Die Sicherheit von CASTOR -Transporten

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1 Die Sicherheit von CASTOR -Transporten Autor: Bernd Lorenz, GNS Transporte abgebrannter Brennelemente in die zentralen Zwischenläger Gorleben und A- haus sind immer wieder von Demonstrationen der Kernenergiegegner begleitet worden. Die Informationen darüber in den Medien hatten meist die Protestaktionen selbst, die keinesfalls immer nur friedlich waren, im Mittelpunkt; Hintergrundinformationen über die Motive der Demonstranten oder über Sicherheitsfragen waren spärlich oder gar nicht verfügbar. Wenn Sachinformationen angeboten wurden, so geschah dies nicht selten in einseitiger Weise, die Gefahren der CASTOR -Transporte betonend. Es entstand so bei vielen Menschen, die sich nur am Rande mit dem Thema beschäftigen, der Eindruck, Transporte radioaktiver Stoffe seien gefährlich und deshalb möglichst zu vermeiden. Im folgenden Artikel werden deshalb Sachinformationen vermittelt, in der Hoffnung, diesen zwar verbreiteten, aber dennoch falschen Eindruck, korrigieren zu können. Transporte radioaktiver Stoffe und insbesondere auch Transporte abgebrannter Brennelemente gehören weltweit zu den sichersten Transporten überhaupt. Transportbedingungen schaffen Sicherheit Transporte radioaktiver Stoffe erfolgen auf der Grundlage weltweit geltender Sicherheitsstandards, die von der Internationalen Atomenergie-Organisation (IAEA) festgelegt werden. Bis zum Jahre 2001 waren dies die Safety Series No. 6 Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material 1985 Edition (As Amended 1990) /IAEA 90/. Die Safety Series No. 6 existiert seit 1961, die ihr zu Grunde liegende Sicherheitsphilosophie hat sich weltweit bewährt. Beginnend mit dem Jahre 2001 wird die überarbeitete Safety Series No. 6 unter dem Titel TS-R-1 /IAEA 00/die Grundlage für die Transporte radioaktiver Stoffe bilden. Die Festlegungen der TS-R-1 entsprechen im wesentlichen denen der Safety Series No. 6. Ergänzungen wurden insbesondere für den Transport radioaktiver spaltbarer Stoffe auf dem Luftweg sowie für den Transport von Uranhexafluorid vorgenommen, u. a. wurde eine neue Verpackungskategorie, die Typ C-Verpackung, eingeführt. Generell kann man aber sagen, dass die bewährten bisherigen Transportvorschriften im wesentlichen so belassen wurden. Weltweit werden jährlich über 10 Mio. Versandstücke mit radioaktiven Stoffen transportiert; in der Bundesrepublik sind es nach Angaben des Bundesministeriums für Verkehr ca Versandstücke pro Jahr /BMV 96/. Kernbrennstofftransporte, und hierunter fallen auch die Transporte bestrahlter und unbestrahlter Brennelemente, sind relativ selten. Die Anzahl der Seite 1 von 9

2 Transporte abgebrannter Brennelemente liegt nur im Bereich von 50 bis 100 pro Jahr, davon entfällt wiederum ein nur sehr geringer Teil auf Transporte in zentrale Zwischenläger. Diese Zahlen galten für den Zeitraum vor Zwischen 1998 und dem Jahr 2001 sind bekanntlich keine Transporte abgebrannter Brennelemente aus Leistungsreaktoren durchgeführt worden. Inzwischen beginnen sich diese Transporte jedoch wieder zu normalisieren; sie werden bis zum Jahre 2005 fortgeführt, solange entsprechend der Vereinbarung zwischen der Bundesregierung und den EVU noch Brennelemente zur Wiederaufarbeitung im Ausland angeliefert werden können Sicherheitskonzept für Transporte radioaktiver Stoffe Die seit nunmehr 40 Jahren weltweit angewandten Transportbedingungen für radioaktive Stoffe beruhen auf dem Sicherheitskonzept, dass in Abhängigkeit von dem zu transportierenden radioaktiven Inventar die Anforderungen an die Verpackung entsprechend gestaltet werden. Das heißt, je größer die Aktivität des radioaktiven Inventars, desto höher sind die Anforderungen an die Widerstandsfähigkeit der Verpackung. Für Brennelementtransporte sind die bisher strengsten Verpackungsanforderungen durch den sogenannten Typ B(U) festgelegt. Typ B(U) bedeutet, dass die Verpackung auch Unfällen widersteht und dabei die Integrität und Abschirmung der Verpackung erhalten bleibt. Unfälle bei dem Transport radioaktiver Stoffe sind sehr selten. Für den Transport abgebrannter Brennelemente in Typ B(U)- Behältern kann sogar festgestellt werden, dass es weltweit keinen einzigen Unfall gab, der zu einer Freisetzung radioaktiver Stoffe geführt hat. Die Typ B(U)-Prüfbedingungen, und hierzu zählt beispielsweise ein Fall aus einer Höhe von 9 m, ein Fall auf einen Stahldorn aus der Höhe von 1 m sowie ein Feuertest, bei dem eine Temperatur von 800 ºC über 30 Minuten auf den Behälter mit dem größtmöglichen Wärmeübertrag einwirkt, decken die wahrscheinlichsten Unfallszenarien ab. In öffentlichen Diskussionen wird immer wieder die Frage gestellt, was passieren würde, wenn es Unfälle gibt, die einen höheren Lasteintrag bewirken als der bei den IAEA-Prüfungen festgelegte. Zu diesem Thema hat es weltweit verschiedene Extremversuche gegeben /BMVBW 99/, bei denen beispielsweise eine 140 Mg schwere Lok mit 3 D-Zugwagen auf einen auf den Schienen befindlichen Behälter mit 165 km/h aufprallte; ein anderer Versuch wurde mit einem raketenbetriebenen LKW vorgenommen, der einen Brennelementbehälter mit sich führte und mit 130 km/h gegen eine Betonwand gesteuert wurde. Am eindrucksvollsten ist wahrscheinlich der Versuch, bei dem ein Flugzeugabsturz auf einen Brennelementbehälter simuliert wurde durch Beschuss mit einem Projektil, das eine Masse von 1 Mg hatte. Dieses Projektil wurde mit einer Geschwindigkeit von 300 m/s auf die Mantelfläche und auf den empfindlichsten Teil des Behälters, den Deckel, geschossen. In allen diesen Versuchen blieb die Integrität des Seite 2 von 9

3 Behälters erhalten. Es traten keine Beeinträchtigungen der Abschirmungswirkung auf und die Dichtheit der Behälter war auch nach diesen Versuchen noch gegeben, wobei bei dem letztgenannten Beschuss auf den Deckelbereich die ursprüngliche Dichtheit sich etwas verringert hatte. Man kann aber sagen, dass die verbleibende Restdichtheit ausgereicht hätte, um einen Transport ohne die Gefährdung von Personen durchführen zu können. In der öffentlichen Diskussion wird vielfach angeführt, dass man die oben beschriebenen Prüfungen gemäß IAEA-Vorschriften an jedem konkreten Behältertyp durchführen müsste und es nicht ausreicht, nur über rechnerische Nachweise vorzugehen. Zum Nachweis der Anforderungen an die Verpackungen radioaktiver Stoffe, also auch an die Brennelementbehälter, werden in den IAEA Transport Regulations ( 701 in TS-R-1) folgende vier Methoden als Möglichkeiten aufgeführt: a) Experimente (Tests) mit Original-Baumustern (tests with specimens) b) Experimente (Tests) mit Modell-Baumustern (tests with models of appropriate scale) c) Bezugnahme auf frühere, zufriedenstellende und annähernd ähnliche Nachweise (reference to previous demonstrations) oder d) Rechnungen oder eine Kombination dieser Methoden (calculations or reasoned arguments). Bei den CASTOR -V-Behältern, also den Brennelementbehältern von Typ CASTOR V/19 und CASTOR V/52, die derzeit für die im Genehmigungsverfahren befindlichen Standortzwischenläger eine große Rolle spielen, wird eine Kombination dieser Methoden für die Sicherheitsnachweise verwendet. Das heißt, es werden alle verfügbaren Erkenntnisse genutzt und verwertet. Insbesondere stützt man sich auf Erkenntnisse, die zu Beginn der Entwicklung dieser Behälterfamilie bei Fallversuchen mit dem sogenannten Japancastor gewonnen wurden. Der Japancastor war das Ergebnis einer Technologiekooperation von GNS/GNB und japanischen Partnern und repräsentierte hinsichtlich Auslegung, Konstruktion, Werkstoff, Abmessungen und Masse die späteren Serienbehälter der CASTOR -V-Familie. Dies lässt ein Blick auf die geometrischen Abmessungen (Tab. 1) auch für Nicht-Fachleute deutlich werden. Seite 3 von 9

4 Tabelle 1 Parameter Außendurchmesser [mm] Japan- CASTOR CASTOR V/19 CASTOR V/52 CASTOR HAW 20/28 CG (ohne Rippen) (über Rippen) (über Rippen) (über Rippen) Schachtdurchmesser [mm] Wanddicke [mm] Behälterlänge [mm] Transportmasse [Mg] 110,1 138,4 136,1 112,0 Der Japancastor ist wie die CASTOR V-Behälter aus Gusseisen mit Kugelgraphit, verfügt über Moderatorbohrungen in der Behälterwand und ein Doppeldeckeldichtsystem, ist also von dem konstruktiven Aufbau mit den CASTOR V-Behältern identisch. In dem 1989 veröffentlichten Versuchsbericht über die Fallversuche mit dem Japancastor wird dargestellt, dass selbst unter extremen Temperaturbedingungen (-40º C) als auch bei künstlich eingebrachten Fehlstellen in die Behälterwandung keine Änderung der Dichtheit des Behälters nach einem 9m-Fallversuch zu verzeichnen war und die Integrität des Behälters gewährleistet blieb. Neben diesem Fallversuch mit dem Japancastor ist natürlich die Gesamtheit der in der Vergangenheit durchgeführten Fallversuche Basis für die Bewertung durch die mit der Prüfung der Sicherheitsnachweise beauftragten Behörden und Gutachter, insbesondere der Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM). Die BAM hat insgesamt über 70 Fall- und Brandversuche mit Behältern des Typs CASTOR und vergleichbarer Bauart durchgeführt und auf dieser Grundlage ein einheitliches Bewertungskonzept für die Prüfung der Sicherheitsnachweise aufgestellt /BUND 98/. Es liegt also nicht nur ein großer Erfahrungsschatz an Experimenten vor, sondern auch eine wissenschaftliche Auswertung dieser Experimente; dies ist ein Vorgehen, das in der Ingenieurtechnik übliche Praxis darstellt. Neben der eben dargestellten Frage der Unfallsicherheit werden in der öffentlichen Diskussion vielfach Fragen zur verbleibenden Reststrahlung aus den Behältern, dabei insbesondere die Frage der Bewertung der Neutronenstrahlungskomponente und, in den letzten Jahren auch Fragen zur Kontamination der Behälteroberfläche, also des Vorhandenseins von nicht festhaftenden radioaktiven Verunreinigungen, gestellt. Seite 4 von 9

5 Dosisleistungen an CASTOR -Behältern CASTOR -Behälter sind Transport- und Lagerbehälter, das heißt, sie müssen neben den Anforderungen, die aus den verkehrsrechtlichen Vorschriften resultieren (das heißt in unserem Fall, sie müssen die Qualifikation eines Typ B(U)-Behälters aufweisen) darüber hinaus auch die Anforderungen erfüllen, die an einen Zwischenlager-Behälter gestellt werden. Aus beiden Eignungen resultieren Ortsdosisleistungskriterien, die wie folgt definiert werden können: a) aus dem Verkehrsrecht eine maximal zulässige Oberflächendosisleistung von 10 msv/h (Transport unter ausschließlicher Verwendung) und eine maximale Dosisleistung in 2 m Abstand von den senkrechten Außenflächen des Fahrzeuges von 0,1 msv/h. b) aus den Lageranforderungen eine Dosisleistung an der Oberfläche von maximal 0,5 msv/h. (Dieser Wert wurde in den jetzt laufenden Verfahren für Standortzwischenläger vielfach beantragt). Die Angabe einer Dosisleistung in msv/h bedeutet, dass es sich hier um eine sogenannte Äquivalentdosisleistung handelt. Der Begriff der Äquivalentdosis ist im Strahlenschutz eingeführt worden, um unterschiedliche Strahlenarten miteinander vergleichen zu können. Die Maßeinheit der Äquivalentdosis ist das Sievert (Sv), abgeleitete Größen sind dann das msv (0,001 Sv) oder das µsv (0, Sv). Messergebnisse von Ortsdosisleistungen an Brennelementbehältern werden häufig in der Maßeinheit msv/h oder µsv/h angegeben. Die Äquivalentdosis ist auch die Größe, in der Grenzwerte in den Strahlenschutzrechtsvorschriften definiert werden; sie widerspiegelt bereits die unterschiedliche biologische Wirksamkeit verschiedener Strahlungsarten in der notwendigen Weise. Für Personen aus der Bevölkerung ist dieser Grenzwert mittlerweile 1 msv/jahr (1000 µsv/jahr). Die natürliche Strahlenexposition, der ein Bundesbürger ohne sein Zutun ausgesetzt ist, liegt durchschnittlich bei 2,4 msv/jahr, sie kann zwischen 1-10 msv/jahr schwanken /BMU 96/. Für die Bewertung einer Strahlenexposition ist es lediglich erforderlich, über die Höhe der Äquivalentdosis Bescheid zu wissen. Wenn, wie das in Brennelementbehältern meistens der Fall ist, die Strahlung, die aus dem Behälter noch heraustritt, sich aus Neutronen- und Gammastrahlung zusammensetzt, dann werden jeweils diese beiden Strahlungsanteile nach der Beladung separat bestimmt. Hierzu benötigt man auch unterschiedliche Messgeräte. Anschließend werden beide Strahlungsanteile summiert. Seite 5 von 9

6 Hinsichtlich der Wichtung der einzelnen Strahlungskomponenten hat es in der jüngsten Vergangenheit eine Änderung bei der Bewertung der Neutronenstrahlung gegeben. Diese Änderung ist im deutschen Strahlenschutzrecht mit der Änderung der Strahlenschutzverordnung, die im Jahre 2001 erwartet wird, umgesetzt. In der Praxis wurde bereits in den letzten Jahren bei der Erstellung von Sicherheitsnachweisen mit den neuen Bewertungsfaktoren gerechnet. Auch wenn es zu diesem Thema gelegentlich einzelne Meinungen gibt, dass die Neutronenstrahlung nicht hinreichen berücksichtigt wäre, so besteht doch international in der Strahlenschutz-Fachwelt übereinstimmend die Auffassung, dass die nunmehr festgelegten Wichtungsfaktoren für Neutronenstrahlung deren Wirkung angemessen widerspiegeln /SSK 00, NMU 96/. Die Situation bezüglich der Ortsdosisleistung, was die Gamma- und Neutronenstrahlung sowie die Summe beider Strahlungskomponenten betrifft, sei beispielhaft an den Messergebnissen der Beladung im Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar (GKN) dargestellt (s. Tab. 2). Ein ähnliches Bild ergibt sich bei den Transporten der Glaskokillen, die aus der Wiederaufarbeitung nach Deutschland zurückgeführt werden. Die bei dem letzten Transport nach Gorleben gemessenen Dosisleistungen sind in einer Darstellung der Gesellschaft für Reaktorsicherheit zusammengestellt und mit der natürlichen Strahlungskomponente sowie mit den Grenzwerten verglichen (s. Abb. 1). Man erkennt an diesen Werten, dass weder für das Transportbegleitpersonal noch für Personen aus der Bevölkerung eine Gefährdung durch Brennelementtransporte entsteht. Eine am Straßenrand stehende Person wird nur eine Dosis von weit unter 1 µsv erhalten. Kontaminationen und ihre Bewertung Das Thema Kontamination an der äußeren Oberfläche von Transportbehältern für abgebrannte Brennelemente ist in den vergangenen Jahren sehr stark diskutiert worden. Grundsätzlich kann hierzu festgestellt werden, dass eine Gefährdung von Personen aus der Bevölkerung oder von Beschäftigten der Kernkraftwerke oder anderer Personen, die an Transporten beteiligt waren, nicht aufgetreten ist. Die Grenzwerte für die zulässige Kontamination bei Transporten sind äußerst niedrig; sie definieren einen bewusst gewollten Reinheitsstandard, der von den Absendern radioaktiver Versandstücke einzuhalten ist. Die Ableitung dieser Werte aus den Basisgrenzwerten für die Äquivalentdosis erfolgte aber unter außerordentlich konservativen Annahmen, beispielsweise, dass sich eine Person 8 Stunden pro Tag und 40 Stunden pro Woche Verpackungen unmittelbar handhabt. Dies ist praktisch nie der Fall. Unter realistischen Annahmen ist eine Aufnahme radioaktiver Stoffe in den Körper in Folge einer vorhandenen nicht festhaftenden Kontamination an Brennelementbehältern aus Seite 6 von 9

7 geschlossen. Personen aus der Bevölkerung kommen mit den Brennelementbehältern auch nicht in Berührung, sie sind während des Transportes von einer Haube umgeben. Ungeachtet dessen müssen Grenzwerte, wenn sie denn in Rechtsvorschriften festgelegt sind, respektiert werden. Die nunmehr festgelegten Maßnahmen der Kontaminationsvorsorge und -kontrolle bei Transporten abgebrannter Brennelemente stellen sicher, dass derartige Grenzwertüberschreitungen, wie sie in der Vergangenheit berichtet wurden, praktisch auszuschließen sind. Diese Maßnahmen beinhalten folgende wesentliche Elemente: - Vorsorge vor Kontamination insbesondere die Verwendung von Kontaminationsschutzhemden, die eine Kontamination der Oberfläche gar nicht erst zulassen - Eine umfassende messtechnische Überprüfung einschließlich einer großflächigen Kontrolle durch einen sogenannten Screening-Test - Ein konzertiertes Vorgehen aller Beteiligten nach den gleichen Grundsätzen. Die Wirksamkeit dieses Maßnahmenkomplexes ist sowohl gutachterlich bestätigt als auch behördlich akzeptiert worden /BfS 00/. Die Erfahrungen mit den wiederaufgenommenen Transporten in Frankreich, der Schweiz und neuerdings auch in Deutschland zeigen, dass mit diesen Maßnahmen die Kontaminationsproblematik beherrscht wird. Zusammenfassung Die bestehenden verkehrsrechtlichen Vorschriften gewährleisten, dass Transporte radioaktiver Stoffe sicher durchgeführt werden können. Weltweit gesammelte Erfahrungen über mehr als 40 Jahre beweisen die Tragfähigkeit des den Transportvorschriften zu Grunde liegenden Sicherheitskonzeptes. Die Prüfungen von Verpackungen für radioaktive Stoffe, insbesondere die Prüfungen von Brennelementbehältern, erfolgen auf einer wissenschaftlichen Grundlage, die aus der Auswertung von zahlreichen Experimenten sich über viele Jahre hinweg entwickelt hat. Dies ist im übrigen auch bereits in zwei Gerichtsverfahren vor Oberlandesgerichten unabhängig von einander bestätigt worden. Weder Personen aus der Bevölkerung noch Beschäftigte, die Versandstücke mit radioaktiven Stoffen handhaben, sind einer Gefährdung ausgesetzt. Eine laufende Überprüfung der verkehrsrechtlichen Anforderungen durch die Internationale Atomenergie Organisation stellt sicher, dass auch Erfahrungen, die mit Transporten radioaktiver Stoffe gemacht werden, schnell in die Rechtssetzung einfließen können und Verbesserungen, sofern sie denn als nötig erachtet werden, erfolgen können. Seite 7 von 9

8 Tabelle 2 CASTOR V/ CASTOR V/ CASTOR V/ Grenzwert nach GGVS Position Maximale Dosisleistung [µsv/h] Maximale Dosisleistung [µsv/h] Maximale Dosisleistung [µsv/h] [µsv/h] γ n γ n γ n Transporthaube 220 4,1 224, ,5 208, ,7 260, m Abstand 25 2,6 27,6 20 2,6 22,6 30 5,1 35, m seitlich 7 1,4 8,4 4 0,1 4,1 15 2,9 17,9 10-m seitlich 4 0,5 4,5 3 <0,1 3,0 6 1,3 7,3 CASTOR V/ CASTOR V/ CASTOR V/ Transporthaube 170 4,2 174, m Abstand 22 3,2 25,2 15 5,5 20,5 35 8,3 43, m seitlich 7 1,1 8,1 10 2,4 12,4 15 2,9 17,9 10-m seitlich 4 0,3 4,3 2,5 0,4 2,9 6 1,2 7,2 γ = Gammastrahlung n = Neutronenstrahlung = Summe Seite 8 von 9

9 Literaturverzeichnis /IAEA 90/ International Atomic Energy Agency, Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, 1985 Edition (As Amended 1990), Safety Series No. 6, Vienna 1990 /IAEA 00/ International Atomic Energy Agency, Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, TS-R-1 (2000 Edition), Vienna 2000 /BMV 96/ Informationsbroschüre, Bundesministerium für Verkehr, Die Beförderung radioaktiver Stoffe, 11. Auflage, August 1996 /BMVBW 99/ Informationsbroschüre, Bundesministerium für Verkehr, Bau- und Wohnungswesen, Die Beförderung radioaktiver Stoffe, 10. Auflage, September 1999 /BUND 98/ Drucksache 13/10675, Deutscher Bundestag, 7. Mai 1998 /BMU 96/ Umweltpolitik, Umweltradioaktivität und Strahlenbelastung im Jahr 1996, Drucksache 13/8630, Deutscher Bundestag 13. Wahlperiode /SSK 00/ Empfehlung der Strahlenschutzkommission, Bewertung des Risikos durch Neutronenstrahlung, 7. Dezember 2000 /NMU 96/ Niedersächsisches Umweltministerium, Stellungnahme zu der Arbeit von Prof. Dr. H. Kuni (Uni Marburg) Gefährdung der Gesundheit durch Strahlung des Castor, Januar 1996 /BfS 00/ Radioaktive Frachten unterwegs, Informationsbroschüre, Bundesamt für Strahlenschutz, 1. Auflage, 2000 bat-doku Seite 9 von 9