Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der ... - Sardog

Berichte der
Strahlenschutzkommission (SSK)
des Bundesministeriums für Umwelt,
Naturschutz und Reaktorsicherheit
Heft 37 (2003)
Leitfaden für den Fachberater
Strahlenschutz
der Katastrophenschutzleitung bei
kerntechnischen Notfällen
Vorabdruck
Die Orientierungswerte und Formeln zur schnellen
Dosisabschätzung befinden sich in dieser Inernetversion
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URBAN & FISCHER
München · Jena

Berichte der Strahlenschutzkommission (SSK) des Bundesministeriums
für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit
Heft 37 (2003)
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz
der Katastrophenschutzleitung bei
kerntechnischen Notfällen
Urban und Fischer München

Herausgegeben im Auftrag des
Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit
von der Geschäftsstelle der Strahlenschutzkommission beim
Bundesamt für Strahlenschutz
Postfach 12 06 29
53048 Bonn
Redaktion: Simone Schmid, Horst Schnadt (TÜV Rheinland/Berlin-Brandenburg e.V.)
Bonn, September 2003
Bibliografische Information Der Deutschen Bibliothek
Die Deutsche Bibliothek verzeichnet diese Publikation in der Deutschen Nationalbibliografie;
detaillierte bibliografische Daten sind im Internet unter http:\\dnb.ddb.de abrufbar.
ISBN 3-437?????
ISSN ????
Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit · 2003
Das Werk einschließlich aller seiner Teile ist urheberrechtlich geschützt. Jede Verwertung
außerhalb der engen Grenzen des Urheberrechtsgesetzes ist ohne Zustimmung unzulässig und
strafbar.
Satz und Layout: Simone Schmid, Bundesamt für Strahlenschutz, Bonn
Druck und Verarbeitung: Köllen Druck + Verlag, Bonn
Printed in Germany

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Vorwort zur 3. Auflage
Dieser Leitfaden ist ein Hilfsmittel für den Fachberater Strahlenschutz. Der Fachberater Strahlenschutz
ist bei kerntechnischen Notfällen Ansprechpartner für alle Fragen der `Radiologischen
Lage´. Er hat in diesem Kontext alle relevanten Informationen von fachkundigen und
entsprechend ausgerüsteten Organisationen abzurufen, bei der Katastrophenschutzleitung zusammenzuführen,
auf Konsistenz und Plausibilität zu prüfen, zu erläutern und die radiologische
Lage zu ermitteln. Diese Aufgaben werden aus Gründen der Zweckmäßigkeit im Team
gelöst. Dieser Leitfaden soll dem Fachberater helfen, Fachkunde zu erwerben und zu erhalten,
seine Aufgaben bei einem kerntechnischen Notfall zu lösen, sein Wissen um die Grundlagen
und Zusammenhänge anhand von Beispielen an lernende Kollegen weiterzugeben sowie
Übungen zu entwerfen und durchzuführen. Er kann auch als Grundlage für Rechenprogramme
zur Unterstützung des Fachberaters herangezogen werden. Obwohl sich an dieser Zielsetzung
seit der ersten Auflage nichts geändert hat und damit der Inhalt und die Gliederung des Leitfadens
im Wesentlichen beibehalten werden konnten, war aus einer ganzen Reihe von Gründen
für diese Auflage eine umfassende Überarbeitung notwendig.
Wesentliche Änderungen für den Gebrauch des Leitfadens ergaben sich aus der Anpassung an
die Parameterisierung des deutsch-französischen Modells der atmosphärischen Ausbreitung
von Radionukliden und der damit verbundenen Einführung von zeitabhängigen Ausbreitungsfaktoren
sowie der verringerten Anzahl der Diffusionskategorien von sechs auf drei.
Da in Deutschland seit 1989 keine neuen Kernkraftwerke in Betrieb genommen wurden und
in mehreren Anlagen MOX-Brennelemente im Einsatz sind, war es angezeigt, bei den Inventarrechnungen
den Erstkern mit reinen Uranelementen durch einen nachgeladenen Kern mit
MOX-Elementen zu ersetzen.
Außerdem wurde davon ausgegangen, dass ein mit dem Leitfaden arbeitender Fachberater unter
dem Zeitdruck eines kerntechnischen Notfalls wichtigere Aufgaben zu lösen hat als marginale
Dosisbeiträge mit Hilfe einer langen Liste von Radionukliden zu ermitteln. Die neue,
auf 21 Radionuklide reduzierte Liste genügt dem Kriterium, dass bei jedem einzelnen Expositionspfad
der Fehler der Dosis aufgrund der nicht berücksichtigten Radionuklide kleiner als
10% ist. Über alle Expositionspfade gemittelt ist er noch wesentlich geringer. Angesichts der
anderen Unsicherheiten, z.B. bei der Bestimmung des Quellterms, ist dieser Fehler zu
vernachlässigen.
Für spezielle Fragestellungen, die eine erweiterte Nuklidliste und die Kenntnis spezieller Abbrandzustände
erfordern, findet man die entsprechenden Daten in Anhang 1. Anhang 1 enthält
auch das Radionuklidinventar eines nachgeladenen Urankerns.
Harmonisierungsbedarf ergab sich u. a. aus den Neufassungen der „Radiologischen Grundlagen
für Entscheidungen über Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung bei unfallbedingten
Freisetzungen von Radionukliden“ und der „Rahmenempfehlungen für den Katastrophenschutz
in der Umgebung kerntechnischer Anlagen“ sowie der Durchführung neuerer
Sicherheitsanalysen für deutsche Kernkraftwerke und der Veröffentlichung neuer Dosiskoeffizienten.
Weitere Änderungen gegenüber früheren Auflagen betreffen schließlich die Berechnung der
externen Wolkenstrahlung - nun mit dem Halbraummodell - , den Wegfall der Schemata für
die Dosisberechnung im Hinblick auf die Nutzungsmöglichkeit einfacher Formeln sowie den
Wegfall der Nomogramme. Um ein rasches Auffinden zu ermöglichen, sind die eben genannten
einfachen Formeln sowie neu aufgenommene Orientierungswerte zur schnellen Dosisabschätzung
auf den Umschlagseiten des Leitfadens angegeben.
III
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

IV
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Wie in den vorangegangenen Auflagen gibt es zur räumlichen Darstellung von Ergebnissen
von Ausbreitungsrechnungen Isoplethen (Linien gleicher Konzentration), die für diesen Band
mit dem deutsch-französischen Ausbreitungsmodell berechnet wurden (Anhang 3).
Die in diesem Leitfaden benutzten Modelle und Daten werden in einem Erläuterungsbericht
ausführlich begründet und dargestellt.
Im Hinblick auf die tiefgreifenden Änderungen wird dringend empfohlen, alle Fachberater zu
schulen, auch wenn sie im Umgang mit früheren Auflagen des Leitfadens sehr erfahren sind.
In diese Schulungen sollte auch eine Befassung mit Krisen- und Risiko-Kommunikationsstrategien
einbezogen werden, weil alle Erfahrungen gezeigt haben, dass Aktivitätsfreisetzungen
zu großer Beunruhigung führen und höchstes öffentliches Interesse weit über den
betroffenen Bereich hinaus finden. Hierbei sind Fälle zu behandeln und zu üben, in denen z.B.
bei Ungewissheit über den weiteren Anlagenzustand (Quellterm) oder bei fehlenden bzw. widersprüchlichen
Messungen dennoch über konkrete Maßnahmen und deren regionale Anwendung
diskutiert und entschieden werden muss. In diesem Leitfaden kann wegen der Konzentration
auf radiologisch-fachliche Fragestellungen auf dieses Thema nicht eingegangen werden
Die Überarbeitung des Leitfadens wurde von einer Arbeitsgruppe des Ausschusses „Notfallschutz“
der SSK mit den Mitgliedern K. Burkart, S. Dippner, F. Eberbach, L. Metzger, J.
Narrog, H. Schnadt und O. Schumacher vorgenommen. Den Mitglieder der Arbeitsgruppe sei
an dieser Stelle für ihren persönlichen Einsatz gedankt. Dank gebührt auch Herrn H.
W. Wiese und Herrn D. Schrammel (Forschungszentrum Karlsruhe) für die Berechnungen der
Radionuklidinventare sowie für Beiträge zur Vereinfachung der Dosisberechnungen.
Die Strahlenschutzkommission beriet den Leitfaden und verabschiedete ihn in der 182.
Sitzung am 04. bis 06.12.2002.
Bonn, im September 2003
Dipl.-Phys. M. Tscherner
Vorsitzender des Ausschusses
„Notfallschutz“ der
Strahlenschutzkommission
Dr. K. Burkart
Vorsitzender der Arbeitsgruppe
„Überarbeitung des Leitfadens“
des Ausschusses „Notfallschutz“ der SSK

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Inhaltsverzeichnis
Orientierungswerte, Formeln...........................................................................................Einband
Verzeichnis der Tabellen und Bilder .......................................................................................VII
1 Mögliche Aktivitätsfreisetzungen aus Kernkraftwerken..........................................1
1.1 Vorgehen und Entscheidungsgrundlagen........................................................................1
1.2 Im Reaktorkern befindliches Aktivitätsinventar.............................................................2
1.3 Freisetzungen bei Reaktorunfällen .................................................................................4
1.3.1 Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke - Phase A.......................................................... 5
1.3.2 Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke - Phase B.......................................................... 6
1.3.3 GKN-Studie .................................................................................................................... 8
1.3.4 Untersuchungen für Siedewasserreaktoren................................................................... 11
1.4 Kernkraftwerksdaten.....................................................................................................16
2 Meteorologische Parameter .......................................................................................19
2.1 Windrichtung ................................................................................................................19
2.2 Windgeschwindigkeit ...................................................................................................19
2.3 Diffusionskategorien.....................................................................................................20
2.3.1 Synoptische Beobachtung............................................................................................. 22
2.3.2 Strahlungsbilanz............................................................................................................ 22
2.3.3 Temperaturgradient....................................................................................................... 22
2.3.4 Standardabweichung der horizontalen Windrichtung ( ) ........................................... 22
2.4 Begrenzung der Mischungsschicht ...............................................................................23
2.5 Gebäudeeinfluss............................................................................................................23
2.6 Kühlturmeinfluss ..........................................................................................................23
2.7 Thermischer Auftrieb....................................................................................................23
2.8 Besondere orographische Verhältnisse .........................................................................24
3 Berechnung von Strahlendosisleistungen und Strahlendosen................................27
3.1 Expositionspfade...........................................................................................................27
3.2 Formeln und Parameter.................................................................................................28
3.3 Ausbreitung...................................................................................................................32
3.4 Ablagerung....................................................................................................................46
3.5 Dosisleistungs- und Dosiskoeffizienten........................................................................49
3.6 Bestimmung der Schilddrüsendosis..............................................................................53
3.7 Ingestionsdosis..............................................................................................................55
3.8 Dosis durch Hautkontamination ...................................................................................56
3.9 Vereinfachtes Verfahren zur Dosisberechnung ............................................................56
4 Dosisrichtwerte und Schutzmaßnahmen..................................................................59
4.1 Maßnahmen des Katastrophenschutzes ........................................................................59
4.1.1 Eingreifrichtwerte für die Bevölkerung........................................................................ 59
4.1.2 Dosisrichtwerte für das Einsatzpersonal....................................................................... 60
4.1.3 Schutzfaktoren .............................................................................................................. 60
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37
V

VI
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
4.1.4 Erkenntnisse aus der Deutschen Risikostudie Kernkraftwerke .................................... 61
4.1.5 Maßnahmen in der Vorfreisetzungsphase..................................................................... 62
4.1.6 Maßnahmen in der Freisetzungsphase .......................................................................... 64
4.1.7 Maßnahmen in der Nachfreisetzungsphase................................................................... 64
4.2 Frühe Maßnahmen zur Verringerung der Ingestionsdosis ........................................... 64
4.2.1 Zuständigkeiten ............................................................................................................. 64
4.2.2 Aufgaben des Fachberaters Strahlenschutz bei frühen Maßnahmen zur
Verringerung der Ingestionsdosis ................................................................................. 65
5 Messungen in der Umgebung bei kerntechnischen Unfällen ................................. 67
6 Empfohlene Hilfsmittel.............................................................................................. 71
7 Literatur......................................................................................................................73
8 Glossar......................................................................................................................... 77
9 Stichwort- und Abkürzungsverzeichnis................................................................... 81
Anhang
1 Ausführliche Ergebnisse von Inventarrechnungen....................................................... 85
2 Formular zur vereinfachten Dosisberechnung.............................................................. 99
3 Isoplethen .................................................................................................................. 101

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
VII
Verzeichnis der Tabellen und Bilder
Tabelle 1-1: Inventar radiologisch wichtiger Radionuklide eines Druckwasserreaktors
mit einer thermischen Leistung von 3950 MW th nach einer 28-tägigen
Stillstandszeit und einer anschließenden Betriebsdauer von 100 Tagen in
Bq ..........................................................................................................................3
Tabelle 1-2: Zeitangaben zu Kernschmelzfällen [DRS 90].......................................................8
Tabelle 1-3: Kumulative Freisetzungsanteile, bezogen auf das Kerninventar nach der
Deutschen Risikostudie Phase A [DRS 79] ........................................................12
Tabelle 1-4: Kumulative Freisetzungsanteile, bezogen auf das Kerninventar nach der
Deutschen Risikostudie Phase B [DRS 90].........................................................13
Tabelle 1-5: Freisetzungskategorien der PSA Stufe 2 für GKN 2...........................................14
Tabelle 1-6: Freisetzungsanteile des Kerninventars von Nuklidgruppen für verschiedene
Szenarien bei Siedewasserreaktoren nach [GRS 98] ..........................................15
Tabelle 1-7: Reaktordaten von Kernkraftwerken (Stand: Juni 2002)......................................16
Tabelle 2-1: Definition der Diffusionskategorien....................................................................20
Tabelle 2-2: Standortabhängigkeit der Methoden zur Bestimmung der atmosphärischen
Stabilität ..............................................................................................................21
Tabelle 2-3: Bestimmung der Diffusionskategorien aufgrund synoptischer
Beobachtungen [SL 68]......................................................................................22
Tabelle 2-4: Meteorologische Stabilität in Abhängigkeit von der Standardabweichung
der horizontalen Windrichtung ( ), gemessen in 100 m Höhe [KTA 1508].....23
Tabelle 3-1: Zu berechnende Strahlendosen............................................................................27
Tabelle 3-2: Formeln zur Dosisberechnung.............................................................................29
Tabelle 3-3: Bezeichnungen und Zahlenwerte zu Tabelle 3-2 ................................................29
Tabelle 3-4: (Zeitintegrierte) Aktivitätskonzentration in der Luft und
Bodenkontamination ...........................................................................................32
Tabelle 3-5: Quellentfernungen in Driftrichtung der Wolke, bei denen die maximalen
Konzentrationen zu erwarten sind, sowie zugehörige Werte der
Ausbreitungsfaktoren (Ergebnisse von Berechnungen mit einer
Entfernungsschrittweite von 125 m) ...................................................................33
Tabelle 3-6: Rechentabelle zur Berücksichtigung der Abreicherung für Iod und
Schwebstoffe durch Regen. Grau unterlegt sind die Bereiche, bei denen der
Abreicherungseffekt durch Regen zu einer Reduzierung der Konzentration
bzw. der Dosis um mehr als 25% führt. ..............................................................46
Tabelle 3-7: Dosisleistungs- und Dosiskoeffizienten ..............................................................49
Tabelle 3-8: Nuklidspezifische Umrechnungsfaktoren Bodenkontamination
Effektive Dosis....................................................................................................50
Tabelle 3-9: Nuklidgruppenspezifische Umrechnungsfaktoren: Zeitintegrierte
Konzentration bzw. Kontamination Dosis (Grundlage siehe Text) .............51
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

VIII
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Tabelle 3-10:Umrechnungsfaktoren Leitnuklid: Zeitintegrierte Konzentration bzw.
Kontamination Dosis (Grundlage siehe Text) ............................................... 52
Tabelle 3-11:Ingestionsdosiskoeffizienten nach [BMU 01] in Sv·Bq -1 ................................... 55
Tabelle 3-12:Schema der notwendig zu berechnenden Einzeldosen ....................................... 58
Tabelle 4-1: Eingreifrichtwerte für die Maßnahmen Aufenthalt in Gebäuden, Einnahme
von Iodtabletten, Evakuierung sowie temporäre und langfristige
Umsiedlung aus [RG99] ..................................................................................... 59
Tabelle 4-2: Schutzfaktoren für externe Gammastrahlung aus der Wolke und vom
Boden (nach [JA 91]).......................................................................................... 61
Tabelle 4-3: Anteile der Expositionspfade an der effektiven Dosis für Erwachsene
(Expositionsdauer: 7 Tage) sowie Radionuklide, die mit mehr als 3% zur
Dosis des entsprechenden Expositionspfades beitragen [ERL 03]..................... 62
Tabelle 4-4: Höchstwerte an Radioaktivität in Nahrungs- und Futtermitteln in Bq·kg -1 ........ 65
Tabelle 5-1: Vordringliche Messungen................................................................................... 67
Bild 2-1:
Bild 2-2:
Bild 3-1:
Bild 3-2:
Bild 3-3:
Bild 3-4:
Bild 3-5:
Bild 3-6:
Bild 3-7:
Bild 3-8:
Bild 3-9:
Bild 3-10:
Verhältnis der Windgeschwindigkeiten u/u 10 in Abhängigkeit vom
Verhältnis von Messhöhe z zur Bezugshöhe 10 m. Die Kurven gelten für
repräsentative Werte der stabilitätsbeschreibenden Monin-Obuchow-Länge
L (siehe [ERL 03]).............................................................................................. 20
Zur Definition der Verdrängungshöhe z d und der Rauigkeitslänge z o (aus
[STU 88])............................................................................................................ 21
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe
von 20 m aus einem Gebäude (40 m 40 m)..................................................... 34
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine
Freisetzungshöhe von 20 m aus einem Gebäude (40 m 40 m)........................ 35
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von
20 m aus einem Gebäude (40 m 40 m)............................................................ 36
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe
von 50 m aus einem Gebäude (40 m 40 m)..................................................... 37
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine
Freisetzungshöhe von 50 m aus einem Gebäude (40 m 40 m)........................ 38
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von
50 m aus einem Gebäude (40 m 40 m)............................................................ 39
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe
von 100 m. .......................................................................................................... 40
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine
Freisetzungshöhe von 100 m. ............................................................................. 41
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von
100 m. ................................................................................................................. 42
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe
von 150 m. .......................................................................................................... 43

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
IX
Bild 3-11: Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine
Freisetzungshöhe von 150 m...............................................................................44
Bild 3-12: Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von
150 m...................................................................................................................45
Bild 3-13 : Washoutfaktor für labile Situationen, 1 mm·h -1 Regen und eine
Freisetzungshöhe von 100 m...............................................................................47
Bild 3-14 : Washoutfaktor für neutrale bis stabile Situationen, 1 mm·h -1 Regen und
eine Freisetzungshöhe von 100 m .......................................................................48
Bild 3-15 :
Korrekturfaktoren für die auf der Basis des Leitnuklids I 131 berechnete
Schilddrüsendosis zur Berücksichtigung der Stillstandszeit, der
Betriebsdauer sowie der Zeit nach Ende der Kettenreaktion t auf die
Zusammensetzung des Iod-Gemisches. Bei Betriebsdauern >100 Tage
sowie bei größeren als den angegebenen Zeiten nach Ende der
Kettenreaktion kann der Korrekturfaktor auf 1 gesetzt werden. .........................54
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 1
1 Mögliche Aktivitätsfreisetzungen aus Kernkraftwerken
1.1 Vorgehen und Entscheidungsgrundlagen
Die Alarmierung der Katastrophenschutzbehörde bei einem kerntechnischen Unfall erfolgt gemäß
Kriterien [SSK 03] für
die Dosis,
den Anlagenzustand,
die Freisetzung oder
die Dosisleistung in der Umgebung der Anlage.
Unterlagen, in denen ein direkter Zusammenhang zwischen Anlagenzustand oder Freisetzung
einerseits und Maßnahmen des Katastrophenschutzes andererseits beschrieben sind, gibt es in
Deutschland nicht. Die Katastrophenschutzleitung ist in ihren Entscheidungen über Maßnahmen
frei, es stehen ihr jedoch Eingreifrichtwerte für die einzelnen Maßnahmen zur Verfügung
(vgl. 4.1.1). Weitere Entscheidungsgrundlagen können je nach Verfügbarkeit sein:
der Anlagenzustand einschließlich Prognosen über Art und Ausmaß von Freisetzungen
die Zeit bis Beginn der Freisetzung
eine bereits stattfindende Freisetzung (Umfang, Radionuklidvektor, Verlauf) und ihre
Charakteristika (Freisetzungshöhe, thermische Energie) in Kombination mit Ausbreitungsund
Dosisberechnungen
Ergebnisse radiologischer Messungen wie Aktivitätskonzentrationen, spezifische Aktivitäten,
Strahlendosen, (Orts-) Dosisleistungen in Kombination mit Vorhersagen über deren
weiteren Verlauf etc.
Bei einer Alarmierung kann insbesondere in der Vorfreisetzungsphase die Vorhersage des
Quellterms sehr schwierig sein. Diese Vorhersage ist Aufgabe des Betreibers und der ihn
gegebenenfalls unterstützenden Organisationen. Die zur Verfügung stehenden Aussagen zum
Quellterm werden in der Katastrophenschutzleitung von der Verbindungsperson des Betreibers
erläutert.
Im Hinblick auf die Aufgaben des Fachberaters Strahlenschutz ist es zweckmäßig, 4 Fälle zu
unterscheiden:
1) Der Anlagenzustand rechtfertigt Maßnahmen des Katastrophenschutzes, fundierte
Aussagen zum Quellterm stehen jedoch als Grundlage von Entscheidungen über Maßnahmen
nicht zur Verfügung.
Für diesen Fall bietet der vorliegende Leitfaden auf den Maximalwert der Konzentration normierte
Isoplethen für verschiedene Freisetzungshöhen und Ausbreitungsbedingungen. Der
Fachberater kann dem zur Verfügung stehenden Zeitraum entsprechend je nach Windrichtung
und Diffusionskategorie diese Isoplethen zur Festlegung von Gebieten für Maßnahmen
nutzen.
2) Die für die Beurteilung des Anlagenzustands Verantwortlichen geben als Grundlage
für Maßnahmen des Katastrophenschutzes eine Freisetzungskategorie aus einer Risikostudie
oder die unter den gegebenen Umständen maximal mögliche Freisetzung an.
In diesem Fall werden zur Bestimmung des Quellterms das Radionuklidinventar eines Reaktors
mit bekannter thermischer Leistung, die Anteile des Kerninventars (Freisetzungsfakto-
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

2 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
ren), deren Freisetzung in die Umgebung angenommen wird, die zwischen Ende der Kettenreaktion
und der Freisetzung verstrichene Zeit sowie die Charakteristika (z.B. Freisetzungsweg
und –höhe) einer Freisetzungskategorie benötigt. Angaben dazu findet man in diesem
Kapitel. Dann können mit Hilfe der Kapitel 2 bis 4 dieses Leitfadens Strahlendosen abgeschätzt,
mit den Eingreifrichtwerten für Maßnahmen des Katastrophenschutzes verglichen und
entsprechende Maßnahmen empfohlen werden.
3) Der Quellterm steht der Katastrophenschutzleitung direkt zur Verfügung, z.B. über
KFÜ oder Messungen des Betreibers.
Dies setzt voraus, dass die Freisetzung über instrumentierte Pfade stattgefunden hat, z.B. bei
kontrollierter Druckentlastung. Damit können ein Versagen des Sicherheitsbehälters und entsprechende
Freisetzungskategorien ausgeschlossen werden. In diesem Fall wird der Inhalt des
Kapitels 1 nicht gebraucht. Mit Hilfe der Kapitel 2 bis 4 dieses Leitfadens oder der im KFÜ
installierten Ausbreitungsrechnungen können Strahlendosen abgeschätzt, mit den Eingreifwerten
für Maßnahmen des Katastrophenschutzes verglichen und entsprechende Maßnahmen
empfohlen werden.
4) Es liegen Messwerte aus der Umgebung vor.
Die aus dem Quellterm errechneten Konzentrationen und Dosen werden mit den Messwerten
verglichen. Aus beiden Informationen wird die radiologische Lage bestimmt.
1.2 Im Reaktorkern befindliches Aktivitätsinventar
Reaktorunfälle, die Katastrophenschutzmaßnahmen in der Umgebung erforderlich machen
können, sind praktisch nur denkbar bei Beschädigungen des Reaktorkerns und bei einem nicht
beherrschbaren Kühlmittelverlust im Brennelementlagerbecken. Die nachfolgenden
Betrachtungen beziehen sich nur auf das in der druckführenden Umschließung befindliche
Aktivitätsinventar.
Das Aktivitätsinventar eines Reaktorkerns wird im Wesentlichen vom zeitlichen Verlauf der
gefahrenen thermischen Leistung und der seit dem Beenden der Kettenreaktion verstrichenen
Zeit bestimmt. Weitere Einflussgrößen sind u. a. Art und Abbrand des eingesetzten Brennstoffes,
Brennelementwechselmenge, Dauer von Stillständen.
Das radioaktive Inventar innerhalb der druckführenden Umschließung lässt sich in die Kategorien
der unmittelbar mit der Kernspaltung in Zusammenhang stehenden Stoffe (Aktiniden
und Spaltprodukte) sowie der durch Neutronenaktivierung der Strukturmaterialien entstehenden
Stoffe (Aktivierungsprodukte) unterteilen. Für die im Rahmen des Katastrophenschutzes
interessierenden Fragestellungen sind die Spaltprodukte und Aktiniden von überragender Bedeutung.
In Tabelle 1-1 wird das Ergebnis von Inventarrechnungen für einen Druckwasserreaktor mit
MOX-Brennelementen dargestellt. Beispielrechnungen haben gezeigt, dass eine Übertragung
auf Siedewasserreaktoren mit der für Katastrophenschutzzwecke erforderlichen Genauigkeit
möglich ist.
Da das Spaltproduktinventar annähernd proportional zur Reaktorleistung ist, kann anhand der
Tabelle das Inventar von Reaktoren mit einer anderen Leistung mittels Dreisatz-Rechnung abgeschätzt
werden.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 3
Tabelle 1-1:
Inventar radiologisch wichtiger Radionuklide eines Druckwasserreaktors mit
einer thermischen Leistung von 3950 MW th nach einer 28-tägigen Stillstandszeit
und einer anschließenden Betriebsdauer von 100 Tagen in Bq
Zeit nach Ende der Kettenreaktion
Nuklid 0 h 6 h 24 h 120 h 240 h
Edelgase
Kr 87 1,7E+18 6,6E+16 3,6E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,3E+18 5,4E+17 6,7E+15 4,4E+05 0,E+00
Xe 133 7,7E+18 7,7E+18 7,4E+18 4,8E+18 2,5E+18
Xe 135 3,2E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11
Iod
I 131 3,1E+18 3,1E+18 2,9E+18 2,1E+18 1,4E+18
I 132 5,6E+18 5,4E+18 4,6E+18 2,0E+18 6,8E+17
I 133 7,9E+18 6,6E+18 3,7E+18 1,5E+17 2,7E+15
I 134 8,8E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07
Schwebstoffe
Ru 103 5,9E+18 5,9E+18 5,8E+18 5,4E+18 5,0E+18
Sb 127 4,1E+17 3,9E+17 3,4E+17 1,7E+17 6,8E+16
Te 131m 5,3E+17 4,7E+17 3,1E+17 3,3E+16 2,1E+15
Te 132 5,5E+18 5,2E+18 4,5E+18 1,9E+18 6,6E+17
Cs 134 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17
Cs 136 1,8E+17 1,8E+17 1,7E+17 1,4E+17 1,1E+17
Cs 137 4,0E+17 4,0E+17 4,0E+17 4,0E+17 4,0E+17
Ba 140 6,7E+18 6,6E+18 6,3E+18 5,1E+18 3,9E+18
Pu 238 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16
Pu 241 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18
Cm 242 6,9E+17 6,9E+17 6,9E+17 6,8E+17 6,7E+17
Cm 244 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16
Summe Spaltprodukte
6,6E+20 1,8E+20 1,3E+20 8,4E+19 6,7E+19
1
Summe 1,6E+20 7,7E+19 6,0E+19 2,0E+19 6,8E+18
Aktinide 1
Insgesamt 8,2E+20 2,6E+20 1,9E+20 1,0E+20 7,4E+19
Inventar
1 einschließlich aller hier nicht dargestellten Radionuklide
Ein nachgeladener MOX-Kern wurde für die Inventarrechnungen aus folgenden Gründen gewählt:
MOX-Brennelemente werden heute in mehr als der Hälfte deutscher Reaktoren (siehe
Tabelle 1-7) eingesetzt; sie enthalten im Vergleich zu reinen Uran-Brennelementen einen höheren
Anteil von Transuranen. In Deutschland werden keine neuen Kernkraftwerke errichtet.
Bei den vorhandenen Kernkraftwerken, die schon längere Zeit in Betrieb sind, kann davon
ausgegangen werden, dass die Mehrzahl der Brennelemente bereits einen oder mehrere Betriebszyklen
durchlaufen hat. Ausschließlich mit neuen Brennelementen bestückte Kerne sind
nicht zu erwarten.
Die Nach- und Umladungen von Brennelementen finden in geplanten Stillstandszeiten (Revisionen)
statt. Für umfangreiche Revisionen werden mehrere Wochen benötigt, für das alleinige
Umsetzen von Brennelementen etwa 1 Woche. Die Dauer der Stillstandszeit hat einen
deutlichen Einfluss auf das Inventar kurzlebiger Spaltprodukte beim Wiederanfahren, insbesondere
der radiologisch sehr wichtigen Iodisotope. Nach Abschalten des Reaktors reduziert
sich die Aktivität der Radionuklide aufgrund des radioaktiven Zerfalls. Nach etwa 6 Halbwertszeiten
sind nur noch weniger als 2 % der Aktivität eines Radionuklides vorhanden. Entsprechende
Zeit erfordert der Wiederaufbau der Aktivität der Nuklide nach dem Wiederanfah-
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

4 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
ren: nach etwa 6 Halbwertszeiten hat sich mehr als 98 % der im Gleichgewicht zu erwartenden
Aktivität eines Radionuklides aufgebaut. Hieraus wird deutlich, dass die Aktivität von
Radionukliden mit kurzen Halbwertszeiten im Bereich von Stunden oder Tagen stark von der
Stillstandszeit des Reaktors abhängt. Im Leitfaden werden deshalb Stillstandszeiten von 4
Wochen (Tabelle 1-1) und 8 Tagen (Tabellen in Anhang 1) betrachtet. Nach dem Wiederanfahren
haben nach einer vergleichsweise kurzen Zeit die kurzlebigen Spaltprodukte ihren
Maximalwert wieder erreicht, d.h. das Inventar an kurzlebigen Radionukliden einschließlich
der Iodisotope ändert sich sehr rasch. Nach ca. 50 Tagen hat sich nahezu ein Gleichgewicht
beim Isotop I 131 eingestellt. Im Rahmen der erforderlichen Genauigkeit kann daher Tabelle
1-1 zur Inventarabschätzung für Betriebszeiten > 30 Tage nach Wiederanfahren verwendet
werden. Für kürzere Betriebszeiten, für das Zyklusende sowie für eine Stillstandszeit von 8
Tagen befinden sich entsprechende Tabellen in Anhang 1. Dort befindet sich ebenfalls eine
Tabelle mit Inventarangaben für einen Urankern (ohne MOX-Brennelemente), der aus der
vorigen Auflage des Leitfadens übernommen wurde.
Langlebige Spaltprodukte und Aktiniden bauen sich während der gesamten Einsatzzeit der
Brennelemente langsam auf und erreichen bis zum Zyklusende (hier mit 328 Tagen angenommen)
kein Gleichgewicht. Nach einem unfallbedingten Abschalten des Reaktors bewirkt dementsprechend
der radioaktive Zerfall zunächst ein rasches Abklingen der kurzlebigen Radionuklide.
Mit zunehmender Zeit werden die Inventaränderungen langsamer. Daher wird das Inventar
in Zeitabständen von 0 h, 6 h, 24 h, 120 h und 240 h nach Ende der Kettenreaktion dargestellt.
In Tabelle 1-1 sind alle Radionuklide berücksichtigt, die betrachtet werden müssen, um die
Dosis über jeden einzelnen relevanten Expositionspfad (siehe Kapitel 3) zu etwa 90 % zu erklären.
Rechnungen mit 50 Radionukliden haben gezeigt, dass diese Bedingung erfüllt ist,
wenn alle Radionuklide in die Auswahl einbezogen werden, die zu irgendeinem relevanten
Expositionspfad mindestens 3,5% beitragen. Betrachtet man alle Expositionspfade, so ist der
insgesamt erklärte Anteil in den meisten Fällen weit höher als 90%, so dass der durch das
Weglassen von Radionukliden entstehende Fehler vernachlässigt werden kann.
1.3 Freisetzungen bei Reaktorunfällen
Im Folgenden werden die im Zusammenhang mit Unfällen in Druck- und Siedewasserreaktoren
möglichen Freisetzungen, wie sie sich als Ergebnis der Risikountersuchungen zu deutschen
Kernkraftwerken ergeben, dargestellt.
Das Ziel der Ausführungen besteht darin, dem Fachberater Strahlenschutz einen Eindruck zu
vermitteln, mit welchen radioaktiven Emissionen bei Unfällen gerechnet werden muss und
welche Phänomene dabei eine Rolle spielen können. Er soll damit in die Lage versetzt werden,
mit den Anlagensachverständigen und dem Betreibervertreter in der Katastrophenschutzleitung
die Auswirkungen des Anlagenzustands auf die Entwicklung der radiologischen
Lage zu erörtern.
Die in den Kapiteln 1.3.1 bis 1.3.4 beschriebenen Unfallabläufe und Freisetzungen repräsentieren
jeweils ein ganzes Spektrum von ähnlichen Ereignissen in Anlagen, die nicht baugleich
sind. Auch wenn Anlagensachverständige bei einem Ereignis die Verwendung einer der genannten
Freisetzungskategorien für Katastrophenschutzzwecke empfehlen, kann der Fachberater
i. A. nicht davon ausgehen, dass Ablauf und Freisetzung im Detail mit der Realität übereinstimmen.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 5
1.3.1 Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke - Phase A
Die Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke - Phase A (DRS-A) [DRS 79] wurde 1979 veröffentlicht.
In der Studie wurden auf der Basis der Methodik der amerikanischen Reaktorsicherheitsstudie
WASH-1400 Ereignisabläufe betrachtet, die durch die Auslegung nicht beherrscht
werden und dann zu Anlagenschäden und gegebenenfalls zu größeren Freisetzungen von Radionukliden
führen könnten. Als Referenzanlage für die Betrachtungen diente das mit einem
Druckwasserreaktor ausgestattete Kernkraftwerk Biblis B nach dem damaligen technischen
Stand der Auslegung.
Die bei den verschiedenen Anlagenschäden möglichen Wege von Freisetzungen, ihr Ausmaß
und das zeitliche Verhalten wurden in 8 Freisetzungskategorien (FK) zusammengefasst. Die
Freisetzungskategorien 1 bis 6 setzen eine vollständige Kernschmelze voraus. Die Freisetzungskategorien
7 und 8 unterstellen Kühlmittelverluststörfälle, bei denen es zum Versagen
der Brennelementhüllen kommt und die in den Brennstabhohlräumen (Gap) angesammelten
gasförmigen und leichtflüchtigen Spaltprodukte freigesetzt werden.
Hinter der Freisetzungskategorie 1 stehen Kernschmelzunfälle, bei denen es beim Absturz geschmolzener
Kernmassen in den unteren Teil des Reaktordruckbehälters zu einer Dampfexplosion
kommt, die den Druckbehälter und in unmittelbarer Folge auch den Sicherheitsbehälter
zerstört. Solche Unfallabläufe sind äußerst unwahrscheinlich und wurden nur als obere
Grenzabschätzung ermittelt.
Bei den Freisetzungskategorien 2 bis 4 werden Kernschmelzunfälle betrachtet, bei denen unterschiedlich
große Lecks (300 mm, 80 mm, 25 mm) im Sicherheitsbehälter unterstellt werden.
Diese Kategorien sind charakterisiert durch sehr frühe Freisetzungen. Je geringer die
Leckgröße ist, desto geringer sind die Ausströmraten und desto länger sind die Verweilzeiten
der radioaktiven Stoffe innerhalb des Sicherheitsbehälters. Dies führt für Iod und Schwebstoffe
zu geringeren Freisetzungen, weil sie sich aufgrund verschiedener Mechanismen innerhalb
des Sicherheitsbehälters ablagern.
Die Freisetzungskategorien 5 und 6 sind charakteristisch für Kernschmelzunfälle, bei denen
der Sicherheitsbehälter zunächst intakt bleibt und erst nach einer Zeitspanne, die von einem
Tag bis zu mehreren Tagen dauern kann, durch einen über seine Versagensgrenze ansteigenden
Überdruck zerstört wird. Vor dem Überdruckversagen wird eine Leckage des Sicherheitsbehälters
in Höhe der 10-fachen Auslegungsleckage unterstellt. Diese Leckage gelangt in den
Ringraum zwischen Sicherheitsbehälter und Betonabschirmung und wird von dort mit Hilfe
der Ringraumabsaugung über die Störfallfilter und den Kamin in die Umgebung abgeleitet.
Bei FK 5 wird im Gegensatz zu FK 6 ein Ausfall der Ringraumabsaugung oder der Störfallfilter
unterstellt.
Bei allen in der Phase A betrachteten Kernschmelzunfällen wurde angenommen, dass sie unter
niedrigem Systemdruck stattfinden.
Tabelle 1-3 zeigt die für die verschiedenen Kategorien ermittelten Charakteristika Freisetzungsbeginn
und -dauer, Freisetzungshöhe, freigesetzte thermische Energie und freigesetzte
Anteile des Kerninventars für verschiedene Nuklidgruppen.
Niedrige Freisetzungshöhe (kleiner oder etwa gleich Höhe der umgebenden Gebäude) bedeutet,
dass man bei den Ausbreitungsrechnungen den Einfluss von Gebäuden berücksichtigen
sollte (Auswirkungen siehe Kapitel 2.5 und 2.6). Je höher die mit der Freisetzung verbundene
thermische Energie ist, desto höher steigt die Aktivitätswolke (Auswirkungen siehe Kapitel
2.7).
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

6 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
1.3.2 Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke - Phase B
In der Phase B der Risikostudie [DRS 90] lag der Schwerpunkt auf system- und anlagentechnischen
Untersuchungen zu Störfall- und Unfallabläufen, wobei die wesentlichen Ziele darin
bestanden,
- Schwachstellen zwecks sicherheitstechnischer Verbesserungen zu identifizieren,
- Sicherheitsreserven bei auslegungsüberschreitenden Stör- und Unfällen zu ermitteln und
- anlageninterne Notfallschutzmaßnahmen zu beurteilen.
Betrachtet wurde wiederum die Anlage Biblis B, wobei zahlreiche technische und betriebliche
Veränderungen berücksichtigt wurden. Gegenüber der Phase A wurden die Unfallabläufe einschließlich
der Phänomene bei der Freisetzung wesentlich differenzierter betrachtet. Aufgrund
der Untersuchungsergebnisse wurden einige Ereignisabläufe, die in der Phase A noch zur
Charakterisierung von Freisetzungskategorien herangezogen wurden, wegen der geringen Eintrittswahrscheinlichkeit
nicht mehr im Hinblick auf das Ausmaß von Freisetzungen untersucht.
So haben die Untersuchungen zur Dampfexplosion (FK 1), die den Reaktordruckbehälter
zerstören und die Integrität des Sicherheitsbehälters gefährden könnte, ergeben, dass ein
solcher Ereignisablauf extrem unwahrscheinlich ist. Das Versagen des Lüftungsabschlusses
und dadurch hervorgerufene große Lecks im Sicherheitsbehälter, die in der Phase A die massiven
Freisetzungen nach den Freisetzungskategorien 2 und 3 bestimmten, ist ebenfalls wegen
des geringen Beitrags zum Risiko nicht mehr weiter betrachtet worden. Auf der anderen Seite
sind in der Phase B Ereignisabläufe identifiziert und untersucht worden, die nach dem Ausmaß
der Freisetzung und deren Zeitverlauf die Dampfexplosion sowie die großen Lecks im
Sicherheitsbehälter (FK 1 bis FK 3) abdecken. Die in der Phase A untersuchten Freisetzungskategorien
FK 5 und FK 6 sind im Hinblick auf die Freisetzung in die Umgebung den NDund
ND*-Fällen (s.u.) phänomenologisch ähnlich. Allerdings sind die Zeiten bis zum Erreichen
des Auslegungsdrucks in der Phase B länger als in der Phase A; entsprechend geringer
sind die Freisetzungen, insbesondere was die Schwebstoffe anbetrifft.
Als auslösende Ereignisse wurden in der Phase B neben kleinen Lecks im Primärsystem
(Hauptkühlmittelleitung, Druckhalter, Dampferzeuger-Heizrohrlecks) und übergreifenden anlageninternen
und anlagenexternen Ereignissen (Brand, Ringraumüberflutung, Erdbeben,
Flugzeugabsturz) vor allem Transientenstörfälle (z.B. Notstromfall, Ausfall Hauptspeisewasser)
untersucht. Ein wesentliches Ergebnis der Untersuchungen zu kleinen Lecks ist die Erkenntnis,
dass ein Kernschmelzen auch unter hohem Systemdruck im Primärkreis möglich ist
mit der Folge, dass beim Versagen des Reaktordruckbehälters auch die Integrität des Sicherheitsbehälters
berührt wäre. Wenn es nicht gelingt, die Anlage in einen sicheren Zustand zu
überführen, ist es Ziel von anlageninternen Notfallschutzmaßnahmen, zumindest den Hochdruckpfad
(HD) in den Niederdruckpfad (ND) zu überführen.
Je nach Zustand des Sicherheitsbehälters wurden in der Studie folgende Freisetzungsmöglichkeiten
betrachtet:
SBV: Großflächiges Sicherheitsbehälterversagen oberhalb der Fundamentplatte
(z.B. durch HD-Fall, Wasserstoff-Explosion, Flugzeugabsturz)
PLR: Primärkreisleck im Ringraum (unter Umgehung des Sicherheitsbehälters)
DE-ND*a: Dampferzeuger-Heizrohr-Leck (unter Umgehung des Sicherheitsbehälters
durch Primärkreis) ohne ausreichende Wasservorlage im defekten Dampferzeuger
bis zum Durchschmelzen des Reaktordruckbehälters
DE-ND*b: Dampferzeuger-Heizrohr-Leck (unter Umgehung des Sicherheitsbehälters
durch Primärkreis) mit Wasservorlage im defekten Dampferzeuger

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 7
Leckage: Von Anfang an erhöhte Leckage des Sicherheitsbehälters über Ringraum
und Hilfsanlagengebäude
Druckentl. ND*: Gezielte Druckentlastung des Sicherheitsbehälters über Filter und Kamin
nach ND*-Fall
In der Risikostudie Phase B werden erwartete Häufigkeiten von Spaltproduktfreisetzungen
nicht quantifiziert. Aus den Ergebnissen lässt sich aber ableiten, dass die Szenarien mit den
größten Spaltproduktfreisetzungen (SBV, PLR, Dampferzeuger-Heizrohr-Leck) um mindestens
1 Größenordnung geringere erwartete Häufigkeiten haben als die beiden zuletzt genannten
Szenarien mit erhöhten Leckagen bzw. gezielten Druckentlastungen über Filter und Kamin.
Tabelle 1-4 zeigt die den Freisetzungsmöglichkeiten zugeordneten kumulativen Spaltproduktfreisetzungen
nach Nuklidgruppen.
Sehr hohe Freisetzungen sind bei Unfallabläufen möglich, die frühzeitig zu einem großflächigen
Versagen des Sicherheitsbehälters führen, also bei Kernschmelzen unter hohem Druck
oder bei Kernschmelzen unter niedrigem Druck mit nachfolgender Wasserstoff-Explosion
(SBV).
Hohe Freisetzungen ergeben sich auch für den nicht beherrschten Bruch einer Nachkühlleitung
im Ringraum (PLR). Die Unfallabläufe mit nicht beherrschten Dampferzeuger-Heizrohrlecks
(DE-ND*) führen zu deutlich geringeren Freisetzungen, insbesondere wenn der defekte
Dampferzeuger vor Beginn des Kernschmelzens mit Wasser aufgefüllt werden kann
(DE-ND*b).
Bei Unfallabläufen mit kleinen Leckagen des Sicherheitsbehälters (Annahme in der Studie:
100-fache Auslegungsleckage) werden die meisten in den Sicherheitsbehälter freigesetzten
Radionuklide auf dem Freisetzungsweg Sicherheitsbehälter-Ringraum-Hilfsanlagengebäude
zurückgehalten. Bei langfristigem Erhalt der Integrität des Sicherheitsbehälters wird der weitaus
größte Teil der Radionuklide durch verschiedene Prozesse an den Wänden und im
Sumpfwasser festgehalten. Bei der kontrollierten Druckentlastung des Sicherheitsbehälters
werden Iod und Schwebstoffpartikel, die sich luftgetragen noch im Sicherheitsbehälter befinden,
weitgehend in den Filtern absorbiert.
Die Untersuchungen zum zeitlichen Ablauf zeigen, dass bei Unfallabläufen, die schließlich in
den oben genannten Freisetzungsmöglichkeiten münden, der Beginn der Kernschmelze relativ
schnell erfolgen kann. Tabelle 1-2 zeigt die in der Risikostudie gemachten Zeitangaben zu
Kernschmelzfällen.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

8 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Tabelle 1-2: Zeitangaben zu Kernschmelzfällen [DRS 90]
Kernschmelzfall
Zeit ab Eintritt des auslösenden Ereignisses in
Stunden (gerundet)
Beginn des
Kernschmelzens
Versagen des Reaktordruckbehälters
ND Niedriger Druck im Primärkreis 1 2
ND*
Niedriger Druck im Primärkreis 5,5 7
nach Druckentlastung durch
anlageninterne Notfallschutzmaßnahmen
HD Hoher Druck im Primärkreis 2 2,5
PLR-ND/ND* Primärkreisleck im Ringraum 1,5 2,5
DE-HD Dampferzeuger-Heizrohrbruch
2 2,5
(Hochdruckfall)
DE-ND* Dampferzeuger-Heizrohrbruch
(durch anlageninterne Notfallschutzmaßnahmen
in den
Niederdruckfall überführter
Hochdruckfall)
9 12
Die Angaben zum Freisetzungsbeginn in die Umgebung lassen sich wie folgt zusammenfassen:
Bei den SBV- und PLR-Fällen tritt die Freisetzung sehr bald nach dem Versagen des Reaktordruckbehälters
ein. Bei den Niederdruckfällen (ND/ND*) wird der Auslegungsdruck des
Sicherheitsbehälters je nach Umständen erst nach 5 bis 10 Tagen erreicht, falls die Sicherheitsbehälterintegrität
nicht vorher durch eine Wasserstoffexplosion beeinträchtigt wird.
Durch Druckentlastungen des Sicherheitsbehälters, deren Zeitpunkte in Grenzen steuerbar
sind, kann das Sicherheitsbehälterversagen vermieden werden.
Es wird angenommen, dass bei den SBV- und PLR-Fällen der größte Teil der Freisetzung in
kurzer Zeit nach dem Versagen der letzten Barrieren erfolgt. Das gilt auch für den Fall eines
Barrierenversagens aufgrund einer Wasserstoff-Explosion. Bei den übrigen Fällen kann nach
den Ergebnissen der Studie von Freisetzungsdauern im Bereich eines halben bis eines ganzen
Tages ausgegangen werden.
Bei den in der Phase B betrachteten Fällen des Sicherheitsbehälterversagens muss von einer
Gebäudefreisetzung ausgegangen werden. Bei den Druckentlastungsfällen kommt es auf die
Auslegung der Anlage an, wie die entsprechenden Leitungen aus dem Filter in die Atmosphäre
(z.B. in den Kamin) geführt werden.
Aufgrund der Ergebnisse der Risikostudie Phase B wurden in den deutschen Druckwasserreaktoren
Wasserstoff-Rekombinatoren zum gesteuerten Abbau von Wasserstoff eingebaut, so
dass das Risiko von Wasserstoff-Explosionen nach Kernschmelzunfällen deutlich vermindert
wird. Die Sicherheitsbehälter von Siedewasserreaktoren sind in der Regel inertisiert.
Weiterhin sind für alle Anlagen Notfallhandbücher erstellt worden, in denen die Prozeduren
für anlageninterne Notfallmaßnahmen beschrieben werden.
1.3.3 GKN-Studie
Im Jahr 2001 stellte die GRS den Abschlußbericht [GRS 01] über eine probabilistische
Sicherheitsanalyse (PSA) der Stufe 2 für die Anlage GKN 2 zur Diskussion. GKN 2 ist der
zuletzt (1989) in Betrieb genommene Druckwasserreaktor der Konvoi-Baureihe. Ziel der Un-

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 9
tersuchung war die Erprobung der verfügbaren Methoden der PSA an einem fortschrittlichen
DWR großer Leistung zum Nachweis ihrer Eignung für den praktischen Einsatz. Es handelt
sich um die erste anlagenspezifische PSA dieser Stufe in Deutschland. In der Studie wurden
systematisch die Maßnahmen gemäß dem Notfallhandbuch (Accident Management) zur Vermeidung
einer Kernschmelze bzw. zur Minderung ihrer Auswirkungen einbezogen. Weiterhin
wurden exemplarisch auch Reparaturmaßnahmen betrachtet, die mit den zur Verfügung stehenden
Mitteln und in der zur Verfügung stehenden Zeit mit Aussicht auf Erfolg ergriffen
werden können. Ein Schwerpunkt der Detaillierung war darüber hinaus die Wasserstoffproblematik,
speziell die Wirkung der katalytischen H 2 -Rekombinatoren.
Methodisch zeichnet sich die Studie u.a. dadurch aus, dass die Analyseergebnisse nicht durch
einen einzelnen Wert (Punktwert) angegeben werden. Vielmehr wurden für alle Fehlerbaumund
Ereignisablaufauswertungen Unsicherheitsanalysen durchgeführt, die für alle Ergebnisse
Wahrscheinlichkeitsverteilungen liefern. Weiterhin wurde die Möglichkeit geschaffen, Ereignisabläufe,
die in der Stufe 2 analysiert werden, in die Stufe 1 zurückzuverfolgen. Damit ergibt
sich die Möglichkeit, die auslösenden Ereignisse anzugeben, die zu häufigen und/oder
schweren Auswirkungen führen können.
Aus der Sicht des Notfallschutzes interessieren vor allem die Ereignisabläufe, die zu Freisetzungen
in die Umgebung führen können und dort Notfallschutzmaßnahmen notwendig machen.
Ausgangspunkte dieser Betrachtungen sind als Ergebnisse der Stufe 1 der PSA die
Kernschadenszustände. Die möglichen Freisetzungen sind die Endpunkte der Stufe 2 der PSA.
Alle Freisetzungen in die Umgebung wurden in 8 Freisetzungskategorien eingeteilt (siehe
Tabelle 1-5). In der Studie wird angemerkt, dass die quantitativen Angaben zur Menge freigesetzter
Radionuklide mit großen Unsicherheiten behaftet sind.
Zur Simulation von Unfallabläufen wurde das Programmsystem MELCOR (Sandia National
Laboratories, Version 1.8.4) eingesetzt. Hierbei handelt es sich um einen Integralcode. Dieser
modelliert, ausgehend vom auslösenden Ereignis im Nennleistungsbetrieb, die Phasen der
Kernfreilegung, Kernaufheizung und Kernzerstörung, das RDB-Versagen, die Beton-
Schmelze-Wechselwirkung in der Reaktorgrube und die gefilterte Druckentlastung des
Sicherheitsbehälters. Ebenfalls lassen sich damit die Spaltproduktfreisetzung während der
Kernzerstörung, die Transportprozesse der Radionuklide im Reaktorkreislauf sowie innerhalb
und außerhalb des Sicherheitsbehälters in die Umgebung analysieren. Die radioaktiven Stoffe
werden in MELCOR in 14 Klassen zusammengefasst. Innerhalb der PSA der Stufe 2 wurden
mit MELCOR wesentliche Unfallabläufe gerechnet, die als Basis zur Quantifizierung der
Freisetzungskategorien dienten. Eine umfassende Analyse aller betrachteten Szenarien war im
Rahmen dieser PSA zu aufwendig.
Generell nimmt die Häufigkeit der Freisetzungskategorien mit zunehmender Unfallauswirkung
ab. Gefilterte Freisetzungen (FK H bis FK J) machen im Mittel etwa 75 % aller Abläufe
aus. Die ungefilterten Freisetzungen (FK E, FK F) geschehen überwiegend spät im Unfallablauf.
Ihr Häufigkeitsanteil beträgt 18 %. Es verbleiben etwa 8 % aller Abläufe mit sehr hohen
und zum Teil frühen Freisetzungen (FK A).
Bei etwa einem Drittel aller Kernschadenszustände wird das Kernmaterial im Reaktordruckbehälter
zurückgehalten. Es geschehen nur sehr geringe Freisetzungen über die gefilterte Störfall-Ringraumabsaugung
(FK J). Der Hauptbeitrag zu diesen Abläufen stammt von Kernschadenszuständen
mit Hochdruck, bei denen nach Ausfall der primärseitigen Druckentlastung
(Prozedur des Notfallhandbuches) das Versagen einer Hauptkühlmittelleitung zu einem
Druckabfall führt. Dadurch wird eine Bespeisung durch Not- und Nachkühlsysteme wieder
möglich. Dieser Ablauf ergibt sich überwiegend bei einem kleinen Leck am Primärkreislauf
oder bei Transienten mit Ausfall der Spannungsversorgung.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

10 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Wenn das Kernmaterial nicht im Reaktordruckbehälter zurückgehalten werden kann, wird
eine Druckentlastung des Sicherheitsbehälters erforderlich.
Die FK I beschreibt die auslegungsgemäße, gefilterte Druckentlastung des Sicherheitsbehälters,
wenn keine Phänomene auftreten, die den Sicherheitsbehälter oder den Filter des Druckentlastungssystems
in besonderer Weise belasten.
Die Analyse der Druckentlastung des Sicherheitsbehälters bei der Anlage GKN 2 zeigte allerdings
die Möglichkeit auf, dass es bei ansonsten intaktem Sicherheitsbehälter in der Gasführung
des Druckentlastungssystems ein zündfähiges Wasserstoff-Sauerstoff-Gemisch geben
könnte. Daher werden die Druckentlastungsfälle verschiedenen Freisetzungskategorien zugeordnet,
je nachdem, ob das Filter des Druckentlastungssystems durch Wasserstoffbrand
beschädigt wird mit der Folge einer späten ungefilterten Freisetzung (FK F) oder ob die
Rohrleitung bei intaktem Filter beschädigt wird (FK H).
Eine ähnlich hohe Radionuklidfreisetzung (FK F) wie bei der Zerstörung des Venting-Filters
wird bei Notstromausfall angesetzt, wenn ungefilterte Sicherheitsbehälter-Leckagen durch den
Ringraum in die Umgebung gelangen.
Bei der FK E versagt der Sicherheitsbehälter relativ spät wegen Ausfall der Druckentlastung
durch Überdruck oder durch das Durchschmelzen eines Sumpfansaugrohres. Die Freisetzung
erfolgt aus dem Sicherheitsbehälter durch den Ringraum und dann ungefiltert durch die Kanäle
der betrieblichen Ringraum-Lüftung.
Die Freisetzungskategorie FK C stammt ausschließlich aus einem bedeckten Dampferzeuger-
Heizrohrleck bei Mitteldruck (1 – 10 MPa) im Primärkreis.
In der FK B sind die sehr seltenen Fälle mit einer frühen ungefilterten Freisetzung zusammengefasst,
weil der Lüftungsabschluss des Sicherheitsbehälters nicht funktioniert, oder weil ein
Wasserstoffbrand zu einem Leck am Sicherheitsbehälter führt.
Hohe Freisetzungen der FK A sind zu erwarten durch ein unbedecktes Dampferzeuger-Heizrohrleck
und geöffnetes Frischdampf-Ventil. Dabei wird der Sicherheitsbehälter umgangen.
Die Kernschmelze wird in solchen Fällen zum ganz überwiegenden Teil relativ spät erwartet
(Größenordnung: ein Tag).
Ebenfalls zur FK A führen Kernschadenszustände, bei denen beim Versagen des Reaktordruckbehälter-Bodens
hoher Innendruck (>8 MPa) herrscht, so dass sich infolge einer Beschleunigung
des RDB eine Beschädigung des Sicherheitsbehälters und anschließend auch
eine sehr hohe Freisetzung ergibt. Die Hauptbeiträge stammen aus Abläufen mit kleinen
Lecks an Hauptkühlmittelleitungen oder am Dampferzeuger, bei denen durch den Kernabsturz
in das noch wassergefüllte untere Plenum kurz vor dem RDB-Versagen ein hoher Druck aufgebaut
wird. Weitere Beiträge stammen aus Fällen mit hohem Druck beim Kernschadenszustand,
bei denen weder eine aktive noch eine passive Druckentlastung stattfindet.
Bei allen Kernschadenszuständen, bei denen der Reaktordruckbehälter versagt, erodiert die
Schmelze langfristig den Fundamentbeton und gelangt in das Erdreich. Nach dem derzeitigen
Kenntnisstand lässt sich die Kernschmelze in der Reaktorgrube langzeitig nicht kühlen. Die
Betonzersetzung und die damit verbundene Gasfreisetzung halten dann an.
Die Übertragbarkeit der Ergebnisse auf andere Anlagen mit DWR, selbst auf andere Konvoi-
Anlagen, kann wegen der anlagenspezifischen Betrachtung derzeit nicht ohne weiteres beurteilt
werden. Generell ist beim Vergleich der vorliegenden Studie z.B. mit den Ergebnissen
der Risikostudie Phase B festzustellen, dass u.a. die Nachrüstung der Anlage mit Wasserstoff-
Rekombinatoren sowie die anlageninternen Notfallmaßnahmen nach dem Notfallhandbuch zu
einer deutlichen Verminderung des Risikos geführt haben.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 11
Man kann jedoch auch feststellen, dass die Klasse von Kernschmelzunfällen nach FK A, die
bisher für den Umfang der Notfallschutzplanung in der Umgebung maßgeblich war (z.B. FK 2
der Risikostudie Phase A oder die PLR-Fälle der Phase B), weiterhin einen signifikanten
Risikobeitrag liefert. Insbesondere bleiben bei der FK A die Iod- und Cäsiumfreisetzungen in
der gleichen Größenordnung, wie sie in den früheren Studien abgeschätzt wurden. Aus diesem
Grund wird die in diesem Leitfaden enthaltene Konzeption, die Dosisabschätzungen mit einem
Standard-Nuklidvektor für Unfallsituationen (entsprechend FK 2 der DRS-A) durchzuführen,
beibehalten.
1.3.4 Untersuchungen für Siedewasserreaktoren
Für die Freisetzungsmöglichkeiten bei Siedewasserreaktoren gibt es in Deutschland keine der
DRS A oder B entsprechende ausführliche Studie. Hinzu kommt, dass die anlagentechnischen
Unterschiede der SWR untereinander - und damit die Verlaufsmöglichkeiten für Unfälle - in
einigen Bereichen größer sind als bei Druckwasserreaktoren. Im Rahmen des Forschungsprogrammes
des BMBF wurden jedoch Analysen zum Unfallverhalten eines generischen, in vielen
Teilen der Anlagencharakteristika aber für 1300-MWe-Typen repräsentativen Siedewasserreaktors
durchgeführt [GRS 98].
Als Ergebnis der Studie wurden 3 Freisetzungskategorien identifiziert, die das Spektrum der
untersuchten Unfallabläufe abdecken. Bei der FK 1(SWR) wird für einen Kernschmelzunfall
ein großflächiges Versagen des Sicherheitsbehälters unterstellt, während bei FK 2(SWR) lediglich
kleinere Lecks angenommen werden. FK 3(SWR) schließlich repräsentiert alle Abläufe
mit Kernschmelze, bei denen es nicht zu einem Versagen des Sicherheitsbehälters
kommt.
In Tabelle 1-6 sind die bei einigen repräsentativen Szenarien aus den o.g. Untersuchungen gewonnenen
Erkenntnisse dargestellt. Es werden jeweils die Anteile am Kerninventar für verschiedene
Nuklidgruppen angegeben, die bei den entsprechenden Unfallszenarien freigesetzt
werden.
Zeitpunkt und Dauer der Freisetzungen hängen vom genauen Unfallablauf sowie dem Erfolg
dabei getroffener Gegenmaßnahmen innerhalb der Anlage ab. Generell kann gesagt werden,
dass Freisetzungen in der in Tabelle 1-6 genannten Höhe innerhalb von Stunden bis Tagen
nach Unfalleintritt stattfinden können.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

12 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Tabelle 1-3: Kumulative Freisetzungsanteile, bezogen auf das Kerninventar nach der Deutschen Risikostudie Phase A [DRS 79]
Freisetzungskategorie Beginn
[h]
Dauer
[h]
Freisetzungshöhe
[m]
Therm.
Energie
[GJ·h -1 ]
Freigesetzter Anteil des Kerninventars
Kr-Xe I org I 2 -Br Cs-Rb Te-Sb Ba-Sr Ru 1) La 2)
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
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
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
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
FK 1 Kernschmelzen mit
Dampfexplosion
FK 2 Kernschmelzen,
großes Leck im Sicherheitsbehälter
300 mm)
FK 3 Kernschmelzen,
mittleres Leck im Sicherheitsbehälter
80 mm)
FK 4 Kernschmelzen,
kleines Leck im Sicherheitsbehälter
(25 mm)
FK 5 Kernschmelzen,
Überdruckversagen, Ausfall
der 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 - -
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
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
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 - -
Überdruckversagen 3)
FK 7 Beherrschter Kühlmittelverluststörfall,
großes Leck im Sicherheitsbehälter
FK 8 Beherrschter Kühlmittelverluststörfall
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
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
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
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
1)
2)
3)
Ru gilt auch für Rh, Co, Mo, Tc
La gilt auch für Y, Zr, Nb, Ce, Pr, Nd, Np, Pu, Am, Cm
Da die Freisetzung über einen längeren Zeitraum erfolgt, werden die freigesetzten Anteile für drei Zeitintervalle getrennt angegeben.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 13
Tabelle 1-4: Kumulative Freisetzungsanteile, bezogen auf das Kerninventar nach der Deutschen Risikostudie Phase B [DRS 90]
AF-Kategorien Freigesetzter Anteil des Kerninventars
Kr-Xe I Cs Te Sr Ru 1) La 2) Ce 3) Ba
Großflächiges Sicherheitsbehälterversagen
1 0,5 – 0,9 0,4 1·10 -5 2·10 -2 4·10 -2 0,3
AF-SBV
Primärkreisleck im Ringraum (ohne
Wasserstoff-Explosion im Sicherheitsbehälter
und Ringraum) AF-
PLR
Dampferzeuger-Heizrohr-Leck ohne
Wasservorlage im defekten Dampferzeuger
AF-DE ND*a
Dampferzeuger-Heizrohr-Leck mit
Wasservorlage im defekten Dampferzeuger
AF-DE ND*b
Erhöhte Leckage des Sicherheitsbehälters
(10 cm 2 ) über Ringraum
und Hilfsanlagengebäude
AF-Leckage ND*
Gezielte Druckentlastung bei 0,6
MPa und Freisetzung über Kamin
AF-Druckentlastung ND*
1)
2)
3)
4)
1 0,4 0,4 0,2 0,2 3·10 -6 6·10 -3 1·10 -2 0,1
0,2 0,2 0,2 5,0·10 -2 7·10 -5 9·10 -8 7·10 -9 - 1·10 -3
0,2 3·10 -2 3·10 -2 2·10 -2 1·10 -5 2·10 -8 1·10 -9 - 3·10 -4
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
0,9 2·10 -3
3·10 -7 4·10 -6 2·10 -7 6·10 -10 6·10 -8 2·10 -8 2·10 -7
siehe
Ru gilt auch für Rh, Co, Mo, Pd, At, Tc
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
Ce gilt auch für Th, Pa, U, Np, Pu, Am, Cm, Bk, Cf, Es, Fm, Md
Hinweis: In der Phase B der Risikostudie wurden die oben aufgeführten Nuklidgruppen im Zusammenhang mit den Untersuchungen zum Verhalten der
Radionuklide in der Unfallatmosphäre aufgrund detaillierterer Analysen und neuer Erkenntnisse gegenüber der Phase A zum Teil erweitert und neu gegliedert.
Das betrifft insbesondere die schwerer flüchtigen Radionuklide.
Wirksamkeit von speziellen Iod-Filtern nicht berücksichtigt
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

14 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Tabelle 1-5: Freisetzungskategorien der PSA Stufe 2 für GKN 2
Name 1 Hauptursache für die Freisetzung Freisetzungspfad zur Atmosphäre Freisetzungsanteile
Kr,Xe Cs I
FK A Hochdruckversagen des RDB
oder
Bypass durch unbedecktes DE-
Heizrohrleck
SB beschädigter RR Umgebung
oder
Freisetzung durch unbedecktes DE-
1,0 >0,5 >0,5
FK B
FK C
FK E
FK F
FK H
Versagen des Sicherheitsbehälter-
Lüftungsabschlusses
Bypass durch bedecktes DE-Heizrohrleck
Versagen der Sumpfansaugrohre
oder
Versagen der Sicherheitsbehälter-
Druckentlastung
Filterschaden durch Wasserstoffbrand
oder
Ringraumleck durch Wasserstoffbrand
Rohrleitungsschaden am Druckentlastungssystem
durch Wasserstoffbrand
(Filter intakt)
Heizrohrleck
SB betriebl. SB-Lüftung Umgebung
oder
SB RR früh betriebl. RR-Lüft.
Umgebung
Freisetzung durch bedecktes DE-Heizrohrleck
SB RR spät betriebl. RR- Lüftung
Umgebung
1,0 0,13 ...
0,24
1,0 0,02 ...
0,05
0,9 2,4E-4 ...
6E-3
0,14 ...
0,23
0,015
0,055
spät
SB Venting ungefiltert Dachhöhe 0,9 6E-6 ... 0,0275
1,2E-4
oder
Erhöhte SB-Leckage RR Umgebung
spät
SB Venting gefiltert Dachhöhe 0,9 2E-7 ... 0,0001
1E-5
spät
FK I Auslegungsgemäße Druckentlastung
SB Venting gefiltert Kaminhöhe 0,9 2E-7 ... 0,0001
des Sicherheitsbehälters
1E-5
spät
FK J Uneingeschränkte Funktion des Auslegungsgemäße SB-Leckage gefilterte
0,9 3E-10 ... 0,0001
Sicherheitsbehälters
Störfall-RR-Absaugung
2E-8
spät
1 Die Freisetzungskategorien FK D und FK G sind für Ereignisse mit SB-Bypass in den Ringraum vorgesehen.
Sie werden wegen ihrer geringen Häufigkeit in der Studie [GRS 01]nicht weiter kommentiert.
DE Dampferzeuger RDB Reaktordruckbehälter RR Ringraum
SB Sicherheitsbehälter

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 15
Tabelle 1-6: Freisetzungsanteile des Kerninventars von Nuklidgruppen für verschiedene Szenarien bei Siedewasserreaktoren nach [GRS 98]
Freigesetzter Anteil des Kerninventars
Nuklidgruppen Kr-Xe I Cs Ba Te Ru Mo Ce La
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
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
FK 3 (SWR) 1 (?) sehr gering
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

16 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
1.4 Kernkraftwerksdaten
In Tabelle 1-7 sind die für die vorliegende Fragestellung wichtigsten Daten von deutschen
sowie grenznahen ausländischen Kernkraftwerken zusammengestellt. Darin sind auch die
thermischen Leistungen aufgeführt, die für die Inventarabschätzung nach Kapitel 1.2 benötigt
werden.
Tabelle 1-7: Reaktordaten von Kernkraftwerken (Stand: Juni 2002)
Der Kernabbrand ist eine Funktion des Beladeplans und des Abbrandzuwachses im laufenden
Zyklus. Er ist daher beim Betreiber zu erfragen.
Anlage
Geographische Lage,
nächstgelegene größere
Stadt (Entfernung bis
Ortsmitte)
Typ
(Jahr der
Inbetriebnahme)
Höhe
Ventingaustritt
[m]
Höhe
Kamin
[m]
Thermische
Leistung
[MW] /
BEEinsatz
A) Kernkraftwerke (DWR und SWR) in der Bundesrepublik Deutschland
Biblis Biblis/Rhein, Hessen
KWB A
DWR (1974) 96 96 3517
KWB B Worms (10 km) DWR (1976) 96 96 3733
Brokdorf
KBR
Brokdorf/Elbe,
Schleswig-Holstein
Hamburg (50 km)
Itzehoe (13 km)
DWR (1987) 100 100 3765 / MOX
Brunsbüttel
KKB
Emsland
KKE
Grafenrheinfeld
KKG
Grohnde
KWG
Gundremmingen
KRB2 B
KRB2 C
Isar
KKI 1
Brunsbüttel/Elbe,
Schleswig-Holstein
Hamburg (60 km)
Itzehoe (20 km)
Lingen/Ems,
Niedersachsen
Osnabrück (55 km)
Enschede, NL (40 km)
Grafenrheinfeld/
Main, Bayern
Schweinfurt (8 km)
Würzburg (27 km)
Grohnde/Weser,
Niedersachsen
Hameln (8,5 km)
Gundremmingen/
Donau, Bayern
Günzburg (10 km)
Ulm (32 km)
Ohu/Isar, Bayern
SWR (1976) 67 100 2292
DWR (1988) 160 160 3850 1 / MOX
DWR (1981) 160 160 3765 1 / MOX
DWR (1984) 135 135 3900 / MOX
SWR-72 (84)
SWR-72 (85)
170
170
170
170
3840 / MOX
3840 / MOX
SWR (1977) 130 130 2575
KKI 2 Landshut (14 km) DWR (1988) 160 160 3950 / MOX
Krümmel
KKK
SWR (1983) 78 150 3690 / MOX 2
Neckar
GKN 1
GKN 2
Obrigheim
KWO
Geesthacht/Elbe,
Schleswig-Holstein
Hamburg-Bergedorf (16
km)
Neckarwestheim,
Baden-Württemberg
Heilbronn (9 km)
Stuttgart (30 km)
Obrigheim/Neckar,
Baden-Württemberg
Heilbronn (25 km)
Heidelberg (28 km)
DWR (1976)
DWR (1989)
150
150
150
150
2497 3
3850 4 / MOX
DWR (1968) 60 60 1050 / MOX

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 17
Anlage
Philippsburg
KKP 1
KKP 2
Stade
KKS
Unterweser
KKU
Geographische Lage,
nächstgelegene größere
Stadt (Entfernung bis
Ortsmitte)
Philippsburg-Rheinschanzinsel/Rhein,
Baden-Württemberg
Karlsruhe (30 km)
Speyer (8 km)
Stade/Elbe,
Niedersachsen
Hamburg (30 km)
Stade (4 km)
Stadland-Rodenkirchen /
Weser,
Niedersachsen
Nordenham (6 km)
Bremerhaven (17 km)
Typ
(Jahr der
Inbetriebnahme)
SWR (1979)
DWR (1985)
Höhe
Ventingaustritt
[m]
100
150
Höhe
Kamin
[m]
100
150
Thermische
Leistung
[MW] /
BEEinsatz
2575
3950 / MOX
DWR (1972) 80 80 1892
DWR (1978) 100 100 3900 / MOX
B) Kernkraftwerke (DWR und SWR) in Grenznähe zur Bundesrepublik Deutschland
Beznau
KKB 1
KKB 2
Insel Beznau/Aare,
Schweiz
Grenze (7 km)
DWR (1969)
DWR (1972)
45
45
45
45
Cattenom
1
2
3
4
Fessen-
Heim
1
2
Gösgen-
Däniken
KKG
Leibstadt
KKL
Waldshut (9 km)
Cattenom (Sentzich) /
Mosel, Frankreich
Grenze (12 km)
Saarlouis (35 km)
Fessenheim/Rhein,
Frankreich
Grenze (1 km)
Freiburg (25 km)
Bei Olten (4 km),
Schweiz
Grenze (20 km)
Rheinfelden (25 km)
Leibstadt/Rhein,
Schweiz
Grenze (1 km)
Waldshut (4 km)
1 Erhöhung auf 3950 MW beantragt
2 beantragt
3 Erhöhung auf 2597 MW beantragt
4 Erhöhung auf 3965 MW beantragt
DWR (1986)
DWR (1987)
DWR (1989)
DWR (1991)
30
30
30
30
60
60
60
60
1130 / MOX
1130 / MOX
3817
3817
3817
3817
DWR (1977) 30
56
2660
DWR (1978) 30
56
2660
DWR (1979) 99 99 3002 / MOX
SWR (1984) 99 99 3138
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 19
2 Meteorologische Parameter
Wenn Angaben über die Emission radioaktiver Stoffe aufgrund von Messungen oder Abschätzungen
vorliegen, kann die Immission ortsbezogen mit Hilfe von Ausbreitungsrechnungen
abgeschätzt werden. Wesentliche Eingangsdaten der Ausbreitungsrechnung sind neben
der Quellstärke – in der Reihenfolge ihrer Wichtigkeit – die meteorologischen Größen Windrichtung,
Windgeschwindigkeit und deren Messhöhe, die Freisetzungshöhe sowie die Diffusionskategorie,
die den Turbulenzzustand der Atmosphäre kennzeichnet. Die meteorologischen
Messwerte sind üblicherweise über einen Zeitraum von 10 Minuten bis 1 Stunde gemittelt.
Die Daten werden in Deutschland von den Betreibern von Kernkraftwerken nach KTA 1508
erfasst und stehen im Bedarfsfall den Behörden zur Verfügung. Von besonderem Interesse
sind gegebenenfalls Niederschläge. Über diese aktuellen örtlichen Daten hinaus muss die
Fachberatung Informationen über deren Entwicklung vom DWD einholen.
Die Ausführungen in Kapitel 2.2 über das Windgeschwindigkeitsprofil und in Kapitel 2.3
über die Diffusionskategorien dienen im Wesentlichen der Erläuterung und sollten den Fachberater
in die Lage versetzen, die übermittelten Informationen auf Konsistenz und Plausibilität
zu prüfen und gegebenenfalls mit eigenen Beobachtungen zu vergleichen (Plausibilisierung).
2.1 Windrichtung
Die Windrichtung ist die wichtigste Information zur Bestimmung betroffener Gebiete. Sie
wird an allen Kernkraftwerkstandorten erfasst und ist ebenfalls Gegenstand von Wetterprognosen.
Als Windrichtung ist diejenige Richtung definiert, aus der der Wind weht (Driftrichtung
= Windrichtung + 180°). Im Allgemeinen wird nur die Horizontalkomponente angegeben.
Wird die Windrichtung in Grad angegeben, bezieht sich diese Information auf die Abweichung
von der Nordrichtung im Uhrzeigersinn.
Beispiele:
Windrichtung 90°: Der Wind kommt von Osten (Ostwind) und weht nach Westen (Driftrichtung
/ Ausbreitungsrichtung der Wolke).
Windrichtung 315°: Der Wind kommt von Nord-West und weht nach Süd-Osten.
Mit zunehmender Höhe (bis etwa 1500 m über Grund) ändert sich im Allgemeinen die Windrichtung;
in nördlichen Breiten im Uhrzeigersinn. Dabei nimmt die Windgeschwindigkeit zu
(siehe nächstes Kapitel). Dies wird als Windscherung bezeichnet. Daher sollte die Windrichtung
möglichst aus Messungen in der effektiven Freisetzungshöhe bestimmt werden. Die
Windrichtung unterliegt zeitlichen Schwankungen und wird daher als Mittelwert über 10
Minuten oder mehr angegeben. Die hochfrequenten Windrichtungsschwankungen sind zudem
ein Maß für die Turbulenz (siehe Kapitel 2.3). Für die Berechnungen des Einflusses von Geländestrukturen
auf die Windrichtung werden Windfeldmodelle und für die Vorhersage von
Windrichtungsänderungen werden Wetterprognosen benötigt.
2.2 Windgeschwindigkeit
Die Vorabrechnungen der Ausbreitungsfaktoren in Kapitel 3 dieses Leitfadens gehen von
einer mittleren Windgeschwindigkeit u 10 , gemessen in 10 m Höhe, aus und enthalten eine
Hochrechnung der Windgeschwindigkeit auf vier feste Freisetzungshöhen (20 m, 50 m, 100 m
und 150 m). Diese Hochrechnung wurde mit dem in Bild 2-1 dargestellten Windprofilen für
drei Diffusionskategorien (siehe unten) durchgeführt. Man kann Bild 2-1 dazu benutzen, um
von einer Windgeschwindigkeit u, gemessen in der Höhe z, auf die Windgeschwindigkeit u 10
in 10 m Höhe zu schließen. Hierzu bildet man das Verhältnis z/10 m und liest in Bild 2-1 das
Verhältnis u/u 10 bei der anzuwendenden Diffusionskategorie ab. Die Windgeschwindigkeit u 10
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

20 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
erhält man dann durch Division von u durch den abgelesenen Verhältniswert. Umgekehrt
kann durch Multiplikation von u 10 mit dem bei h eff /10 abgelesenen Verhältniswert auf die
Windgeschwindigkeit u heff in der effektiven Freisetzungshöhe h eff geschlossen werden.
4,2
4,0
3,8
3,6
3,4
Verhältnis u heff /u 10 bzw. u/u 10
3,2
3,0
2,8
2,6
2,4
2,2
2,0
1,8
1,6
1,4
1,2
sehr stabil
neutral bis stabil
labil
1,0
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15
Verhältnis h eff /10 bzw. z/10
Bild 2-1:
Verhältnis der Windgeschwindigkeiten u/u 10 in Abhängigkeit vom Verhältnis
von Messhöhe z zur Bezugshöhe 10 m. Die Kurven gelten für repräsentative
Werte der stabilitätsbeschreibenden Monin-Obuchow-Länge L (siehe
[ERL 03])
2.3 Diffusionskategorien
Tabelle 2-1:
Definition der Diffusionskategorien
A B C D E F
sehr labil labil labil bis
neutral
neutral bis
leicht stabil
stabil
sehr stabil
sehr groß Vertikale Durchmischung sehr gering
labil neutral bis stabil sehr stabil
Üblicherweise wird die Turbulenzintensität der Atmosphäre diskontinuierlich durch Diffusionskategorien
(manchmal auch als Ausbreitungskategorie oder Wetterkategorie bezeichnet)
beschrieben. Es gibt verschiedene Kategorisierungen; international gebräuchlich ist die Kategorisierung
nach Pasquill, die auch in Deutschland benutzt wird und die als Ergebnis der meteorologischen
Messungen an den Standorten von Kernkraftwerken zur Verfügung steht. Zur
Vereinfachung werden in diesem Leitfaden die Diffusionskategorien in die drei Gruppen labil,
neutral bis stabil (diese Kategorie umfasst die Pasquill-Kategorien C, D und E) und sehr stabil
zusammengefasst.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 21
Zur Ermittlung der Diffusionskategorie dienen verschiedene Methoden, welche den einzelnen
Kategorien Wertebereiche von mess- oder beobachtbaren meteorologischen Größen zuordnen.
Bei SODAR-Systemen wird die Diffusionskategorie in aller Regel durch die Signalverarbeitungssoftware
automatisch bestimmt. Die Methoden sind in unterschiedlichem Maß von
standortspezifischen Bedingungen abhängig und dementsprechend in der Anwendung beschränkt.
Sie sind wie folgt zu klassifizieren:
Tabelle 2-2:
Standortabhängigkeit der Methoden zur Bestimmung der atmosphärischen Stabilität
Synoptische Beobachtung (siehe Kapitel 2.3.1)
Strahlungsbilanz (siehe Kapitel 2.3.2)
Temperaturgradient (siehe Kapitel 2.3.3)
Standardabweichung der horizontalen Windrichtung
(siehe Kapitel 2.3.4)
Standortunabhängig
Im Allgemeinen auf andere Standorte
übertragbar
Nach Überprüfung auf andere
Standorte übertragbar
Ortsspezifisches Schema notwendig
Zu den standortabhängigen Faktoren zählen die Rauigkeitslänge z 0 als Parameter des Windprofils
in der Mischungsschicht sowie die Verdrängungshöhe z d , die das Störniveau (dasjenige
Niveau, oberhalb dessen sich eine ungestörte Strömung entwickelt) charakterisiert (siehe Bild
2-2). In diesem Leitfaden wird von einer mittleren Rauigkeitslänge von z 0 =0,5 m
ausgegangen. Das Störniveau kann nur anlagenbezogen berücksichtigt werden.
Bild 2-2:
Zur Definition der Verdrängungshöhe z d und der Rauigkeitslänge z o (aus
[STU 88])
Die standortabhängigen Verfahren sind in diesem Leitfaden angegeben, um dem Fachberater
eine qualitative Prüfung ihm übermittelter Angaben zu ermöglichen.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

22 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
2.3.1 Synoptische Beobachtung
Es ist die Windgeschwindigkeit in 10 m Höhe über dem Störniveau zu messen sowie bei Tag
die Sonneneinstrahlung bzw. bei Nacht die Abstrahlung über den Bedeckungsgrad des Himmels
zu schätzen (siehe Tabelle 2-3).
Tabelle 2-3:
Bestimmung der Diffusionskategorien aufgrund synoptischer Beobachtungen
[SL 68]
Windgeschwindigkeit
Tag
Nacht
m·s -1 Sonneneinstrahlung Abstrahlung
stark mittel gering schwach stark
Bewölkung
mehr als 3/8 bis 3/8
u 2
A
labil
A-B B (E-F) (F)
2 u 3 A-B B C E sehr stabil F
3 u 5 B B-C C D E
5 u 6 C C-D D D D
u 6
C D D
neutral bis stabil
D D
Die neutrale bis stabile Diffusionskategorie ist bei starker Bewölkung - Tag oder Nacht - stets
anwendbar.
2.3.2 Strahlungsbilanz
Die Strahlungsbilanz in Kombination mit der Windgeschwindigkeit in 10 m Höhe über dem
Störniveau (Untergrenze der freien Luftströmung) kann zur Bestimmung der Diffusionskategorie
dienen. Bild 2-3 zeigt die Zuordnung der vereinfachten Stabilitätskategorien zu Wertepaaren
von Windgeschwindigkeit und Strahlungsbilanz [ERL 03].
2.3.3 Temperaturgradient
Der Temperaturgradient kann an einem Messmast gemessen werden. Bild 2-4 zeigt die Wertebereiche
des Gradienten dT/dz (zwischen 30 m und 100 m Höhe gemessen) und der mittleren
Windgeschwindigkeit u in 10 m Höhe [ERL 03]. Die Grenzen zwischen den Stabilitätsregionen
in Bild 2-4 sind relativ stark von den Messhöhen der Temperatur abhängig. Ggf. ist
auf der Grundlage der im Erläuterungsbericht gegebenen Angaben und Formeln ein auf die
jeweiligen Standortgegebenheiten anwendbares Schema zu erstellen. Bei niedrigen Windgeschwindigkeiten
und gleichzeitigem Temperaturgradienten im Bereich von -1 K/100 m ist die
Unterscheidung der Stabilitätsregionen unsicher. Zur Plausibilisierung können in diesem Fall
synoptische Beobachtungen (Tag/Nacht; Stärke der Sonneneinstrahlung) hilfreich sein.
2.3.4 Standardabweichung der horizontalen Windrichtung ( )
Die Standardabweichungen werden normalerweise mit Hilfe eines Prozessrechners aus den
Messwerten der horizontalen Windrichtung ermittelt. Tabelle 2-4 zeigt die Zuordnungen der
Diffusionskategorien zu den Standardabweichungen [KTA 1508]. Hinweis: Bei geringen
Messhöhen der Windrichtung (

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 23
ruhe gewonnen. Für andere Standorte ist - falls vorhanden - ein ortsspezifisches Schema zu
verwenden. Dabei ist die Korrektur für die Messhöhe nach KTA 1508 zu beachten.
Tabelle 2-4:
Meteorologische Stabilität in Abhängigkeit von der Standardabweichung der
horizontalen Windrichtung ( ), gemessen in 100 m Höhe [KTA 1508]
F E D C B A
sehr stabil neutral bis stabil labil
3° 3° bis

24 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
2.8 Besondere orographische Verhältnisse
Das in dieser Unterlage verwendete Gauß-Fahnen-Ausbreitungsmodell geht von der Annahme
aus, dass das Gelände ausreichend eben ist und somit die räumliche Konstanz von Windrichtung
und Windgeschwindigkeit nicht wesentlich gestört ist. Dämme, Wälle und sonstige
kleine Erhebungen sind der Bebauung und dem Bewuchs zuzurechnen. Das Gelände kann als
ausreichend eben angesehen werden, solange der Neigungswinkel des Geländes nicht größer
als 5° ist und damit eine bodenparallele Strömung erhalten bleibt. Im Falle von Geländeformen,
die über den Neigungswinkel von 5° hinausgehen, kann der Einfluss auf die Ausbreitung
mit Hilfe der sog. Schrotschussmethode berücksichtigt werden. Es wird angenommen, dass
sich Schadstoffpartikel wie Schrotkugeln, von der Luftströmung unbeeinflusst, in der Atmosphäre
ausbreiten. Deshalb ist als Freisetzungshöhe die Höhe der Quelle über dem Niveau
des Bezugspunktes einzusetzen. Liegt der Bezugspunkt oberhalb der Quelle, so ist die Freisetzungshöhe
gleich Null zu setzen. Ansonsten ist das Rechenverfahren unverändert. Es ist
darauf hinzuweisen, dass komplexe orographische Verhältnisse die Luftströmung und damit
die Ausbreitung stark beeinflussen. Die Berechnung der Ausbreitung in orographisch stark
gegliedertem Gelände (z.B. Täler, Berge) setzt Hilfsmittel (Computerprogramme) und Informationen
(z.B. Geländeprofile, räumlich verteilte meteorologische Messungen) voraus, deren
unmittelbare Nutzung im Allgemeinen nicht in den Aufgabenbereich des Fachberaters fällt.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 25
50
45
40
35
labil
(A / B)
Strahlungsbilanz [mW • cm -2 ]
30
25
20
15
10
neutral bis stabil
(C / D /E)
5
0
sehr stabil (F)
-5
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Windgeschwindigkeit (in 10 m Höhe) [m • s -1 ]
Bild 2-3:
Meteorologische Stabilität in Abhängigkeit von Strahlungsbilanz und Windgeschwindigkeit
[ERL 03]
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

26 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
2
z 0 =0.5 m
Temperaturgradient gemessen zwischen 100 m und 30 m
1,5
1
sehr stabil
(F)
Temperaturgradient dT/dz [K/100 m]
0,5
0
-0,5
neutral bis stabil
(C / D / E)
-1
-1,5
labil
(A / B)
-2
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Windgeschwindigkeit in 10 m Höhe [m/s]
Bild 2-4:
Meteorologische Stabilität in Abhängigkeit von Temperaturgradient und Windgeschwindigkeit
[ERL 03]

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 27
3 Berechnung von Strahlendosisleistungen und Strahlendosen
Zur Beurteilung der Wirkungen von Strahlendosen sind im strengen Sinn die Energiedosis
(Gray) in Bezug auf deterministische Effekte und die Äquivalentdosis (Sievert) in Bezug auf
stochastische Effekte zu betrachten. Im Folgenden wird zur Vereinfachung der Darstellung
nur die Äquivalentdosis verwendet, zumal die Dosisrichtwerte unterhalb der Schwellenwerte
für deterministische Effekte festgelegt sind. Mit den im Weiteren benutzten Dosiskoeffizienten
werden immer Äquivalentdosen berechnet.
3.1 Expositionspfade
Bei der Bestimmung der Dosis für Personen in der Bevölkerung 1 sind entsprechend den Vorgaben
in den ”Radiologischen Grundlagen ” [RG 99] in der Frühphase eines Unfalls zunächst
folgende Expositionspfade zu berücksichtigen:
Äußere Bestrahlung aus der radioaktiven Wolke (Gamma-Submersionsdosis H w )
Bestrahlung aus der eingeatmeten Aktivität (Inhalationsdosis H h )
Äußere Bestrahlung von der am Boden abgelagerten Aktivität (Gamma-Bodendosis H b )
Andere Expositionspfade (Beta-Submersion und Direktstrahlung durch kontaminierte Gegenstände)
können entweder wegen ihrer geringeren Bedeutung zunächst vernachlässigt oder wegen
der geringeren Dringlichkeit (Ingestion) anfangs durch überschlägige Abschätzungen
(siehe Kapitel 4) berücksichtigt werden. In Kapitel 3.8 werden Kontaminationen der Haut
angesprochen, die für die Bevölkerung ebenfalls geringere Bedeutung haben als die erstgenannten
Expositionspfade.
In der Regel sind in der Frühphase eines kerntechnischen Unfalls zur Entscheidung über Maßnahmen
folgende Strahlendosen zu ermitteln:
Tabelle 3-1:
Zu berechnende Strahlendosen
Entscheidung über die Maßnahmen
Aufenthalt in Gebäuden
Evakuierung
Einnahme von Iodtabletten
Zu berechnende Dosis
(EF = Index für effektive Dosis 2 ,
SD = Index für Schilddrüsendosis)
EF EF EF
EF
H H H (7 d)
H
H
Die Berechnungen sind in erster Linie für die kritische Bevölkerungsgruppe der Kleinkinder
(1 - 2 Jahre) durchzuführen; ergänzend sind mit den in diesem Leitfaden angebotenen Daten
auch Berechnungen für Erwachsene möglich.
ges
SD
ges
H
w
SD
h
b
h
1 Für Einsatzpersonal im Bereich der betroffenen Anlage können sich die Bedeutungen der
Expositionspfade anders darstellen. Insbesondere sind dann auch die Direktstrahlung und die
Hautkontamination zu beachten.
2 Nach ICRP 60 ist die effektive Dosis die Summe der gewichteten Äquivalentdosen in allen
Geweben und Organen des Körpers. Sie wird nach der Formel H EF = w T·H T ermittelt, wobei
H T die Äquivalentdosis im Gewebe oder Organ T und w T der Wichtungsfaktor für das
Gewebe oder Organ T ist.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

28 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Die zu betrachtenden Integrationszeiten sind in den ”Radiologischen Grundlagen” [RG 99]
festgelegt; vgl. Kapitel 4.1.1). Dabei ist zu beachten, dass für die externe Strahlung aus der
Wolke nur die tatsächliche Durchzugszeit der Wolke bedeutsam ist. Die Aufnahme von
Radionukliden durch Inhalation ist nach Durchzug der Wolke ebenfalls abgeschlossen, wenn
man von der Resuspension absieht, die aber wegen der klimatischen Verhältnisse in Mitteleuropa
im Katastrophenschutz vernachlässigt werden kann. Die Strahlenexposition durch jedes
inkorporierte Radionuklid hängt von dessen Verteilung und Verweildauer im Körper sowie
von seiner Halbwertszeit ab und kann sich über einen längeren Zeitraum erstrecken. Daher
wird die Inhalationsdosis grundsätzlich als Folgedosis (Folgezeiträume: 50 Jahre bei Erwachsenen
bzw. 69 Jahren bei Kleinkindern) ermittelt. Da ein erheblicher Anteil der externen
Strahlendosis vom kontaminierten Boden erst während eines längeren Zeitraums aufläuft,
muss zunächst die Strahlendosis für die Expositionszeit von 7 Tagen ermittelt werden.
Die zum Vergleich mit den Dosisrichtwerten zu ermittelnden Strahlendosen werden ohne Berücksichtigung
von Schutzfaktoren durch Aufenthalt in Gebäuden berechnet, da diese sich
beträchtlich unterscheiden können (siehe Kapitel 4.1.3).
Bei der Bewertung der Ergebnisse von Dosisberechnungen ist zu berücksichtigen, dass die
Rechenmodelle und Eingabedaten mit Unsicherheiten behaftet sind. Es ist daher zu prüfen, ob
die für Maßnahmen ermittelten Gebiete um einen Sicherheitszuschlag erweitert werden müssen.
Wenn die Windrichtung nur sektorbezogen angegeben wird, ist auch diese Unsicherheit
zu berücksichtigen. Das unter Berücksichtigung aller genannten Unsicherheiten schließlich für
eine Maßnahme ermittelte Gebiet sollte Grenzen haben, die mit der Einteilung in Zonen und
Sektoren kompatibel sind, um die Kommunikation zu vereinfachen. Die Zentralzone ist stets
in die Maßnahmen einzubeziehen. Wenn die mit Sicherheitszuschlägen verbundene Vergrößerung
eines Gebietes mit Verzögerung oder Verlängerung der dazugehörigen Maßnahmen verbunden
ist, müssen die Vor- und Nachteile gegeneinander abgewogen werden. Unter Umständen
können auch außerhalb des Planungsgebietes Maßnahmen erforderlich werden [RE 99].
3.2 Formeln und Parameter
Die Strahlenexposition kann in folgenden Schritten ermittelt werden:
1. Abschätzung der insgesamt freigesetzten Aktivität bzw. der Freisetzungsrate (durch Prognose
oder durch Messung zu gewinnen). Dies ist Aufgabe des Betreibers.
2. Berechnung der (zeitintegrierten) Konzentration der radioaktiven Stoffe in der bodennahen
Luft und der Bodenkontamination an interessierenden Orten mit Hilfe eines Ausbreitungsmodells.
3. Berechnung der Strahlendosen bzw. -dosisleistungen anhand der Ergebnisse der Ausbreitungsrechnung
mit Hilfe von Dosiskoeffizienten sowie weiteren Parametern.
Während und nach der Freisetzung können Strahlendosen bzw. -dosisleistungen anhand von
Immissionsmessergebnissen errechnet werden.
Die Formeln zur Dosisberechnung bestehen aus vier wesentlichen Elementen:
Freigesetzte Aktivität : A r für Einzelnuklide ( r ) , A i summiert über Nuklidgruppe (i)
Ausbreitung und Ablagerung (Ausbreitungsfaktor , Falloutfaktor F, Washoutfaktor W)
Dosiskoeffizient: g r für Einzelnuklide ( r ), gi
gemittelt über Nuklidgruppe (i)
Expositionsmodus (Atemrate V , zeitliche Integration K br und Bodenkorrektur b)
Die erforderlichen Formeln, Parameter und Quellen sind in der nuklidspezifischen und in der
nuklidgruppenspezifischen Form in den Tabellen 3-2 und 3-3 enthalten. Wenn man nuklid-

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 29
spezifisch rechnet, was bei Handrechnungen in der Regel sehr aufwendig ist, müssen die einzelnen
Summanden anschließend addiert werden. Man kann vereinfachend auch mit Nuklidgruppen
rechnen.
Tabelle 3-2: Formeln zur Dosisberechnung
Expositionspfad
Nuklidspezifische Rechnung Nuklidgruppenspezifische Rechnung
Externe
Wolkenstrahlung
(siehe Text
auf Seite
31!)
Inhalation
(Schildrüsen
dosis: nur
Iodisotope!)
Gamma-
Boden
H w, r A r g w , r
H A
g w,
i i w , i
i {Edelgas, Iod, Schwebstoff}
Für Kleinkinder (1-2 Jahre) wird das Ergebnis mit dem Faktor 1,4 multipliziert
[BMU 01].
H A r
V
1,5
g
h,
r
h,
r
H A
V
1,5
h,
i i
gh , i
i {Iod, Schwebstoff}
H A r (
v g r W)
b g K
br , H A
(
v
W)
b(
g K
)
,
br , b,
r bi , i g,
i b b i
i {Iod, Schwebstoff}
Für Kleinkinder (1-2 Jahre) wird das Ergebnis mit dem Faktor 1,5 multipliziert
[BMU 01].
Tabelle 3-3: Bezeichnungen und Zahlenwerte zu Tabelle 3-2
Tabelle 3-7
Formelzeichen
Erläuterung Zahlenwerte, Quellen und Verweise
A r Freisetzte Aktivität in Bq - Abschätzung aus dem Inventar I r und Freisetzungsfaktoren
p r : Ar
Ir
pr
- Abschätzungen des Betreibers aus Aktivitätskonzentration,
Fortluftvolumenstrom und
Freisetzungsdauer
b Bodenkorrekturfaktor Faktor berücksichtigt die Bodenrauigkeit und
das Eindringen der Radionuklide in den Boden.
Annahmen:
b=1 kurz nach der Ablagerung
b=0,5 längere Zeit nach der Ablagerung
F r Falloutfaktor in m -2 für das F r v g , r
Nuklid r
g b,r Dosisleistungskoeffizient für
Boden in Sv·m 2·Bq -1·s -1
externe Gammastrahlung vom
g h,r Dosiskoeffizient für Inhalation Tabelle 3-7
in Sv·Bq -1 (Folgedosis)
g w,r Dosiskoeffizient für externe
Gammastrahlung aus der Wolke
in Sv·m 3·Bq -1·s -1 Tabelle 3-7
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

30 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Tabelle 3-3: Bezeichnungen und Zahlenwerte zu Tabelle 3-2
Formelzeichen
Erläuterung Zahlenwerte, Quellen und Verweise
h bzw.
h eff
(effektive) Freisetzungshöhe
in m
Angaben des Betreibers, Abschätzung nach
Unfallszenario
I Regenintensität in mm·h -1 Angaben des Betreibers oder des Wetterdienstes
I 0 Einheitsregenintensität 1 mm·h -1
in mm·h -1
I r Aktivitätsinventar für das
Nuklid r in Bq
Betreiberangaben oder Abschätzung auf der
Basis von Tabelle 1-1, abhängig vom Abbrand
und der Zeit nach Ende der Kettenreaktion
K b,r Integrationsterm in s
r
t
e
K
br
1
p r
Freisetzungsfaktor für das
Nuklid r
r
Abhängig von Unfallszenario, Abschätzung auf
Basis von Angaben des Betreibers oder von
Risikostudien (Tabellen 1-2, 1-3)
u Mittlere Windgeschwindigkeit
in effektiver Freisetzungshöhe
Angaben des Betreibers oder des Wetterdienstes,
ggf. Höhenkorrektur nach Bild 2-3
in m·s -1
V 1,5 Atemrate in m 3·s -1 Kleinkinder (1- 2 Jahre): 6,0·10 -5 -1
m
3·s
Erwachsene(>17 Jahre): 2,6·10 -4 -1
m
3·s
(umgerechnet aus [StrlSchV 01, Anlage VII])
Die oben stehenden Werte werden um den
Faktor 1,5 erhöht (Zeitintervall 0 – 8 h, nach
[SBG 94]).
v g,r Ablagerungsgeschwindigkeit Edelgase:keine Ablagerung
für das Nuklid r in m·s -1 r{Iod}: 1·10 -2 m·s -1
r{Schwebstoffe}: 1,5·10 -3 m·s -1
(aus [SBG 94])
W Washoutfaktor in m -2 y
2
2
2
W
e
2
y
u
y
x
y
z
Aufpunktkoordinate in Windrichtung
in m
Aufpunktkoordinate quer zur
Windrichtung in m
Aufpunktkoordinate in vertikaler
Richtung in m
Bild 3-13, Bild 3-14
z wird im Allgemeinen mit 0 m (Boden) angesetzt.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 31
Tabelle 3-3: Bezeichnungen und Zahlenwerte zu Tabelle 3-2
Formelzeichen
Erläuterung Zahlenwerte, Quellen und Verweise
Kurzzeit-Ausbreitungsfaktor in
s·m -3 , berechnet nach dem
Gauß-Fahnenmodell
2
2
2
2
( zheff
) ( zheff
) y
1
2
2
2
2
2
2
z
z
y
y
z
e
u
e
e
Vereinfacht sich für Aufpunkte auf der Achse
der Ausbreitungsrichtung (y=0) in Bodenhöhe
(z=0) zu:
y
2
h eff
1 2
2
z
z
e
u
Bild 3-1 bis Bild 3-12
t Expositionsdauer in s Annahmen je nach betrachtetem Dosisrichtwert,
siehe Kapitel 5
Washoutkoeffizient in s -1 8
0
I / I 0
(aus [SBG 94])
0 Washoutkoeffizient bei der Einheitsniederschlagsintensität
I 0 in
s -1 0=7·10 -5 s -1
(aus [SBG 94])
r Zerfallskonstante in s -1 für das Tabelle 3-8
Nuklid r
y Horizontaler Ausbreitungsparameter
in m
Ermittelt mit DFK-Modell [DFK 98], je nach
Freisetzungshöhe korrigiert für Gebäudeeinfluss
z
Vertikaler Ausbreitungsparameter
in m
(nach [SBG 94])
Ermittelt mit DFK-Modell [DFK 98] , je nach
Freisetzungshöhe korrigiert für Gebäudeeinfluss
(nach [SBG 94])
Bei der Berechnung der Gamma-Submersionsdosis wird in diesem Leitfaden – abweichend
von früheren Ausgaben und den für Genehmigungsverfahren [AVV 90, SBG 90] festgelegten
Berechnungsmethoden – vereinfachend vom international üblichen Halbraum-Modell
ausgegangen. Dieses gilt für Orte, die weiter als das Konzentrationsmaximum von der
Anlage entfernt sind. Es sind andere Dosiskoeffizienten [ECK 93] als die in [BMU 01] angegebenen
zu verwenden.
Für alle Entfernungen, die geringer sind als die Entfernung des Konzentrationsmaximums,
sind als Näherung die Werte am Konzentrationsmaximum anzusetzen.
Ausgangspunkte (und Zwischenschritte) für die Dosisberechnung können auch gemessene
Werte wie Aktivitätskonzentrationen in der (bodennahen) Luft oder Bodenkontaminationen
sein (siehe Kapitel 5).
In Tabelle 3-8 sind die Werte des Produktes K b,r·g b,r für verschiedene Aufenthaltszeiten nuklidspezifisch
aufgeführt. Diese Werte sind zur Umrechnung von Kontaminationen auf Dosen
und umgekehrt unter Beachtung der Nuklidzusammensetzung unmittelbar verwendbar. Für
Nuklidgemische anwendbare Umrechnungsfaktoren ( g ) für Iodgemische und
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37
b
K b
( g
b
K b
) für Schwebstoffgemische sind aus Tabelle 3-9 und aus Tabelle 3-10 in Bezug auf
A
Leitnuklide zu ersehen.
I

32 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Tabelle 3-4:
(Zeitintegrierte) Aktivitätskonzentration in der Luft und Bodenkontamination
Mess- oder Rechengröße
Berechnung als Zwischengröße Dosisberechnung
Aktivitätskonzentration in der Luft C r A
r
H
C r in Bq·m -3
A h , r
Cr
t
g
h,
r
V
1,
5
r
: Freisetzungsrate in Bq·s -1
Zeitintegrierte Aktivitätskonzentration
in der Luft Cr,Lu
in Bq·s·m -3 ,
C * r Lu
A r
*
*
*
H
h , r
Cr,
Lu
g
h,
r
V
1,
5
C C ( t)
dt
Bodenkontamination B r in Bq·m -2
C
B
r,
Lu
*
r,
Lu
r
t
C
A
r
r
r
t
r
t
( Fr
W
) e
H b, r Br
Kb,
r gb,
r
Hinweis: Die Formel für die Ermittlung der Bodenkontamination B r enthält zur Vereinfachung
die Annahme, dass die Ablagerung der gesamten Aktivität kurzzeitig zu Beginn der
Freisetzung erfolgt.
Faustregel:
Über einer großflächigen Kontamination von 40 kBq·cm -2 herrscht in 1 m Höhe eine Gamma-
Ortsdosisleistung von etwa 1 mSv·h -1 (Die Rauigkeit der Oberfläche und Absorption in der Luft
sind dabei nicht berücksichtigt) [MIS 01].
3.3 Ausbreitung
Für die Bestimmung der Konzentrationsverteilungen wird in dieser Unterlage für den Nahbereich
(bis ca. 20 km Quellentfernung) das Gauß-Fahnen-Modell [AVV 90, SBG 94] mit Ausbreitungsparametern
nach dem DFK-Modell [DFK 98] verwendet. Es wird empfohlen, bei
längerfristigen Freisetzungen (> 1 Stunde) die Konzentrationsverteilungen schrittweise anhand
von Einstundenwerten der meteorologischen Parameter zu bestimmen und die Ergebnisse
zu überlagern.
Soweit die Ausbreitungsfaktoren nicht unmittelbar mit dem Gauß-Fahnen-Modell berechnet
werden, können die Diagramme (Bild 3-1 bis Bild 3-12) sowie Isoplethen (Anhang 3) benutzt
werden. Die Diagramme der Ausbreitungsfaktoren gehen von einer mittleren Windgeschwindigkeit
u 10 , gemessen in 10 m Höhe, aus und enthalten eine Hochrechnung der Windgeschwindigkeit
auf vier feste Freisetzungshöhen (20 m, 50 m, 100 m und 150 m).
Die Entfernungen, in denen nach den Berechnungen die maximalen Konzentrationen auftreten,
sind in Tabelle 3-5 aufgeführt. Die Tabelle stellt gleichzeitig eine Liste der gerechneten
Fälle dar.
Das zugrundeliegende Ausbreitungsmodell [DFK 98] liefert von der Windgeschwindigkeit
abhängige Konzentrationswerte. Bei einer tatsächlichen Windgeschwindigkeit, die zwischen
oder über den gerechneten Werten der Windgeschwindigkeiten liegen, ist jeweils das Diagramm
mit der niedrigeren Windgeschwindigkeit zu wählen. Damit ergibt sich ein eher pessimistisches
Ergebnis.
Abreicherungseffekte der Wolke durch trockene und nasse Ablagerung sind in Bild 3-1 bis
Bild 3-12 nicht berücksichtigt. Sie spielen nur bei sehr langen Transportzeiten bzw. sehr niedrigen
Windgeschwindigkeiten eine wesentliche Rolle. Eine Übersicht über die Bedeutung der
Abreicherungseffekte ist aus Tabelle 3-6 zu entnehmen und bei Bedarf anzuwenden. Radioaktiver
Zerfall während des atmosphärischen Transports wird ebenfalls nicht berücksichtigt.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 33
Tabelle 3-5:
1)
Freisetzungshöhe
in m
Quellentfernungen in Driftrichtung der Wolke, bei denen die maximalen Konzentrationen
zu erwarten sind, sowie zugehörige Werte der Ausbreitungsfaktoren
(Ergebnisse von Berechnungen mit einer Entfernungsschrittweite von
125 m)
Diffusionskategorie
Windgeschwindigkeit in
m·s -1 in 10 m Höhe
Max. Ausbreitungsfaktor
in s·m -3
0,7 1,1E-04
20 sehr stabil 1,0 1,1E-04 1)
3,0 6,9E-05
0,5 1,1E-04
20 neutral bis 1,0 1,0E-04 1)
stabil 3,0 6,4E-05
8,0 2,8E-05
0,5 9,5E-05
20 labil 1,0 7,9E-05 1)
3,0 3,7E-05
0,7 4,8E-05
50 sehr stabil 1,0 4,4E-05 1)
3,0 2,3E-05
0,5 5,7E-05
50 neutral bis 1,0 5,2E-05 1)
stabil 3,0 3,1E-05
8,0 1,3E-05
0,5 6,4E-05
50 labil 1,0 5,3E-05 1)
3,0 2,6E-05
0,7 3,5E-07 10750
100 sehr stabil 1,0 3,3E-07 11250
3,0 2,5E-07 12750
0,5 2,2E-06 1625
100 neutral bis 1,0 1,8E-06 1500
stabil 3,0 1,4E-06 1375
8,0 6,9E-07 1250
0,5 8,1E-06 250
100 labil 1,0 6,8E-06 250
3,0 3,5E-06 250
0,7 1,0E-07 22000
150 sehr stabil 1,0 1,0E-07 23000
3,0 8,6E-08 27875
0,5 8,3E-07 3125
150 neutral bis 1,0 7,4E-07 2875
stabil 3,0 5,3E-07 2500
8,0 2,7E-07 2375
0,5 4,0E-06 500
150 labil 1,0 3,2E-06 500
3,0 1,6E-06 375
Quellentfernung
in m
Bei den Freisetzungshöhen 20 m und 50 m liegt das Konzentrationsmaximum wegen des
Gebäudeeinflusses in Entfernungen < 100 m. Der angegebene, maximale Ausbreitungsfaktor
ist in diesen Fällen derjenige in der Quellentfernung 125 m.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

34 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
1,0E-03
Sehr stabil 20 m
1,0E-04
0,7 m/s
1,0E-05
1 m/s
3 m/s
[s/m³]
1,0E-06
1,0E-07
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-1:
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe von
20 m aus einem Gebäude (40 m 40 m).
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 35
1,0E-03
Neutral bis stabil 20 m
1,0E-04
0,5 m/s
1 m/s
1,0E-05
3 m/s
[s/m³]
1,0E-06
8 m/s
1,0E-07
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-2:
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe
von 20 m aus einem Gebäude (40 m 40 m).
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

36 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
1,0E-03
Labil 20 m
1,0E-04
0,5 m/s
1,0E-05
1 m/s
[s/m³]
1,0E-06
3 m/s
1,0E-07
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-3:
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von 20 m
aus einem Gebäude (40 m 40 m).
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 37
1,0E-03
Sehr stabil 50 m
1,0E-04
0,7 m/s
1,0E-05
3 m/s
1 m/s
[s/m³]
1,0E-06
1,0E-07
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-4:
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe von
50 m aus einem Gebäude (40 m 40 m).
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

38 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
1,0E-03
Neutral bis stabil 50 m
1,0E-04
0,5 m/s
1,0E-05
1 m/s
3 m/s
[s/m³]
1,0E-06
8 m/s
1,0E-07
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-5:
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe
von 50 m aus einem Gebäude (40 m 40 m).
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 39
1,0E-03
Labil 50 m
1,0E-04
0,5 m/s
1,0E-05
1 m/s
3 m/s
[s/m³]
1,0E-06
1,0E-07
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-6:
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von 50 m
aus einem Gebäude (40 m 40 m).
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

40 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
1,0E-03
Sehr stabil 100 m
1,0E-04
1,0E-05
[s/m³]
1,0E-06
0,7 m/s
1 m/s
3 m/s
1,0E-07
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-7:
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe von
100 m.
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 41
1,0E-03
Neutral bis stabil 100m
1,0E-04
1,0E-05
0,5 m/s
1 m/s
[s/m³]
1,0E-06
3 m/s
8 m/s
1,0E-07
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-8:
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe
von 100 m.
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

42 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
1,0E-03
Labil 100 m
1,0E-04
1,0E-05
0,5 m/s
1 m/s
[s/m³]
1,0E-06
3 m/s
1,0E-07
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-9:
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von
100 m.
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 43
1,0E-03
Sehr stabil 150 m
1,0E-04
1,0E-05
[s/m³]
1,0E-06
1 m/s
1,0E-07
0,7 m/s
3 m/s
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-10:
Ausbreitungsfaktor für sehr stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe von
150 m.
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

44 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
1,0E-03
Neutral bis stabil 150 m
1,0E-04
1,0E-05
[s/m³]
1,0E-06
0,5 m/s
1 m/s
3 m/s
8 m/s
1,0E-07
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-11:
Ausbreitungsfaktor für neutrale bis stabile Situationen und eine Freisetzungshöhe
von 150 m.
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 45
1,0E-03
Labil 150 m
1,0E-04
1,0E-05
0,5 m/s
1 m/s
[s/m³]
1,0E-06
3 m/s
1,0E-07
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-12:
Ausbreitungsfaktor für labile Situationen und eine Freisetzungshöhe von
150 m.
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

46 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Tabelle 3-6:
Rechentabelle zur Berücksichtigung der Abreicherung für Iod und Schwebstoffe
durch Regen. Grau unterlegt sind die Bereiche, bei denen der Abreicherungseffekt
durch Regen zu einer Reduzierung der Konzentration bzw. der Dosis um
mehr als 25% führt.
Beispiel: Bei einer Aufpunktentfernung von 1000 m, einer Windgeschwindigkeit von 0,5 m·s -1 und einer Regenintensität
von 5 mm·h -1 beträgt die Konzentration bzw. die Dosis unter Berücksichtigung der Abreicherung das
0,6-fache der Werte ohne Abreicherung.
Aufpunktentfernung x [m] Regenintensität [mm·h -1 ]
100 200 500 1000 2000 5000 10000 1 2 3 5 10
1 2 5 10 20 0,99 0,99 0,98 0,97 0,96
0,4 1 2 4 10 20 0,97 0,94 0,92 0,88 0,80
0,5 1 2 5 10 0,93 0,89 0,84 0,78 0,64
0,5 1 2,5 5 0,87 0,78 0,71 0,60 0,41
Windgeschwindigkeit [m·s -1 ] 0,4 1 2 0,70 0,54 0,43 0,28 0,11
0,5 1 0,50 0,30 0,19 7,9E-02 1,2E-02
0,5 0,25 0,09 3,4E-02 6,3E-03 1,5E-04
3.4 Ablagerung
Alle radioaktiven Stoffe außer den Edelgasen werden durch trockene Ablagerung (Fallout)
sowie bei Niederschlag durch Washout auf den Boden verfrachtet. Die trockene Ablagerung
ist der bodennahen Aktivitätskonzentration von Iod bzw. Schwebstoffen in der Luft proportional.
Die Proportionalitätskonstante wird als Ablagerungsgeschwindigkeit v g,r bezeichnet,
Werte in Tabelle 3-3. Der Ausdruck F r =v g,r· [m -2 ] wird als Falloutfaktor bezeichnet und
stellt die trockene Ablagerung für eine Einheit eines freigesetzten Schadstoffs dar. In ähnlicher
Weise bildet der Washoutfaktor W [m -2 ] die nasse Ablagerung für die Einheitsfreisetzung
ab. Der Washoutfaktor ist außer vom Washoutkoeffizienten abhängig von der Niederschlagsintensität
I [mm/h] [SBG 94], der Windgeschwindigkeit u und dem horizontalen Ausbreitungsparameter
y . Werte des Washoutfaktors W auf der Achse der Ausbreitungsrichtung
können Bild 3-13 und Bild 3-14 entnommen werden. Sie gelten in guter Näherung auch für
niedrigere Freisetzungshöhen und sind nahezu unabhängig vom Gebäudeeinfluss.
Die Kontamination des Bodens B r [Bq·m -2 ] durch das Nuklid r zum Zeitpunkt t nach erfolgter
(kurzzeitig angenommener) Ablagerung kann nach der Formel in Tabelle 3-4 berechnet werden.
In [AVV 90, SBG 94] wird bei der Berechnung der Bodendosis durch Einführung eines Faktors
b ( 1) die Bodenrauigkeit sowie das Eindringen der Aktivität in tiefere Bodenschichten
wegen der damit verbundenen Abschirmung berücksichtigt. Dieser Faktor b wird hier wegen
der Kürze der zunächst zu betrachtenden Expositionszeit (typisch 7d) mit 1 angesetzt.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 47
1,0E-06
Labil , 100 m, 1 mm/h
0,5 m/s
Gilt für 1mm/h
Für eine andere Niederschlagsintensität
ist der abgelesene Wert
mit folgenden Faktoren
multiplizieren:
1,0E-07
2 mm/h: 1,7
3 mm/h: 2,4
5 mm/h: 3,6
Washoutfaktor [m -2 ]
3 m/s
1 m/s
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-13 : Washoutfaktor für labile Situationen, 1 mm·h -1 Regen und eine
Freisetzungshöhe von 100 m
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

48 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
1,0E-06
Neutral bis stabil, 100 m, 1mm/h
Gilt für 1 mm/h
Für eine andere Niederschlagsintensität
ist der abgelesene
Wert mit folgenden Faktoren
multiplizieren:
1,0E-07
2 mm/h: 1,7
3 mm/h: 2,4
5 mm/h: 3,6
0,5 m/s
Washoutfaktor [m -2 ]
3 m/s
1 m/s
8 m/s
1,0E-08
1,0E-09
100 1.000 10.000 100.000
Quellentfernung [m]
Bild 3-14 :
Washoutfaktor für neutrale bis stabile Situationen, 1 mm·h -1 Regen und eine
Freisetzungshöhe von 100 m
Die Kurven beziehen sich auf Windgeschwindigkeiten in 10 m Messhöhe und
beinhalten die Umrechnung in die angegebene Freisetzungshöhe.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 49
3.5 Dosisleistungs- und Dosiskoeffizienten
Nuklidspezifische Dosisleistungs- und Dosiskoeffizienten für die relevanten Expositionspfade
sind unten (Tabelle 3-7) aufgeführt. Nuklidspezifische Umrechnungsfaktoren zur Ermittlung
der Dosis aus der Bodenkontamination sind in Tabelle 3-8 enthalten.
Tabelle 3-7:
Dosisleistungs- und Dosiskoeffizienten
Externe Strahlung
aus der Wolke
Externe Strahlung
vom kontaminierten
Boden
Inhalation
Expositionspfad
Gruppe Erwachsene (ab 18 Jahre) Kleinkinder (1-2 Jahre) Erwachsene
Organ Effektive Dosis Effektive Dosis Schilddrüse Effektive Schilddrüse Effektive Dosis
Dosis
Formelzeichen
EF
EF
SD
EF
SD
EF
g
w , r
g
b , r
g
h , r
g
h , r
g
h , r
g
h , r
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
Quelle [IPSN 01]/ [BMU 01] [BMU 01] [BMU 01] [BMU 01] [BMU 01]
[ECK 93]
Radionuklid 1 2 3 4 5 6
Edelgase
Kr 87
4,1E-14
Kr 88
1,4E-13
Xe 133
1,6E-15
Xe 135
1,2E-14
Iod
I 131 1,8E-14 3,6E-16 3,2E-06 1,6E-07 3,9E-07 2,0E-08
I 132 1,1E-13 2,1E-15 3,8E-08 2,3E-09 3,6E-09 3,1E-10
I 133 2,9E-14 6,1E-16 8,0E-07 4,1E-08 7,6E-08 4,0E-09
I 134 1,3E-13 2,4E-15 7,3E-09 6,9E-10 7,0E-10 1,5E-10
I 135 8,3E-14 1,7E-15 1,6E-07 8,5E-09 1,5E-08 9,2E-10
Schwebstoffe
Ru 103 2,3E-14 4,4E-16 2,1E-09 1,0E-08 3,3E-10 3,0E-09
Sb 127 3,4E-14 6,5E-16 4,9E-10 7,9E-09 8,0E-11 1,9E-09
Te 131m 7,5E-14 1,7E-15 1,2E-07 7,6E-09 1,3E-08 9,4E-10
Te 132 1,3E-13 2,3E-16 2,9E-07 1,8E-08 2,5E-08 2,0E-09
Cs 134 7,6E-14 1,5E-15 1,6E-08 6,3E-08 6,3E-09 2,0E-08
Cs 136 1,1E-13 2,0E-15 3,9E-09 1,1E-08 1,0E-09 2,8E-09
Cs 137 2,7E-14 5,3E-16 1,1E-08 1,0E-07 4,4E-09 3,9E-08
Ba 140 8,6E-15 2,2E-15 1,4E-09 2,2E-08 2,9E-10 5,8E-09
Pu 238 4,9E-18 6,9E-19 2,3E-05 1,9E-04 6,2E-06 1,1E-04
Pu 241 2,2E-19 1,2E-18 4,0E-07 2,9E-06 1,4E-07 2,3E-06
Cm 242 5,7E-18 9,7E-19 6,6E-07 2,1E-05 1,1E-07 5,9E-06
Cm 244 4,9E-18 7,0E-19 9,7E-06 1,3E-04 3,3E-06 5,7E-05
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

50 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Tabelle 3-8:
Radionuklid Halbwertzeit
Nuklidspezifische Umrechnungsfaktoren Bodenkontamination Effektive
Dosis
Zerfallskonstante
[s -1 ]
K b,r·g b,r [Sv·m²·Bq -1 ]
Effektive Dosis
7d 30 d 1 a 50 a
Iod
I 131 8,04 d 1,0E-06 1,7E-10 3,4E-10 3,7E-10 3,7E-10
I 132 2,3 h 8,4E-05 2,5E-11 2,5E-11 2,5E-11 2,5E-11
I 133 20,8 h 9,3E-06 6,8E-11 6,8E-11 6,8E-11 6,8E-11
I 134 52,6 m 2,2E-04 1,1E-11 1,1E-11 1,1E-11 1,1E-11
I 135 6,61 h 2,9E-05 5,8E-11 5,8E-11 5,8E-11 5,8E-11
Schwebstoffe
Ru 103 39,28 d 2,0E-07 2,6E-10 9,3E-10 2,2E-09 2,3E-09
Sb 127 3,85 d 2,1E-06 2,3E-10 3,2E-10 3,2E-10 3,2E-10
Te 131m 30 h 6,4E-06 2,7E-10 2,8E-10 2,8E-10 2,8E-10
Te 132 78,2 h 2,5E-06 7,5E-10 9,7E-10 9,7E-10 9,7E-10
Cs 134 2,062 a 1,1E-08 9,0E-10 3,8E-09 4,0E-08 1,4E-07
Cs 136 13,1 d 6,1E-07 1,0E-09 2,6E-09 3,3E-09 3,3E-09
Cs 137 30 a 7,3E-10 3,3E-10 1,4E-09 1,7E-08 5,1E-07
Ba 140 12,74 d 6,3E-07 1,2E-09 2,9E-09 3,7E-09 3,7E-09
Pu 238 87,74 a 2,5E-10 5,6E-13 2,4E-12 2,9E-11 1,2E-09
Pu 241 14,4 a 1,5E-09 8,5E-13 3,6E-12 4,3E-11 8,3E-10
Cm 242 162,8 d 4,9E-08 7,7E-13 3,2E-12 2,1E-11 2,6E-11
Cm 244 18,11 a 1,2E-09 5,7E-13 2,5E-12 2,9E-11 6,7E-10
Tabelle 3-9 und Tabelle 3-10 enthalten Umrechnungsfaktoren, die man zur Ermittlung der
Dosis aus der zeitintegrierten Luftkonzentration bzw. aus der Bodenkontamination bei Nuklidgemischen
benutzen kann. Die nuklidgruppenspezifischen Umrechnungsfaktoren nach
Tabelle 3-9 sind zu benutzen, wenn Aktivitätsabschätzungen oder -messungen für die Nuklidgruppen
Iod, Schwebstoffe oder Edelgase vorhanden sind. Wenn Schätzungen oder Messungen
der o.a. Größen für bestimmte Leitnuklide (Xe 133 als Repräsentant für Edelgase, I 131
für Radioiod, Cs 137 für Schwebstoffe) vorhanden sind, können die Umrechnungsfaktoren
Leitnuklid nach Tabelle 3-10 benutzt werden, die bereits einen Zuschlag für die anderen
Nuklide in den jeweiligen Nuklidgruppen Iod, Schwebstoffe und Edelgase enthalten.
Zur Berechnung der gesamten Dosis ist entsprechend Tabelle 3-1 über alle Nuklidgruppen zu
summieren.
Das zur Berechnung der Umrechnungsfaktoren unterstellte Nuklidgemisch ist aus dem Inventar
eines Reaktors mit Gleichgewichtskern (Tabelle 1-1) und den Freisetzungsfaktoren
nach DRS A, FK 2 bzw. FK 5 ( Tabelle 1-3) abgeleitet worden [ERL 03].

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 51
Tabelle 3-9 :
Expositionspfad
Ext. Wolkenstrahlung
Nuklidgruppenspezifische Umrechnungsfaktoren: Zeitintegrierte Konzentration
bzw. Kontamination Dosis (Grundlage siehe Text)
Freisetzungskategorie 2 Freisetzungskategorie 5
Zeit nach Ende der Kettenreaktion
Organ Formelzeichen Dimension 0 h 6 h 24 h 24 h 120 h 240 h
Effektiv
Ext. Wolkenstrahlung
Effektiv
Externe Bodenstrahlung
Inhalation Effektiv
Inhalation
Ext. Wolkenstrahlung
Ext. Bodenstrahlung
Inhalation
Ext. Wolkenstrahlung
Kleinkinder (1 – 2 Jahre)
Edelgasgruppe
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
,
w E
Iodgruppe
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
,
w I
Effektiv
g b
K b
I
Schilddrüse
Effektiv
1 , 5 V g h , I
1 , 5 V g h , I
Sv·m 2·Bq -1 7,8E-11 1,0E-10 1,1E-10 1,1E-10 1,4E-10 1,8E-10
Sv·m3·Bq -1·s -1 2,5E-12 3,8E-12 4,9E-12 4,9E-12 7,4E-12 9,7E-12
Sv·m3·Bq -1·s -1 4,9E-11 7,5E-11 9,6E-11 9,6E-11 1,5E-10 1,9E-10
Schwebstoffgruppe
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
,
w A
Effektiv
g b
K b
A
Effektiv
Effektiv
Ext. Wolkenstrahlung
Effektiv
Externe Bodenstrahlung
Inhalation Effektiv
Inhalation
Ext. Wolkenstrahlung
Ext. Bodenstrahlung
Inhalation
1 , 5 V g h , A
Sv·m 2·Bq -1 3,0E-10 3,4E-10 3,9E-10 2,6E-10 3,6E-10 4,7E-10
Sv·m3·Bq -1·s -1 4,3E-12 4,8E-12 5,9E-12 5,9E-12 1,0E-11 1,6E-11
Erwachsene (ab18 Jahre)
Edelgasgruppe
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
,
w E
Iodgruppe
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
,
w I
Effektiv
g b
K b
I
Schilddrüse
Effektiv
1 , 5 V g h , I
1 , 5 V g h , I
Sv·m 2·Bq -1 5,2E-11 6,8E-11 7,4E-11 7,4E-11 9,6E-11 1,2E-10
Sv·m3·Bq -1·s -1 1,2E-12 1,9E-12 2,5E-12 2,5E-12 4,0E-12 5,2E-12
Sv·m3·Bq -1·s -1 2,3E-11 3,6E-11 4,7E-11 4,7E-11 7,7E-11 1,0E-10
Schwebstoffgruppe
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
,
w A
Effektiv
g b
K b
A
Effektiv
1 , 5 V g h , A
Sv·m 2·Bq -1 2,0E-10 2,3E-10 2,6E-10 1,7E-10 2,4E-10 3,2E-10
Sv·m3·Bq -1·s -1 6,7E-12 7,6E-12 9,4E-12 9,6E-12 1,7E-11 2,8E-11
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

52 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Tabelle 3-10: Umrechnungsfaktoren Leitnuklid: Zeitintegrierte Konzentration bzw. Kontamination
Dosis (Grundlage siehe Text)
Expositionspfad
Ext. Wolkenstrahlung
Effektiv
Ext. Wolkenstrahlung
Effektiv
Externe Bodenstrahlung
Inhalation Effektiv
Inhalation
Freisetzungskategorie 2 Freisetzungskategorie 5
Zeit nach Ende der Kettenreaktion
Organ Formelzeichen Dimension 0 h 6 h 24 h 24 h 120 h 240 h
Kleinkinder (1 – 2 Jahre)
Leitnuklid Xe 133
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
,
w Xe133
Leitnuklid I 131
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
,
w I 131
Effektiv
g b
K b
I 131
Schilddrüse
Ext. Wolkenstrahlung
Effektiv
Ext. Bodenstrahlung
Inhalation Effektiv
Ext. Wolkenstrahlung
Effektiv
Ext. Wolkenstrahlung
Effektiv
Externe Bodenstrahlung
Inhalation Effektiv
Inhalation
1 , 5 V g h , I 131
Sv·m 2·Bq -1 8,2E-10 6,4E-10 4,5E-10 4,5E-10 2,9E-10 2,6E-10
Sv·m3·Bq -1·s -1 2,6E-11 2,4E-11 2,0E-11 2,0E-11 1,5E-11 1,5E-11
1 , 5 V g h , I 131
Sv·m3·Bq -1·s -1 5,1E-10 4,7E-10 3,9E-10 3,9E-10 3,0E-10 2,9E-10
Leitnuklid Cs 137
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
,
w Cs137
Effektiv
g b
K b
Cs137
1 , 5 V g h , Cs137
Sv·m 2·Bq -1 8,9E-09 8,6E-09 8,1E-09 1,1E-08 8,0E-09 6,3E-09
Sv·m3·Bq -1·s -1 2,6E-10 2,4E-10 2,1E-10 5,3E-10 2,3E-10 9,5E-11
Erwachsene (ab18 Jahre)
Leitnuklid Xe 133
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
,
w Xe133
Leitnuklid I 131
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
,
w I 131
Effektiv
g b
K b
I 131
Schilddrüse
Ext. Wolkenstrahlung
Effektiv
Ext. Bodenstrahlung
1 , 5 V g h , I 131
Sv·m 2·Bq -1 5,5E-10 4,2E-10 3,0E-10 3,0E-10 1,9E-10 1,8E-10
Sv·m3·Bq -1·s -1 1,3E-11 1,2E-11 9,9E-12 9,9E-12 7,9E-12 7,8E-12
1 , 5 V g h , I 131
Sv·m3·Bq -1·s -1 2,4E-10 2,2E-10 1,9E-10 1,9E-10 1,5E-10 1,5E-10
Leitnuklid Cs 137
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
,
w Cs137
Effektiv
g b
K b
Cs137
Sv·m 2·Bq -1 5,9E-09 5,8E-09 5,4E-09 7,3E-09 5,3E-09 4,2E-09
Inhalation
Effektiv
1 , 5 V g h , Cs137
Sv·m3·Bq -1·s -1 2,0E-10 1,9E-10 1,9E-10 4,0E-10 3,9E-10 3,8E-10

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 53
3.6 Bestimmung der Schilddrüsendosis
Zur schnellen Abschätzung der Schilddrüsendosis aus der berechneten oder gemessenen zeitintegrierten
Aktivitätskonzentration von I 131 in der Luft C
*
I131,
Lu
(z.B. ermittelt als Produkt
der freigesetzten Aktivität und des Ausbreitungsfaktors oder als Produkt der mittleren I 131-
Konzentration C
I 131 , Lu
und der Inhalationsdauer T) rechnet man
SD *
H CI 131, Lu
1, 5 V
gh,
I 131
.
Werte für den Umrechnungsfaktor
1 ,5V g , bezogen auf das Leitnuklid I 131, sind in
h,I131
Tabelle 3-10 für verschiedene Zeiten nach Ende der Kettenreaktion t angegeben. Das diesen
Umrechnungsfaktoren zugrundeliegende Nuklidgemisch gilt für Betriebsdauern von 100
Tagen und mehr nach einer Stillstandsdauer (zum Brennelementwechsel) des Reaktors von 8
Tagen. Bei wesentlich kürzeren Betriebsdauern ist noch kein Gleichgewicht der betrachteten
Iod-Isotope erreicht. Bei längeren Stillstandszeiten ist der Anteil der anderen Iod-Isotope gegenüber
I 131 im Nuklidgemisch noch höher als bei kürzeren Stillstandszeiten, weil dann
auch I 131 abgeklungen ist. Die anderen Iod-Isotope tragen somit mehr zur Dosis bei. In diesen
Fällen muss die errechnete Schilddrüsendosis mit einem Korrekturfaktor k(t,) multipliziert
werden. Diese Korrekturfaktoren sind in Bild 3-15 in Abhängigkeit von der Zeit nach
Ende der Kettenreaktion t und der Betriebsdauer des Reaktors grafisch aufgetragen. Dabei
handelt es sich um Korrekturfaktoren für Kleinkinder. Die für Erwachsene sind nur geringfügig
(max. 8%) geringer, so dass die gleichen Korrekturfaktoren angewendet werden können
[ERL 03].
Beispiel:
Aus einem Reaktor, der nach einer Stillstandszeit von 28 Tagen wieder 10 Tage in Betrieb ist,
wird 6 h nach dem unfallbedingten Ende der Kettenreaktion Iod freigesetzt. Messungen in den
ersten Stunden der Freisetzung ergeben eine Aktivitätskonzentration an I 131 von 10 kBq·m -3 .
Es wird abgeschätzt, dass die Freisetzung in dieser Höhe etwa 4 Stunden anhält.
Lösungsansatz:
Die zeitintegrierte Aktivitätskonzentration von I 131 beträgt
10 4 Bq·m -3 · 4 h = 4·10 4·3600 Bq·s·m -3 = 1,44·10 8 Bq·s·m -3 .
Aus Tabelle 3-10 liest man bei t=6 h Umrechnungsfaktoren von 2,2·10 -10 Sv·m 3·Bq -1·s -1 für
Erwachsene und 4,7·10 -10 Sv·m 3·Bq -1·s -1 für Kleinkinder ab. Hieraus ergeben sich folgende
Schildrüsendosen (Basiswerte):
Kleinkinder:
Erwachsene:
H
H
SD
SD
C
C
I131,Lu
1,5
V
g
*
= 1,44·10 8 · 4,7·10 -10 Sv = 68 mSv
I131,Lu
1,5
V
g
h,I131
*
= 1,44·10 8 · 2,2·10 -10 Sv = 32 mSv
h,I131
Aus Bild 3-15 (gestrichelte Linie wegen = 28 d, t = 6 h) liest man einen Korrekturfaktor von
1,26 ab, mit dem die Dosis multipliziert werden muss. Es ergeben sich folgende Schilddrüsendosen:
Kleinkinder: H SD = 68 ·1,26 = 86 mSv (Überschreitung des Eingreifrichtwertes von 50 mSv
für die Einnahme von Iodtabletten)
Erwachsene: H SD = 32 ·1,26 = 40 mSv
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

54 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
2,3
2,1
1,9
t= 0 h
Korrekturfaktor k(t,
1,7
1,5
t=6 h
t=24 h
Gestrichelte Linien:
Stillstandszeit 28 Tage
1,3
t= 0 h
1,1
t=6 h
t=24 h
Durchgezogene Linien:
Stillstandszeit 8 Tage
1,0
t=120 h
0,9
1 2 3
10 100 328
Betriebsdauer [Tage]
Bild 3-15 :
Korrekturfaktoren für die auf der Basis des Leitnuklids I 131 berechnete
Schilddrüsendosis zur Berücksichtigung der Stillstandszeit, der Betriebsdauer
sowie der Zeit nach Ende der Kettenreaktion t auf die Zusammensetzung des
Iod-Gemisches
Bei Betriebsdauern >100 Tage sowie bei größeren als den angegebenen Zeiten
nach Ende der Kettenreaktion kann der Korrekturfaktor auf 1 gesetzt werden.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 55
Die Schilddrüsendosis durch Inhalation von I 131 kann auch an den betroffenen Personen mit
Hilfe einfacher Dosisleistungsmessgeräte überschlägig bestimmt werden. Hier gelten etwa folgende
Relationen [MIS 01]:
Faustregel:
Eine Aktivität von 40 kBq I 131 in der Schilddrüse erzeugt eine Dosisleistung außen (Hautkontakt
des Messgerätes) von 1 µSv·h -1 . Das führt zu einer Schilddrüsendosis von 15 mSv bei
Erwachsenen und von 120 mSv bei Kleinkindern.
3.7 Ingestionsdosis
Die Bestimmung der Ingestionsdosis ist nicht vordringlich, da durch die frühzeitige Warnung
vor dem Verzehr frisch geernteter Lebensmittel sowie von Frischmilch aus dem betroffenen
Gebiet die Ingestion unterbunden werden kann. Die Unterbindung des Ingestionspfades ist
deshalb besonders wichtig, weil die Schilddrüsendosis durch Ingestion von Radioiod über den
Weide - Kuh - Milch - Pfad um den Faktor 200 bis 1000 höher sein kann als die Inhalationsdosis
im gleichen Gebiet.
Tabelle 3-11 zeigt eine Zusammenstellung der Ingestionsdosiskoeffizienten für Kleinkinder (1
bis 2 Jahre) und Erwachsene (ab 18 Jahre) für die Schilddrüsendosis und die effektive Dosis.
Durch Multiplikation mit der Radioaktivitätszufuhr (z.B. ermittelt durch: Spezifische Aktivität
Verzehrmenge) lassen sich damit Ingestionsdosen ermitteln.
Tabelle 3-11: Ingestionsdosiskoeffizienten nach [BMU 01] in Sv·Bq -1
Nuklid Kleinkinder (1 bis 2 Jahre) Erwachsene (ab 18 Jahre)
Schilddrüse Effektiv Schilddrüse Effektiv
Iod
I 131 3,6E-06 1,8E-07 4,3E-07 2,2E-08
I 132 3,5E-08 2,4E-09 3,4E-09 2,9E-10
I 133 8,6E-07 4,4E-08 8,2E-08 4,3E-09
I 134 5,6E-09 7,5E-10 5,4E-10 1,1E-10
I 135 1,7E-07 8,9E-09 1,6E-08 9,3E-10
Schwebstoffe
Sr 89 1,7E-09 1,8E-08 2,0E-10 2,6E-09
Sr 90 5,5E-09 7,3E-08 6,6E-10 2,8E-08
Sr 91 1,5E-10 4,0E-09 2,0E-11 6,5E-10
Nb 95 8,4E-11 3,2E-09 1,3E-11 5,8E-10
Zr 95 1,5E-10 5,6E-09 4,2E-11 9,5E-10
Zr 97 4,6E-10 1,4E-08 3,9E-12 2,1E-09
Ru 103 4,1E-10 4,6E-09 6,7E-11 7,3E-10
Ru 105 1,6E-11 1,8E-09 1,7E-12 2,6E-10
Ru 106 8,7E-09 4,9E-08 1,4E-09 7,0E-09
Rh 105 2,2E-11 2,7E-09 3,0E-12 3,7E-10
Sb 129 3,3E-11 2,8E-09 4,1E-12 4,2E-10
Te 127 1,7E-10 1,2E-09 1,7E-11 1,7E-10
Te 129m 5,1E-08 2,4E-08 4,6E-09 3,0E-09
Te 131m 1,5E-07 1,4E-08 1,8E-08 1,9E-09
Te 132 3,2E-07 3,0E-08 3,1E-08 3,8E-09
Cs 134 1,6E-08 1,6E-08 1,8E-08 1,9E-08
Cs 136 9,6E-09 9,5E-09 2,9E-09 3,0E-09
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

56 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Nuklid Kleinkinder (1 bis 2 Jahre) Erwachsene (ab 18 Jahre)
Schilddrüse Effektiv Schilddrüse Effektiv
Cs 137 1,1E-08 1,2E-08 1,3E-08 1,3E-08
Ba 140 8,3E-10 1,8E-08 8,7E-11 2,6E-09
La 140 7,8E-11 1,3E-08 5,2E-12 2,0E-09
Ce 143 8,3E-12 8,0E-09 3,6E-13 1,1E-09
Np 239 5,4E-12 5,7E-09 1,5E-13 8,0E-10
Pu 238 4,5E-08 4,0E-07 1,3E-08 2,3E-07
Cm 242 1,3E-09 7,6E-08 2,3E-10 1,2E-08
Cm 244 1,9E-08 2,9E-07 6,9E-09 1,2E-07
3.8 Dosis durch Hautkontamination
Die durch Kontamination der Haut und Kleidung verursachte Strahlenexposition der Haut
variiert stark. Sie ist z.B. abhängig von der Art der Kleidung und den spezifischen Eigenschaften
des Nuklidgemisches. Bei einer Kontamination mit radioaktiven Stoffen überwiegt
die Beta-Strahlenexposition der direkt kontaminierten Haut- und Schleimhautpartien gegenüber
der durch die Kontamination bedingten Ganzkörperexposition durch Gammastrahlung.
Faustregel:
Bei Annahme einer großflächigen Kontamination von Haut und Kleidung von etwa 1 m 2 mit
40 kBq/cm 2 mit einem für Kernkraftwerke typischen Nuklidgemisch ergibt sich eine Gammadosis
von rund 20 mSv innerhalb von 24 Stunden [RE 99, Anhang G3]. Die gleiche Kontamination
führt innerhalb von 24 Stunden zu einer Beta-Hautdosis von 1 Sv.
Da die meisten betastrahlenden Nuklide auch Gammastrahlung aussenden, besteht die Möglichkeit,
die Beta-Strahlen-Kontamination auch über eine Gammastrahlungs-Dosisleistungsmessung
abzuschätzen.
Faustregel:
Die Dosisleistung in 1 m Abstand von einer Person, die großflächig mit einem für Kernkraftwerkunfälle
typischen Nuklidgemisch von 40 kBq/cm 2 kontaminiert ist, beträgt etwa
40 µSv/h [RE 99, Anhang G3].
3.9 Vereinfachtes Verfahren zur Dosisberechnung
Bei der Berechnung der Dosis für Katastrophenschutzzwecke sind die Einzeldosen sowohl
über die Nuklidgruppen Edelgase, Iod und Schwebstoffe, als auch über die Expositionspfade
Externe Wolkenstrahlung, Inhalation und Bodenstrahlung zu summieren.
Für eine erste Abschätzung kann ein vereinfachtes Verfahren [ERL 03] verwendet werden,
das von folgenden Gegebenheiten ausgeht:
1. Schilddrüsendosis durch Radioiod
Unabhängig von den Witterungsbedingungen wird die Schilddrüsendosis durch Radioiod
nur über die Inhalation berechnet.
2. Effektive Dosis, wenn kein Niederschlag erwartet wird
Die Strahlendosen durch Inhalation und Bodenstrahlung sind über die Atemrate bzw.
die Ablagerungsgeschwindigkeit zur bodennahen Aktivitätskonzentration in der Luft
proportional, die auch die externe Wolkenstrahlung bestimmt. Daher ist es möglich,

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 57
die Dosis über einen Expositionspfad zu berechnen und die beiden anderen durch einen
vorausberechneten Proportionalitätsfaktor zu berücksichtigen. Man erhält die genauesten
Ergebnisse, wenn man den Rechnungen für die einzelnen Nuklidgruppen den
dominanten Expositionspfad zugrunde legt. Dies ist für Iod und Schwebstoffe die Inhalation
und für Edelgase die externe Wolkenstrahlung (siehe Berechnungsschema).
3. Effektive Dosis, wenn Niederschlag erwartet wird
Es gelten dieselben Überlegungen zur Proportionalität, dominante Expositionspfade
sind jedoch in diesem Fall bei der Iod- und Schwebstoffgruppe die Bodenstrahlung
und bei den Edelgasen wiederum die externe Wolkenstrahlung (siehe Berechnungsschema).
Im Fall des Niederschlags, dessen Intensität man mit mindestens 2 mm/h ansetzen sollte, wird
durch diese Faktoren die Gesamtdosis nie unterschätzt. Bei trockener Witterung gilt diese Abschätzung
erst für Entfernungen von mehr als 300 m vom Freisetzungsort, am Freisetzungsort
dominiert bei Ableitung über den Kamin die externe Wolkenstrahlung.
Bei der effektiven Dosis durch externe Wolkenstrahlung wird auch nur die Dosis der radioaktiven
Edelgase errechnet. Die Anteile aus den Nuklidgruppen Iod und Schwebstoffe sind trotz
der um bis zu 2 Größenordnungen höheren Dosiskoeffizienten bei der wahrscheinlich um
viele Größenordnungen höheren Edelgasfreisetzung zu vernachlässigen. Wenn Letzteres nicht
der Fall wäre, würden die Dosen der Nuklidgruppen Iod und Schwebstoffe über den Expositionspfad
Gamma-Bodenstrahlung bzw. Inhalation ohnehin dominant gegenüber der Gamma-
Submersionsdosis sein und letztere keine Rolle spielen (Entfernungen größer 300 m).
Die Berechnungen sind bezüglich der Wohnbevölkerung für die Personengruppe Kleinkinder
(1 - 2 Jahre) durchzuführen, denn für sie ergeben sich im Allgemeinen die höchsten Dosen.
Falls die Luftkonzentration an radioaktivem Cäsium mindestens das 10-fache derjenigen von
Radioiod erreicht, ist die Berechnung der Inhalationsdosis auch für die Gruppe der Erwachsenen
durchzuführen.
Die Dosis ist vordringlich für die nächstliegende Wohnbebauung bzw. Industrieansiedlung in
ungefährer Hauptausbreitungsrichtung zu ermitteln. Sie bestimmt die für die Berechnungen
notwendige Entfernung.
Für die Dosisermittlung kann das nachfolgende Schema (Tabelle 3-12) angewandt werden.
Ein den Rechengang dokumentierendes Formular ist in Anhang 2 wiedergegeben.
Bemerkung: Das Schema dient zur schnellen Beurteilung, ob Maßnahmen im Rahmen des
Katastrophenschutzes zu empfehlen sind oder nicht. Allerdings ist zur Entscheidung über die
schwerwiegende Maßnahme einer nachträglichen Evakuierung oder Umsiedlung die Dosis
durch Gamma-Bodenstrahlung gesondert zu berechnen. Für weitergehende Fragestellungen
sind selbstverständlich weitere, detailliertere Berechnungen erforderlich.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

58 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Tabelle 3-12: Schema der notwendig zu berechnenden Einzeldosen
Maßnahme: „Einnahme von Iodtabletten“
Ermittelt wird die Schilddrüsendosis
Nuklidgruppe Expositionspfad Berechnete Dosis
Iod
Inhalation
Maßnahmen: „Aufenthalt in Gebäuden“ und „Evakuierung“
Ermittelt wird die effektive Dosis.
Wenn kein Niederschlag erwartet wird
Nuklidgruppe
Dominanter Expositionspfad
Dosis des
dominanten
Expositionspfades
Faktor
Effektive Dosis der
Nuklidgruppen
Edelgase Externe Wolkenstrahlung
* 1 +
Iod Inhalation * 1,3 +
Schwebstoffe Inhalation * 1,1 +
Gesamte effektive Dosis:
Niederschlag erfolgt oder wird erwartet (mit mindestens 2 mm/h ansetzen)
Nuklidgruppe
Edelgase
Iod
Schwebstoffe
Dominanter
Expositionspfad
Externe Wolkenstrahlung
Bodenstrahlung
Nasse Deposition
Bodenstrahlung
Nasse Deposition
Dosis des
dominanten
Expositionspfades
Faktor
Gesamte effektive Dosis:
Effektive Dosis der
Nuklidgruppen
* 1 +
* 2 +
* 1,5 +

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 59
4 Dosisrichtwerte und Schutzmaßnahmen
4.1 Maßnahmen des Katastrophenschutzes
4.1.1 Eingreifrichtwerte für die Bevölkerung
Es wird davon ausgegangen, dass der Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
die ,,Radiologischen Grundlagen" [RG 99] sehr gut kennt. Deshalb werden in diesem
Kapitel keine Konzeptfragen, sondern nur die für den Fachberater wichtigen Daten, Parameter,
Bedingungen etc. behandelt. Den „Radiologischen Grundlagen“ entnommen sind die in
Tabelle 4-1 angegebenen Eingreifrichtwerte für die Maßnahmen Aufenthalt in Gebäuden,
Einnahme von Iodtabletten, Evakuierung sowie temporäre und langfristige Umsiedlung.
Tabelle 4-1:
Maßnahme
Aufenthalt in
Gebäuden
Einnahme
von Iodtabletten
Evakuierung
Langfristige
Umsiedlung
Temporäre
Umsiedlung
Eingreifrichtwerte für die Maßnahmen Aufenthalt in Gebäuden, Einnahme von
Iodtabletten, Evakuierung sowie temporäre und langfristige Umsiedlung aus
[RG 99]
Organdosis
(Schilddrüse)
50 mSv
Kinder und Jugendliche
bis zu 18
Jahren 3 sowie
Schwangere
250 mSv
Personen von 18 bis
45 Jahren
Effektive
Dosis
10 mSv
Eingreifrichtwerte
Integrationszeiten und Expositionspfade
Äußere Exposition in 7 Tagen und effektive
Folgedosis durch in diesem Zeitraum
inhalierte Radionuklide
Im Zeitraum von 7 Tagen inhaliertes
Radioiod einschließlich der Folgeäquivalentdosis
Äußere Exposition in 7 Tagen und effektive
Folgedosis durch in diesem Zeitraum
100 mSv
inhalierte Radionuklide
100 mSv Äußere Exposition in 1 Jahr durch abgelagerte
Radionuklide
30 mSv Äußere Exposition in 1 Monat
Die Eingreifrichtwerte sollen im Ereignisfall als Eingreifwerte (Startwerte) dienen, die dann -
und nur dann - geändert werden sollen, wenn schwerwiegende Gründe vorliegen, z.B. wenn
die so definierte Zuordnung von Maßnahmen und Gebieten im Widerspruch zu anderen wichtigen
Entscheidungsgrundlagen steht. Ein Eingreifwert, der über dem Richtwert liegt, kann
dann gerechtfertigt sein, wenn die Durchführung der entsprechenden Maßnahme mit großen
Nachteilen verbunden ist oder mit Hilfe der Maßnahme nur ein kleiner Teil der Strahlendosen
vermieden werden kann. Eingreifwerte, die unter den Richtwerten liegen, sind aus Strahlenschutzgründen
allein nicht gerechtfertigt.
Im Hinblick auf unterschiedliche Festlegungen im internationalen Bereich ist folgendes zu
beachten: Evakuierung bedeutet schnelles Entfernen vom Wohnort. Der Begriff beinhaltet
3 Gemäß einer Empfehlung der SSK vom 13./14. Dezember 2001.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

60 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
jedoch keine Aussage zur Dauer des Fernbleibens. Unter Umsiedlung wird eine geordnete
Bevölkerungsbewegung mit angemessener Vorbereitungszeit und Transportmitteln verstanden.
Über die Maßnahmen temporäre und langfristige Umsiedlung muss daher nicht zu einem
sehr frühen Zeitpunkt entschieden werden, und es können außer Dosiskriterien auch andere
Entscheidungsgrundlagen maßgebend sein.
Um individuelle Lebensgewohnheiten und unterschiedliche Schutzwirkungen der Maßnahmen
nicht berücksichtigen zu müssen, sind die effektive Dosis und die Schilddrüsendosis unter der
Annahme zu bestimmen, dass sich die Bevölkerung ausschließlich im Freien aufhält.
Die effektive Dosis ist für die kritische Bevölkerungsgruppe - i.a. das Kleinkind - zu berechnen
und mit den Eingreifrichtwerten zu vergleichen.
Die Integrationszeit von 7 Tagen für die äußere Exposition hat Bezug zum Begriff der Kurzzeitdosis,
nicht aber zur Dauer der Maßnahme. Zur Vereinfachung wurde die Integrationszeit
für Aufenthalt in Gebäuden und Evakuierung einheitlich gewählt.
4.1.2 Dosisrichtwerte für das Einsatzpersonal
Die in Tabelle 4-1 zusammengestellten Eingreifrichtwerte gelten für die Bevölkerung. Gemäß
§ 59 Abs. 1 StrlSchV [StrlSchV 01] ist bei Maßnahmen zur Abwehr von Gefahren für Personen
anzustreben, dass bei den zur Rettung eingesetzten Personen eine effektive Dosis von
mehr als 100 mSv nur einmal im Kalenderjahr und eine effektive Dosis von mehr als 250 mSv
nur einmal im Leben auftritt.
Eine Dosis von 250 mSv darf nur in Ausnahmefällen überschritten werden, wenn dies bei
lebensrettenden Maßnahmen notwendig und vertretbar ist. Die Strahlenschutzkommission
empfiehlt, dass in diesen seltenen Fällen die Dosis jedoch 1 Sv nicht übersteigen sollte. Voraussetzung
für einen solchen Einsatz ist die Zustimmung der Einsatzkräfte nach erfolgter
Aufklärung. Die Einhaltung dieser Richtwerte ist mittels Personendosimeter zu überwachen.
Für bestimmte Berufsgruppen (Feuerwehr, Polizei) sind in Dienstvorschriften weitere Dosisrichtwerte
festgelegt, z.B. für den Einsatz zum Schutz von Sachwerten. Diese enthalten ggf.
auch Schutzvorschriften für besondere Personengruppen (Jugendliche, Frauen).
4.1.3 Schutzfaktoren
Die Dosisreduktion durch Aufenthalt in Gebäuden hängt bei äußerer Gammastrahlung von der
Beschaffenheit der Gebäudestrukturen (z. B. Wände und Decken) ab.
Tabelle 4-2 zeigt Schutzfaktoren für verschiedene Gebäudearten und Aufenthaltsräume.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 61
Tabelle 4-2: Schutzfaktoren 4 für externe Gammastrahlung aus der Wolke und vom Boden
(nach [JA 91])
Aufenthaltsort
Schutzfaktor
Wolkenstrahlung Bodenstrahlung
Im Freien: Unbebaute Umgebung, Vorstadt
Städtische Umgebung
1
2
1
3
In Häusern: Einfamilienhaus
3
10
Im Keller:
Große Wohngebäude
Einfamilienhaus mit oberirdischen
(Keller-) Fenstern
Einfamilienhaus ohne oberirdische
(Keller-) Fenster
Große Wohngebäude
20
20
100
1000
100
100
1000
2000
Bezüglich der Inhalation ist der Luftwechsel in den Räumen für die Schutzwirkung entscheidend.
Bei geschlossenen Fenstern und Türen während des Durchzugs der Wolke ist eine
Dosisreduktion um den Faktor 2 bis 5 zu erwarten [BR 87]. Nach Durchzug der Wolke sollte
gelüftet werden, um die Raumluftaktivität herabzusetzen.
Zur Schutzwirkung von Iodtabletten wird im Iodmerkblatt 2 für Ärzte [RE 99] ausgeführt:
„Da die Speicherkurve der Schilddrüse am Anfang sehr steil verläuft, ist die Iodblockade dann
am wirksamsten, wenn das stabile Iod kurz vor Resorption des radioaktiven Iods im Organismus
vorhanden ist. Aber auch in den ersten Stunden nach Aufnahme des Radioiods wird noch
eine Reduktion der Speicherung erreicht (Iodgabe nach einer Stunde – Reduktion um ca.
80 %; Iodgabe nach 2 Stunden – Reduktion um ca. 50 %). Im Gegensatz dazu hat die Verabreichung
von stabilem Iod später als 8 Stunden nach abgeschlossener Inhalation oder Ingestion
keinen erheblichen Einfluß mehr auf die Speicherung und damit auf die Strahlenbelastung der
Schilddrüse durch das radioaktive Iod. Werden hohe Dosen von stabilem Iod später als 24
Stunden nach Inkorporation eingenommen, verlängert sich sogar die Verweildauer des Radioiods.
Deshalb sollte die Einnahme von Iodtabletten nach diesem Zeitpunkt nicht mehr
durchgeführt werden.“
4.1.4 Erkenntnisse aus der Deutschen Risikostudie Kernkraftwerke
Die Unfallfolgerechnungen im Rahmen der Deutschen Risikostudie Kernkraftwerke [DRS 79]
führten zu folgenden Erkenntnissen:
Akute Strahlenschäden mit Todesfolge in der Umgebung sind nur zu erwarten, wenn eine
Kernschmelze mit massiver Freisetzung aus der Anlage stattfindet.
Für die Umgebung besonders kritische Fälle ergeben sich, wenn während oder nach einer
Kernschmelze eine umfangreiche, frühzeitige und ungefilterte Freisetzung erfolgt.
Geringer Energieinhalt oder Bodennähe der Freisetzung kann in Kombination mit niedrigen
Windgeschwindigkeiten hohe Inhalationsdosen in der Umgebung zur Folge haben.
Regenfälle während der Ausbreitung können - unabhängig vom Energieinhalt der Freisetzung
- zu hohen lokalen Ablagerungen von Iod und Schwebstoffen und damit zu hoher Gammadosis
vom Boden führen.
4 Als Schutzfaktor ist das Verhältnis „Dosis ohne Abschirmung“ zu „Dosis mit Abschirmung“
definiert. Der Kehrwert des Schutzfaktors wird häufig als Abschirmfaktor bezeichnet.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

62 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Bei länger andauernder Integrität des Sicherheitsbehälters sind auch bei einer Kernschmelze
keine akuten Strahlenschäden zu erwarten, da insbesondere Iod und Schwebstoffe weitgehend
zurückgehalten werden.
4.1.5 Maßnahmen in der Vorfreisetzungsphase
In der Vorfreisetzungsphase kann nur aus einer Prognose des weiteren Unfallablaufs abgeleitet
werden, ob einer der unter 4.1.4 genannten Fälle frühzeitiger Freisetzung vorliegt. Dann
sind in jedem Fall in der unmittelbaren Umgebung der Anlage die vorsorgliche Evakuierung
und in den angrenzenden Gebieten der Aufenthalt in Häusern und die Verteilung von Iodtabletten
angezeigt. Um den möglichen Umfang der Evakuierung in den frühzeitig beaufschlagten
Gebieten abschätzen zu können, ist der Vorlaufzeit bis zur Freisetzung der für die
Durchführung der Evakuierung erforderliche Zeitbedarf gegenüberzustellen. Hierbei muss der
behördeninterne Zeitbedarf (Alarmierung, Koordinierung der beteiligten Stellen, Warnung der
Bevölkerung) ebenso berücksichtigt werden wie die Vorbereitungs- und Durchführungszeiten
der Maßnahme.
Bei der Entscheidung über vorsorgliche Maßnahmen ist die Betrachtung der Radionuklide
wichtig, die die größten Beiträge zur Dosis über die relevanten Expositionspfade liefern. Die
wichtigsten dieser Radionuklide findet man in Tabelle 4-3. Bei der Schilddrüsendosis spielen
praktisch nur Radioiodisotope eine Rolle.
Tabelle 4-3:
Anteile der Expositionspfade an der effektiven Dosis für Erwachsene (Expositionsdauer:
7 Tage) sowie Radionuklide, die mit mehr als 3% zur Dosis des
entsprechenden Expositionspfades beitragen [ERL 03]
Es handelt sich um ungefähre Werte, die auch noch von der Entfernung, der Diffusionskategorie
sowie der Zusammensetzung des Nuklidvektors abhängig sind (hier gerechnet mit MOX-
Kern).
Frühe Freisetzung
Freisetzungsfaktoren gemäß DRS A FK 2
Späte Freisetzung
Freisetzungsfaktoren gemäß DRS A FK 5
Externe Wolkenstrahlung
Inhalation Gamma –
Bodenstrahlung
Externe Wolkenstrahlung
Inhalation Gamma –
Bodenstrahlung
Trockene Ablagerung
2 % 84 % 14 % 4 % 82 % 14 %
I 132
I 135
I 131
Cm 242
I 131
I 133
Xe 133
I 132
I 131
Cm 242
I 131
I 132
Te 132
I 133
Kr 88
Xe 135
I 131
I 133
Cm 244
Pu 238
Pu 241
Cs 137
Cs 134
Ru 106
I 135
I 132
Ba 140
Cs 134
I 131 Cm 244
Pu 238
Pu 241
Nasse Ablagerung (Regenintensität 2 mm/h)
1 % 40 % 59 % 2 % 48 % 50 %
Wie oben Wie oben I 131
Ba 140
I 133
Cs 134
I 135
Te 132
I 132
Cs 136
Cs 137
Wie oben Wie oben I 131
I 132
Ba 140
Cs 134

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 63
Frühe Freisetzung
Freisetzungsfaktoren gemäß DRS A FK 2
Späte Freisetzung
Freisetzungsfaktoren gemäß DRS A FK 5
Externe Wolkenstrahlung
Inhalation Gamma –
Bodenstrahlung
Externe Wolkenstrahlung
Inhalation Gamma –
Bodenstrahlung
Nasse Ablagerung (Regenintensität 5 mm/h)
1 % 26 % 74 % 2 % 33 % 65 %
Wie oben Wie oben Ba 140
I 131
I 133
Cs 134
I 135
Te 132
I 132
Cs 136
Cs 137
Wie oben Wie oben I 131
I 132
Ba 140
Cs 134
Durch eine gelungene vorsorgliche Evakuierung wird die Strahlenexposition der Bevölkerung
vollständig vermieden.
Besteht die Möglichkeit, dass eine Freisetzung erfolgt, bevor eine als Maßnahme erwogene
vorsorgliche Evakuierung vollständig abgeschlossen werden kann, ist zu entscheiden, ob
die vorsorgliche Evakuierung trotzdem durchgeführt werden soll, d.h. eine mögliche Exposition
von Personen während der Evakuierung in Kauf genommen werden kann, oder
die Bevölkerung unter Verzicht auf eine vorsorgliche Evakuierung zum Aufenthalt in Gebäuden
aufgefordert wird und dort ggf. bis zum Ende des Wolkendurchzugs verbleibt.
Bei der Entscheidung ist die Information über die prognostizierte Freisetzung hinsichtlich
Umfang und zeitlichem Verhalten wichtig, da nur mit diesen Informationen eine Abwägung
der jeweiligen Folgen für die betroffene Bevölkerungsgruppe möglich ist. Insbesondere kann
bei einer länger anhaltenden Freisetzung geringer Stärke ein zeitlich begrenzter ungeschützter
Aufenthalt während der Evakuierung dem längeren Aufenthalt in Häusern vorzuziehen sein,
da in letzterem Fall der Schutz in Häusern durch den Eintrag von Aktivität (Luftaustausch)
reduziert ist. Soweit die entsprechenden Informationen verfügbar sind, sollte eine Abschätzung
der jeweiligen Teilbeiträge zur Dosisbelastung im Hinblick auf die Optimierung
des Vorgehens versucht werden. Bei diesen Erwägungen erscheinen Überlegungen zur Dekontamination
und zur Verfügbarkeit von Notfallstationen insofern relevant, als diese zum
geeigneten Zeitpunkt verfügbar sein müssen; unter den hier angesprochenen Bedingungen ist
in beiden Fällen von der Inanspruchnahme von Notfallstationen auszugehen.
Zu den dringenden vorsorglichen Maßnahmen gehört auch die Zusammenführung der Kinder
mit ihren Eltern.
Die Druckentlastung des Sicherheitsbehälters (Venting) hat das Ziel, ein späteres unausweichliches
Bersten des Sicherheitsbehälters und damit eine massive, ungefilterte Freisetzung
aus dem Reaktorgebäude zu verhindern. Die Freisetzung erfolgt beim Venting gefiltert und
hält Iod und Schwebstoffe weitgehend zurück. Sie erfolgt in der Regel (vgl. die Angaben zur
Höhe des Venting-Auslasses in Tabelle 1-7) in Kaminhöhe, was verglichen mit einer Gebäudefreisetzung
zu geringeren Ausbreitungsfaktoren und somit zu geringeren Strahlendosen
führt. Verschiedene Abschätzungen, auch auf der Basis der in Kapitel 1.3 dargestellten Risikostudien,
zeigen jedoch, dass auch bei der Druckentlastung des Sicherheitsbehälters Katastrophenschutzmaßnahmen
notwendig sein können. Abhängig vom Unfallablauf ist ggf. der
Zeitpunkt der Druckentlastung steuerbar, so dass dieser vom Fortschritt der Schutzmaßnahmen
abhängig gemacht werden kann.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

64 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
4.1.6 Maßnahmen in der Freisetzungsphase
Abhängig von der Lage kann es auch während der Freisetzungsphase sinnvoll oder sogar notwendig
sein, Maßnahmen, wie etwa eine Evakuierung zum Schutz der Bevölkerung, einzuleiten.
Für das durch die Freisetzung betroffene Gebiet wurde bereits in Kapitel 4.1.5 diskutiert,
dass unter bestimmten Bedingungen auch eine Evakuierung während der Freisetzung
sinnvoll sein und ggf. einen besseren Schutz als das Aufsuchen von Häusern bieten kann. Unabhängig
davon können bei sich abzeichnenden Lage-Änderungen (z.B. vorhergesagte Windrichtungsänderungen)
ggf. während der Freisetzungsphase auch vorsorgliche Maßnahmen
erforderlich sein, um die Bevölkerung in den zu diesem Zeitpunkt noch nicht von der Freisetzung
betroffenen Gebieten zu schützen.
4.1.7 Maßnahmen in der Nachfreisetzungsphase
Definitionsgemäß ist in der Nachfreisetzungsphase die Konzentration der luftgetragenen Radionuklide
im betrachteten Gebiet so gering, dass daraus wesentliche Beiträge zur Strahlenexposition
durch externe Wolkenstrahlung, Inhalation sowie weitere Kontaminationen nicht
mehr zu erwarten sind. Die Warnung vor dem Verzehr frisch geernteter Nahrungsmittel zur
Unterbrechung des Ingestionspfads sollte bereits während der Vorfreisetzungs- und Freisetzungsphase
erfolgt sein. Im Rahmen des Katastrophenschutzes können daher nur noch
die externe Strahlenexposition durch abgelagerte Radionuklide und
die externe Strahlenexposition durch früher erfolgte Kontaminationen
beeinflusst werden. Als Entscheidungsgrundlagen stehen in zunehmendem Maße Messungen
zur Verfügung. Ausführungen zum Zweck der Messungen und zur Messstrategie findet man
in den Rahmenempfehlungen [RE 99] (siehe hierzu auch Kapitel 5).
4.2 Frühe Maßnahmen zur Verringerung der Ingestionsdosis
4.2.1 Zuständigkeiten
Die ,,Warnung der Bevölkerung vor dem Verzehr frisch geernteter Lebensmittel“ ist eine der
Alarmmaßnahmen 2 des Katastrophenschutzes [RE 99].
Verbote und Beschränkungen bei Lebens-, Futter- und Arzneimitteln hingegen werden gemäß
§ 7 StrVG [StrVG 86] von Bundesbehörden ausgesprochen. Darüber hinaus hat der Rat der
Europäischen Gemeinschaften im Rahmen einer Verordnung (EURATOM) ,,Höchstwerte an
Radioaktivität in Nahrungsmitteln und Futtermitteln im Falle eines nuklearen Unfalls oder
einer anderen radiologischen Notstandssituation" [EURa, EURb, EURc, EURd] festgelegt, die
von der Europäischen Kommission nach einem Unfall unverzüglich in Kraft gesetzt werden
können, maximal 3 Monate gelten und alle Mitgliedsländer der Europäischen Union binden.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 65
Tabelle 4-4: Höchstwerte an Radioaktivität in Nahrungs- und Futtermitteln in Bq·kg -1
Strontiumisotope,
insbes. Sr 90
Iod-Isotope,
insbes. I 131
Alphateilchen -
emittierende Plutoniumisotope
und
Transplutoniumelemente,
insbes. Pu 239,
Am 241
Alle übrigen Nuklide
mit Halbwertzeiten von
mehr als 10 Tagen,
insbes. Cs 134, Cs 137
Nahrungsmittel
für
Säuglinge
Milcherzeugnisse
Nahrungsmittel
Andere Nahrungsmittel
außer Nahrungsmittel
von geringer
Bedeutung
Flüssige
Nahrungsmittel
Nahrungsmittel
von
geringer
Bedeutung
75 125 750 125 7500
150 500 2000 500 20000
1 20 80 20 800
400 1000 1250 1000 12500
Futtermittel
1250 S
2500 GLK
5000 A
S: Schweinefutter, GLK: Futter für Geflügel, Lämmer und Kälber, A: Futter für andere Tiere
4.2.2 Aufgaben des Fachberaters Strahlenschutz bei frühen Maßnahmen zur Verringerung
der Ingestionsdosis
Es kann der Fall eintreten, dass die Katastrophenschutzleitung die Warnung der Bevölkerung
vor dem Verzehr frisch geernteter Lebensmittel aussprechen muss, bevor hierzu Empfehlungen
des Bundes vorliegen. Für diese Warnung ist ein Gebiet vom Fachberater oder der hierfür
zuständigen Behörde zu empfehlen und von der Katastrophenschutzleitung festzulegen, das
nach dem Verständnis der Länder nicht mit dem Begriff des „gefährdeten Gebietes“ entsprechend
den Rahmenempfehlungen [RE 99] beschrieben wird. Letzteres ist i.a. kleiner und hat
Bezug zu den Maßnahmen Aufenthalt in Gebäuden, Evakuierung und Einnahme von Iodtabletten.
Die Warnung vor dem Verzehr frisch geernteter Lebensmittel wird für ein Gebiet auszusprechen
sein, in dem gemäß konservativer Betrachtung unter Berücksichtigung aller Unsicherheiten
und eines Sicherheitszuschlages die Möglichkeit besteht, dass die Höchstwerte
der Kontamination gemäß EU-Verordnung [EURa] erreicht werden. Ist eine fundierte Abschätzung
nicht möglich, wird die Warnung in Ausbreitungsrichtung bis zur Landesgrenze
ausgesprochen, und es wird das Nachbarland in Ausbreitungsrichtung darüber informiert.
Maßnahmen zur Verringerung der Ingestionsdosis werden ausführlich im Maßnahmenkatalog
[MNK 99] behandelt. Die Rücknahme der Warnung und die Freigabe frisch geernteter
Lebensmittel erfolgen ausschließlich auf der Grundlage von Messungen durch die nach dem
Strahlenschutzvorsorgegesetz zuständigen Behörden.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 67
5 Messungen in der Umgebung bei kerntechnischen Unfällen
Messungen in der Umgebung geben einen unmittelbaren und authentischen Aufschluss über
die radiologische Lage. Erst durch sie werden die Unsicherheiten, mit denen jede Prognose
behaftet ist, verringert und zwar in dem Maße, in dem Messwerte räumlich und zeitlich differenziert
zur Verfügung stehen. Allerdings ist die Einordnung der Messwerte in die rechnerisch
ermittelte radiologische Lage und daraus deren Korrektur (Datenassimilation) eine schwierige
Aufgabe, die oft nur mit erheblichem methodischem und rechentechnischem Aufwand bewältigt
werden kann.
Zur Bewertung der Messergebnisse ist der Maßnahmenkatalog [MNK 99] ein wichtiges Hilfsmittel,
da er zu den Messwerten direkt die zu erwägenden Schutzmaßnahmen liefert.
Bezüglich der Messstrategie sei auf Kapitel D3 „Lageermittlung“ der Rahmenempfehlungen
[RE 99] hingewiesen. Dort findet sich auch die Grundlage der folgenden Tabelle.
Tabelle 5-1: Vordringliche Messungen
Art der Messung Dringlichkeit Messmethode /Messdienste Entscheidungsgrundlage für
Gamma-Ortsdosisleistung
Gamma-Ortsdosis
1 2 3 4
Sofort ODL-Messnetze des Betreibers,
KFÜ und BfS; Handmessungen
und mobile Messsysteme von
Messtrupps des Betreibers und
der unabhängigen Messtellen
sowie Strahlenspürtrupps
Nach Durchzug
der Wolke einsammeln
und
folgend in Intervallen
austauschen
Festkörperdosimeter von
Betreibern und unabhängigen
Messstellen
Verifizierung gefährdeten
Gebietes und des Quellterms;
u.U. Auslösung von Maßnahmen
Aktivitätskonzentration
der verschiedenen
Radionuklide
in der Luft 5 Sofort Stationäre und mobile Messsysteme
sowie Probenahmen
und anschließende Auswertung
Flächenbezogene
Aktivität auf dem
Boden
unmittelbar
nach erfolgter
Ablagerung
in ortsfesten oder mobilen Labors
durch den Betreiber und
unabhängige Messstellen sowie
durch Strahlenspürtrupps (Probenahme)
Aero-Spektrometrie mit Hubschraubern
des BfS, in-situ-
Gammaspektrometrie durch
Messtrupps des Betreibers und
der unabhängigen Messstellen,
ggf. ODL-Messungen als Anschlussmessungen
durch Messtrupps
oder Strahlenspürtrupps
Festlegung des tatsächlich
gefährdeten Gebietes, u.U.
Auslösung des Katastrophenalarms,
u.U. Auslösung von
Maßnahmen wie Aufsuchen
von Gebäuden, Evakuierung
Aufsuchen von Gebäuden,
Ausgabe bzw. Einnahme von
Iodtabletten, Warnung vor
dem Verzehr frisch geernteter
Lebensmittel; Überprüfung
des Quellterms; u.U. Auslösung
von Maßnahmen der
Strahlenschutzvorsorge
Festlegung des tatsächlich
gefährdeten Gebietes; Auslösung
von Maßnahmen wie
Evakuierung, Warnung vor
dem Verzehr frisch geernteter
Lebensmittel, Maßnahmen
der Strahlenschutzvorsorge
Darüber hinaus ist zu den in der Tabelle aufgeführten Messungen folgendes anzumerken:
5 Zusammenhängende Zeitreihen oder zeitintegrale Messungen sind von erheblich höherem
Aussagewert als viele Kurzzeitmessungen an vielen verschiedenen Orten
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

68 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
- Gamma-Ortsdosisleistung und Gamma-Ortsdosis
Die externe Dosis aus der Wolke und vom Boden sowie die Inhalationsdosis bestimmen die
kurzfristigen Auswirkungen eines kerntechnischen Unfalls. Ihre Ermittlung ist vordringlich
zur Festlegung des tatsächlich gefährdeten Gebietes und zur Entscheidung über erste Schutzmaßnahmen.
Die Messung der Gamma-Ortsdosisleistung ist zwar relativ einfach durchzuführen, ihre Auswertung,
insbesondere die Ermittlung der Gamma-Ortsdosis, kann jedoch aufwendig sein.
Zur Erfassung der externen Strahlung, insbesondere der Strahlung aus der Wolke, sind feste
Messstationen, die in Intervallen von 10 bis 60 Minuten Messwerte erfassen und automatisch
zur Messzentrale übertragen, besonders geeignet. In diesem Fall kann die Gamma-Ortsdosis
an einem Ort durch Addition der Messwerte dieses Ortes und Multiplikation mit der Intervalldauer
ermittelt werden. Zu beachten ist, dass – abhängig von der Messgeräteauslegung – die
jeweiligen Anteile von Wolken- und Bodenstrahlung nicht separierbar sind und dass mit zunehmender
Einsatzzeit Kontaminationen an den Messgeräten die Ergebnisse verfälschen können.
Diese Probleme sind jedoch zu vernachlässigen, wenn die Iod- und Schwebstoffanteile
des Nuklidvektors gegenüber den Edelgasanteilen gering sind, z.B. im Fall der gefilterten
Druckentlastung des Sicherheitsbehälters.
Vereinzelte mobile Messungen der Gamma-Ortsdosisleistung vom Erdboden aus während des
Durchzugs der Aktivitätswolke sind dagegen für das Lagebild von eingeschränktem Wert, da
sie nur Momentaufnahmen liefern, die sich oft nur schwer in die radiologische Lage einarbeiten
lassen. Sie können aber zur Überprüfung der möglichen Strahlenexposition von Personen
(Bevölkerung und Einsatzpersonal) in der unmittelbaren Umgebung der Messorte sowie zur
gezielten Ergänzung des Lagebildes (z.B. bei Ausfall einer Messstation) wichtig sein.
Auf die Auswertung von Ortsdosisleistungsmessungen nach Durchzug der Wolke wird weiter
unten eingegangen.
Äußerst wichtige ergänzende Informationen ergeben in jedem Fall die Auswertungen der gemäß
REI [REI 93] in der Umgebung der Anlage ausgelegten Festkörperdosimeter, da sie eine
über Wolken- und Bodenstrahlung und über die Expositionsdauer integrierende Aussage liefern.
Um mit Festkörperdosimetern Zwischenergebnisse (z.B. nach Durchzug der Wolke) zu
ermitteln, kann eine Auswechselung und Auswertung der Dosimeter in dieser Phase angebracht
sein. Sollten die Messwerte generell höher oder niedriger liegen als prognostiziert,
kann dies auf einen zu niedrig oder zu hoch angenommenen Quellterm hinweisen, der dann
entsprechend zu korrigieren ist.
- Aktivitätskonzentration der verschiedenen Radionuklide in der Luft
Die Aktivitätskonzentration der verschiedenen Radionuklide in der Luft während der Expositionszeit
bestimmt die Inhalationsdosis. Zu beachten sind in jedem Fall die Iodisotope, insbesondere
zur Bestimmung der Schilddrüsendosis.
Wenn zur Ermittlung der Radioaktivitätskonzentration in der Luft keine direkt messenden
Geräte zur Verfügung stehen (wie z.B. das von der Landesanstalt für Umweltschutz Baden-
Württemberg entwickelte MORAM), sondern Sammler, deren Filter nachträglich in einem
mobilen oder ortsfesten Labor ausgemessen werden, so ist darauf zu achten, dass kein unangemessen
großer Zeitverzug entsteht, so dass eine zuverlässige Bestimmung der wesentlichen
Radionuklide noch möglich ist (siehe hierzu auch das Lose Blatt 3.2.4 des AKU im Fachverband
für Strahlenschutz).
Da während des Durchzugs der radioaktiven Wolke die Aktivitätskonzentrationen stark
schwanken können und die Freisetzungsdauer in vielen Fällen nicht absehbar ist, sind Aus-

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 69
*
r,Lu
wertungen in dieser Phase mit erheblichen Unsicherheiten behaftet. Die Eingangsgröße zur
Ermittlung der Inhalationsdosis ist stets das Zeitintegral der Aktivitätskonzentration
radioaktiver Stoffe in der Luft C (siehe Tabelle 3-4). Sammelnde Geräte sind für die Bestimmung
der zeitintegrierten Aktivitätskonzentration in der Luft vorteilhaft, weil sie über die
schwankenden Momentankonzentrationen hinweg mitteln. Quelle der Unsicherheit bleibt in
diesem Fall die Durchzugszeit der Wolke. Arbeitshilfen für die Auswertung im Hinblick auf
die Schilddrüsendosis stehen in Kapitel 3.6 zur Verfügung.
Im Übrigen ist damit zu rechnen, dass Geräte zur Messung der Aktivitätskonzentration radioaktiver
Stoffe in der Luft, sofern sie höheren Konzentrationen ausgesetzt waren, anschließend
kontaminiert sind und deshalb möglicherweise noch erhöhte Luftkonzentrationen anzeigen,
wenn diese nicht mehr vorhanden sind.
- Flächenbezogene Aktivität auf dem Boden
Schlüsselgröße für die mittel- und langfristigen Auswirkungen des kerntechnischen Notfalls
über die Gamma-Bodenstrahlung und die Ingestion radioaktiver Stoffe auf dem Wege der
Kontamination von Lebensmitteln ist die abgelagerte flächenbezogene Aktivität auf dem
Boden.
Eine umfassende Messung der flächenbezogenen Aktivität eines größeren Gebietes mittels insitu-Gammaspektrometrie
vom Boden aus würde Wochen dauern. Deshalb ist die in-situ-
Gammaspektrometrie vom BfS mit Hubschraubern (Aero-Spektrometrie), die einen großräumigen
Überblick innerhalb kurzer Zeit (einige Stunden) liefert, sehr zu bevorzugen. Die Ergebnisse
können als Karten mit Aussagen über die Ortsdosisleistung und die Kontamination
durch Leitnuklide (Cs 137) präsentiert werden und enthalten die gemessenen Nuklidspektren.
Die Messung der flächenbezogenen Aktivität auf dem Boden sollte möglichst dann erfolgen,
wenn die Ablagerung der radioaktiven Stoffe in dem betreffenden Gebiet im Wesentlichen
abgeschlossen ist. Bei Windrichtungsdrehung ist diese Bedingung möglicherweise für bestimmte
Gebiete schon vor Ende der Freisetzung erfüllt.
Die Bodenkontamination und die dadurch bewirkte Gamma-Ortsdosisleistung kann auch für
kurzfristig zu ergreifende Maßnahmen (z.B. Evakuierung nach Durchzug der Wolke) von Bedeutung
sein. Unabhängig davon, ob die Messergebnisse von festen Messstationen, von mobilen
Messtrupps oder vom Hubschrauber stammen, muss die Ortsdosis aus dem - aufgrund
des radioaktiven Zerfalls - zu erwartenden Verlauf der Ortsdosisleistung bzw. der Bodenkontamination
durch Integration ermittelt werden. Hierzu kann die gemessene Gamma-Ortsdosisleistung
H mit einer der angenommenen Expositionsdauer T (7 Tage!) äquivalenten
Rechengröße T * multipliziert werden. T * ist außerdem von dem abgelagerten Nuklidgemisch
sowie von den Messzeitpunkten (t b ) der Dosisleistung sowie von den Messzeitpunkten
(t n ) des Nuklidvektors abhängig.
H ( T ) T
*( tb,
tn,
T ) H
( tb
)
rT
1
e
t
1
e
r n
Br
(0) gb,
r Br
( tn
) e gb,
r
r
r
r
r
T
*
( tb
, tn
, T )
r
tb
r
tn
r tb
B (0) e g B ( t ) e e
g
r
r
b,
r
r
(Bedeutung der vorher nicht genannten Formelzeichen siehe Tabelle 3-3 und Tabelle 3-4)
r
n
T
r
b,
r
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

70 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Die Berechnung erfolgt vorzugsweise mit vorbereiteten Rechentafeln (z.B. Excel-Rechenblätter)
oder entsprechenden Programmen.
Die Nuklidzusammensetzung der auf dem Boden abgelagerten radioaktiven Stoffe ist für die
Auswertung der Ortdosisleistungen von wesentlicher Bedeutung und ist daher z.B. durch
in-situ-gammaspektrometrische oder gammaspektrometrische Messungen von Boden- und
Grasproben unverzüglich zu ermitteln. Dabei kommt es nur auf die relative Zusammensetzung
des Nuklidgemischs, d.h. den Beitrag der einzelnen Nuklide an der Ortsdosisleistung, an.
Wenn es keine Hinweise gibt, dass sich die Nuklidzusammensetzung der Bodenkontamination
örtlich stark ändert, was z.B. bei lokalen Niederschlägen der Fall sein könnte, können wenige
gammaspektrometrische Messungen zur Auswertung einer Vielzahl von Ortsdosisleistungsmessungen
(Anschlussmessungen) herangezogen werden. Ggf. ist zu prüfen, welcher der
gemessenen Nuklidvektoren am besten zu den einzelnen Dosisleistungen passt, indem die
rechnerisch ermittelten Dosisleistungen (Nenner der obigen Formel) mit den Messwerten
verglichen werden.
Abwasch- und Eindringeffekte spielen in der Regel zunächst nur eine untergeordnete Rolle.

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 71
6 Empfohlene Hilfsmittel
Obwohl in späteren Stadien eines kerntechnischen Unfalls Zeit und Gelegenheit vorhanden
sind, um umfangreiche Unterlagen zu lesen und spezielle Sachverständige zu befragen, müssen
die Entscheidungen in den ersten Stunden rasch und ohne langes Literaturstudium getroffen
werden.
Neben der vorliegenden Ausarbeitung sollten mindestens die folgenden Unterlagen und
Hilfsmittel dem Strahlenschutz-Fachberater zur Verfügung stehen; dabei wird vorausgesetzt,
dass sich der Fachberater mit dem Gebrauch dieser Hilfsmittel vertraut gemacht hat:
bei Verfügbarkeit eines Personalcomputers am Einsatzort (dringend empfohlen):
- entsprechende Rechenprogramme (z.B. PLUTO, SAFER)
- vorbereitete Textbausteine für Lageberichte
- nach Möglichkeit: on-line-Zugang zu den Ortsdosisleistungsmessungen von KFÜ bzw.
IMIS
- wünschenswert: Zugang zum Internet mit vorbereiteten Links zu wichtigen Informationsquellen
(z.B. Wetterinformationen, Betreiber, SSK, RSK, BfS)
Geeigneter Taschenrechner sowie Schreibmaterial und geometrisches Werkzeug (Lineal
usw.)
vorbereitete Formblätter (z. B. Tabelle 3-12, Vorlagen für Lageberichte u.ä.)
Verzeichnis wichtiger Telefon- und Telefax-Nummern, z. B. von TÜV, DWD, Messorganisationen,
Sachverständigen, kerntechnischen Anlagen, Katastrophenschutzeinsatzleitungen
Vorbereitete topographische Karte (max. 1:50 000) mit Einzeichnung der Sektoren sowie
der vordefinierten Messorte der Umgebungsüberwachung und des Katastrophenschutzes,
dazu: Folien zur Darstellung von Isoplethen, siehe Anhang 3, Messergebnissen,
gebietsbezogenen Maßnahmen usw.
Nuklidkarte
Radiologische Grundlagen für Entscheidungen über Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung
bei unfallbedingten Freisetzungen von Radionukliden [RG 99]
Rahmenempfehlungen für den Katastrophenschutz in der Umgebung kerntechnischer Anlagen
[RE 99]
kurzgefasste Beschreibung der technischen Daten der betroffenen Anlage,
z.B. Kurzfassung der Anlagenbeschreibung
Kriterien für die Alarmierung der Katastrophenschutzbehörde durch die Betreiber kerntechnischer
Einrichtungen [SSK 03]
Übersicht über Maßnahmen zur Verringerung der Strahlenexposition nach Ereignissen mit
nicht unerheblichen radiologischen Auswirkungen (Maßnahmenkatalog) [MNK 99] (Auch
als CD-ROM mit Suchhilfen beim BMU, RS II 5 erhältlich)
Zusammenstellung der radioökologischen Berechnungsverfahren und Daten [AVV 90,
SBG 94]
Messprogramme für die Umgebungsüberwachung der betroffenen Anlage
Messanleitungen für Störfallmessungen, z. B. Loseblattsammlung des Arbeitskreises Umweltüberwachung
(AKU) “Empfehlungen zur Überwachung der Umweltradioaktivität”,
FS-78-15-AKU
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 73
7 Literatur
[AVV 90]
Allgemeine Verwaltungsvorschrift zu §45 Strahlenschutzverordnung: Ermittlung
der Strahlenexposition durch die Ableitung radioaktiver Stoffe aus kerntechnischen
Anlagen oder Einrichtungen
BAnz. Nr. 42/64a (1990) 1-23
[BMU 01]
[BR 87]
[DFK 98]
[DRS 79]
[DRS 90]
[ECK 93]
[ERL 03]
[EURa]
Bekanntmachung der Dosiskoeffizienten zur Berechnung der Strahlenexposition
RS II 1-11413/28 vom 23.07.2001
BAnz Nr. 160a und b vom 28.08.2001
Brenk, H.D.: Untersuchung der unfallbedingten Inhalationsbelastung in Gebäuden
BS 8502/1
Aachen: Brenk Systemplanung, 1987
Crabol, B.; Eberbach, F.; Manesse, D.; Martens, R.; Maßmeyer, K.; Monfort,
M.; Nester, K.; Schnadt, H.: French-German model for the treatment of the
atmospheric dispersion in case of a nuclear accident
DFK 98/1
Bonn (Germany): Federal Ministry for Environment, Nature Conservation and
Nuclear Safety, Paris (France): Ministry of Industry, October 1998
GRS: Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke
Hauptband und Fachband 8
Köln: Verlag TÜV Rheinland, 1979 und 1981
GRS: Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke Phase B
Köln: Verlag TÜV Rheinland, 1990
Eckerman, K.F.; Ryman, J.C.: External Exposure to Radionuclides in Air,
Water, and Soil
Federal Guidance Report No. 12, EPA-402-R-93-081
Washington DC: Environmental Protection Agency, Office of Radiation and
Indoor Air, 1993
Erläuterungsbericht zum Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der
Katastrophenschutzleitung – Begründungen, Modelle, Daten und Programme -
Berichte der Strahlenschutzkommission (SSK) des Bundesministeriums für
Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit, Heft 38
München, Jena: Urban & Fischer Verlag, im Druck
Verordnung (EURATOM) Nr. 3954/87 des Rates vom 22.12.1987 zur Festlegung
von Höchstwerten an Radioaktivität in Nahrungsmitteln und Futtermitteln
im Falle eines nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen Notstandssituation
Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. L 371/11-13, 30.12.87
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

74 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
[EURb]
[EURc]
[EURd]
[GRS 01]
[GRS 98]
[HO 87]
[IPSN 01]
[JA 91]
[KOEL 01]
[KTA1508]
Verordnung (EURATOM) Nr. 944/89 der Kommission vom 12.04.1989 zur
Festlegung von Höchstwerten an Radioaktivität in Nahrungsmitteln von geringerer
Bedeutung im Falle eines nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen
Notstandssituation
Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. L 101/17-18, 12.04.89
Verordnung (EURATOM) Nr. 2218/89 des Rates vom 18.07.1989 zur Änderung
der Verordnung (EURATOM) Nr. 3954/87 zur Festlegung von Höchstwerten
an Radioaktivität in Nahrungsmitteln und Futtermitteln im Falle eines
nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen Notstandssituation
Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. L 211/1-3, 22.07.89
Verordnung (EURATOM) Nr. 770/90 der Kommission vom 29.03.1990 zur
Festlegung von Höchstwerten an Radioaktivität in Futtermitteln im Falle eines
nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen Notstandssituation
Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. L 83/78-79, 30.03.90
Köberlein, K. (Red.): Bewertung des Unfallrisikos fortschrittlicher Druckwasserreaktoren
in Deutschland (Entwurf zur Kommentierung)
GRS-175
Köln: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit, Oktober 2001
Löffler, H., Kersting, E. et al.: Sicherheitsanalytische Untersuchungen zu
schweren Störfallen in SWR
GRS-A-2519
Köln: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit, Mai 1998
Honcu, S., Hübschmann, W., Wiese, H.W.: Leitfaden für den fachlichen Berater
der Katastrophenschutzleitung bei kerntechnischen Notfällen – Neufassung
des Kapitels 1.1 Aktivitätsinventar von Kernkraftwerken
Notiz Nr. 15/87 des IMK
Karlsruhe: Forschungszentrum Karlsruhe, 28.07.1987
In Frankreich verwendete Dosiskoeffizienten für externe Bestrahlung
Persönliche Mitteilung von M. Monfort (IPSN) an H. Schnadt (März 2001)
Jacob, P., Eklund, J., Gregor, J., Müller, H., Paretzke, H.G., Pröhl, G., Richter,
M., Stapel, R.: Erstellung eines Echtzeit-EDV-Expertensystems zur Abschätzung
und Begrenzung radiologischer Konsequenzen in der Bundesrepublik
Deutschland von Unfällen kerntechnischer Anlagen
GSF-Bericht 33/91
Neuherberg: GSF-Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit, Institut für
Strahlenschutz, Dezember 1991
Koelzer, W.: Lexikon zur Kernenergie
Karlsruhe: Forschungszentrum Karlruhe GmbH, 2001
Kerntechnische Regel KTA 1508 – Instrumentierung zur Ermittlung der Ausbreitung
in der Atmosphäre (Fassung 9/88)

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 75
[LF 95]
[MIS 01]
[MNK 99]
[RE 99]
[RG 99]
[REI 93]
[SBG 94]
[SL 68]
[SSK 03]
[SSK 96]
[STU 88]
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung bei
kerntechnischen Notfällen
Veröffentlichungen der Strahlenschutzkommission,·Band 13 (2. überarb. Auflage)
Stuttgart; Jena; New York: G. Fischer, 1995
Miska, H.: Faustregeln für den Strahlenschutz
in: Bayer, A. Leonardi, A (Hrsg.): Tagungsband des 4. Seminars des AKN in
München
Köln: Verlag TÜV Rheinland, 2001
Bundesminister für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (Hrsg.): Übersicht
über Maßnahmen zur Verringerung der Strahlenexposition nach Ereignissen
mit nicht unerheblichen radiologischen Auswirkungen (Maßnahmenkatalog),
auch als CD
Bonn: Oktober 1999
Rahmenempfehlungen für den Katastrophenschutz in der Umgebung kerntechnischer
Anlagen
GMBl 1999, Nr. 28/29, S. 538-569
Radiologische Grundlagen für Entscheidungen über Maßnahmen zum Schutz
der Bevölkerung bei unfallbedingten Freisetzungen von Radionukliden
GMBl 1999, Nr. 28/29, S. 570-588
Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen
(REI) (Fassung vom 20.03.1996)
GMBl. Nr. 29 vom 19.08.1993, Seite 502ff, geändert durch GMBl. Nr. 9/10
vom 20.03.1996, Seite 195ff
Störfallberechnungsgrundlagen für die Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung
von Kernkraftwerken mit DWR gemäß § 28 Abs. 3 StrlSchV und Neufassung
der ”Berechnung der Strahlenexposition”
Vom 29. Juni 1994
Bundesanzeiger Nr. 222a vom 26. November 1994
Slade, D.H.: Meteorology and Atomic Energy
TID-24 190 (1968)
Kriterien für die Alarmierung der Katastrophenschutzbehörde durch die Betreiber
kerntechnischer Einrichtungen - Gemeinsame Empfehlung der Reaktor-
Sicherheits- und der Strahlenschutzkommission – Berichte der Strahlenschutzkommission
(SSK) des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und
Reaktorsicherheit, Heft 39
München, Jena: Urban & Fischer Verlag, im Druck
Der Strahlenunfall – Ein Leitfaden für Erstmaßnahmen, Veröffentlichungen der
Strahlenschutzkommission, Band 32
Stuttgart; Jena; Lübeck; Ulm: Gustav Fischer Verlag, 1996
Stull, R.B.: An Introduction to Boundary Layer Meteorology
Dordrecht, Boston, London: Kluwer Academic Publishers, 1988
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

76 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
[StrlSchV 01] Verordnung über den Schutz vor Schäden durch ionisierende Strahlen (Strahlenschutzverordnung
– StrlSchV)
Vom 20. Juli 2001
BGBl. I S.1714
[StrVG 86]
[WIE 02]
Gesetz zum vorsorgenden Schutz der Bevökerung gegen Strahlenbelastung
(Strahlenschutzvorsorgegesetz – StrVG)
Vom 19. Dezember 1986
BGBl. I S.2610
Wiese, H.W.: Bestimmung des Aktivitätsinventars des DWR KKI 2 mit
Gleichgewichtsbeladung
IKET-Nr. 14/02
Karlsruhe: Forschungszentrum Karlsruhe, September 2002

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 77
8 Glossar
Aktivitätsfreisetzung
Ausbreitungskategorie
Ausbreitungsrechnung
(atmosphärisch)
Diffusionskategorie
Eingreifrichtwert
Einsatzpersonal/-kräfte
Freisetzung
Freisetzungsfaktor
Freisetzungshöhe
Freisetzungskategorie
Freisetzungsphase
Isoplethen
Abgabe radioaktiver Stoffe in die Umwelt auf nicht vorgeplanten
Pfaden.
() Diffusionskategorie
Rechenverfahren zur Ermittlung der Auswirkungen infolge
der Abgabe von Radioaktivität aus Kernkraftwerken in die
Atmosphäre. Bei diesen Berechnungen wird die turbulente
Diffusion mit Hilfe von Ausbreitungsmodellen abgebildet. Je
nach Ausbreitungsmodell sind die meteorologischen Verhältnisse
im Standortgebiet berücksichtigt [KOEL 01].
charakterisiert einen Turbulenzzustand in der () Mischungsschicht.
Zur Vereinfachung von () Ausbreitungsrechnungen
wird das Spektrum der möglichen Turbulenzzustände der
Mischungsschicht in diskrete (Diffusions)kategorien unterteilt.
ist ein Dosiswert, bei dessen Erreichen die Einleitung einer
Schutzmaßnahme zu prüfen ist [RE 99]. Die mit einem Eingreifrichtwert
zu vergleichende Dosis ist grundsätzlich die Gesamtdosis
über die Expositionspfade, gegen die die Maßnahme
wirkt [RG 99].
sind erwachsene Personen, die mit der Folgenminderung bzw.
-beseitigung einer Katastrophe beauftragt sind. Die Einsatzkräfte
gelten nicht als beruflich strahlenexponierte Personen
im Sinne der Strahlenschutzverordnung.
() Aktivitätsfreisetzung
Anteil des Kerninventars eines Radionuklids bzw. einer
Nuklidgruppe, der bei einer ()Freisetzung in die Umgebung
gelangt.
() Quellhöhe der Freisetzung
kategorisiert aufgrund der aufgetretenen Anlageschäden die
möglichen Wege, das Ausmaß sowie das zeitliche Verhalten
der Freisetzung.
schließt an die () Vorfreisetzungsphase an. Die Freisetzungsphase
endet, wenn im betrachteten Gebiet die Ausbreitungs-
und Ablagerungsvorgänge beendet sind. Die Freisetzungsphase
kann sich über mehrere Stunden oder Tage erstrecken
[RG 99].
sind allgemein (Brockhaus Enzyklopädie) Linien gleicher
(Zahlen-) Werte. Im Leitfaden werden damit Linien gleicher
Konzentration radioaktiver Stoffe in der bodennahen Luft bezeichnet.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

78 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Katastrophenschutzmaßnahme
Leitnuklid
Mischungsschicht
Monin-Obuchow-Länge
Nachfreisetzungsphase
Aufenthalt in Gebäuden, Einnahme von Iodtabletten und Evakuierung.
Ziel dieser Maßnahmen ist die Vermeidung deterministischer
Wirkungen und die Verringerung unfallbedingter
stochastischer Wirkungen. Den () Eingreifrichtwerten entsprechend
dienen die Maßnahmen Aufenthalt in Gebäuden
und Einnahme von Iodtabletten der Verminderung stochastischer
Wirkungen, während die Evakuierung darüber hinaus
zur Vermeidung hoher Kurzzeitdosen bis hinein in den deterministischen
Bereich geeignet ist. Von den Notfallschutzmaßnahmen
sind die Maßnahmen der Strahlenschutzvorsorge zu
unterscheiden [RG 99].
wird aufgrund seiner chemischen und radiologischen Eigenschaften
als Repräsentant bestimmter Nuklide bzw. bestimmter
Nuklidgruppen betrachtet [MNK 99].
ist eine Schicht der Troposphäre, die sich vom Boden in Abhängigkeit
von der meteorologischen Stabilität bis zu einer
Mächtigkeit im Bereich von ca. 100 m bis zu 1000 m und
mehr erstreckt. Die Ausbreitung findet im Wesentlichen in
dieser Mischungsschicht durch turbulente Diffusion statt.
ist eine in der meteorologischen Grenzschichttheorie benutzte
stabilitätsbeschreibende Kenngröße mit der Dimension m.
Kleine positive Werte kennzeichnen stabile Situationen, sehr
große positive wie negative Werte (L>> 500 m) neutrale
Situationen und kleine negative Werte labile Situationen. Physikalisch
kann die Monin-Obuchow-Länge bei labilen bis
neutralen Situationen als die Höhe über der Erdoberfläche interpretiert
werden, bei der die thermisch bedingte Turbulenzenergie
gleich ist der mechanisch (durch Reibung am Erdboden)
erzeugten Turbulenzenergie [STU 88]. Bei stabilen Situationen
ist die nun positive Monin-Obuchow-Länge ein Maß
für die Höhe, in der die mechanisch erzeugte Turbulenzenergie
wegen der stabilen Temperaturschichtung wieder aufgezehrt
wird.
erstreckt sich über den Zeitraum, in dem einerseits die Wolkenstrahlung
und die Deposition völlig beendet oder zumindest
nicht mehr von Bedeutung sind, aber die Rückkehr zu
völlig normalen Lebensbedingungen noch nicht vollzogen ist
[RG 99].

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 79
Planungsgebiet
Quellhöhe
ist das Gebiet, in dem Katastrophenschutzmaßnahmen geplant
werden. Hierzu wird die Umgebung einer kerntechnischen
Anlage in drei Zonen (Zentralzone, Mittelzone , Außenzone)
aufgeteilt. Für jede Zone müssen die erforderlichen Maßnahmen
vorbereitet werden. Außerhalb dieser Zonen sind besondere
- auf die kerntechnische Anlage bezogene – Katastrophenschutzplanungen
grundsätzlich nicht erforderlich
[RE 99].
ist die Höhe der Quelle einer Emission über Grund. Sie ist ein
Parameter bei der () Ausbreitungsrechnung. Durch mechanischen
und thermischen Auftrieb der Luft kann die effektive
Quellhöhe über der baulichen Kaminhöhe liegen [KOEL 01].
Quellterm beschreibt die Freisetzung und ihre Charakteristika (Umfang ,
Beginn , Verlauf, Freisetzungshöhe , thermische Energie, Radionuklidvektor).
Radiologische Lage
Radionuklidvektor
Rauigkeitslänge
Schutzfaktor
Transientenstörfall
Unfallphasen
Charakterisierung der radiologischen Situation und deren
Entwicklung.
quantitative Zusammensetzung eines Gemischs von Radionukliden.
Unmittelbar am Boden wird vom Boden eine bremsende
Schubspannung auf die horizontale Windgeschwindigkeitskomponenten
ausgeübt. Die Größe dieser Schubspannung ist
unter anderem von der örtlichen Bodenrauigkeit abhängig, die
jeweils durch die Rauigkeitslänge (-parameter) gekennzeichnet
wird.
quantifiziert (=Verhältnis Dosis ohne Abschirmung zu Dosis
mit Abschirmung) den Unterschied zwischen der externen Exposition
durch Gammastrahlung bei ungeschütztem Aufenthalt
auf einer unendlich ausgedehnten Ebene und bei geschütztem
Aufenthalt in Gebäuden und urbanen Umgebungen [RE 99].
Bei den Rechenvorschriften des Leitfadens bleiben Schutzfaktoren
(zunächst) unberücksichtigt, da sonst auch auf individuelles
Verhalten u. dgl. eingegangen werden müsste.
beruht auf einer wesentlichen Abweichung der Betriebsparameter
(u. a. Leistung, Druck, Temperatur, Kühlmitteldurchsatz)
von den Sollwerten, die zu einem Ungleichgewicht zwischen
Wärmeerzeugung und Wärmeabfuhr im Reaktor führt
und von den Betriebssystemen nicht beherrscht werden kann
[KOEL 01].
Einteilung eines kerntechnischen Unfalls aufgrund der Immissionssituation
in () Vorfreisetzungsphase, () Freisetzungsphase
und () Nachfreisetzungsphase.
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

80 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Verdrängungshöhe
Vorfreisetzungsphase
ist die Höhe über Grund, ab der sich eine ungestörte Strömung
ausbildet.
beginnt mit dem Zeitpunkt, zu dem die Möglichkeit einer größeren
Freisetzung von Radionukliden aus der Anlage erkannt
wird. Sie endet mit dem Beginn einer größeren Freisetzung
oder der Beherrschung des Ereignisses. Die Vorfreisetzungsphase
kann Stunden oder Tage dauern [RG 99].

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 81
9 Stichwort- und Abkürzungsverzeichnis
A
Abbrand · 2
Ablagerung · 46
Ablagerungsgeschwindigkeit
Definition · 46
Zahlenwerte · 30
Abreicherung · 32
Abschirmfaktor · siehe Schutzfaktor
Definition · 61
Accident management · siehe Anlageninterne
Notfallschutzmaßnahme
Aero-Spektrometrie · 67
Aktinide · 3
Aktivierungsprodukt · 2
Aktivitätsfreisetzung
Definition · 77
Aktivitätsinventar · 2, 3
Reaktor mit U-BE · 98
Tabellen für Reaktor mit MOX-BE · 86–97
Aktivitätskonzentration · 68
Berechnung, Messung, Abschätzung · 32
zeitintegriert · 69
Akute Strahlenschäden · 61, 62
AM · (=Accident management)
Anlageninterne Notfallschutzmaßnahme · 6
Anlagenzustand · 1
Anschlussmessung · 70
Atemrate
Zahlenwerte · 30
Ausbreitungsfaktor
Formel · 31
Graphische Darstellung · 34–45
Ausbreitungskategorie · siehe Diffusionskategorie
Ausbreitungsparameter · 31
Ausbreitungsrechnung · 32
Definition · 77
AVV · (=Allgemeine Verwaltungsvorschrift)
B
BE · (=Brennelement)
Beta-Submersionsdosis · 27
Bewölkung
Zusammenhang mit Diffusionskategorie · 22
BfS · (=Bundesamt für Strahlenschutz)
Bodenkontamination · 69
Formel · 32
Messung · 69
Bodenkorrekturfaktor · 46
Zahlenwert · 29
Brennelementwechsel · 2
D
Dampferzeuger-Heizrohr-Leck · 6
Datenassimilation · 67
DE · (=Dampferzeuger)
Deterministische Effekte · 27
DFK · (=Deutsch-Französische Kommission)
DFK-Modell · 31, 32
Diffusionskategorie · 20
Definition · 77
Einteilung · 20
Direktstrahlung · 27
Dosisberechnung
Elemente · 28
Formeln · 29
Schema Vereinfachtes Verfahren · 58
Vereinfachtes Verfahren · 56
Zu berechnende Strahlendosen · 27
Dosiskoeffizient · 29
Zahlenwerte · 49
Dosiskoeffizienten
Gamma-Submersionsdosis · 31
Dosisleistungskoeffizient · 29
Zahlenwerte · 49
Dosisrichtwert · siehe Eingreifrichtwert
DRS · (=Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke)
Druckentlastung Sicherheitsbehälter · siehe Venting
DWD · (=Deutscher Wetterdienst)
DWR · (=Druckwasserreaktor)
E
EF · (=Index für effektive Dosis)
Eingreifrichtwert
Definition · 77
Einsatzpersonal · 27
Definition · 77
Energiedosis · 27
Evakuierung
Begriffsbestimmung · 59
in der Freisetzungsphase · 64
vorsorgliche E. · 62, 63
Expositionspfad
Bedeutung · 62
Übersicht · 27
F
Falloutfaktor · 29
Formel · 46
Faustregel
Bodenkontamination und ODL · 32
Dosisleistung und Schilddrüsendosis · 55
Hautkontamination und Dosis · 56
Inhalationsdosis und Ingestionsdosis · 55
Personenkontamination und Ortsdosisleistung · 56
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

82 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
FK · (=Freisetzungskategorie)
Freisetzungsfaktor · 30
bei PSA für GKN II · 14
Definition · 77
Deutsche Risikostudie Phase A · 12
Deutsche Risikostudie Phase B · 13
Risikostudie SWR · 15
Freisetzungshöhe · siehe Quellhöhe
Freisetzungskategorie
bei DRS Phase A · 5, 12
bei DRS Phase B · 13
bei PSA für GKN II · 9
bei PSA für GKN II · 14
bei Risikostudie für SWR · 15
Definition · 77
Siedewasserreaktor · 11
Freisetzungsphase · 64
Definition · 77
G
Gamma-Bodendosis · 27
Formel · 29
Gammaspektrometrie · 69
Gamma-Submersionsdosis · 27, 31
Formel · 29
Gauß-Fahnenmodell · 31, 32
Gebäudeeinfluss · 5, 23
GKN · (=Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar)
GRS · (=Gesellschaft für Anlagen- und
Reaktorsicherheit)
H
Halbraummodell · 31
Halbwertzeit
Zahlenwerte · 50
Hautdosis · 27, 56
HD · (=Hochdruck)
I
Ingestionsdosis · 27, 64, 65
Ingestionsdosiskoeffizient
Zahlenwerte · 55
Inhalationsdosis · 27
Formel · 29
in-situ-Gammaspektrometrie · 67, 69
Integrationsterm · 31, 50
Formel · 30
Integrationszeit · 28, 60
Iodtabletten
Schutzwirkung · 61
Isoplethen · 1, 32
Definition · 77
Graphen · 101
K
Kaminhöhe
bei Kernkraftwerken · 16
Kernkraftwerke
Liste · 16
Kernschmelze · 5, 61
KFÜ · (=Kernreaktorfernüberwachung)
Kritische Bevölkerungsgruppe · 60
Kühlturm · 23
L
Leitnuklid
Definition · 50, 78
M
Maximale Konzentration · 33
Messung · 2, 67
Milch · 55
Mischungsschicht · 23
Definition · 78
Monin-Obuchow-Länge · 20
Definition · 78
MORAM · (=Mobile Radio-Aerosol-Messstation)
MOX · (=Mischoxid)
MOX-Brennelement
Einfluss auf Aktivitätsinventar · 3
Einsatz bei Kernkraftwerken · 16
N
Nachfreisetzungsphase · 64
Definition · 78
Nahrungsmittel · siehe Lebensmittel
ND · (=Niederdruck)
Niederschlag · 30
Abreicherung durch ~ · 46
Auswirkung auf die Strahlenexposition · 61
Notfallhandbuch · 8, 9
Notfallstation · 63
Nuklidvektor · siehe Radionuklidvektor
O
ODL · (=Ortsdosisleistung)
Orographie · 24
Ortsdosis · 68
Berechnung · 69
Messung mit Festkörperdosimeter · 68
Ortsdosisleistung
Messung und Auswertung · 68
P
PLR · (=Primärkreisleck im Ringraum)
PSA · (=Probabilistische Sicherheitsanalyse)
Q
Quellhöhe · 5, 19, 24, 30
Definition · 79
Quellterm · 1
Definition · 79
R
Radiologische Lage
Definition · 79
Radionuklidinventar · siehe Aktivitätsinventar
Radionuklidvektor · 69
Definition · 79

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 83
Rauigkeitslänge
angenommener Zahlenwert · 21
Definition · 79
Veranschaulichung · 22
RDB · (=Reaktordruckbehälter)
Regen · siehe Niederschlag
Risikostudie · siehe Kapitel 1.3
RR · (=Ringraum)
S
SB · (=Sicherheitsbehälter)
SBG · (=Störfallberechnungsgrundlagen)
SBV · (=Sicherheitsbehälterversagen)
Schilddrüsendosis
Zeitintegrierte I 131-Konzentration in der Luft · 53
Schrotschussmethode · 24
Schutzfaktor
Berücksichtigung bei der Dosisberechnung · 28
Definition · 79
Werte für externe Bestrahlung aus der Wolke und
vom Boden · 61
Schutzwirkung
Evakuierung · 63
Inhalation · 61
Iodtabletten · 61
Sicherheitsbehälterversagen · 6
Siedewasserreaktor
Aktivitätsinventar · 2
Freisetzungsfaktor · 15
Risikostudie · 11
SODAR · (=Sonic Detection and Ranging)
Spaltprodukt · 2, 3
Stillstandszeit · 2, 3, 53
Stochastische Effekte · 27
Störniveau · siehe Verdrängungshöhe
Strahlungsbilanz · 22, 25
SWR · (=Siedewasserreaktor)
T
Temperaturgradient · 22, 26
Thermische Leistung
Basis zur Abschätzung des Aktivitätsinventars · 2
von Kernkraftwerken · 16
Thermischer Auftrieb · 5, 23
Transientenstörfall · 6
TÜV · (=Technischer Überwachungs-Verein)
nuklidgruppenspezifisch · 50, 51
nuklidspezifisch · 50
Umsiedlung
Begriffsbestimmung · 60
Unfallphase
Definition · 79
V
Venting · 7, 8, 10
Austrittshöhe · 16
V. und Katastrophenschutzmaßnahmen · 63
Verdrängungshöhe
Definition · 80
Veranschaulichung · 22
Vorfreisetzungsphase · 1, 62
Definition · 80
W
Warnung
vor Verzehr frisch geernteter Lebensmittel · 55, 64, 65
Zeitbedarf · 62
Washoutfaktor · 46
Formel · 30
Graphen · 47–48
Washoutkoeffizient · 46
Formel · 31
Zahlenwert · 31
Wasserstoff
Brand im Ventingrohr · 10
Explosion · 7, 8
Rekombinator · 9
Windgeschwindigkeit · 19, 32
Höhenprofil · 20
Wahl der ~ bei der Ausbreitungsrechnung · 32
Windrichtung · 19
Änderung · 64
Z
Zeitintegrierte Aktivitätskonzentration
Formel · 32
I 131 · 53
Zerfall
Radioaktiver Z. während Transport · 32
Zerfallskonstante · 31
Zahlenwerte · 50
Ü
Überdruckversagen · 5, 63
Umrechnungsfaktor
Leitnuklid · 50, 52, 53
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 85
ANHANG 1
AUSFÜHRLICHE ERGEBNISSE VON INVENTARRECHNUNGEN
Aktivitätsangaben in Bq
(Quelle: [WIE 02])
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

86 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq
Stillstandszeit: 8 d Betrieb: 1 d
Abbrand: 29,82 MWd/kg
Zeit nach Ende der Kettenreaktion in Stunden
Radionuklid 0 6 24 120 240
Edelgase
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16
Kr 85m 1,0E+18 4,0E+17 2,5E+16 8,8E+09 7,6E+01
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08
Xe 133 2,8E+18 2,8E+18 2,8E+18 1,9E+18 9,9E+17
Xe 135 2,7E+18 3,6E+18 1,9E+18 2,2E+15 2,4E+11
Iod
I 131 1,5E+18 1,5E+18 1,4E+18 1,0E+18 6,7E+17
I 132 1,8E+18 1,7E+18 1,5E+18 6,3E+17 2,2E+17
I 133 4,3E+18 3,7E+18 2,0E+18 8,2E+16 1,5E+15
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,0E+18 3,7E+18 5,6E+17 2,4E+13 8,2E+07
Schwebstoffe
Sr 89 2,4E+18 2,4E+18 2,4E+18 2,3E+18 2,1E+18
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Sr 91 3,7E+18 2,4E+18 6,4E+17 5,8E+14 9,1E+10
Y 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Y 91 3,3E+18 3,3E+18 3,3E+18 3,2E+18 3,0E+18
Nb 95 5,4E+18 5,4E+18 5,4E+18 5,3E+18 5,3E+18
Zr 95 5,0E+18 5,0E+18 5,0E+18 4,7E+18 4,5E+18
Zr 97 4,0E+18 3,1E+18 1,5E+18 2,9E+16 2,1E+14
Tc 99m 1,6E+18 1,7E+18 1,7E+18 6,2E+17 1,8E+17
Mo 99 2,3E+18 2,1E+18 1,8E+18 6,4E+17 1,8E+17
Ru 103 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,6E+18 4,2E+18
Ru 105 4,5E+18 1,8E+18 1,1E+17 3,4E+10 2,5E+02
Ru 106 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18
Rh 105 1,4E+18 1,6E+18 1,3E+18 2,0E+17 1,9E+16
Sb 127 1,3E+17 1,3E+17 1,2E+17 5,7E+16 2,3E+16
Sb 129 1,1E+18 4,4E+17 2,4E+16 5,0E+09 2,2E+01
Te 127 1,4E+17 1,5E+17 1,5E+17 9,9E+16 6,5E+16
Te 127m 4,6E+16 4,6E+16 4,6E+16 4,5E+16 4,4E+16
Te 129 1,1E+18 5,8E+17 1,0E+17 6,8E+16 6,2E+16
Te 129m 1,2E+17 1,2E+17 1,1E+17 1,1E+17 9,5E+16
Te 131m 2,3E+17 2,0E+17 1,3E+17 1,4E+16 8,9E+14
Te 132 1,8E+18 1,7E+18 1,4E+18 6,1E+17 2,1E+17
Cs 134 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17
Cs 136 1,2E+17 1,2E+17 1,2E+17 9,5E+16 7,3E+16
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17
Ba 140 3,9E+18 3,9E+18 3,7E+18 3,0E+18 2,3E+18
La 140 4,2E+18 4,1E+18 4,0E+18 3,4E+18 2,6E+18
Ce 141 4,7E+18 4,7E+18 4,6E+18 4,3E+18 3,8E+18
Ce 143 2,4E+18 2,1E+18 1,5E+18 2,0E+17 1,6E+16
Ce 144 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,6E+18
Pr 143 3,5E+18 3,5E+18 3,4E+18 2,9E+18 2,3E+18
Np 239 2,3E+19 2,2E+19 1,8E+19 5,4E+18 1,3E+18
Pu 238 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18
Am 241 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,2E+15
Cm 242 6,1E+17 6,1E+17 6,1E+17 6,0E+17 5,8E+17
Cm 244 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16
Andere Spaltprodukte 4,9E+20 3,9E+19 2,0E+19 1,3E+19 1,2E+19
Andere Aktinide 8,0E+19 3,6E+18 1,6E+18 6,3E+17 3,6E+17
Summe Spaltprodukte 6,0E+20 1,2E+20 8,5E+19 6,0E+19 5,2E+19
Summe Aktinide 1,1E+20 2,8E+19 2,1E+19 8,1E+18 3,6E+18
Insgesamt Inventar 7,0E+20 1,5E+20 1,1E+20 6,9E+19 5,6E+19

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 87
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq
Stillstandszeit: 8 d Betrieb: 2 d
Abbrand: 29,87 MWd/kg
Zeit nach Ende der Kettenreaktion in Stunden
Radionuklid 0 6 24 120 240
Edelgase
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16
Kr 85m 1,0E+18 4,1E+17 2,6E+16 9,1E+09 7,9E+01
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08
Xe 133 3,1E+18 3,2E+18 3,3E+18 2,3E+18 1,2E+18
Xe 135 3,2E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11
Iod
I 131 1,6E+18 1,6E+18 1,5E+18 1,1E+18 7,2E+17
I 132 2,5E+18 2,4E+18 2,1E+18 8,8E+17 3,0E+17
I 133 6,3E+18 5,3E+18 2,9E+18 1,2E+17 2,2E+15
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07
Schwebstoffe
Sr 89 2,5E+18 2,5E+18 2,4E+18 2,3E+18 2,1E+18
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Sr 91 4,3E+18 2,8E+18 7,5E+17 6,8E+14 1,1E+11
Y 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Y 91 3,3E+18 3,3E+18 3,3E+18 3,2E+18 3,0E+18
Nb 95 5,4E+18 5,4E+18 5,4E+18 5,3E+18 5,3E+18
Zr 95 5,0E+18 5,0E+18 5,0E+18 4,8E+18 4,5E+18
Zr 97 5,4E+18 4,3E+18 2,0E+18 4,0E+16 2,9E+14
Tc 99m 2,6E+18 2,7E+18 2,5E+18 9,2E+17 2,6E+17
Mo 99 3,4E+18 3,2E+18 2,6E+18 9,6E+17 2,7E+17
Ru 103 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,6E+18 4,2E+18
Ru 105 4,6E+18 1,9E+18 1,1E+17 3,5E+10 2,5E+02
Ru 106 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18
Rh 105 2,5E+18 2,5E+18 1,9E+18 3,0E+17 2,8E+16
Sb 127 1,8E+17 1,7E+17 1,5E+17 7,4E+16 3,0E+16
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,1E+09 2,2E+01
Te 127 1,8E+17 1,8E+17 1,8E+17 1,2E+17 7,2E+16
Te 127m 4,6E+16 4,6E+16 4,6E+16 4,5E+16 4,4E+16
Te 129 1,1E+18 6,0E+17 1,0E+17 6,9E+16 6,2E+16
Te 129m 1,2E+17 1,2E+17 1,2E+17 1,1E+17 9,5E+16
Te 131m 3,5E+17 3,1E+17 2,0E+17 2,2E+16 1,4E+15
Te 132 2,5E+18 2,4E+18 2,0E+18 8,6E+17 3,0E+17
Cs 134 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17
Cs 136 1,3E+17 1,2E+17 1,2E+17 9,6E+16 7,4E+16
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17
Ba 140 4,1E+18 4,0E+18 3,8E+18 3,1E+18 2,4E+18
La 140 4,1E+18 4,1E+18 4,1E+18 3,5E+18 2,7E+18
Ce 141 4,7E+18 4,7E+18 4,7E+18 4,3E+18 3,9E+18
Ce 143 3,8E+18 3,4E+18 2,3E+18 3,1E+17 2,5E+16
Ce 144 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,6E+18
Pr 143 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,0E+18 2,3E+18
Np 239 3,6E+19 3,4E+19 2,7E+19 8,4E+18 1,9E+18
Pu 238 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18
Am 241 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,2E+15
Cm 242 6,1E+17 6,1E+17 6,1E+17 6,0E+17 5,8E+17
Cm 244 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16
Andere Spaltprodukte 5,0E+20 4,4E+19 2,2E+19 1,4E+19 1,2E+19
Andere Aktinide 8,1E+19 4,2E+18 1,9E+18 7,0E+17 3,9E+17
Summe Spaltprodukte 6,1E+20 1,4E+20 9,4E+19 6,3E+19 5,3E+19
Summe Aktinide 1,2E+20 4,0E+19 3,1E+19 1,1E+19 4,3E+18
Insgesamt Inventar 7,3E+20 1,8E+20 1,3E+20 7,4E+19 5,8E+19
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

88 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq
Stillstandszeit: 8 d Betrieb: 3 d
Abbrand: 29,91 MWd/kg
Zeit nach Ende der Kettenreaktion in Stunden
Radionuklid 0 6 24 120 240
Edelgase
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16
Kr 85m 1,0E+18 4,1E+17 2,6E+16 9,1E+09 7,9E+01
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08
Xe 133 3,6E+18 3,7E+18 3,7E+18 2,6E+18 1,4E+18
Xe 135 3,2E+18 4,1E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11
Iod
I 131 1,8E+18 1,7E+18 1,6E+18 1,2E+18 7,8E+17
I 132 3,1E+18 3,0E+18 2,6E+18 1,1E+18 3,8E+17
I 133 7,2E+18 6,0E+18 3,3E+18 1,4E+17 2,5E+15
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,6E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07
Schwebstoffe
Sr 89 2,5E+18 2,5E+18 2,4E+18 2,3E+18 2,2E+18
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Sr 91 4,4E+18 2,9E+18 7,7E+17 7,0E+14 1,1E+11
Y 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Y 91 3,3E+18 3,3E+18 3,3E+18 3,2E+18 3,0E+18
Nb 95 5,4E+18 5,4E+18 5,4E+18 5,3E+18 5,3E+18
Zr 95 5,0E+18 5,0E+18 5,0E+18 4,8E+18 4,5E+18
Zr 97 6,0E+18 4,7E+18 2,2E+18 4,4E+16 3,2E+14
Tc 99m 3,4E+18 3,5E+18 3,1E+18 1,2E+18 3,3E+17
Mo 99 4,2E+18 4,0E+18 3,3E+18 1,2E+18 3,4E+17
Ru 103 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,6E+18 4,2E+18
Ru 105 4,6E+18 1,9E+18 1,1E+17 3,5E+10 2,5E+02
Ru 106 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18
Rh 105 3,2E+18 3,2E+18 2,4E+18 3,7E+17 3,5E+16
Sb 127 2,1E+17 2,1E+17 1,8E+17 8,8E+16 3,6E+16
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,1E+09 2,2E+01
Te 127 2,1E+17 2,2E+17 2,1E+17 1,3E+17 7,7E+16
Te 127m 4,6E+16 4,6E+16 4,6E+16 4,5E+16 4,4E+16
Te 129 1,1E+18 6,0E+17 1,1E+17 6,9E+16 6,2E+16
Te 129m 1,2E+17 1,2E+17 1,2E+17 1,1E+17 9,6E+16
Te 131m 4,2E+17 3,7E+17 2,5E+17 2,7E+16 1,7E+15
Te 132 3,1E+18 2,9E+18 2,5E+18 1,1E+18 3,7E+17
Cs 134 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17 5,3E+17
Cs 136 1,3E+17 1,3E+17 1,2E+17 9,7E+16 7,5E+16
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17
Ba 140 4,2E+18 4,1E+18 4,0E+18 3,2E+18 2,4E+18
La 140 4,2E+18 4,2E+18 4,1E+18 3,6E+18 2,8E+18
Ce 141 4,8E+18 4,8E+18 4,7E+18 4,3E+18 3,9E+18
Ce 143 4,6E+18 4,1E+18 2,8E+18 3,8E+17 3,0E+16
Ce 144 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,6E+18
Pr 143 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,1E+18 2,4E+18
Np 239 4,6E+19 4,3E+19 3,4E+19 1,1E+19 2,4E+18
Pu 238 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18
Am 241 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,2E+15
Cm 242 6,1E+17 6,1E+17 6,1E+17 6,0E+17 5,9E+17
Cm 244 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16
Andere Spaltprodukte 5,0E+20 4,6E+19 2,3E+19 1,4E+19 1,2E+19
Andere Aktiniden 8,1E+19 4,4E+18 2,0E+18 7,6E+17 4,2E+17
Summe Spaltprodukte 6,2E+20 1,4E+20 1,0E+20 6,5E+19 5,4E+19
Summe Aktiniden 1,3E+20 4,9E+19 3,8E+19 1,3E+19 4,9E+18
Insgesamt 7,5E+20 1,9E+20 1,4E+20 7,9E+19 5,9E+19

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 89
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq
Stillstandszeit: 8 d Betrieb: 10 d
Abbrand: 30,17 MWd/kg
Zeit nach Ende der Kettenreaktion in Stunden
Radionuklid 0 6 24 120 240
Edelgase
Kr 85 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16
Kr 85m 1,0E+18 4,1E+17 2,6E+16 9,0E+09 7,8E+01
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08
Xe 133 6,1E+18 6,2E+18 6,1E+18 4,0E+18 2,1E+18
Xe 135 3,2E+18 4,1E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11
Iod
I 131 2,4E+18 2,3E+18 2,2E+18 1,6E+18 1,0E+18
I 132 5,0E+18 4,8E+18 4,1E+18 1,8E+18 6,1E+17
I 133 7,9E+18 6,7E+18 3,7E+18 1,5E+17 2,7E+15
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,6E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07
Schwebstoffe
Sr 89 2,6E+18 2,5E+18 2,5E+18 2,4E+18 2,2E+18
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Sr 91 4,4E+18 2,9E+18 7,7E+17 7,0E+14 1,1E+11
Y 90 2,3E+17 2,3E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Y 91 3,4E+18 3,4E+18 3,4E+18 3,3E+18 3,1E+18
Nb 95 5,3E+18 5,3E+18 5,3E+18 5,3E+18 5,2E+18
Zr 95 5,1E+18 5,1E+18 5,1E+18 4,9E+18 4,6E+18
Zr 97 6,3E+18 4,9E+18 2,4E+18 4,6E+16 3,4E+14
Tc 99m 6,0E+18 5,8E+18 5,0E+18 1,8E+18 5,2E+17
Mo 99 6,7E+18 6,3E+18 5,2E+18 1,9E+18 5,4E+17
Ru 103 5,2E+18 5,2E+18 5,1E+18 4,7E+18 4,3E+18
Ru 105 4,7E+18 1,9E+18 1,1E+17 3,5E+10 2,6E+02
Ru 106 2,3E+18 2,3E+18 2,2E+18 2,2E+18 2,2E+18
Rh 105 4,3E+18 4,2E+18 3,1E+18 4,8E+17 4,5E+16
Sb 127 3,4E+17 3,3E+17 2,9E+17 1,4E+17 5,7E+16
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,1E+09 2,2E+01
Te 127 3,4E+17 3,4E+17 3,2E+17 1,8E+17 9,8E+16
Te 127m 4,6E+16 4,6E+16 4,6E+16 4,5E+16 4,4E+16
Te 129 1,1E+18 6,0E+17 1,1E+17 7,2E+16 6,5E+16
Te 129m 1,2E+17 1,2E+17 1,2E+17 1,1E+17 1,0E+17
Te 131m 5,2E+17 4,6E+17 3,0E+17 3,3E+16 2,1E+15
Te 132 5,0E+18 4,7E+18 4,0E+18 1,7E+18 5,9E+17
Cs 134 5,4E+17 5,4E+17 5,4E+17 5,4E+17 5,3E+17
Cs 136 1,4E+17 1,4E+17 1,3E+17 1,1E+17 8,0E+16
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17
Ba 140 5,0E+18 4,9E+18 4,7E+18 3,8E+18 2,9E+18
La 140 4,8E+18 4,9E+18 4,9E+18 4,3E+18 3,3E+18
Ce 141 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,5E+18 4,1E+18
Ce 143 5,9E+18 5,2E+18 3,6E+18 4,8E+17 3,8E+16
Ce 144 3,8E+18 3,8E+18 3,7E+18 3,7E+18 3,7E+18
Pr 143 4,1E+18 4,2E+18 4,2E+18 3,7E+18 2,9E+18
Np 239 7,0E+19 6,6E+19 5,3E+19 1,6E+19 3,7E+18
Pu 238 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16 3,1E+16
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15
Pu 241 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18
Am 241 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,2E+15 3,2E+15
Cm 242 6,2E+17 6,2E+17 6,2E+17 6,1E+17 5,9E+17
Cm 244 5,4E+16 5,4E+16 5,4E+16 5,4E+16 5,4E+16
Andere Spaltprodukte 5,0E+20 4,8E+19 2,5E+19 1,5E+19 1,3E+19
Andere Aktinide 8,2E+19 5,0E+18 2,5E+18 9,9E+17 5,4E+17
Summe Spaltprodukte 6,5E+20 1,6E+20 1,2E+20 7,3E+19 5,9E+19
Summe Aktinide 1,5E+20 7,3E+19 5,7E+19 1,9E+19 6,3E+18
Insgesamt Inventar 8,0E+20 2,4E+20 1,7E+20 9,3E+19 6,5E+19
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

90 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq
Stillstandszeit: 8 d Betrieb: 100 d
Abbrand: 33,62 MWd/kg
Zeit nach Ende der Kettenreaktion in Stunden
Radionuklid 0 6 24 120 240
Edelgase
Kr 85 3,4E+16 3,4E+16 3,4E+16 3,4E+16 3,4E+16
Kr 85m 9,9E+17 4,0E+17 2,5E+16 8,7E+09 7,5E+01
Kr 87 1,7E+18 6,6E+16 3,6E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,3E+18 5,4E+17 6,7E+15 4,4E+05 8,3E-08
Xe 133 7,7E+18 7,7E+18 7,4E+18 4,8E+18 2,5E+18
Xe 135 3,2E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11
Iod
I 131 3,1E+18 3,1E+18 2,9E+18 2,1E+18 1,4E+18
I 132 5,6E+18 5,4E+18 4,6E+18 2,0E+18 6,8E+17
I 133 7,9E+18 6,6E+18 3,7E+18 1,5E+17 2,7E+15
I 134 8,8E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07
Schwebstoffe
Sr 89 3,0E+18 3,0E+18 3,0E+18 2,8E+18 2,7E+18
Sr 90 2,4E+17 2,4E+17 2,4E+17 2,4E+17 2,4E+17
Sr 91 4,3E+18 2,8E+18 7,4E+17 6,7E+14 1,1E+11
Y 90 2,5E+17 2,5E+17 2,5E+17 2,4E+17 2,4E+17
Y 91 4,0E+18 4,0E+18 4,0E+18 3,8E+18 3,6E+18
Nb 95 5,6E+18 5,6E+18 5,6E+18 5,6E+18 5,6E+18
Zr 95 5,9E+18 5,9E+18 5,8E+18 5,6E+18 5,3E+18
Zr 97 6,3E+18 4,9E+18 2,3E+18 4,6E+16 3,3E+14
Tc 99m 6,4E+18 6,2E+18 5,4E+18 2,0E+18 5,6E+17
Mo 99 7,2E+18 6,8E+18 5,6E+18 2,0E+18 5,8E+17
Ru 103 6,2E+18 6,2E+18 6,1E+18 5,7E+18 5,2E+18
Ru 105 4,8E+18 2,0E+18 1,2E+17 3,6E+10 2,6E+02
Ru 106 2,5E+18 2,5E+18 2,5E+18 2,4E+18 2,4E+18
Rh 105 4,6E+18 4,5E+18 3,3E+18 5,1E+17 4,8E+16
Sb 127 4,1E+17 3,9E+17 3,4E+17 1,7E+17 6,8E+16
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,2E+09 2,2E+01
Te 127 4,0E+17 4,0E+17 3,7E+17 2,1E+17 1,1E+17
Te 127m 5,0E+16 5,0E+16 5,0E+16 5,0E+16 4,9E+16
Te 129 1,1E+18 6,3E+17 1,3E+17 8,8E+16 7,9E+16
Te 129m 1,5E+17 1,5E+17 1,5E+17 1,4E+17 1,2E+17
Te 131m 5,3E+17 4,7E+17 3,1E+17 3,3E+16 2,1E+15
Te 132 5,5E+18 5,2E+18 4,5E+18 1,9E+18 6,6E+17
Cs 134 6,0E+17 5,9E+17 5,9E+17 5,9E+17 5,9E+17
Cs 136 1,8E+17 1,8E+17 1,7E+17 1,4E+17 1,1E+17
Cs 137 4,1E+17 4,1E+17 4,1E+17 4,1E+17 4,1E+17
Ba 140 6,7E+18 6,6E+18 6,3E+18 5,1E+18 3,9E+18
La 140 7,0E+18 6,9E+18 6,8E+18 5,8E+18 4,5E+18
Ce 141 6,2E+18 6,2E+18 6,1E+18 5,6E+18 5,0E+18
Ce 143 5,9E+18 5,2E+18 3,6E+18 4,7E+17 3,8E+16
Ce 144 4,0E+18 4,0E+18 4,0E+18 4,0E+18 3,9E+18
Pr 143 5,7E+18 5,7E+18 5,6E+18 4,9E+18 3,8E+18
Np 239 7,3E+19 6,8E+19 5,5E+19 1,7E+19 3,9E+18
Pu 238 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,3E+16 3,3E+16
Pu 239 3,0E+15 3,0E+15 3,0E+15 3,0E+15 3,0E+15
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15
Pu 241 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18
Am 241 3,2E+15 3,2E+15 3,2E+15 3,2E+15 3,2E+15
Cm 242 7,0E+17 7,0E+17 7,0E+17 6,9E+17 6,8E+17
Cm 244 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16
Andere Spaltprodukte 5,0E+20 5,1E+19 2,8E+19 1,7E+19 1,5E+19
Andere Aktinide 8,2E+19 5,8E+18 3,1E+18 1,3E+18 7,2E+17
Summe Spaltprodukte 6,6E+20 1,8E+20 1,3E+20 8,6E+19 6,9E+19
Summe Aktinide 1,6E+20 7,6E+19 6,0E+19 2,0E+19 6,8E+18
Insgesamt Inventar 8,2E+20 2,6E+20 1,9E+20 1,1E+20 7,6E+19

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 91
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq
Stillstandszeit: 8 d Betrieb: 328 d
Abbrand: 42,35 MWd/kg
Zeit nach Ende der Kettenreaktion in Stunden
Radionuklid 0 6 24 120 240
Edelgase
Kr 85 4,1E+16 4,1E+16 4,1E+16 4,1E+16 4,1E+16
Kr 85m 9,2E+17 3,7E+17 2,3E+16 8,0E+09 7,0E+01
Kr 87 1,6E+18 6,1E+16 3,3E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,1E+18 4,9E+17 6,1E+15 4,0E+05 7,6E-08
Xe 133 7,7E+18 7,7E+18 7,4E+18 4,8E+18 2,5E+18
Xe 135 3,1E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11
Iod
I 131 3,2E+18 3,1E+18 3,0E+18 2,1E+18 1,4E+18
I 132 5,6E+18 5,4E+18 4,6E+18 2,0E+18 6,8E+17
I 133 7,9E+18 6,6E+18 3,6E+18 1,5E+17 2,7E+15
I 134 8,7E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07
Schwebstoffe
Sr 89 3,0E+18 3,0E+18 3,0E+18 2,8E+18 2,6E+18
Sr 90 2,9E+17 2,9E+17 2,9E+17 2,9E+17 2,9E+17
Sr 91 3,9E+18 2,5E+18 6,8E+17 6,2E+14 9,8E+10
Y 90 3,1E+17 3,1E+17 3,0E+17 3,0E+17 2,9E+17
Y 91 4,0E+18 4,0E+18 4,0E+18 3,8E+18 3,6E+18
Nb 95 6,2E+18 6,2E+18 6,2E+18 6,2E+18 6,1E+18
Zr 95 6,2E+18 6,2E+18 6,1E+18 5,9E+18 5,5E+18
Zr 97 6,2E+18 4,8E+18 2,3E+18 4,5E+16 3,3E+14
Tc 99m 6,3E+18 6,2E+18 5,3E+18 2,0E+18 5,5E+17
Mo 99 7,1E+18 6,7E+18 5,6E+18 2,0E+18 5,8E+17
Ru 103 6,7E+18 6,7E+18 6,6E+18 6,1E+18 5,6E+18
Ru 105 5,2E+18 2,1E+18 1,3E+17 3,9E+10 2,8E+02
Ru 106 3,0E+18 3,0E+18 3,0E+18 2,9E+18 2,9E+18
Rh 105 5,0E+18 4,8E+18 3,6E+18 5,5E+17 5,2E+16
Sb 127 4,3E+17 4,2E+17 3,7E+17 1,8E+17 7,3E+16
Sb 129 1,2E+18 4,7E+17 2,6E+16 5,3E+09 2,3E+01
Te 127 4,3E+17 4,3E+17 4,0E+17 2,3E+17 1,2E+17
Te 127m 5,7E+16 5,7E+16 5,7E+16 5,6E+16 5,5E+16
Te 129 1,2E+18 6,4E+17 1,3E+17 9,3E+16 8,4E+16
Te 129m 1,6E+17 1,6E+17 1,6E+17 1,4E+17 1,3E+17
Te 131m 5,4E+17 4,7E+17 3,1E+17 3,4E+16 2,1E+15
Te 132 5,5E+18 5,2E+18 4,5E+18 1,9E+18 6,6E+17
Cs 134 7,8E+17 7,8E+17 7,8E+17 7,8E+17 7,8E+17
Cs 136 2,5E+17 2,4E+17 2,3E+17 1,9E+17 1,5E+17
Cs 137 5,1E+17 5,1E+17 5,1E+17 5,1E+17 5,1E+17
Ba 140 6,6E+18 6,5E+18 6,3E+18 5,0E+18 3,9E+18
La 140 6,9E+18 6,8E+18 6,7E+18 5,7E+18 4,4E+18
Ce 141 6,3E+18 6,3E+18 6,2E+18 5,7E+18 5,1E+18
Ce 143 5,7E+18 5,1E+18 3,5E+18 4,6E+17 3,7E+16
Ce 144 4,5E+18 4,5E+18 4,5E+18 4,5E+18 4,4E+18
Pr 143 5,6E+18 5,6E+18 5,5E+18 4,8E+18 3,7E+18
Np 239 7,7E+19 7,2E+19 5,8E+19 1,8E+19 4,1E+18
Pu 238 3,6E+16 3,6E+16 3,6E+16 3,7E+16 3,7E+16
Pu 239 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15
Pu 240 5,9E+15 5,9E+15 5,9E+15 5,9E+15 5,9E+15
Pu 241 1,6E+18 1,6E+18 1,6E+18 1,6E+18 1,5E+18
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15
Cm 242 8,6E+17 8,6E+17 8,6E+17 8,5E+17 8,3E+17
Cm 244 9,6E+16 9,6E+16 9,6E+16 9,6E+16 9,6E+16
Andere Spaltprodukte 5,0E+20 5,3E+19 3,1E+19 1,9E+19 1,7E+19
Andere Aktinide 8,8E+19 7,2E+18 3,8E+18 1,6E+18 8,7E+17
Summe Spaltprodukte 6,6E+20 1,9E+20 1,4E+20 9,1E+19 7,3E+19
Summe Aktinide 1,7E+20 8,2E+19 6,4E+19 2,2E+19 7,5E+18
Insgesamt Inventar 8,3E+20 2,7E+20 2,0E+20 1,1E+20 8,1E+19
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

92 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq
Stillstandszeit: 28 d Betrieb: 1 d
Abbrand: 29,83 MWd/kg
Zeit nach Ende der Kettenreaktion in Stunden
Radionuklid 0 6 24 120 240
Edelgase
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16
Kr 85m 1,0E+18 4,0E+17 2,5E+16 8,8E+09 7,6E+01
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08
Xe 133 4,8E+17 5,9E+17 7,9E+17 6,9E+17 3,7E+17
Xe 135 2,7E+18 3,6E+18 1,9E+18 2,2E+15 2,4E+11
Iod
I 131 4,5E+17 4,5E+17 4,4E+17 3,2E+17 2,1E+17
I 132 1,1E+18 1,0E+18 8,9E+17 3,8E+17 1,3E+17
I 133 4,3E+18 3,7E+18 2,0E+18 8,2E+16 1,5E+15
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,0E+18 3,7E+18 5,6E+17 2,4E+13 8,2E+07
Schwebstoffe
Sr 89 1,9E+18 1,9E+18 1,8E+18 1,7E+18 1,6E+18
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Sr 91 3,7E+18 2,4E+18 6,4E+17 5,8E+14 9,1E+10
Y 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Y 91 2,6E+18 2,6E+18 2,6E+18 2,5E+18 2,3E+18
Nb 95 5,0E+18 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,8E+18
Zr 95 4,0E+18 4,0E+18 4,0E+18 3,8E+18 3,6E+18
Zr 97 4,0E+18 3,1E+18 1,5E+18 2,9E+16 2,1E+14
Tc 99m 9,6E+17 1,2E+18 1,2E+18 4,4E+17 1,3E+17
Mo 99 1,6E+18 1,5E+18 1,3E+18 4,6E+17 1,3E+17
Ru 103 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,2E+18 3,0E+18
Ru 105 4,5E+18 1,8E+18 1,1E+17 3,4E+10 2,5E+02
Ru 106 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18
Rh 105 1,3E+18 1,5E+18 1,2E+18 1,9E+17 1,8E+16
Sb 127 6,1E+16 6,4E+16 5,6E+16 2,7E+16 1,1E+16
Sb 129 1,1E+18 4,4E+17 2,4E+16 5,0E+09 2,2E+01
Te 127 6,9E+16 7,8E+16 8,7E+16 6,5E+16 4,8E+16
Te 127m 4,1E+16 4,1E+16 4,0E+16 4,0E+16 3,8E+16
Te 129 1,0E+18 5,6E+17 7,9E+16 4,6E+16 4,1E+16
Te 129m 7,7E+16 7,7E+16 7,6E+16 7,0E+16 6,3E+16
Te 131m 2,2E+17 2,0E+17 1,3E+17 1,4E+16 8,7E+14
Te 132 1,1E+18 1,0E+18 8,6E+17 3,7E+17 1,3E+17
Cs 134 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,1E+17
Cs 136 4,8E+16 4,7E+16 4,6E+16 3,7E+16 2,8E+16
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17
Ba 140 1,6E+18 1,5E+18 1,5E+18 1,2E+18 9,1E+17
La 140 1,5E+18 1,5E+18 1,5E+18 1,3E+18 1,0E+18
Ce 141 3,1E+18 3,1E+18 3,1E+18 2,8E+18 2,5E+18
Ce 143 2,3E+18 2,1E+18 1,4E+18 1,9E+17 1,5E+16
Ce 144 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,4E+18 3,4E+18
Pr 143 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,2E+18 9,4E+17
Np 239 1,8E+19 1,8E+19 1,4E+19 4,3E+18 1,0E+18
Pu 238 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15
Cm 242 5,6E+17 5,6E+17 5,6E+17 5,5E+17 5,4E+17
Cm 244 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16
Andere Spaltprodukte 4,9E+20 3,6E+19 1,7E+19 1,1E+19 9,9E+18
Andere Aktiniden 7,9E+19 2,9E+18 9,3E+17 2,0E+17 1,1E+17
Summe Spaltprodukte 5,7E+20 9,7E+19 6,3E+19 4,4E+19 3,9E+19
Summe Aktiniden 9,9E+19 2,3E+19 1,7E+19 6,5E+18 3,1E+18
Insgesamt Inventar 6,7E+20 1,2E+20 8,0E+19 5,0E+19 4,2E+19

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 93
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq
Stillstandszeit: 28 d Betrieb: 2 d
Abbrand: 29,87 MWd/kg
Zeit nach Ende der Kettenreaktion in Stunden
Radionuklid 0 6 24 120 240
Edelgase
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16
Kr 85m 1,0E+18 4,1E+17 2,6E+16 9,1E+09 7,9E+01
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08
Xe 133 1,1E+18 1,2E+18 1,5E+18 1,2E+18 6,4E+17
Xe 135 3,2E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11
Iod
I 131 6,5E+17 6,5E+17 6,3E+17 4,7E+17 3,1E+17
I 132 2,0E+18 1,9E+18 1,6E+18 6,8E+17 2,4E+17
I 133 6,3E+18 5,3E+18 2,9E+18 1,2E+17 2,2E+15
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07
Schwebstoffe
Sr 89 1,9E+18 1,9E+18 1,9E+18 1,8E+18 1,6E+18
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Sr 91 4,3E+18 2,8E+18 7,5E+17 6,8E+14 1,1E+11
Y 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Y 91 2,6E+18 2,6E+18 2,6E+18 2,5E+18 2,4E+18
Nb 95 5,0E+18 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,8E+18
Zr 95 4,1E+18 4,0E+18 4,0E+18 3,8E+18 3,6E+18
Zr 97 5,4E+18 4,3E+18 2,0E+18 4,0E+16 2,9E+14
Tc 99m 2,1E+18 2,3E+18 2,1E+18 7,8E+17 2,2E+17
Mo 99 2,9E+18 2,7E+18 2,2E+18 8,1E+17 2,3E+17
Ru 103 3,6E+18 3,6E+18 3,5E+18 3,3E+18 3,0E+18
Ru 105 4,6E+18 1,9E+18 1,1E+17 3,5E+10 2,5E+02
Ru 106 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18
Rh 105 2,4E+18 2,5E+18 1,9E+18 2,9E+17 2,8E+16
Sb 127 1,2E+17 1,2E+17 1,0E+17 4,9E+16 2,0E+16
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,1E+09 2,2E+01
Te 127 1,1E+17 1,2E+17 1,3E+17 8,6E+16 5,7E+16
Te 127m 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 3,8E+16
Te 129 1,1E+18 5,7E+17 8,0E+16 4,7E+16 4,2E+16
Te 129m 7,9E+16 7,9E+16 7,8E+16 7,2E+16 6,5E+16
Te 131m 3,5E+17 3,1E+17 2,0E+17 2,2E+16 1,4E+15
Te 132 1,9E+18 1,8E+18 1,6E+18 6,6E+17 2,3E+17
Cs 134 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17
Cs 136 5,4E+16 5,3E+16 5,1E+16 4,1E+16 3,2E+16
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17
Ba 140 1,8E+18 1,8E+18 1,7E+18 1,4E+18 1,1E+18
La 140 1,6E+18 1,6E+18 1,7E+18 1,5E+18 1,2E+18
Ce 141 3,2E+18 3,2E+18 3,1E+18 2,9E+18 2,6E+18
Ce 143 3,8E+18 3,4E+18 2,3E+18 3,1E+17 2,5E+16
Ce 144 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,4E+18 3,4E+18
Pr 143 1,4E+18 1,4E+18 1,5E+18 1,4E+18 1,1E+18
Np 239 3,3E+19 3,1E+19 2,5E+19 7,6E+18 1,7E+18
Pu 238 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15
Cm 242 5,6E+17 5,6E+17 5,6E+17 5,6E+17 5,4E+17
Cm 244 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16
Andere Spaltprodukte 5,0E+20 4,0E+19 1,9E+19 1,1E+19 1,0E+19
Andere Aktinide 8,0E+19 3,5E+18 1,3E+18 3,1E+17 1,6E+17
Summe Spaltprodukte 5,9E+20 1,1E+20 7,4E+19 4,7E+19 4,0E+19
Summe Aktinide 1,1E+20 3,6E+19 2,8E+19 9,9E+18 3,9E+18
Insgesamt Inventar 7,1E+20 1,5E+20 1,0E+20 5,7E+19 4,4E+19
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

94 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq
Stillstandszeit: 28 d Betrieb: 3 d
Abbrand: 29,91 MWd/kg
Zeit nach Ende der Kettenreaktion in Stunden
Radionuklid 0 6 24 120 240
Edelgase
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16
Kr 85m 1,0E+18 4,1E+17 2,6E+16 9,1E+09 7,9E+01
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08
Xe 133 1,8E+18 1,9E+18 2,2E+18 1,7E+18 8,8E+17
Xe 135 3,2E+18 4,1E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11
Iod
I 131 8,4E+17 8,5E+17 8,1E+17 6,0E+17 3,9E+17
I 132 2,7E+18 2,5E+18 2,2E+18 9,3E+17 3,2E+17
I 133 7,2E+18 6,0E+18 3,3E+18 1,4E+17 2,5E+15
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,6E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07
Schwebstoffe
Sr 89 1,9E+18 1,9E+18 1,9E+18 1,8E+18 1,7E+18
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Sr 91 4,4E+18 2,9E+18 7,7E+17 7,0E+14 1,1E+11
Y 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Y 91 2,7E+18 2,7E+18 2,7E+18 2,5E+18 2,4E+18
Nb 95 5,0E+18 5,0E+18 5,0E+18 4,9E+18 4,8E+18
Zr 95 4,1E+18 4,1E+18 4,0E+18 3,9E+18 3,7E+18
Zr 97 6,0E+18 4,7E+18 2,2E+18 4,4E+16 3,2E+14
Tc 99m 3,1E+18 3,2E+18 2,8E+18 1,1E+18 3,0E+17
Mo 99 3,8E+18 3,6E+18 3,0E+18 1,1E+18 3,1E+17
Ru 103 3,6E+18 3,6E+18 3,6E+18 3,3E+18 3,0E+18
Ru 105 4,6E+18 1,9E+18 1,1E+17 3,5E+10 2,5E+02
Ru 106 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18
Rh 105 3,2E+18 3,2E+18 2,4E+18 3,7E+17 3,5E+16
Sb 127 1,6E+17 1,6E+17 1,4E+17 6,8E+16 2,8E+16
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,1E+09 2,2E+01
Te 127 1,6E+17 1,6E+17 1,7E+17 1,0E+17 6,4E+16
Te 127m 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 3,8E+16
Te 129 1,1E+18 5,7E+17 8,1E+16 4,8E+16 4,3E+16
Te 129m 8,0E+16 8,0E+16 7,9E+16 7,3E+16 6,6E+16
Te 131m 4,2E+17 3,7E+17 2,5E+17 2,7E+16 1,7E+15
Te 132 2,6E+18 2,5E+18 2,1E+18 9,0E+17 3,1E+17
Cs 134 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17
Cs 136 5,9E+16 5,8E+16 5,6E+16 4,5E+16 3,5E+16
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17
Ba 140 2,1E+18 2,1E+18 2,0E+18 1,6E+18 1,2E+18
La 140 1,7E+18 1,8E+18 1,8E+18 1,8E+18 1,4E+18
Ce 141 3,2E+18 3,2E+18 3,2E+18 2,9E+18 2,6E+18
Ce 143 4,6E+18 4,1E+18 2,8E+18 3,8E+17 3,0E+16
Ce 144 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,4E+18 3,4E+18
Pr 143 1,5E+18 1,6E+18 1,6E+18 1,6E+18 1,2E+18
Np 239 4,3E+19 4,0E+19 3,2E+19 1,0E+19 2,3E+18
Pu 238 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15
Cm 242 5,7E+17 5,7E+17 5,7E+17 5,6E+17 5,5E+17
Cm 244 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16 5,3E+16
Andere Spaltprodukte 5,0E+20 4,2E+19 2,1E+19 1,1E+19 1,0E+19
Andere Aktinide 8,0E+19 3,9E+18 1,5E+18 4,1E+17 2,1E+17
Summe Spaltprodukte 6,0E+20 1,2E+20 8,2E+19 5,0E+19 4,2E+19
Summe Aktinide 1,3E+20 4,6E+19 3,6E+19 1,2E+19 4,5E+18
Insgesamt Inventar 7,3E+20 1,7E+20 1,2E+20 6,2E+19 4,6E+19

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 95
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq
Stillstandszeit: 28 d Betrieb: 10 d
Abbrand: 30,17 MWd/kg
Zeit nach Ende der Kettenreaktion in Stunden
Radionuklid 0 6 24 120 240
Edelgase
Kr 85 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16 3,0E+16
Kr 85m 1,0E+18 4,1E+17 2,6E+16 9,0E+09 7,8E+01
Kr 87 1,8E+18 6,9E+16 3,8E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,4E+18 5,6E+17 7,0E+15 4,6E+05 8,7E-08
Xe 133 5,4E+18 5,5E+18 5,5E+18 3,7E+18 1,9E+18
Xe 135 3,2E+18 4,1E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11
Iod
I 131 1,9E+18 1,9E+18 1,8E+18 1,3E+18 8,3E+17
I 132 4,9E+18 4,7E+18 4,0E+18 1,7E+18 6,0E+17
I 133 7,9E+18 6,7E+18 3,7E+18 1,5E+17 2,7E+15
I 134 8,9E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,6E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07
Schwebstoffe
Sr 89 2,0E+18 2,0E+18 2,0E+18 1,9E+18 1,8E+18
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Sr 91 4,4E+18 2,9E+18 7,7E+17 7,0E+14 1,1E+11
Y 90 2,3E+17 2,3E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Y 91 2,8E+18 2,8E+18 2,8E+18 2,7E+18 2,5E+18
Nb 95 4,9E+18 4,9E+18 4,9E+18 4,8E+18 4,7E+18
Zr 95 4,3E+18 4,2E+18 4,2E+18 4,0E+18 3,8E+18
Zr 97 6,3E+18 4,9E+18 2,4E+18 4,6E+16 3,4E+14
Tc 99m 5,9E+18 5,8E+18 5,0E+18 1,8E+18 5,2E+17
Mo 99 6,7E+18 6,3E+18 5,2E+18 1,9E+18 5,4E+17
Ru 103 4,0E+18 3,9E+18 3,9E+18 3,6E+18 3,3E+18
Ru 105 4,7E+18 1,9E+18 1,1E+17 3,5E+10 2,6E+02
Ru 106 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18 2,1E+18
Rh 105 4,3E+18 4,2E+18 3,1E+18 4,8E+17 4,5E+16
Sb 127 3,3E+17 3,2E+17 2,8E+17 1,4E+17 5,5E+16
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,1E+09 2,2E+01
Te 127 3,2E+17 3,2E+17 3,0E+17 1,7E+17 9,1E+16
Te 127m 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 3,9E+16
Te 129 1,1E+18 5,8E+17 8,7E+16 5,3E+16 4,8E+16
Te 129m 9,0E+16 9,0E+16 8,9E+16 8,2E+16 7,4E+16
Te 131m 5,2E+17 4,6E+17 3,0E+17 3,3E+16 2,1E+15
Te 132 4,9E+18 4,6E+18 3,9E+18 1,7E+18 5,8E+17
Cs 134 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17 5,2E+17
Cs 136 9,0E+16 8,9E+16 8,5E+16 6,9E+16 5,3E+16
Cs 137 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17 3,6E+17
Ba 140 3,6E+18 3,5E+18 3,4E+18 2,7E+18 2,1E+18
La 140 3,2E+18 3,2E+18 3,3E+18 3,0E+18 2,4E+18
Ce 141 3,7E+18 3,7E+18 3,6E+18 3,3E+18 3,0E+18
Ce 143 5,9E+18 5,2E+18 3,6E+18 4,8E+17 3,8E+16
Ce 144 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,5E+18 3,4E+18
Pr 143 2,8E+18 2,8E+18 2,9E+18 2,6E+18 2,1E+18
Np 239 7,0E+19 6,6E+19 5,3E+19 1,6E+19 3,7E+18
Pu 238 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16 3,2E+16
Pu 239 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15
Pu 241 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18 1,3E+18
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15
Cm 242 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17 5,7E+17 5,6E+17
Cm 244 5,4E+16 5,4E+16 5,4E+16 5,4E+16 5,4E+16
Andere Spaltprodukte 5,0E+20 4,6E+19 2,3E+19 1,3E+19 1,1E+19
Andere Aktinide 8,2E+19 4,7E+18 2,2E+18 8,2E+17 4,5E+17
Summe Spaltprodukte 6,3E+20 1,5E+20 1,0E+20 6,2E+19 4,9E+19
Summe Aktinide 1,5E+20 7,2E+19 5,7E+19 1,9E+19 6,2E+18
Insgesamt Inventar 7,8E+20 2,2E+20 1,6E+20 8,1E+19 5,5E+19
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

96 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq
Stillstandszeit: 28 dBetrieb: 100 d
Abbrand: 33,62 MWd/kg
Zeit nach Ende der Kettenreaktion in Stunden
Radionuklid 0 6 24 120 240
Edelgase
Kr 85 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16
Kr 85m 9,9E+17 4,0E+17 2,5E+16 8,7E+09 7,5E+01
Kr 87 1,7E+18 6,6E+16 3,6E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,3E+18 5,4E+17 6,7E+15 4,4E+05 8,3E-08
Xe 133 7,7E+18 7,7E+18 7,4E+18 4,8E+18 2,5E+18
Xe 135 3,2E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11
Iod
I 131 3,1E+18 3,1E+18 2,9E+18 2,1E+18 1,4E+18
I 132 5,6E+18 5,4E+18 4,6E+18 2,0E+18 6,8E+17
I 133 7,9E+18 6,6E+18 3,7E+18 1,5E+17 2,7E+15
I 134 8,8E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07
Schwebstoffe
Sr 89 2,9E+18 2,9E+18 2,9E+18 2,7E+18 2,5E+18
Sr 90 2,4E+17 2,4E+17 2,4E+17 2,4E+17 2,4E+17
Sr 91 4,3E+18 2,8E+18 7,4E+17 6,7E+14 1,1E+11
Y 90 2,5E+17 2,5E+17 2,5E+17 2,4E+17 2,4E+17
Y 91 3,8E+18 3,8E+18 3,8E+18 3,6E+18 3,4E+18
Nb 95 5,1E+18 5,1E+18 5,1E+18 5,2E+18 5,2E+18
Zr 95 5,6E+18 5,6E+18 5,5E+18 5,3E+18 5,0E+18
Zr 97 6,3E+18 4,9E+18 2,3E+18 4,6E+16 3,3E+14
Tc 99m 6,4E+18 6,2E+18 5,4E+18 2,0E+18 5,6E+17
Mo 99 7,2E+18 6,8E+18 5,6E+18 2,0E+18 5,8E+17
Ru 103 5,9E+18 5,9E+18 5,8E+18 5,4E+18 5,0E+18
Ru 105 4,8E+18 2,0E+18 1,2E+17 3,6E+10 2,6E+02
Ru 106 2,4E+18 2,4E+18 2,4E+18 2,3E+18 2,3E+18
Rh 105 4,6E+18 4,5E+18 3,3E+18 5,1E+17 4,8E+16
Sb 127 4,1E+17 3,9E+17 3,4E+17 1,7E+17 6,8E+16
Sb 129 1,2E+18 4,5E+17 2,5E+16 5,2E+09 2,2E+01
Te 127 4,0E+17 4,0E+17 3,7E+17 2,1E+17 1,1E+17
Te 127m 4,7E+16 4,7E+16 4,7E+16 4,6E+16 4,6E+16
Te 129 1,1E+18 6,2E+17 1,2E+17 8,5E+16 7,6E+16
Te 129m 1,4E+17 1,4E+17 1,4E+17 1,3E+17 1,2E+17
Te 131m 5,3E+17 4,7E+17 3,1E+17 3,3E+16 2,1E+15
Te 132 5,5E+18 5,2E+18 4,5E+18 1,9E+18 6,6E+17
Cs 134 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17 5,8E+17
Cs 136 1,8E+17 1,8E+17 1,7E+17 1,4E+17 1,1E+17
Cs 137 4,0E+17 4,0E+17 4,0E+17 4,0E+17 4,0E+17
Ba 140 6,7E+18 6,6E+18 6,3E+18 5,1E+18 3,9E+18
La 140 6,9E+18 6,9E+18 6,8E+18 5,8E+18 4,5E+18
Ce 141 6,0E+18 6,0E+18 5,9E+18 5,4E+18 4,9E+18
Ce 143 5,9E+18 5,2E+18 3,6E+18 4,7E+17 3,8E+16
Ce 144 3,8E+18 3,8E+18 3,8E+18 3,8E+18 3,8E+18
Pr 143 5,7E+18 5,7E+18 5,6E+18 4,8E+18 3,8E+18
Np 239 7,3E+19 6,8E+19 5,5E+19 1,7E+19 3,9E+18
Pu 238 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16 3,3E+16
Pu 239 3,0E+15 3,0E+15 3,0E+15 3,0E+15 3,0E+15
Pu 240 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15 5,8E+15
Pu 241 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15
Cm 242 6,9E+17 6,9E+17 6,9E+17 6,8E+17 6,7E+17
Cm 244 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16 6,4E+16
Andere Spaltprodukte 5,0E+20 5,0E+19 2,8E+19 1,6E+19 1,4E+19
Andere Aktinide 8,2E+19 5,9E+18 3,1E+18 1,3E+18 7,2E+17
Summe Spaltprodukte 6,6E+20 1,8E+20 1,3E+20 8,4E+19 6,7E+19
Summe Aktinide 1,6E+20 7,7E+19 6,0E+19 2,0E+19 6,8E+18
Insgesamt Inventar 8,2E+20 2,6E+20 1,9E+20 1,0E+20 7,4E+19

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 97
Inventar eines Druckwasserreaktors mit MOX-BE und mit einer thermischen Leistung von 3950 MWth in Bq
Stillstandszeit: 28 d Betrieb: 328 d Abbrand: 42,35 MWd/kg
Zeit nach Ende der Kettenreaktion in Stunden
Radionuklid 0 6 24 120 240
Edelgase
Kr 85 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16 4,0E+16
Kr 85m 9,2E+17 3,7E+17 2,3E+16 8,0E+09 7,0E+01
Kr 87 1,6E+18 6,1E+16 3,3E+12 0,0E+00 0,0E+00
Kr 88 2,1E+18 4,9E+17 6,1E+15 4,0E+05 7,6E-08
Xe 133 7,7E+18 7,7E+18 7,4E+18 4,8E+18 2,5E+18
Xe 135 3,1E+18 4,0E+18 2,1E+18 2,4E+15 2,6E+11
Iod
I 131 3,2E+18 3,1E+18 3,0E+18 2,1E+18 1,4E+18
I 132 5,6E+18 5,4E+18 4,6E+18 2,0E+18 6,8E+17
I 133 7,9E+18 6,6E+18 3,6E+18 1,5E+17 2,7E+15
I 134 8,7E+18 2,4E+17 2,0E+11 0,0E+00 0,0E+00
I 135 7,5E+18 4,0E+18 6,1E+17 2,6E+13 8,9E+07
Schwebstoffe
Sr 89 3,0E+18 3,0E+18 3,0E+18 2,8E+18 2,6E+18
Sr 90 2,9E+17 2,9E+17 2,9E+17 2,9E+17 2,9E+17
Sr 91 3,9E+18 2,5E+18 6,8E+17 6,2E+14 9,8E+10
Y 90 3,1E+17 3,0E+17 3,0E+17 3,0E+17 2,9E+17
Y 91 4,0E+18 4,0E+18 4,0E+18 3,8E+18 3,6E+18
Nb 95 6,1E+18 6,1E+18 6,1E+18 6,1E+18 6,1E+18
Zr 95 6,1E+18 6,1E+18 6,1E+18 5,8E+18 5,5E+18
Zr 97 6,2E+18 4,8E+18 2,3E+18 4,5E+16 3,3E+14
Tc 99m 6,3E+18 6,2E+18 5,3E+18 2,0E+18 5,5E+17
Mo 99 7,1E+18 6,7E+18 5,6E+18 2,0E+18 5,8E+17
Ru 103 6,7E+18 6,7E+18 6,6E+18 6,1E+18 5,6E+18
Ru 105 5,2E+18 2,1E+18 1,3E+17 3,9E+10 2,8E+02
Ru 106 2,9E+18 2,9E+18 2,9E+18 2,9E+18 2,8E+18
Rh 105 5,0E+18 4,8E+18 3,6E+18 5,5E+17 5,2E+16
Sb 127 4,3E+17 4,2E+17 3,7E+17 1,8E+17 7,3E+16
Sb 129 1,2E+18 4,7E+17 2,6E+16 5,3E+09 2,3E+01
Te 127 4,3E+17 4,3E+17 4,0E+17 2,3E+17 1,2E+17
Te 127m 5,6E+16 5,6E+16 5,6E+16 5,6E+16 5,4E+16
Te 129 1,2E+18 6,4E+17 1,3E+17 9,3E+16 8,4E+16
Te 129m 1,6E+17 1,6E+17 1,6E+17 1,4E+17 1,3E+17
Te 131m 5,4E+17 4,7E+17 3,1E+17 3,4E+16 2,1E+15
Te 132 5,5E+18 5,2E+18 4,5E+18 1,9E+18 6,6E+17
Cs 134 7,8E+17 7,8E+17 7,7E+17 7,7E+17 7,7E+17
Cs 136 2,5E+17 2,4E+17 2,3E+17 1,9E+17 1,5E+17
Cs 137 5,1E+17 5,1E+17 5,1E+17 5,1E+17 5,1E+17
Ba 140 6,6E+18 6,5E+18 6,3E+18 5,0E+18 3,9E+18
La 140 6,9E+18 6,8E+18 6,7E+18 5,7E+18 4,4E+18
Ce 141 6,3E+18 6,3E+18 6,2E+18 5,7E+18 5,1E+18
Ce 143 5,7E+18 5,1E+18 3,5E+18 4,6E+17 3,7E+16
Ce 144 4,4E+18 4,4E+18 4,4E+18 4,3E+18 4,3E+18
Pr 143 5,6E+18 5,6E+18 5,5E+18 4,8E+18 3,7E+18
Np 239 7,7E+19 7,2E+19 5,8E+19 1,8E+19 4,1E+18
Pu 238 3,7E+16 3,7E+16 3,7E+16 3,7E+16 3,7E+16
Pu 239 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15
Pu 240 5,9E+15 5,9E+15 5,9E+15 5,9E+15 5,9E+15
Pu 241 1,5E+18 1,5E+18 1,5E+18 1,5E+18 1,5E+18
Am 241 3,3E+15 3,3E+15 3,3E+15 3,4E+15 3,4E+15
Cm 242 8,8E+17 8,8E+17 8,7E+17 8,6E+17 8,4E+17
Cm 244 9,6E+16 9,6E+16 9,6E+16 9,6E+16 9,6E+16
Andere Spaltprodukte 5,0E+20 5,3E+19 3,0E+19 1,9E+19 1,6E+19
Andere Aktiniden 8,8E+19 7,2E+18 3,8E+18 1,6E+18 8,7E+17
Summe Spaltprodukte 6,6E+20 1,9E+20 1,4E+20 9,1E+19 7,3E+19
Summe Aktiniden 1,7E+20 8,2E+19 6,4E+19 2,2E+19 7,5E+18
Insgesamt Inventar 8,3E+20 2,7E+20 2,0E+20 1,1E+20 8,0E+19
Berichte der Strahlenschutzkommission Heft 37

98 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Aktivitätsinventar eines Reaktors mit Urankern mit einer thermischen Leistung von 3733 MW (Gleichgewichtskern
am Zyklusende) [HO 87,ERL 03]
Zeit nach Ende der Kettenreaktion
Radionuklid 0 h 1 h 6 h 24 h 120 h
Edelgas
Kr 85 2,8E+16 2,8E+16 2,8E+16 2,8E+16 2,8E+16
Kr 85m 1,0E+18 9,1E+17 4,2E+17 2,6E+16 9,2E+09
Kr 87 2,0E+18 1,1E+18 7,5E+16 4,1E+12 0,0E+00
Kr 88 2,8E+18 2,2E+18 6,4E+17 7,9E+15 5,2E+05
Xe 133 7,6E+18 7,6E+18 7,6E+18 7,3E+18 4,7E+18
Xe 135 1,7E+18 2,0E+18 2,9E+18 1,8E+18 2,1E+15
Summe 1,5E+19 1,4E+19 1,2E+19 9,1E+18 4,8E+18
Iod
I 131 3,6E+18 3,6E+18 3,6E+18 3,4E+18 2,4E+18
I 132 5,3E+18 5,3E+18 5,1E+18 4,4E+18 1,9E+18
I 133 7,6E+18 7,4E+18 6,4E+18 3,5E+18 1,4E+17
I 134 8,2E+18 5,7E+18 2,2E+17 1,8E+11 0,0E+00
I 135 7,1E+18 6,4E+18 3,8E+18 5,7E+17 2,4E+13
Summe 3,2E+19 2,9E+19 1,9E+19 1,2E+19 4,4E+18
Schwebstoffe
Sr 89 3,9E+18 3,9E+18 3,8E+18 3,8E+18 3,6E+18
Sr 90 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17 2,2E+17
Sr 91 4,7E+18 4,4E+18 3,1E+18 8,2E+17 7,5E+14
Y 90 2,3E+17 2,3E+17 2,3E+17 2,3E+17 2,3E+17
Y 91 4,9E+18 4,9E+18 4,9E+18 4,9E+18 4,7E+18
Zr 95 6,4E+18 6,4E+18 6,4E+18 6,4E+18 6,1E+18
Zr 97 6,4E+18 6,1E+18 5,0E+18 2,4E+18 4,7E+16
Nb 95 6,4E+18 6,4E+18 6,4E+18 6,4E+18 6,4E+18
Mo 99 6,9E+18 6,8E+18 6,5E+18 5,3E+18 2,0E+18
Tc 99m 6,0E+18 6,0E+18 5,9E+18 5,1E+18 1,9E+18
Ru 103 5,6E+18 5,6E+18 5,6E+18 5,5E+18 5,1E+18
Ru 105 3,6E+18 3,2E+18 1,5E+18 8,8E+16 2,7E+10
Ru 106 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18 1,4E+18
Rh 105 3,4E+18 3,4E+18 3,3E+18 2,4E+18 3,7E+17
Sb 127 3,2E+17 3,2E+17 3,1E+17 2,7E+17 1,3E+17
Sb 129 1,1E+18 9,9E+17 4,4E+17 2,5E+16 5,0E+09
Te 127 3,1E+17 3,1E+17 3,1E+17 2,9E+17 1,6E+17
Te 127m 3,9E+16 3,9E+16 3,9E+16 3,9E+16 3,9E+16
Te 129 1,1E+18 1,1E+18 6,3E+17 1,4E+17 1,0E+17
Te 129m 1,7E+17 1,7E+17 1,7E+17 1,7E+17 1,5E+17
Te 131m 5,3E+17 5,2E+17 4,6E+17 3,1E+17 3,3E+16
Te 132 5,2E+18 5,2E+18 5,0E+18 4,2E+18 1,8E+18
Cs 134 3,5E+17 3,5E+17 3,5E+17 3,5E+17 3,5E+17
Cs 136 1,3E+17 1,3E+17 1,3E+17 1,3E+17 1,0E+17
Cs 137 3,0E+17 3,0E+17 3,0E+17 3,0E+17 3,0E+17
Ba 140 6,7E+18 6,7E+18 6,6E+18 6,3E+18 5,1E+18
La 140 6,8E+18 6,8E+18 6,8E+18 6,7E+18 5,7E+18
Ce 141 6,3E+18 6,3E+18 6,3E+18 6,2E+18 5,7E+18
Ce 143 5,9E+18 5,8E+18 5,2E+18 3,6E+18 4,8E+17
Ce 144 4,1E+18 4,1E+18 4,1E+18 4,1E+18 4,0E+18
Pr 143 5,8E+18 5,8E+18 5,8E+18 5,7E+18 5,0E+18
Np 239 7,2E+19 7,2E+19 6,7E+19 5,4E+19 1,7E+19
Pu 238 4,5E+15 4,5E+15 4,5E+15 4,5E+15 4,5E+15
Pu 239 1,2E+15 1,2E+15 1,2E+15 1,2E+15 1,2E+15
Pu 240 1,4E+15 1,4E+15 1,4E+15 1,4E+15 1,4E+15
Pu 241 3,2E+17 3,2E+17 3,2E+17 3,2E+17 3,2E+17
Am 241 2,8E+14 2,8E+14 2,8E+14 2,8E+14 2,8E+14
Cm 242 7,8E+16 7,8E+16 7,8E+16 7,8E+16 7,7E+16
Cm 244 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15 3,1E+15
Summe 1,8E+20 1,8E+20 1,7E+20 1,4E+20 7,8E+19
Total 7,9E+20 3,3E+20 2,5E+20 1,9E+20 1,0E+20

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 99
ANHANG 2
FORMULAR ZUR VEREINFACHTEN DOSISBERECHNUNG

100 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Dokumentation der Dosisberechung
mit dem Leitfaden nach dem vereinfachten
Verfahren
Bearbeiter:
Szenario:
Datum: Uhrzeit:
Nuklidgruppe i
Ermittelte Dosis
Expositionspfad
Eingangsgrößen Umrechnen der Windgeschwindigkeit nach Bild 2-1
Windgeschwind. u m·s -1 z / 10 m u/u10 u10
in Messhöhe z m m·s -1
Diffusions-
Kategorie
Meteorologische
Stabilität Gewählte Parameter für die Arbeit mit dem Leitfaden
A B Labil 0,5 m·s -1 1,0 m·s -1 3,0 m·s -1 --------------
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
F sehr stabil 0,7 m·s -1 1,0 m·s -1 3,0 m·s -1 --------------
Niederschlagsintens. I kein 2 mm·h -1 3 mm·h -1 5 mm·h -1 --------------
Freisetzungshöhe h m 20 m 50 m 100 m 150 m
Entfernung zum Emissionsort _____ km Zeit nach Ende der Kettenreaktion ______ h Dosisberechnung für Kleinkinder / Erwachsene
Aktivität Ai
Summen
Ausbreitungsfaktor
dominanten
Exp.-pfades
Leitnuklide Bild 3-1 – 3-12 Tab. 3-9, 3-10
Dosis des
Faktor
Effektive Dosis
der
Nuklidgruppe
Umrechnungsfaktor
Schilddrüsen-
Dosis
Iod
Schilddrüsendosis
Bq s·m -3 Sv·m 3·Bq -1·s -1 Sv
Inhalation
Edelgase
Effektive Dosis
Wolkenstrahlung
wenn kein Niederschlag erwartet wird:
Iod
Effektive Dosis
Inhalation
Schwebstoffe
Effektive Dosis
Inhalation
wenn Niederschlag erwartet wird:
statt der beiden vorherigen Zeilen
Iod
Effektive Dosis
Bodenstr. nasse Dep.
Schwebstoffe
Effektive Dosis
Bodenstr. nasse Dep.
= 1,0E+3 =
= 1,0E+3 =
= 1,3E+3 =
= 1,1E+3 =
Washoutfaktor
W
Umrechnungsfaktor
mSv mSv
trocken
Gesamte
effektive Dosis
Bei Washoutfaktor W Korrekturfaktor für
Bild 3-13, 3-14 Tab. 3-9, 3-10 Niederschlagintensität berücksichtigen!
mSv
= 2,0E+3 =
= 1,5E+3 =
+
+
+
+
mit Niederschlag
+
+

Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 101
ANHANG 3
ISOPLETHEN
(Quelle: [ERL 03])

102 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
Um ein Bild der möglichen räumlichen Verteilung der Konzentrationen radioaktiver Stoffe zu
gewinnen, können die im folgenden abgedruckten Isoplethen (Linien gleicher Konzentration)
benutzt werden. Der Satz enthält Isoplethen für die Diffusionskategorien (abgekürzt: DK)
„labil“, „neutral bis stabil “ und „sehr stabil“ für verschiedene Windgeschwindigkeiten
zwischen 0,5 m·s -1 und 8 m·s -1 sowie Freisetzungshöhen (Abkürzung: H) von 20 m, 50 m,
100 m und 150 m (siehe untenstehende Tabelle). Die Windgeschwindigkeiten beziehen sich
auf eine Messhöhe von 10 m (Abkürzung: u10). Umrechnungen auf andere Messhöhen sind
mit Hilfe von Bild 2-1 möglich.
Das errechnete Maximum ist durch einen Stern auf der Ausbreitungsachse gekennzeichnet,
soweit es auf der Zeichenfläche darstellbar ist. Die Linien gleicher Konzentrationen beziehen
sich auf den jeweiligen Maximalwert des Ausbreitungsfaktors (siehe Tabelle 3-5) und geben
den Abfall auf die Anteile 0,7, 0,4, 0,2, 0,1 (letztere fett gezeichnet) und entsprechend weiter
bis 0,001 des Maximums wieder.
Es wird empfohlen, sich auf der Basis der Vorlagen Klarsichtfolien herzustellen, um diese
direkt auf Landkarten auflegen zu können.
Der Isoplethen-Satz liegt im Maßstab 1:50 000 vor. Eine Übersicht mit Foliennummern und
Seitenzahlen enthält die folgende Tabelle.
Freisetzungshöhe Windgeschwindigkeit Labil Neutral bis Sehr stabil
H
u10
stabil
20 m 0,5 bzw. 0,7 m·s -1 1 / Seite 103 13 / Seite 115 29 / Seite 131
1 m·s -1 2 / Seite 104 14 / Seite 116 30 / Seite 132
3 m·s -1 3 / Seite 105 15 / Seite 117 31 / Seite 133
8 m·s -1 --- 16 / Seite 118 ---
50 m 0,5 bzw. 0,7 m·s -1 4 / Seite 106 17 / Seite 119 32 / Seite 134
1 m·s -1 5 / Seite 107 18 / Seite 120 33 / Seite 135
3 m·s -1 6 / Seite 108 19 / Seite 121 34 / Seite 136
8 m·s -1 --- 20 / Seite 122 ---
100 m 0,5 bzw. 0,7 m·s -1 7 / Seite 109 21 / Seite 123 35 / Seite 137
1 m·s -1 8 / Seite 110 22 / Seite 124 36 / Seite 138
3 m·s -1 9 / Seite 111 23 / Seite 125 37 / Seite 139
8 m·s -1 --- 24 / Seite 126 ---
150 m 0,5 bzw. 0,7 m·s -1 10 / Seite 112 25 / Seite 127 38 / Seite 140
1 m·s -1 11 / Seite 113 26 / Seite 128 39 / Seite 141
3 m·s -1 12 / Seite 114 27 / Seite 129 40 / Seite 142
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 103
1
1:50 000
1/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 9,5E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: labil, u10: 0,5 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss
Isoplethen

104 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
2
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
1/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 7,9E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: labil, u10: 1 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 105
3
1:50 000
1/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 3,7E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: labil, u10: 3 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss
Isoplethen

106 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
4
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
7/1000
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 6,4E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: labil, u10: 0,5 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 107
5
1:50 000
7/1000
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 5,3E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: labil, u10: 1 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss
Isoplethen

108 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
6
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
7/1000
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 2,6E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: labil, u10: 3 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 109
7
1:50 000
4/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 8,1E-06 s/m**3 bei ca. 250 m
DK: labil, u10: 0,5 m/s, H: 100 m
Isoplethen

110 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
8
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
4/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 6,8E-06 s/m**3 bei ca. 250 m
DK: labil, u10: 1 m/s, H: 100 m
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 111
9
1:50 000
4/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 3,5E-06 s/m**3 bei ca. 250 m
DK: labil, u10: 3 m/s, H: 100 m
Isoplethen

112 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
10
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
7/100
✕ ✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 4,0E-06 s/m**3 bei ca. 500 m
DK: labil, u10: 0,5 m/s, H: 150 m
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 113
11
1:50 000
7/100
✕ ✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 3,2E-06 s/m**3 bei ca. 500 m
DK: labil, u10: 1 m/s, H: 150 m
Isoplethen

114 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
12
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
7/100
✕ ✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,6E-06 s/m**3 bei ca. 375 m
DK: labil, u10: 3 m/s, H: 150 m
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 115
13
1:50 000
2/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,1E-04 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: neutral bis stabil, u10: 0,5 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss
Isoplethen

116 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
14
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
2/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,0E-04 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: neutral bis stabil, u10: 1 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 117
15
1:50 000
2/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 6,4E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: neutral bis stabil, u10: 3 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss
Isoplethen

118 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
16
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
2/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 2,8E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: neutral bis stabil, u10: 8 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 119
17
1:50 000
2/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 5,7E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: neutral bis stabil, u10: 0,5 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss
Isoplethen

120 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
18
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
2/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 5,2E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: neutral bis stabil, u10: 1 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 121
19
1:50 000
2/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 3,1E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: neutral bis stabil, u10: 3 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss
Isoplethen

122 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
20
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
2/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,3E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: neutral bis stabil, u10: 8 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 123
21
1:50 000
4/10
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ ✷
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 2,2E-06 s/m**3 bei ca. 1625 m
DK: neutral bis stabil, u10: 0,5 m/s, H: 100 m
Isoplethen

124 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
22
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
4/10
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ ✷
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,8E-06 s/m**3 bei ca. 1500 m
DK: neutral bis stabil, u10: 1 m/s, H: 100 m
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 125
23
1:50 000
4/10
✕ ✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,4E-06 s/m**3 bei ca. 1375 m
DK: neutral bis stabil, u10: 3 m/s, H: 100 m
Isoplethen

126 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
24
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
4/10
✕ ✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 6,9E-07 s/m**3 bei ca. 1250 m
DK: neutral bis stabil, u10: 8 m/s, H: 100 m
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 127
25
1:50 000
7/10
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ ✷
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 8,3E-07 s/m**3 bei ca. 3125 m
DK: neutral bis stabil, u10: 0,5 m/s, H: 150 m
Isoplethen

128 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
26
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
7/10
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ ✷
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 7,4E-07 s/m**3 bei ca. 2875 m
DK: neutral bis stabil, u10: 1 m/s, H: 150 m
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 129
27
1:50 000
7/10
✕ ✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 5,3E-07 s/m**3 bei ca. 2500 m
DK: neutral bis stabil, u10: 3 m/s, H: 150 m
Isoplethen

130 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
28
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
7/10
✕ ✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 2,7E-07 s/m**3 bei ca. 2375 m
DK: neutral bis stabil, u10: 8 m/s, H: 150 m
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 131
29
1:50 000
2/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,1E-04 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: sehr stabil, u10: 0,7 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss
Isoplethen

132 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
30
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
2/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,1E-04 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: sehr stabil, u10: 1 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 133
31
1:50 000
2/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 6,9E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: sehr stabil, u10: 3 m/s, H: 20 m, mit Gebäudeeinfluss
Isoplethen

134 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
32
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
4/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 4,8E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: sehr stabil, u10: 0,7 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 135
33
1:50 000
4/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 4,4E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: sehr stabil, u10: 1 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss
Isoplethen

136 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
34
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
4/100
✕✷
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 2,3E-05 s/m**3 bei ca. 125 m
DK: sehr stabil, u10: 3 m/s, H: 50 m, mit Gebäudeeinfluss
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 137
35
1:50 000
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ ✷
7/10
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 3,5E-07 s/m**3 bei ca. 10750 m
DK: sehr stabil, u10: 0,7 m/s, H: 100 m
Isoplethen

138 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
36
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ ✷
7/10
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 3,3E-07 s/m**3 bei ca. 11250 m
DK: sehr stabil, u10: 1 m/s, H: 100 m
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 139
37
1:50 000
7/10
✕
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 2,5E-07 s/m**3 bei ca. 12750 m
DK: sehr stabil, u10: 3 m/s, H: 100 m
Isoplethen

140 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
38
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
✕
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
1/10
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,0E-07 s/m**3 bei ca. 22000 m
DK: sehr stabil, u10: 0,7 m/s, H: 150 m
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 der maximalen Konzentration
Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung 141
39
1:50 000
✕
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
1/10
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 1,0E-07 s/m**3 bei ca. 23000 m
DK: sehr stabil, u10: 1 m/s, H: 150 m
Isoplethen

142 Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung
40
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 der maximalen Konzentration
1:50 000
✕
1 km 2 km 3 km 4 km 5 km 6 km 7 km 8 km 9 km 10 km 11 km 12 km
4/10
✕ Quelle
✷ Max. Ausbreitungsfaktor 8,6E-08 s/m**3 bei ca. 27875 m
DK: sehr stabil, u10: 3 m/s, H: 150 m
Isoplethen

I
Schnelle Dosisabschätzung
Freigesetzte Bemerkung 1 km 2 km 5 km 10 km
Aktivität
Effektive Dosis in mSv durch radioaktive Edelgase (Kleinkinder)
10 15 Bq Genehmigungswert pro Jahr 0,09 0,04 0,01 0,005
10 17 Bq 9 4 1 0,5
10 19 Bq Kerninventar 860 370 130 54
Effektive Dosis in mSv durch Radioiod (Kleinkinder)
10 10 Bq I 131 Genehmigungswert pro Jahr 2E-03 7E-04 3E-04 1E-04
(I 131) (trockene Witterung)
10 15 Bq Trockene Witterung,
27 12 4 2
Inhalation dominiert
10 15 Bq Nasse Witterung,
32 15 6 3
Bodenstrahlung dominiert
Schilddrüsendosis in mSv durch Radioiod (Kleinkinder)
10 15 Bq Inhalation 410 180 61 26
Effektive Dosis in mSv durch radioaktive Schwebstoffe (Kleinkinder)
10 10 Bq Genehmigungswert pro Jahr 2E-04 1E-04 4E-05 2E-05
(trockene Witterung)
10 15 Bq Trockene Witterung,
24 10 4 2
Inhalation dominiert
10 15 Bq Nasse Witterung,
Bodenstrahlung dominiert
41 21 9 5
II
Zugrunde liegende Annahmen und Feststellungen
1. Die schnelle Dosisabschätzung ist das Ergebnis überschlägiger Rechnungen für die Achse
der Hauptausbreitungsrichtung auf zwei Stellen grob gerundet. Sie ist mittels Dreisatz auf
andere Quellstärken übertragbar.
2. Unfallbedingte Freisetzung aus dem Gleichgewichtskern eines Konvoireaktors nach einer
Stillstandszeit von 8 Tagen und anschließender Betriebsdauer von 100 Tagen 6 Stunden
nach Ende der Kettenreaktion. Die Dosiswerte gelten für entsprechende Nuklidgemische,
vgl. Tabelle 3–9 und Tabelle 3–10 (für Leitnuklid I 131).
3 Freisetzung aus Gebäude (Freisetzungen in größeren Höhen führen zu geringeren Dosen in
geringer Entfernung zur Quelle, ab 2 km werden die Unterschiede im allgemeinen gering).
4. Windgeschwindigkeit 3 m/s in Messhöhe 10 m über Störniveau. Höhere Windgeschwindigkeiten
führen zu geringeren Strahlendosen, in erster Näherung umgekehrt proportional
zur Windgeschwindigkeit. Nasse Witterung wurde mit 2 mm Regen pro Stunde angenommen.
5. Kurzzeitausbreitungsfaktoren der neutralen bis stabilen Wetterlage (entsprechend Pasquill'schen
Diffusionskategorien C, D oder E). Die labile Kategorie (A, B) ergibt in kurzer
Entfernung bis zu einigen hundert Metern höhere Werte, ab etwa 1 km erheblich niedrigere.
Die sehr stabile Kategorie (F) kann im Vergleich zur neutralen Wetterlage bis zu
etwa 1,5 km wesentlich geringere Werte ergeben, ab dann etwa gleiche und weiter entfernt
höhere Werte. Dies gilt insbesondere für größere Freisetzungshöhen und / oder mechanisch/thermischen
Auftrieb der Freisetzung.
6. Mittlere Genehmigungswerte jährlich zulässiger Ableitungen radioaktiver Stoffe mit der
Fortluft aus Kernkraftwerken in Deutschland:
- radioaktive Edelgase : 10 15 Bq /a
- I 131: 10 10 Bq /a
- radioaktive Schwebstoffe: 10 10 Bq /a

III
Formeln
Expositionspfad Nuklidgruppenspezifische Rechnung Werte bzw. Fundstellen im Text
Dosis: Summe
über Nuklidgruppen
und
Expositionspfade
(Schilddrüsendosis:
nur Inhalation)
Gamma-
Submersion
Inhalation
(Bei Schilddrüsendosis
nur Iodisotope
betrachten)
H H
w,
i
H
h,
i
H
b,
i
i
H A
g w,
i i w , i
i {Edelgas, Iod, Schwebstoff}
H A
V
1,5
h,
i i
gh , i
i {Iod, Schwebstoff}
A i :
Freisetzungsabschätzung durch
den Betreiber, ergänzende Information
(Inventar, Freisetzungsfaktoren)
in Kapitel 1
: Bilder 3-1 bis 3-12
g ,
, 1,5
W i
, b
K b
i
V g h , i
g :
Tabellen 3-9 und 3-10
v g,Iod : 1·10 -2 m·s -1
v g,Schwebstoff : 1,5·10 -3 m·s -1
W: Bilder 3-13 und 3-14
b: 1 (bei 7-Tage-Dosis)
Gamma-Boden
H A
(
v
W)
b(
g K
)
bi , i g,
i b b i
i {Iod, Schwebstoff}
IV
Vereinfachtes Verfahren zur Dosisberechnung
Tabelle 3–12 in Kapitel 3.9 und Anhang 2
V
Verteilung der Dosen in der Fläche
Die schnelle Dosisabschätzung nach Abschnitt I gilt für die Achse in der Hauptausbreitungsrichtung.
Im Umfeld ergeben sich Dosisverteilungen etwa entsprechend den Konzentrationen
radioaktiver Stoffe in der Luft, wie sie in Anhang 3 dargestellt sind.
Schwachwindwetterlagen mit in der Regel großen Windrichtungsschwankungen (vorwiegend
bei labilen, manchmal auch bei stabilen Situationen) ergeben breitere Verteilungsmuster.
VI
Eingreifrichtwerte für die Bevölkerung
Tabelle 4–1 in Kapitel 4.1.1
VII
Hinweis zur Ingestionsdosis
Die Schilddrüsendosis durch Ingestion von Radioiod über den Weide – Kuh – Milch –
Pfad kann um den Faktor 200 bis 1000 höher sein als die Inhalationsdosis im gleichen
Gebiet.

In der Reihe Berichte der Strahlenschutzkommission (SSK)
zuletzt erschienen:
Heft 30
Heft 31
Heft 32
Heft 33
Heft 34
Heft 35
Heft 36
Jahresbericht 2001 der Strahlenschutzkommission
Inklusive CD-ROM mit allen im Internet-Angebot (Stand 01.03.2002) vorhandenen
Empfehlungen und Stellungnahmen der Strahlenschutzkommission im Volltext
2002, 84 Seiten, ISBN 3-437-21529-9, € 14,50
Mammographie-Screening in Deutschland: Bewertung des Strahlenrisikos
Stellungnahme der Strahlenschutzkommission mit wissenschaftlicher Begründung
2002, 68 Seiten, ISBN 3-437-21166-3, € 13,50
Stand der Forschung zu den „Deutschen Uranbergarbeiterstudien“
1. Fachgespräch am 7./8. Mai 2001 in Sankt Augustin
2002, 120 Seiten, 4 Abbildungen, 22 Tabellen, ISBN 3-437-22167-1, € 17,50
Jahresbericht 2002 der Strahlenschutzkommission
Inklusive CD-ROM mit allen im Internet-Angebot (Stand 28.02.2003) vorhandenen
Empfehlungen und Stellungnahmen der Strahlenschutzkommission im Volltext
2003, 88 Seiten, ISBN 3-437-22168-X, € 15,75
Anforderungen an die Kontaminationskontrolle beim Verlassen eines
Kontrollbereichs
2003, 82 Seiten, ISBN 3-437-22169-8, € 14,75
Ermittlung der durch kosmische Strahlung verursachten Strahlenexposition
des fliegenden Personals - Vorschlag zur Umsetzung des § 103 StrlSchV -
Empfehlung der Strahlenschutzkommission und Wissenschaftliche Begründung
2003, 64 Seiten, ISBN 3-437-22176-0, € 12,00
Empfehlungen zur sicheren Anwendung magnetischer Resonanzverfahren
in der medizinischen Diagnostik
2003, 64 Seiten, ISBN 3-437-22177-9, € 13,00
Die Strahlenschutzkommission im Internet:
www.ssk.de