
170<br />
170<br />
170<br />
170<br />
3840 / MOX<br />
3840 / MOX<br />
SWR (1977) 130 130 2575<br />
KKI 2 Landshut (14 km) DWR (1988) 160 160 3950 / MOX<br />
Krümmel<br />
KKK<br />
SWR (1983) 78 150 3690 / MOX 2<br />
Neckar<br />
GKN 1<br />
GKN 2<br />
Obrigheim<br />
KWO<br />
Geesthacht/Elbe,<br />
Schleswig-Holstein<br />
Hamburg-Bergedorf (16<br />
km)<br />
Neckarwestheim,<br />
Ba<strong>den</strong>-Württemberg<br />
Heilbronn (9 km)<br />
Stuttgart (30 km)<br />
Obrigheim/Neckar,<br />
Ba<strong>den</strong>-Württemberg<br />
Heilbronn (25 km)<br />
Heidelberg (28 km)<br />
DWR (1976)<br />
DWR (1989)<br />
150<br />
150<br />
150<br />
150<br />
2497 3<br />
3850 4 / MOX<br />
DWR (1968) 60 60 1050 / MOX
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 17<br />
Anlage<br />
Philippsburg<br />
KKP 1<br />
KKP 2<br />
Stade<br />
KKS<br />
Unterweser<br />
KKU<br />
Geographische Lage,<br />
nächstgelegene größere<br />
Stadt (Entfernung bis<br />
Ortsmitte)<br />
Philippsburg-Rheinschanzinsel/Rhein,<br />
Ba<strong>den</strong>-Württemberg<br />
Karlsruhe (30 km)<br />
Speyer (8 km)<br />
Stade/Elbe,<br />
Nie<strong>der</strong>sachsen<br />
Hamburg (30 km)<br />
Stade (4 km)<br />
Stadland-Ro<strong>den</strong>kirchen /<br />
Weser,<br />
Nie<strong>der</strong>sachsen<br />
Nor<strong>den</strong>ham (6 km)<br />
Bremerhaven (17 km)<br />
Typ<br />
(Jahr <strong>der</strong><br />
Inbetriebnahme)<br />
SWR (1979)<br />
DWR (1985)<br />
Höhe<br />
Ventingaustritt<br />
[m]<br />
100<br />
150<br />
Höhe<br />
Kamin<br />
[m]<br />
100<br />
150<br />
Thermische<br />
Leistung<br />
[MW] /<br />
BEEinsatz<br />
2575<br />
3950 / MOX<br />
DWR (1972) 80 80 1892<br />
DWR (1978) 100 100 3900 / MOX<br />
B) Kernkraftwerke (DWR und SWR) in Grenznähe zur Bundesrepublik Deutschland<br />
Beznau<br />
KKB 1<br />
KKB 2<br />
Insel Beznau/Aare,<br />
Schweiz<br />
Grenze (7 km)<br />
DWR (1969)<br />
DWR (1972)<br />
45<br />
45<br />
45<br />
45<br />
Cattenom<br />
1<br />
2<br />
3<br />
4<br />
Fessen-<br />
Heim<br />
1<br />
2<br />
Gösgen-<br />
Däniken<br />
KKG<br />
Leibstadt<br />
KKL<br />
Waldshut (9 km)<br />
Cattenom (Sentzich) /<br />
Mosel, Frankreich<br />
Grenze (12 km)<br />
Saarlouis (35 km)<br />
Fessenheim/Rhein,<br />
Frankreich<br />
Grenze (1 km)<br />
Freiburg (25 km)<br />
Bei Olten (4 km),<br />
Schweiz<br />
Grenze (20 km)<br />
Rheinfel<strong>den</strong> (25 km)<br />
Leibstadt/Rhein,<br />
Schweiz<br />
Grenze (1 km)<br />
Waldshut (4 km)<br />
1 Erhöhung auf 3950 MW beantragt<br />
2 beantragt<br />
3 Erhöhung auf 2597 MW beantragt<br />
4 Erhöhung auf 3965 MW beantragt<br />
DWR (1986)<br />
DWR (1987)<br />
DWR (1989)<br />
DWR (1991)<br />
30<br />
30<br />
30<br />
30<br />
60<br />
60<br />
60<br />
60<br />
1130 / MOX<br />
1130 / MOX<br />
3817<br />
3817<br />
3817<br />
3817<br />
DWR (1977) 30<br />
56<br />
2660<br />
DWR (1978) 30<br />
56<br />
2660<br />
DWR (1979) 99 99 3002 / MOX<br />
SWR (1984) 99 99 3138<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 19<br />
2 Meteorologische Parameter<br />
Wenn Angaben über die Emission radioaktiver Stoffe aufgrund von Messungen o<strong>der</strong> Abschätzungen<br />
vorliegen, kann die Immission ortsbezogen mit Hilfe von Ausbreitungsrechnungen<br />
abgeschätzt wer<strong>den</strong>. Wesentliche Eingangsdaten <strong>der</strong> Ausbreitungsrechnung sind neben<br />
<strong>der</strong> Quellstärke – in <strong>der</strong> Reihenfolge ihrer Wichtigkeit – die meteorologischen Größen Windrichtung,<br />
Windgeschwindigkeit und <strong>der</strong>en Messhöhe, die Freisetzungshöhe sowie die Diffusionskategorie,<br />
die <strong>den</strong> Turbulenzzustand <strong>der</strong> Atmosphäre kennzeichnet. Die meteorologischen<br />
Messwerte sind üblicherweise über einen Zeitraum von 10 Minuten bis 1 Stunde gemittelt.<br />
Die Daten wer<strong>den</strong> in Deutschland von <strong>den</strong> Betreibern von Kernkraftwerken nach KTA 1508<br />
erfasst und stehen im Bedarfsfall <strong>den</strong> Behör<strong>den</strong> zur Verfügung. Von beson<strong>der</strong>em Interesse<br />
sind gegebenenfalls Nie<strong>der</strong>schläge. Über diese aktuellen örtlichen Daten hinaus muss die<br />
Fachberatung Informationen über <strong>der</strong>en Entwicklung vom DWD einholen.<br />
Die Ausführungen in Kapitel 2.2 über das Windgeschwindigkeitsprofil und in Kapitel 2.3<br />
über die Diffusionskategorien dienen im Wesentlichen <strong>der</strong> Erläuterung und sollten <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong><br />
in die Lage versetzen, die übermittelten Informationen auf Konsistenz und Plausibilität<br />
zu prüfen und gegebenenfalls mit eigenen Beobachtungen zu vergleichen (Plausibilisierung).<br />
2.1 Windrichtung<br />
Die Windrichtung ist die wichtigste Information zur Bestimmung betroffener Gebiete. Sie<br />
wird an allen Kernkraftwerkstandorten erfasst und ist ebenfalls Gegenstand von Wetterprognosen.<br />
Als Windrichtung ist diejenige Richtung definiert, aus <strong>der</strong> <strong>der</strong> Wind weht (Driftrichtung<br />
= Windrichtung + 180°). Im Allgemeinen wird nur die Horizontalkomponente angegeben.<br />
Wird die Windrichtung in Grad angegeben, bezieht sich diese Information auf die Abweichung<br />
von <strong>der</strong> Nordrichtung im Uhrzeigersinn.<br />
Beispiele:<br />
Windrichtung 90°: Der Wind kommt von Osten (Ostwind) und weht nach Westen (Driftrichtung<br />
/ Ausbreitungsrichtung <strong>der</strong> Wolke).<br />
Windrichtung 315°: Der Wind kommt von Nord-West und weht nach Süd-Osten.<br />
Mit zunehmen<strong>der</strong> Höhe (bis etwa 1500 m über Grund) än<strong>der</strong>t sich im Allgemeinen die Windrichtung;<br />
in nördlichen Breiten im Uhrzeigersinn. Dabei nimmt die Windgeschwindigkeit zu<br />
(siehe nächstes Kapitel). Dies wird als Windscherung bezeichnet. Daher sollte die Windrichtung<br />
möglichst aus Messungen in <strong>der</strong> effektiven Freisetzungshöhe bestimmt wer<strong>den</strong>. Die<br />
Windrichtung unterliegt zeitlichen Schwankungen und wird daher als Mittelwert über 10<br />
Minuten o<strong>der</strong> mehr angegeben. Die hochfrequenten Windrichtungsschwankungen sind zudem<br />
ein Maß für die Turbulenz (siehe Kapitel 2.3). Für die Berechnungen des Einflusses von Geländestrukturen<br />
auf die Windrichtung wer<strong>den</strong> Windfeldmodelle und für die Vorhersage von<br />
Windrichtungsän<strong>der</strong>ungen wer<strong>den</strong> Wetterprognosen benötigt.<br />
2.2 Windgeschwindigkeit<br />
Die Vorabrechnungen <strong>der</strong> Ausbreitungsfaktoren in Kapitel 3 dieses <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong>s gehen von<br />
einer mittleren Windgeschwindigkeit u 10 , gemessen in 10 m Höhe, aus und enthalten eine<br />
Hochrechnung <strong>der</strong> Windgeschwindigkeit auf vier feste Freisetzungshöhen (20 m, 50 m, 100 m<br />
und 150 m). Diese Hochrechnung wurde mit dem in Bild 2-1 dargestellten Windprofilen für<br />
drei Diffusionskategorien (siehe unten) durchgeführt. Man kann Bild 2-1 dazu benutzen, um<br />
von einer Windgeschwindigkeit u, gemessen in <strong>der</strong> Höhe z, auf die Windgeschwindigkeit u 10<br />
in 10 m Höhe zu schließen. Hierzu bildet man das Verhältnis z/10 m und liest in Bild 2-1 das<br />
Verhältnis u/u 10 bei <strong>der</strong> anzuwen<strong>den</strong><strong>den</strong> Diffusionskategorie ab. Die Windgeschwindigkeit u 10<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
20 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
erhält man dann durch Division von u durch <strong>den</strong> abgelesenen Verhältniswert. Umgekehrt<br />
kann durch Multiplikation von u 10 mit dem bei h eff /10 abgelesenen Verhältniswert auf die<br />
Windgeschwindigkeit u heff in <strong>der</strong> effektiven Freisetzungshöhe h eff geschlossen wer<strong>den</strong>.<br />
4,2<br />
4,0<br />
3,8<br />
3,6<br />
3,4<br />
Verhältnis u heff /u 10 bzw. u/u 10<br />
3,2<br />
3,0<br />
2,8<br />
2,6<br />
2,4<br />
2,2<br />
2,0<br />
1,8<br />
1,6<br />
1,4<br />
1,2<br />
sehr stabil<br />
neutral bis stabil<br />
labil<br />
1,0<br />
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15<br />
Verhältnis h eff /10 bzw. z/10<br />
Bild 2-1:<br />
Verhältnis <strong>der</strong> Windgeschwindigkeiten u/u 10 in Abhängigkeit vom Verhältnis<br />
von Messhöhe z zur Bezugshöhe 10 m. Die Kurven gelten für repräsentative<br />
Werte <strong>der</strong> stabilitätsbeschreiben<strong>den</strong> Monin-Obuchow-Länge L (siehe<br />
[ERL 03])<br />
2.3 Diffusionskategorien<br />
Tabelle 2-1:<br />
Definition <strong>der</strong> Diffusionskategorien<br />
A B C D E F<br />
sehr labil labil labil bis<br />
neutral<br />
neutral bis<br />
leicht stabil<br />
stabil<br />
sehr stabil<br />
sehr groß Vertikale Durchmischung sehr gering<br />
labil neutral bis stabil sehr stabil<br />
Üblicherweise wird die Turbulenzintensität <strong>der</strong> Atmosphäre diskontinuierlich durch Diffusionskategorien<br />
(manchmal auch als Ausbreitungskategorie o<strong>der</strong> Wetterkategorie bezeichnet)<br />
beschrieben. Es gibt verschie<strong>den</strong>e Kategorisierungen; international gebräuchlich ist die Kategorisierung<br />
nach Pasquill, die auch in Deutschland benutzt wird und die als Ergebnis <strong>der</strong> meteorologischen<br />
Messungen an <strong>den</strong> Standorten von Kernkraftwerken zur Verfügung steht. Zur<br />
Vereinfachung wer<strong>den</strong> in diesem <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> die Diffusionskategorien in die drei Gruppen labil,<br />
neutral bis stabil (diese Kategorie umfasst die Pasquill-Kategorien C, D und E) und sehr stabil<br />
zusammengefasst.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 21<br />
Zur Ermittlung <strong>der</strong> Diffusionskategorie dienen verschie<strong>den</strong>e Metho<strong>den</strong>, welche <strong>den</strong> einzelnen<br />
Kategorien Wertebereiche von mess- o<strong>der</strong> beobachtbaren meteorologischen Größen zuordnen.<br />
Bei SODAR-Systemen wird die Diffusionskategorie in aller Regel durch die Signalverarbeitungssoftware<br />
automatisch bestimmt. Die Metho<strong>den</strong> sind in unterschiedlichem Maß von<br />
standortspezifischen Bedingungen abhängig und dementsprechend in <strong>der</strong> Anwendung beschränkt.<br />
Sie sind wie folgt zu klassifizieren:<br />
Tabelle 2-2:<br />
Standortabhängigkeit <strong>der</strong> Metho<strong>den</strong> zur Bestimmung <strong>der</strong> atmosphärischen Stabilität<br />
Synoptische Beobachtung (siehe Kapitel 2.3.1)<br />
Strahlungsbilanz (siehe Kapitel 2.3.2)<br />
Temperaturgradient (siehe Kapitel 2.3.3)<br />
Standardabweichung <strong>der</strong> horizontalen Windrichtung<br />
(siehe Kapitel 2.3.4)<br />
Standortunabhängig<br />
Im Allgemeinen auf an<strong>der</strong>e Standorte<br />
übertragbar<br />
Nach Überprüfung auf an<strong>der</strong>e<br />
Standorte übertragbar<br />
Ortsspezifisches Schema notwendig<br />
Zu <strong>den</strong> standortabhängigen Faktoren zählen die Rauigkeitslänge z 0 als Parameter des Windprofils<br />
in <strong>der</strong> Mischungsschicht sowie die Verdrängungshöhe z d , die das Störniveau (dasjenige<br />
Niveau, oberhalb dessen sich eine ungestörte Strömung entwickelt) charakterisiert (siehe Bild<br />
2-2). In diesem <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> wird von einer mittleren Rauigkeitslänge von z 0 =0,5 m<br />
ausgegangen. Das Störniveau kann nur anlagenbezogen berücksichtigt wer<strong>den</strong>.<br />
Bild 2-2:<br />
Zur Definition <strong>der</strong> Verdrängungshöhe z d und <strong>der</strong> Rauigkeitslänge z o (aus<br />
[STU 88])<br />
Die standortabhängigen Verfahren sind in diesem <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> angegeben, um dem <strong>Fachberater</strong><br />
eine qualitative Prüfung ihm übermittelter Angaben zu ermöglichen.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
22 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
2.3.1 Synoptische Beobachtung<br />
Es ist die Windgeschwindigkeit in 10 m Höhe über dem Störniveau zu messen sowie bei Tag<br />
die Sonneneinstrahlung bzw. bei Nacht die Abstrahlung über <strong>den</strong> Bedeckungsgrad des Himmels<br />
zu schätzen (siehe Tabelle 2-3).<br />
Tabelle 2-3:<br />
Bestimmung <strong>der</strong> Diffusionskategorien aufgrund synoptischer Beobachtungen<br />
[SL 68]<br />
Windgeschwindigkeit<br />
Tag<br />
Nacht<br />
m·s -1 Sonneneinstrahlung Abstrahlung<br />
stark mittel gering schwach stark<br />
Bewölkung<br />
mehr als 3/8 bis 3/8<br />
u 2<br />
A<br />
labil<br />
A-B B (E-F) (F)<br />
2 u 3 A-B B C E sehr stabil F<br />
3 u 5 B B-C C D E<br />
5 u 6 C C-D D D D<br />
u 6<br />
C D D<br />
neutral bis stabil<br />
D D<br />
Die neutrale bis stabile Diffusionskategorie ist bei starker Bewölkung - Tag o<strong>der</strong> Nacht - stets<br />
anwendbar.<br />
2.3.2 Strahlungsbilanz<br />
Die Strahlungsbilanz in Kombination mit <strong>der</strong> Windgeschwindigkeit in 10 m Höhe über dem<br />
Störniveau (Untergrenze <strong>der</strong> freien Luftströmung) kann zur Bestimmung <strong>der</strong> Diffusionskategorie<br />
dienen. Bild 2-3 zeigt die Zuordnung <strong>der</strong> vereinfachten Stabilitätskategorien zu Wertepaaren<br />
von Windgeschwindigkeit und Strahlungsbilanz [ERL 03].<br />
2.3.3 Temperaturgradient<br />
Der Temperaturgradient kann an einem Messmast gemessen wer<strong>den</strong>. Bild 2-4 zeigt die Wertebereiche<br />
des Gradienten dT/dz (zwischen 30 m und 100 m Höhe gemessen) und <strong>der</strong> mittleren<br />
Windgeschwindigkeit u in 10 m Höhe [ERL 03]. Die Grenzen zwischen <strong>den</strong> Stabilitätsregionen<br />
in Bild 2-4 sind relativ stark von <strong>den</strong> Messhöhen <strong>der</strong> Temperatur abhängig. Ggf. ist<br />
auf <strong>der</strong> Grundlage <strong>der</strong> im Erläuterungsbericht gegebenen Angaben und Formeln ein auf die<br />
jeweiligen Standortgegebenheiten anwendbares Schema zu erstellen. Bei niedrigen Windgeschwindigkeiten<br />
und gleichzeitigem Temperaturgradienten im Bereich von -1 K/100 m ist die<br />
Unterscheidung <strong>der</strong> Stabilitätsregionen unsicher. Zur Plausibilisierung können in diesem Fall<br />
synoptische Beobachtungen (Tag/Nacht; Stärke <strong>der</strong> Sonneneinstrahlung) hilfreich sein.<br />
2.3.4 Standardabweichung <strong>der</strong> horizontalen Windrichtung ( )<br />
Die Standardabweichungen wer<strong>den</strong> normalerweise mit Hilfe eines Prozessrechners aus <strong>den</strong><br />
Messwerten <strong>der</strong> horizontalen Windrichtung ermittelt. Tabelle 2-4 zeigt die Zuordnungen <strong>der</strong><br />
Diffusionskategorien zu <strong>den</strong> Standardabweichungen [KTA 1508]. Hinweis: Bei geringen<br />
Messhöhen <strong>der</strong> Windrichtung (
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 23<br />
ruhe gewonnen. Für an<strong>der</strong>e Standorte ist - falls vorhan<strong>den</strong> - ein ortsspezifisches Schema zu<br />
verwen<strong>den</strong>. Dabei ist die Korrektur für die Messhöhe nach KTA 1508 zu beachten.<br />
Tabelle 2-4:<br />
Meteorologische Stabilität in Abhängigkeit von <strong>der</strong> Standardabweichung <strong>der</strong><br />
horizontalen Windrichtung ( ), gemessen in 100 m Höhe [KTA 1508]<br />
F E D C B A<br />
sehr stabil neutral bis stabil labil<br />
3° 3° bis
24 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
2.8 Beson<strong>der</strong>e orographische Verhältnisse<br />
Das in dieser Unterlage verwendete Gauß-Fahnen-Ausbreitungsmodell geht von <strong>der</strong> Annahme<br />
aus, dass das Gelände ausreichend eben ist und somit die räumliche Konstanz von Windrichtung<br />
und Windgeschwindigkeit nicht wesentlich gestört ist. Dämme, Wälle und sonstige<br />
kleine Erhebungen sind <strong>der</strong> Bebauung und dem Bewuchs zuzurechnen. Das Gelände kann als<br />
ausreichend eben angesehen wer<strong>den</strong>, solange <strong>der</strong> Neigungswinkel des Geländes nicht größer<br />
als 5° ist und damit eine bo<strong>den</strong>parallele Strömung erhalten bleibt. Im Falle von Geländeformen,<br />
die über <strong>den</strong> Neigungswinkel von 5° hinausgehen, kann <strong>der</strong> Einfluss auf die Ausbreitung<br />
mit Hilfe <strong>der</strong> sog. Schrotschussmethode berücksichtigt wer<strong>den</strong>. Es wird angenommen, dass<br />
sich Schadstoffpartikel wie Schrotkugeln, von <strong>der</strong> Luftströmung unbeeinflusst, in <strong>der</strong> Atmosphäre<br />
ausbreiten. Deshalb ist als Freisetzungshöhe die Höhe <strong>der</strong> Quelle über dem Niveau<br />
des Bezugspunktes einzusetzen. Liegt <strong>der</strong> Bezugspunkt oberhalb <strong>der</strong> Quelle, so ist die Freisetzungshöhe<br />
gleich Null zu setzen. Ansonsten ist das Rechenverfahren unverän<strong>der</strong>t. Es ist<br />
darauf hinzuweisen, dass komplexe orographische Verhältnisse die Luftströmung und damit<br />
die Ausbreitung stark beeinflussen. Die Berechnung <strong>der</strong> Ausbreitung in orographisch stark<br />
geglie<strong>der</strong>tem Gelände (z.B. Täler, Berge) setzt Hilfsmittel (Computerprogramme) und Informationen<br />
(z.B. Geländeprofile, räumlich verteilte meteorologische Messungen) voraus, <strong>der</strong>en<br />
unmittelbare Nutzung im Allgemeinen nicht in <strong>den</strong> Aufgabenbereich des <strong>Fachberater</strong>s fällt.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 25<br />
50<br />
45<br />
40<br />
35<br />
labil<br />
(A / B)<br />
Strahlungsbilanz [mW • cm -2 ]<br />
30<br />
25<br />
20<br />
15<br />
10<br />
neutral bis stabil<br />
(C / D /E)<br />
5<br />
0<br />
sehr stabil (F)<br />
-5<br />
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10<br />
Windgeschwindigkeit (in 10 m Höhe) [m • s -1 ]<br />
Bild 2-3:<br />
Meteorologische Stabilität in Abhängigkeit von Strahlungsbilanz und Windgeschwindigkeit<br />
[ERL 03]<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
26 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
2<br />
z 0 =0.5 m<br />
Temperaturgradient gemessen zwischen 100 m und 30 m<br />
1,5<br />
1<br />
sehr stabil<br />
(F)<br />
Temperaturgradient dT/dz [K/100 m]<br />
0,5<br />
0<br />
-0,5<br />
neutral bis stabil<br />
(C / D / E)<br />
-1<br />
-1,5<br />
labil<br />
(A / B)<br />
-2<br />
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10<br />
Windgeschwindigkeit in 10 m Höhe [m/s]<br />
Bild 2-4:<br />
Meteorologische Stabilität in Abhängigkeit von Temperaturgradient und Windgeschwindigkeit<br />
[ERL 03]
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 27<br />
3 Berechnung von Strahlendosisleistungen und Strahlendosen<br />
Zur Beurteilung <strong>der</strong> Wirkungen von Strahlendosen sind im strengen Sinn die Energiedosis<br />
(Gray) in Bezug auf deterministische Effekte und die Äquivalentdosis (Sievert) in Bezug auf<br />
stochastische Effekte zu betrachten. Im Folgen<strong>den</strong> wird zur Vereinfachung <strong>der</strong> Darstellung<br />
nur die Äquivalentdosis verwendet, zumal die Dosisrichtwerte unterhalb <strong>der</strong> Schwellenwerte<br />
für deterministische Effekte festgelegt sind. Mit <strong>den</strong> im Weiteren benutzten Dosiskoeffizienten<br />
wer<strong>den</strong> immer Äquivalentdosen berechnet.<br />
3.1 Expositionspfade<br />
Bei <strong>der</strong> Bestimmung <strong>der</strong> Dosis für Personen in <strong>der</strong> Bevölkerung 1 sind entsprechend <strong>den</strong> Vorgaben<br />
in <strong>den</strong> ”Radiologischen Grundlagen ” [RG 99] in <strong>der</strong> Frühphase eines Unfalls zunächst<br />
folgende Expositionspfade zu berücksichtigen:<br />
Äußere Bestrahlung aus <strong>der</strong> radioaktiven Wolke (Gamma-Submersionsdosis H w )<br />
Bestrahlung aus <strong>der</strong> eingeatmeten Aktivität (Inhalationsdosis H h )<br />
Äußere Bestrahlung von <strong>der</strong> am Bo<strong>den</strong> abgelagerten Aktivität (Gamma-Bo<strong>den</strong>dosis H b )<br />
An<strong>der</strong>e Expositionspfade (Beta-Submersion und Direktstrahlung durch kontaminierte Gegenstände)<br />
können entwe<strong>der</strong> wegen ihrer geringeren Bedeutung zunächst vernachlässigt o<strong>der</strong> wegen<br />
<strong>der</strong> geringeren Dringlichkeit (Ingestion) anfangs durch überschlägige Abschätzungen<br />
(siehe Kapitel 4) berücksichtigt wer<strong>den</strong>. In Kapitel 3.8 wer<strong>den</strong> Kontaminationen <strong>der</strong> Haut<br />
angesprochen, die für die Bevölkerung ebenfalls geringere Bedeutung haben als die erstgenannten<br />
Expositionspfade.<br />
In <strong>der</strong> Regel sind in <strong>der</strong> Frühphase eines kerntechnischen Unfalls zur Entscheidung über Maßnahmen<br />
folgende Strahlendosen zu ermitteln:<br />
Tabelle 3-1:<br />
Zu berechnende Strahlendosen<br />
Entscheidung über die Maßnahmen<br />
Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong><br />
Evakuierung<br />
Einnahme von Iodtabletten<br />
Zu berechnende Dosis<br />
(EF = Index für effektive Dosis 2 ,<br />
SD = Index für Schilddrüsendosis)<br />
EF EF EF<br />
EF<br />
H H H (7 d)<br />
H<br />
H<br />
Die Berechnungen sind in erster Linie für die kritische Bevölkerungsgruppe <strong>der</strong> Kleinkin<strong>der</strong><br />
(1 - 2 Jahre) durchzuführen; ergänzend sind mit <strong>den</strong> in diesem <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> angebotenen Daten<br />
auch Berechnungen für Erwachsene möglich.<br />
ges<br />
SD<br />
ges<br />
H<br />
w<br />
SD<br />
h<br />
b<br />
h<br />
1 Für Einsatzpersonal im Bereich <strong>der</strong> betroffenen Anlage können sich die Bedeutungen <strong>der</strong><br />
Expositionspfade an<strong>der</strong>s darstellen. Insbeson<strong>der</strong>e sind dann auch die Direktstrahlung und die<br />
Hautkontamination zu beachten.<br />
2 Nach ICRP 60 ist die effektive Dosis die Summe <strong>der</strong> gewichteten Äquivalentdosen in allen<br />
Geweben und Organen des Körpers. Sie wird nach <strong>der</strong> Formel H EF = w T·H T ermittelt, wobei<br />
H T die Äquivalentdosis im Gewebe o<strong>der</strong> Organ T und w T <strong>der</strong> Wichtungsfaktor für das<br />
Gewebe o<strong>der</strong> Organ T ist.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
28 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Die zu betrachten<strong>den</strong> Integrationszeiten sind in <strong>den</strong> ”Radiologischen Grundlagen” [RG 99]<br />
festgelegt; vgl. Kapitel 4.1.1). Dabei ist zu beachten, dass für die externe Strahlung aus <strong>der</strong><br />
Wolke nur die tatsächliche Durchzugszeit <strong>der</strong> Wolke bedeutsam ist. Die Aufnahme von<br />
Radionukli<strong>den</strong> durch Inhalation ist nach Durchzug <strong>der</strong> Wolke ebenfalls abgeschlossen, wenn<br />
man von <strong>der</strong> Resuspension absieht, die aber wegen <strong>der</strong> klimatischen Verhältnisse in Mitteleuropa<br />
im Katastrophenschutz vernachlässigt wer<strong>den</strong> kann. Die Strahlenexposition durch jedes<br />
inkorporierte Radionuklid hängt von dessen Verteilung und Verweildauer im Körper sowie<br />
von seiner Halbwertszeit ab und kann sich über einen längeren Zeitraum erstrecken. Daher<br />
wird die Inhalationsdosis grundsätzlich als Folgedosis (Folgezeiträume: 50 Jahre bei Erwachsenen<br />
bzw. 69 Jahren bei Kleinkin<strong>der</strong>n) ermittelt. Da ein erheblicher Anteil <strong>der</strong> externen<br />
Strahlendosis vom kontaminierten Bo<strong>den</strong> erst während eines längeren Zeitraums aufläuft,<br />
muss zunächst die Strahlendosis für die Expositionszeit von 7 Tagen ermittelt wer<strong>den</strong>.<br />
Die zum Vergleich mit <strong>den</strong> Dosisrichtwerten zu ermitteln<strong>den</strong> Strahlendosen wer<strong>den</strong> ohne Berücksichtigung<br />
von Schutzfaktoren durch Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong> berechnet, da diese sich<br />
beträchtlich unterschei<strong>den</strong> können (siehe Kapitel 4.1.3).<br />
Bei <strong>der</strong> Bewertung <strong>der</strong> Ergebnisse von Dosisberechnungen ist zu berücksichtigen, dass die<br />
Rechenmodelle und Eingabedaten mit Unsicherheiten behaftet sind. Es ist daher zu prüfen, ob<br />
die für Maßnahmen ermittelten Gebiete um einen Sicherheitszuschlag erweitert wer<strong>den</strong> müssen.<br />
Wenn die Windrichtung nur sektorbezogen angegeben wird, ist auch diese Unsicherheit<br />
zu berücksichtigen. Das unter Berücksichtigung aller genannten Unsicherheiten schließlich für<br />
eine Maßnahme ermittelte Gebiet sollte Grenzen haben, die mit <strong>der</strong> Einteilung in Zonen und<br />
Sektoren kompatibel sind, um die Kommunikation zu vereinfachen. Die Zentralzone ist stets<br />
in die Maßnahmen einzubeziehen. Wenn die mit Sicherheitszuschlägen verbun<strong>den</strong>e Vergrößerung<br />
eines Gebietes mit Verzögerung o<strong>der</strong> Verlängerung <strong>der</strong> dazugehörigen Maßnahmen verbun<strong>den</strong><br />
ist, müssen die Vor- und Nachteile gegeneinan<strong>der</strong> abgewogen wer<strong>den</strong>. Unter Umstän<strong>den</strong><br />
können auch außerhalb des Planungsgebietes Maßnahmen erfor<strong>der</strong>lich wer<strong>den</strong> [RE 99].<br />
3.2 Formeln und Parameter<br />
Die Strahlenexposition kann in folgen<strong>den</strong> Schritten ermittelt wer<strong>den</strong>:<br />
1. Abschätzung <strong>der</strong> insgesamt freigesetzten Aktivität bzw. <strong>der</strong> Freisetzungsrate (durch Prognose<br />
o<strong>der</strong> durch Messung zu gewinnen). Dies ist Aufgabe des Betreibers.<br />
2. Berechnung <strong>der</strong> (zeitintegrierten) Konzentration <strong>der</strong> radioaktiven Stoffe in <strong>der</strong> bo<strong>den</strong>nahen<br />
Luft und <strong>der</strong> Bo<strong>den</strong>kontamination an interessieren<strong>den</strong> Orten mit Hilfe eines Ausbreitungsmodells.<br />
3. Berechnung <strong>der</strong> Strahlendosen bzw. -dosisleistungen anhand <strong>der</strong> Ergebnisse <strong>der</strong> Ausbreitungsrechnung<br />
mit Hilfe von Dosiskoeffizienten sowie weiteren Parametern.<br />
Während und nach <strong>der</strong> Freisetzung können Strahlendosen bzw. -dosisleistungen anhand von<br />
Immissionsmessergebnissen errechnet wer<strong>den</strong>.<br />
Die Formeln zur Dosisberechnung bestehen aus vier wesentlichen Elementen:<br />
<br />
Freigesetzte Aktivität : A r für Einzelnuklide ( r ) , A i summiert über Nuklidgruppe (i)<br />
Ausbreitung und Ablagerung (Ausbreitungsfaktor , Falloutfaktor F, Washoutfaktor W)<br />
Dosiskoeffizient: g r für Einzelnuklide ( r ), gi<br />
gemittelt über Nuklidgruppe (i)<br />
Expositionsmodus (Atemrate V , zeitliche Integration K br und Bo<strong>den</strong>korrektur b)<br />
Die erfor<strong>der</strong>lichen Formeln, Parameter und Quellen sind in <strong>der</strong> nuklidspezifischen und in <strong>der</strong><br />
nuklidgruppenspezifischen Form in <strong>den</strong> Tabellen 3-2 und 3-3 enthalten. Wenn man nuklid-
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 29<br />
spezifisch rechnet, was bei Handrechnungen in <strong>der</strong> Regel sehr aufwendig ist, müssen die einzelnen<br />
Summan<strong>den</strong> anschließend addiert wer<strong>den</strong>. Man kann vereinfachend auch mit Nuklidgruppen<br />
rechnen.<br />
Tabelle 3-2: Formeln zur Dosisberechnung<br />
Expositionspfad<br />
Nuklidspezifische Rechnung Nuklidgruppenspezifische Rechnung<br />
Externe<br />
Wolkenstrahlung<br />
(siehe Text<br />
auf Seite<br />
31!)<br />
Inhalation<br />
(Schildrüsen<br />
dosis: nur<br />
Iodisotope!)<br />
Gamma-<br />
Bo<strong>den</strong><br />
H w, r A r g w , r<br />
H A <br />
g w,<br />
i i w , i<br />
i {Edelgas, Iod, Schwebstoff}<br />
Für Kleinkin<strong>der</strong> (1-2 Jahre) wird das Ergebnis mit dem Faktor 1,4 multipliziert<br />
[BMU 01].<br />
H A r <br />
V<br />
1,5<br />
g<br />
h,<br />
r<br />
h,<br />
r<br />
H A <br />
V<br />
1,5<br />
<br />
h,<br />
i i<br />
gh , i<br />
i {Iod, Schwebstoff}<br />
H A r (<br />
v g r W)<br />
b g K<br />
br , H A<br />
(<br />
v<br />
W)<br />
b(<br />
g K<br />
)<br />
,<br />
br , b,<br />
r bi , i g,<br />
i b b i<br />
i {Iod, Schwebstoff}<br />
Für Kleinkin<strong>der</strong> (1-2 Jahre) wird das Ergebnis mit dem Faktor 1,5 multipliziert<br />
[BMU 01].<br />
Tabelle 3-3: Bezeichnungen und Zahlenwerte zu Tabelle 3-2<br />
Tabelle 3-7<br />
Formelzeichen<br />
Erläuterung Zahlenwerte, Quellen und Verweise<br />
A r Freisetzte Aktivität in Bq - Abschätzung aus dem Inventar I r und Freisetzungsfaktoren<br />
p r : Ar<br />
Ir<br />
pr<br />
- Abschätzungen des Betreibers aus Aktivitätskonzentration,<br />
Fortluftvolumenstrom und<br />
Freisetzungsdauer<br />
b Bo<strong>den</strong>korrekturfaktor Faktor berücksichtigt die Bo<strong>den</strong>rauigkeit und<br />
das Eindringen <strong>der</strong> Radionuklide in <strong>den</strong> Bo<strong>den</strong>.<br />
Annahmen:<br />
b=1 kurz nach <strong>der</strong> Ablagerung<br />
b=0,5 längere Zeit nach <strong>der</strong> Ablagerung<br />
F r Falloutfaktor in m -2 für das F r v g , r <br />
Nuklid r<br />
g b,r Dosisleistungskoeffizient für<br />
Bo<strong>den</strong> in Sv·m 2·Bq -1·s -1<br />
externe Gammastrahlung vom<br />
g h,r Dosiskoeffizient für Inhalation Tabelle 3-7<br />
in Sv·Bq -1 (Folgedosis)<br />
g w,r Dosiskoeffizient für externe<br />
Gammastrahlung aus <strong>der</strong> Wolke<br />
in Sv·m 3·Bq -1·s -1 Tabelle 3-7<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
30 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Tabelle 3-3: Bezeichnungen und Zahlenwerte zu Tabelle 3-2<br />
Formelzeichen<br />
Erläuterung Zahlenwerte, Quellen und Verweise<br />
h bzw.<br />
h eff<br />
(effektive) Freisetzungshöhe<br />
in m<br />
Angaben des Betreibers, Abschätzung nach<br />
Unfallszenario<br />
I Regenintensität in mm·h -1 Angaben des Betreibers o<strong>der</strong> des Wetterdienstes<br />
I 0 Einheitsregenintensität 1 mm·h -1<br />
in mm·h -1<br />
I r Aktivitätsinventar für das<br />
Nuklid r in Bq<br />
Betreiberangaben o<strong>der</strong> Abschätzung auf <strong>der</strong><br />
Basis von Tabelle 1-1, abhängig vom Abbrand<br />
und <strong>der</strong> Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion<br />
K b,r Integrationsterm in s<br />
r<br />
t<br />
e<br />
K<br />
br<br />
1<br />
<br />
p r<br />
Freisetzungsfaktor für das<br />
Nuklid r<br />
r<br />
Abhängig von Unfallszenario, Abschätzung auf<br />
Basis von Angaben des Betreibers o<strong>der</strong> von<br />
Risikostudien (Tabellen 1-2, 1-3)<br />
u Mittlere Windgeschwindigkeit<br />
in effektiver Freisetzungshöhe<br />
Angaben des Betreibers o<strong>der</strong> des Wetterdienstes,<br />
ggf. Höhenkorrektur nach Bild 2-3<br />
in m·s -1<br />
V 1,5 Atemrate in m 3·s -1 Kleinkin<strong>der</strong> (1- 2 Jahre): 6,0·10 -5 -1<br />
m<br />
3·s<br />
Erwachsene(>17 Jahre): 2,6·10 -4 -1<br />
m<br />
3·s<br />
(umgerechnet aus [StrlSchV 01, Anlage VII])<br />
Die oben stehen<strong>den</strong> Werte wer<strong>den</strong> um <strong>den</strong><br />
Faktor 1,5 erhöht (Zeitintervall 0 – 8 h, nach<br />
[SBG 94]).<br />
v g,r Ablagerungsgeschwindigkeit Edelgase:keine Ablagerung<br />
für das Nuklid r in m·s -1 r{Iod}: 1·10 -2 m·s -1<br />
r{Schwebstoffe}: 1,5·10 -3 m·s -1<br />
(aus [SBG 94])<br />
W Washoutfaktor in m -2 y<br />
2<br />
<br />
2<br />
2<br />
W <br />
<br />
e<br />
2<br />
<br />
y<br />
u<br />
y<br />
x<br />
y<br />
z<br />
Aufpunktkoordinate in Windrichtung<br />
in m<br />
Aufpunktkoordinate quer zur<br />
Windrichtung in m<br />
Aufpunktkoordinate in vertikaler<br />
Richtung in m<br />
Bild 3-13, Bild 3-14<br />
z wird im Allgemeinen mit 0 m (Bo<strong>den</strong>) angesetzt.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 31<br />
Tabelle 3-3: Bezeichnungen und Zahlenwerte zu Tabelle 3-2<br />
Formelzeichen<br />
<br />
Erläuterung Zahlenwerte, Quellen und Verweise<br />
Kurzzeit-Ausbreitungsfaktor in<br />
s·m -3 , berechnet nach dem<br />
Gauß-Fahnenmodell<br />
<br />
2<br />
<br />
2<br />
2<br />
2<br />
( zheff<br />
) ( zheff<br />
) y<br />
1 <br />
<br />
2<br />
2 <br />
<br />
2<br />
2<br />
2<br />
2 <br />
z<br />
<br />
<br />
z<br />
y<br />
y<br />
<br />
z<br />
<br />
e<br />
u<br />
<br />
<br />
e<br />
<br />
e<br />
<br />
<br />
Vereinfacht sich für Aufpunkte auf <strong>der</strong> Achse<br />
<strong>der</strong> Ausbreitungsrichtung (y=0) in Bo<strong>den</strong>höhe<br />
(z=0) zu:<br />
<br />
<br />
y<br />
2<br />
h eff<br />
<br />
1 2<br />
2<br />
z<br />
<br />
z<br />
e<br />
u<br />
Bild 3-1 bis Bild 3-12<br />
t Expositionsdauer in s Annahmen je nach betrachtetem Dosisrichtwert,<br />
siehe Kapitel 5<br />
Washoutkoeffizient in s -1 8<br />
0<br />
I / I 0<br />
(aus [SBG 94])<br />
0 Washoutkoeffizient bei <strong>der</strong> Einheitsnie<strong>der</strong>schlagsintensität<br />
I 0 in<br />
s -1 0=7·10 -5 s -1<br />
(aus [SBG 94])<br />
r Zerfallskonstante in s -1 für das Tabelle 3-8<br />
Nuklid r<br />
y Horizontaler Ausbreitungsparameter<br />
in m<br />
Ermittelt mit DFK-Modell [DFK 98], je nach<br />
Freisetzungshöhe korrigiert für Gebäudeeinfluss<br />
z<br />
Vertikaler Ausbreitungsparameter<br />
in m<br />
(nach [SBG 94])<br />
Ermittelt mit DFK-Modell [DFK 98] , je nach<br />
Freisetzungshöhe korrigiert für Gebäudeeinfluss<br />
(nach [SBG 94])<br />
Bei <strong>der</strong> Berechnung <strong>der</strong> Gamma-Submersionsdosis wird in diesem <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> – abweichend<br />
von früheren Ausgaben und <strong>den</strong> für Genehmigungsverfahren [AVV 90, SBG 90] festgelegten<br />
Berechnungsmetho<strong>den</strong> – vereinfachend vom international üblichen Halbraum-Modell<br />
ausgegangen. Dieses gilt für Orte, die weiter als das Konzentrationsmaximum von <strong>der</strong><br />
Anlage entfernt sind. Es sind an<strong>der</strong>e Dosiskoeffizienten [ECK 93] als die in [BMU 01] angegebenen<br />
zu verwen<strong>den</strong>.<br />
Für alle Entfernungen, die geringer sind als die Entfernung des Konzentrationsmaximums,<br />
sind als Näherung die Werte am Konzentrationsmaximum anzusetzen.<br />
Ausgangspunkte (und Zwischenschritte) für die Dosisberechnung können auch gemessene<br />
Werte wie Aktivitätskonzentrationen in <strong>der</strong> (bo<strong>den</strong>nahen) Luft o<strong>der</strong> Bo<strong>den</strong>kontaminationen<br />
sein (siehe Kapitel 5).<br />
In Tabelle 3-8 sind die Werte des Produktes K b,r·g b,r für verschie<strong>den</strong>e Aufenthaltszeiten nuklidspezifisch<br />
aufgeführt. Diese Werte sind zur Umrechnung von Kontaminationen auf Dosen<br />
und umgekehrt unter Beachtung <strong>der</strong> Nuklidzusammensetzung unmittelbar verwendbar. Für<br />
Nuklidgemische anwendbare Umrechnungsfaktoren ( g ) für Iodgemische und<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37<br />
b<br />
K b<br />
( g<br />
b<br />
K b<br />
) für Schwebstoffgemische sind aus Tabelle 3-9 und aus Tabelle 3-10 in Bezug auf<br />
A<br />
Leitnuklide zu ersehen.<br />
I
32 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Tabelle 3-4:<br />
(Zeitintegrierte) Aktivitätskonzentration in <strong>der</strong> Luft und Bo<strong>den</strong>kontamination<br />
Mess- o<strong>der</strong> Rechengröße<br />
Berechnung als Zwischengröße Dosisberechnung<br />
Aktivitätskonzentration in <strong>der</strong> Luft C r A<br />
r <br />
H<br />
C r in Bq·m -3<br />
A h , r<br />
Cr<br />
t<br />
g<br />
h,<br />
r<br />
V<br />
1,<br />
5<br />
r<br />
: Freisetzungsrate in Bq·s -1<br />
Zeitintegrierte Aktivitätskonzentration<br />
in <strong>der</strong> Luft Cr,Lu<br />
in Bq·s·m -3 ,<br />
C * r Lu<br />
A r<br />
<br />
*<br />
*<br />
*<br />
H<br />
h , r<br />
Cr,<br />
Lu<br />
g<br />
h,<br />
r<br />
V<br />
1,<br />
5<br />
C C ( t)<br />
dt<br />
Bo<strong>den</strong>kontamination B r in Bq·m -2<br />
C<br />
B<br />
r,<br />
Lu<br />
*<br />
r,<br />
Lu<br />
r<br />
<br />
t<br />
C<br />
A <br />
r<br />
r<br />
r<br />
t<br />
r<br />
t<br />
( Fr<br />
W<br />
) e<br />
H b, r Br<br />
Kb,<br />
r gb,<br />
r<br />
Hinweis: Die Formel für die Ermittlung <strong>der</strong> Bo<strong>den</strong>kontamination B r enthält zur Vereinfachung<br />
die Annahme, dass die Ablagerung <strong>der</strong> gesamten Aktivität kurzzeitig zu Beginn <strong>der</strong><br />
Freisetzung erfolgt.<br />
Faustregel:<br />
Über einer großflächigen Kontamination von 40 kBq·cm -2 herrscht in 1 m Höhe eine Gamma-<br />
Ortsdosisleistung von etwa 1 mSv·h -1 (Die Rauigkeit <strong>der</strong> Oberfläche und Absorption in <strong>der</strong> Luft<br />
sind dabei nicht berücksichtigt) [MIS 01].<br />
3.3 Ausbreitung<br />
Für die Bestimmung <strong>der</strong> Konzentrationsverteilungen wird in dieser Unterlage für <strong>den</strong> Nahbereich<br />
(bis ca. 20 km Quellentfernung) das Gauß-Fahnen-Modell [AVV 90, SBG 94] mit Ausbreitungsparametern<br />
nach dem DFK-Modell [DFK 98] verwendet. Es wird empfohlen, bei<br />
längerfristigen Freisetzungen (> 1 Stunde) die Konzentrationsverteilungen schrittweise anhand<br />
von Einstun<strong>den</strong>werten <strong>der</strong> meteorologischen Parameter zu bestimmen und die Ergebnisse<br />
zu überlagern.<br />
Soweit die Ausbreitungsfaktoren nicht unmittelbar mit dem Gauß-Fahnen-Modell berechnet<br />
wer<strong>den</strong>, können die Diagramme (Bild 3-1 bis Bild 3-12) sowie Isoplethen (Anhang 3) benutzt<br />
wer<strong>den</strong>. Die Diagramme <strong>der</strong> Ausbreitungsfaktoren gehen von einer mittleren Windgeschwindigkeit<br />
u 10 , gemessen in 10 m Höhe, aus und enthalten eine Hochrechnung <strong>der</strong> Windgeschwindigkeit<br />
auf vier feste Freisetzungshöhen (20 m, 50 m, 100 m und 150 m).<br />
Die Entfernungen, in <strong>den</strong>en nach <strong>den</strong> Berechnungen die maximalen Konzentrationen auftreten,<br />
sind in Tabelle 3-5 aufgeführt. Die Tabelle stellt gleichzeitig eine Liste <strong>der</strong> gerechneten<br />
Fälle dar.<br />
Das zugrundeliegende Ausbreitungsmodell [DFK 98] liefert von <strong>der</strong> Windgeschwindigkeit<br />
abhängige Konzentrationswerte. Bei einer tatsächlichen Windgeschwindigkeit, die zwischen<br />
o<strong>der</strong> über <strong>den</strong> gerechneten Werten <strong>der</strong> Windgeschwindigkeiten liegen, ist jeweils das Diagramm<br />
mit <strong>der</strong> niedrigeren Windgeschwindigkeit zu wählen. Damit ergibt sich ein eher pessimistisches<br />
Ergebnis.<br />
Abreicherungseffekte <strong>der</strong> Wolke durch trockene und nasse Ablagerung sind in Bild 3-1 bis<br />
Bild 3-12 nicht berücksichtigt. Sie spielen nur bei sehr langen Transportzeiten bzw. sehr niedrigen<br />
Windgeschwindigkeiten eine wesentliche Rolle. Eine Übersicht über die Bedeutung <strong>der</strong><br />
Abreicherungseffekte ist aus Tabelle 3-6 zu entnehmen und bei Bedarf anzuwen<strong>den</strong>. Radioaktiver<br />
Zerfall während des atmosphärischen Transports wird ebenfalls nicht berücksichtigt.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 33<br />
Tabelle 3-5:<br />
1)<br />
Freisetzungshöhe<br />
in m<br />
Quellentfernungen in Driftrichtung <strong>der</strong> Wolke, bei <strong>den</strong>en die maximalen Konzentrationen<br />
zu erwarten sind, sowie zugehörige Werte <strong>der</strong> Ausbreitungsfaktoren<br />
(Ergebnisse von Berechnungen mit einer Entfernungsschrittweite von<br />
125 m)<br />
Diffusionskategorie<br />
Windgeschwindigkeit in<br />
m·s -1 in 10 m Höhe<br />
Max. Ausbreitungsfaktor<br />
in s·m -3<br />
0,7 1,1E-04<br />
20 sehr stabil 1,0 1,1E-04 1)<br />
3,0 6,9E-05<br />
0,5 1,1E-04<br />
20 neutral bis 1,0 1,0E-04 1)<br />
stabil 3,0 6,4E-05<br />
8,0 2,8E-05<br />
0,5 9,5E-05<br />
20 labil 1,0 7,9E-05 1)<br />
3,0 3,7E-05<br />
0,7 4,8E-05<br />
50 sehr stabil 1,0 4,4E-05 1)<br />
3,0 2,3E-05<br />
0,5 5,7E-05<br />
50 neutral bis 1,0 5,2E-05 1)<br />
stabil 3,0 3,1E-05<br />
8,0 1,3E-05<br />
0,5 6,4E-05<br />
50 labil 1,0 5,3E-05 1)<br />
3,0 2,6E-05<br />
0,7 3,5E-07 10750<br />
100 sehr stabil 1,0 3,3E-07 11250<br />
3,0 2,5E-07 12750<br />
0,5 2,2E-06 1625<br />
100 neutral bis 1,0 1,8E-06 1500<br />
stabil 3,0 1,4E-06 1375<br />
8,0 6,9E-07 1250<br />
0,5 8,1E-06 250<br />
100 labil 1,0 6,8E-06 250<br />
3,0 3,5E-06 250<br />
0,7 1,0E-07 22000<br />
150 sehr stabil 1,0 1,0E-07 23000<br />
3,0 8,6E-08 27875<br />
0,5 8,3E-07 3125<br />
150 neutral bis 1,0 7,4E-07 2875<br />
stabil 3,0 5,3E-07 2500<br />
8,0 2,7E-07 2375<br />
0,5 4,0E-06 500<br />
150 labil 1,0 3,2E-06 500<br />
3,0 1,6E-06 375<br />
Quellentfernung<br />
in m<br />
Bei <strong>den</strong> Freisetzungshöhen 20 m und 50 m liegt das Konzentrationsmaximum wegen des<br />
Gebäudeeinflusses in Entfernungen < 100 m. Der angegebene, maximale Ausbreitungsfaktor<br />
ist in diesen Fällen <strong>der</strong>jenige in <strong>der</strong> Quellentfernung 125 m.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
34 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
1,0E-03<br />
Sehr stabil 20 m<br />
1,0E-04<br />
0,7 m/s<br />
1,0E-05<br />
1 m/s<br />
3 m/s<br />
[s/m³]<br />
1,0E-06<br />
1,0E-07<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-1:<br />
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe von<br />
20 m aus einem Gebäude (40 m 40 m).<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 35<br />
1,0E-03<br />
Neutral bis stabil 20 m<br />
1,0E-04<br />
0,5 m/s<br />
1 m/s<br />
1,0E-05<br />
3 m/s<br />
[s/m³]<br />
1,0E-06<br />
8 m/s<br />
1,0E-07<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-2:<br />
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe<br />
von 20 m aus einem Gebäude (40 m 40 m).<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
36 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
1,0E-03<br />
Labil 20 m<br />
1,0E-04<br />
0,5 m/s<br />
1,0E-05<br />
1 m/s<br />
[s/m³]<br />
1,0E-06<br />
3 m/s<br />
1,0E-07<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-3:<br />
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von 20 m<br />
aus einem Gebäude (40 m 40 m).<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 37<br />
1,0E-03<br />
Sehr stabil 50 m<br />
1,0E-04<br />
0,7 m/s<br />
1,0E-05<br />
3 m/s<br />
1 m/s<br />
[s/m³]<br />
1,0E-06<br />
1,0E-07<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-4:<br />
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe von<br />
50 m aus einem Gebäude (40 m 40 m).<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
38 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
1,0E-03<br />
Neutral bis stabil 50 m<br />
1,0E-04<br />
0,5 m/s<br />
1,0E-05<br />
1 m/s<br />
3 m/s<br />
[s/m³]<br />
1,0E-06<br />
8 m/s<br />
1,0E-07<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-5:<br />
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe<br />
von 50 m aus einem Gebäude (40 m 40 m).<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 39<br />
1,0E-03<br />
Labil 50 m<br />
1,0E-04<br />
0,5 m/s<br />
1,0E-05<br />
1 m/s<br />
3 m/s<br />
[s/m³]<br />
1,0E-06<br />
1,0E-07<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-6:<br />
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von 50 m<br />
aus einem Gebäude (40 m 40 m).<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
40 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
1,0E-03<br />
Sehr stabil 100 m<br />
1,0E-04<br />
1,0E-05<br />
[s/m³]<br />
1,0E-06<br />
0,7 m/s<br />
1 m/s<br />
3 m/s<br />
1,0E-07<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-7:<br />
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe von<br />
100 m.<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 41<br />
1,0E-03<br />
Neutral bis stabil 100m<br />
1,0E-04<br />
1,0E-05<br />
0,5 m/s<br />
1 m/s<br />
[s/m³]<br />
1,0E-06<br />
3 m/s<br />
8 m/s<br />
1,0E-07<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-8:<br />
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe<br />
von 100 m.<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
42 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
1,0E-03<br />
Labil 100 m<br />
1,0E-04<br />
1,0E-05<br />
0,5 m/s<br />
1 m/s<br />
[s/m³]<br />
1,0E-06<br />
3 m/s<br />
1,0E-07<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-9:<br />
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von<br />
100 m.<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 43<br />
1,0E-03<br />
Sehr stabil 150 m<br />
1,0E-04<br />
1,0E-05<br />
[s/m³]<br />
1,0E-06<br />
1 m/s<br />
1,0E-07<br />
0,7 m/s<br />
3 m/s<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-10:<br />
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe von<br />
150 m.<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
44 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
1,0E-03<br />
Neutral bis stabil 150 m<br />
1,0E-04<br />
1,0E-05<br />
[s/m³]<br />
1,0E-06<br />
0,5 m/s<br />
1 m/s<br />
3 m/s<br />
8 m/s<br />
1,0E-07<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-11:<br />
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe<br />
von 150 m.<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 45<br />
1,0E-03<br />
Labil 150 m<br />
1,0E-04<br />
1,0E-05<br />
0,5 m/s<br />
1 m/s<br />
[s/m³]<br />
1,0E-06<br />
3 m/s<br />
1,0E-07<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-12:<br />
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von<br />
150 m.<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
46 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Tabelle 3-6:<br />
Rechentabelle zur Berücksichtigung <strong>der</strong> Abreicherung für Iod und Schwebstoffe<br />
durch Regen. Grau unterlegt sind die Bereiche, bei <strong>den</strong>en <strong>der</strong> Abreicherungseffekt<br />
durch Regen zu einer Reduzierung <strong>der</strong> Konzentration bzw. <strong>der</strong> Dosis um<br />
mehr als 25% führt.<br />
Beispiel: Bei einer Aufpunktentfernung von 1000 m, einer Windgeschwindigkeit von 0,5 m·s -1 und einer Regenintensität<br />
von 5 mm·h -1 beträgt die Konzentration bzw. die Dosis unter Berücksichtigung <strong>der</strong> Abreicherung das<br />
0,6-fache <strong>der</strong> Werte ohne Abreicherung.<br />
Aufpunktentfernung x [m] Regenintensität [mm·h -1 ]<br />
100 200 500 1000 2000 5000 10000 1 2 3 5 10<br />
1 2 5 10 20 0,99 0,99 0,98 0,97 0,96<br />
0,4 1 2 4 10 20 0,97 0,94 0,92 0,88 0,80<br />
0,5 1 2 5 10 0,93 0,89 0,84 0,78 0,64<br />
0,5 1 2,5 5 0,87 0,78 0,71 0,60 0,41<br />
Windgeschwindigkeit [m·s -1 ] 0,4 1 2 0,70 0,54 0,43 0,28 0,11<br />
0,5 1 0,50 0,30 0,19 7,9E-02 1,2E-02<br />
0,5 0,25 0,09 3,4E-02 6,3E-03 1,5E-04<br />
3.4 Ablagerung<br />
Alle radioaktiven Stoffe außer <strong>den</strong> Edelgasen wer<strong>den</strong> durch trockene Ablagerung (Fallout)<br />
sowie bei Nie<strong>der</strong>schlag durch Washout auf <strong>den</strong> Bo<strong>den</strong> verfrachtet. Die trockene Ablagerung<br />
ist <strong>der</strong> bo<strong>den</strong>nahen Aktivitätskonzentration von Iod bzw. Schwebstoffen in <strong>der</strong> Luft proportional.<br />
Die Proportionalitätskonstante wird als Ablagerungsgeschwindigkeit v g,r bezeichnet,<br />
Werte in Tabelle 3-3. Der Ausdruck F r =v g,r· [m -2 ] wird als Falloutfaktor bezeichnet und<br />
stellt die trockene Ablagerung für eine Einheit eines freigesetzten Schadstoffs dar. In ähnlicher<br />
Weise bildet <strong>der</strong> Washoutfaktor W [m -2 ] die nasse Ablagerung für die Einheitsfreisetzung<br />
ab. Der Washoutfaktor ist außer vom Washoutkoeffizienten abhängig von <strong>der</strong> Nie<strong>der</strong>schlagsintensität<br />
I [mm/h] [SBG 94], <strong>der</strong> Windgeschwindigkeit u und dem horizontalen Ausbreitungsparameter<br />
y . Werte des Washoutfaktors W auf <strong>der</strong> Achse <strong>der</strong> Ausbreitungsrichtung<br />
können Bild 3-13 und Bild 3-14 entnommen wer<strong>den</strong>. Sie gelten in guter Näherung auch für<br />
niedrigere Freisetzungshöhen und sind nahezu unabhängig vom Gebäudeeinfluss.<br />
Die Kontamination des Bo<strong>den</strong>s B r [Bq·m -2 ] durch das Nuklid r zum Zeitpunkt t nach erfolgter<br />
(kurzzeitig angenommener) Ablagerung kann nach <strong>der</strong> Formel in Tabelle 3-4 berechnet wer<strong>den</strong>.<br />
In [AVV 90, SBG 94] wird bei <strong>der</strong> Berechnung <strong>der</strong> Bo<strong>den</strong>dosis durch Einführung eines Faktors<br />
b ( 1) die Bo<strong>den</strong>rauigkeit sowie das Eindringen <strong>der</strong> Aktivität in tiefere Bo<strong>den</strong>schichten<br />
wegen <strong>der</strong> damit verbun<strong>den</strong>en Abschirmung berücksichtigt. Dieser Faktor b wird hier wegen<br />
<strong>der</strong> Kürze <strong>der</strong> zunächst zu betrachten<strong>den</strong> Expositionszeit (typisch 7d) mit 1 angesetzt.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 47<br />
1,0E-06<br />
Labil , 100 m, 1 mm/h<br />
0,5 m/s<br />
Gilt für 1mm/h<br />
Für eine an<strong>der</strong>e Nie<strong>der</strong>schlagsintensität<br />
ist <strong>der</strong> abgelesene Wert<br />
mit folgen<strong>den</strong> Faktoren<br />
multiplizieren:<br />
1,0E-07<br />
2 mm/h: 1,7<br />
3 mm/h: 2,4<br />
5 mm/h: 3,6<br />
Washoutfaktor [m -2 ]<br />
3 m/s<br />
1 m/s<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-13 : Washoutfaktor für labile Situationen, 1 mm·h -1 Regen und eine<br />
Freisetzungshöhe von 100 m<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
48 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
1,0E-06<br />
Neutral bis stabil, 100 m, 1mm/h<br />
Gilt für 1 mm/h<br />
Für eine an<strong>der</strong>e Nie<strong>der</strong>schlagsintensität<br />
ist <strong>der</strong> abgelesene<br />
Wert mit folgen<strong>den</strong> Faktoren<br />
multiplizieren:<br />
1,0E-07<br />
2 mm/h: 1,7<br />
3 mm/h: 2,4<br />
5 mm/h: 3,6<br />
0,5 m/s<br />
Washoutfaktor [m -2 ]<br />
3 m/s<br />
1 m/s<br />
8 m/s<br />
1,0E-08<br />
1,0E-09<br />
100 1.000 10.000 100.000<br />
Quellentfernung [m]<br />
Bild 3-14 :<br />
Washoutfaktor für neutrale bis stabile Situationen, 1 mm·h -1 Regen und eine<br />
Freisetzungshöhe von 100 m<br />
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und<br />
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 49<br />
3.5 Dosisleistungs- und Dosiskoeffizienten<br />
Nuklidspezifische Dosisleistungs- und Dosiskoeffizienten für die relevanten Expositionspfade<br />
sind unten (Tabelle 3-7) aufgeführt. Nuklidspezifische Umrechnungsfaktoren zur Ermittlung<br />
<strong>der</strong> Dosis aus <strong>der</strong> Bo<strong>den</strong>kontamination sind in Tabelle 3-8 enthalten.<br />
Tabelle 3-7:<br />
Dosisleistungs- und Dosiskoeffizienten<br />
Externe Strahlung<br />
aus <strong>der</strong> Wolke<br />
Externe Strahlung<br />
vom kontaminierten<br />
Bo<strong>den</strong><br />
Inhalation<br />
Expositionspfad<br />
Gruppe Erwachsene (ab 18 Jahre) Kleinkin<strong>der</strong> (1-2 Jahre) Erwachsene<br />
Organ Effektive Dosis Effektive Dosis Schilddrüse Effektive Schilddrüse Effektive Dosis<br />
Dosis<br />
Formelzeichen<br />
EF<br />
EF<br />
SD<br />
EF<br />
SD<br />
EF<br />
g<br />
w , r<br />
g<br />
b , r<br />
g<br />
h , r<br />
g<br />
h , r<br />
g<br />
h , r<br />
g<br />
h , r<br />
Dimension Sv·m 3·Bq -1·s -1 Sv·m 2·Bq -1·s -1 Sv·Bq -1 Sv·Bq -1 Sv·Bq -1 Sv·Bq -1<br />
Quelle [IPSN 01]/ [BMU 01] [BMU 01] [BMU 01] [BMU 01] [BMU 01]<br />
[ECK 93]<br />
Radionuklid 1 2 3 4 5 6<br />
Edelgase<br />
Kr 87<br />
4,1E-14<br />
Kr 88<br />
1,4E-13<br />
Xe 133<br />
1,6E-15<br />
Xe 135<br />
1,2E-14<br />
Iod<br />
I 131 1,8E-14 3,6E-16 3,2E-06 1,6E-07 3,9E-07 2,0E-08<br />
I 132 1,1E-13 2,1E-15 3,8E-08 2,3E-09 3,6E-09 3,1E-10<br />
I 133 2,9E-14 6,1E-16 8,0E-07 4,1E-08 7,6E-08 4,0E-09<br />
I 134 1,3E-13 2,4E-15 7,3E-09 6,9E-10 7,0E-10 1,5E-10<br />
I 135 8,3E-14 1,7E-15 1,6E-07 8,5E-09 1,5E-08 9,2E-10<br />
Schwebstoffe<br />
Ru 103 2,3E-14 4,4E-16 2,1E-09 1,0E-08 3,3E-10 3,0E-09<br />
Sb 127 3,4E-14 6,5E-16 4,9E-10 7,9E-09 8,0E-11 1,9E-09<br />
Te 131m 7,5E-14 1,7E-15 1,2E-07 7,6E-09 1,3E-08 9,4E-10<br />
Te 132 1,3E-13 2,3E-16 2,9E-07 1,8E-08 2,5E-08 2,0E-09<br />
Cs 134 7,6E-14 1,5E-15 1,6E-08 6,3E-08 6,3E-09 2,0E-08<br />
Cs 136 1,1E-13 2,0E-15 3,9E-09 1,1E-08 1,0E-09 2,8E-09<br />
Cs 137 2,7E-14 5,3E-16 1,1E-08 1,0E-07 4,4E-09 3,9E-08<br />
Ba 140 8,6E-15 2,2E-15 1,4E-09 2,2E-08 2,9E-10 5,8E-09<br />
Pu 238 4,9E-18 6,9E-19 2,3E-05 1,9E-04 6,2E-06 1,1E-04<br />
Pu 241 2,2E-19 1,2E-18 4,0E-07 2,9E-06 1,4E-07 2,3E-06<br />
Cm 242 5,7E-18 9,7E-19 6,6E-07 2,1E-05 1,1E-07 5,9E-06<br />
Cm 244 4,9E-18 7,0E-19 9,7E-06 1,3E-04 3,3E-06 5,7E-05<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
50 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Tabelle 3-8:<br />
Radionuklid Halbwertzeit<br />
Nuklidspezifische Umrechnungsfaktoren Bo<strong>den</strong>kontamination Effektive<br />
Dosis<br />
Zerfallskonstante<br />
[s -1 ]<br />
K b,r·g b,r [Sv·m²·Bq -1 ]<br />
Effektive Dosis<br />
7d 30 d 1 a 50 a<br />
Iod<br />
I 131 8,04 d 1,0E-06 1,7E-10 3,4E-10 3,7E-10 3,7E-10<br />
I 132 2,3 h 8,4E-05 2,5E-11 2,5E-11 2,5E-11 2,5E-11<br />
I 133 20,8 h 9,3E-06 6,8E-11 6,8E-11 6,8E-11 6,8E-11<br />
I 134 52,6 m 2,2E-04 1,1E-11 1,1E-11 1,1E-11 1,1E-11<br />
I 135 6,61 h 2,9E-05 5,8E-11 5,8E-11 5,8E-11 5,8E-11<br />
Schwebstoffe<br />
Ru 103 39,28 d 2,0E-07 2,6E-10 9,3E-10 2,2E-09 2,3E-09<br />
Sb 127 3,85 d 2,1E-06 2,3E-10 3,2E-10 3,2E-10 3,2E-10<br />
Te 131m 30 h 6,4E-06 2,7E-10 2,8E-10 2,8E-10 2,8E-10<br />
Te 132 78,2 h 2,5E-06 7,5E-10 9,7E-10 9,7E-10 9,7E-10<br />
Cs 134 2,062 a 1,1E-08 9,0E-10 3,8E-09 4,0E-08 1,4E-07<br />
Cs 136 13,1 d 6,1E-07 1,0E-09 2,6E-09 3,3E-09 3,3E-09<br />
Cs 137 30 a 7,3E-10 3,3E-10 1,4E-09 1,7E-08 5,1E-07<br />
Ba 140 12,74 d 6,3E-07 1,2E-09 2,9E-09 3,7E-09 3,7E-09<br />
Pu 238 87,74 a 2,5E-10 5,6E-13 2,4E-12 2,9E-11 1,2E-09<br />
Pu 241 14,4 a 1,5E-09 8,5E-13 3,6E-12 4,3E-11 8,3E-10<br />
Cm 242 162,8 d 4,9E-08 7,7E-13 3,2E-12 2,1E-11 2,6E-11<br />
Cm 244 18,11 a 1,2E-09 5,7E-13 2,5E-12 2,9E-11 6,7E-10<br />
Tabelle 3-9 und Tabelle 3-10 enthalten Umrechnungsfaktoren, die man zur Ermittlung <strong>der</strong><br />
Dosis aus <strong>der</strong> zeitintegrierten Luftkonzentration bzw. aus <strong>der</strong> Bo<strong>den</strong>kontamination bei Nuklidgemischen<br />
benutzen kann. Die nuklidgruppenspezifischen Umrechnungsfaktoren nach<br />
Tabelle 3-9 sind zu benutzen, wenn Aktivitätsabschätzungen o<strong>der</strong> -messungen für die Nuklidgruppen<br />
Iod, Schwebstoffe o<strong>der</strong> Edelgase vorhan<strong>den</strong> sind. Wenn Schätzungen o<strong>der</strong> Messungen<br />
<strong>der</strong> o.a. Größen für bestimmte Leitnuklide (Xe 133 als Repräsentant für Edelgase, I 131<br />
für Radioiod, Cs 137 für Schwebstoffe) vorhan<strong>den</strong> sind, können die Umrechnungsfaktoren<br />
Leitnuklid nach Tabelle 3-10 benutzt wer<strong>den</strong>, die bereits einen Zuschlag für die an<strong>der</strong>en<br />
Nuklide in <strong>den</strong> jeweiligen Nuklidgruppen Iod, Schwebstoffe und Edelgase enthalten.<br />
Zur Berechnung <strong>der</strong> gesamten Dosis ist entsprechend Tabelle 3-1 über alle Nuklidgruppen zu<br />
summieren.<br />
Das zur Berechnung <strong>der</strong> Umrechnungsfaktoren unterstellte Nuklidgemisch ist aus dem Inventar<br />
eines Reaktors mit Gleichgewichtskern (Tabelle 1-1) und <strong>den</strong> Freisetzungsfaktoren<br />
nach DRS A, FK 2 bzw. FK 5 ( Tabelle 1-3) abgeleitet wor<strong>den</strong> [ERL 03].
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 51<br />
Tabelle 3-9 :<br />
Expositionspfad<br />
Ext. Wolkenstrahlung<br />
Nuklidgruppenspezifische Umrechnungsfaktoren: Zeitintegrierte Konzentration<br />
bzw. Kontamination Dosis (Grundlage siehe Text)<br />
Freisetzungskategorie 2 Freisetzungskategorie 5<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion<br />
Organ Formelzeichen Dimension 0 h 6 h 24 h 24 h 120 h 240 h<br />
Effektiv<br />
Ext. Wolkenstrahlung<br />
Effektiv<br />
Externe Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Inhalation Effektiv<br />
Inhalation<br />
Ext. Wolkenstrahlung<br />
Ext. Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Inhalation<br />
Ext. Wolkenstrahlung<br />
Kleinkin<strong>der</strong> (1 – 2 Jahre)<br />
Edelgasgruppe<br />
g Sv·m 3·Bq -1·s -1 4,0E-14 1,5E-14 5,5E-15 5,5E-15 2,2E-15 2,2E-15<br />
,<br />
w E<br />
Iodgruppe<br />
g Sv·m 3·Bq -1·s -1 1,1E-13 8,8E-14 8,6E-14 8,6E-14 8,7E-14 6,9E-14<br />
,<br />
w I<br />
Effektiv<br />
g b<br />
K b<br />
I<br />
Schilddrüse<br />
Effektiv<br />
1 , 5 V g h , I<br />
1 , 5 V g h , I<br />
Sv·m 2·Bq -1 7,8E-11 1,0E-10 1,1E-10 1,1E-10 1,4E-10 1,8E-10<br />
Sv·m3·Bq -1·s -1 2,5E-12 3,8E-12 4,9E-12 4,9E-12 7,4E-12 9,7E-12<br />
Sv·m3·Bq -1·s -1 4,9E-11 7,5E-11 9,6E-11 9,6E-11 1,5E-10 1,9E-10<br />
Schwebstoffgruppe<br />
g Sv·m 3·Bq -1·s -1 9,0E-14 8,8E-14 8,6E-14 9,8E-14 8,6E-14 6,7E-14<br />
,<br />
w A<br />
Effektiv<br />
g b<br />
K b<br />
A<br />
Effektiv<br />
Effektiv<br />
Ext. Wolkenstrahlung<br />
Effektiv<br />
Externe Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Inhalation Effektiv<br />
Inhalation<br />
Ext. Wolkenstrahlung<br />
Ext. Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Inhalation<br />
1 , 5 V g h , A<br />
Sv·m 2·Bq -1 3,0E-10 3,4E-10 3,9E-10 2,6E-10 3,6E-10 4,7E-10<br />
Sv·m3·Bq -1·s -1 4,3E-12 4,8E-12 5,9E-12 5,9E-12 1,0E-11 1,6E-11<br />
Erwachsene (ab18 Jahre)<br />
Edelgasgruppe<br />
g Sv·m 3·Bq -1·s -1 2,8E-14 1,1E-14 3,9E-15 3,9E-15 1,6E-15 1,5E-15<br />
,<br />
w E<br />
Iodgruppe<br />
g Sv·m 3·Bq -1·s -1 8,1E-14 6,3E-14 6,2E-14 6,2E-14 6,2E-14 4,9E-14<br />
,<br />
w I<br />
Effektiv<br />
g b<br />
K b<br />
I<br />
Schilddrüse<br />
Effektiv<br />
1 , 5 V g h , I<br />
1 , 5 V g h , I<br />
Sv·m 2·Bq -1 5,2E-11 6,8E-11 7,4E-11 7,4E-11 9,6E-11 1,2E-10<br />
Sv·m3·Bq -1·s -1 1,2E-12 1,9E-12 2,5E-12 2,5E-12 4,0E-12 5,2E-12<br />
Sv·m3·Bq -1·s -1 2,3E-11 3,6E-11 4,7E-11 4,7E-11 7,7E-11 1,0E-10<br />
Schwebstoffgruppe<br />
g Sv·m 3·Bq -1·s -1 6,4E-14 6,3E-14 6,1E-14 7,0E-14 6,1E-14 4,7E-14<br />
,<br />
w A<br />
Effektiv<br />
g b<br />
K b<br />
A<br />
Effektiv<br />
1 , 5 V g h , A<br />
Sv·m 2·Bq -1 2,0E-10 2,3E-10 2,6E-10 1,7E-10 2,4E-10 3,2E-10<br />
Sv·m3·Bq -1·s -1 6,7E-12 7,6E-12 9,4E-12 9,6E-12 1,7E-11 2,8E-11<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
52 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Tabelle 3-10: Umrechnungsfaktoren Leitnuklid: Zeitintegrierte Konzentration bzw. Kontamination<br />
Dosis (Grundlage siehe Text)<br />
Expositionspfad<br />
Ext. Wolkenstrahlung<br />
Effektiv<br />
Ext. Wolkenstrahlung<br />
Effektiv<br />
Externe Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Inhalation Effektiv<br />
Inhalation<br />
Freisetzungskategorie 2 Freisetzungskategorie 5<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion<br />
Organ Formelzeichen Dimension 0 h 6 h 24 h 24 h 120 h 240 h<br />
Kleinkin<strong>der</strong> (1 – 2 Jahre)<br />
Leitnuklid Xe 133<br />
g Sv·m 3·Bq -1·s -1 8,3E-14 2,6E-14 7,1E-15 7,1E-15 2,2E-15 2,2E-15<br />
,<br />
w Xe133<br />
Leitnuklid I 131<br />
g Sv·m 3·Bq -1·s -1 1,2E-12 5,5E-13 3,5E-13 3,5E-13 1,7E-13 1,0E-13<br />
,<br />
w I 131<br />
Effektiv<br />
g b<br />
K b<br />
I 131<br />
Schilddrüse<br />
Ext. Wolkenstrahlung<br />
Effektiv<br />
Ext. Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Inhalation Effektiv<br />
Ext. Wolkenstrahlung<br />
Effektiv<br />
Ext. Wolkenstrahlung<br />
Effektiv<br />
Externe Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Inhalation Effektiv<br />
Inhalation<br />
1 , 5 V g h , I 131<br />
Sv·m 2·Bq -1 8,2E-10 6,4E-10 4,5E-10 4,5E-10 2,9E-10 2,6E-10<br />
Sv·m3·Bq -1·s -1 2,6E-11 2,4E-11 2,0E-11 2,0E-11 1,5E-11 1,5E-11<br />
1 , 5 V g h , I 131<br />
Sv·m3·Bq -1·s -1 5,1E-10 4,7E-10 3,9E-10 3,9E-10 3,0E-10 2,9E-10<br />
Leitnuklid Cs 137<br />
g Sv·m 3·Bq -1·s -1 2,6E-12 2,2E-12 1,8E-12 4,1E-12 1,9E-12 8,8E-13<br />
,<br />
w Cs137<br />
Effektiv<br />
g b<br />
K b<br />
Cs137<br />
1 , 5 V g h , Cs137<br />
Sv·m 2·Bq -1 8,9E-09 8,6E-09 8,1E-09 1,1E-08 8,0E-09 6,3E-09<br />
Sv·m3·Bq -1·s -1 2,6E-10 2,4E-10 2,1E-10 5,3E-10 2,3E-10 9,5E-11<br />
Erwachsene (ab18 Jahre)<br />
Leitnuklid Xe 133<br />
g Sv·m 3·Bq -1·s -1 5,9E-14 1,8E-14 5,1E-15 5,1E-15 1,6E-15 1,6E-15<br />
,<br />
w Xe133<br />
Leitnuklid I 131<br />
g Sv·m 3·Bq -1·s -1 8,6E-13 3,9E-13 2,5E-13 2,5E-13 1,2E-13 7,4E-14<br />
,<br />
w I 131<br />
Effektiv<br />
g b<br />
K b<br />
I 131<br />
Schilddrüse<br />
Ext. Wolkenstrahlung<br />
Effektiv<br />
Ext. Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
1 , 5 V g h , I 131<br />
Sv·m 2·Bq -1 5,5E-10 4,2E-10 3,0E-10 3,0E-10 1,9E-10 1,8E-10<br />
Sv·m3·Bq -1·s -1 1,3E-11 1,2E-11 9,9E-12 9,9E-12 7,9E-12 7,8E-12<br />
1 , 5 V g h , I 131<br />
Sv·m3·Bq -1·s -1 2,4E-10 2,2E-10 1,9E-10 1,9E-10 1,5E-10 1,5E-10<br />
Leitnuklid Cs 137<br />
g Sv·m 3·Bq -1·s -1 1,9E-12 1,6E-12 1,3E-12 2,9E-12 1,4E-12 6,3E-13<br />
,<br />
w Cs137<br />
Effektiv<br />
g b<br />
K b<br />
Cs137<br />
Sv·m 2·Bq -1 5,9E-09 5,8E-09 5,4E-09 7,3E-09 5,3E-09 4,2E-09<br />
Inhalation<br />
Effektiv<br />
1 , 5 V g h , Cs137<br />
Sv·m3·Bq -1·s -1 2,0E-10 1,9E-10 1,9E-10 4,0E-10 3,9E-10 3,8E-10
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 53<br />
3.6 Bestimmung <strong>der</strong> Schilddrüsendosis<br />
Zur schnellen Abschätzung <strong>der</strong> Schilddrüsendosis aus <strong>der</strong> berechneten o<strong>der</strong> gemessenen zeitintegrierten<br />
Aktivitätskonzentration von I 131 in <strong>der</strong> Luft C<br />
*<br />
I131,<br />
Lu<br />
(z.B. ermittelt als Produkt<br />
<strong>der</strong> freigesetzten Aktivität und des Ausbreitungsfaktors o<strong>der</strong> als Produkt <strong>der</strong> mittleren I 131-<br />
Konzentration C<br />
I 131 , Lu<br />
und <strong>der</strong> Inhalationsdauer T) rechnet man<br />
SD *<br />
H CI 131, Lu<br />
1, 5 V<br />
gh,<br />
I 131<br />
.<br />
Werte für <strong>den</strong> Umrechnungsfaktor<br />
1 ,5V g , bezogen auf das Leitnuklid I 131, sind in<br />
h,I131<br />
Tabelle 3-10 für verschie<strong>den</strong>e Zeiten nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion t angegeben. Das diesen<br />
Umrechnungsfaktoren zugrundeliegende Nuklidgemisch gilt für Betriebsdauern von 100<br />
Tagen und mehr nach einer Stillstandsdauer (zum Brennelementwechsel) des Reaktors von 8<br />
Tagen. Bei wesentlich kürzeren Betriebsdauern ist noch kein Gleichgewicht <strong>der</strong> betrachteten<br />
Iod-Isotope erreicht. Bei längeren Stillstandszeiten ist <strong>der</strong> Anteil <strong>der</strong> an<strong>der</strong>en Iod-Isotope gegenüber<br />
I 131 im Nuklidgemisch noch höher als bei kürzeren Stillstandszeiten, weil dann<br />
auch I 131 abgeklungen ist. Die an<strong>der</strong>en Iod-Isotope tragen somit mehr zur Dosis bei. In diesen<br />
Fällen muss die errechnete Schilddrüsendosis mit einem Korrekturfaktor k(t,) multipliziert<br />
wer<strong>den</strong>. Diese Korrekturfaktoren sind in Bild 3-15 in Abhängigkeit von <strong>der</strong> Zeit nach<br />
Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion t und <strong>der</strong> Betriebsdauer des Reaktors grafisch aufgetragen. Dabei<br />
handelt es sich um Korrekturfaktoren für Kleinkin<strong>der</strong>. Die für Erwachsene sind nur geringfügig<br />
(max. 8%) geringer, so dass die gleichen Korrekturfaktoren angewendet wer<strong>den</strong> können<br />
[ERL 03].<br />
Beispiel:<br />
Aus einem Reaktor, <strong>der</strong> nach einer Stillstandszeit von 28 Tagen wie<strong>der</strong> 10 Tage in Betrieb ist,<br />
wird 6 h nach dem unfallbedingten Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion Iod freigesetzt. Messungen in <strong>den</strong><br />
ersten Stun<strong>den</strong> <strong>der</strong> Freisetzung ergeben eine Aktivitätskonzentration an I 131 von 10 kBq·m -3 .<br />
Es wird abgeschätzt, dass die Freisetzung in dieser Höhe etwa 4 Stun<strong>den</strong> anhält.<br />
Lösungsansatz:<br />
Die zeitintegrierte Aktivitätskonzentration von I 131 beträgt<br />
10 4 Bq·m -3 · 4 h = 4·10 4·3600 Bq·s·m -3 = 1,44·10 8 Bq·s·m -3 .<br />
Aus Tabelle 3-10 liest man bei t=6 h Umrechnungsfaktoren von 2,2·10 -10 Sv·m 3·Bq -1·s -1 für<br />
Erwachsene und 4,7·10 -10 Sv·m 3·Bq -1·s -1 für Kleinkin<strong>der</strong> ab. Hieraus ergeben sich folgende<br />
Schildrüsendosen (Basiswerte):<br />
Kleinkin<strong>der</strong>:<br />
Erwachsene:<br />
H<br />
H<br />
SD<br />
SD<br />
C<br />
C<br />
I131,Lu<br />
1,5<br />
V<br />
g<br />
*<br />
= 1,44·10 8 · 4,7·10 -10 Sv = 68 mSv<br />
I131,Lu<br />
1,5<br />
V<br />
g<br />
h,I131<br />
*<br />
= 1,44·10 8 · 2,2·10 -10 Sv = 32 mSv<br />
h,I131<br />
Aus Bild 3-15 (gestrichelte Linie wegen = 28 d, t = 6 h) liest man einen Korrekturfaktor von<br />
1,26 ab, mit dem die Dosis multipliziert wer<strong>den</strong> muss. Es ergeben sich folgende Schilddrüsendosen:<br />
Kleinkin<strong>der</strong>: H SD = 68 ·1,26 = 86 mSv (Überschreitung des Eingreifrichtwertes von 50 mSv<br />
für die Einnahme von Iodtabletten)<br />
Erwachsene: H SD = 32 ·1,26 = 40 mSv<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
54 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
2,3<br />
2,1<br />
1,9<br />
t= 0 h<br />
Korrekturfaktor k(t, <br />
1,7<br />
1,5<br />
t=6 h<br />
t=24 h<br />
Gestrichelte Linien:<br />
Stillstandszeit 28 Tage<br />
1,3<br />
t= 0 h<br />
1,1<br />
t=6 h<br />
t=24 h<br />
Durchgezogene Linien:<br />
Stillstandszeit 8 Tage<br />
1,0<br />
t=120 h<br />
0,9<br />
1 2 3<br />
10 100 328<br />
Betriebsdauer [Tage]<br />
Bild 3-15 :<br />
Korrekturfaktoren für die auf <strong>der</strong> Basis des Leitnuklids I 131 berechnete<br />
Schilddrüsendosis zur Berücksichtigung <strong>der</strong> Stillstandszeit, <strong>der</strong> Betriebsdauer <br />
sowie <strong>der</strong> Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion t auf die Zusammensetzung des<br />
Iod-Gemisches<br />
Bei Betriebsdauern >100 Tage sowie bei größeren als <strong>den</strong> angegebenen Zeiten<br />
nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion kann <strong>der</strong> Korrekturfaktor auf 1 gesetzt wer<strong>den</strong>.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 55<br />
Die Schilddrüsendosis durch Inhalation von I 131 kann auch an <strong>den</strong> betroffenen Personen mit<br />
Hilfe einfacher Dosisleistungsmessgeräte überschlägig bestimmt wer<strong>den</strong>. Hier gelten etwa folgende<br />
Relationen [MIS 01]:<br />
Faustregel:<br />
Eine Aktivität von 40 kBq I 131 in <strong>der</strong> Schilddrüse erzeugt eine Dosisleistung außen (Hautkontakt<br />
des Messgerätes) von 1 µSv·h -1 . Das führt zu einer Schilddrüsendosis von 15 mSv bei<br />
Erwachsenen und von 120 mSv bei Kleinkin<strong>der</strong>n.<br />
3.7 Ingestionsdosis<br />
Die Bestimmung <strong>der</strong> Ingestionsdosis ist nicht vordringlich, da durch die frühzeitige Warnung<br />
vor dem Verzehr frisch geernteter Lebensmittel sowie von Frischmilch aus dem betroffenen<br />
Gebiet die Ingestion unterbun<strong>den</strong> wer<strong>den</strong> kann. Die Unterbindung des Ingestionspfades ist<br />
deshalb beson<strong>der</strong>s wichtig, weil die Schilddrüsendosis durch Ingestion von Radioiod über <strong>den</strong><br />
Weide - Kuh - Milch - Pfad um <strong>den</strong> Faktor 200 bis 1000 höher sein kann als die Inhalationsdosis<br />
im gleichen Gebiet.<br />
Tabelle 3-11 zeigt eine Zusammenstellung <strong>der</strong> Ingestionsdosiskoeffizienten für Kleinkin<strong>der</strong> (1<br />
bis 2 Jahre) und Erwachsene (ab 18 Jahre) für die Schilddrüsendosis und die effektive Dosis.<br />
Durch Multiplikation mit <strong>der</strong> Radioaktivitätszufuhr (z.B. ermittelt durch: Spezifische Aktivität<br />
Verzehrmenge) lassen sich damit Ingestionsdosen ermitteln.<br />
Tabelle 3-11: Ingestionsdosiskoeffizienten nach [BMU 01] in Sv·Bq -1<br />
Nuklid Kleinkin<strong>der</strong> (1 bis 2 Jahre) Erwachsene (ab 18 Jahre)<br />
Schilddrüse Effektiv Schilddrüse Effektiv<br />
Iod<br />
I 131 3,6E-06 1,8E-07 4,3E-07 2,2E-08<br />
I 132 3,5E-08 2,4E-09 3,4E-09 2,9E-10<br />
I 133 8,6E-07 4,4E-08 8,2E-08 4,3E-09<br />
I 134 5,6E-09 7,5E-10 5,4E-10 1,1E-10<br />
I 135 1,7E-07 8,9E-09 1,6E-08 9,3E-10<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 1,7E-09 1,8E-08 2,0E-10 2,6E-09<br />
Sr 90 5,5E-09 7,3E-08 6,6E-10 2,8E-08<br />
Sr 91 1,5E-10 4,0E-09 2,0E-11 6,5E-10<br />
Nb 95 8,4E-11 3,2E-09 1,3E-11 5,8E-10<br />
Zr 95 1,5E-10 5,6E-09 4,2E-11 9,5E-10<br />
Zr 97 4,6E-10 1,4E-08 3,9E-12 2,1E-09<br />
Ru 103 4,1E-10 4,6E-09 6,7E-11 7,3E-10<br />
Ru 105 1,6E-11 1,8E-09 1,7E-12 2,6E-10<br />
Ru 106 8,7E-09 4,9E-08 1,4E-09 7,0E-09<br />
Rh 105 2,2E-11 2,7E-09 3,0E-12 3,7E-10<br />
Sb 129 3,3E-11 2,8E-09 4,1E-12 4,2E-10<br />
Te 127 1,7E-10 1,2E-09 1,7E-11 1,7E-10<br />
Te 129m 5,1E-08 2,4E-08 4,6E-09 3,0E-09<br />
Te 131m 1,5E-07 1,4E-08 1,8E-08 1,9E-09<br />
Te 132 3,2E-07 3,0E-08 3,1E-08 3,8E-09<br />
Cs 134 1,6E-08 1,6E-08 1,8E-08 1,9E-08<br />
Cs 136 9,6E-09 9,5E-09 2,9E-09 3,0E-09<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
56 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Nuklid Kleinkin<strong>der</strong> (1 bis 2 Jahre) Erwachsene (ab 18 Jahre)<br />
Schilddrüse Effektiv Schilddrüse Effektiv<br />
Cs 137 1,1E-08 1,2E-08 1,3E-08 1,3E-08<br />
Ba 140 8,3E-10 1,8E-08 8,7E-11 2,6E-09<br />
La 140 7,8E-11 1,3E-08 5,2E-12 2,0E-09<br />
Ce 143 8,3E-12 8,0E-09 3,6E-13 1,1E-09<br />
Np 239 5,4E-12 5,7E-09 1,5E-13 8,0E-10<br />
Pu 238 4,5E-08 4,0E-07 1,3E-08 2,3E-07<br />
Cm 242 1,3E-09 7,6E-08 2,3E-10 1,2E-08<br />
Cm 244 1,9E-08 2,9E-07 6,9E-09 1,2E-07<br />
3.8 Dosis durch Hautkontamination<br />
Die durch Kontamination <strong>der</strong> Haut und Kleidung verursachte Strahlenexposition <strong>der</strong> Haut<br />
variiert stark. Sie ist z.B. abhängig von <strong>der</strong> Art <strong>der</strong> Kleidung und <strong>den</strong> spezifischen Eigenschaften<br />
des Nuklidgemisches. Bei einer Kontamination mit radioaktiven Stoffen überwiegt<br />
die Beta-Strahlenexposition <strong>der</strong> direkt kontaminierten Haut- und Schleimhautpartien gegenüber<br />
<strong>der</strong> durch die Kontamination bedingten Ganzkörperexposition durch Gammastrahlung.<br />
Faustregel:<br />
Bei Annahme einer großflächigen Kontamination von Haut und Kleidung von etwa 1 m 2 mit<br />
40 kBq/cm 2 mit einem für Kernkraftwerke typischen Nuklidgemisch ergibt sich eine Gammadosis<br />
von rund 20 mSv innerhalb von 24 Stun<strong>den</strong> [RE 99, Anhang G3]. Die gleiche Kontamination<br />
führt innerhalb von 24 Stun<strong>den</strong> zu einer Beta-Hautdosis von 1 Sv.<br />
Da die meisten betastrahlen<strong>den</strong> Nuklide auch Gammastrahlung aussen<strong>den</strong>, besteht die Möglichkeit,<br />
die Beta-Strahlen-Kontamination auch über eine Gammastrahlungs-Dosisleistungsmessung<br />
abzuschätzen.<br />
Faustregel:<br />
Die Dosisleistung in 1 m Abstand von einer Person, die großflächig mit einem für Kernkraftwerkunfälle<br />
typischen Nuklidgemisch von 40 kBq/cm 2 kontaminiert ist, beträgt etwa<br />
40 µSv/h [RE 99, Anhang G3].<br />
3.9 Vereinfachtes Verfahren zur Dosisberechnung<br />
Bei <strong>der</strong> Berechnung <strong>der</strong> Dosis für Katastrophenschutzzwecke sind die Einzeldosen sowohl<br />
über die Nuklidgruppen Edelgase, Iod und Schwebstoffe, als auch über die Expositionspfade<br />
Externe Wolkenstrahlung, Inhalation und Bo<strong>den</strong>strahlung zu summieren.<br />
Für eine erste Abschätzung kann ein vereinfachtes Verfahren [ERL 03] verwendet wer<strong>den</strong>,<br />
das von folgen<strong>den</strong> Gegebenheiten ausgeht:<br />
1. Schilddrüsendosis durch Radioiod<br />
Unabhängig von <strong>den</strong> Witterungsbedingungen wird die Schilddrüsendosis durch Radioiod<br />
nur über die Inhalation berechnet.<br />
2. Effektive Dosis, wenn kein Nie<strong>der</strong>schlag erwartet wird<br />
Die Strahlendosen durch Inhalation und Bo<strong>den</strong>strahlung sind über die Atemrate bzw.<br />
die Ablagerungsgeschwindigkeit zur bo<strong>den</strong>nahen Aktivitätskonzentration in <strong>der</strong> Luft<br />
proportional, die auch die externe Wolkenstrahlung bestimmt. Daher ist es möglich,
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 57<br />
die Dosis über einen Expositionspfad zu berechnen und die bei<strong>den</strong> an<strong>der</strong>en durch einen<br />
vorausberechneten Proportionalitätsfaktor zu berücksichtigen. Man erhält die genauesten<br />
Ergebnisse, wenn man <strong>den</strong> Rechnungen für die einzelnen Nuklidgruppen <strong>den</strong><br />
dominanten Expositionspfad zugrunde legt. Dies ist für Iod und Schwebstoffe die Inhalation<br />
und für Edelgase die externe Wolkenstrahlung (siehe Berechnungsschema).<br />
3. Effektive Dosis, wenn Nie<strong>der</strong>schlag erwartet wird<br />
Es gelten dieselben Überlegungen zur Proportionalität, dominante Expositionspfade<br />
sind jedoch in diesem Fall bei <strong>der</strong> Iod- und Schwebstoffgruppe die Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
und bei <strong>den</strong> Edelgasen wie<strong>der</strong>um die externe Wolkenstrahlung (siehe Berechnungsschema).<br />
Im Fall des Nie<strong>der</strong>schlags, dessen Intensität man mit mindestens 2 mm/h ansetzen sollte, wird<br />
durch diese Faktoren die Gesamtdosis nie unterschätzt. Bei trockener Witterung gilt diese Abschätzung<br />
erst für Entfernungen von mehr als 300 m vom Freisetzungsort, am Freisetzungsort<br />
dominiert bei Ableitung über <strong>den</strong> Kamin die externe Wolkenstrahlung.<br />
Bei <strong>der</strong> effektiven Dosis durch externe Wolkenstrahlung wird auch nur die Dosis <strong>der</strong> radioaktiven<br />
Edelgase errechnet. Die Anteile aus <strong>den</strong> Nuklidgruppen Iod und Schwebstoffe sind trotz<br />
<strong>der</strong> um bis zu 2 Größenordnungen höheren Dosiskoeffizienten bei <strong>der</strong> wahrscheinlich um<br />
viele Größenordnungen höheren Edelgasfreisetzung zu vernachlässigen. Wenn Letzteres nicht<br />
<strong>der</strong> Fall wäre, wür<strong>den</strong> die Dosen <strong>der</strong> Nuklidgruppen Iod und Schwebstoffe über <strong>den</strong> Expositionspfad<br />
Gamma-Bo<strong>den</strong>strahlung bzw. Inhalation ohnehin dominant gegenüber <strong>der</strong> Gamma-<br />
Submersionsdosis sein und letztere keine Rolle spielen (Entfernungen größer 300 m).<br />
Die Berechnungen sind bezüglich <strong>der</strong> Wohnbevölkerung für die Personengruppe Kleinkin<strong>der</strong><br />
(1 - 2 Jahre) durchzuführen, <strong>den</strong>n für sie ergeben sich im Allgemeinen die höchsten Dosen.<br />
Falls die Luftkonzentration an radioaktivem Cäsium mindestens das 10-fache <strong>der</strong>jenigen von<br />
Radioiod erreicht, ist die Berechnung <strong>der</strong> Inhalationsdosis auch für die Gruppe <strong>der</strong> Erwachsenen<br />
durchzuführen.<br />
Die Dosis ist vordringlich für die nächstliegende Wohnbebauung bzw. Industrieansiedlung in<br />
ungefährer Hauptausbreitungsrichtung zu ermitteln. Sie bestimmt die für die Berechnungen<br />
notwendige Entfernung.<br />
Für die Dosisermittlung kann das nachfolgende Schema (Tabelle 3-12) angewandt wer<strong>den</strong>.<br />
Ein <strong>den</strong> Rechengang dokumentierendes Formular ist in Anhang 2 wie<strong>der</strong>gegeben.<br />
Bemerkung: Das Schema dient zur schnellen Beurteilung, ob Maßnahmen im Rahmen des<br />
Katastrophenschutzes zu empfehlen sind o<strong>der</strong> nicht. Allerdings ist zur Entscheidung über die<br />
schwerwiegende Maßnahme einer nachträglichen Evakuierung o<strong>der</strong> Umsiedlung die Dosis<br />
durch Gamma-Bo<strong>den</strong>strahlung geson<strong>der</strong>t zu berechnen. Für weitergehende Fragestellungen<br />
sind selbstverständlich weitere, detailliertere Berechnungen erfor<strong>der</strong>lich.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
58 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Tabelle 3-12: Schema <strong>der</strong> notwendig zu berechnen<strong>den</strong> Einzeldosen<br />
Maßnahme: „Einnahme von Iodtabletten“<br />
Ermittelt wird die Schilddrüsendosis<br />
Nuklidgruppe Expositionspfad Berechnete Dosis<br />
Iod<br />
Inhalation<br />
Maßnahmen: „Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong>“ und „Evakuierung“<br />
Ermittelt wird die effektive Dosis.<br />
Wenn kein Nie<strong>der</strong>schlag erwartet wird<br />
Nuklidgruppe<br />
Dominanter Expositionspfad<br />
Dosis des<br />
dominanten<br />
Expositionspfades<br />
Faktor<br />
Effektive Dosis <strong>der</strong><br />
Nuklidgruppen<br />
Edelgase Externe Wolkenstrahlung<br />
* 1 +<br />
Iod Inhalation * 1,3 +<br />
Schwebstoffe Inhalation * 1,1 +<br />
Gesamte effektive Dosis:<br />
<br />
Nie<strong>der</strong>schlag erfolgt o<strong>der</strong> wird erwartet (mit mindestens 2 mm/h ansetzen)<br />
Nuklidgruppe<br />
Edelgase<br />
Iod<br />
Schwebstoffe<br />
Dominanter<br />
Expositionspfad<br />
Externe Wolkenstrahlung<br />
Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Nasse Deposition<br />
Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Nasse Deposition<br />
Dosis des<br />
dominanten<br />
Expositionspfades<br />
Faktor<br />
Gesamte effektive Dosis:<br />
Effektive Dosis <strong>der</strong><br />
Nuklidgruppen<br />
* 1 +<br />
* 2 +<br />
* 1,5 +
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 59<br />
4 Dosisrichtwerte und Schutzmaßnahmen<br />
4.1 Maßnahmen des Katastrophenschutzes<br />
4.1.1 Eingreifrichtwerte für die Bevölkerung<br />
Es wird davon ausgegangen, dass <strong>der</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
die ,,Radiologischen Grundlagen" [RG 99] sehr gut kennt. Deshalb wer<strong>den</strong> in diesem<br />
Kapitel keine Konzeptfragen, son<strong>der</strong>n nur die für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> wichtigen Daten, Parameter,<br />
Bedingungen etc. behandelt. Den „Radiologischen Grundlagen“ entnommen sind die in<br />
Tabelle 4-1 angegebenen Eingreifrichtwerte für die Maßnahmen Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong>,<br />
Einnahme von Iodtabletten, Evakuierung sowie temporäre und langfristige Umsiedlung.<br />
Tabelle 4-1:<br />
Maßnahme<br />
Aufenthalt in<br />
Gebäu<strong>den</strong><br />
Einnahme<br />
von Iodtabletten<br />
Evakuierung<br />
Langfristige<br />
Umsiedlung<br />
Temporäre<br />
Umsiedlung<br />
Eingreifrichtwerte für die Maßnahmen Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong>, Einnahme von<br />
Iodtabletten, Evakuierung sowie temporäre und langfristige Umsiedlung aus<br />
[RG 99]<br />
Organdosis<br />
(Schilddrüse)<br />
50 mSv<br />
Kin<strong>der</strong> und Jugendliche<br />
bis zu 18<br />
Jahren 3 sowie<br />
Schwangere<br />
250 mSv<br />
Personen von 18 bis<br />
45 Jahren<br />
Effektive<br />
Dosis<br />
10 mSv<br />
Eingreifrichtwerte<br />
Integrationszeiten und Expositionspfade<br />
Äußere Exposition in 7 Tagen und effektive<br />
Folgedosis durch in diesem Zeitraum<br />
inhalierte Radionuklide<br />
Im Zeitraum von 7 Tagen inhaliertes<br />
Radioiod einschließlich <strong>der</strong> Folgeäquivalentdosis<br />
Äußere Exposition in 7 Tagen und effektive<br />
Folgedosis durch in diesem Zeitraum<br />
100 mSv<br />
inhalierte Radionuklide<br />
100 mSv Äußere Exposition in 1 Jahr durch abgelagerte<br />
Radionuklide<br />
30 mSv Äußere Exposition in 1 Monat<br />
Die Eingreifrichtwerte sollen im Ereignisfall als Eingreifwerte (Startwerte) dienen, die dann -<br />
und nur dann - geän<strong>der</strong>t wer<strong>den</strong> sollen, wenn schwerwiegende Gründe vorliegen, z.B. wenn<br />
die so definierte Zuordnung von Maßnahmen und Gebieten im Wi<strong>der</strong>spruch zu an<strong>der</strong>en wichtigen<br />
Entscheidungsgrundlagen steht. Ein Eingreifwert, <strong>der</strong> über dem Richtwert liegt, kann<br />
dann gerechtfertigt sein, wenn die Durchführung <strong>der</strong> entsprechen<strong>den</strong> Maßnahme mit großen<br />
Nachteilen verbun<strong>den</strong> ist o<strong>der</strong> mit Hilfe <strong>der</strong> Maßnahme nur ein kleiner Teil <strong>der</strong> Strahlendosen<br />
vermie<strong>den</strong> wer<strong>den</strong> kann. Eingreifwerte, die unter <strong>den</strong> Richtwerten liegen, sind aus <strong>Strahlenschutz</strong>grün<strong>den</strong><br />
allein nicht gerechtfertigt.<br />
Im Hinblick auf unterschiedliche Festlegungen im internationalen Bereich ist folgendes zu<br />
beachten: Evakuierung bedeutet schnelles Entfernen vom Wohnort. Der Begriff beinhaltet<br />
3 Gemäß einer Empfehlung <strong>der</strong> SSK vom 13./14. Dezember 2001.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
60 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
jedoch keine Aussage zur Dauer des Fernbleibens. Unter Umsiedlung wird eine geordnete<br />
Bevölkerungsbewegung mit angemessener Vorbereitungszeit und Transportmitteln verstan<strong>den</strong>.<br />
Über die Maßnahmen temporäre und langfristige Umsiedlung muss daher nicht zu einem<br />
sehr frühen Zeitpunkt entschie<strong>den</strong> wer<strong>den</strong>, und es können außer Dosiskriterien auch an<strong>der</strong>e<br />
Entscheidungsgrundlagen maßgebend sein.<br />
Um individuelle Lebensgewohnheiten und unterschiedliche Schutzwirkungen <strong>der</strong> Maßnahmen<br />
nicht berücksichtigen zu müssen, sind die effektive Dosis und die Schilddrüsendosis unter <strong>der</strong><br />
Annahme zu bestimmen, dass sich die Bevölkerung ausschließlich im Freien aufhält.<br />
Die effektive Dosis ist für die kritische Bevölkerungsgruppe - i.a. das Kleinkind - zu berechnen<br />
und mit <strong>den</strong> Eingreifrichtwerten zu vergleichen.<br />
Die Integrationszeit von 7 Tagen für die äußere Exposition hat Bezug zum Begriff <strong>der</strong> Kurzzeitdosis,<br />
nicht aber zur Dauer <strong>der</strong> Maßnahme. Zur Vereinfachung wurde die Integrationszeit<br />
für Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong> und Evakuierung einheitlich gewählt.<br />
4.1.2 Dosisrichtwerte für das Einsatzpersonal<br />
Die in Tabelle 4-1 zusammengestellten Eingreifrichtwerte gelten für die Bevölkerung. Gemäß<br />
§ 59 Abs. 1 StrlSchV [StrlSchV 01] ist bei Maßnahmen zur Abwehr von Gefahren für Personen<br />
anzustreben, dass bei <strong>den</strong> zur Rettung eingesetzten Personen eine effektive Dosis von<br />
mehr als 100 mSv nur einmal im Kalen<strong>der</strong>jahr und eine effektive Dosis von mehr als 250 mSv<br />
nur einmal im Leben auftritt.<br />
Eine Dosis von 250 mSv darf nur in Ausnahmefällen überschritten wer<strong>den</strong>, wenn dies bei<br />
lebensretten<strong>den</strong> Maßnahmen notwendig und vertretbar ist. Die <strong>Strahlenschutz</strong>kommission<br />
empfiehlt, dass in diesen seltenen Fällen die Dosis jedoch 1 Sv nicht übersteigen sollte. Voraussetzung<br />
für einen solchen Einsatz ist die Zustimmung <strong>der</strong> Einsatzkräfte nach erfolgter<br />
Aufklärung. Die Einhaltung dieser Richtwerte ist mittels Personendosimeter zu überwachen.<br />
Für bestimmte Berufsgruppen (Feuerwehr, Polizei) sind in Dienstvorschriften weitere Dosisrichtwerte<br />
festgelegt, z.B. für <strong>den</strong> Einsatz zum Schutz von Sachwerten. Diese enthalten ggf.<br />
auch Schutzvorschriften für beson<strong>der</strong>e Personengruppen (Jugendliche, Frauen).<br />
4.1.3 Schutzfaktoren<br />
Die Dosisreduktion durch Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong> hängt bei äußerer Gammastrahlung von <strong>der</strong><br />
Beschaffenheit <strong>der</strong> Gebäudestrukturen (z. B. Wände und Decken) ab.<br />
Tabelle 4-2 zeigt Schutzfaktoren für verschie<strong>den</strong>e Gebäudearten und Aufenthaltsräume.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 61<br />
Tabelle 4-2: Schutzfaktoren 4 für externe Gammastrahlung aus <strong>der</strong> Wolke und vom Bo<strong>den</strong><br />
(nach [JA 91])<br />
Aufenthaltsort<br />
Schutzfaktor<br />
Wolkenstrahlung Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Im Freien: Unbebaute Umgebung, Vorstadt<br />
Städtische Umgebung<br />
1<br />
2<br />
1<br />
3<br />
In Häusern: Einfamilienhaus<br />
3<br />
10<br />
Im Keller:<br />
Große Wohngebäude<br />
Einfamilienhaus mit oberirdischen<br />
(Keller-) Fenstern<br />
Einfamilienhaus ohne oberirdische<br />
(Keller-) Fenster<br />
Große Wohngebäude<br />
20<br />
20<br />
100<br />
1000<br />
100<br />
100<br />
1000<br />
2000<br />
Bezüglich <strong>der</strong> Inhalation ist <strong>der</strong> Luftwechsel in <strong>den</strong> Räumen für die Schutzwirkung entschei<strong>den</strong>d.<br />
Bei geschlossenen Fenstern und Türen während des Durchzugs <strong>der</strong> Wolke ist eine<br />
Dosisreduktion um <strong>den</strong> Faktor 2 bis 5 zu erwarten [BR 87]. Nach Durchzug <strong>der</strong> Wolke sollte<br />
gelüftet wer<strong>den</strong>, um die Raumluftaktivität herabzusetzen.<br />
Zur Schutzwirkung von Iodtabletten wird im Iodmerkblatt 2 für Ärzte [RE 99] ausgeführt:<br />
„Da die Speicherkurve <strong>der</strong> Schilddrüse am Anfang sehr steil verläuft, ist die Iodblockade dann<br />
am wirksamsten, wenn das stabile Iod kurz vor Resorption des radioaktiven Iods im Organismus<br />
vorhan<strong>den</strong> ist. Aber auch in <strong>den</strong> ersten Stun<strong>den</strong> nach Aufnahme des Radioiods wird noch<br />
eine Reduktion <strong>der</strong> Speicherung erreicht (Iodgabe nach einer Stunde – Reduktion um ca.<br />
80 %; Iodgabe nach 2 Stun<strong>den</strong> – Reduktion um ca. 50 %). Im Gegensatz dazu hat die Verabreichung<br />
von stabilem Iod später als 8 Stun<strong>den</strong> nach abgeschlossener Inhalation o<strong>der</strong> Ingestion<br />
keinen erheblichen Einfluß mehr auf die Speicherung und damit auf die Strahlenbelastung <strong>der</strong><br />
Schilddrüse durch das radioaktive Iod. Wer<strong>den</strong> hohe Dosen von stabilem Iod später als 24<br />
Stun<strong>den</strong> nach Inkorporation eingenommen, verlängert sich sogar die Verweildauer des Radioiods.<br />
Deshalb sollte die Einnahme von Iodtabletten nach diesem Zeitpunkt nicht mehr<br />
durchgeführt wer<strong>den</strong>.“<br />
4.1.4 Erkenntnisse aus <strong>der</strong> Deutschen Risikostudie Kernkraftwerke<br />
Die Unfallfolgerechnungen im Rahmen <strong>der</strong> Deutschen Risikostudie Kernkraftwerke [DRS 79]<br />
führten zu folgen<strong>den</strong> Erkenntnissen:<br />
Akute Strahlenschä<strong>den</strong> mit Todesfolge in <strong>der</strong> Umgebung sind nur zu erwarten, wenn eine<br />
Kernschmelze mit massiver Freisetzung aus <strong>der</strong> Anlage stattfindet.<br />
Für die Umgebung beson<strong>der</strong>s kritische Fälle ergeben sich, wenn während o<strong>der</strong> nach einer<br />
Kernschmelze eine umfangreiche, frühzeitige und ungefilterte Freisetzung erfolgt.<br />
Geringer Energieinhalt o<strong>der</strong> Bo<strong>den</strong>nähe <strong>der</strong> Freisetzung kann in Kombination mit niedrigen<br />
Windgeschwindigkeiten hohe Inhalationsdosen in <strong>der</strong> Umgebung zur Folge haben.<br />
Regenfälle während <strong>der</strong> Ausbreitung können - unabhängig vom Energieinhalt <strong>der</strong> Freisetzung<br />
- zu hohen lokalen Ablagerungen von Iod und Schwebstoffen und damit zu hoher Gammadosis<br />
vom Bo<strong>den</strong> führen.<br />
4 Als Schutzfaktor ist das Verhältnis „Dosis ohne Abschirmung“ zu „Dosis mit Abschirmung“<br />
definiert. Der Kehrwert des Schutzfaktors wird häufig als Abschirmfaktor bezeichnet.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
62 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Bei länger andauern<strong>der</strong> Integrität des Sicherheitsbehälters sind auch bei einer Kernschmelze<br />
keine akuten Strahlenschä<strong>den</strong> zu erwarten, da insbeson<strong>der</strong>e Iod und Schwebstoffe weitgehend<br />
zurückgehalten wer<strong>den</strong>.<br />
4.1.5 Maßnahmen in <strong>der</strong> Vorfreisetzungsphase<br />
In <strong>der</strong> Vorfreisetzungsphase kann nur aus einer Prognose des weiteren Unfallablaufs abgeleitet<br />
wer<strong>den</strong>, ob einer <strong>der</strong> unter 4.1.4 genannten Fälle frühzeitiger Freisetzung vorliegt. Dann<br />
sind in jedem Fall in <strong>der</strong> unmittelbaren Umgebung <strong>der</strong> Anlage die vorsorgliche Evakuierung<br />
und in <strong>den</strong> angrenzen<strong>den</strong> Gebieten <strong>der</strong> Aufenthalt in Häusern und die Verteilung von Iodtabletten<br />
angezeigt. Um <strong>den</strong> möglichen Umfang <strong>der</strong> Evakuierung in <strong>den</strong> frühzeitig beaufschlagten<br />
Gebieten abschätzen zu können, ist <strong>der</strong> Vorlaufzeit bis zur Freisetzung <strong>der</strong> für die<br />
Durchführung <strong>der</strong> Evakuierung erfor<strong>der</strong>liche Zeitbedarf gegenüberzustellen. Hierbei muss <strong>der</strong><br />
behör<strong>den</strong>interne Zeitbedarf (Alarmierung, Koordinierung <strong>der</strong> beteiligten Stellen, Warnung <strong>der</strong><br />
Bevölkerung) ebenso berücksichtigt wer<strong>den</strong> wie die Vorbereitungs- und Durchführungszeiten<br />
<strong>der</strong> Maßnahme.<br />
Bei <strong>der</strong> Entscheidung über vorsorgliche Maßnahmen ist die Betrachtung <strong>der</strong> Radionuklide<br />
wichtig, die die größten Beiträge zur Dosis über die relevanten Expositionspfade liefern. Die<br />
wichtigsten dieser Radionuklide findet man in Tabelle 4-3. Bei <strong>der</strong> Schilddrüsendosis spielen<br />
praktisch nur Radioiodisotope eine Rolle.<br />
Tabelle 4-3:<br />
Anteile <strong>der</strong> Expositionspfade an <strong>der</strong> effektiven Dosis für Erwachsene (Expositionsdauer:<br />
7 Tage) sowie Radionuklide, die mit mehr als 3% zur Dosis des<br />
entsprechen<strong>den</strong> Expositionspfades beitragen [ERL 03]<br />
Es handelt sich um ungefähre Werte, die auch noch von <strong>der</strong> Entfernung, <strong>der</strong> Diffusionskategorie<br />
sowie <strong>der</strong> Zusammensetzung des Nuklidvektors abhängig sind (hier gerechnet mit MOX-<br />
Kern).<br />
Frühe Freisetzung<br />
Freisetzungsfaktoren gemäß DRS A FK 2<br />
Späte Freisetzung<br />
Freisetzungsfaktoren gemäß DRS A FK 5<br />
Externe Wolkenstrahlung<br />
Inhalation Gamma –<br />
Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Externe Wolkenstrahlung<br />
Inhalation Gamma –<br />
Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Trockene Ablagerung<br />
2 % 84 % 14 % 4 % 82 % 14 %<br />
I 132<br />
I 135<br />
I 131<br />
Cm 242<br />
I 131<br />
I 133<br />
Xe 133<br />
I 132<br />
I 131<br />
Cm 242<br />
I 131<br />
I 132<br />
Te 132<br />
I 133<br />
Kr 88<br />
Xe 135<br />
I 131<br />
I 133<br />
Cm 244<br />
Pu 238<br />
Pu 241<br />
Cs 137<br />
Cs 134<br />
Ru 106<br />
I 135<br />
I 132<br />
Ba 140<br />
Cs 134<br />
I 131 Cm 244<br />
Pu 238<br />
Pu 241<br />
Nasse Ablagerung (Regenintensität 2 mm/h)<br />
1 % 40 % 59 % 2 % 48 % 50 %<br />
Wie oben Wie oben I 131<br />
Ba 140<br />
I 133<br />
Cs 134<br />
I 135<br />
Te 132<br />
I 132<br />
Cs 136<br />
Cs 137<br />
Wie oben Wie oben I 131<br />
I 132<br />
Ba 140<br />
Cs 134
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 63<br />
Frühe Freisetzung<br />
Freisetzungsfaktoren gemäß DRS A FK 2<br />
Späte Freisetzung<br />
Freisetzungsfaktoren gemäß DRS A FK 5<br />
Externe Wolkenstrahlung<br />
Inhalation Gamma –<br />
Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Externe Wolkenstrahlung<br />
Inhalation Gamma –<br />
Bo<strong>den</strong>strahlung<br />
Nasse Ablagerung (Regenintensität 5 mm/h)<br />
1 % 26 % 74 % 2 % 33 % 65 %<br />
Wie oben Wie oben Ba 140<br />
I 131<br />
I 133<br />
Cs 134<br />
I 135<br />
Te 132<br />
I 132<br />
Cs 136<br />
Cs 137<br />
Wie oben Wie oben I 131<br />
I 132<br />
Ba 140<br />
Cs 134<br />
Durch eine gelungene vorsorgliche Evakuierung wird die Strahlenexposition <strong>der</strong> Bevölkerung<br />
vollständig vermie<strong>den</strong>.<br />
Besteht die Möglichkeit, dass eine Freisetzung erfolgt, bevor eine als Maßnahme erwogene<br />
vorsorgliche Evakuierung vollständig abgeschlossen wer<strong>den</strong> kann, ist zu entschei<strong>den</strong>, ob<br />
<br />
<br />
die vorsorgliche Evakuierung trotzdem durchgeführt wer<strong>den</strong> soll, d.h. eine mögliche Exposition<br />
von Personen während <strong>der</strong> Evakuierung in Kauf genommen wer<strong>den</strong> kann, o<strong>der</strong><br />
die Bevölkerung unter Verzicht auf eine vorsorgliche Evakuierung zum Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong><br />
aufgefor<strong>der</strong>t wird und dort ggf. bis zum Ende des Wolkendurchzugs verbleibt.<br />
Bei <strong>der</strong> Entscheidung ist die Information über die prognostizierte Freisetzung hinsichtlich<br />
Umfang und zeitlichem Verhalten wichtig, da nur mit diesen Informationen eine Abwägung<br />
<strong>der</strong> jeweiligen Folgen für die betroffene Bevölkerungsgruppe möglich ist. Insbeson<strong>der</strong>e kann<br />
bei einer länger anhalten<strong>den</strong> Freisetzung geringer Stärke ein zeitlich begrenzter ungeschützter<br />
Aufenthalt während <strong>der</strong> Evakuierung dem längeren Aufenthalt in Häusern vorzuziehen sein,<br />
da in letzterem Fall <strong>der</strong> Schutz in Häusern durch <strong>den</strong> Eintrag von Aktivität (Luftaustausch)<br />
reduziert ist. Soweit die entsprechen<strong>den</strong> Informationen verfügbar sind, sollte eine Abschätzung<br />
<strong>der</strong> jeweiligen Teilbeiträge zur Dosisbelastung im Hinblick auf die Optimierung<br />
des Vorgehens versucht wer<strong>den</strong>. Bei diesen Erwägungen erscheinen Überlegungen zur Dekontamination<br />
und zur Verfügbarkeit von Notfallstationen insofern relevant, als diese zum<br />
geeigneten Zeitpunkt verfügbar sein müssen; unter <strong>den</strong> hier angesprochenen Bedingungen ist<br />
in bei<strong>den</strong> Fällen von <strong>der</strong> Inanspruchnahme von Notfallstationen auszugehen.<br />
Zu <strong>den</strong> dringen<strong>den</strong> vorsorglichen Maßnahmen gehört auch die Zusammenführung <strong>der</strong> Kin<strong>der</strong><br />
mit ihren Eltern.<br />
Die Druckentlastung des Sicherheitsbehälters (Venting) hat das Ziel, ein späteres unausweichliches<br />
Bersten des Sicherheitsbehälters und damit eine massive, ungefilterte Freisetzung<br />
aus dem Reaktorgebäude zu verhin<strong>der</strong>n. Die Freisetzung erfolgt beim Venting gefiltert und<br />
hält Iod und Schwebstoffe weitgehend zurück. Sie erfolgt in <strong>der</strong> Regel (vgl. die Angaben zur<br />
Höhe des Venting-Auslasses in Tabelle 1-7) in Kaminhöhe, was verglichen mit einer Gebäudefreisetzung<br />
zu geringeren Ausbreitungsfaktoren und somit zu geringeren Strahlendosen<br />
führt. Verschie<strong>den</strong>e Abschätzungen, auch auf <strong>der</strong> Basis <strong>der</strong> in Kapitel 1.3 dargestellten Risikostudien,<br />
zeigen jedoch, dass auch bei <strong>der</strong> Druckentlastung des Sicherheitsbehälters Katastrophenschutzmaßnahmen<br />
notwendig sein können. Abhängig vom Unfallablauf ist ggf. <strong>der</strong><br />
Zeitpunkt <strong>der</strong> Druckentlastung steuerbar, so dass dieser vom Fortschritt <strong>der</strong> Schutzmaßnahmen<br />
abhängig gemacht wer<strong>den</strong> kann.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
64 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
4.1.6 Maßnahmen in <strong>der</strong> Freisetzungsphase<br />
Abhängig von <strong>der</strong> Lage kann es auch während <strong>der</strong> Freisetzungsphase sinnvoll o<strong>der</strong> sogar notwendig<br />
sein, Maßnahmen, wie etwa eine Evakuierung zum Schutz <strong>der</strong> Bevölkerung, einzuleiten.<br />
Für das durch die Freisetzung betroffene Gebiet wurde bereits in Kapitel 4.1.5 diskutiert,<br />
dass unter bestimmten Bedingungen auch eine Evakuierung während <strong>der</strong> Freisetzung<br />
sinnvoll sein und ggf. einen besseren Schutz als das Aufsuchen von Häusern bieten kann. Unabhängig<br />
davon können bei sich abzeichnen<strong>den</strong> Lage-Än<strong>der</strong>ungen (z.B. vorhergesagte Windrichtungsän<strong>der</strong>ungen)<br />
ggf. während <strong>der</strong> Freisetzungsphase auch vorsorgliche Maßnahmen<br />
erfor<strong>der</strong>lich sein, um die Bevölkerung in <strong>den</strong> zu diesem Zeitpunkt noch nicht von <strong>der</strong> Freisetzung<br />
betroffenen Gebieten zu schützen.<br />
4.1.7 Maßnahmen in <strong>der</strong> Nachfreisetzungsphase<br />
Definitionsgemäß ist in <strong>der</strong> Nachfreisetzungsphase die Konzentration <strong>der</strong> luftgetragenen Radionuklide<br />
im betrachteten Gebiet so gering, dass daraus wesentliche Beiträge zur Strahlenexposition<br />
durch externe Wolkenstrahlung, Inhalation sowie weitere Kontaminationen nicht<br />
mehr zu erwarten sind. Die Warnung vor dem Verzehr frisch geernteter Nahrungsmittel zur<br />
Unterbrechung des Ingestionspfads sollte bereits während <strong>der</strong> Vorfreisetzungs- und Freisetzungsphase<br />
erfolgt sein. Im Rahmen des Katastrophenschutzes können daher nur noch<br />
<br />
<br />
die externe Strahlenexposition durch abgelagerte Radionuklide und<br />
die externe Strahlenexposition durch früher erfolgte Kontaminationen<br />
beeinflusst wer<strong>den</strong>. Als Entscheidungsgrundlagen stehen in zunehmendem Maße Messungen<br />
zur Verfügung. Ausführungen zum Zweck <strong>der</strong> Messungen und zur Messstrategie findet man<br />
in <strong>den</strong> Rahmenempfehlungen [RE 99] (siehe hierzu auch Kapitel 5).<br />
4.2 Frühe Maßnahmen zur Verringerung <strong>der</strong> Ingestionsdosis<br />
4.2.1 Zuständigkeiten<br />
Die ,,Warnung <strong>der</strong> Bevölkerung vor dem Verzehr frisch geernteter Lebensmittel“ ist eine <strong>der</strong><br />
Alarmmaßnahmen 2 des Katastrophenschutzes [RE 99].<br />
Verbote und Beschränkungen bei Lebens-, Futter- und Arzneimitteln hingegen wer<strong>den</strong> gemäß<br />
§ 7 StrVG [StrVG 86] von Bundesbehör<strong>den</strong> ausgesprochen. Darüber hinaus hat <strong>der</strong> Rat <strong>der</strong><br />
Europäischen Gemeinschaften im Rahmen einer Verordnung (EURATOM) ,,Höchstwerte an<br />
Radioaktivität in Nahrungsmitteln und Futtermitteln im Falle eines nuklearen Unfalls o<strong>der</strong><br />
einer an<strong>der</strong>en radiologischen Notstandssituation" [EURa, EURb, EURc, EURd] festgelegt, die<br />
von <strong>der</strong> Europäischen Kommission nach einem Unfall unverzüglich in Kraft gesetzt wer<strong>den</strong><br />
können, maximal 3 Monate gelten und alle Mitgliedslän<strong>der</strong> <strong>der</strong> Europäischen Union bin<strong>den</strong>.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 65<br />
Tabelle 4-4: Höchstwerte an Radioaktivität in Nahrungs- und Futtermitteln in Bq·kg -1<br />
Strontiumisotope,<br />
insbes. Sr 90<br />
Iod-Isotope,<br />
insbes. I 131<br />
Alphateilchen -<br />
emittierende Plutoniumisotope<br />
und<br />
Transplutoniumelemente,<br />
insbes. Pu 239,<br />
Am 241<br />
Alle übrigen Nuklide<br />
mit Halbwertzeiten von<br />
mehr als 10 Tagen,<br />
insbes. Cs 134, Cs 137<br />
Nahrungsmittel<br />
für<br />
Säuglinge<br />
Milcherzeugnisse<br />
Nahrungsmittel<br />
An<strong>der</strong>e Nahrungsmittel<br />
außer Nahrungsmittel<br />
von geringer<br />
Bedeutung<br />
Flüssige<br />
Nahrungsmittel<br />
Nahrungsmittel<br />
von<br />
geringer<br />
Bedeutung<br />
75 125 750 125 7500<br />
150 500 2000 500 20000<br />
1 20 80 20 800<br />
400 1000 1250 1000 12500<br />
Futtermittel<br />
1250 S<br />
2500 GLK<br />
5000 A<br />
S: Schweinefutter, GLK: Futter für Geflügel, Lämmer und Kälber, A: Futter für an<strong>der</strong>e Tiere<br />
4.2.2 Aufgaben des <strong>Fachberater</strong>s <strong>Strahlenschutz</strong> bei frühen Maßnahmen zur Verringerung<br />
<strong>der</strong> Ingestionsdosis<br />
Es kann <strong>der</strong> Fall eintreten, dass die Katastrophenschutzleitung die Warnung <strong>der</strong> Bevölkerung<br />
vor dem Verzehr frisch geernteter Lebensmittel aussprechen muss, bevor hierzu Empfehlungen<br />
des Bundes vorliegen. Für diese Warnung ist ein Gebiet vom <strong>Fachberater</strong> o<strong>der</strong> <strong>der</strong> hierfür<br />
zuständigen Behörde zu empfehlen und von <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung festzulegen, das<br />
nach dem Verständnis <strong>der</strong> Län<strong>der</strong> nicht mit dem Begriff des „gefährdeten Gebietes“ entsprechend<br />
<strong>den</strong> Rahmenempfehlungen [RE 99] beschrieben wird. Letzteres ist i.a. kleiner und hat<br />
Bezug zu <strong>den</strong> Maßnahmen Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong>, Evakuierung und Einnahme von Iodtabletten.<br />
Die Warnung vor dem Verzehr frisch geernteter Lebensmittel wird für ein Gebiet auszusprechen<br />
sein, in dem gemäß konservativer Betrachtung unter Berücksichtigung aller Unsicherheiten<br />
und eines Sicherheitszuschlages die Möglichkeit besteht, dass die Höchstwerte<br />
<strong>der</strong> Kontamination gemäß EU-Verordnung [EURa] erreicht wer<strong>den</strong>. Ist eine fundierte Abschätzung<br />
nicht möglich, wird die Warnung in Ausbreitungsrichtung bis zur Landesgrenze<br />
ausgesprochen, und es wird das Nachbarland in Ausbreitungsrichtung darüber informiert.<br />
Maßnahmen zur Verringerung <strong>der</strong> Ingestionsdosis wer<strong>den</strong> ausführlich im Maßnahmenkatalog<br />
[MNK 99] behandelt. Die Rücknahme <strong>der</strong> Warnung und die Freigabe frisch geernteter<br />
Lebensmittel erfolgen ausschließlich auf <strong>der</strong> Grundlage von Messungen durch die nach dem<br />
<strong>Strahlenschutz</strong>vorsorgegesetz zuständigen Behör<strong>den</strong>.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 67<br />
5 Messungen in <strong>der</strong> Umgebung bei kerntechnischen Unfällen<br />
Messungen in <strong>der</strong> Umgebung geben einen unmittelbaren und authentischen Aufschluss über<br />
die radiologische Lage. Erst durch sie wer<strong>den</strong> die Unsicherheiten, mit <strong>den</strong>en jede Prognose<br />
behaftet ist, verringert und zwar in dem Maße, in dem Messwerte räumlich und zeitlich differenziert<br />
zur Verfügung stehen. Allerdings ist die Einordnung <strong>der</strong> Messwerte in die rechnerisch<br />
ermittelte radiologische Lage und daraus <strong>der</strong>en Korrektur (Datenassimilation) eine schwierige<br />
Aufgabe, die oft nur mit erheblichem methodischem und rechentechnischem Aufwand bewältigt<br />
wer<strong>den</strong> kann.<br />
Zur Bewertung <strong>der</strong> Messergebnisse ist <strong>der</strong> Maßnahmenkatalog [MNK 99] ein wichtiges Hilfsmittel,<br />
da er zu <strong>den</strong> Messwerten direkt die zu erwägen<strong>den</strong> Schutzmaßnahmen liefert.<br />
Bezüglich <strong>der</strong> Messstrategie sei auf Kapitel D3 „Lageermittlung“ <strong>der</strong> Rahmenempfehlungen<br />
[RE 99] hingewiesen. Dort findet sich auch die Grundlage <strong>der</strong> folgen<strong>den</strong> Tabelle.<br />
Tabelle 5-1: Vordringliche Messungen<br />
Art <strong>der</strong> Messung Dringlichkeit Messmethode /Messdienste Entscheidungsgrundlage für<br />
Gamma-Ortsdosisleistung<br />
Gamma-Ortsdosis<br />
1 2 3 4<br />
Sofort ODL-Messnetze des Betreibers,<br />
KFÜ und BfS; Handmessungen<br />
und mobile Messsysteme von<br />
Messtrupps des Betreibers und<br />
<strong>der</strong> unabhängigen Messtellen<br />
sowie Strahlenspürtrupps<br />
Nach Durchzug<br />
<strong>der</strong> Wolke einsammeln<br />
und<br />
folgend in Intervallen<br />
austauschen<br />
Festkörperdosimeter von<br />
Betreibern und unabhängigen<br />
Messstellen<br />
Verifizierung gefährdeten<br />
Gebietes und des Quellterms;<br />
u.U. Auslösung von Maßnahmen<br />
Aktivitätskonzentration<br />
<strong>der</strong> verschie<strong>den</strong>en<br />
Radionuklide<br />
in <strong>der</strong> Luft 5 Sofort Stationäre und mobile Messsysteme<br />
sowie Probenahmen<br />
und anschließende Auswertung<br />
Flächenbezogene<br />
Aktivität auf dem<br />
Bo<strong>den</strong><br />
unmittelbar<br />
nach erfolgter<br />
Ablagerung<br />
in ortsfesten o<strong>der</strong> mobilen Labors<br />
durch <strong>den</strong> Betreiber und<br />
unabhängige Messstellen sowie<br />
durch Strahlenspürtrupps (Probenahme)<br />
Aero-Spektrometrie mit Hubschraubern<br />
des BfS, in-situ-<br />
Gammaspektrometrie durch<br />
Messtrupps des Betreibers und<br />
<strong>der</strong> unabhängigen Messstellen,<br />
ggf. ODL-Messungen als Anschlussmessungen<br />
durch Messtrupps<br />
o<strong>der</strong> Strahlenspürtrupps<br />
Festlegung des tatsächlich<br />
gefährdeten Gebietes, u.U.<br />
Auslösung des Katastrophenalarms,<br />
u.U. Auslösung von<br />
Maßnahmen wie Aufsuchen<br />
von Gebäu<strong>den</strong>, Evakuierung<br />
Aufsuchen von Gebäu<strong>den</strong>,<br />
Ausgabe bzw. Einnahme von<br />
Iodtabletten, Warnung vor<br />
dem Verzehr frisch geernteter<br />
Lebensmittel; Überprüfung<br />
des Quellterms; u.U. Auslösung<br />
von Maßnahmen <strong>der</strong><br />
<strong>Strahlenschutz</strong>vorsorge<br />
Festlegung des tatsächlich<br />
gefährdeten Gebietes; Auslösung<br />
von Maßnahmen wie<br />
Evakuierung, Warnung vor<br />
dem Verzehr frisch geernteter<br />
Lebensmittel, Maßnahmen<br />
<strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>vorsorge<br />
Darüber hinaus ist zu <strong>den</strong> in <strong>der</strong> Tabelle aufgeführten Messungen folgendes anzumerken:<br />
5 Zusammenhängende Zeitreihen o<strong>der</strong> zeitintegrale Messungen sind von erheblich höherem<br />
Aussagewert als viele Kurzzeitmessungen an vielen verschie<strong>den</strong>en Orten<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
68 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
- Gamma-Ortsdosisleistung und Gamma-Ortsdosis<br />
Die externe Dosis aus <strong>der</strong> Wolke und vom Bo<strong>den</strong> sowie die Inhalationsdosis bestimmen die<br />
kurzfristigen Auswirkungen eines kerntechnischen Unfalls. Ihre Ermittlung ist vordringlich<br />
zur Festlegung des tatsächlich gefährdeten Gebietes und zur Entscheidung über erste Schutzmaßnahmen.<br />
Die Messung <strong>der</strong> Gamma-Ortsdosisleistung ist zwar relativ einfach durchzuführen, ihre Auswertung,<br />
insbeson<strong>der</strong>e die Ermittlung <strong>der</strong> Gamma-Ortsdosis, kann jedoch aufwendig sein.<br />
Zur Erfassung <strong>der</strong> externen Strahlung, insbeson<strong>der</strong>e <strong>der</strong> Strahlung aus <strong>der</strong> Wolke, sind feste<br />
Messstationen, die in Intervallen von 10 bis 60 Minuten Messwerte erfassen und automatisch<br />
zur Messzentrale übertragen, beson<strong>der</strong>s geeignet. In diesem Fall kann die Gamma-Ortsdosis<br />
an einem Ort durch Addition <strong>der</strong> Messwerte dieses Ortes und Multiplikation mit <strong>der</strong> Intervalldauer<br />
ermittelt wer<strong>den</strong>. Zu beachten ist, dass – abhängig von <strong>der</strong> Messgeräteauslegung – die<br />
jeweiligen Anteile von Wolken- und Bo<strong>den</strong>strahlung nicht separierbar sind und dass mit zunehmen<strong>der</strong><br />
Einsatzzeit Kontaminationen an <strong>den</strong> Messgeräten die Ergebnisse verfälschen können.<br />
Diese Probleme sind jedoch zu vernachlässigen, wenn die Iod- und Schwebstoffanteile<br />
des Nuklidvektors gegenüber <strong>den</strong> Edelgasanteilen gering sind, z.B. im Fall <strong>der</strong> gefilterten<br />
Druckentlastung des Sicherheitsbehälters.<br />
Vereinzelte mobile Messungen <strong>der</strong> Gamma-Ortsdosisleistung vom Erdbo<strong>den</strong> aus während des<br />
Durchzugs <strong>der</strong> Aktivitätswolke sind dagegen für das Lagebild von eingeschränktem Wert, da<br />
sie nur Momentaufnahmen liefern, die sich oft nur schwer in die radiologische Lage einarbeiten<br />
lassen. Sie können aber zur Überprüfung <strong>der</strong> möglichen Strahlenexposition von Personen<br />
(Bevölkerung und Einsatzpersonal) in <strong>der</strong> unmittelbaren Umgebung <strong>der</strong> Messorte sowie zur<br />
gezielten Ergänzung des Lagebildes (z.B. bei Ausfall einer Messstation) wichtig sein.<br />
Auf die Auswertung von Ortsdosisleistungsmessungen nach Durchzug <strong>der</strong> Wolke wird weiter<br />
unten eingegangen.<br />
Äußerst wichtige ergänzende Informationen ergeben in jedem Fall die Auswertungen <strong>der</strong> gemäß<br />
REI [REI 93] in <strong>der</strong> Umgebung <strong>der</strong> Anlage ausgelegten Festkörperdosimeter, da sie eine<br />
über Wolken- und Bo<strong>den</strong>strahlung und über die Expositionsdauer integrierende Aussage liefern.<br />
Um mit Festkörperdosimetern Zwischenergebnisse (z.B. nach Durchzug <strong>der</strong> Wolke) zu<br />
ermitteln, kann eine Auswechselung und Auswertung <strong>der</strong> Dosimeter in dieser Phase angebracht<br />
sein. Sollten die Messwerte generell höher o<strong>der</strong> niedriger liegen als prognostiziert,<br />
kann dies auf einen zu niedrig o<strong>der</strong> zu hoch angenommenen Quellterm hinweisen, <strong>der</strong> dann<br />
entsprechend zu korrigieren ist.<br />
- Aktivitätskonzentration <strong>der</strong> verschie<strong>den</strong>en Radionuklide in <strong>der</strong> Luft<br />
Die Aktivitätskonzentration <strong>der</strong> verschie<strong>den</strong>en Radionuklide in <strong>der</strong> Luft während <strong>der</strong> Expositionszeit<br />
bestimmt die Inhalationsdosis. Zu beachten sind in jedem Fall die Iodisotope, insbeson<strong>der</strong>e<br />
zur Bestimmung <strong>der</strong> Schilddrüsendosis.<br />
Wenn zur Ermittlung <strong>der</strong> Radioaktivitätskonzentration in <strong>der</strong> Luft keine direkt messen<strong>den</strong><br />
Geräte zur Verfügung stehen (wie z.B. das von <strong>der</strong> Landesanstalt für Umweltschutz Ba<strong>den</strong>-<br />
Württemberg entwickelte MORAM), son<strong>der</strong>n Sammler, <strong>der</strong>en Filter nachträglich in einem<br />
mobilen o<strong>der</strong> ortsfesten Labor ausgemessen wer<strong>den</strong>, so ist darauf zu achten, dass kein unangemessen<br />
großer Zeitverzug entsteht, so dass eine zuverlässige Bestimmung <strong>der</strong> wesentlichen<br />
Radionuklide noch möglich ist (siehe hierzu auch das Lose Blatt 3.2.4 des AKU im Fachverband<br />
für <strong>Strahlenschutz</strong>).<br />
Da während des Durchzugs <strong>der</strong> radioaktiven Wolke die Aktivitätskonzentrationen stark<br />
schwanken können und die Freisetzungsdauer in vielen Fällen nicht absehbar ist, sind Aus-
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 69<br />
*<br />
r,Lu<br />
wertungen in dieser Phase mit erheblichen Unsicherheiten behaftet. Die Eingangsgröße zur<br />
Ermittlung <strong>der</strong> Inhalationsdosis ist stets das Zeitintegral <strong>der</strong> Aktivitätskonzentration<br />
radioaktiver Stoffe in <strong>der</strong> Luft C (siehe Tabelle 3-4). Sammelnde Geräte sind für die Bestimmung<br />
<strong>der</strong> zeitintegrierten Aktivitätskonzentration in <strong>der</strong> Luft vorteilhaft, weil sie über die<br />
schwanken<strong>den</strong> Momentankonzentrationen hinweg mitteln. Quelle <strong>der</strong> Unsicherheit bleibt in<br />
diesem Fall die Durchzugszeit <strong>der</strong> Wolke. Arbeitshilfen für die Auswertung im Hinblick auf<br />
die Schilddrüsendosis stehen in Kapitel 3.6 zur Verfügung.<br />
Im Übrigen ist damit zu rechnen, dass Geräte zur Messung <strong>der</strong> Aktivitätskonzentration radioaktiver<br />
Stoffe in <strong>der</strong> Luft, sofern sie höheren Konzentrationen ausgesetzt waren, anschließend<br />
kontaminiert sind und deshalb möglicherweise noch erhöhte Luftkonzentrationen anzeigen,<br />
wenn diese nicht mehr vorhan<strong>den</strong> sind.<br />
- Flächenbezogene Aktivität auf dem Bo<strong>den</strong><br />
Schlüsselgröße für die mittel- und langfristigen Auswirkungen des kerntechnischen Notfalls<br />
über die Gamma-Bo<strong>den</strong>strahlung und die Ingestion radioaktiver Stoffe auf dem Wege <strong>der</strong><br />
Kontamination von Lebensmitteln ist die abgelagerte flächenbezogene Aktivität auf dem<br />
Bo<strong>den</strong>.<br />
Eine umfassende Messung <strong>der</strong> flächenbezogenen Aktivität eines größeren Gebietes mittels insitu-Gammaspektrometrie<br />
vom Bo<strong>den</strong> aus würde Wochen dauern. Deshalb ist die in-situ-<br />
Gammaspektrometrie vom BfS mit Hubschraubern (Aero-Spektrometrie), die einen großräumigen<br />
Überblick innerhalb kurzer Zeit (einige Stun<strong>den</strong>) liefert, sehr zu bevorzugen. Die Ergebnisse<br />
können als Karten mit Aussagen über die Ortsdosisleistung und die Kontamination<br />
durch Leitnuklide (Cs 137) präsentiert wer<strong>den</strong> und enthalten die gemessenen Nuklidspektren.<br />
Die Messung <strong>der</strong> flächenbezogenen Aktivität auf dem Bo<strong>den</strong> sollte möglichst dann erfolgen,<br />
wenn die Ablagerung <strong>der</strong> radioaktiven Stoffe in dem betreffen<strong>den</strong> Gebiet im Wesentlichen<br />
abgeschlossen ist. Bei Windrichtungsdrehung ist diese Bedingung möglicherweise für bestimmte<br />
Gebiete schon vor Ende <strong>der</strong> Freisetzung erfüllt.<br />
Die Bo<strong>den</strong>kontamination und die dadurch bewirkte Gamma-Ortsdosisleistung kann auch für<br />
kurzfristig zu ergreifende Maßnahmen (z.B. Evakuierung nach Durchzug <strong>der</strong> Wolke) von Bedeutung<br />
sein. Unabhängig davon, ob die Messergebnisse von festen Messstationen, von mobilen<br />
Messtrupps o<strong>der</strong> vom Hubschrauber stammen, muss die Ortsdosis aus dem - aufgrund<br />
des radioaktiven Zerfalls - zu erwarten<strong>den</strong> Verlauf <strong>der</strong> Ortsdosisleistung bzw. <strong>der</strong> Bo<strong>den</strong>kontamination<br />
durch Integration ermittelt wer<strong>den</strong>. Hierzu kann die gemessene Gamma-Ortsdosisleistung<br />
H mit einer <strong>der</strong> angenommenen Expositionsdauer T (7 Tage!) äquivalenten<br />
Rechengröße T * multipliziert wer<strong>den</strong>. T * ist außerdem von dem abgelagerten Nuklidgemisch<br />
sowie von <strong>den</strong> Messzeitpunkten (t b ) <strong>der</strong> Dosisleistung sowie von <strong>den</strong> Messzeitpunkten<br />
(t n ) des Nuklidvektors abhängig.<br />
H ( T ) T<br />
*( tb,<br />
tn,<br />
T ) H<br />
( tb<br />
)<br />
rT<br />
<br />
1<br />
e<br />
t<br />
1<br />
e<br />
r n<br />
Br<br />
(0) gb,<br />
r Br<br />
( tn<br />
) e gb,<br />
r<br />
r<br />
r<br />
r<br />
r<br />
T<br />
* <br />
<br />
( tb<br />
, tn<br />
, T ) <br />
<br />
r<br />
tb<br />
r<br />
tn<br />
r tb<br />
B (0) e g B ( t ) e e<br />
g<br />
<br />
r<br />
r<br />
b,<br />
r<br />
<br />
r<br />
(Bedeutung <strong>der</strong> vorher nicht genannten Formelzeichen siehe Tabelle 3-3 und Tabelle 3-4)<br />
r<br />
n<br />
T<br />
r<br />
b,<br />
r<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
70 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Die Berechnung erfolgt vorzugsweise mit vorbereiteten Rechentafeln (z.B. Excel-Rechenblätter)<br />
o<strong>der</strong> entsprechen<strong>den</strong> Programmen.<br />
Die Nuklidzusammensetzung <strong>der</strong> auf dem Bo<strong>den</strong> abgelagerten radioaktiven Stoffe ist für die<br />
Auswertung <strong>der</strong> Ortdosisleistungen von wesentlicher Bedeutung und ist daher z.B. durch<br />
in-situ-gammaspektrometrische o<strong>der</strong> gammaspektrometrische Messungen von Bo<strong>den</strong>- und<br />
Grasproben unverzüglich zu ermitteln. Dabei kommt es nur auf die relative Zusammensetzung<br />
des Nuklidgemischs, d.h. <strong>den</strong> Beitrag <strong>der</strong> einzelnen Nuklide an <strong>der</strong> Ortsdosisleistung, an.<br />
Wenn es keine Hinweise gibt, dass sich die Nuklidzusammensetzung <strong>der</strong> Bo<strong>den</strong>kontamination<br />
örtlich stark än<strong>der</strong>t, was z.B. bei lokalen Nie<strong>der</strong>schlägen <strong>der</strong> Fall sein könnte, können wenige<br />
gammaspektrometrische Messungen zur Auswertung einer Vielzahl von Ortsdosisleistungsmessungen<br />
(Anschlussmessungen) herangezogen wer<strong>den</strong>. Ggf. ist zu prüfen, welcher <strong>der</strong><br />
gemessenen Nuklidvektoren am besten zu <strong>den</strong> einzelnen Dosisleistungen passt, indem die<br />
rechnerisch ermittelten Dosisleistungen (Nenner <strong>der</strong> obigen Formel) mit <strong>den</strong> Messwerten<br />
verglichen wer<strong>den</strong>.<br />
Abwasch- und Eindringeffekte spielen in <strong>der</strong> Regel zunächst nur eine untergeordnete Rolle.
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 71<br />
6 Empfohlene Hilfsmittel<br />
Obwohl in späteren Stadien eines kerntechnischen Unfalls Zeit und Gelegenheit vorhan<strong>den</strong><br />
sind, um umfangreiche Unterlagen zu lesen und spezielle Sachverständige zu befragen, müssen<br />
die Entscheidungen in <strong>den</strong> ersten Stun<strong>den</strong> rasch und ohne langes Literaturstudium getroffen<br />
wer<strong>den</strong>.<br />
Neben <strong>der</strong> vorliegen<strong>den</strong> Ausarbeitung sollten mindestens die folgen<strong>den</strong> Unterlagen und<br />
Hilfsmittel dem <strong>Strahlenschutz</strong>-<strong>Fachberater</strong> zur Verfügung stehen; dabei wird vorausgesetzt,<br />
dass sich <strong>der</strong> <strong>Fachberater</strong> mit dem Gebrauch dieser Hilfsmittel vertraut gemacht hat:<br />
<br />
<br />
<br />
<br />
<br />
<br />
bei Verfügbarkeit eines Personalcomputers am Einsatzort (dringend empfohlen):<br />
- entsprechende Rechenprogramme (z.B. PLUTO, SAFER)<br />
- vorbereitete Textbausteine für Lageberichte<br />
- nach Möglichkeit: on-line-Zugang zu <strong>den</strong> Ortsdosisleistungsmessungen von KFÜ bzw.<br />
IMIS<br />
- wünschenswert: Zugang zum Internet mit vorbereiteten Links zu wichtigen Informationsquellen<br />
(z.B. Wetterinformationen, Betreiber, SSK, RSK, BfS)<br />
Geeigneter Taschenrechner sowie Schreibmaterial und geometrisches Werkzeug (Lineal<br />
usw.)<br />
vorbereitete Formblätter (z. B. Tabelle 3-12, Vorlagen für Lageberichte u.ä.)<br />
Verzeichnis wichtiger Telefon- und Telefax-Nummern, z. B. von TÜV, DWD, Messorganisationen,<br />
Sachverständigen, kerntechnischen Anlagen, Katastrophenschutzeinsatzleitungen<br />
Vorbereitete topographische Karte (max. 1:50 000) mit Einzeichnung <strong>der</strong> Sektoren sowie<br />
<strong>der</strong> vordefinierten Messorte <strong>der</strong> Umgebungsüberwachung und des Katastrophenschutzes,<br />
dazu: Folien zur Darstellung von Isoplethen, siehe Anhang 3, Messergebnissen,<br />
gebietsbezogenen Maßnahmen usw.<br />
Nuklidkarte<br />
Radiologische Grundlagen für Entscheidungen über Maßnahmen zum Schutz <strong>der</strong> Bevölkerung<br />
bei unfallbedingten Freisetzungen von Radionukli<strong>den</strong> [RG 99]<br />
Rahmenempfehlungen für <strong>den</strong> Katastrophenschutz in <strong>der</strong> Umgebung kerntechnischer Anlagen<br />
[RE 99]<br />
kurzgefasste Beschreibung <strong>der</strong> technischen Daten <strong>der</strong> betroffenen Anlage,<br />
z.B. Kurzfassung <strong>der</strong> Anlagenbeschreibung<br />
Kriterien für die Alarmierung <strong>der</strong> Katastrophenschutzbehörde durch die Betreiber kerntechnischer<br />
Einrichtungen [SSK 03]<br />
Übersicht über Maßnahmen zur Verringerung <strong>der</strong> Strahlenexposition nach Ereignissen mit<br />
nicht unerheblichen radiologischen Auswirkungen (Maßnahmenkatalog) [MNK 99] (Auch<br />
als CD-ROM mit Suchhilfen beim BMU, RS II 5 erhältlich)<br />
Zusammenstellung <strong>der</strong> radioökologischen Berechnungsverfahren und Daten [AVV 90,<br />
SBG 94]<br />
Messprogramme für die Umgebungsüberwachung <strong>der</strong> betroffenen Anlage<br />
Messanleitungen für Störfallmessungen, z. B. Loseblattsammlung des Arbeitskreises Umweltüberwachung<br />
(AKU) “Empfehlungen zur Überwachung <strong>der</strong> Umweltradioaktivität”,<br />
FS-78-15-AKU<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 73<br />
7 Literatur<br />
[AVV 90]<br />
Allgemeine Verwaltungsvorschrift zu §45 <strong>Strahlenschutz</strong>verordnung: Ermittlung<br />
<strong>der</strong> Strahlenexposition durch die Ableitung radioaktiver Stoffe aus kerntechnischen<br />
Anlagen o<strong>der</strong> Einrichtungen<br />
BAnz. Nr. 42/64a (1990) 1-23<br />
[BMU 01]<br />
[BR 87]<br />
[DFK 98]<br />
[DRS 79]<br />
[DRS 90]<br />
[ECK 93]<br />
[ERL 03]<br />
[EURa]<br />
Bekanntmachung <strong>der</strong> Dosiskoeffizienten zur Berechnung <strong>der</strong> Strahlenexposition<br />
RS II 1-11413/28 vom 23.07.2001<br />
BAnz Nr. 160a und b vom 28.08.2001<br />
Brenk, H.D.: Untersuchung <strong>der</strong> unfallbedingten Inhalationsbelastung in Gebäu<strong>den</strong><br />
BS 8502/1<br />
Aachen: Brenk Systemplanung, 1987<br />
Crabol, B.; Eberbach, F.; Manesse, D.; Martens, R.; Maßmeyer, K.; Monfort,<br />
M.; Nester, K.; Schnadt, H.: French-German model for the treatment of the<br />
atmospheric dispersion in case of a nuclear acci<strong>den</strong>t<br />
DFK 98/1<br />
Bonn (Germany): Fe<strong>der</strong>al Ministry for Environment, Nature Conservation and<br />
Nuclear Safety, Paris (France): Ministry of Industry, October 1998<br />
GRS: Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke<br />
Hauptband und Fachband 8<br />
Köln: Verlag TÜV Rheinland, 1979 und 1981<br />
GRS: Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke Phase B<br />
Köln: Verlag TÜV Rheinland, 1990<br />
Eckerman, K.F.; Ryman, J.C.: External Exposure to Radionuclides in Air,<br />
Water, and Soil<br />
Fe<strong>der</strong>al Guidance Report No. 12, EPA-402-R-93-081<br />
Washington DC: Environmental Protection Agency, Office of Radiation and<br />
Indoor Air, 1993<br />
Erläuterungsbericht zum <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong><br />
Katastrophenschutzleitung – Begründungen, Modelle, Daten und Programme -<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission (SSK) des Bundesministeriums für<br />
Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit, Heft 38<br />
München, Jena: Urban & Fischer Verlag, im Druck<br />
Verordnung (EURATOM) Nr. 3954/87 des Rates vom 22.12.1987 zur Festlegung<br />
von Höchstwerten an Radioaktivität in Nahrungsmitteln und Futtermitteln<br />
im Falle eines nuklearen Unfalls o<strong>der</strong> einer an<strong>der</strong>en radiologischen Notstandssituation<br />
Amtsblatt <strong>der</strong> Europäischen Gemeinschaften Nr. L 371/11-13, 30.12.87<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
74 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
[EURb]<br />
[EURc]<br />
[EURd]<br />
[GRS 01]<br />
[GRS 98]<br />
[HO 87]<br />
[IPSN 01]<br />
[JA 91]<br />
[KOEL 01]<br />
[KTA1508]<br />
Verordnung (EURATOM) Nr. 944/89 <strong>der</strong> Kommission vom 12.04.1989 zur<br />
Festlegung von Höchstwerten an Radioaktivität in Nahrungsmitteln von geringerer<br />
Bedeutung im Falle eines nuklearen Unfalls o<strong>der</strong> einer an<strong>der</strong>en radiologischen<br />
Notstandssituation<br />
Amtsblatt <strong>der</strong> Europäischen Gemeinschaften Nr. L 101/17-18, 12.04.89<br />
Verordnung (EURATOM) Nr. 2218/89 des Rates vom 18.07.1989 zur Än<strong>der</strong>ung<br />
<strong>der</strong> Verordnung (EURATOM) Nr. 3954/87 zur Festlegung von Höchstwerten<br />
an Radioaktivität in Nahrungsmitteln und Futtermitteln im Falle eines<br />
nuklearen Unfalls o<strong>der</strong> einer an<strong>der</strong>en radiologischen Notstandssituation<br />
Amtsblatt <strong>der</strong> Europäischen Gemeinschaften Nr. L 211/1-3, 22.07.89<br />
Verordnung (EURATOM) Nr. 770/90 <strong>der</strong> Kommission vom 29.03.1990 zur<br />
Festlegung von Höchstwerten an Radioaktivität in Futtermitteln im Falle eines<br />
nuklearen Unfalls o<strong>der</strong> einer an<strong>der</strong>en radiologischen Notstandssituation<br />
Amtsblatt <strong>der</strong> Europäischen Gemeinschaften Nr. L 83/78-79, 30.03.90<br />
Köberlein, K. (Red.): Bewertung des Unfallrisikos fortschrittlicher Druckwasserreaktoren<br />
in Deutschland (Entwurf zur Kommentierung)<br />
GRS-175<br />
Köln: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit, Oktober 2001<br />
Löffler, H., Kersting, E. et al.: Sicherheitsanalytische Untersuchungen zu<br />
schweren Störfallen in SWR<br />
GRS-A-2519<br />
Köln: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit, Mai 1998<br />
Honcu, S., Hübschmann, W., Wiese, H.W.: <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> fachlichen Berater<br />
<strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung bei kerntechnischen Notfällen – Neufassung<br />
des Kapitels 1.1 Aktivitätsinventar von Kernkraftwerken<br />
Notiz Nr. 15/87 des IMK<br />
Karlsruhe: Forschungszentrum Karlsruhe, 28.07.1987<br />
In Frankreich verwendete Dosiskoeffizienten für externe Bestrahlung<br />
Persönliche Mitteilung von M. Monfort (IPSN) an H. Schnadt (März 2001)<br />
Jacob, P., Eklund, J., Gregor, J., Müller, H., Paretzke, H.G., Pröhl, G., Richter,<br />
M., Stapel, R.: Erstellung eines Echtzeit-EDV-Expertensystems zur Abschätzung<br />
und Begrenzung radiologischer Konsequenzen in <strong>der</strong> Bundesrepublik<br />
Deutschland von Unfällen kerntechnischer Anlagen<br />
GSF-Bericht 33/91<br />
Neuherberg: GSF-Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit, Institut für<br />
<strong>Strahlenschutz</strong>, Dezember 1991<br />
Koelzer, W.: Lexikon zur Kernenergie<br />
Karlsruhe: Forschungszentrum Karlruhe GmbH, 2001<br />
Kerntechnische Regel KTA 1508 – Instrumentierung zur Ermittlung <strong>der</strong> Ausbreitung<br />
in <strong>der</strong> Atmosphäre (Fassung 9/88)
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 75<br />
[LF 95]<br />
[MIS 01]<br />
[MNK 99]<br />
[RE 99]<br />
[RG 99]<br />
[REI 93]<br />
[SBG 94]<br />
[SL 68]<br />
[SSK 03]<br />
[SSK 96]<br />
[STU 88]<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung bei<br />
kerntechnischen Notfällen<br />
Veröffentlichungen <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission,·Band 13 (2. überarb. Auflage)<br />
Stuttgart; Jena; New York: G. Fischer, 1995<br />
Miska, H.: Faustregeln für <strong>den</strong> <strong>Strahlenschutz</strong><br />
in: Bayer, A. Leonardi, A (Hrsg.): Tagungsband des 4. Seminars des AKN in<br />
München<br />
Köln: Verlag TÜV Rheinland, 2001<br />
Bundesminister für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (Hrsg.): Übersicht<br />
über Maßnahmen zur Verringerung <strong>der</strong> Strahlenexposition nach Ereignissen<br />
mit nicht unerheblichen radiologischen Auswirkungen (Maßnahmenkatalog),<br />
auch als CD<br />
Bonn: Oktober 1999<br />
Rahmenempfehlungen für <strong>den</strong> Katastrophenschutz in <strong>der</strong> Umgebung kerntechnischer<br />
Anlagen<br />
GMBl 1999, Nr. 28/29, S. 538-569<br />
Radiologische Grundlagen für Entscheidungen über Maßnahmen zum Schutz<br />
<strong>der</strong> Bevölkerung bei unfallbedingten Freisetzungen von Radionukli<strong>den</strong><br />
GMBl 1999, Nr. 28/29, S. 570-588<br />
Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen<br />
(REI) (Fassung vom 20.03.1996)<br />
GMBl. Nr. 29 vom 19.08.1993, Seite 502ff, geän<strong>der</strong>t durch GMBl. Nr. 9/10<br />
vom 20.03.1996, Seite 195ff<br />
Störfallberechnungsgrundlagen für die Leitlinien zur Beurteilung <strong>der</strong> Auslegung<br />
von Kernkraftwerken mit DWR gemäß § 28 Abs. 3 StrlSchV und Neufassung<br />
<strong>der</strong> ”Berechnung <strong>der</strong> Strahlenexposition”<br />
Vom 29. Juni 1994<br />
Bundesanzeiger Nr. 222a vom 26. November 1994<br />
Slade, D.H.: Meteorology and Atomic Energy<br />
TID-24 190 (1968)<br />
Kriterien für die Alarmierung <strong>der</strong> Katastrophenschutzbehörde durch die Betreiber<br />
kerntechnischer Einrichtungen - Gemeinsame Empfehlung <strong>der</strong> Reaktor-<br />
Sicherheits- und <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission – Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission<br />
(SSK) des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und<br />
Reaktorsicherheit, Heft 39<br />
München, Jena: Urban & Fischer Verlag, im Druck<br />
Der Strahlenunfall – Ein <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für Erstmaßnahmen, Veröffentlichungen <strong>der</strong><br />
<strong>Strahlenschutz</strong>kommission, Band 32<br />
Stuttgart; Jena; Lübeck; Ulm: Gustav Fischer Verlag, 1996<br />
Stull, R.B.: An Introduction to Boundary Layer Meteorology<br />
Dordrecht, Boston, London: Kluwer Academic Publishers, 1988<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
76 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
[StrlSchV 01] Verordnung über <strong>den</strong> Schutz vor Schä<strong>den</strong> durch ionisierende Strahlen (<strong>Strahlenschutz</strong>verordnung<br />
– StrlSchV)<br />
Vom 20. Juli 2001<br />
BGBl. I S.1714<br />
[StrVG 86]<br />
[WIE 02]<br />
Gesetz zum vorsorgen<strong>den</strong> Schutz <strong>der</strong> Bevökerung gegen Strahlenbelastung<br />
(<strong>Strahlenschutz</strong>vorsorgegesetz – StrVG)<br />
Vom 19. Dezember 1986<br />
BGBl. I S.2610<br />
Wiese, H.W.: Bestimmung des Aktivitätsinventars des DWR KKI 2 mit<br />
Gleichgewichtsbeladung<br />
IKET-Nr. 14/02<br />
Karlsruhe: Forschungszentrum Karlsruhe, September 2002
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 77<br />
8 Glossar<br />
Aktivitätsfreisetzung<br />
Ausbreitungskategorie<br />
Ausbreitungsrechnung<br />
(atmosphärisch)<br />
Diffusionskategorie<br />
Eingreifrichtwert<br />
Einsatzpersonal/-kräfte<br />
Freisetzung<br />
Freisetzungsfaktor<br />
Freisetzungshöhe<br />
Freisetzungskategorie<br />
Freisetzungsphase<br />
Isoplethen<br />
Abgabe radioaktiver Stoffe in die Umwelt auf nicht vorgeplanten<br />
Pfa<strong>den</strong>.<br />
() Diffusionskategorie<br />
Rechenverfahren zur Ermittlung <strong>der</strong> Auswirkungen infolge<br />
<strong>der</strong> Abgabe von Radioaktivität aus Kernkraftwerken in die<br />
Atmosphäre. Bei diesen Berechnungen wird die turbulente<br />
Diffusion mit Hilfe von Ausbreitungsmodellen abgebildet. Je<br />
nach Ausbreitungsmodell sind die meteorologischen Verhältnisse<br />
im Standortgebiet berücksichtigt [KOEL 01].<br />
charakterisiert einen Turbulenzzustand in <strong>der</strong> () Mischungsschicht.<br />
Zur Vereinfachung von () Ausbreitungsrechnungen<br />
wird das Spektrum <strong>der</strong> möglichen Turbulenzzustände <strong>der</strong><br />
Mischungsschicht in diskrete (Diffusions)kategorien unterteilt.<br />
ist ein Dosiswert, bei dessen Erreichen die Einleitung einer<br />
Schutzmaßnahme zu prüfen ist [RE 99]. Die mit einem Eingreifrichtwert<br />
zu vergleichende Dosis ist grundsätzlich die Gesamtdosis<br />
über die Expositionspfade, gegen die die Maßnahme<br />
wirkt [RG 99].<br />
sind erwachsene Personen, die mit <strong>der</strong> Folgenmin<strong>der</strong>ung bzw.<br />
-beseitigung einer Katastrophe beauftragt sind. Die Einsatzkräfte<br />
gelten nicht als beruflich strahlenexponierte Personen<br />
im Sinne <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>verordnung.<br />
() Aktivitätsfreisetzung<br />
Anteil des Kerninventars eines Radionuklids bzw. einer<br />
Nuklidgruppe, <strong>der</strong> bei einer ()Freisetzung in die Umgebung<br />
gelangt.<br />
() Quellhöhe <strong>der</strong> Freisetzung<br />
kategorisiert aufgrund <strong>der</strong> aufgetretenen Anlageschä<strong>den</strong> die<br />
möglichen Wege, das Ausmaß sowie das zeitliche Verhalten<br />
<strong>der</strong> Freisetzung.<br />
schließt an die () Vorfreisetzungsphase an. Die Freisetzungsphase<br />
endet, wenn im betrachteten Gebiet die Ausbreitungs-<br />
und Ablagerungsvorgänge beendet sind. Die Freisetzungsphase<br />
kann sich über mehrere Stun<strong>den</strong> o<strong>der</strong> Tage erstrecken<br />
[RG 99].<br />
sind allgemein (Brockhaus Enzyklopädie) Linien gleicher<br />
(Zahlen-) Werte. Im <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> wer<strong>den</strong> damit Linien gleicher<br />
Konzentration radioaktiver Stoffe in <strong>der</strong> bo<strong>den</strong>nahen Luft bezeichnet.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
78 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Katastrophenschutzmaßnahme<br />
Leitnuklid<br />
Mischungsschicht<br />
Monin-Obuchow-Länge<br />
Nachfreisetzungsphase<br />
Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong>, Einnahme von Iodtabletten und Evakuierung.<br />
Ziel dieser Maßnahmen ist die Vermeidung deterministischer<br />
Wirkungen und die Verringerung unfallbedingter<br />
stochastischer Wirkungen. Den () Eingreifrichtwerten entsprechend<br />
dienen die Maßnahmen Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong><br />
und Einnahme von Iodtabletten <strong>der</strong> Vermin<strong>der</strong>ung stochastischer<br />
Wirkungen, während die Evakuierung darüber hinaus<br />
zur Vermeidung hoher Kurzzeitdosen bis hinein in <strong>den</strong> deterministischen<br />
Bereich geeignet ist. Von <strong>den</strong> Notfallschutzmaßnahmen<br />
sind die Maßnahmen <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>vorsorge zu<br />
unterschei<strong>den</strong> [RG 99].<br />
wird aufgrund seiner chemischen und radiologischen Eigenschaften<br />
als Repräsentant bestimmter Nuklide bzw. bestimmter<br />
Nuklidgruppen betrachtet [MNK 99].<br />
ist eine Schicht <strong>der</strong> Troposphäre, die sich vom Bo<strong>den</strong> in Abhängigkeit<br />
von <strong>der</strong> meteorologischen Stabilität bis zu einer<br />
Mächtigkeit im Bereich von ca. 100 m bis zu 1000 m und<br />
mehr erstreckt. Die Ausbreitung findet im Wesentlichen in<br />
dieser Mischungsschicht durch turbulente Diffusion statt.<br />
ist eine in <strong>der</strong> meteorologischen Grenzschichttheorie benutzte<br />
stabilitätsbeschreibende Kenngröße mit <strong>der</strong> Dimension m.<br />
Kleine positive Werte kennzeichnen stabile Situationen, sehr<br />
große positive wie negative Werte (L>> 500 m) neutrale<br />
Situationen und kleine negative Werte labile Situationen. Physikalisch<br />
kann die Monin-Obuchow-Länge bei labilen bis<br />
neutralen Situationen als die Höhe über <strong>der</strong> Erdoberfläche interpretiert<br />
wer<strong>den</strong>, bei <strong>der</strong> die thermisch bedingte Turbulenzenergie<br />
gleich ist <strong>der</strong> mechanisch (durch Reibung am Erdbo<strong>den</strong>)<br />
erzeugten Turbulenzenergie [STU 88]. Bei stabilen Situationen<br />
ist die nun positive Monin-Obuchow-Länge ein Maß<br />
für die Höhe, in <strong>der</strong> die mechanisch erzeugte Turbulenzenergie<br />
wegen <strong>der</strong> stabilen Temperaturschichtung wie<strong>der</strong> aufgezehrt<br />
wird.<br />
erstreckt sich über <strong>den</strong> Zeitraum, in dem einerseits die Wolkenstrahlung<br />
und die Deposition völlig beendet o<strong>der</strong> zumindest<br />
nicht mehr von Bedeutung sind, aber die Rückkehr zu<br />
völlig normalen Lebensbedingungen noch nicht vollzogen ist<br />
[RG 99].
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 79<br />
Planungsgebiet<br />
Quellhöhe<br />
ist das Gebiet, in dem Katastrophenschutzmaßnahmen geplant<br />
wer<strong>den</strong>. Hierzu wird die Umgebung einer kerntechnischen<br />
Anlage in drei Zonen (Zentralzone, Mittelzone , Außenzone)<br />
aufgeteilt. Für jede Zone müssen die erfor<strong>der</strong>lichen Maßnahmen<br />
vorbereitet wer<strong>den</strong>. Außerhalb dieser Zonen sind beson<strong>der</strong>e<br />
- auf die kerntechnische Anlage bezogene – Katastrophenschutzplanungen<br />
grundsätzlich nicht erfor<strong>der</strong>lich<br />
[RE 99].<br />
ist die Höhe <strong>der</strong> Quelle einer Emission über Grund. Sie ist ein<br />
Parameter bei <strong>der</strong> () Ausbreitungsrechnung. Durch mechanischen<br />
und thermischen Auftrieb <strong>der</strong> Luft kann die effektive<br />
Quellhöhe über <strong>der</strong> baulichen Kaminhöhe liegen [KOEL 01].<br />
Quellterm beschreibt die Freisetzung und ihre Charakteristika (Umfang ,<br />
Beginn , Verlauf, Freisetzungshöhe , thermische Energie, Radionuklidvektor).<br />
Radiologische Lage<br />
Radionuklidvektor<br />
Rauigkeitslänge<br />
Schutzfaktor<br />
Transientenstörfall<br />
Unfallphasen<br />
Charakterisierung <strong>der</strong> radiologischen Situation und <strong>der</strong>en<br />
Entwicklung.<br />
quantitative Zusammensetzung eines Gemischs von Radionukli<strong>den</strong>.<br />
Unmittelbar am Bo<strong>den</strong> wird vom Bo<strong>den</strong> eine bremsende<br />
Schubspannung auf die horizontale Windgeschwindigkeitskomponenten<br />
ausgeübt. Die Größe dieser Schubspannung ist<br />
unter an<strong>der</strong>em von <strong>der</strong> örtlichen Bo<strong>den</strong>rauigkeit abhängig, die<br />
jeweils durch die Rauigkeitslänge (-parameter) gekennzeichnet<br />
wird.<br />
quantifiziert (=Verhältnis Dosis ohne Abschirmung zu Dosis<br />
mit Abschirmung) <strong>den</strong> Unterschied zwischen <strong>der</strong> externen Exposition<br />
durch Gammastrahlung bei ungeschütztem Aufenthalt<br />
auf einer unendlich ausgedehnten Ebene und bei geschütztem<br />
Aufenthalt in Gebäu<strong>den</strong> und urbanen Umgebungen [RE 99].<br />
Bei <strong>den</strong> Rechenvorschriften des <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong>s bleiben Schutzfaktoren<br />
(zunächst) unberücksichtigt, da sonst auch auf individuelles<br />
Verhalten u. dgl. eingegangen wer<strong>den</strong> müsste.<br />
beruht auf einer wesentlichen Abweichung <strong>der</strong> Betriebsparameter<br />
(u. a. Leistung, Druck, Temperatur, Kühlmitteldurchsatz)<br />
von <strong>den</strong> Sollwerten, die zu einem Ungleichgewicht zwischen<br />
Wärmeerzeugung und Wärmeabfuhr im Reaktor führt<br />
und von <strong>den</strong> Betriebssystemen nicht beherrscht wer<strong>den</strong> kann<br />
[KOEL 01].<br />
Einteilung eines kerntechnischen Unfalls aufgrund <strong>der</strong> Immissionssituation<br />
in () Vorfreisetzungsphase, () Freisetzungsphase<br />
und () Nachfreisetzungsphase.<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
80 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Verdrängungshöhe<br />
Vorfreisetzungsphase<br />
ist die Höhe über Grund, ab <strong>der</strong> sich eine ungestörte Strömung<br />
ausbildet.<br />
beginnt mit dem Zeitpunkt, zu dem die Möglichkeit einer größeren<br />
Freisetzung von Radionukli<strong>den</strong> aus <strong>der</strong> Anlage erkannt<br />
wird. Sie endet mit dem Beginn einer größeren Freisetzung<br />
o<strong>der</strong> <strong>der</strong> Beherrschung des Ereignisses. Die Vorfreisetzungsphase<br />
kann Stun<strong>den</strong> o<strong>der</strong> Tage dauern [RG 99].
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 81<br />
9 Stichwort- und Abkürzungsverzeichnis<br />
A<br />
Abbrand · 2<br />
Ablagerung · 46<br />
Ablagerungsgeschwindigkeit<br />
Definition · 46<br />
Zahlenwerte · 30<br />
Abreicherung · 32<br />
Abschirmfaktor · siehe Schutzfaktor<br />
Definition · 61<br />
Acci<strong>den</strong>t management · siehe Anlageninterne<br />
Notfallschutzmaßnahme<br />
Aero-Spektrometrie · 67<br />
Aktinide · 3<br />
Aktivierungsprodukt · 2<br />
Aktivitätsfreisetzung<br />
Definition · 77<br />
Aktivitätsinventar · 2, 3<br />
Reaktor mit U-BE · 98<br />
Tabellen für Reaktor mit MOX-BE · 86–97<br />
Aktivitätskonzentration · 68<br />
Berechnung, Messung, Abschätzung · 32<br />
zeitintegriert · 69<br />
Akute Strahlenschä<strong>den</strong> · 61, 62<br />
AM · (=Acci<strong>den</strong>t management)<br />
Anlageninterne Notfallschutzmaßnahme · 6<br />
Anlagenzustand · 1<br />
Anschlussmessung · 70<br />
Atemrate<br />
Zahlenwerte · 30<br />
Ausbreitungsfaktor<br />
Formel · 31<br />
Graphische Darstellung · 34–45<br />
Ausbreitungskategorie · siehe Diffusionskategorie<br />
Ausbreitungsparameter · 31<br />
Ausbreitungsrechnung · 32<br />
Definition · 77<br />
AVV · (=Allgemeine Verwaltungsvorschrift)<br />
B<br />
BE · (=Brennelement)<br />
Beta-Submersionsdosis · 27<br />
Bewölkung<br />
Zusammenhang mit Diffusionskategorie · 22<br />
BfS · (=Bundesamt für <strong>Strahlenschutz</strong>)<br />
Bo<strong>den</strong>kontamination · 69<br />
Formel · 32<br />
Messung · 69<br />
Bo<strong>den</strong>korrekturfaktor · 46<br />
Zahlenwert · 29<br />
Brennelementwechsel · 2<br />
D<br />
Dampferzeuger-Heizrohr-Leck · 6<br />
Datenassimilation · 67<br />
DE · (=Dampferzeuger)<br />
Deterministische Effekte · 27<br />
DFK · (=Deutsch-Französische Kommission)<br />
DFK-Modell · 31, 32<br />
Diffusionskategorie · 20<br />
Definition · 77<br />
Einteilung · 20<br />
Direktstrahlung · 27<br />
Dosisberechnung<br />
Elemente · 28<br />
Formeln · 29<br />
Schema Vereinfachtes Verfahren · 58<br />
Vereinfachtes Verfahren · 56<br />
Zu berechnende Strahlendosen · 27<br />
Dosiskoeffizient · 29<br />
Zahlenwerte · 49<br />
Dosiskoeffizienten<br />
Gamma-Submersionsdosis · 31<br />
Dosisleistungskoeffizient · 29<br />
Zahlenwerte · 49<br />
Dosisrichtwert · siehe Eingreifrichtwert<br />
DRS · (=Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke)<br />
Druckentlastung Sicherheitsbehälter · siehe Venting<br />
DWD · (=Deutscher Wetterdienst)<br />
DWR · (=Druckwasserreaktor)<br />
E<br />
EF · (=Index für effektive Dosis)<br />
Eingreifrichtwert<br />
Definition · 77<br />
Einsatzpersonal · 27<br />
Definition · 77<br />
Energiedosis · 27<br />
Evakuierung<br />
Begriffsbestimmung · 59<br />
in <strong>der</strong> Freisetzungsphase · 64<br />
vorsorgliche E. · 62, 63<br />
Expositionspfad<br />
Bedeutung · 62<br />
Übersicht · 27<br />
F<br />
Falloutfaktor · 29<br />
Formel · 46<br />
Faustregel<br />
Bo<strong>den</strong>kontamination und ODL · 32<br />
Dosisleistung und Schilddrüsendosis · 55<br />
Hautkontamination und Dosis · 56<br />
Inhalationsdosis und Ingestionsdosis · 55<br />
Personenkontamination und Ortsdosisleistung · 56<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
82 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
FK · (=Freisetzungskategorie)<br />
Freisetzungsfaktor · 30<br />
bei PSA für GKN II · 14<br />
Definition · 77<br />
Deutsche Risikostudie Phase A · 12<br />
Deutsche Risikostudie Phase B · 13<br />
Risikostudie SWR · 15<br />
Freisetzungshöhe · siehe Quellhöhe<br />
Freisetzungskategorie<br />
bei DRS Phase A · 5, 12<br />
bei DRS Phase B · 13<br />
bei PSA für GKN II · 9<br />
bei PSA für GKN II · 14<br />
bei Risikostudie für SWR · 15<br />
Definition · 77<br />
Siedewasserreaktor · 11<br />
Freisetzungsphase · 64<br />
Definition · 77<br />
G<br />
Gamma-Bo<strong>den</strong>dosis · 27<br />
Formel · 29<br />
Gammaspektrometrie · 69<br />
Gamma-Submersionsdosis · 27, 31<br />
Formel · 29<br />
Gauß-Fahnenmodell · 31, 32<br />
Gebäudeeinfluss · 5, 23<br />
GKN · (=Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar)<br />
GRS · (=Gesellschaft für Anlagen- und<br />
Reaktorsicherheit)<br />
H<br />
Halbraummodell · 31<br />
Halbwertzeit<br />
Zahlenwerte · 50<br />
Hautdosis · 27, 56<br />
HD · (=Hochdruck)<br />
I<br />
Ingestionsdosis · 27, 64, 65<br />
Ingestionsdosiskoeffizient<br />
Zahlenwerte · 55<br />
Inhalationsdosis · 27<br />
Formel · 29<br />
in-situ-Gammaspektrometrie · 67, 69<br />
Integrationsterm · 31, 50<br />
Formel · 30<br />
Integrationszeit · 28, 60<br />
Iodtabletten<br />
Schutzwirkung · 61<br />
Isoplethen · 1, 32<br />
Definition · 77<br />
Graphen · 101<br />
K<br />
Kaminhöhe<br />
bei Kernkraftwerken · 16<br />
Kernkraftwerke<br />
Liste · 16<br />
Kernschmelze · 5, 61<br />
KFÜ · (=Kernreaktorfernüberwachung)<br />
Kritische Bevölkerungsgruppe · 60<br />
Kühlturm · 23<br />
L<br />
Leitnuklid<br />
Definition · 50, 78<br />
M<br />
Maximale Konzentration · 33<br />
Messung · 2, 67<br />
Milch · 55<br />
Mischungsschicht · 23<br />
Definition · 78<br />
Monin-Obuchow-Länge · 20<br />
Definition · 78<br />
MORAM · (=Mobile Radio-Aerosol-Messstation)<br />
MOX · (=Mischoxid)<br />
MOX-Brennelement<br />
Einfluss auf Aktivitätsinventar · 3<br />
Einsatz bei Kernkraftwerken · 16<br />
N<br />
Nachfreisetzungsphase · 64<br />
Definition · 78<br />
Nahrungsmittel · siehe Lebensmittel<br />
ND · (=Nie<strong>der</strong>druck)<br />
Nie<strong>der</strong>schlag · 30<br />
Abreicherung durch ~ · 46<br />
Auswirkung auf die Strahlenexposition · 61<br />
Notfallhandbuch · 8, 9<br />
Notfallstation · 63<br />
Nuklidvektor · siehe Radionuklidvektor<br />
O<br />
ODL · (=Ortsdosisleistung)<br />
Orographie · 24<br />
Ortsdosis · 68<br />
Berechnung · 69<br />
Messung mit Festkörperdosimeter · 68<br />
Ortsdosisleistung<br />
Messung und Auswertung · 68<br />
P<br />
PLR · (=Primärkreisleck im Ringraum)<br />
PSA · (=Probabilistische Sicherheitsanalyse)<br />
Q<br />
Quellhöhe · 5, 19, 24, 30<br />
Definition · 79<br />
Quellterm · 1<br />
Definition · 79<br />
R<br />
Radiologische Lage<br />
Definition · 79<br />
Radionuklidinventar · siehe Aktivitätsinventar<br />
Radionuklidvektor · 69<br />
Definition · 79
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 83<br />
Rauigkeitslänge<br />
angenommener Zahlenwert · 21<br />
Definition · 79<br />
Veranschaulichung · 22<br />
RDB · (=Reaktordruckbehälter)<br />
Regen · siehe Nie<strong>der</strong>schlag<br />
Risikostudie · siehe Kapitel 1.3<br />
RR · (=Ringraum)<br />
S<br />
SB · (=Sicherheitsbehälter)<br />
SBG · (=Störfallberechnungsgrundlagen)<br />
SBV · (=Sicherheitsbehälterversagen)<br />
Schilddrüsendosis<br />
Zeitintegrierte I 131-Konzentration in <strong>der</strong> Luft · 53<br />
Schrotschussmethode · 24<br />
Schutzfaktor<br />
Berücksichtigung bei <strong>der</strong> Dosisberechnung · 28<br />
Definition · 79<br />
Werte für externe Bestrahlung aus <strong>der</strong> Wolke und<br />
vom Bo<strong>den</strong> · 61<br />
Schutzwirkung<br />
Evakuierung · 63<br />
Inhalation · 61<br />
Iodtabletten · 61<br />
Sicherheitsbehälterversagen · 6<br />
Siedewasserreaktor<br />
Aktivitätsinventar · 2<br />
Freisetzungsfaktor · 15<br />
Risikostudie · 11<br />
SODAR · (=Sonic Detection and Ranging)<br />
Spaltprodukt · 2, 3<br />
Stillstandszeit · 2, 3, 53<br />
Stochastische Effekte · 27<br />
Störniveau · siehe Verdrängungshöhe<br />
Strahlungsbilanz · 22, 25<br />
SWR · (=Siedewasserreaktor)<br />
T<br />
Temperaturgradient · 22, 26<br />
Thermische Leistung<br />
Basis zur Abschätzung des Aktivitätsinventars · 2<br />
von Kernkraftwerken · 16<br />
Thermischer Auftrieb · 5, 23<br />
Transientenstörfall · 6<br />
TÜV · (=Technischer Überwachungs-Verein)<br />
nuklidgruppenspezifisch · 50, 51<br />
nuklidspezifisch · 50<br />
Umsiedlung<br />
Begriffsbestimmung · 60<br />
Unfallphase<br />
Definition · 79<br />
V<br />
Venting · 7, 8, 10<br />
Austrittshöhe · 16<br />
V. und Katastrophenschutzmaßnahmen · 63<br />
Verdrängungshöhe<br />
Definition · 80<br />
Veranschaulichung · 22<br />
Vorfreisetzungsphase · 1, 62<br />
Definition · 80<br />
W<br />
Warnung<br />
vor Verzehr frisch geernteter Lebensmittel · 55, 64, 65<br />
Zeitbedarf · 62<br />
Washoutfaktor · 46<br />
Formel · 30<br />
Graphen · 47–48<br />
Washoutkoeffizient · 46<br />
Formel · 31<br />
Zahlenwert · 31<br />
Wasserstoff<br />
Brand im Ventingrohr · 10<br />
Explosion · 7, 8<br />
Rekombinator · 9<br />
Windgeschwindigkeit · 19, 32<br />
Höhenprofil · 20<br />
Wahl <strong>der</strong> ~ bei <strong>der</strong> Ausbreitungsrechnung · 32<br />
Windrichtung · 19<br />
Än<strong>der</strong>ung · 64<br />
Z<br />
Zeitintegrierte Aktivitätskonzentration<br />
Formel · 32<br />
I 131 · 53<br />
Zerfall<br />
Radioaktiver Z. während Transport · 32<br />
Zerfallskonstante · 31<br />
Zahlenwerte · 50<br />
Ü<br />
Überdruckversagen · 5, 63<br />
Umrechnungsfaktor<br />
Leitnuklid · 50, 52, 53<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 85<br />
ANHANG 1<br />
AUSFÜHRLICHE ERGEBNISSE VON INVENTARRECHNUNGEN<br />
Aktivitätsangaben in Bq<br />
(Quelle: [WIE 02])<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
86 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq<br />
Stillstandszeit: 8 d Betrieb: 1 d<br />
Abbrand: 29,82 MWd/kg<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion in Stun<strong>den</strong><br />
Radionuklid 0 6 24 120 240<br />
Edelgase<br />
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16<br />
Kr 85m 1,0E+18 4,0E+17 2,5E+16 8,8E+09 7,6E+01<br />
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08<br />
Xe 133 2,8E+18 2,8E+18 2,8E+18 1,9E+18 9,9E+17<br />
Xe 135 2,7E+18 3,6E+18 1,9E+18 2,2E+15 2,4E+11<br />
Iod<br />
I 131 1,5E+18 1,5E+18 1,4E+18 1,0E+18 6,7E+17<br />
I 132 1,8E+18 1,7E+18 1,5E+18 6,3E+17 2,2E+17<br />
I 133 4,3E+18 3,7E+18 2,0E+18 8,2E+16 1,5E+15<br />
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,0E+18 3,7E+18 5,6E+17 2,4E+13 8,2E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 2,4E+18 2,4E+18 2,4E+18 2,3E+18 2,1E+18<br />
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Sr 91 3,7E+18 2,4E+18 6,4E+17 5,8E+14 9,1E+10<br />
Y 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Y 91 3,3E+18 3,3E+18 3,3E+18 3,2E+18 3,0E+18<br />
Nb 95 5,4E+18 5,4E+18 5,4E+18 5,3E+18 5,3E+18<br />
Zr 95 5,0E+18 5,0E+18 5,0E+18 4,7E+18 4,5E+18<br />
Zr 97 4,0E+18 3,1E+18 1,5E+18 2,9E+16 2,1E+14<br />
Tc 99m 1,6E+18 1,7E+18 1,7E+18 6,2E+17 1,8E+17<br />
Mo 99 2,3E+18 2,1E+18 1,8E+18 6,4E+17 1,8E+17<br />
Ru 103 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,6E+18 4,2E+18<br />
Ru 105 4,5E+18 1,8E+18 1,1E+17 3,4E+10 2,5E+02<br />
Ru 106 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18<br />
Rh 105 1,4E+18 1,6E+18 1,3E+18 2,0E+17 1,9E+16<br />
Sb 127 1,3E+17 1,3E+17 1,2E+17 5,7E+16 2,3E+16<br />
Sb 129 1,1E+18 4,4E+17 2,4E+16 5,0E+09 2,2E+01<br />
Te 127 1,4E+17 1,5E+17 1,5E+17 9,9E+16 6,5E+16<br />
Te 127m 4,6E+16 4,6E+16 4,6E+16 4,5E+16 4,4E+16<br />
Te 129 1,1E+18 5,8E+17 1,0E+17 6,8E+16 6,2E+16<br />
Te 129m 1,2E+17 1,2E+17 1,1E+17 1,1E+17 9,5E+16<br />
Te 131m 2,3E+17 2,0E+17 1,3E+17 1,4E+16 8,9E+14<br />
Te 132 1,8E+18 1,7E+18 1,4E+18 6,1E+17 2,1E+17<br />
Cs 134 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17<br />
Cs 136 1,2E+17 1,2E+17 1,2E+17 9,5E+16 7,3E+16<br />
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17<br />
Ba 140 3,9E+18 3,9E+18 3,7E+18 3,0E+18 2,3E+18<br />
La 140 4,2E+18 4,1E+18 4,0E+18 3,4E+18 2,6E+18<br />
Ce 141 4,7E+18 4,7E+18 4,6E+18 4,3E+18 3,8E+18<br />
Ce 143 2,4E+18 2,1E+18 1,5E+18 2,0E+17 1,6E+16<br />
Ce 144 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,6E+18<br />
Pr 143 3,5E+18 3,5E+18 3,4E+18 2,9E+18 2,3E+18<br />
Np 239 2,3E+19 2,2E+19 1,8E+19 5,4E+18 1,3E+18<br />
Pu 238 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16<br />
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15<br />
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15<br />
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18<br />
Am 241 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,2E+15<br />
Cm 242 6,1E+17 6,1E+17 6,1E+17 6,0E+17 5,8E+17<br />
Cm 244 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16<br />
An<strong>der</strong>e Spaltprodukte 4,9E+20 3,9E+19 2,0E+19 1,3E+19 1,2E+19<br />
An<strong>der</strong>e Aktinide 8,0E+19 3,6E+18 1,6E+18 6,3E+17 3,6E+17<br />
Summe Spaltprodukte 6,0E+20 1,2E+20 8,5E+19 6,0E+19 5,2E+19<br />
Summe Aktinide 1,1E+20 2,8E+19 2,1E+19 8,1E+18 3,6E+18<br />
Insgesamt Inventar 7,0E+20 1,5E+20 1,1E+20 6,9E+19 5,6E+19
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 87<br />
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq<br />
Stillstandszeit: 8 d Betrieb: 2 d<br />
Abbrand: 29,87 MWd/kg<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion in Stun<strong>den</strong><br />
Radionuklid 0 6 24 120 240<br />
Edelgase<br />
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16<br />
Kr 85m 1,0E+18 4,1E+17 2,6E+16 9,1E+09 7,9E+01<br />
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08<br />
Xe 133 3,1E+18 3,2E+18 3,3E+18 2,3E+18 1,2E+18<br />
Xe 135 3,2E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11<br />
Iod<br />
I 131 1,6E+18 1,6E+18 1,5E+18 1,1E+18 7,2E+17<br />
I 132 2,5E+18 2,4E+18 2,1E+18 8,8E+17 3,0E+17<br />
I 133 6,3E+18 5,3E+18 2,9E+18 1,2E+17 2,2E+15<br />
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 2,5E+18 2,5E+18 2,4E+18 2,3E+18 2,1E+18<br />
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Sr 91 4,3E+18 2,8E+18 7,5E+17 6,8E+14 1,1E+11<br />
Y 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Y 91 3,3E+18 3,3E+18 3,3E+18 3,2E+18 3,0E+18<br />
Nb 95 5,4E+18 5,4E+18 5,4E+18 5,3E+18 5,3E+18<br />
Zr 95 5,0E+18 5,0E+18 5,0E+18 4,8E+18 4,5E+18<br />
Zr 97 5,4E+18 4,3E+18 2,0E+18 4,0E+16 2,9E+14<br />
Tc 99m 2,6E+18 2,7E+18 2,5E+18 9,2E+17 2,6E+17<br />
Mo 99 3,4E+18 3,2E+18 2,6E+18 9,6E+17 2,7E+17<br />
Ru 103 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,6E+18 4,2E+18<br />
Ru 105 4,6E+18 1,9E+18 1,1E+17 3,5E+10 2,5E+02<br />
Ru 106 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18<br />
Rh 105 2,5E+18 2,5E+18 1,9E+18 3,0E+17 2,8E+16<br />
Sb 127 1,8E+17 1,7E+17 1,5E+17 7,4E+16 3,0E+16<br />
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,1E+09 2,2E+01<br />
Te 127 1,8E+17 1,8E+17 1,8E+17 1,2E+17 7,2E+16<br />
Te 127m 4,6E+16 4,6E+16 4,6E+16 4,5E+16 4,4E+16<br />
Te 129 1,1E+18 6,0E+17 1,0E+17 6,9E+16 6,2E+16<br />
Te 129m 1,2E+17 1,2E+17 1,2E+17 1,1E+17 9,5E+16<br />
Te 131m 3,5E+17 3,1E+17 2,0E+17 2,2E+16 1,4E+15<br />
Te 132 2,5E+18 2,4E+18 2,0E+18 8,6E+17 3,0E+17<br />
Cs 134 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17<br />
Cs 136 1,3E+17 1,2E+17 1,2E+17 9,6E+16 7,4E+16<br />
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17<br />
Ba 140 4,1E+18 4,0E+18 3,8E+18 3,1E+18 2,4E+18<br />
La 140 4,1E+18 4,1E+18 4,1E+18 3,5E+18 2,7E+18<br />
Ce 141 4,7E+18 4,7E+18 4,7E+18 4,3E+18 3,9E+18<br />
Ce 143 3,8E+18 3,4E+18 2,3E+18 3,1E+17 2,5E+16<br />
Ce 144 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,6E+18<br />
Pr 143 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,0E+18 2,3E+18<br />
Np 239 3,6E+19 3,4E+19 2,7E+19 8,4E+18 1,9E+18<br />
Pu 238 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16<br />
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15<br />
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15<br />
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18<br />
Am 241 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,2E+15<br />
Cm 242 6,1E+17 6,1E+17 6,1E+17 6,0E+17 5,8E+17<br />
Cm 244 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16<br />
An<strong>der</strong>e Spaltprodukte 5,0E+20 4,4E+19 2,2E+19 1,4E+19 1,2E+19<br />
An<strong>der</strong>e Aktinide 8,1E+19 4,2E+18 1,9E+18 7,0E+17 3,9E+17<br />
Summe Spaltprodukte 6,1E+20 1,4E+20 9,4E+19 6,3E+19 5,3E+19<br />
Summe Aktinide 1,2E+20 4,0E+19 3,1E+19 1,1E+19 4,3E+18<br />
Insgesamt Inventar 7,3E+20 1,8E+20 1,3E+20 7,4E+19 5,8E+19<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
88 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq<br />
Stillstandszeit: 8 d Betrieb: 3 d<br />
Abbrand: 29,91 MWd/kg<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion in Stun<strong>den</strong><br />
Radionuklid 0 6 24 120 240<br />
Edelgase<br />
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16<br />
Kr 85m 1,0E+18 4,1E+17 2,6E+16 9,1E+09 7,9E+01<br />
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08<br />
Xe 133 3,6E+18 3,7E+18 3,7E+18 2,6E+18 1,4E+18<br />
Xe 135 3,2E+18 4,1E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11<br />
Iod<br />
I 131 1,8E+18 1,7E+18 1,6E+18 1,2E+18 7,8E+17<br />
I 132 3,1E+18 3,0E+18 2,6E+18 1,1E+18 3,8E+17<br />
I 133 7,2E+18 6,0E+18 3,3E+18 1,4E+17 2,5E+15<br />
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,6E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 2,5E+18 2,5E+18 2,4E+18 2,3E+18 2,2E+18<br />
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Sr 91 4,4E+18 2,9E+18 7,7E+17 7,0E+14 1,1E+11<br />
Y 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Y 91 3,3E+18 3,3E+18 3,3E+18 3,2E+18 3,0E+18<br />
Nb 95 5,4E+18 5,4E+18 5,4E+18 5,3E+18 5,3E+18<br />
Zr 95 5,0E+18 5,0E+18 5,0E+18 4,8E+18 4,5E+18<br />
Zr 97 6,0E+18 4,7E+18 2,2E+18 4,4E+16 3,2E+14<br />
Tc 99m 3,4E+18 3,5E+18 3,1E+18 1,2E+18 3,3E+17<br />
Mo 99 4,2E+18 4,0E+18 3,3E+18 1,2E+18 3,4E+17<br />
Ru 103 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,6E+18 4,2E+18<br />
Ru 105 4,6E+18 1,9E+18 1,1E+17 3,5E+10 2,5E+02<br />
Ru 106 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18<br />
Rh 105 3,2E+18 3,2E+18 2,4E+18 3,7E+17 3,5E+16<br />
Sb 127 2,1E+17 2,1E+17 1,8E+17 8,8E+16 3,6E+16<br />
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,1E+09 2,2E+01<br />
Te 127 2,1E+17 2,2E+17 2,1E+17 1,3E+17 7,7E+16<br />
Te 127m 4,6E+16 4,6E+16 4,6E+16 4,5E+16 4,4E+16<br />
Te 129 1,1E+18 6,0E+17 1,1E+17 6,9E+16 6,2E+16<br />
Te 129m 1,2E+17 1,2E+17 1,2E+17 1,1E+17 9,6E+16<br />
Te 131m 4,2E+17 3,7E+17 2,5E+17 2,7E+16 1,7E+15<br />
Te 132 3,1E+18 2,9E+18 2,5E+18 1,1E+18 3,7E+17<br />
Cs 134 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17<br />
Cs 136 1,3E+17 1,3E+17 1,2E+17 9,7E+16 7,5E+16<br />
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17<br />
Ba 140 4,2E+18 4,1E+18 4,0E+18 3,2E+18 2,4E+18<br />
La 140 4,2E+18 4,2E+18 4,1E+18 3,6E+18 2,8E+18<br />
Ce 141 4,8E+18 4,8E+18 4,7E+18 4,3E+18 3,9E+18<br />
Ce 143 4,6E+18 4,1E+18 2,8E+18 3,8E+17 3,0E+16<br />
Ce 144 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,6E+18<br />
Pr 143 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,1E+18 2,4E+18<br />
Np 239 4,6E+19 4,3E+19 3,4E+19 1,1E+19 2,4E+18<br />
Pu 238 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16<br />
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15<br />
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15<br />
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18<br />
Am 241 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,2E+15<br />
Cm 242 6,1E+17 6,1E+17 6,1E+17 6,0E+17 5,9E+17<br />
Cm 244 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16<br />
An<strong>der</strong>e Spaltprodukte 5,0E+20 4,6E+19 2,3E+19 1,4E+19 1,2E+19<br />
An<strong>der</strong>e Aktini<strong>den</strong> 8,1E+19 4,4E+18 2,0E+18 7,6E+17 4,2E+17<br />
Summe Spaltprodukte 6,2E+20 1,4E+20 1,0E+20 6,5E+19 5,4E+19<br />
Summe Aktini<strong>den</strong> 1,3E+20 4,9E+19 3,8E+19 1,3E+19 4,9E+18<br />
Insgesamt 7,5E+20 1,9E+20 1,4E+20 7,9E+19 5,9E+19
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 89<br />
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq<br />
Stillstandszeit: 8 d Betrieb: 10 d<br />
Abbrand: 30,17 MWd/kg<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion in Stun<strong>den</strong><br />
Radionuklid 0 6 24 120 240<br />
Edelgase<br />
Kr 85 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16<br />
Kr 85m 1,0E+18 4,1E+17 2,6E+16 9,0E+09 7,8E+01<br />
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08<br />
Xe 133 6,1E+18 6,2E+18 6,1E+18 4,0E+18 2,1E+18<br />
Xe 135 3,2E+18 4,1E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11<br />
Iod<br />
I 131 2,4E+18 2,3E+18 2,2E+18 1,6E+18 1,0E+18<br />
I 132 5,0E+18 4,8E+18 4,1E+18 1,8E+18 6,1E+17<br />
I 133 7,9E+18 6,7E+18 3,7E+18 1,5E+17 2,7E+15<br />
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,6E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 2,6E+18 2,5E+18 2,5E+18 2,4E+18 2,2E+18<br />
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Sr 91 4,4E+18 2,9E+18 7,7E+17 7,0E+14 1,1E+11<br />
Y 90 2,3E+17 2,3E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Y 91 3,4E+18 3,4E+18 3,4E+18 3,3E+18 3,1E+18<br />
Nb 95 5,3E+18 5,3E+18 5,3E+18 5,3E+18 5,2E+18<br />
Zr 95 5,1E+18 5,1E+18 5,1E+18 4,9E+18 4,6E+18<br />
Zr 97 6,3E+18 4,9E+18 2,4E+18 4,6E+16 3,4E+14<br />
Tc 99m 6,0E+18 5,8E+18 5,0E+18 1,8E+18 5,2E+17<br />
Mo 99 6,7E+18 6,3E+18 5,2E+18 1,9E+18 5,4E+17<br />
Ru 103 5,2E+18 5,2E+18 5,1E+18 4,7E+18 4,3E+18<br />
Ru 105 4,7E+18 1,9E+18 1,1E+17 3,5E+10 2,6E+02<br />
Ru 106 2,3E+18 2,3E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18<br />
Rh 105 4,3E+18 4,2E+18 3,1E+18 4,8E+17 4,5E+16<br />
Sb 127 3,4E+17 3,3E+17 2,9E+17 1,4E+17 5,7E+16<br />
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,1E+09 2,2E+01<br />
Te 127 3,4E+17 3,4E+17 3,2E+17 1,8E+17 9,8E+16<br />
Te 127m 4,6E+16 4,6E+16 4,6E+16 4,5E+16 4,4E+16<br />
Te 129 1,1E+18 6,0E+17 1,1E+17 7,2E+16 6,5E+16<br />
Te 129m 1,2E+17 1,2E+17 1,2E+17 1,1E+17 1,0E+17<br />
Te 131m 5,2E+17 4,6E+17 3,0E+17 3,3E+16 2,1E+15<br />
Te 132 5,0E+18 4,7E+18 4,0E+18 1,7E+18 5,9E+17<br />
Cs 134 5,4E+17 5,4E+17 5,4E+17 5,4E+17 5,3E+17<br />
Cs 136 1,4E+17 1,4E+17 1,3E+17 1,1E+17 8,0E+16<br />
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17<br />
Ba 140 5,0E+18 4,9E+18 4,7E+18 3,8E+18 2,9E+18<br />
La 140 4,8E+18 4,9E+18 4,9E+18 4,3E+18 3,3E+18<br />
Ce 141 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,5E+18 4,1E+18<br />
Ce 143 5,9E+18 5,2E+18 3,6E+18 4,8E+17 3,8E+16<br />
Ce 144 3,8E+18 3,8E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18<br />
Pr 143 4,1E+18 4,2E+18 4,2E+18 3,7E+18 2,9E+18<br />
Np 239 7,0E+19 6,6E+19 5,3E+19 1,6E+19 3,7E+18<br />
Pu 238 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16<br />
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15<br />
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15<br />
Pu 241 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18<br />
Am 241 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,2E+15 3,2E+15<br />
Cm 242 6,2E+17 6,2E+17 6,2E+17 6,1E+17 5,9E+17<br />
Cm 244 5,4E+16 5,4E+16 5,4E+16 5,4E+16 5,4E+16<br />
An<strong>der</strong>e Spaltprodukte 5,0E+20 4,8E+19 2,5E+19 1,5E+19 1,3E+19<br />
An<strong>der</strong>e Aktinide 8,2E+19 5,0E+18 2,5E+18 9,9E+17 5,4E+17<br />
Summe Spaltprodukte 6,5E+20 1,6E+20 1,2E+20 7,3E+19 5,9E+19<br />
Summe Aktinide 1,5E+20 7,3E+19 5,7E+19 1,9E+19 6,3E+18<br />
Insgesamt Inventar 8,0E+20 2,4E+20 1,7E+20 9,3E+19 6,5E+19<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
90 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq<br />
Stillstandszeit: 8 d Betrieb: 100 d<br />
Abbrand: 33,62 MWd/kg<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion in Stun<strong>den</strong><br />
Radionuklid 0 6 24 120 240<br />
Edelgase<br />
Kr 85 3,4E+16 3,4E+16 3,4E+16 3,4E+16 3,4E+16<br />
Kr 85m 9,9E+17 4,0E+17 2,5E+16 8,7E+09 7,5E+01<br />
Kr 87 1,7E+18 6,6E+16 3,6E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,3E+18 5,4E+17 6,7E+15 4,4E+05 8,3E-08<br />
Xe 133 7,7E+18 7,7E+18 7,4E+18 4,8E+18 2,5E+18<br />
Xe 135 3,2E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11<br />
Iod<br />
I 131 3,1E+18 3,1E+18 2,9E+18 2,1E+18 1,4E+18<br />
I 132 5,6E+18 5,4E+18 4,6E+18 2,0E+18 6,8E+17<br />
I 133 7,9E+18 6,6E+18 3,7E+18 1,5E+17 2,7E+15<br />
I 134 8,8E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 3,0E+18 3,0E+18 3,0E+18 2,8E+18 2,7E+18<br />
Sr 90 2,4E+17 2,4E+17 2,4E+17 2,4E+17 2,4E+17<br />
Sr 91 4,3E+18 2,8E+18 7,4E+17 6,7E+14 1,1E+11<br />
Y 90 2,5E+17 2,5E+17 2,5E+17 2,4E+17 2,4E+17<br />
Y 91 4,0E+18 4,0E+18 4,0E+18 3,8E+18 3,6E+18<br />
Nb 95 5,6E+18 5,6E+18 5,6E+18 5,6E+18 5,6E+18<br />
Zr 95 5,9E+18 5,9E+18 5,8E+18 5,6E+18 5,3E+18<br />
Zr 97 6,3E+18 4,9E+18 2,3E+18 4,6E+16 3,3E+14<br />
Tc 99m 6,4E+18 6,2E+18 5,4E+18 2,0E+18 5,6E+17<br />
Mo 99 7,2E+18 6,8E+18 5,6E+18 2,0E+18 5,8E+17<br />
Ru 103 6,2E+18 6,2E+18 6,1E+18 5,7E+18 5,2E+18<br />
Ru 105 4,8E+18 2,0E+18 1,2E+17 3,6E+10 2,6E+02<br />
Ru 106 2,5E+18 2,5E+18 2,5E+18 2,4E+18 2,4E+18<br />
Rh 105 4,6E+18 4,5E+18 3,3E+18 5,1E+17 4,8E+16<br />
Sb 127 4,1E+17 3,9E+17 3,4E+17 1,7E+17 6,8E+16<br />
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,2E+09 2,2E+01<br />
Te 127 4,0E+17 4,0E+17 3,7E+17 2,1E+17 1,1E+17<br />
Te 127m 5,0E+16 5,0E+16 5,0E+16 5,0E+16 4,9E+16<br />
Te 129 1,1E+18 6,3E+17 1,3E+17 8,8E+16 7,9E+16<br />
Te 129m 1,5E+17 1,5E+17 1,5E+17 1,4E+17 1,2E+17<br />
Te 131m 5,3E+17 4,7E+17 3,1E+17 3,3E+16 2,1E+15<br />
Te 132 5,5E+18 5,2E+18 4,5E+18 1,9E+18 6,6E+17<br />
Cs 134 6,0E+17 5,9E+17 5,9E+17 5,9E+17 5,9E+17<br />
Cs 136 1,8E+17 1,8E+17 1,7E+17 1,4E+17 1,1E+17<br />
Cs 137 4,1E+17 4,1E+17 4,1E+17 4,1E+17 4,1E+17<br />
Ba 140 6,7E+18 6,6E+18 6,3E+18 5,1E+18 3,9E+18<br />
La 140 7,0E+18 6,9E+18 6,8E+18 5,8E+18 4,5E+18<br />
Ce 141 6,2E+18 6,2E+18 6,1E+18 5,6E+18 5,0E+18<br />
Ce 143 5,9E+18 5,2E+18 3,6E+18 4,7E+17 3,8E+16<br />
Ce 144 4,0E+18 4,0E+18 4,0E+18 4,0E+18 3,9E+18<br />
Pr 143 5,7E+18 5,7E+18 5,6E+18 4,9E+18 3,8E+18<br />
Np 239 7,3E+19 6,8E+19 5,5E+19 1,7E+19 3,9E+18<br />
Pu 238 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,3E+16 3,3E+16<br />
Pu 239 3,0E+15 3,0E+15 3,0E+15 3,0E+15 3,0E+15<br />
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15<br />
Pu 241 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18<br />
Am 241 3,2E+15 3,2E+15 3,2E+15 3,2E+15 3,2E+15<br />
Cm 242 7,0E+17 7,0E+17 7,0E+17 6,9E+17 6,8E+17<br />
Cm 244 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16<br />
An<strong>der</strong>e Spaltprodukte 5,0E+20 5,1E+19 2,8E+19 1,7E+19 1,5E+19<br />
An<strong>der</strong>e Aktinide 8,2E+19 5,8E+18 3,1E+18 1,3E+18 7,2E+17<br />
Summe Spaltprodukte 6,6E+20 1,8E+20 1,3E+20 8,6E+19 6,9E+19<br />
Summe Aktinide 1,6E+20 7,6E+19 6,0E+19 2,0E+19 6,8E+18<br />
Insgesamt Inventar 8,2E+20 2,6E+20 1,9E+20 1,1E+20 7,6E+19
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 91<br />
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq<br />
Stillstandszeit: 8 d Betrieb: 328 d<br />
Abbrand: 42,35 MWd/kg<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion in Stun<strong>den</strong><br />
Radionuklid 0 6 24 120 240<br />
Edelgase<br />
Kr 85 4,1E+16 4,1E+16 4,1E+16 4,1E+16 4,1E+16<br />
Kr 85m 9,2E+17 3,7E+17 2,3E+16 8,0E+09 7,0E+01<br />
Kr 87 1,6E+18 6,1E+16 3,3E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,1E+18 4,9E+17 6,1E+15 4,0E+05 7,6E-08<br />
Xe 133 7,7E+18 7,7E+18 7,4E+18 4,8E+18 2,5E+18<br />
Xe 135 3,1E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11<br />
Iod<br />
I 131 3,2E+18 3,1E+18 3,0E+18 2,1E+18 1,4E+18<br />
I 132 5,6E+18 5,4E+18 4,6E+18 2,0E+18 6,8E+17<br />
I 133 7,9E+18 6,6E+18 3,6E+18 1,5E+17 2,7E+15<br />
I 134 8,7E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 3,0E+18 3,0E+18 3,0E+18 2,8E+18 2,6E+18<br />
Sr 90 2,9E+17 2,9E+17 2,9E+17 2,9E+17 2,9E+17<br />
Sr 91 3,9E+18 2,5E+18 6,8E+17 6,2E+14 9,8E+10<br />
Y 90 3,1E+17 3,1E+17 3,0E+17 3,0E+17 2,9E+17<br />
Y 91 4,0E+18 4,0E+18 4,0E+18 3,8E+18 3,6E+18<br />
Nb 95 6,2E+18 6,2E+18 6,2E+18 6,2E+18 6,1E+18<br />
Zr 95 6,2E+18 6,2E+18 6,1E+18 5,9E+18 5,5E+18<br />
Zr 97 6,2E+18 4,8E+18 2,3E+18 4,5E+16 3,3E+14<br />
Tc 99m 6,3E+18 6,2E+18 5,3E+18 2,0E+18 5,5E+17<br />
Mo 99 7,1E+18 6,7E+18 5,6E+18 2,0E+18 5,8E+17<br />
Ru 103 6,7E+18 6,7E+18 6,6E+18 6,1E+18 5,6E+18<br />
Ru 105 5,2E+18 2,1E+18 1,3E+17 3,9E+10 2,8E+02<br />
Ru 106 3,0E+18 3,0E+18 3,0E+18 2,9E+18 2,9E+18<br />
Rh 105 5,0E+18 4,8E+18 3,6E+18 5,5E+17 5,2E+16<br />
Sb 127 4,3E+17 4,2E+17 3,7E+17 1,8E+17 7,3E+16<br />
Sb 129 1,2E+18 4,7E+17 2,6E+16 5,3E+09 2,3E+01<br />
Te 127 4,3E+17 4,3E+17 4,0E+17 2,3E+17 1,2E+17<br />
Te 127m 5,7E+16 5,7E+16 5,7E+16 5,6E+16 5,5E+16<br />
Te 129 1,2E+18 6,4E+17 1,3E+17 9,3E+16 8,4E+16<br />
Te 129m 1,6E+17 1,6E+17 1,6E+17 1,4E+17 1,3E+17<br />
Te 131m 5,4E+17 4,7E+17 3,1E+17 3,4E+16 2,1E+15<br />
Te 132 5,5E+18 5,2E+18 4,5E+18 1,9E+18 6,6E+17<br />
Cs 134 7,8E+17 7,8E+17 7,8E+17 7,8E+17 7,8E+17<br />
Cs 136 2,5E+17 2,4E+17 2,3E+17 1,9E+17 1,5E+17<br />
Cs 137 5,1E+17 5,1E+17 5,1E+17 5,1E+17 5,1E+17<br />
Ba 140 6,6E+18 6,5E+18 6,3E+18 5,0E+18 3,9E+18<br />
La 140 6,9E+18 6,8E+18 6,7E+18 5,7E+18 4,4E+18<br />
Ce 141 6,3E+18 6,3E+18 6,2E+18 5,7E+18 5,1E+18<br />
Ce 143 5,7E+18 5,1E+18 3,5E+18 4,6E+17 3,7E+16<br />
Ce 144 4,5E+18 4,5E+18 4,5E+18 4,5E+18 4,4E+18<br />
Pr 143 5,6E+18 5,6E+18 5,5E+18 4,8E+18 3,7E+18<br />
Np 239 7,7E+19 7,2E+19 5,8E+19 1,8E+19 4,1E+18<br />
Pu 238 3,6E+16 3,6E+16 3,6E+16 3,7E+16 3,7E+16<br />
Pu 239 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15<br />
Pu 240 5,9E+15 5,9E+15 5,9E+15 5,9E+15 5,9E+15<br />
Pu 241 1,6E+18 1,6E+18 1,6E+18 1,6E+18 1,5E+18<br />
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15<br />
Cm 242 8,6E+17 8,6E+17 8,6E+17 8,5E+17 8,3E+17<br />
Cm 244 9,6E+16 9,6E+16 9,6E+16 9,6E+16 9,6E+16<br />
An<strong>der</strong>e Spaltprodukte 5,0E+20 5,3E+19 3,1E+19 1,9E+19 1,7E+19<br />
An<strong>der</strong>e Aktinide 8,8E+19 7,2E+18 3,8E+18 1,6E+18 8,7E+17<br />
Summe Spaltprodukte 6,6E+20 1,9E+20 1,4E+20 9,1E+19 7,3E+19<br />
Summe Aktinide 1,7E+20 8,2E+19 6,4E+19 2,2E+19 7,5E+18<br />
Insgesamt Inventar 8,3E+20 2,7E+20 2,0E+20 1,1E+20 8,1E+19<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
92 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq<br />
Stillstandszeit: 28 d Betrieb: 1 d<br />
Abbrand: 29,83 MWd/kg<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion in Stun<strong>den</strong><br />
Radionuklid 0 6 24 120 240<br />
Edelgase<br />
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16<br />
Kr 85m 1,0E+18 4,0E+17 2,5E+16 8,8E+09 7,6E+01<br />
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08<br />
Xe 133 4,8E+17 5,9E+17 7,9E+17 6,9E+17 3,7E+17<br />
Xe 135 2,7E+18 3,6E+18 1,9E+18 2,2E+15 2,4E+11<br />
Iod<br />
I 131 4,5E+17 4,5E+17 4,4E+17 3,2E+17 2,1E+17<br />
I 132 1,1E+18 1,0E+18 8,9E+17 3,8E+17 1,3E+17<br />
I 133 4,3E+18 3,7E+18 2,0E+18 8,2E+16 1,5E+15<br />
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,0E+18 3,7E+18 5,6E+17 2,4E+13 8,2E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 1,9E+18 1,9E+18 1,8E+18 1,7E+18 1,6E+18<br />
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Sr 91 3,7E+18 2,4E+18 6,4E+17 5,8E+14 9,1E+10<br />
Y 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Y 91 2,6E+18 2,6E+18 2,6E+18 2,5E+18 2,3E+18<br />
Nb 95 5,0E+18 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,8E+18<br />
Zr 95 4,0E+18 4,0E+18 4,0E+18 3,8E+18 3,6E+18<br />
Zr 97 4,0E+18 3,1E+18 1,5E+18 2,9E+16 2,1E+14<br />
Tc 99m 9,6E+17 1,2E+18 1,2E+18 4,4E+17 1,3E+17<br />
Mo 99 1,6E+18 1,5E+18 1,3E+18 4,6E+17 1,3E+17<br />
Ru 103 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,2E+18 3,0E+18<br />
Ru 105 4,5E+18 1,8E+18 1,1E+17 3,4E+10 2,5E+02<br />
Ru 106 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18<br />
Rh 105 1,3E+18 1,5E+18 1,2E+18 1,9E+17 1,8E+16<br />
Sb 127 6,1E+16 6,4E+16 5,6E+16 2,7E+16 1,1E+16<br />
Sb 129 1,1E+18 4,4E+17 2,4E+16 5,0E+09 2,2E+01<br />
Te 127 6,9E+16 7,8E+16 8,7E+16 6,5E+16 4,8E+16<br />
Te 127m 4,1E+16 4,1E+16 4,0E+16 4,0E+16 3,8E+16<br />
Te 129 1,0E+18 5,6E+17 7,9E+16 4,6E+16 4,1E+16<br />
Te 129m 7,7E+16 7,7E+16 7,6E+16 7,0E+16 6,3E+16<br />
Te 131m 2,2E+17 2,0E+17 1,3E+17 1,4E+16 8,7E+14<br />
Te 132 1,1E+18 1,0E+18 8,6E+17 3,7E+17 1,3E+17<br />
Cs 134 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,1E+17<br />
Cs 136 4,8E+16 4,7E+16 4,6E+16 3,7E+16 2,8E+16<br />
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17<br />
Ba 140 1,6E+18 1,5E+18 1,5E+18 1,2E+18 9,1E+17<br />
La 140 1,5E+18 1,5E+18 1,5E+18 1,3E+18 1,0E+18<br />
Ce 141 3,1E+18 3,1E+18 3,1E+18 2,8E+18 2,5E+18<br />
Ce 143 2,3E+18 2,1E+18 1,4E+18 1,9E+17 1,5E+16<br />
Ce 144 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,4E+18 3,4E+18<br />
Pr 143 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,2E+18 9,4E+17<br />
Np 239 1,8E+19 1,8E+19 1,4E+19 4,3E+18 1,0E+18<br />
Pu 238 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16<br />
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15<br />
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15<br />
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18<br />
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15<br />
Cm 242 5,6E+17 5,6E+17 5,6E+17 5,5E+17 5,4E+17<br />
Cm 244 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16<br />
An<strong>der</strong>e Spaltprodukte 4,9E+20 3,6E+19 1,7E+19 1,1E+19 9,9E+18<br />
An<strong>der</strong>e Aktini<strong>den</strong> 7,9E+19 2,9E+18 9,3E+17 2,0E+17 1,1E+17<br />
Summe Spaltprodukte 5,7E+20 9,7E+19 6,3E+19 4,4E+19 3,9E+19<br />
Summe Aktini<strong>den</strong> 9,9E+19 2,3E+19 1,7E+19 6,5E+18 3,1E+18<br />
Insgesamt Inventar 6,7E+20 1,2E+20 8,0E+19 5,0E+19 4,2E+19
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 93<br />
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq<br />
Stillstandszeit: 28 d Betrieb: 2 d<br />
Abbrand: 29,87 MWd/kg<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion in Stun<strong>den</strong><br />
Radionuklid 0 6 24 120 240<br />
Edelgase<br />
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16<br />
Kr 85m 1,0E+18 4,1E+17 2,6E+16 9,1E+09 7,9E+01<br />
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08<br />
Xe 133 1,1E+18 1,2E+18 1,5E+18 1,2E+18 6,4E+17<br />
Xe 135 3,2E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11<br />
Iod<br />
I 131 6,5E+17 6,5E+17 6,3E+17 4,7E+17 3,1E+17<br />
I 132 2,0E+18 1,9E+18 1,6E+18 6,8E+17 2,4E+17<br />
I 133 6,3E+18 5,3E+18 2,9E+18 1,2E+17 2,2E+15<br />
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 1,9E+18 1,9E+18 1,9E+18 1,8E+18 1,6E+18<br />
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Sr 91 4,3E+18 2,8E+18 7,5E+17 6,8E+14 1,1E+11<br />
Y 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Y 91 2,6E+18 2,6E+18 2,6E+18 2,5E+18 2,4E+18<br />
Nb 95 5,0E+18 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,8E+18<br />
Zr 95 4,1E+18 4,0E+18 4,0E+18 3,8E+18 3,6E+18<br />
Zr 97 5,4E+18 4,3E+18 2,0E+18 4,0E+16 2,9E+14<br />
Tc 99m 2,1E+18 2,3E+18 2,1E+18 7,8E+17 2,2E+17<br />
Mo 99 2,9E+18 2,7E+18 2,2E+18 8,1E+17 2,3E+17<br />
Ru 103 3,6E+18 3,6E+18 3,5E+18 3,3E+18 3,0E+18<br />
Ru 105 4,6E+18 1,9E+18 1,1E+17 3,5E+10 2,5E+02<br />
Ru 106 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18<br />
Rh 105 2,4E+18 2,5E+18 1,9E+18 2,9E+17 2,8E+16<br />
Sb 127 1,2E+17 1,2E+17 1,0E+17 4,9E+16 2,0E+16<br />
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,1E+09 2,2E+01<br />
Te 127 1,1E+17 1,2E+17 1,3E+17 8,6E+16 5,7E+16<br />
Te 127m 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 3,8E+16<br />
Te 129 1,1E+18 5,7E+17 8,0E+16 4,7E+16 4,2E+16<br />
Te 129m 7,9E+16 7,9E+16 7,8E+16 7,2E+16 6,5E+16<br />
Te 131m 3,5E+17 3,1E+17 2,0E+17 2,2E+16 1,4E+15<br />
Te 132 1,9E+18 1,8E+18 1,6E+18 6,6E+17 2,3E+17<br />
Cs 134 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17<br />
Cs 136 5,4E+16 5,3E+16 5,1E+16 4,1E+16 3,2E+16<br />
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17<br />
Ba 140 1,8E+18 1,8E+18 1,7E+18 1,4E+18 1,1E+18<br />
La 140 1,6E+18 1,6E+18 1,7E+18 1,5E+18 1,2E+18<br />
Ce 141 3,2E+18 3,2E+18 3,1E+18 2,9E+18 2,6E+18<br />
Ce 143 3,8E+18 3,4E+18 2,3E+18 3,1E+17 2,5E+16<br />
Ce 144 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,4E+18 3,4E+18<br />
Pr 143 1,4E+18 1,4E+18 1,5E+18 1,4E+18 1,1E+18<br />
Np 239 3,3E+19 3,1E+19 2,5E+19 7,6E+18 1,7E+18<br />
Pu 238 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16<br />
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15<br />
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15<br />
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18<br />
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15<br />
Cm 242 5,6E+17 5,6E+17 5,6E+17 5,6E+17 5,4E+17<br />
Cm 244 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16<br />
An<strong>der</strong>e Spaltprodukte 5,0E+20 4,0E+19 1,9E+19 1,1E+19 1,0E+19<br />
An<strong>der</strong>e Aktinide 8,0E+19 3,5E+18 1,3E+18 3,1E+17 1,6E+17<br />
Summe Spaltprodukte 5,9E+20 1,1E+20 7,4E+19 4,7E+19 4,0E+19<br />
Summe Aktinide 1,1E+20 3,6E+19 2,8E+19 9,9E+18 3,9E+18<br />
Insgesamt Inventar 7,1E+20 1,5E+20 1,0E+20 5,7E+19 4,4E+19<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
94 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq<br />
Stillstandszeit: 28 d Betrieb: 3 d<br />
Abbrand: 29,91 MWd/kg<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion in Stun<strong>den</strong><br />
Radionuklid 0 6 24 120 240<br />
Edelgase<br />
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16<br />
Kr 85m 1,0E+18 4,1E+17 2,6E+16 9,1E+09 7,9E+01<br />
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08<br />
Xe 133 1,8E+18 1,9E+18 2,2E+18 1,7E+18 8,8E+17<br />
Xe 135 3,2E+18 4,1E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11<br />
Iod<br />
I 131 8,4E+17 8,5E+17 8,1E+17 6,0E+17 3,9E+17<br />
I 132 2,7E+18 2,5E+18 2,2E+18 9,3E+17 3,2E+17<br />
I 133 7,2E+18 6,0E+18 3,3E+18 1,4E+17 2,5E+15<br />
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,6E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 1,9E+18 1,9E+18 1,9E+18 1,8E+18 1,7E+18<br />
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Sr 91 4,4E+18 2,9E+18 7,7E+17 7,0E+14 1,1E+11<br />
Y 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Y 91 2,7E+18 2,7E+18 2,7E+18 2,5E+18 2,4E+18<br />
Nb 95 5,0E+18 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,8E+18<br />
Zr 95 4,1E+18 4,1E+18 4,0E+18 3,9E+18 3,7E+18<br />
Zr 97 6,0E+18 4,7E+18 2,2E+18 4,4E+16 3,2E+14<br />
Tc 99m 3,1E+18 3,2E+18 2,8E+18 1,1E+18 3,0E+17<br />
Mo 99 3,8E+18 3,6E+18 3,0E+18 1,1E+18 3,1E+17<br />
Ru 103 3,6E+18 3,6E+18 3,6E+18 3,3E+18 3,0E+18<br />
Ru 105 4,6E+18 1,9E+18 1,1E+17 3,5E+10 2,5E+02<br />
Ru 106 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18<br />
Rh 105 3,2E+18 3,2E+18 2,4E+18 3,7E+17 3,5E+16<br />
Sb 127 1,6E+17 1,6E+17 1,4E+17 6,8E+16 2,8E+16<br />
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,1E+09 2,2E+01<br />
Te 127 1,6E+17 1,6E+17 1,7E+17 1,0E+17 6,4E+16<br />
Te 127m 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 3,8E+16<br />
Te 129 1,1E+18 5,7E+17 8,1E+16 4,8E+16 4,3E+16<br />
Te 129m 8,0E+16 8,0E+16 7,9E+16 7,3E+16 6,6E+16<br />
Te 131m 4,2E+17 3,7E+17 2,5E+17 2,7E+16 1,7E+15<br />
Te 132 2,6E+18 2,5E+18 2,1E+18 9,0E+17 3,1E+17<br />
Cs 134 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17<br />
Cs 136 5,9E+16 5,8E+16 5,6E+16 4,5E+16 3,5E+16<br />
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17<br />
Ba 140 2,1E+18 2,1E+18 2,0E+18 1,6E+18 1,2E+18<br />
La 140 1,7E+18 1,8E+18 1,8E+18 1,8E+18 1,4E+18<br />
Ce 141 3,2E+18 3,2E+18 3,2E+18 2,9E+18 2,6E+18<br />
Ce 143 4,6E+18 4,1E+18 2,8E+18 3,8E+17 3,0E+16<br />
Ce 144 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,4E+18 3,4E+18<br />
Pr 143 1,5E+18 1,6E+18 1,6E+18 1,6E+18 1,2E+18<br />
Np 239 4,3E+19 4,0E+19 3,2E+19 1,0E+19 2,3E+18<br />
Pu 238 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16<br />
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15<br />
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15<br />
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18<br />
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15<br />
Cm 242 5,7E+17 5,7E+17 5,7E+17 5,6E+17 5,5E+17<br />
Cm 244 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16<br />
An<strong>der</strong>e Spaltprodukte 5,0E+20 4,2E+19 2,1E+19 1,1E+19 1,0E+19<br />
An<strong>der</strong>e Aktinide 8,0E+19 3,9E+18 1,5E+18 4,1E+17 2,1E+17<br />
Summe Spaltprodukte 6,0E+20 1,2E+20 8,2E+19 5,0E+19 4,2E+19<br />
Summe Aktinide 1,3E+20 4,6E+19 3,6E+19 1,2E+19 4,5E+18<br />
Insgesamt Inventar 7,3E+20 1,7E+20 1,2E+20 6,2E+19 4,6E+19
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 95<br />
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq<br />
Stillstandszeit: 28 d Betrieb: 10 d<br />
Abbrand: 30,17 MWd/kg<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion in Stun<strong>den</strong><br />
Radionuklid 0 6 24 120 240<br />
Edelgase<br />
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16<br />
Kr 85m 1,0E+18 4,1E+17 2,6E+16 9,0E+09 7,8E+01<br />
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08<br />
Xe 133 5,4E+18 5,5E+18 5,5E+18 3,7E+18 1,9E+18<br />
Xe 135 3,2E+18 4,1E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11<br />
Iod<br />
I 131 1,9E+18 1,9E+18 1,8E+18 1,3E+18 8,3E+17<br />
I 132 4,9E+18 4,7E+18 4,0E+18 1,7E+18 6,0E+17<br />
I 133 7,9E+18 6,7E+18 3,7E+18 1,5E+17 2,7E+15<br />
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,6E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 2,0E+18 2,0E+18 2,0E+18 1,9E+18 1,8E+18<br />
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Sr 91 4,4E+18 2,9E+18 7,7E+17 7,0E+14 1,1E+11<br />
Y 90 2,3E+17 2,3E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Y 91 2,8E+18 2,8E+18 2,8E+18 2,7E+18 2,5E+18<br />
Nb 95 4,9E+18 4,9E+18 4,9E+18 4,8E+18 4,7E+18<br />
Zr 95 4,3E+18 4,2E+18 4,2E+18 4,0E+18 3,8E+18<br />
Zr 97 6,3E+18 4,9E+18 2,4E+18 4,6E+16 3,4E+14<br />
Tc 99m 5,9E+18 5,8E+18 5,0E+18 1,8E+18 5,2E+17<br />
Mo 99 6,7E+18 6,3E+18 5,2E+18 1,9E+18 5,4E+17<br />
Ru 103 4,0E+18 3,9E+18 3,9E+18 3,6E+18 3,3E+18<br />
Ru 105 4,7E+18 1,9E+18 1,1E+17 3,5E+10 2,6E+02<br />
Ru 106 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18<br />
Rh 105 4,3E+18 4,2E+18 3,1E+18 4,8E+17 4,5E+16<br />
Sb 127 3,3E+17 3,2E+17 2,8E+17 1,4E+17 5,5E+16<br />
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,1E+09 2,2E+01<br />
Te 127 3,2E+17 3,2E+17 3,0E+17 1,7E+17 9,1E+16<br />
Te 127m 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 3,9E+16<br />
Te 129 1,1E+18 5,8E+17 8,7E+16 5,3E+16 4,8E+16<br />
Te 129m 9,0E+16 9,0E+16 8,9E+16 8,2E+16 7,4E+16<br />
Te 131m 5,2E+17 4,6E+17 3,0E+17 3,3E+16 2,1E+15<br />
Te 132 4,9E+18 4,6E+18 3,9E+18 1,7E+18 5,8E+17<br />
Cs 134 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17<br />
Cs 136 9,0E+16 8,9E+16 8,5E+16 6,9E+16 5,3E+16<br />
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17<br />
Ba 140 3,6E+18 3,5E+18 3,4E+18 2,7E+18 2,1E+18<br />
La 140 3,2E+18 3,2E+18 3,3E+18 3,0E+18 2,4E+18<br />
Ce 141 3,7E+18 3,7E+18 3,6E+18 3,3E+18 3,0E+18<br />
Ce 143 5,9E+18 5,2E+18 3,6E+18 4,8E+17 3,8E+16<br />
Ce 144 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,4E+18<br />
Pr 143 2,8E+18 2,8E+18 2,9E+18 2,6E+18 2,1E+18<br />
Np 239 7,0E+19 6,6E+19 5,3E+19 1,6E+19 3,7E+18<br />
Pu 238 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16<br />
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15<br />
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15<br />
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18<br />
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15<br />
Cm 242 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17 5,7E+17 5,6E+17<br />
Cm 244 5,4E+16 5,4E+16 5,4E+16 5,4E+16 5,4E+16<br />
An<strong>der</strong>e Spaltprodukte 5,0E+20 4,6E+19 2,3E+19 1,3E+19 1,1E+19<br />
An<strong>der</strong>e Aktinide 8,2E+19 4,7E+18 2,2E+18 8,2E+17 4,5E+17<br />
Summe Spaltprodukte 6,3E+20 1,5E+20 1,0E+20 6,2E+19 4,9E+19<br />
Summe Aktinide 1,5E+20 7,2E+19 5,7E+19 1,9E+19 6,2E+18<br />
Insgesamt Inventar 7,8E+20 2,2E+20 1,6E+20 8,1E+19 5,5E+19<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
96 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq<br />
Stillstandszeit: 28 dBetrieb: 100 d<br />
Abbrand: 33,62 MWd/kg<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion in Stun<strong>den</strong><br />
Radionuklid 0 6 24 120 240<br />
Edelgase<br />
Kr 85 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16<br />
Kr 85m 9,9E+17 4,0E+17 2,5E+16 8,7E+09 7,5E+01<br />
Kr 87 1,7E+18 6,6E+16 3,6E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,3E+18 5,4E+17 6,7E+15 4,4E+05 8,3E-08<br />
Xe 133 7,7E+18 7,7E+18 7,4E+18 4,8E+18 2,5E+18<br />
Xe 135 3,2E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11<br />
Iod<br />
I 131 3,1E+18 3,1E+18 2,9E+18 2,1E+18 1,4E+18<br />
I 132 5,6E+18 5,4E+18 4,6E+18 2,0E+18 6,8E+17<br />
I 133 7,9E+18 6,6E+18 3,7E+18 1,5E+17 2,7E+15<br />
I 134 8,8E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 2,9E+18 2,9E+18 2,9E+18 2,7E+18 2,5E+18<br />
Sr 90 2,4E+17 2,4E+17 2,4E+17 2,4E+17 2,4E+17<br />
Sr 91 4,3E+18 2,8E+18 7,4E+17 6,7E+14 1,1E+11<br />
Y 90 2,5E+17 2,5E+17 2,5E+17 2,4E+17 2,4E+17<br />
Y 91 3,8E+18 3,8E+18 3,8E+18 3,6E+18 3,4E+18<br />
Nb 95 5,1E+18 5,1E+18 5,1E+18 5,2E+18 5,2E+18<br />
Zr 95 5,6E+18 5,6E+18 5,5E+18 5,3E+18 5,0E+18<br />
Zr 97 6,3E+18 4,9E+18 2,3E+18 4,6E+16 3,3E+14<br />
Tc 99m 6,4E+18 6,2E+18 5,4E+18 2,0E+18 5,6E+17<br />
Mo 99 7,2E+18 6,8E+18 5,6E+18 2,0E+18 5,8E+17<br />
Ru 103 5,9E+18 5,9E+18 5,8E+18 5,4E+18 5,0E+18<br />
Ru 105 4,8E+18 2,0E+18 1,2E+17 3,6E+10 2,6E+02<br />
Ru 106 2,4E+18 2,4E+18 2,4E+18 2,3E+18 2,3E+18<br />
Rh 105 4,6E+18 4,5E+18 3,3E+18 5,1E+17 4,8E+16<br />
Sb 127 4,1E+17 3,9E+17 3,4E+17 1,7E+17 6,8E+16<br />
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,2E+09 2,2E+01<br />
Te 127 4,0E+17 4,0E+17 3,7E+17 2,1E+17 1,1E+17<br />
Te 127m 4,7E+16 4,7E+16 4,7E+16 4,6E+16 4,6E+16<br />
Te 129 1,1E+18 6,2E+17 1,2E+17 8,5E+16 7,6E+16<br />
Te 129m 1,4E+17 1,4E+17 1,4E+17 1,3E+17 1,2E+17<br />
Te 131m 5,3E+17 4,7E+17 3,1E+17 3,3E+16 2,1E+15<br />
Te 132 5,5E+18 5,2E+18 4,5E+18 1,9E+18 6,6E+17<br />
Cs 134 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17<br />
Cs 136 1,8E+17 1,8E+17 1,7E+17 1,4E+17 1,1E+17<br />
Cs 137 4,0E+17 4,0E+17 4,0E+17 4,0E+17 4,0E+17<br />
Ba 140 6,7E+18 6,6E+18 6,3E+18 5,1E+18 3,9E+18<br />
La 140 6,9E+18 6,9E+18 6,8E+18 5,8E+18 4,5E+18<br />
Ce 141 6,0E+18 6,0E+18 5,9E+18 5,4E+18 4,9E+18<br />
Ce 143 5,9E+18 5,2E+18 3,6E+18 4,7E+17 3,8E+16<br />
Ce 144 3,8E+18 3,8E+18 3,8E+18 3,8E+18 3,8E+18<br />
Pr 143 5,7E+18 5,7E+18 5,6E+18 4,8E+18 3,8E+18<br />
Np 239 7,3E+19 6,8E+19 5,5E+19 1,7E+19 3,9E+18<br />
Pu 238 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16<br />
Pu 239 3,0E+15 3,0E+15 3,0E+15 3,0E+15 3,0E+15<br />
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15<br />
Pu 241 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18<br />
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15<br />
Cm 242 6,9E+17 6,9E+17 6,9E+17 6,8E+17 6,7E+17<br />
Cm 244 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16<br />
An<strong>der</strong>e Spaltprodukte 5,0E+20 5,0E+19 2,8E+19 1,6E+19 1,4E+19<br />
An<strong>der</strong>e Aktinide 8,2E+19 5,9E+18 3,1E+18 1,3E+18 7,2E+17<br />
Summe Spaltprodukte 6,6E+20 1,8E+20 1,3E+20 8,4E+19 6,7E+19<br />
Summe Aktinide 1,6E+20 7,7E+19 6,0E+19 2,0E+19 6,8E+18<br />
Insgesamt Inventar 8,2E+20 2,6E+20 1,9E+20 1,0E+20 7,4E+19
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 97<br />
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq<br />
Stillstandszeit: 28 d Betrieb: 328 d Abbrand: 42,35 MWd/kg<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion in Stun<strong>den</strong><br />
Radionuklid 0 6 24 120 240<br />
Edelgase<br />
Kr 85 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16<br />
Kr 85m 9,2E+17 3,7E+17 2,3E+16 8,0E+09 7,0E+01<br />
Kr 87 1,6E+18 6,1E+16 3,3E+12 0,0E+00 0,0E+00<br />
Kr 88 2,1E+18 4,9E+17 6,1E+15 4,0E+05 7,6E-08<br />
Xe 133 7,7E+18 7,7E+18 7,4E+18 4,8E+18 2,5E+18<br />
Xe 135 3,1E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11<br />
Iod<br />
I 131 3,2E+18 3,1E+18 3,0E+18 2,1E+18 1,4E+18<br />
I 132 5,6E+18 5,4E+18 4,6E+18 2,0E+18 6,8E+17<br />
I 133 7,9E+18 6,6E+18 3,6E+18 1,5E+17 2,7E+15<br />
I 134 8,7E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00<br />
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 3,0E+18 3,0E+18 3,0E+18 2,8E+18 2,6E+18<br />
Sr 90 2,9E+17 2,9E+17 2,9E+17 2,9E+17 2,9E+17<br />
Sr 91 3,9E+18 2,5E+18 6,8E+17 6,2E+14 9,8E+10<br />
Y 90 3,1E+17 3,0E+17 3,0E+17 3,0E+17 2,9E+17<br />
Y 91 4,0E+18 4,0E+18 4,0E+18 3,8E+18 3,6E+18<br />
Nb 95 6,1E+18 6,1E+18 6,1E+18 6,1E+18 6,1E+18<br />
Zr 95 6,1E+18 6,1E+18 6,1E+18 5,8E+18 5,5E+18<br />
Zr 97 6,2E+18 4,8E+18 2,3E+18 4,5E+16 3,3E+14<br />
Tc 99m 6,3E+18 6,2E+18 5,3E+18 2,0E+18 5,5E+17<br />
Mo 99 7,1E+18 6,7E+18 5,6E+18 2,0E+18 5,8E+17<br />
Ru 103 6,7E+18 6,7E+18 6,6E+18 6,1E+18 5,6E+18<br />
Ru 105 5,2E+18 2,1E+18 1,3E+17 3,9E+10 2,8E+02<br />
Ru 106 2,9E+18 2,9E+18 2,9E+18 2,9E+18 2,8E+18<br />
Rh 105 5,0E+18 4,8E+18 3,6E+18 5,5E+17 5,2E+16<br />
Sb 127 4,3E+17 4,2E+17 3,7E+17 1,8E+17 7,3E+16<br />
Sb 129 1,2E+18 4,7E+17 2,6E+16 5,3E+09 2,3E+01<br />
Te 127 4,3E+17 4,3E+17 4,0E+17 2,3E+17 1,2E+17<br />
Te 127m 5,6E+16 5,6E+16 5,6E+16 5,6E+16 5,4E+16<br />
Te 129 1,2E+18 6,4E+17 1,3E+17 9,3E+16 8,4E+16<br />
Te 129m 1,6E+17 1,6E+17 1,6E+17 1,4E+17 1,3E+17<br />
Te 131m 5,4E+17 4,7E+17 3,1E+17 3,4E+16 2,1E+15<br />
Te 132 5,5E+18 5,2E+18 4,5E+18 1,9E+18 6,6E+17<br />
Cs 134 7,8E+17 7,8E+17 7,7E+17 7,7E+17 7,7E+17<br />
Cs 136 2,5E+17 2,4E+17 2,3E+17 1,9E+17 1,5E+17<br />
Cs 137 5,1E+17 5,1E+17 5,1E+17 5,1E+17 5,1E+17<br />
Ba 140 6,6E+18 6,5E+18 6,3E+18 5,0E+18 3,9E+18<br />
La 140 6,9E+18 6,8E+18 6,7E+18 5,7E+18 4,4E+18<br />
Ce 141 6,3E+18 6,3E+18 6,2E+18 5,7E+18 5,1E+18<br />
Ce 143 5,7E+18 5,1E+18 3,5E+18 4,6E+17 3,7E+16<br />
Ce 144 4,4E+18 4,4E+18 4,4E+18 4,3E+18 4,3E+18<br />
Pr 143 5,6E+18 5,6E+18 5,5E+18 4,8E+18 3,7E+18<br />
Np 239 7,7E+19 7,2E+19 5,8E+19 1,8E+19 4,1E+18<br />
Pu 238 3,7E+16 3,7E+16 3,7E+16 3,7E+16 3,7E+16<br />
Pu 239 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15<br />
Pu 240 5,9E+15 5,9E+15 5,9E+15 5,9E+15 5,9E+15<br />
Pu 241 1,5E+18 1,5E+18 1,5E+18 1,5E+18 1,5E+18<br />
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,4E+15 3,4E+15<br />
Cm 242 8,8E+17 8,8E+17 8,7E+17 8,6E+17 8,4E+17<br />
Cm 244 9,6E+16 9,6E+16 9,6E+16 9,6E+16 9,6E+16<br />
An<strong>der</strong>e Spaltprodukte 5,0E+20 5,3E+19 3,0E+19 1,9E+19 1,6E+19<br />
An<strong>der</strong>e Aktini<strong>den</strong> 8,8E+19 7,2E+18 3,8E+18 1,6E+18 8,7E+17<br />
Summe Spaltprodukte 6,6E+20 1,9E+20 1,4E+20 9,1E+19 7,3E+19<br />
Summe Aktini<strong>den</strong> 1,7E+20 8,2E+19 6,4E+19 2,2E+19 7,5E+18<br />
Insgesamt Inventar 8,3E+20 2,7E+20 2,0E+20 1,1E+20 8,0E+19<br />
Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission Heft 37
98 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Aktivitätsinventar eines Reaktors mit Urankern mit einer thermischen Leistung von 3733 MW (Gleichgewichtskern<br />
am Zyklusende) [HO 87,ERL 03]<br />
Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion<br />
Radionuklid 0 h 1 h 6 h 24 h 120 h<br />
Edelgas<br />
Kr 85 2,8E+16 2,8E+16 2,8E+16 2,8E+16 2,8E+16<br />
Kr 85m 1,0E+18 9,1E+17 4,2E+17 2,6E+16 9,2E+09<br />
Kr 87 2,0E+18 1,1E+18 7,5E+16 4,1E+12 0,0E+00<br />
Kr 88 2,8E+18 2,2E+18 6,4E+17 7,9E+15 5,2E+05<br />
Xe 133 7,6E+18 7,6E+18 7,6E+18 7,3E+18 4,7E+18<br />
Xe 135 1,7E+18 2,0E+18 2,9E+18 1,8E+18 2,1E+15<br />
Summe 1,5E+19 1,4E+19 1,2E+19 9,1E+18 4,8E+18<br />
Iod<br />
I 131 3,6E+18 3,6E+18 3,6E+18 3,4E+18 2,4E+18<br />
I 132 5,3E+18 5,3E+18 5,1E+18 4,4E+18 1,9E+18<br />
I 133 7,6E+18 7,4E+18 6,4E+18 3,5E+18 1,4E+17<br />
I 134 8,2E+18 5,7E+18 2,2E+17 1,8E+11 0,0E+00<br />
I 135 7,1E+18 6,4E+18 3,8E+18 5,7E+17 2,4E+13<br />
Summe 3,2E+19 2,9E+19 1,9E+19 1,2E+19 4,4E+18<br />
Schwebstoffe<br />
Sr 89 3,9E+18 3,9E+18 3,8E+18 3,8E+18 3,6E+18<br />
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17<br />
Sr 91 4,7E+18 4,4E+18 3,1E+18 8,2E+17 7,5E+14<br />
Y 90 2,3E+17 2,3E+17 2,3E+17 2,3E+17 2,3E+17<br />
Y 91 4,9E+18 4,9E+18 4,9E+18 4,9E+18 4,7E+18<br />
Zr 95 6,4E+18 6,4E+18 6,4E+18 6,4E+18 6,1E+18<br />
Zr 97 6,4E+18 6,1E+18 5,0E+18 2,4E+18 4,7E+16<br />
Nb 95 6,4E+18 6,4E+18 6,4E+18 6,4E+18 6,4E+18<br />
Mo 99 6,9E+18 6,8E+18 6,5E+18 5,3E+18 2,0E+18<br />
Tc 99m 6,0E+18 6,0E+18 5,9E+18 5,1E+18 1,9E+18<br />
Ru 103 5,6E+18 5,6E+18 5,6E+18 5,5E+18 5,1E+18<br />
Ru 105 3,6E+18 3,2E+18 1,5E+18 8,8E+16 2,7E+10<br />
Ru 106 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18<br />
Rh 105 3,4E+18 3,4E+18 3,3E+18 2,4E+18 3,7E+17<br />
Sb 127 3,2E+17 3,2E+17 3,1E+17 2,7E+17 1,3E+17<br />
Sb 129 1,1E+18 9,9E+17 4,4E+17 2,5E+16 5,0E+09<br />
Te 127 3,1E+17 3,1E+17 3,1E+17 2,9E+17 1,6E+17<br />
Te 127m 3,9E+16 3,9E+16 3,9E+16 3,9E+16 3,9E+16<br />
Te 129 1,1E+18 1,1E+18 6,3E+17 1,4E+17 1,0E+17<br />
Te 129m 1,7E+17 1,7E+17 1,7E+17 1,7E+17 1,5E+17<br />
Te 131m 5,3E+17 5,2E+17 4,6E+17 3,1E+17 3,3E+16<br />
Te 132 5,2E+18 5,2E+18 5,0E+18 4,2E+18 1,8E+18<br />
Cs 134 3,5E+17 3,5E+17 3,5E+17 3,5E+17 3,5E+17<br />
Cs 136 1,3E+17 1,3E+17 1,3E+17 1,3E+17 1,0E+17<br />
Cs 137 3,0E+17 3,0E+17 3,0E+17 3,0E+17 3,0E+17<br />
Ba 140 6,7E+18 6,7E+18 6,6E+18 6,3E+18 5,1E+18<br />
La 140 6,8E+18 6,8E+18 6,8E+18 6,7E+18 5,7E+18<br />
Ce 141 6,3E+18 6,3E+18 6,3E+18 6,2E+18 5,7E+18<br />
Ce 143 5,9E+18 5,8E+18 5,2E+18 3,6E+18 4,8E+17<br />
Ce 144 4,1E+18 4,1E+18 4,1E+18 4,1E+18 4,0E+18<br />
Pr 143 5,8E+18 5,8E+18 5,8E+18 5,7E+18 5,0E+18<br />
Np 239 7,2E+19 7,2E+19 6,7E+19 5,4E+19 1,7E+19<br />
Pu 238 4,5E+15 4,5E+15 4,5E+15 4,5E+15 4,5E+15<br />
Pu 239 1,2E+15 1,2E+15 1,2E+15 1,2E+15 1,2E+15<br />
Pu 240 1,4E+15 1,4E+15 1,4E+15 1,4E+15 1,4E+15<br />
Pu 241 3,2E+17 3,2E+17 3,2E+17 3,2E+17 3,2E+17<br />
Am 241 2,8E+14 2,8E+14 2,8E+14 2,8E+14 2,8E+14<br />
Cm 242 7,8E+16 7,8E+16 7,8E+16 7,8E+16 7,7E+16<br />
Cm 244 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15<br />
Summe 1,8E+20 1,8E+20 1,7E+20 1,4E+20 7,8E+19<br />
Total 7,9E+20 3,3E+20 2,5E+20 1,9E+20 1,0E+20
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 99<br />
ANHANG 2<br />
FORMULAR ZUR VEREINFACHTEN DOSISBERECHNUNG
100 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Dokumentation <strong>der</strong> Dosisberechung<br />
mit dem <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> nach dem vereinfachten<br />
Verfahren<br />
Bearbeiter:<br />
Szenario:<br />
Datum: Uhrzeit:<br />
Nuklidgruppe i<br />
Ermittelte Dosis<br />
Expositionspfad<br />
Eingangsgrößen Umrechnen <strong>der</strong> Windgeschwindigkeit nach Bild 2-1<br />
Windgeschwind. u m·s -1 z / 10 m u/u10 u10<br />
in Messhöhe z m m·s -1<br />
Diffusions-<br />
Kategorie<br />
Meteorologische<br />
Stabilität Gewählte Parameter für die Arbeit mit dem <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong><br />
A B Labil 0,5 m·s -1 1,0 m·s -1 3,0 m·s -1 --------------<br />
C D E neutral bis stabil 0,5 m·s -1 1,0 m·s -1 3,0 m·s -1 8,0 m·s -1 <br />
F sehr stabil 0,7 m·s -1 1,0 m·s -1 3,0 m·s -1 --------------<br />
Nie<strong>der</strong>schlagsintens. I kein 2 mm·h -1 3 mm·h -1 5 mm·h -1 --------------<br />
Freisetzungshöhe h m 20 m 50 m 100 m 150 m <br />
Entfernung zum Emissionsort _____ km Zeit nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion ______ h Dosisberechnung für Kleinkin<strong>der</strong> / Erwachsene <br />
Aktivität Ai<br />
Summen <br />
Ausbreitungsfaktor<br />
<br />
dominanten<br />
Exp.-pfades<br />
Leitnuklide Bild 3-1 – 3-12 Tab. 3-9, 3-10<br />
Dosis des<br />
Faktor<br />
Effektive Dosis<br />
<strong>der</strong><br />
Nuklidgruppe<br />
Umrechnungsfaktor<br />
Schilddrüsen-<br />
Dosis<br />
Iod<br />
Schilddrüsendosis<br />
Bq s·m -3 Sv·m 3·Bq -1·s -1 Sv<br />
Inhalation<br />
Edelgase<br />
Effektive Dosis<br />
Wolkenstrahlung<br />
wenn kein Nie<strong>der</strong>schlag erwartet wird: <br />
Iod<br />
Effektive Dosis<br />
Inhalation<br />
Schwebstoffe<br />
Effektive Dosis<br />
Inhalation<br />
wenn Nie<strong>der</strong>schlag erwartet wird:<br />
statt <strong>der</strong> bei<strong>den</strong> vorherigen Zeilen<br />
Iod<br />
Effektive Dosis<br />
Bo<strong>den</strong>str. nasse Dep.<br />
Schwebstoffe<br />
Effektive Dosis<br />
Bo<strong>den</strong>str. nasse Dep.<br />
= 1,0E+3 =<br />
= 1,0E+3 =<br />
= 1,3E+3 =<br />
= 1,1E+3 =<br />
Washoutfaktor<br />
W<br />
Umrechnungsfaktor<br />
mSv mSv<br />
trocken<br />
Gesamte<br />
effektive Dosis<br />
Bei Washoutfaktor W Korrekturfaktor für<br />
Bild 3-13, 3-14 Tab. 3-9, 3-10 Nie<strong>der</strong>schlagintensität berücksichtigen!<br />
mSv<br />
= 2,0E+3 =<br />
<br />
<br />
= 1,5E+3 =<br />
+<br />
+<br />
+<br />
+<br />
mit Nie<strong>der</strong>schlag<br />
+<br />
+
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 101<br />
ANHANG 3<br />
ISOPLETHEN<br />
(Quelle: [ERL 03])
102 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
Um ein Bild <strong>der</strong> möglichen räumlichen Verteilung <strong>der</strong> Konzentrationen radioaktiver Stoffe zu<br />
gewinnen, können die im folgen<strong>den</strong> abgedruckten Isoplethen (Linien gleicher Konzentration)<br />
benutzt wer<strong>den</strong>. Der Satz enthält Isoplethen für die Diffusionskategorien (abgekürzt: DK)<br />
„labil“, „neutral bis stabil “ und „sehr stabil“ für verschie<strong>den</strong>e Windgeschwindigkeiten<br />
zwischen 0,5 m·s -1 und 8 m·s -1 sowie Freisetzungshöhen (Abkürzung: H) von 20 m, 50 m,<br />
100 m und 150 m (siehe untenstehende Tabelle). Die Windgeschwindigkeiten beziehen sich<br />
auf eine Messhöhe von 10 m (Abkürzung: u10). Umrechnungen auf an<strong>der</strong>e Messhöhen sind<br />
mit Hilfe von Bild 2-1 möglich.<br />
Das errechnete Maximum ist durch einen Stern auf <strong>der</strong> Ausbreitungsachse gekennzeichnet,<br />
soweit es auf <strong>der</strong> Zeichenfläche darstellbar ist. Die Linien gleicher Konzentrationen beziehen<br />
sich auf <strong>den</strong> jeweiligen Maximalwert des Ausbreitungsfaktors (siehe Tabelle 3-5) und geben<br />
<strong>den</strong> Abfall auf die Anteile 0,7, 0,4, 0,2, 0,1 (letztere fett gezeichnet) und entsprechend weiter<br />
bis 0,001 des Maximums wie<strong>der</strong>.<br />
Es wird empfohlen, sich auf <strong>der</strong> Basis <strong>der</strong> Vorlagen Klarsichtfolien herzustellen, um diese<br />
direkt auf Landkarten auflegen zu können.<br />
Der Isoplethen-Satz liegt im Maßstab 1:50 000 vor. Eine Übersicht mit Foliennummern und<br />
Seitenzahlen enthält die folgende Tabelle.<br />
Freisetzungshöhe Windgeschwindigkeit Labil Neutral bis Sehr stabil<br />
H<br />
u10<br />
stabil<br />
20 m 0,5 bzw. 0,7 m·s -1 1 / Seite 103 13 / Seite 115 29 / Seite 131<br />
1 m·s -1 2 / Seite 104 14 / Seite 116 30 / Seite 132<br />
3 m·s -1 3 / Seite 105 15 / Seite 117 31 / Seite 133<br />
8 m·s -1 --- 16 / Seite 118 ---<br />
50 m 0,5 bzw. 0,7 m·s -1 4 / Seite 106 17 / Seite 119 32 / Seite 134<br />
1 m·s -1 5 / Seite 107 18 / Seite 120 33 / Seite 135<br />
3 m·s -1 6 / Seite 108 19 / Seite 121 34 / Seite 136<br />
8 m·s -1 --- 20 / Seite 122 ---<br />
100 m 0,5 bzw. 0,7 m·s -1 7 / Seite 109 21 / Seite 123 35 / Seite 137<br />
1 m·s -1 8 / Seite 110 22 / Seite 124 36 / Seite 138<br />
3 m·s -1 9 / Seite 111 23 / Seite 125 37 / Seite 139<br />
8 m·s -1 --- 24 / Seite 126 ---<br />
150 m 0,5 bzw. 0,7 m·s -1 10 / Seite 112 25 / Seite 127 38 / Seite 140<br />
1 m·s -1 11 / Seite 113 26 / Seite 128 39 / Seite 141<br />
3 m·s -1 12 / Seite 114 27 / Seite 129 40 / Seite 142<br />
8 m·s -1 --- 28 / Seite 130 ---
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 103<br />
1<br />
1:50 000<br />
1/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 9,5E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: labil, u10: 0,5 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
104 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
2<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
1/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 7,9E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: labil, u10: 1 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 105<br />
3<br />
1:50 000<br />
1/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 3,7E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: labil, u10: 3 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
106 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
4<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
7/1000<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 6,4E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: labil, u10: 0,5 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 107<br />
5<br />
1:50 000<br />
7/1000<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 5,3E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: labil, u10: 1 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
108 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
6<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
7/1000<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 2,6E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: labil, u10: 3 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 109<br />
7<br />
1:50 000<br />
4/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 8,1E-06 s/m**3 bei ca. 250 m<br />
DK: labil, u10: 0,5 m/s, H: 100 m<br />
Isoplethen
110 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
8<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
4/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 6,8E-06 s/m**3 bei ca. 250 m<br />
DK: labil, u10: 1 m/s, H: 100 m<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 111<br />
9<br />
1:50 000<br />
4/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 3,5E-06 s/m**3 bei ca. 250 m<br />
DK: labil, u10: 3 m/s, H: 100 m<br />
Isoplethen
112 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
10<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
7/100<br />
✕ ✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 4,0E-06 s/m**3 bei ca. 500 m<br />
DK: labil, u10: 0,5 m/s, H: 150 m<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 113<br />
11<br />
1:50 000<br />
7/100<br />
✕ ✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 3,2E-06 s/m**3 bei ca. 500 m<br />
DK: labil, u10: 1 m/s, H: 150 m<br />
Isoplethen
114 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
12<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
7/100<br />
✕ ✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,6E-06 s/m**3 bei ca. 375 m<br />
DK: labil, u10: 3 m/s, H: 150 m<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 115<br />
13<br />
1:50 000<br />
2/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,1E-04 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 0,5 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
116 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
14<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
2/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,0E-04 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 1 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 117<br />
15<br />
1:50 000<br />
2/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 6,4E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 3 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
118 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
16<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
2/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 2,8E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 8 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 119<br />
17<br />
1:50 000<br />
2/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 5,7E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 0,5 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
120 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
18<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
2/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 5,2E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 1 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 121<br />
19<br />
1:50 000<br />
2/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 3,1E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 3 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
122 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
20<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
2/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,3E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 8 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 123<br />
21<br />
1:50 000<br />
4/10<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ ✷<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 2,2E-06 s/m**3 bei ca. 1625 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 0,5 m/s, H: 100 m<br />
Isoplethen
124 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
22<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
4/10<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ ✷<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,8E-06 s/m**3 bei ca. 1500 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 1 m/s, H: 100 m<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 125<br />
23<br />
1:50 000<br />
4/10<br />
✕ ✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,4E-06 s/m**3 bei ca. 1375 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 3 m/s, H: 100 m<br />
Isoplethen
126 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
24<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
4/10<br />
✕ ✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 6,9E-07 s/m**3 bei ca. 1250 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 8 m/s, H: 100 m<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 127<br />
25<br />
1:50 000<br />
7/10<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ ✷<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 8,3E-07 s/m**3 bei ca. 3125 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 0,5 m/s, H: 150 m<br />
Isoplethen
128 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
26<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
7/10<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ ✷<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 7,4E-07 s/m**3 bei ca. 2875 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 1 m/s, H: 150 m<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 129<br />
27<br />
1:50 000<br />
7/10<br />
✕ ✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 5,3E-07 s/m**3 bei ca. 2500 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 3 m/s, H: 150 m<br />
Isoplethen
130 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
28<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
7/10<br />
✕ ✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 2,7E-07 s/m**3 bei ca. 2375 m<br />
DK: neutral bis stabil, u10: 8 m/s, H: 150 m<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 131<br />
29<br />
1:50 000<br />
2/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,1E-04 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: sehr stabil, u10: 0,7 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
132 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
30<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
2/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,1E-04 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: sehr stabil, u10: 1 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 133<br />
31<br />
1:50 000<br />
2/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 6,9E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: sehr stabil, u10: 3 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
134 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
32<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
4/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 4,8E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: sehr stabil, u10: 0,7 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 135<br />
33<br />
1:50 000<br />
4/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 4,4E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: sehr stabil, u10: 1 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
136 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
34<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
4/100<br />
✕✷<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 2,3E-05 s/m**3 bei ca. 125 m<br />
DK: sehr stabil, u10: 3 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 137<br />
35<br />
1:50 000<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ ✷<br />
7/10<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 3,5E-07 s/m**3 bei ca. 10750 m<br />
DK: sehr stabil, u10: 0,7 m/s, H: 100 m<br />
Isoplethen
138 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
36<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ ✷<br />
7/10<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 3,3E-07 s/m**3 bei ca. 11250 m<br />
DK: sehr stabil, u10: 1 m/s, H: 100 m<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 139<br />
37<br />
1:50 000<br />
7/10<br />
✕<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 2,5E-07 s/m**3 bei ca. 12750 m<br />
DK: sehr stabil, u10: 3 m/s, H: 100 m<br />
Isoplethen
140 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
38<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
✕<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
1/10<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,0E-07 s/m**3 bei ca. 22000 m<br />
DK: sehr stabil, u10: 0,7 m/s, H: 150 m<br />
Isoplethen
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
<strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung 141<br />
39<br />
1:50 000<br />
✕<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
1/10<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,0E-07 s/m**3 bei ca. 23000 m<br />
DK: sehr stabil, u10: 1 m/s, H: 150 m<br />
Isoplethen
142 <strong>Leitfa<strong>den</strong></strong> für <strong>den</strong> <strong>Fachberater</strong> <strong>Strahlenschutz</strong> <strong>der</strong> Katastrophenschutzleitung<br />
40<br />
Niveaus von aussen nach innen: 1/1000, 2/1000, 4/1000, 7/1000, 1/100, 2/100, 4/100, 7/100, 1/10, 2/10, 4/10, 7/10 <strong>der</strong> maximalen Konzentration<br />
1:50 000<br />
✕<br />
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km<br />
4/10<br />
✕ Quelle<br />
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 8,6E-08 s/m**3 bei ca. 27875 m<br />
DK: sehr stabil, u10: 3 m/s, H: 150 m<br />
Isoplethen
I<br />
Schnelle Dosisabschätzung<br />
Freigesetzte Bemerkung 1 km 2 km 5 km 10 km<br />
Aktivität<br />
Effektive Dosis in mSv durch radioaktive Edelgase (Kleinkin<strong>der</strong>)<br />
10 15 Bq Genehmigungswert pro Jahr 0,09 0,04 0,01 0,005<br />
10 17 Bq 9 4 1 0,5<br />
10 19 Bq Kerninventar 860 370 130 54<br />
Effektive Dosis in mSv durch Radioiod (Kleinkin<strong>der</strong>)<br />
10 10 Bq I 131 Genehmigungswert pro Jahr 2E-03 7E-04 3E-04 1E-04<br />
(I 131) (trockene Witterung)<br />
10 15 Bq Trockene Witterung,<br />
27 12 4 2<br />
Inhalation dominiert<br />
10 15 Bq Nasse Witterung,<br />
32 15 6 3<br />
Bo<strong>den</strong>strahlung dominiert<br />
Schilddrüsendosis in mSv durch Radioiod (Kleinkin<strong>der</strong>)<br />
10 15 Bq Inhalation 410 180 61 26<br />
Effektive Dosis in mSv durch radioaktive Schwebstoffe (Kleinkin<strong>der</strong>)<br />
10 10 Bq Genehmigungswert pro Jahr 2E-04 1E-04 4E-05 2E-05<br />
(trockene Witterung)<br />
10 15 Bq Trockene Witterung,<br />
24 10 4 2<br />
Inhalation dominiert<br />
10 15 Bq Nasse Witterung,<br />
Bo<strong>den</strong>strahlung dominiert<br />
41 21 9 5<br />
II<br />
Zugrunde liegende Annahmen und Feststellungen<br />
1. Die schnelle Dosisabschätzung ist das Ergebnis überschlägiger Rechnungen für die Achse<br />
<strong>der</strong> Hauptausbreitungsrichtung auf zwei Stellen grob gerundet. Sie ist mittels Dreisatz auf<br />
an<strong>der</strong>e Quellstärken übertragbar.<br />
2. Unfallbedingte Freisetzung aus dem Gleichgewichtskern eines Konvoireaktors nach einer<br />
Stillstandszeit von 8 Tagen und anschließen<strong>der</strong> Betriebsdauer von 100 Tagen 6 Stun<strong>den</strong><br />
nach Ende <strong>der</strong> Kettenreaktion. Die Dosiswerte gelten für entsprechende Nuklidgemische,<br />
vgl. Tabelle 3–9 und Tabelle 3–10 (für Leitnuklid I 131).<br />
3 Freisetzung aus Gebäude (Freisetzungen in größeren Höhen führen zu geringeren Dosen in<br />
geringer Entfernung zur Quelle, ab 2 km wer<strong>den</strong> die Unterschiede im allgemeinen gering).<br />
4. Windgeschwindigkeit 3 m/s in Messhöhe 10 m über Störniveau. Höhere Windgeschwindigkeiten<br />
führen zu geringeren Strahlendosen, in erster Näherung umgekehrt proportional<br />
zur Windgeschwindigkeit. Nasse Witterung wurde mit 2 mm Regen pro Stunde angenommen.<br />
5. Kurzzeitausbreitungsfaktoren <strong>der</strong> neutralen bis stabilen Wetterlage (entsprechend Pasquill'schen<br />
Diffusionskategorien C, D o<strong>der</strong> E). Die labile Kategorie (A, B) ergibt in kurzer<br />
Entfernung bis zu einigen hun<strong>der</strong>t Metern höhere Werte, ab etwa 1 km erheblich niedrigere.<br />
Die sehr stabile Kategorie (F) kann im Vergleich zur neutralen Wetterlage bis zu<br />
etwa 1,5 km wesentlich geringere Werte ergeben, ab dann etwa gleiche und weiter entfernt<br />
höhere Werte. Dies gilt insbeson<strong>der</strong>e für größere Freisetzungshöhen und / o<strong>der</strong> mechanisch/thermischen<br />
Auftrieb <strong>der</strong> Freisetzung.<br />
6. Mittlere Genehmigungswerte jährlich zulässiger Ableitungen radioaktiver Stoffe mit <strong>der</strong><br />
Fortluft aus Kernkraftwerken in Deutschland:<br />
- radioaktive Edelgase : 10 15 Bq /a<br />
- I 131: 10 10 Bq /a<br />
- radioaktive Schwebstoffe: 10 10 Bq /a
III<br />
Formeln<br />
Expositionspfad Nuklidgruppenspezifische Rechnung Werte bzw. Fundstellen im Text<br />
Dosis: Summe<br />
über Nuklidgruppen<br />
und<br />
Expositionspfade<br />
(Schilddrüsendosis:<br />
nur Inhalation)<br />
Gamma-<br />
Submersion<br />
Inhalation<br />
(Bei Schilddrüsendosis<br />
nur Iodisotope<br />
betrachten)<br />
<br />
H H<br />
w,<br />
i<br />
H<br />
h,<br />
i<br />
H<br />
b,<br />
i<br />
i<br />
H A <br />
g w,<br />
i i w , i<br />
i {Edelgas, Iod, Schwebstoff}<br />
H A <br />
V<br />
1,5<br />
<br />
h,<br />
i i<br />
gh , i<br />
i {Iod, Schwebstoff}<br />
<br />
A i :<br />
Freisetzungsabschätzung durch<br />
<strong>den</strong> Betreiber, ergänzende Information<br />
(Inventar, Freisetzungsfaktoren)<br />
in Kapitel 1<br />
: Bil<strong>der</strong> 3-1 bis 3-12<br />
g ,<br />
, 1,5<br />
W i<br />
, b<br />
K b<br />
i<br />
V g h , i<br />
g :<br />
Tabellen 3-9 und 3-10<br />
v g,Iod : 1·10 -2 m·s -1<br />
v g,Schwebstoff : 1,5·10 -3 m·s -1<br />
W: Bil<strong>der</strong> 3-13 und 3-14<br />
b: 1 (bei 7-Tage-Dosis)<br />
Gamma-Bo<strong>den</strong><br />
H A<br />
(<br />
v<br />
W)<br />
b(<br />
g K<br />
)<br />
bi , i g,<br />
i b b i<br />
i {Iod, Schwebstoff}<br />
IV<br />
Vereinfachtes Verfahren zur Dosisberechnung<br />
Tabelle 3–12 in Kapitel 3.9 und Anhang 2<br />
V<br />
Verteilung <strong>der</strong> Dosen in <strong>der</strong> Fläche<br />
Die schnelle Dosisabschätzung nach Abschnitt I gilt für die Achse in <strong>der</strong> Hauptausbreitungsrichtung.<br />
Im Umfeld ergeben sich Dosisverteilungen etwa entsprechend <strong>den</strong> Konzentrationen<br />
radioaktiver Stoffe in <strong>der</strong> Luft, wie sie in Anhang 3 dargestellt sind.<br />
Schwachwindwetterlagen mit in <strong>der</strong> Regel großen Windrichtungsschwankungen (vorwiegend<br />
bei labilen, manchmal auch bei stabilen Situationen) ergeben breitere Verteilungsmuster.<br />
VI<br />
Eingreifrichtwerte für die Bevölkerung<br />
Tabelle 4–1 in Kapitel 4.1.1<br />
VII<br />
Hinweis zur Ingestionsdosis<br />
Die Schilddrüsendosis durch Ingestion von Radioiod über <strong>den</strong> Weide – Kuh – Milch –<br />
Pfad kann um <strong>den</strong> Faktor 200 bis 1000 höher sein als die Inhalationsdosis im gleichen<br />
Gebiet.
In <strong>der</strong> Reihe Berichte <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission (SSK)<br />
zuletzt erschienen:<br />
Heft 30<br />
Heft 31<br />
Heft 32<br />
Heft 33<br />
Heft 34<br />
Heft 35<br />
Heft 36<br />
Jahresbericht 2001 <strong>der</strong> <strong>Strahlenschutz</strong>kommission<br />
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2003, 64 Seiten, ISBN 3-437-22177-9, € 13,00<br />
Die <strong>Strahlenschutz</strong>kommission im Internet:<br />
www.ssk.de