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Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH
Untersuchungen zur Einführung, Anwen-dung und Bewertung von Strahlenschutz-programmen für die Beförderung von radioaktiven Stoffen
Abschlußbericht zum Vorha-ben SR 2364 (Arbeitspunkt 1)
GRS - A - 3050
GRS - A - 3050
Gesellschaft für Anlagen-und Reaktorsicherheit (GRS) mbH
Untersuchungen zur Einführung, Anwendung und Bewertung von Strahlenschutzprogrammen für die Beförderung von radioaktiven Stoffen Abschlußbericht zum Vorhaben SR 2364 (Arbeitspunkt 1)
G. Schwarz H.-J. Fett F. Lange
September 2002
Auftrags-Nr.: 800 008 - 01
Anmerkung: Dieser Bericht ist von der GRS im Auftrag des Bundesministers für Umwelt, Naturschutz und Reaktor-sicherheit (BMU) im Rahmen des Vorhabens SR 2364 erstellt wor-den. Der Auftraggeber behält sich alle Rechte vor. Insbesondere darf dieser Bericht nur mit seiner Zu-stimmung zitiert, ganz oder teil-weise vervielfältigt werden bzw. Dritten zugänglich gemacht werden. Der Bericht gibt die Auffassung und Meinung des Auftragnehmers wie-der und muss nicht mit der Meinung des Auftraggebers übereinstimmen.
i
Danksagung
Der vorliegende Ergebnisbericht wurde im Auftrag des Bundesministers für Umwelt,
Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) im Rahmen des Vorhabens SR 2364 erstellt.
Die Untersuchungsergebnisse berücksichtigen und stützen sich u.a. auf Anregungen,
Diskussionen und Beiträge verschiedener nationaler und internationaler Arbeitskreise
und Gremien. Sie stützen sich weiterhin auf eine kooperative Zusammenarbeit mit ver-
schiedenen einschlägig tätigen Transportunternehmen und Organisationen. Die Auto-
ren sind daher neben dem Bundesminister für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsi-
cherheit (BMU) und dem Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) als Auftraggeber einer
Vielzahl von Personen und Organisationen, die die Arbeiten durch Bereitstellung von
Unterlagen, Informationen etc. und bei der Organisation und Durchführung von Perso-
nendosismessungen unterstützt und gefördert haben, zu Dank verpflichtet.
iii
Kurzfassung
Mit der Umsetzung der „Empfehlungen für die sichere Beförderung radioaktiver Stoffe“
in der Fassung 1996 der Internationalen Atomenergie Organisation (IAEA) in national
bindendes Recht durch Novellierung und Inkraftsetzung der verkehrsträgerspezifischen
Gefahrgutvorschriften und relevanten internationalen Regelwerke sind die an der Be-
förderung radioaktiver Stoffe Beteiligten aufgefordert, Strahlenschutzprogramme (engl.:
Radiation Protection Programme) für den Transport radioaktiver Stoffe zu entwickeln,
anzuwenden und ggf. fortzuschreiben. Vor diesem Hintergrund wurden im Rahmen des
vom Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) geför-
derten Vorhabens SR 2364 Untersuchungen und Entwicklungsarbeiten mit dem Ziel
durchgeführt:
a) die Grundanforderungen und den Anwendungsbereich von Strahlenschutzpro-
grammen zu konkretisieren und
b) Handlungsleitlinien und Orientierungshilfen zur Beurteilung der Angemessenheit
und Effizienz (Optimierung) der in einem Strahlenschutzprogramm festgelegten
Schutz- und Vorsorgemaßnahmen für potentielle Anwender/Behörden bereitzu-
stellen.
Die Untersuchungen und Entwicklungsarbeiten haben zusammenfassend zu folgen-
dem Ergebnis geführt:
Strahlenschutzprogramme für den Transport radioaktiver Stoffe regeln und dokumen-
tieren in systematischer und strukturierter Form die Strahlenschutzgrundsätze, Organi-
sation und Verantwortlichkeiten eines an der Beförderung von radioaktiven Stoffen
beteiligten Unternehmens und die Gesamtheit der gebotenen oder vorgesehenen
technischen, organisatorischen und administrativen Schutz- und Vorsorgemaßnahmen,
um die Einhaltung der betrieblichen Strahlenschutzgrundsätze einschließlich des Opti-
mierungsgrundsatzes (d.h. Optimierung von Schutz und Sicherheit) zu gewährleisten.
Die Festlegung der betrieblichen Strahlenschutz- und Sicherheitsgrundsätze und die
Bereitstellung der zur Erfüllung dieser Grundsätze erforderlichen technischen und per-
sonellen Ressourcen sind eine unternehmerische Aufgabe; betriebliche Ermessens-
spielräume finden ihr Grenzen in den anerkannten Grundsätzen vernünftigen Handelns
(good practice) und den einschlägigen gesetzlichen Bestimmungen. Unternehmen
iv
können sich zur Erfüllung der gesetzlichen Vorschriften und Erfordernisse auch eines
beauftragten (fachkundigen) Dritten mit entsprechenden Befugnissen bedienen. Die
Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen nach Maßgabe der ver-
kehrsrechtlichen Transportvorschriften stellen eine Angleichung an Verfahrensvor-
schriften und Rechtspositionen (z.B. strahlenschutz- und arbeitsschutzrechtliche Rege-
lungen) für artverwandte Tätigkeitsbereiche dar, in denen mit radioaktiven Stoffen oder
ionisierender Strahlung umgegangen und Personen einer Strahlenexposition ausge-
setzt sein können.
Das Erfordernis zur Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen rich-
tet sich an Unternehmen und Transportorganisationen, die im Anwendungsbereich des
Verkehrsrechts eigenverantwortlich an der Transportdurchführung radioaktiver Ver-
sandgüter auf öffentlichen Verkehrswegen oder an einer dem Transport unmittelbar
vor- oder nachgelagerten Tätigkeit beteiligt sind und soweit dabei Personen exponiert
werden oder exponiert werden können. Diese Voraussetzungen sind in der Regel nur
bei den unmittelbar mit dem physischen Umgang mit (verpackten oder unverpackten)
radioaktiven Stoffen befassten Unternehmen und Organisationen wie dem Versender,
Beförderer, Umschläger und Empfänger gegeben. „Expositionsfreie“ Tätigkeiten wie
Disponentenaufgaben, Transportorganisation und -planung etc. sind dagegen von dem
Erfordernis der Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen freige-
stellt. Dies gilt auch für mit der Beförderung zusammenhängende Tätigkeiten, soweit
diese außerhalb des Gültigkeitsbereiches der verkehrsrechtlichen Transportvorschrif-
ten ausgeübt werden und den transportspezifischen Belangen anderweitig Rechnung
getragen wird, wie z.B. der Transportbehälterbeladung und Abfertigung innerhalb einer
kerntechnischen Anlage.
Strahlenschutzprogramme haben der erklärten Zielsetzung des Verordnungsgebers
zufolge die Aufgabe, den Belangen der Strahlenschutzes beim Transport radioaktiver
Materialien Rechnung zu tragen, die Sicherheitskultur zu fördern und die Umsetzung
und Anwendung der von der internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP) emp-
fohlenen Strahlenschutzgrundsätze (System zur Dosisbegrenzung) in der betrieblichen
Praxis zu gewährleisten. Dieser Zielsetzung entsprechend beinhalten, regeln und be-
schreiben Strahlenschutzprogramme je nach Anwendungsfall typischerweise folgende
funktionalen Elemente und Sachverhalte:
� Beschreibung des Einsatzbereiches bzw. der Transportaufgaben
� Zuständigkeiten und Verantwortlichkeiten für den betrieblichen Strahlenschutz
v
� Dosisbestimmung und Überwachung
� Kontaminationsschutz- und -vorsorgemaßnahmen
� Optimierung von Strahlenschutz und Sicherheit
� Notfallvorsorge
� Ausbildung und Unterweisung der Arbeitskräfte
� Qualitätssicherung
Art und Umfang der im Einzelfall zu treffenden Strahlenschutz- und Vorsorgemaßnah-
men regeln sich nach dem Grad der Erforderlichkeit und werden maßgeblich von der
Höhe (und Wahrscheinlichkeit) der beförderungsbedingt zu erwartenden Strahlenexpo-
sitionen der Arbeitskräfte und der Art und Menge der zu befördernden radioaktiven
Güter bestimmt. Höhere zu erwartende Strahlenexpositionen und große zu befördern-
de Aktivitätsmengen oder solcher mit hohem Gefährdungspotential begründen daher
im allgemeinen umfassendere Vorkehrungen zur Schadensvorsorge als etwa Perso-
nendosen, die nur einen Bruchteil der beförderungsrelevanten Dosisgrenzwerte betra-
gen.
Auf dieser Grundlage wird ein nach der Höhe der Strahlenexpositionen der Arbeitskräf-
te gestaffeltes dreiteiliges Ordnungssystem von Schutz- und Vorsorgemaßnahmen
vorgeschlagen (Tabelle 5), die im Strahlenschutzprogramm im einzelnen zu konkreti-
sieren und zu dokumentieren sind. Danach sind bis zu einer für die unterste Dosiska-
tegorie maßgebenden jährlichen Personalexposition von 1 mSv pro Jahr nur bestimmte
Grundpflichten zu erfüllen. Bei darüber hinausgehenden Personendosen werden die
Grundpflichten je nach Anwendungsfall um weitere geeignete Schutz- und Vorsorge-
maßnahmen ergänzt. Insbesondere ist bei zu erwartenden Personendosen des Perso-
nals von mehr als 6 mSv/a eine individuelle Personendosisüberwachung mittels Dosi-
meter bindend vorgeschrieben.
Weiterhin wurden in Zusammenarbeit mit einschlägig tätigen Transport- und Um-
schlagunternehmen Muster-Strahlenschutzprogramme für ausgewählte Anwendungs-
bereiche und Transportaufgaben entwickelt bzw. von diesen für den vorliegenden Un-
tersuchungszweck bereit gestellt. Die Muster-Strahlenschutzprogramme sind als Anlei-
tung und Orientierungshilfe für potentielle Anwender zu verstehen und für aktuelle An-
wendungen an die jeweiligen unternehmensspezifischen Gegebenheiten anzupassen
vi
oder zu ergänzen. Die für die jeweiligen funktionalen Programmelemente und Rege-
lungstatbestände relevanten gesetzlichen Bestimmungen, Regelwerke und Anforde-
rungen werden erläutert und diskutiert.
Strahlenschutzprogramme für den Transport radioaktiver Stoffe nach Maßgabe der
gefahrgutrechtlichen Vorschriften können auch Bestandteil von anderweitig erforderlich
werdenden Betriebsanweisungen zur Gewährleistung und Fortentwicklung der Sicher-
heit und des Gesundheitsschutzes von Arbeitskräften sein. In diesem Zusammenhang
ist insbesondere auf bereits bestehende und konkurrierend zu beachtende Schutzbe-
stimmungen und Sicherheitsinstrumentarien des Arbeitsschutzgesetzes (ArbSchG) und
der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) zu verweisen.
Die im Hinblick auf die Beurteilung der Angemessenheit und Effizienz (Optimierung)
von Strahlenschutzprogrammen und der darin festgelegten Schutz- und Vorsorgemaß-
nahmen durchgeführten Arbeiten beinhalten als wesentliches Beurteilungskriterium
u.a. eine aktuelle Bestandsaufnahme und Übersicht über typische beförderungsbedingt
auftretende Strahlenexpositionen des Personals und der Bevölkerung. Die auf umfang-
reichen Datenerhebungen in ausgewählten Transportunternehmen und Abschätzungen
gestützten Untersuchungsergebnisse zeigen, dass die unter normalen (unfallfreien)
Transportbedingungen auftretenden Strahlenexpositionen der Bevölkerung und der mit
Transportabwicklung befassten Arbeitskräfte in nahezu allen Transport- und Anwen-
dungsbereichen (einschließlich der Beförderung von bestrahlten Brennelementen und
verglasten Wiederaufarbeitungsabfällen) im allgemeinen gering sind und generell deut-
lich, mehrheitlich sogar weit unterhalb den jeweils relevanten Dosisgrenzwerten
(20 mSv/a für Arbeitskräfte und 1 mSv/a für die Bevölkerung) liegen. Die zur Scha-
densvorsorge beim Transport radioaktiver Güter zu treffenden Strahlenschutz- und
Vorsorgemaßnahmen regeln sich damit mehrheitlich nach der untersten Anforderungs-
stufe (Dosiskategorie 0 - 1 mSv/a) des dreiteilig gestaffelten Ordnungssystems der
Strahlenschutz- und Vorsorgepflichten, nach der nur bestimmte Grundpflichten zu er-
füllen und im Strahlenschutzprogramm zu konkretisieren und zu dokumentieren sind.
Diese verallgemeinernde Feststellung gilt überwiegend auch für den Bereich des
Transportes und der Verteilung von Radioisotopen für medizinische, wissenschaftliche
und technische Anwendungen; in Teilbereichen des bundesweiten Transport- und Ver-
teilungssystems, in denen verpackte radioaktive Präparate und Strahlenquellen zentra-
lisiert in großem Umfang befördert und umgeschlagen werden, können in begrenztem
Umfang auch Personendosen bis zu maximal etwa 10 - 14 mSv/a auftreten. Im Sektor
vii
der Beförderung und Anwendung von radiographischen Strahlenquellen für Prüfzwe-
cke von Bauteilen liegen die beförderungsbedingt auftretenden jährlichen Strahlenex-
positionen des Prüfpersonals nach den vorliegenden Erkenntnissen ebenfalls unterhalb
von 1 mSv pro Jahr; die durch die eigentliche Prüftätigkeit bedingte zusätzliche Strah-
lenexposition des Prüfpersonals geht den Erhebungen zufolge aber deutlich über den
beförderungsbedingten Dosisbeitrag hinaus. Die vorgenannten für Deutschland reprä-
sentativen Erfahrungswerte stehen in guter Übereinstimmung mit entsprechenden Er-
fahrungswerten und Beobachtungen in verschiedenen europäischen Nachbarländern.
Die für Vergleichs- und Planungszwecke vorgeschlagene Merkmalsgröße zur Be-
schreibung tätigkeitsspezifischer Strahlenexpositionen des Transport- und Handha-
bungspersonal, der Dosis-zu-TI Verhältniswert, liegt den vorliegenden Untersuchungen
zufolge für die Aufgaben und Funktionen des Transport- Umschlag- und Strahlen-
schutzpersonals typischerweise in einem Wertebereich von etwa 0,2 - 2 µSv pro TI.
Dies bedeutet, dass die Strahlenexpositionen der mit der Transportabwicklung befass-
ten Arbeitskräfte im allgemeinen auf 1 mSv beschränkt sind, soweit der kumulierte
Transportindex (STI) der beförderten oder umgeschlagenen Güter einen Wert von
STI = 500 nicht übersteigt. Die vorgenannten Werte beziehen sich auf normale (unfall-
freie) Transportbedingungen und sind für in der Bundesrepublik Deutschland vorherr-
schende strahlenschutzoptimierte Transport- und Betriebsbedingungen repräsentativ.
Die vorliegenden Arbeitsergebnisse zur Einführung, Anwendung und inhaltlichen Ge-
staltung von Strahlenschutzprogrammen für die Beförderung von radioaktiven Stoffen
nach Maßgabe der gefahrgutrechtlichen Vorschriften stützen sich u.a. auch auf eine
kooperative, von der Europäischen Kommission geförderte internationale Zusammen-
arbeit mit dem französischen Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN) und
dem englischen National Radiological Protection Board (NRPB). Die Unter-
suchungsergebnisse sind damit nicht nur ein Beitrag zur Umsetzung der 1996er Emp-
fehlungen für die sichere Beförderung von radioaktiven Stoffen der Internationalen A-
tomenergie Organisation (IAEA) in national bindendes Recht, sondern auch ein wichti-
ger deutscher Beitrag für eine europäische und international abgestimmte und harmo-
nisierte Vorgehensweise bei der Einführung und Anwendung von Strahlenschutzpro-
grammen für den Transport radioaktiver Stoffe auf dem Land-, Luft- und Wasserweg.
viii
Abstract
With the transposition of the “Regulations for the Safe Transport of Radioactive Mate-
rial, 1996 Edition (Revised), of the International Atomic Energy Agency (IAEA), Vienna,
into legally binding regulations by revising of and putting into force the nationally rele-
vant mode-specific hazardous material transport regulations, the parties involved in the
transport of radioactive material are required to establish, implement and maintain Ra-
diation Protection Programmes for the transport of radioactive material. The primary
role of the Radiation Protection Programme for the transport of radioactive material is
a) to provide for adequate consideration of radiation protection measures in transport,
b) to ensure that the system of radiological protection is adequately applied, c) to en-
hance the safety culture in the transport of radioactive material, and d) to provide the
practical measures to satisfy the operational radiation protection objectives. In light of
the new regulatory requirement work has been undertaken on behalf of the Federal
Ministry for the Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety (BMU) within the
framework of a Research Project (SR 2364) with the principal objective to:
a) Review and describe the role, scope and basic requirements of Radiation Pro-
tection Programmes for the transport of radioactive material,
b) Provide guidance and information relevant for the assessment and evaluation of
the adequacy and effectiveness of the framework of controls being employed in
Radiation Protection Programmes for the transport of radioactive material.
This document is the final contract report of this BMU-funded Research Project and
summarizes the principal findings and conclusions of the work performed.
Radiation Protection Programmes (RPP) for the transport of radioactive material (RAM)
describe and document in a systematic and structured way the radiation protection
principles of a transport organisation and the framework of controls employed by an
operator to satisfy the operational radiation protection principles, including optimisation
of protection, under all reasonably foreseeable condition of transport. The nature and
extent of the measures to be employed in the RPP shall be broadly commensurate with
the magnitude of the radiological hazards associated with the transport operations. The
responsibility for the establishment and documentation of operational safety objectives
and the provision of resources required for the implementation and application of the
RPP for transport rests essentially on the management of the transport organisation.
ix
The specification of the operational safety objectives and the specific measures to be
taken to satisfy the operational safety principles is left to the discretion of the transport
operator, but the safety-relevant decisions are bound by the application of good prac-
tice and sound management principles and the relevant regulatory requirements, e.g.
the applicable radiation dose limits. The new regulatory requirement of the establish-
ment and application of RPP for the transport of RAM under the terms of the hazardous
material transport regulations is understood to be in alignment with well-established
practices and operational procedures in disciplines where radioactive materials or ion-
ising radiation are used or handled giving rise to exposures to ionising radiation of per-
sons.
The new regulatory requirement of the establishment and application of RPP for trans-
port is restricted in scope and applies to transport organisations directly involved in the
movement and handling of RAM with the potential to result in radiation exposures or
contamination of persons, property and the environment. These conditions of transport
prevail typically in transport activities which involve the physical manipulation of (pack-
aged or unpackaged) radioactive substances, i.e. operations generally performed by
the consignor, carrier and consignee. Transport-related activities such as the conduct
of purely administrative matters which do not give rise to personal exposures to radia-
tion are exempted from the regulatory requirement. Similarly, transport-related opera-
tions and activities performed within a facility where the Transport Regulations do not
apply, e.g. nuclear fuel flask loading operations performed within a nuclear power plant,
may be exempted from the requirement of the establishment of a RPP solely for trans-
port if the transport-related operations are subject to appropriate safety regulations in
force in the facility. Conduct of the administrative and operational functions including
the establishment and application of the RPP for transport may be allocated to a suita-
bly qualified external expert or expert organisation (e.g. a radiation protection or safety
officer) with the authoritative power to carry out actions and tasks related to safety and
protection.
To meet the principal purposes of a RPP the Regulation devise, to the extent appropri-
ate, the following considerations and functional requirements to be addressed in a RPP
for transport:
� Scope of the RPP
� Responsibility for radiation protection including the establishment and applica-
tion of the RPP
x
� Dose assessment and radiation dose monitoring
� Dose limits and constraints
� Surface contamination control arrangements
� Optimisation of protection including segregation requirements
� Training and information of workers
� Emergency preparedness and response arrangements
� Quality assurance
The nature and measures to be employed and the resources being devoted in a RPP
to control the radiological hazard shall be reasonably related to the magnitude and the
likelihood of radiation exposures and the type and quantities of the radioactive sub-
stances being transported. Therefore, significant operations involving large quantities
of radioactivity and diverse radioactive materials would be required to have a well ma-
naged programme in place while smaller operations resulting in miniscule doses would
require a programme covering only basic elements and provisions. The specific regula-
tory requirements and relevant practices and operational procedures relevant for the
establishment and application of a RPP for transport have been reviewed and are
briefly described and discussed.
Consistent with the graded approach of the radiation protection controls a structured
system of safety requirements and provisions defining three levels of safety-related
duties and requirements based on the expected worker dose has been suggested for
consideration in a RPP for transport. The first category relates to transport operations
giving rise to transport worker doses most likely not in excess of 1 mSv/y. The second
and third category relate to major transport operations with additional safety-related
measures being required. In the transport worker dose category where the assessed
effective dose is likely to exceed 6 mSv/y individual dose monitoring of the transport
personnel is compulsory.
Complementary to the structured system of safety provisions and requirements illustra-
tive examples of RPP for radioactive material transport applications are being provided
for a range of transport operations. The illustrative examples have been developed in
collaboration with or have been provided by the transport industry and are understood
xi
to assist potential users in the establishment and application of RPP for the transport of
radioactive material.
RPP for the transport of RAM under the terms of Hazardous Material Transport Act
(GGBefG) may be established and managed concurrently with regulatory requirements
of other health and safety disciplines. In particular the RPP for radioactive material
transport may be established and managed as a part of or in combination with the na-
tionally applicable regulatory requirements and provisions of the Worker Protection Act
(ArbSchG) and the Radiation Protection Ordinance (StrlSchV).
To assist and facilitate the assessment and evaluation of the adequacy and effective-
ness of RPP for transport a comprehensive review, compilation and analysis of occu-
pational and public radiation exposures incurred in the transport of RAM has been per-
formed. The extensive review and analysis results underpin the understanding that the
radiation exposures of workers and public arising from normal (incident-free) conditions
of transport are generally low in most transport disciplines and well below the applica-
ble regulatory dose limits (20 mSv/y for workers and 1 mSv/a for members of the pub-
lic). The framework of radiation protection controls to be employed by an operator in a
RPP to ensure an acceptable standards of safety in the transport of RAM are therefore
consistent with the structured system of safety provisions and requirements predomi-
nantly of a basic nature (cf. Tabelle 5).
This generalisation can reasonably be extended to the majority of transport operators
involved in the supply and distribution of radioisotopes for medical, scientific and indus-
trial applications. A notable exception are, however, operations where, for example,
routinely large volumes of packaged radioisotopes in redistribution centres/warehouses
are consigned, handled and shipped resulting in few cases in occupational annual
doses of transport workers of up to about 10 - 14 mSv/y. The occupational doses asso-
ciated with the transport by road of radiation sources for non-destructive testing pur-
poses (NDT) are generally below 1 mSv/y; however, the occupational dose from the
application of radiographic radiation sources has been found consistent with survey
results in other EU Member States to be typically clearly in excess of the transport-
related worker doses.
For a number of transport operations a relationship between the radiation dose re-
ceived by transport workers and the cumulative transport index (ΣTI) assigned to pack-
ages being shipped or handled, i.e. the dose-to-TI ratio, has been established based
xii
on the monitoring data available for the study. The study results indicate that the occu-
pational dose (effective dose) per unit of TI (handled or shipped) is typically in the
range of about 0,2 - 2 µSv per TI for the transport, handling and health physics person-
nel for well-managed transport practices. In other words: The transport and handling of
radioactive material package shipments with an assigned cumulative transport index of
ΣTI = 500 per year is unlikely to result in doses of transport workers and health physics
personal in excess of 1 mSv/y. The given dose-to-TI ratios apply to routine (incident-
free) transport and handling conditions and are most representative for well-managed
radioactive material transport practices in Germany.
The study results summarised in this document concerning the development and appli-
cation of RPP for the transport of RAM under the terms of the hazardous material
transport regulations (GGBefG) have contributed to and benefited from an EU-funded
international collaborative exercise on the establishment and application of RPP for
transport between the Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN France), the
National Radiological Protection Board (NRPB UK) and the Gesellschaft für Anlagen-
und Reaktorsicherheit (GRS) mbH (Germany). Therefore, the study results represent
not only a contribution to the transposition of the IAEA Transport Regulations into na-
tionally applicable laws and regulations in Germany but serve at the same time the
function of promoting and facilitating the implementation and application of consistent
and harmonised approaches and procedures relevant to the establishment and appli-
cation of RPP for the transport of RAM by all modes of transport, i.e. by land, air and
sea, in EU Member States and internationally.
xiii
Inhaltsverzeichnis
1 Einführung, Zielsetzung und Methodik 1
1.1 Einführung und Problemstellung 1
1.2 Zielsetzung und Methodik 5
2 Strahlenschutzprogramm für die Beförderung von radioaktiven
Stoffen 7
2.1 Rolle und Anwendungsbereich 7
2.2 Formale Anforderungen 11
2.3 Funktionale Elemente eines Strahlenschutzprogramms 12
2.4 Ordnungssystem gestaffelter Schutz- und Vorsorgemaßnahmen 30
2.5 Konkurrierende transportrelevante Schutz- und Sicherheitsvorschriften 32
2.5.1 Arbeitsschutzrechtliche Regelungen 32
2.5.2 Strahlenschutzrechtliche Regelungen 33
2.5.3 Resümee 34
2.6 Muster-Strahlenschutzprogramme für den Transport radioaktiver Stoffe
für ausgewählte Anwendungsbereiche 35
2.6.1 Muster-Strahlenschutzprogramm für die Beförderung von
Kernbrennstoffkreislaufprodukten und sonstigen radioaktiven Stoffen
auf dem Straßenwege 36
2.6.2 Strahlenschutzprogramm für die technische Radiographie 38
2.6.3 Muster-Strahlenschutzprogramm für den Transport radioaktiver Stoffe
auf dem Seewege 40
3 Strahlenexpositionen von Personen für normale (unfallfreie)
Transportbedingungen 43
3.1 Beförderungsbedingte Strahlenexpositionen der Arbeitskräfte in
verschiedenen Transport- und Anwendungsbereichen radioaktiver
Stoffe 44
3.1.1 Beförderung von Kernbrennstoffkreislaufprodukten auf dem
Straßenwege 44
xiv
3.1.2 Beförderung von radioaktiven Rest- und Abfallstoffen aus
Anwendungsbereichen außerhalb des Kernbrennstoffkreislaufes 45
3.1.3 Beförderung von radioaktiven Stoffen für medizinische,
wissenschaftliche und technische Anwendungen auf dem
Straßenwege 46
3.1.4 Beförderung von radiographischen Strahlenquellen auf dem
Straßenwege 48
3.1.5 Beförderung von radioaktiven Stoffen im Schienenverkehr 49
3.1.6 Beförderung von radioaktiven Stoffen im Luftverkehr 51
3.1.7 Beförderung von radioaktiven Stoffen im Seeverkehr 52
3.2 Beförderungsbedingte Strahlenexposition der Bevölkerung 54
3.3 Zwischenresümee 55
4 Tätigkeitsspezifische Strahlenexpositionen des
Transportpersonals für ausgewählte Transport- und
Betriebsabläufe 65
4.1 Tätigkeitsspezifische Personendosen aufgrund des Umschlags
(Schiene-Straße), Abfertigung und Beförderung von sechs CASTOR
HAW 20/28 Transportbehältern mit verglasten
Wiederaufarbeitungsabfällen 66
4.2 Tätigkeitsspezifische Personendosen aufgrund des Umschlags und
der Transportabfertigung von Transportbehältern für bestrahlte
Brennelemente 69
4.3 Tätigkeitsspezifische Personendosen aufgrund des Umschlags und
Transportabfertigung von radioaktiven Sendungen für medizinische,
wissenschaftliche und technische Anwendungen 72
4.4 Resümee 74
5 Zusammenfassung und Ausblick 79
6 Literatur 87
Anhänge I - V: Muster-Strahlenschutzprogramme
xv
Liste der Tabellen und Abbildungen
Hinweis: Die Abbildungen sind am Ende der jeweiligen Kapitel zusammenfasst, denen
sie sachlich zugeordnet sind.
Tabelle 1: Inkraftsetzung und Übergangsfristen der für die Umsetzung der 1996er IAEA Empfehlungen für die sichere Beförderung radioaktiver Stoffe maßgebenden Regelwerke....................................................................... 4
Tabelle 2: Dosisüberwachungs- und Aufzeichnungspflichten gemäß den verkehrs-rechtlichen Transportvorschriften (para 305 TS-R-1) .............................. 17
Tabelle 3: Dosisgrenzwerte für Arbeitskräfte und die Bevölkerung.......................... 20
Tabelle 4: Dosisleistungsgrenzwerte für Versandstücke und Transportmittel entsprechend den Transportvorschriften ................................................ 20
Tabelle 5: Ordnungssystem gestaffelter Schutz- und Vorsorgemaßnahmen, die im Zusammenhang mit der Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen für den Transport radioaktiver Stoffe zu regeln und zu dokumentieren sind (nach Lizot et al. /LIZ 01/)............................ 31
Tabelle 6: Höchstzulässige Dosisleistung portabler Arbeitsbehälter (Klasse P) für radiographische Strahlenquellen (nach ISO 9999-1, 2000)..................... 39
Tabelle 7: Beförderungsbedingt zu erwartende maximale Strahlenexpositionen des an der Transportabwicklung radioaktiver Abfälle im Schienengüterverkehr beteiligten Bahnbetriebspersonals.......................................................... 51
Tabelle 8: Maximal zu erwartende Strahlenexpositionen der Bevölkerung und des Transportpersonals aufgrund der Beförderung radioaktiver Stoffe für normale (unfallfreie) Transportbedingungen ........................................... 57
Tabelle 9: Tätigkeitsspezifische Strahlenexpositionen (Gamma und Neutronen) des Transport- und Handhabungspersonals aufgrund der Anlieferung, Verladung (Schiene-Straße) und Abfertigung von sechs CASTOR HAW 20/28 Transport- und Lagerbehältern ..................................................... 67
Tabelle 10: Tätigkeitsspezifische Strahlenexpositionen (Gamma und Neutronen) des Transport- und Handhabungspersonals aufgrund der Anlieferung, Verladung (Straße-Schiene) und Transportabfertigung von drei Excellox 6-Transportbehältern mit bestrahlten Brennelementen des Kernkraftwerks Neckarwestheim (Febr. 2002)................................................................. 70
Tabelle 11: Tätigkeitsspezifische Strahlenexpositionen (Gamma und Neutronen) des Umschlag-/Abfertigungspersonals aufgrund der Verladung und Abfertigung eines TN 13/2-Transportbehälters mit bestrahlen Brennelementen des KBR Brokdorf ........................................................ 71
Tabelle 12: Dosis-zu-TI Verhältniswerte für beruflich exponierte Arbeitskräfte aufgrund ausgewählter mit der Beförderung radioaktiver Stoffe verbundene Transport- und Betriebsabläufe .............................................................. 74
xvi
Abbildung 1: Strahlenexposition des Transportpersonals (Fahrer/Begleiter) aufgrund der Beförderung von Kernbrennstoffkreislaufprodukten auf dem Straßenwege (Grundlage: Personendosisüberwachung mittels amtlicher Dosimeter).............................................................................................. 58
Abbildung 2: Strahlenexposition des Transport- und Handhabungspersonals radioaktiver Rest- und Abfallstoffe aus Anwendungen außerhalb des Kernbrennstoffkreislaufes, z.B. Medizin, Forschung etc. (Grundlage: Personendosisüberwachung mittels amtlicher Dosimeter)...................... 59
Abbildung 3: Standardisierte Verpackungen und Verpackungsgrößen für den Transport und die Verteilung von radioaktiven Präparaten und kleinen Strahlenquellen für Anwendungen in der Forschung, Medizin und Technik............................................................................................................... 60
Abbildung 4: Strahlenexposition des Transport- und Handhabungspersonals radioaktiver Präparate und Strahlenquellen für den medizinischen, wissenschaftlichen und technischen Anwendungsbereich ...................... 60
Abbildung 5: Transport- und umgangsbedingte Strahlenexposition des Prüfpersonals in der technischen Radiographie (Grundlage: Messwerte entsprechend der amtlichen Personendosisüberwachung) ................................................. 61
Abbildung 6: Transport- und umgangsbedingte Strahlenexposition des Prüfpersonals in der technischen Radiographie (Grundlage: Amtliche Personendosis-messwerte eines Dienstleistungsunternehmens für technische Radiographie)......................................................................................... 61
Abbildung 7: Strahlenexposition des Transport- und Abfertigungspersonals aufgrund der Beförderung radioaktiver Versandgüter auf dem Luftwege ............... 62
Abbildung 8: Dosisleistungsverlauf ausgewählter Typ A-Versandstücke in Abhängigkeit vom Abstand vom Versandstückmittelpunkt ........................................... 63
Abbildung 9: Abstandsabhängiger Dosisleistungsverlauf (Gamma & Neutronen) im Nahbereich ausgewählter CASTOR-Transport- und Lagerbehälter für bestrahlte Brennelemente und verglaste hochradioaktive Wiederaufarbeitungsabfälle .................................................................... 64
Abbildung 10: Tätigkeitsspezifische Personalexpositionen (Gamma) aufgrund der Rückführung von sechs CASTOR HAW 20/28-Abfallbehältern (Gorleben, Nov. 2001).............................................................................................. 75
Abbildung 11: Tätigkeitsspezifische Strahlenexpositionen (Gamma) des Umschlag- und Abfertigungspersonals aufgrund der Verladung und Transportabfertigung eines TN 13/2 Brennelement-Transportbehälters des Kernkraftwerks Brokdorf (März 2002).............................................................................. 76
Abbildung 12: Tätigkeitsspezifische Strahlenexpositionen (Gamma) des Umschlag- und Abfertigungspersonals radioaktiver Sendungen (Pharmazeutische Präparate und kleine Strahlenquellen) für Anwendungen in der Forschung, Medizin und Technik............................................................................... 77
1
1 Einführung, Zielsetzung und Methodik
1.1 Einführung und Problemstellung
Die Beförderung radioaktiver Stoffe erfolgt weltweit auf der Grundlage von Sicherheits-
vorschriften, die von der Internationalen Atomenergie Organisation (IAEA), Wien, ent-
wickelt und herausgegeben werden. Diese Sicherheitsvorschriften, die “Empfehlungen
für die sichere Beförderung von radioaktiven Stoffen“ - kurz IAEA Transportvorschriften
genannt, regeln verkehrsträgerübergreifend die auf den Transport von radioaktiven
Gütern anzuwendenden Sicherheitsgrundsätze und die Aufgaben und Verantwortlich-
keiten der am Transport beteiligten Organisationen und Institutionen (Transport-
organisationen obliegt Sachverantwortung, staatlichen Stellen Kontrollverantwortung
/RON 99/). Sie konkretisieren weiterhin durch eine Vielzahl von Einzelbestimmungen
die technischen Sicherheitsanforderungen an die nach dem Gefährdungspotential, der
Menge und der Vorliegensform eines radioaktiven Stoffes gestaffelte Güte der Verpa-
ckung und die für die Transportdurchführung zu treffenden Schutz- und Vorsorgemaß-
nahmen (z.B. in Form von Kennzeichnungsvorschriften, Abstandsvorschriften, Zu-
sammenladeverboten, Notfallvorsorgemaßnahmen, Fachkundeanforderungen, Quali-
tätssicherungsmaßnahmen etc.), um die mit der Beförderung von radioaktiven Stoffen
auf öffentlichen Verkehrswegen verbundenen potentiellen Gefahren für Leben, Ge-
sundheit, Sachgüter und die Umwelt auf ein vertretbares Maß zu begrenzen.
Die IAEA Transportvorschriften wurden erstmals 1961 herausgegeben und werden
seitdem entsprechend der technologischen Entwicklung und dem Erkenntnisfortschritt
kontinuierlich fortentwickelt und in überarbeiteter Form periodisch neu herausgegeben,
letztmalig 1996 als „Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material“, 1996 Edition, Safety Standards Series No. ST-1 bzw. in revidierter Fassung mit ge-
ringfügigen redaktionellen Änderungen und Korrekturen als 1996 Edition (Revised), No. TS-R-1 (ST-1, Revised) im Jahre 2000 in derselben Schriftenreihe /IAEA 00/. Die
1996er IAEA Transportvorschriften sind Grundlage eines verkehrsträgerübergreifend
harmonisierten Transportsicherheitskonzeptes für die Beförderung von radioaktiven
Stoffen und sollen einen einheitlich hohen Sicherheitsstandard sowohl im innerstaatli-
chen und grenzüberschreitenden Güterverkehr als auch bei einem Wechsel der Beför-
derungsart oder des Transportmittels (Umschlag) gewährleisten, z.B. bei kombinierten
2
Straßen-Schienen-Transporten. Ihre Umsetzung in bindendes nationales, europäi-
sches und internationales Recht erfolgte - teils unter Einräumung längerer Übergangs-
fristen - am 1. Januar 2001 durch den IMDG-Code für den Seeverkehr, am 1. Juli 2001
durch das ADR-Übereinkommen, die RID-Regeln und die IATA-DGR / ICAO-TI für den
Land- und Luftverkehr sowie zum 1. Januar 2003 durch das ADNR für den Binnen-
schiffsverkehr (Abkürzungen siehe Tabelle 1). Die Rechtsetzung auf nationaler Ebene
erfolgt im verkehrsrechtlichen Regelungsbereich durch das Gesetz über die Beförde-
rung gefährlicher Güter (GGBefG) und die aufgrund dieses Gesetzes erlassenen
Rechtsverordnungen, wie z.B. die Verordnung über die innerstaatliche und grenzüber-
schreitende Beförderung gefährlicher Güter auf der Straße und mit Eisenbahnen (Ge-
fahrgutverordnung Straße und Eisenbahn - GGVSE), die Verordnung über die Beförde-
rung gefährlicher Güter mit Seeschiffen (GGVSee), die Verordnung über die Beförde-
rung gefährlicher Güter auf Binnengewässern (GGVBinSch) und die Luftverkehrs-
Zulassungs-Ordnung (§ 78 LuftVZO) /LBA 88, NIT 01a, NIT 01b/.
Die 1996er IAEA Transportvorschriften sehen gegenüber der bisherigen Rechtslage
(Safety Series No. 6, 1985 Edition (as Amended 1990)) verschiedene Neuerungen und
Anpassungen auf dem Gebiet der Sicherheit und des Strahlenschutzes bei der Beför-
derung von radioaktiven Materialien vor. Zu den in den 1996er Transportvorschriften
berücksichtigten maßgeblichen strahlenschutzrelevanten Neuerungen gehören - ent-
sprechend dem Erkenntnisfortschritt auf dem Gebiet des Strahlenschutzes und dem
Erfahrungsrückfluss aus IAEA Mitgliedsländern - insbesondere die Anpassung der den
Transportvorschriften zugrunde liegenden Strahlenschutzgrundsätze an die 1990er
Empfehlungen der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP Publ. 60, 1991)
bzw. den darauf beruhenden „International Basic Safety Standards for Protection
against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources (BSS)“ (IAEA Safety
Series No. 115, 1996).
Wesentliche Elemente des von der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP)
empfohlenen und in die internationalen Basic Safety Standards (BSS) übernommenen
Schutzsystems für Tätigkeiten sind (i) der Rechtfertigungsgrundsatz, (ii) der Optimie-
rungsgrundsatz und (iii) der Grundsatz der Individualdosisbegrenzung. Tätigkeiten oder
Anwendungen (engl.: practice) sind in Übereinstimmung mit den Begriffsdefinitionen
der EURATOM Grundnormen /EG 96/ solche zivilisatorischen Aktivitäten und Hand-
lungen, die durch die Anwendung ionisierender Strahlung oder den Umgang mit radio-
aktiven Stoffen zu einer Erhöhung der Strahlenexposition oder Kontamination von Per-
sonen oder der Umwelt führen können.
3
Nach dem Rechtfertigungsgrundsatz ist eine expositionsintensive Tätigkeit oder An-
wendung nur dann gestattet, wenn der aus einer Tätigkeit mit oder der Anwendung von
radioaktiven Stoffen resultierende Nutzen für die Gesellschaft oder Einzelpersonen die
strahlungsbedingten Nachteile oder Risiken insgesamt überwiegt. Die Anwendung des
Rechtfertigungsgrundsatzes ist im vorliegenden Zusammenhang jedoch von nachran-
giger Bedeutung, da die Beförderung radioaktiver Substanzen im allgemeinen nicht
Selbstzweck, sondern lediglich notwendiger Bestandteil ihrer Nutzung oder Einsatzes
für medizinische, wissenschaftliche, sicherheitstechnische oder industrielle Zwecke ist.
Der notwendige Abwägungsprozess von Nutzen und Lasten/Risiken fällt damit vorran-
gig in den Bereich der Anwendung und Einsatzes einer radioaktiven Substanz für einen
bestimmten Anwendungszweck einschließlich seiner Beförderung. Aus praktischer
Sicht stehen im vorliegenden Sachzusammenhang daher die Einführung und Umset-
zung des Optimierungsgrundsatzes (d.h. Optimierung von Schutz und Sicherheit) ne-
ben dem für den Gesundheitsschutz von Personen traditionell wichtigen Dosisbegren-
zungsprinzip im Vordergrund des Interesses. Nach diesen Strahlenschutzgrundsätzen
ist jede Strahlenexposition von Personen unter Berücksichtigung der Umstände des
Einzelfalles so niedrig wie möglich zu halten und darf bestimmte höchstzulässige Do-
siswerte nicht überschreiten.
Für die konsequente Einführung und Anwendung der den Transportvorschriften
zugrunde liegenden Strahlenschutz- und Sicherheitsgrundsätze in der betrieblichen
Praxis fordern die 1996er Transportvorschriften - vergleichbar der Anwendung von
Strahlenschutzanweisungen in anderen Tätigkeitsbereichen - erstmals die allgemeine
Einführung und Anwendung eines Strahlenschutzprogramms für die Beförderung ra-
dioaktiver Stoffe (engl.: Radiation Protection Programme, RPP).
Strahlenschutzprogramme haben die Aufgabe, den Belangen des Strahlenschutzes
beim Transport radioaktiver Stoffe durch eine systematisierte und strukturierte Vorge-
hensweise Rechnung zu tragen und entsprechend dem Optimierungsgrundsatz insbe-
sondere zu gewährleisten (§ 302 TS-R-1), dass die aus der Beförderung radioaktiver
Stoffe resultierenden Strahlenexpositionen von Personen (Arbeitskräfte und Bevölke-
rung) unter Berücksichtigung wirtschaftlicher und sozialer Faktoren insgesamt so nied-
rig wie vernünftigerweise erreichbar gehalten werden (§ 112(b) ICRP Publ. No. 60
/ICRP 91/). Dieser den Strahlenschutz des letzten beiden Jahrzehnte prägende Hand-
lungsgrundsatz wird in der Literatur und betrieblichen Praxis vielfach auch als ALARA-
Prinzip bezeichnet (ALARA: as low as reasonable achievable).
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Das für die Beförderung radioaktiver Güter maßgebende Gefahrgutrecht folgt damit
einer Rechtsposition, die bereits seit vielen Jahren unter dem Begriff des Minimie-
rungsgebotes, d.h. jede Strahlenexposition von Personen auch unterhalb der Dosis-
grenzwerte so niedrig wie möglich zu halten, im Strahlenschutzrecht (§ 6 StrlSchV bzw.
§ 28 alte StrlSchV) verankert ist. Der Dosisgrenzwert für die Bevölkerung und die der
Höhe nach mit einer solchen Strahlenexposition möglicherweise verbundenen Strah-
lenrisiken stellen im übrigen die Grenzlinie der zumutbaren Lasten dar, die nach dem
Willen des Verordnungsgebers jedermann im Rahmen des Sozialadäquaten zu ertra-
gen hat (Kalkar-Entscheidung1 des Bundesverfassungsgerichts vom 08.08.1979)
/WIN 01/.
Tabelle 1: Inkraftsetzung und Übergangsfristen der für die Umsetzung der 1996er IAEA Empfehlungen für die sichere Beförderung radioaktiver Stoffe maßgebenden Regelwerke
Transportart Internationale Regelwerke
Inkraftsetzungs-zeitpunkt
Übergangsfristen*
Straße/Schiene
ADR/RID
01. Juli 2001
bis 31. Dez. 2001
See
IMDG-Code 01. Jan. 2001 bis 31. Dez. 2001
Luft
ICAO-TI/IATA-DGR 01. Juli 2001 keine
Binnenschifffahrt
ADNR 01. Jan. 2003 bis 30. Juni 2003
ADR: Europäisches Übereinkommen über die internationale Beförderung gefährlicher Güter auf der Straße; RID: Ordnung für die internationale Eisenbahnbeförderung gefährlicher Güter; IMDG-Code: Internationaler Code für die Beförderung gefährlicher Güter mit Seeschiffen; ICAO-TI: Technische Anweisung für die sichere Beförderung gefährlicher Güter im Luftverkehr der International Civil Aviation Organisation (ICAO); IATA-DGR: Vorschriften für die Beförderung gefährlicher Güter der Internationalen Air Transport Association (IATA) ADNR: Verordnung zur Inkraftsetzung der Verordnung über die Beförderung gefährlicher Güter auf dem Rhein und der Verordnung über die Beförderung gefährlicher Güter auf der Mosel mit Anlagen A, B1 und B2 * Mit Ausnahme der Stoffe der Klasse 7 dürfen Gefahrgüter der übrigen Gefahrklassen noch bis zum 31.12. 2002 nach den bis zum 30. Juni 2001 geltenden ADR-Vorschriften befördert werden.
1 In ähnlicher Weise hat sich auch das Bundesverwaltungsgericht in seiner Entscheidung vom
22.12.1980 (Stade Urteil) zur rechtlichen Relevanz von Strahlenexpositionen unterhalb des Dosis-grenzwertes geäußert und festgestellt: „Dieses (strahlungsbedingte) Risiko ist kleiner als das mit der natürlichen Strahlenexposition verbundene, dem jeder einzelne vom Beginn seines Lebens an unent-rinnbar ausgesetzt ist, und um Größenordnungen geringer als andere Zivilisations- und Lebensrisiken. Es braucht daher nach den Maßstäben praktischer Vernunft nicht mehr in Rechnung gestellt zu wer-den.“
5
1.2 Zielsetzung und Methodik
Vor diesem Hintergrund wurden im Rahmen des Vorhabens SR 2364 Untersuchungen
und Entwicklungsarbeiten mit der Zielsetzung durchgeführt,
a) die Grundanforderungen, den Anwendungsbereich und die funktionalen Pro-
grammelemente von Strahlenschutzprogrammen zu konkretisieren und zu do-
kumentieren,
b) Handlungsleitlinien zur Beurteilung der Effizienz und Angemessenheit von
Strahlenschutzprogrammen für die Beförderung radioaktiver Stoffe bereitzu-
stellen, und zwar insbesondere hinsichtlich der Frage der Optimierung der ge-
troffenen Schutz- und Sicherheitsvorkehrungen.
Dazu wurden ausgehend von den auf die Beförderung radioaktiver Güter, die entspre-
chend der Klassifizierung der Gefahrgutvorschriften auch als „Klasse 7 Güter“ bezeich-
net werden, anzuwendenden Regelwerke, Richtlinien und Empfehlungen insbesondere
eingehende Untersuchungen und Entwicklungsarbeiten zur Aufgabe, Inhalt und dem
Anwendungsbereich strukturierter Strahlenschutzprogramme unter Beachtung der zu
befördernden Materialien, der beim Transport typischerweise anzutreffenden Trans-
portbedingungen und der an der Transportabwicklung Beteiligten (z.B. Versender, Ver-
lader, Beförderer, Empfänger etc.) durchgeführt. Darauf aufbauend wurden Muster-
Strahlenschutzprogramme für ausgewählte Transportsektoren und Anwendungsberei-
che radioaktiver Stoffe als Orientierungshilfe und Anleitung zur Erstellung und Beurtei-
lung von unternehmensspezifischen Strahlenschutzprogrammen für potentielle An-
wender entwickelt. Diese Muster-Strahlenschutzprogramme sind Beispiele und sind auf
die jeweiligen aktuellen Transportaufgaben und Betriebsbedingungen eines Transport-
unternehmens radioaktiver Güter anzupassen. Weiterhin wurden umfangreiche Daten-
erhebungen und Vor-Ort-Dosismesskampagnen bei ausgewählten Transport- und Um-
schlagunternehmen zur Ermittlung typischer beförderungsbedingt auftretender Perso-
nalexpositionen durchgeführt.
Die Arbeitsergebnisse stellen damit einen essentiellen Baustein zur Einführung, An-
wendung und Bewertung der zu treffenden Schutz- und Vorsorgemaßnahmen beim
Transport radioaktiver Stoffe dar und sind zugleich ein wichtiger Maßstab zur Beurtei-
lung der Effizienz und Angemessenheit der Transportvorschriften und der ihnen
zugrunde liegenden Strahlenschutz- und Sicherheitskonzeption.
6
Die im vorliegenden Sachzusammenhang durchgeführten Untersuchungen und Ent-
wicklungsarbeiten stützen sich dabei u.a. auch auf Arbeitsergebnisse einer von der
Europäischen Kommission geförderten kooperativen Zusammenarbeit der Gesellschaft
für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH mit dem britischen National Radiologi-
cal Protection Board (NRPB) und dem französischen Institute de Protection et de Sûre-
té Nucléaire (IPSN) zur Frage der Einführung und Anwendung von Strahlenschutzpro-
grammen für den Transport radioaktiver Stoffe (EC Contract No. 4.1020//D/99-005 DG
TREN) /Lizot et al. 2001/. Die vorliegenden Arbeitsergebnisse berücksichtigen weiter-
hin einschlägige Empfehlungen und Diskussionen international zusammengesetzter
Fachkreise (z.B. Arbeitskreis „Beförderung“ des Fachverbandes für Strahlenschutz
e.V.) und Arbeitsgruppen (IAEA Technical Committee Meeting, IAEA Wien, 6.-10. Nov.
2000) und den daraus resultierenden Erfahrungsgewinn /AKB 01, IAEA 01/. Die vorlie-
genden Arbeitsergebnisse sind damit nicht nur ein Beitrag zur Umsetzung der 1996er
IAEA Transportvorschriften in national bindendes Recht, sondern auch ein Beitrag für
eine europäisch und international harmonisierte Vorgehensweise bei der Einführung
und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen für den Transport radioaktiver Stoffe
auf dem Land-, Luft- und Wasserweg.
Des weiteren ist auf entsprechende Publikationen zur Einführung und Anwendung von
Strahlenschutzprogrammen für den Transportbereich beispielsweise von Cosack et al.
/COS 95, COS 96, COS 99/, Fasten et al. /FAS 98, FAS 01/ und Brown and Boyle
/BRO 98/ zu verweisen.
7
2 Strahlenschutzprogramm für die Beförderung von radioak-tiven Stoffen
Strahlenschutzprogramme für die Beförderung radioaktiver Stoffe sind ein essentieller
Baustein für die Umsetzung und Einhaltung der den Transportvorschriften zugrunde
liegenden Strahlenschutzgrundsätze in der betrieblichen Praxis. Das vorliegende Kapi-
tel gibt einen zusammenfassenden Überblick über die Einzelzielsetzungen, den An-
wendungsbereich und den Regelungsumfang und -gegenstand von Strahlenschutz-
programmen für den Transport radioaktiver (und spaltbarer) Stoffe sowie deren inhalt-
liche Ausgestaltung. Die folgenden Ausführungen liefern damit insbesondere einen
Beitrag zur Klärung der zentralen Fragen:
� Was ist ein Strahlenschutzprogramm?
� Wer bedarf eines Strahlenschutzprogramms und wer ist ggf. davon befreit?
� Welche inhaltlichen Anforderungen und Formvorschriften hat ein Strahlen-
schutzprogramm zu erfüllen?
2.1 Rolle und Anwendungsbereich
Die Beförderung von radioaktiven Stoffen, einem Gefahrgut, auf öffentlichen Verkehrs-
wegen und die in diesem Zusammenhange zum Schutze von Personen, Sachgütern
und der Umwelt zu treffenden Schutz- und Vorsorgemaßnahmen regeln sich nach den
einschlägigen Bestimmungen des Verkehrsrechtes (GGBefG) bzw. den jeweiligen ver-
kehrsträgerspezifischen internationalen Regelwerken (ADR, RID, IMDG-Code, IATA-
DGR). Mit der Inkraftsetzung der internationalen Regelwerke (vergl. Tabelle 1) sind die
an der Beförderung radioaktiver Stoffe auf öffentlichen Verkehrswegen Beteiligten da-
her aufgefordert, Strahlenschutzprogramme für den Transport radioaktiver Stoffe ein-
zuführen, anzuwenden und ggf. fortzuschreiben (vergl. u.a. Abschnitt 1.7.2 Anlage A/B
ADR, Chapter 10.11 ICAO-DGR).
Mit der Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen unterstreicht der
Verordnungsgeber den besonderen Stellenwert des Strahlenschutzes beim Transport
radioaktiver Stoffe und die Bedeutung der dabei anzuwendenden Strahlenschutz-
grundsätze mit dem erklärten Ziel /IAEA 02b/:
8
� die Belange des Strahlenschutzes beim Transport radioaktiver Stoffe zu stär-
ken,
� die Anwendung und Umsetzung der von der Internationalen Strahlenschutz-
kommission (ICRP) empfohlenen Strahlenschutzgrundsätze (System des
Strahlenschutzes) sicherzustellen,
� die Sicherheitskultur beim Transport radioaktiver Stoffe zu fördern und
� die gebotenen Schutz- und Vorsorgemaßnahmen zur Erfüllung und Einhaltung
der betrieblichen Strahlenschutzgrundsätze bereitzustellen.
Strahlenschutzprogramme für den Transport radioaktiver Stoffe regeln und dokumen-
tieren die Strahlenschutz- und Vorsorgegrundsätze eines an der Beförderung radioak-
tiver Stoffe beteiligten Unternehmens und beschreiben in systematischer und struktu-
rierter Form die Gesamtheit der gebotenen technischen, organisatorischen und admi-
nistrativen Schutz- und Vorsorgemaßnahmen, um die Einhaltung der unternehmens-
seitig festgelegten Strahlenschutzgrundsätze zu gewährleisten. Dabei ist allen Phasen
und voraussehbaren Bedingungen der Transportabwicklung Rechnung zu tragen ein-
schließlich eventueller Transport- und Handhabungsunfälle auf dem Beförderungswe-
ge.
Art und Umfang der Sicherheitspflichten und die damit verbundenen Schutz- und Vor-
sorgemaßnahmen werden maßgeblich von der Höhe und Wahrscheinlichkeit der be-
förderungsbedingt auftretenden Strahlenexpositionen bestimmt. Große Aktivitätsmen-
gen oder in großer Anzahl durchzuführende Transporte radioaktiver Materialien erfor-
dern daher im allgemeinen umfangreichere Schutz- und Vorsorgemaßnahmen und
dementsprechende umfangreichere technische, organisatorische und administrative
Schutz- und Sicherheitsvorschriften (z.B. in Form detaillierter Strahlenschutzanweisun-
gen) einschließlich qualitätssichernder Maßnahmen als etwa gelegentliche Transporte
geringer Aktivitätsmengen in Form von schwachradioaktiven Prüf- und Teststrahlern.
Die Festlegung der betrieblichen Strahlenschutz- und Sicherheitsgrundsätze und die
Wahl der zu treffenden Schutz- und Vorsorgemaßnahmen ist eine originäre unterneh-
merische Aufgabe; betriebliche Ermessensspielräume finden ihre Grenzen in den an-
erkannten Grundsätzen vernünftigen Handelns (good practice and sound manage-
ment) und den einschlägigen gesetzlichen Bestimmungen, z.B. den jeweiligen Dosis-,
Dosisleistungs- oder Kontaminationsgrenzwerten der Transportvorschriften.
9
Das Erfordernis zur Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen rich-
tet sich an Unternehmen und Transportorganisationen, die im Anwendungsbereich des
Verkehrsrechts eigenverantwortlich mit der Beförderung radioaktiver Versandgüter
oder mit einer mit dem Transport verbundenen oder diesem vor- oder nachgelagerten
Tätigkeit wie der Beladung, dem Umschlag, der Zwischenlagerung, dem Ein- und Aus-
packen befasst sind. Diese Zuständigkeits- und Verantwortungsgrenze ist insbesonde-
re in dem rational Machbaren und Zumutbaren begründet. Es hieße nämlich, das tech-
nisch Machbare und Zumutbare zu überfordern, wollte man etwa von einem einzelnen
in einer Transportkette Beteiligten verlangen (z.B. dem Absender/Verlader), die Ver-
antwortung für den betrieblichen Strahlenschutz aller Transportbeteiligten zu überneh-
men. Aufgrund dessen sind beispielsweise alle in eigener Verantwortung an einem
kombinierten Straßen-Schienen-See-Transport beteiligten Organisationen bzw. Unter-
nehmen unabhängig voneinander dem gesetzlichen Erfordernis der Einführung und
Anwendung eines Strahlenschutzprogramms unterworfen, also das Straßentransport-
unternehmen, das Schienentransportunternehmen, die Reederei sowie ggf. die Um-
schlag- und Zwischenlagerunternehmen. In Einzelfällen kann aber auch eine übergrei-
fende Verantwortung eines einzelnen Transportbeteiligten für die Belange des betrieb-
lichen Strahlenschutzes beim Transport radioaktiver Güter zweckmäßig und geboten
sein, z.B. im Falle eines Absenders/Verladers radioaktiver Stoffe für einen ausschließ-
lich in seinem Unterauftrag tätigen Spediteur.
Abweichend vom weit gefassten Beförderungsbegriff2 der Transportvorschriften bedarf
es jedoch nur insoweit eines Strahlenschutzprogramms, als bei den Transport- und
Betriebsabläufen Personen beförderungsbedingt exponiert werden oder exponiert wer-
den können. Diese Voraussetzungen sind in der Regel nur bei den unmittelbar mit dem
physischen Umgang mit (verpackten oder unverpackten) radioaktiven Versandgütern
und der Transportabwicklung befassten Unternehmen gegeben, also dem Versen-
der/Verlader, Transporteur/Spediteur, Umschlagunternehmen, Zwischenlagerer und
Empfänger eines radioaktiven Versandgutes und bei den evtl. vor- und nachgelagerten
Tätigkeiten wie das Einpacken und Auspacken.
2 para 106 TS-R-1: Beförderung schließt alle Tätigkeiten und Maßnahmen ein, die mit der Ortsverände-
rung radioaktiver Stoffe in Zusammenhang stehen. Dies schließt sowohl die Auslegung, Herstellung, In-standhaltung und Reparatur der Verpackung als auch die Vorbereitung, den Versand, das Verladen, die Beförderung einschließlich beförderungsbedingter Zwischenaufenthalte, das Entladen und den Emp-fang am Bestimmungsort ein.
10
Unternehmen und Transportorganisationen, deren Aufgaben und Handlungen sich
lediglich auf organisatorisch-administrative oder sonstige „expositionsfreie“ Aktivitäten
beschränken (z.B. Disponentenaufgaben, Transportorganisation und -planung), sind
dagegen vom dem verkehrsrechtlichen Erfordernis der Einführung und Anwendung
eines Strahlenschutzprogramms freigestellt. Weiterhin sind auch solche mit der Beför-
derung radioaktiver Stoffe auf öffentlichen Verkehrswegen zusammenhängenden Tä-
tigkeiten von dem Erfordernis der Einführung und Anwendung eines Strahlenschutz-
programms befreit, die außerhalb des Anwendungsbereichs der verkehrsrechtlichen
Transportvorschriften ausgeübt werden und bei denen transportspezifischen Belangen
anderweitig Rechnung getragen wird.
Diese Sachlage ist beispielsweise bei der Beladung, Abfertigung und Transportvorbe-
reitung von Transportbehältern für bestrahlte Brennelemente (BE) oder radioaktive
Abfälle innerhalb einer kerntechnischen Anlage oder der Verpackung und Transport-
vorbereitung radiopharmazeutischer Präparate in Radioisotopenlaboratorien gegeben.
Diese „expositionsintensiven“ Tätigkeiten gehören - zumindest in Deutschland - regel-
mäßig zum Genehmigungsumfang für den Betrieb einer kerntechnischen Anlage nach
dem Atomgesetz (AtG) bzw. für den Umgang mit radioaktiven Stoffen nach der Strah-
lenschutzverordnung (§ 7 StrlSchV) und fallen damit in den atomrechtlichen bzw. strah-
lenschutzrechtlichen Regelungs- und Zuständigkeitsbereich. Hinsichtlich der Abgren-
zung der Anwendungsbereiche der verkehrs- und atomrechtlichen Vorschriften beim
Transport von radioaktiven Stoffen im Schienen- und Schiffsverkehr der Eisenbahnen
sei auf /KAC 99/ verwiesen.
Ein Unternehmen oder eine Transportorganisation kann sich zur Erfüllung der ver-
kehrsrechtlichen Forderung zur Einführung, Anwendung und Fortschreibung eines
Strahlenschutzprogramms einer beauftragten (fachkundigen) externen Person oder
Organisation mit entsprechenden Befugnissen bedienen. Unbeschadet dessen liegt
jedoch die Umsetzung und Einhaltung der Bestimmungen der verkehrsrechtlichen
Transportvorschriften einschließlich der Einführung und Anwendung eines Strahlen-
schutzprogramms in der alleinigen Verantwortung des jeweiligen Unternehmens.
Die Dokumentation des Strahlenschutzprogramms ist den jeweils zuständigen staat-
lichen Behörden, beispielsweise den zuständigen Aufsichtsbehörden, auf Verlangen
vorzulegen. Besondere Formvorschriften sind - soweit die zuständigen Behörden im
Rahmen erforderlich werdender Genehmigungen und Auflagen keine anderweitigen
Festlegungen treffen - dabei nicht zu beachten. Die in einem Strahlenschutzprogramm
11
für die Beförderung radioaktiver Stoffe nach dem Verkehrsrecht vorgesehenen Schutz-
und Vorsorgemaßnahmen können damit gegebenenfalls auch mit anderweitig erforder-
lich werdenden Schutz- und Sicherheitsanweisungen gemäß arbeitsschutz-, immissi-
onsschutz- oder gefahrstoffrechtlicher Vorschriften verbunden werden.
2.2 Formale Anforderungen
Die von den an der Beförderung radioaktiver Stoffe Beteiligten nach Art und Umfang zu
treffenden Schutz- und Vorsorgemaßnahmen zur Umsetzung der Strahlenschutz-
grundsätze einschließlich des Optimierungsgebotes werden maßgeblich durch die ver-
kehrsrechtlichen Vorschriften und die diesen Vorschriften zugrunde liegenden Sicher-
heitsgrundsätze beeinflusst. Sie richten sich insbesondere nach der Art und Menge der
zu handhabenden oder zu befördernden radioaktiven Materialien und der Höhe und
Wahrscheinlichkeit der mit der Handhabung und Transportabwicklung verbundenen
Strahlenexposition der Arbeitskräfte (§ 301 TS-R-1). Nach § 302 TS-R-1 sind die
Schutz- und Vorsorgemaßnahmen bei der Beförderung radioaktiver Güter so zu opti-
mieren, „dass die Höhe der Individualdosen, die Anzahl der exponierten Personen und
die Wahrscheinlichkeit potentieller (d.h. unfallbedingter) Strahlenexpositionen unter
Berücksichtigung wirtschaftlicher und sozialer Faktoren so niedrig wie vernünftigerwei-
se erreichbar gehalten werden und die Personendosen unterhalb der relevanten Do-
sisgrenzwerte liegen“.
Die gebotenen Schutz- und Vorsorgemaßnahmen unterliegen somit dem Grundsatz
der Verhältnismäßigkeit und sind als ein nach der Art und dem Ausmaß der mit der
Beförderung radioaktiver Güter verbundenen Gefahren gestaffeltes Schutzsystem zu
betrachten. Mit anderen Worten: Je größer die Gefahren und Risiken, desto umfassen-
der die gebotenen und den an der Beförderung Beteiligten auferlegten Schutz- und
Vorsorgepflichten. Das Gebot der Verhältnismäßigkeit gilt im übrigen auch im Hinblick
auf die mit der Einführung, Anwendung und Fortschreibung eines Strahlenschutzpro-
gramms verbundenen betrieblichen personellen und materiellen Aufwendungen, vergl.
auch § 11 ICRP Publ. 75 /ICRP 97/.
Die nach Maßgabe der verkehrsrechtlichen Transportvorschriften erstellten Strahlen-
schutzprogramme müssen weiterhin den Forderungen der § 303 und §§ 305 - 309 der
IAEA Transportvorschriften (TS-R-1) Rechnung tragen. Diese Einzelbestimmungen
beziehen sich beispielsweise auf Sachverhalte wie die Unterweisung/Schulung des
12
Personals (§ 303), die Beachtung bestimmter Sicherheitspflichten hinsichtlich der Per-
sonendosisermittlung und -überwachung (§ 305), die Einhaltung von Trennvorschriften
(Mindestabstandstabellen) für Aufenthaltsplätze von Personen und unentwickeltem
Filmmaterial (§ 307) und Notfallvorsorgemaßnahmen, um die von eventuellen Trans-
port- und Handhabungsunfällen ausgehenden Gefahren für die öffentliche Sicherheit
und Ordnung zu begrenzen (§ 308, 309).
2.3 Funktionale Elemente eines Strahlenschutzprogramms
Strahlenschutzprogramme für den Transport radioaktiver Stoffe regeln und dokumen-
tieren in systematischer und strukturierter Form die Strahlenschutz- und Vorsorge-
grundsätze, Zuständigkeiten, Verantwortlichkeiten und vorgesehenen Schutz- und Si-
cherheitsvorkehrungen eines an der Transportdurchführung beteiligten Unternehmens,
um die unternehmensbezogenen Schutz- und Vorsorgepflichten unter Berücksichti-
gung der einschlägigen gesetzlichen Sicherheitsvorschriften zu erfüllen. Um dieser
Zielsetzung zu genügen, beinhalten, regeln und dokumentieren Strahlenschutzpro-
gramme je nach Anwendungsfall typischerweise folgende funktionalen Elemente und
Sachverhalte (vergl. § 301.1 TS-G-1.1 /IAEA 02b/ und /IAEA 90a/):
� Definition des Einsatzbereiches
� Zuständigkeiten und Verantwortlichkeiten für den betrieblichen Strahlenschutz
einschließlich der Erstellung, Anwendung und Fortschreibung des Strahlen-
schutzprogramms
� Dosisbestimmung und Überwachung
� Oberflächenkontamination und Kontaminationsschutz
� Dosisgrenz- und Richtwerte
� Optimierung von Schutz und Sicherheit, Abstandsregelungen etc.
� Notfallvorsorge
� Ausbildung und Unterweisung
� Qualitätssicherung
Die in einem Strahlenschutzprogramm nach Maßgabe der verkehrsrechtlichen Trans-
portvorschriften zu behandelnden funktionalen Programmelemente entsprechen damit
13
im wesentlichen den für den Strahlenschutz maßgebenden Verfahren und Verfahrens-
vorschriften in Anwendungs- und Tätigkeitsfeldern, in denen aus anderen Gründen als
denen ihrer Beförderung radioaktive Materialien eingesetzt, verarbeitet oder gehand-
habt werden oder mit ionisierender Strahlung umgegangen wird. Das Erfordernis der
Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen im Gefahrgutrecht ist in-
soweit eine Angleichung an die üblicherweise anzutreffenden Verfahren und Verfah-
rensvorschriften des Strahlenschutzes in artverwandten Tätigkeitsfeldern und Anwen-
dungsbereichen radioaktiver Stoffe und Strahlenquellen nach dem Atom- oder Strah-
lenschutzrecht (vergl. beispielsweise Strahlenschutzregelungen für die technische An-
wendung umschlossener radioaktiver Stoffe, DIN 54115 /DIN 92/, Muster-Strahlen-
schutzanweisungen /FS 92, FS 02/, Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Ar-
beitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken (Teil 1 und Teil 2),
KTA 1301.1 und KTA 1301.2 /KTA 89/).
Aufgrund der in der Praxis verbreitet anzutreffenden engen Verflechtung von gefahr-
gutrechtlichen und strahlenschutzrechtlichen Tätigkeitsfeldern (z.B. beim Transport und
der Zwischenlagerung radioaktiver Stoffe oder dem Transport und Umgang mit radio-
graphischen Strahlenquellen) stellt das formale gefahrgutrechtliche Erfordernis zur
Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen für den Transport radioak-
tiver Stoffe nur in begrenztem Maße Neuland für die an der Beförderung radioaktiver
Güter Beteiligten dar (vergl. auch /LIZ 00, CHR 01/). Neuland wird im Zusammenhang
mit der Beförderung radioaktiver Güter jedoch insoweit betreten, als die zur Gefahren-
abwehr und Schadensvorsorge zu erfüllenden Schutz- und Vorsorgepflichten im Sinne
einer Verbesserung der Sicherheitskultur nunmehr in strukturierter und systematischer
Form zu dokumentieren und umzusetzen sind. Hinsichtlich des Tiefganges der Doku-
mentation und den konkreten Einzelheiten eines Strahlenschutzprogramms, z.B. hin-
sichtlich der Umsetzung der betrieblichen Strahlenschutzgrundsätze, kann es hilfreich
sein, sich mit den jeweils zuständigen Behörden abzustimmen.
Die Auflistung der funktionalen Programmelemente ist gegebenenfalls um den Aspekt
des Abfallmanagement zu erweitern, soweit bei der Transportdurchführung oder vor-
oder nachgelagerten Transport- und Betriebsabläufen radioaktive Abfälle anfallen oder
anfallen können.
Die vorgenannten funktionalen Programmelemente eines Strahlenschutzprogramms
werden gestützt auf detailliertere Ausführungen in /LIZ 00, IAEA 01/ und den „Empfeh-
lungen zur Erstellung von Strahlenschutzprogrammen für die Beförderung radioaktiver
14
Stoffe“ des Arbeitskreises Beförderung (AKB), Arbeitsgruppe Strahlenschutzprogramm
/AKB 01/ im Hinblick auf ihre praktische Anwendung im folgenden kurz erläutert und
diskutiert. Ergänzende Hinweise zur Organisation und inhaltlichen Ausgestaltung der
Strahlenschutz- und Sicherheitspflichten beim Umgang mit radioaktiven Stoffen und
der Gewährleitung ihrer Einhaltung finden sich u.a. in /MIL 92, NCRP 98, IAEA 02a/.
Wegen den im Strahlenschutz verwendeten Begriffen und Begriffsdefinitionen wird auf
die Deutsche Norm DIN 6814 (Begriffe in der radiologischen Technik, Teil 5: Strahlen-
schutz) verwiesen.
Einsatzbereich: Art und Umfang eines Strahlenschutzprogramms und die für den
Transport radioaktiver Materialien gebotenen Strahlenschutz- und Vorsorgemaßnah-
men hängen in hohem Maße vom Einsatzbereich eines Strahlenschutzprogramms ab.
So erfordern Tätigkeiten wie die gelegentliche Beförderung geringer Radioaktivitäts-
mengen, wie sie typischerweise in weithin eingesetzten Prüf- und Teststrahlern enthal-
ten sind, weniger umfassende Strahlenschutz- und Vorsorgemaßnahmen - und dem-
entsprechend auch ein nach Art und Umfang begrenzteres Strahlenschutzprogramm -
als dies bei großen Aktivitätsmengen oder in großer Anzahl und unterschiedlicher Vor-
liegensform durchzuführende Transporte radioaktiver Güter notwendig ist.
Die unternehmensbezogene Beschreibung der Art und Menge der zu befördernden
oder handzuhabenden radioaktiven Materialien, der Beförderungsart und der spezifi-
schen Tätigkeiten eines an der Beförderung radioaktiver Güter beteiligten Unterneh-
mens ist daher ein essentieller Bestandteil eines Strahlenschutzprogramms. Die spezi-
fischen Sicherheitspflichten und Verantwortlichkeiten eines an der Beförderung radio-
aktiver Stoffe beteiligten Unternehmens (z.B. als Absender, Beförderer, Verlader, Emp-
fänger, Verpacker etc.) ergeben sich u.a. aus den jeweiligen verkehrsträgerspezifi-
schen Bestimmungen des § 9 GGVSE, der §§ 76-78 LuftVZO, § 4 GGVBinSch und
des § 21 GGVSee.
Zuständigkeiten und Verantwortlichkeiten: Die Beförderung radioaktiver Materialien
stellt - wie bei der Beförderung anderer gefährlicher Güter - besondere Anforderungen
an die Sorgfalts- und Sicherheitspflichten der mit der Transportabwicklung befassten
Personen und Organisationen. Die Umsetzung und Einhaltung der allgemeinen Strah-
lenschutz- und Sicherheitspflichten setzt insbesondere eine klare Regelung der Aufga-
ben- und Verantwortungsstruktur in einem Unternehmen oder einer Transport-
organisation und die Bereitstellung der entsprechenden personellen und materiellen
15
Ressourcen zur Wahrnehmung der Belange des Strahlenschutzes einschließlich der
Einführung, Umsetzung und Fortschreibung des Strahlenschutzprogramms voraus.
Hierfür sind ggf. beauftragte Personen oder externe Organisationen mit entsprechen-
den Befugnissen (Weisungsbefugnis) und der notwendigen Fachkunde zu bestellen.
Die beauftragte Person kann in Personalunion auch als Strahlenschutzbeauftragter
gemäß Strahlenschutzverordnung (§ 31 StrlSchV) oder als Gefahrgutbeauftragter3 ge-
mäß Gefahrgutbeauftragtenverordnung (§ 1 GbV) fungieren.
Die Definition und Festlegung der von einem Unternehmen oder einer Transportorga-
nisation verfolgten betrieblichen Strahlenschutz- und Vorsorgegrundsätze (engl.: safety
objectives) wie die Festlegung betrieblicher oder funktionsspezifischer höchstzulässi-
ger Dosis- oder Kontaminationsrichtwerte ist eine originäre Managementaufgabe; die
Festlegung der Schutz- und Vorsorgegrundsätze liegt - im gesetzlich zulässigen Rah-
men und unter Beachtung des Standes der Technik - prinzipiell im freien Ermessen
einer Transportorganisation und erfolgt in der Praxis vielfach in Anlehnung an ein-
schlägige gesetzliche Vorschriften oder internationale Regelwerke.
Die Umsetzung und Einhaltung der unternehmensspezifischen Strahlenschutzgrund-
sätze ist als „qualitätssichernde Maßnahme“ in periodischen Zeitabständen zu überprü-
fen, beispielsweise im Rahmen von regelmäßigen (internen oder externen) Audits. Bei
erheblichen Abweichungen oder Nichteinhaltung der festgelegten betrieblichen Schutz-
ziele sind ggf. korrektive Maßnahmen auf der Organisationsebene oder bei den
eingesetzten Schutz- und Vorsorgemaßnahmen einzuleiten. Abweichend von der Ver-
letzung rechtlich bindender Grenzwerte oder Genehmigungsauflagen, die als Ord-
nungswidrigkeit (§ 10 GGVSE) geahndet werden können, ist die Nichteinhaltung oder
Verfehlung betrieblicher Richt- oder Eingreifwerte im übrigen nicht sanktionsfähig.
Wegen der zum Zwecke einer effizienten Umsetzung und Einhaltung der transport-
rechtlichen Strahlenschutzgrundsätze und Sicherheitspflichten zu stellenden Anforde-
rungen an die Organisations- und Managementstruktur eines an der Beförderung ra-
dioaktiver Stoffe beteiligten Unternehmens ist auf die Ausführungen in der ICRP Publi-
kation 75 para 72-87 /ICRP 97/ und in /KAT 82, EN 99/ zu verweisen. Als wichtige
3 Die Aufgaben, Pflichten und Anforderungen an Gefahrgutbeauftragte ergeben sich aus der
Gefahrgutbeauftragtenverordnung (GbV) /BMV 98b/, der Gefahrgutbeauftragtenprüfungsverordnung (PO Gb) /BMV 98c/ und den zu diesen Verordnungen herausgegebenen Bekanntmachungen und Informationsbroschüren /BMV 98d, BMV 99b/.
16
praktische Eignungsmerkmale einer Organisations- und Managementstruktur eines
Unternehmens bzw. Transportorganisation werden folgende hervorgehoben:
� Aktive Wahrnehmung der unternehmerischen Verantwortung und Sicherheits-
pflichten durch die Unternehmensleitung,
� Unabhängigkeit des betrieblichen Strahlenschutzes von den für die Transport-
abwicklung zuständigen Organisationseinheiten,
� Festlegung der Zuständigkeiten und Verantwortlichkeiten für den betrieblichen
Strahlenschutz und Erteilung entsprechender Kompetenzen für die damit be-
auftragten Personen (z.B. Weisungsrecht zur Erfüllung der ihnen übertragenen
Aufgaben),
� Regelmäßige Überprüfung der Effizienz der getroffenen Schutz- und Vor-
sorgemaßnahmen und der Einhaltung der betrieblichen Strahlenschutzziele
(engl.: performance evaluation), z.B. in Form regelmäßiger Audits,
� Bereitstellung der personellen und materiellen Ressourcen zur Erfüllung der
Aufgaben und Verantwortlichkeiten des betrieblichen Strahlenschutzes.
Dosisermittlung und Überwachung: Unter den im Rahmen eines Strahlenschutzpro-
gramms vorgesehenen Maßnahmen zur Gefahrenabwehr und Schadensvorsorge ist
die Dosisermittlung und Überwachung der Strahlenexposition der Arbeitskräfte und der
Bevölkerung von zentraler Bedeutung und erfüllt im wesentlichen zwei Funktionen:
Sie dient einerseits als Grundlage zur Beurteilung der Umsetzung des Optimierungs-
gebotes, d.h. der Beurteilung der Effizienz und Angemessenheit der implementierten
Strahlenschutz- und Vorsorgemaßnahmen, und andererseits als Nachweis (Beweis-
sicherung), dass die betrieblichen und transportrechtlich relevanten Dosisgrenzwerte
eingehalten worden sind. Die Dosisabschätzung ist im übrigen aber auch Grundlage
für die von den an der Beförderung Beteiligten zu beachtenden Schutz- und Sicher-
heitspflichten. Dies gilt beispielsweise insbesondere hinsichtlich der unternehmeri-
schen Pflicht - sei es als Versender, Beförderer oder Empfänger eines radioaktiven
Gutes - zur Überwachung und Aufzeichnung der Strahlenexpositionen des Transport-
personals.
Die mit der Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen einhergehen-
de Pflicht der Dosisermittlung und Überwachung der Arbeitskräfte ist - idealisiert be-
17
trachtet - somit als ein zweistufig angelegtes Verfahren zu betrachten. Der erste und
zentrale Baustein des zweistufigen Verfahrens umfasst (a) die Durchführung einer
prognostischen Dosisabschätzung für das Transport- und Handhabungspersonal (prior
dose assessment) und (b) darauf aufbauend die Festlegung und Umsetzung der erfor-
derlichen Dosisüberwachungs- und Aufzeichnungspflichten. Die Bestimmungen der
Transportvorschriften (para 305 TS-R-1) sehen insbesondere eine nach der Höhe der
beförderungsbedingt zu erwartenden Strahlenexpositionen der Arbeitskräfte gestaffel-
tes System zur Überwachung und Aufzeichnung beruflicher Strahlenexpositionen vor
(Tabelle 2). Danach sind für zu erwartende Strahlenexpositionen des Personals bis zu
1 mSv/Jahr weder besondere Arbeitsanweisungen noch eine individuelle Personendo-
sisüberwachung oder Aufzeichnung erforderlich. Bei einer zu erwartenden Strahlen-
exposition der Arbeitskräfte von 1 - 6 mSv/Jahr kann die Strahlenschutzüberwachung
des Transportpersonals dagegen wahlweise entweder durch Arbeitsplatzüberwachung
(Raumüberwachung) oder mittels Personendosimeter erfolgen. Oberhalb von
6 mSv/Jahr ist jedoch generell eine individuelle Personendosisüberwachung und eine
Aufzeichnung und Aufbewahrung der Messergebnisse erforderlich (vergl. Tabelle 2).
Tabelle 2: Dosisüberwachungs- und Aufzeichnungspflichten gemäß den verkehrs-rechtlichen Transportvorschriften (para 305 TS-R-1)
Personaldosis
(Effektive Dosis E) Strahlenschutzüberwachung, Aufzeichnungspflichten
E ≤ 1 mSv/a
Keine Überwachungs- und Dokumentationspflichten, keine besonderen Arbeitsanweisungen erforderlich
1 mSv/a < E ≤ 6 mSv/a Dosisüberwachung mittels Arbeitsplatz- oder Individual-dosisüberwachung erforderlich, Ergebnis aufzeichnungspflichtig
E > 6 mSv/a Individualdosisüberwachung erforderlich, Messergebnis auf-zeichnungspflichtig
Durch Vergleich mit Erfahrungswerten erlaubt die prognostische Dosisabschätzung
u.a. auch eine Analyse und Bewertung, ob und inwieweit dem Optimierungsgrundsatz
für eine gegebene Transportaufgabe bereits in ausreichendem Maße Rechnung
getragen wurde und ob ggf. Verbesserungsbedarf besteht (Optimierung des
Strahlenschutzes). Der Optimierungsprozess wird notwendigerweise von der Höhe der
18
zu erwartenden Personaldosen beeinflusst. Bei hohen zu erwartenden Personendosen
ist der „Optimierungsdruck“ höher zu veranschlagen als bei sehr niedrigen zu
erwartenden Strahlenexpositionen.
Der zweite die Personendosisermittlung und -überwachung betreffende Verfahrens-
schritt dient - soweit relevant - im wesentlichen dem Zweck, die Einhaltung der betrieb-
lich und transportrechtlich relevanten Dosisricht- oder Grenzwerte retrospektiv nach-
zuweisen und zu dokumentieren. Der zweite Verfahrensschritt hat damit vor allem be-
weis- und qualitätssichernden Charakter. Die Nachweisführung kann je nach Höhe der
Strahlenexpositionen entweder durch Abschätzung oder durch Messung mittels geeig-
neter Personendosimeter (Individualdosismessung) geführt werden. Im Falle einer
Nichteinhaltung der unternehmensspezifischen Dosisrichtwerte sind gegebenenfalls,
bei Überschreitung der beförderungsrelevanten Dosisgrenzwerte aufgrund der unter-
schiedlichen rechtlichen Bindungswirkung dagegen umgehend geeignete korrektive
Maßnahmen einzuleiten.
Die eingesetzten Dosimeter und Messgeräte müssen hinsichtlich der zu messenden
Strahlung, der Messempfindlichkeit und dem Messbereich dem jeweiligen Messzweck
angepasst sein. Hinsichtlich der dosimetrischen Verfahrenweise bei gemischten Pho-
tonen-Neutronen Strahlungsfeldern ist auf die entsprechende Stellungnahme der
Strahlenschutzkommission /SSK 00a/ zu verweisen.
Für die a priori Abschätzung der beförderungsbedingten Personendosen stehen prinzi-
piell verschiedene Methoden zur Verfügung. Die wichtigste Methodik ist der Bezug auf
Erfahrungswerte (z.B. die Ergebnisse der Personendosisüberwachung) für gleichartige
oder ähnlich gelagerte Transportaufgaben und Anwendungsbereiche.
Liegen solche Angaben nicht vor, sind entsprechende, auf analytischen Methoden auf-
bauende Dosisabschätzungen durchzuführen, die beispielsweise die reale Versand-
stück-Dosisleistung und die aktuellen Transport- und Handhabungsabläufe, Expositi-
onsdauern etc. berücksichtigen. Im Rahmen solcher Dosisabschätzungen sind die bei
der Transportabwicklung radioaktiver Versandgüter auftretenden Expositionssituatio-
nen so realistisch wie möglich nachzubilden und die damit verbundene Personendosis
zu ermitteln. Komplexere Expositionssituationen lassen sich dazu vielfach auf einfache
analytisch fassbare Strahler-Rezeptor-Konfigurationen zurückführen, z.B. eine Punkt-
quellengeometrie. Bezüglich der rechnerischen Verfahren zur Bestimmung der Strah-
lenexposition durch innere und äußere Bestrahlung sind u.a. die entsprechenden Ver-
19
öffentlichungen der Strahlenschutzkommission /SSK 00b/ und der International Atomic
Energy Agency /IAEA 99a, IAEA 99b, IAEA 99c/ hervorzuheben. Auf die Verfügbarkeit
entsprechender Rechenprogramme, wie das vom Sandia National Laboratory heraus-
gegebene Programm RADTRAN 4 /NEU 92, NEU 93/ und das von der International
Atomic Energy Agency (IAEA) entwickelte Rechenprogramm INTERTRAN2 /ERI 00/
für die Durchführung computergestützter Dosisabschätzungen sei verwiesen.
Nach den bisherigen Erfahrungen führt der Transport und die Handhabung von freige-
stellten und Kategorie I-weiß Versandstücken im allgemeinen zu so geringen Perso-
nendosen, dass weder eine Personendosisüberwachung noch besondere Handha-
bungs- und Sicherheitsanweisungen erforderlich sind. Ähnliches gilt auch für die Be-
förderung und Handhabung von Versandstücken der Kategorie II-gelb und III-gelb,
soweit die Anzahl der gehandhabten Versandstücke oder deren Transportkennzahlen
(TI) bestimmte Werte nicht überschreitet. Die in dieser Hinsicht vorliegenden Erfah-
rungswerte und den derzeitigen Entwicklungsstand repräsentierenden Informationen,
die auf speziellen im Rahmen dieses Vorhabens durchgeführten Untersuchungen und
Erhebungen in ausgewählten Transportsektoren beruhen, sind zusammenfassend in
den Kapitel 3 und Kapitel 4 dargestellt.
Dosisgrenz- und Richtwerte: Zum Schutze vor den von radioaktiven Stoffen und ioni-
sierender Strahlung ausgehenden Gefahren für Leben, Gesundheit und Sachgüter ist
die Strahlenexposition von Personen generell begrenzt. Die für die Beförderung radio-
aktiver Stoffe maßgebenden Dosisgrenzwerte für Arbeitskräfte und die Bevölkerung
sind in Tabelle 3 angegeben. Die Grenzwerte beziehen sich auf die effektive Dosis
bzw. Äquivalentdosis infolge interner und externer Expositionen und gehen auf die
Strahlenschutzgrundsätze der International Basic Safety Standards (BSS) zurück
/IAEA 96/; sie entsprechen den 1990er Empfehlungen der Internationalen Strahlen-
schutzkommission (ICRP Publ. 60) und korrespondieren überdies mit den Dosisgrenz-
werten der EURATOM Grundnormen /EG 96/ und der neuen Strahlenschutzverord-
nung 2001 (StrlSchV). Nach den Internationalen Basic Safety Standards (BSS) ist wei-
terhin die Strahlenexposition von Auszubildenden im Alter von 16 - 18 Jahren durch
besondere Dosisgrenzwerte geregelt. Die für den bestimmungsgemäßen Transport
zulässigen Dosishöchstwerte sind Grenzwerte mit übergeordnetem Charakter und bil-
den die Grundlage verschiedener abgeleiteter Grenzwerte der Transportvorschriften.
20
Tabelle 3: Dosisgrenzwerte für Arbeitskräfte und die Bevölkerung
Individualdosisgrenzwerte (mSv/a) Arbeitskräfte Einzelpersonen
der Bevölkerung Effektive Dosis
20*
1
Jährliche Äquivalentdosis: - Augenlinse - Haut - Extremitäten (Hände, Füße)
150 500**
500
15 50**
--
* Effektive Dosis gemittelt über einen Zeitraum von fünf aufeinander folgenden Jahren, wobei die effektive Dosis 50 mSv/a für ein einzelnes Kalenderjahr nicht überschreiten darf. ** Grenzwert gilt unabhängig von der exponierten Hautoberfläche für jede Fläche von 1 cm²
Tabelle 4: Dosisleistungsgrenzwerte für Versandstücke und Transportmittel entspre-chend den Transportvorschriften
Dosisleistungsgrenzwerte** (mSv/h) Oberfläche in 1 m Abstand in 2 m Abstand Versandstücke - Freigestellte Versandstücke - Industrie- /Typ A- /Typ B- / Typ C-Versandstücke
0,005 2*
-- 0,1
-- --
Transportmittel
2 -- 0,1
* Bei Transporten unter ausschließlicher Verwendung und der Beachtung weiterer einschränkender Bedingungen sind hiervon abweichende höhere Dosisleistungen bis zu 10 mSv/h an der Versandstückoberfläche zulässig (para 532 TS-R-1) ** Zum Vergleich: Strahlungsniveau in Gebieten mit stark erhöhter Untergrundstrahlung bis 0,05 mSv/h Strahlungsniveau kosmischen Ursprungs in gängigen Flughöhen (8 - 12 km) 0,002 - 0,005 mSv/h Strahlungsniveau kosmischen Ursprungs in 20 km Flughöhe (Concorde) ca. 0,011 mSv/h Strahlungspegel (30 cm) von Patienten nach therapeutischer I 131-Applikation /ACH 01/ 1 - 7 mSv/h
Die den Transportvorschriften zugrunde liegenden Dosisgrenzwerte sind personenbe-
zogene Kenngrößen, die auch für den Fall, dass ein Individuum einer Strahlenexpo-
sition aus mehreren expositionsintensiven Tätigkeiten ausgesetzt ist, nicht überschrit-
ten werden dürfen. Liegt eine solche Situation vor, so kann jede expositionsintensive
Tätigkeit nur einen bestimmten Anteil der höchstzulässigen Strahlenexposition für sich
21
in Anspruch nehmen, wenn eine Überschreitung der beförderungsrelevanten Perso-
nendosisgrenzwerte sicher ausgeschlossen werden soll. Die Festlegung oder Wahl
einer entsprechenden anteiligen verursacher- oder tätigkeitsspezifischen Personendo-
sis ist von den Umständen des Einzelfalles abhängig und kann beispielsweise mittels
tätigkeitsspezifischer Dosisrichtwerte (engl.: dose constraint) erfolgen (vergl. § 141ff,
ICRP Publ. 60, 1990 /ICRP 91/ und /IAEA 92/).
Die in einem Transportunternehmen bzw. einer Organisation zur Anwendung kom-
menden betrieblichen Dosisrichtwerte und Sicherheitsstandards zur Erfüllung des Op-
timierungs- und Dosisbegrenzungsprinzips sind im Strahlenschutzprogramm zu defi-
nieren, zu dokumentieren und hinsichtlich ihres Gültigkeits- und Anwendungsbereiches
zu erläutern. Zur praktischen Regelung und Überwachung der Belange des Strahlen-
schutzes beim Transport radioaktiver Stoffe kommen - wie in anderen Anwendungsbe-
reichen, in denen mit radioaktiven Stoffen gehandhabt oder ionisierende Strahlung
verwendet wird - vielfach weitere sekundäre Dosisrichtwerte zum Einsatz; Grenz- und
Richtwerte unterscheiden sich in ihrer rechtlichen Bindungswirkung und sind als essen-
tieller Bestandteil eines Strahlenschutzprogramms hinsichtlich ihres Geltungs- und An-
wendungsbereiches zu definieren und zu erläutern.
Zur Einhaltung der primären Dosisgrenzwerte für Einzelpersonen sind in den Trans-
portvorschriften u.a. verkehrsträgerübergreifend einheitliche Dosisleistungsgrenzwerte
für Versandstücke und das Transportmittel festgelegt; sie sind in Tabelle 4 angegeben.
Oberflächenkontamination und Kontaminationsschutz: Bei der Beförderung, dem Um-
gang und der Anwendung von radioaktiven Stoffen kann eine Kontamination von Ver-
packungen, Transportmitteln, Arbeitsbereichen und der Umgebung vielfach nicht voll-
ständig ausgeschlossen werden. Unter Kontamination versteht man im verkehrsrechtli-
chen Sinne das Vorhandensein eines radioaktiven Stoffes auf der Oberfläche eines
Gegenstandes (z.B. der äußeren Oberfläche eines Versandstückes, der Fahrzeuglade-
fläche, der Transportausrüstung usw.) mit einer flächenbezogenen Aktivität - gemittelt
über eine Fläche von 300 cm² - von mehr als 0,4 Bq/cm² für Beta-, Gammastrahler und
Alphastrahler niedriger Toxizität bzw. 0,04 Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler. Je
nach dem Haftvermögen eines radioaktiven Stoffes auf einer Oberfläche unterscheiden
die Gefahrgutvorschriften zwischen festhaftender (fixed) und nichtfesthaftender (non-
fixed) Oberflächenkontamination. Unter letzterer versteht man eine Oberflächen-
kontamination, die unter Routinetransportbedingungen von der Oberfläche eines Ge-
22
genstandes abgelöst und unbeabsichtigt weiterverbreitet und verschleppt werden kann,
beispielsweise durch Abwischen oder Berührung mit der Kleidung oder den Händen.
Die nichtfesthaftende (abwischbare) Kontamination auf den Außenflächen von Ver-
sandstücken ist generell so niedrig wie möglich zu halten und darf unter Bedingungen,
die bei Routinebeförderung angetroffen werden, den Grenzwert von 4 Bq/cm² für Beta-,
Gamma- und Alphastrahler niedriger Toxizität sowie 0,4 Bq/cm² für alle anderen Al-
phastrahler nicht überschreiten. Diese Grenzwerte gelten auch für Fahrzeuge und die
Transportausrüstung sowie für die Außenflächen von Umpackungen, Containern und
Tanks und deren Innenflächen, soweit sie nicht unter ausschließlicher Verwendung
befördert werden.
Festhaftende Kontamination auf Oberflächen von Fahrzeugen, der Transportaus-
rüstung oder Teilen davon ist der Höhe nach derart begrenzt, dass die von der Konta-
mination herrührende Dosisleistung den Wert von 5 µSv/Stunde nicht überschreitet;
dieser Grenzwert findet jedoch keine Anwendung auf Versandstücke. Die festhaftende
Kontamination auf Versandstückoberflächen, von der keine Gefährdung durch unkon-
trollierte Verschleppung oder Inkorporation ausgeht, ist vielmehr indirekt über die Do-
sisleistungsgrenzwerte für Versandstücke und das Transportmittel limitiert und darf in
Verbindung mit der vom radioaktiven Behälterinhalt ausgehenden und die Abschir-
mung durchdringenden Reststrahlung die relevanten Dosisleistungsgrenzwerte für
Versandstücke nicht überschreiten (vergl. Tabelle 4).
Zur Erkennung von Oberflächenkontaminationen und zur Vermeidung einer unbeab-
sichtigten Aktivitätsverschleppung sind Verpackungen, Fahrzeuge und Ausrüstungen,
die zur Beförderung von radioaktiven Stoffen verwendet werden, daher - soweit rele-
vant - auf Kontamination zu überprüfen. Häufigkeit und Umfang solcher Kontaminati-
onskontrollen richten sich nach der Wahrscheinlichkeit einer Kontamination und nach
der Art und Anzahl der durchgeführten Transporte. Brennelement-Transportbehälter
und deren Transportmittel gelten insbesondere bei Unterwasserbeladung als kontami-
nationsanfälliger als beispielsweise Transporte von umschlossenen (d.h. auf Dichtheit
überprüften, vergl. /BMU 96/) radioaktiven Strahlenquellen. Sind Fahrzeuge oder Aus-
rüstungsgegenstände über die höchstzulässigen Grenzwerte hinaus kontaminiert, sind
sie sobald wie möglich und in jedem Falle vor der Wiederverwendung soweit zu dekon-
taminieren, bis die relevanten Grenzwerte für nichtfesthaftende Oberflächenkontamina-
tion (β/γ: 4 Bq/cm², α: 0,4 Bq/cm²) unterschritten werden und die von festhaftender
Kontamination herrührende Oberflächendosisleistung geringer als 5 µSv/h ist. Die ver-
23
kehrsrechtlichen Kontaminationsgrenzwerte sind somit “Aktionswerte”, deren Über-
schreitung Maßnahmen zur Wiederherstellung der „Reinheit“ eines Versandstückes,
Fahrzeuges oder der Transportausrüstung erforderlich macht.
Die von einer Transportorganisation vorgesehenen Kontaminationsschutzgrundsätze
zur Kontaminationserkennung und die Vorsorgemaßnahmen zur Vermeidung einer
unbeabsichtigten Kontaminationsverschleppung (z.B. in Form von Kontaminations-
richtwerten und der Art und Häufigkeit von Kontaminationskontrollen) sind im Strahlen-
schutzprogramm nach Art und Umfang der eingesetzten Verfahren und Verfahrensvor-
schriften zu erläutern. Dazu kann es zweckmäßig sein, einen Kontaminationsmessplan
zu erstellen, aus dem die Messhäufigkeit und Lage der Messpunkte hervorgeht.
Bei der Beförderung und Handhabung von umschlossenen radioaktiven Stoffen oder
solchen in besonderer Form - wie sie insbesondere für Durchstrahlungsquellen im
Rahmen der zerstörungsfreien Materialprüfung eingesetzt werden - ist aufgrund der
geringen Kontaminationsgefährdung jedoch eine regelmäßige Kontaminationsüberwa-
chung in Übereinstimmung mit den Empfehlungen des Bundesministers für Verkehr zur
Beförderung von sonstigen radioaktiven Stoffen für Durchstrahlungsprüfungen (Radio-
graphie) nicht erforderlich /BMV 98a/.
Die eingesetzten Messgeräte und Messverfahren müssen hinsichtlich der zu messen-
den Strahlung, der Messempfindlichkeit und dem Messbereich dem jeweiligen Mess-
zweck angepasst sein; die Kontaminationsmessgeräte sind vor der Verwendung einer
entsprechenden Funktionskontrolle zu unterziehen, z.B. einer Batteriekontrolle und
Prüfung mittels Prüfstrahler. Hinsichtlich der Durchführung von Kontaminations-
messungen, den Messtechniken, sei es durch Direktmessung oder indirekt mittels
Wischprobenahme, und der Dokumentation der Messergebnisse ist auf die einschlägi-
gen Verfahrensvorschriften der DIN ISO 7503 /DIN 90/ zu verweisen.
Optimierung von Strahlenschutz und Sicherheit: Die an der Beförderung radioaktiver
Stoffe Beteiligten haben entsprechend den ihnen obliegenden Sicherheitspflichten da-
für Sorge zu tragen, dass die nach Art und Ausmaß der vorhersehbaren Gefahren er-
forderlichen Strahlenschutz- und Vorsorgemaßnahmen getroffen werden, um Leben
und Gesundheit von Personen zu schützen. Sie sind in Übereinstimmung mit den
Strahlenschutzgrundsätzen der Transportvorschriften insbesondere gefordert, Schutz
und Sicherheit zu optimieren, so „dass die Höhe der beförderungsbedingten Strahlen-
expositionen, die Zahl der exponierten Personen und die Wahrscheinlichkeit potentiel-
24
ler (d.h. unfallbedingter) Expositionen so gering wie vernünftigerweise erreichbar ist“
(§ 302 No. TS-R-1).
In der Vergangenheit (bis zum Anfang der 90er Jahre) wurde für die praktische Umset-
zung und Anwendung des Optimierungsgrundsatzes im Strahlenschutz dem Einsatz
von klassischen Optimierungsverfahren wie der Durchführung von Kosten-Nutzen-
Analysen, Multi-Attributiv-Analysen etc. ein besonderer Stellenwert eingeräumt (vergl.
beispielsweise /ICRP 83, IAEA 86, ICRP 89, CEC 91/). Aufgrund der Komplexität der
Optimierungsaufgabe einerseits, die Strahlenexpositionen durch den normalen (be-
stimmungsgemäßen) Transport und potentielle Expositionen aufgrund eventueller
Transport- und Handhabungsunfälle umfasst, und mangels der Verfügbarkeit einfach
handhabbarer Optimierungsverfahren andererseits sind die vorgenannten Optimie-
rungsverfahren jedoch nur eingeschränkt einsetzbar und kommen nur in Einzelfällen
zur Anwendung.
Neben der strikten Einhaltung der obligatorischen Anforderungen der verkehrsrechtli-
chen Transportvorschriften kommt daher dem professionellen Erfahrungswissen und
dem darauf gestützten Einsatz unterschiedlichster Schutz- und Vorsorgemaßnahmen
verstärkte Bedeutung zu. Die Internationale Strahlenschutzkommission (ICRP) emp-
fiehlt für die praktische Umsetzung des Optimierungsgrundsatzes folgende qualitativen
Vorgehensweisen (para 92 ICRP Publ. 75 /ICRP 97/):
� Beurteilung von Schutz und Sicherheit durch fachkundiges Personal nach dem
Stand der Technik und den Maßstäben rationaler Vernunft (common sense),
� Vergleich mit dem Sicherheits- und Schutzniveau vergleichbarer Tätigkeitsfel-
der mit anerkannt hohem Sicherheitsstandard (good practice and sound engi-
neering).
Je nach Anwendungsfall können zur Umsetzung des Optimierungsgebotes - insoweit
dem auf der operativen Ebene nicht bereits in angemessener Form Rechnung getra-
gen wird - beispielsweise folgende technischen, organisatorischen oder administrativen
Einzelmaßnahmen oder Kombinationen derselben in Betracht gezogen werden:
� Regelmäßige Analyse und Bewertung der dosimetrischen Aufzeichnungen und
Vergleich mit den Erwartungswerten zwecks Schwachstellenermittlung
� Einführung und Anwendung betriebsspezifischer Abstandsvorschriften
25
� Verwendung von Zusatzabschirmungen im Transportmittel und in Arbeitsberei-
chen mit hoher „Untergrundstrahlung“
� Verwendung dosisminimierender Lade-/Stauvorschriften für radioaktive Ver-
sandgüter mit erhöhter Dosisleistung (z.B. insbesondere für Kategorie III-gelb
Versandstücke)
� Einführung und Anwendung betriebsinterner dosisbegrenzender Richtwerte für
das Transport- und Handhabungspersonal
� Dosisminimierende Personaleinsatzplanung (z.B. Jobrotation)
� Einführung von Zugangs- und Aufenthaltsbeschränkungen für Lager- und Ar-
beitsbereiche mit erhöhter „Untergrundstrahlung“
� Tätigkeitsbeschränkungen/-verbote für bestimmte Personengruppen, z.B. Ju-
gendliche, Schwangere
� Routinemäßiger Einsatz von Fahrhilfen und Hebezeugen (zwecks Minimierung
der Expositionszeiten und Vergrößerung der Abstände)
� Kooperative Zusammenarbeit mit den an der Transportabwicklung beteiligten
Organisationen, insbesondere Rückmeldung von Mängeln, Schäden, Regel-
verletzungen etc. betreffend die Versandstücke/Transportbehälter, die Trans-
portausrüstung und Transportabwicklung
� Einführung und Anwendung witterungsabhängiger Fahranweisungen zwecks
Unfallrisikominimierung; vergl. auch die entsprechenden Bestimmungen der
Straßenverkehrsordnung (§ 1 (3a) StVO)
� Sicherheitstraining und Schulung des Fahrpersonals (Unfallrisikominimierung)
� Analyse und Auswertung von Vorkommnissen beim Transport gefährlicher Gü-
ter (Erfahrungsrückfluss)
Die im konkreten Beförderungsfall zum Einsatz kommenden präventiven Schutz- und
Vorsorgemaßnahmen können weiterhin durch die jeweiligen betrieblichen Gegebenhei-
ten und Erfordernisse, die Qualifikationsmerkmale des Personals sowie ggf. durch die
Auflagen und Nebenbestimmungen der Beförderungsgenehmigung beeinflusst werden.
Notfallvorsorge: Trotz der bei der Beförderung von radioaktiven Gütern weltweit zu
verzeichnenden positiven Sicherheitsbilanz können – vergleichbar mit dem Transport
26
konventioneller Gefahrgüter - Not- und Unfallsituationen mit der Möglichkeit einer Akti-
vitätsfreisetzung und/oder Kontamination der Umgebung nicht vollständig ausge-
schlossen werden. Planvoll angelegtes vorausschauendes Handeln mit der Zielsetzung
der Gefahrenabwehr und Schadensbekämpfung sind daher seit langer Zeit ein integra-
ler Bestandteil der Beförderung gefährlicher Stoffe, um im Anforderungsfall eine
schnelle und wirksame Hilfe zu ermöglichen.
Die Vorsorge gegen von Not- und Unfallsituationen ausgehende erhebliche Störungen
oder eine unmittelbare Gefährdung der öffentlichen Sicherheit und Ordnung ist eine
staatliche Aufgabe. Sie wird im Rahmen des Katastrophenschutzes geleistet und fällt in
der Zuständigkeit der Bundesländer. Im Rahmen dieser Zuständigkeit sind die Polizei-
und Sicherheitskräfte, die Unfall- und Rettungsdienste u.a. auch auf eventuelle Trans-
portunfälle und Vorkommnisse bei der Beförderung gefährlicher Güter einschließlich
radioaktive Stoffe vorbereitet, geschult und mit entsprechenden Geräten ausgerüstet.
Als Informationsgrundlage für Hilfeleistungen bei Not- und Unfallsituationen betreffend
gefährliche Güter stehen den Einsatzkräften u.a. insbesondere die international einge-
führten ERI-Cards (Emergency Response Intervention Cards) zur Verfügung, die sich
schwerpunktmäßig an den Bedürfnissen und Anforderungen der Feuerwehren orientie-
ren /RID 00, RID 01a/. In Deutschland steht für Hilfeleistungen und zur Schadensbe-
kämpfung bei Gefahrgutunfällen überdies das Transport-Unfall-Informations- und Hilfe-
leistungssystem (TUIS) der chemischen Industrie zur Verfügung /VCI 01/.
Unbeschadet der staatlichen Vorsorge für Not- und Unfallsituationen beim Gefahrgut-
transport sind die an der Beförderung gefährlicher Güter Beteiligten nach den verkehrs-
rechtlichen Bestimmungen - und in Übereinstimmung mit dem Optimierungsgrundsatz
der IAEA Transportvorschriften - gehalten und verpflichtet (§ 4 GGVSE), „die nach Art
und Ausmaß der vorhersehbaren Gefahren erforderlichen Vorkehrungen zu treffen und
bei Eintritt eines Schadens dessen Umfang so niedrig wie möglich zu halten“. Sie ha-
ben insbesondere die dem Ort des Eintritts der Gefahr nächstliegende zuständige Be-
hörde zu benachrichtigen, wenn die Umstände eine besondere Gefahr für andere bil-
den. Die von den an der Beförderung radioaktiver Stoffe Beteiligten vorzusehenden
präventiven Schutz- und Vorsorgemaßnahmen richten sich nach dem potentiellen
Ausmaß der vorhersehbaren Gefahren und regeln sich nach den Bestimmungen der
verkehrsrechtlichen Transportvorschriften und - soweit relevant - den Auflagen/Neben-
bestimmungen des Genehmigungsbescheides. Die Rettung von Menschenleben und
die Bergung von Verletzten hat - unter angemessener Beachtung der eigenen Sicher-
27
heit - bei Erwägungen über die zu treffenden Sofortmaßnahmen stets Vorrang vor allen
anderen Maßnahmen.
Zur Erfüllung ihrer Sicherheitspflichten, z.B. zur Schadensbekämpfung, können sich die
Transportbeteiligten - soweit möglich - auch Dritter bedienen, wie beispielsweise der
Kerntechnischen Hilfsdienst GmbH, Karlsruhe, die u.a. über mobile Strahlenschutz-
mess- und Kommunikationseinrichtungen, ferngesteuerte Manipulator- und Bergefahr-
zeuge zur Identifizierung, Manipulation und Schadensbekämpfung bei Vorkommnissen
mit radioaktiven Stoffen verfügt /KHG 99/.
Die von den an der Transportabwicklung radioaktiver Stoffe Beteiligten regelmäßig zu
treffenden Einzelmaßnahmen zur Notfallvorsorge und Schadensbekämpfung umfassen
entsprechend den verkehrsrechtlichen Transportvorschriften insbesondere:
� Mitführung schriftlicher Weisungen für Not- und Unfallsituationen einschließlich
Verdachtsfälle einer Beschädigung der Aktivitätsumschließung und über die zu
treffenden Schutz- und Vorsorgemaßnahmen (z.B. in Form von Unfallmerkblät-
tern, Emergency Schedules - EmS, Emergency Response Drill Code - ERG
Code),
� Kennzeichnung der Verpackungen (Gefahrzettel und UN-Nummer) sowie der
Fahrzeuge bei der Beförderung bestimmter Versandgüter auf dem Straßen -
und Schienenweg (z.B. Orangefarbene Warntafeln mit UN-Nummern)
� Ausstattung des Beförderungsmittels mit entsprechender Notfallausrüstung
(z.B. Mitführen von Feuerlöschern, Warnweste, Warnzeichen, Handlampe, Un-
terlegkeil im Straßenfahrzeug)
� Schulung der an der Beförderung beteiligten Personen,
� Meldepflicht von Unfällen und Vorkommnissen (z.B. entsprechend Abschnitt
1.8.5 Anlage A/B ADR, Section 9.6 IATA-DGR oder aufgrund von Auflagen/
Nebenbestimmungen des Genehmigungsbescheides) einschließlich des Ver-
lustes von radioaktiven Versandgütern [Hinweis: Bei Vorkommnissen und Un-
fällen bei der Beförderung und Aufbewahrung von bestrahlten Brennelementen
oder verglasten hochradioaktiven Spaltproduktlösungen sind ergänzend die
Meldepflichten entsprechend der Atomrechtrechtlichen Sicherheitsbeauftrag-
ten- und Meldeverordnung (AtSMV) zu beachten /BMU 01/. Die Meldepflicht
28
nach Atomrecht obliegt jedoch nicht dem Beförderer, sondern dem Genehmi-
gungsinhaber einer nach § 7 AtG genehmigten Anlage (abgebende Anlage).]
� Präventive Vorkehrungen zur Schadensbekämpfung bei bestimmten Versand-
gütern.
Bei einem Zwischenfall während der Beförderung auf dem Straßenwege oder bei
Störmaßnahmen und Einwirkungen Dritter (EWD) sind weiterhin die jeweils zuständi-
gen örtlichen Einsatzzentralen der Polizei und - soweit relevant - die Beförderungsleit-
stellen, das Lagezentrum und die zuständigen Aufsichtsbehörden bzw. das Bundesamt
für Strahlenschutz unverzüglich zu benachrichtigen. Bei größeren beförderten Mengen
sonstiger (d.h. nichtspaltbarer) radioaktiver Stoffe oder von Kernbrennstoffen, die das
1010-fache der Freigrenzen der Anlage III Tabelle 1 Spalte 2 StrlSchV überschreiten, ist
ergänzend unverzüglich die Kerntechnische Hilfsdienst GmbH zu benachrichtigen; da-
zu ist eine vertragliche Vereinbarung mit dieser Organisation zur Schadensbegrenzung
bzw. -bekämpfung abzuschließen. Entsprechend den Empfehlungen des Ausschusses
„Notfallschutz in der Umgebung kerntechnischer Anlagen“ sind auch für Transporte
bestrahlter Brennelemente und hochradioaktiver Abfälle keine über das übliche Maß
hinausgehenden Notfallvorsorgemaßnahmen erforderlich /ALT 96/.
Die grundlegenden Schutz- und Schadensvorsorgemaßnahmen, Meldepflichten etc.
bei Vorkommnissen, Unfällen oder dem Abhandenkommen radioaktiver Stoffe im Gü-
terverkehr der Deutsche Bahn AG richten sich nach der Konzernrichtlinie 423 „Sicher-
heitstechnische Maßnahmen nach Freiwerden gefährlicher Güter“; die Deutsche Bahn
AG verfügt weiterhin für häufig beförderte Gefahrstoffe über entsprechende Unfall-
merkblätter. Darüber hinaus ist die Feuerwehr, die Polizei/BGS und die verkehrs-
und/oder atomrechtliche Aufsichtsbehörde (z.B. das Eisenbahn-Bundesamt) unverzüg-
lich zu benachrichtigen.
Beim Transport von gefährlichen Gütern auf Binnenschiffen sind ebenfalls Unfallmerk-
blätter mitzuführen zur Unterrichtung der Besatzung, der Polizei und der Feuerwehr
/RID 00b/. Die bei Transporten von gefährlichen Gütern auf Seeschiffen gemäß IMDG-
Code regeln sich nach den Vorschriften der „Emergency procedures for ships carrying
dangerous goods“, die die allgemeinen Sicherheitsregeln des IMDG-Code ergänzen,
vergl. auch /BMV 99a/. Die entsprechenden Verfahren und Verfahrensvorschriften für
den Luftverkehr finden sich im „Emergency Response Guidance for Aircraft Incidents
29
involving Dangerous Goods“, 1999-2000 Edition (Doc 9481-AN/928), die von der Inter-
national Civil Aviation Organisation (ICAO) herausgegeben werden.
Hinsichtlich der im Zusammenhang mit Not- und Unfallsituationen beim Transport ra-
dioaktiver Stoffe notwendigen planerischen Grundsätze der Schadensvorsorge und
Schadensbekämpfung ist auf die IAEA Publikation „Emergency Response Planning
and Preparedness for Transport Accidents involving Radioactive Material“ (IAEA Safety
Series No. 87, 1988) bzw. den neueren IAEA Safety Guide „Planning and Preparing for
Emergency Response to Transport Accidents involving Radioactive Materials“ (IAEA
Safety Guide No. TS-G-1.2 (ST-3), 2002 /IAEA 02c/) zu verweisen. Anwendungs-
beispiele für Notfallschutzpläne größerer europäischer Transportunternehmens sowie
praktische Erfahrungshinweise finden sich in /FON 00, JOH 9?/.
Ausbildung und Unterweisung: Die Gefahrgutvorschriften der verschiedenen Verkehrs-
träger sehen für die an der Beförderung Beteiligten funktionsspezifische Schulungen
vor, die der Vermittlung der Kenntnisse über mögliche Gefährdungen durch radioaktive
Stoffe und die anzuwendenden Schutz- und Vorsorgemaßnahmen dienen sollen (vergl.
auch /RID 01c/). 4
Verantwortlich für die Schulung der Beschäftigten sind die an der Beförderung radioak-
tiver Güter beteiligten Transportorganisationen. Sie haben sicherzustellen, dass
� jeder Beschäftigte vor Aufnahme einer Tätigkeit für seinen Tätigkeitsbereich
geschult wird,
� die Schulung regelmäßig wiederholt wird und
� bei Änderung der Tätigkeit/Transportaufgabe die Schulungsinhalte überprüft
werden und ggf. eine ergänzende Schulung stattfindet.
Es empfiehlt sich, für die an der Beförderung beteiligten Personen einen Schulungs-
plan zu erstellen, für dessen Einhaltung der Unternehmer oder ein von ihm Beauftrag-
4 Die an der Beförderung bestimmter radioaktiver Stoffe wie Kernmaterialien und Großquellen beteiligten
Personen sind zwecks Gewährleistung des Schutzes gegen Störmaßnahmen und sonstige Einwirkungen Dritter ergänzend entsprechend den atomrechtlichen Erfordernissen der Richtlinie „Anforderungen an das Sicherungspersonal bei der Beförderung von radioaktiven Stoffen, Stand: 4. Juni 1996“ (GMBl. Nr. 29, 621-623, 1996 und GMBl. Nr. 33, S. 673-674, 1996) zu unterweisen.
30
ter (z.B. der Sicherheitsbeauftragte für die Beförderung gefährlicher Güter, in Deutsch-
land „Gefahrgutbeauftragter“ 3 genannt) sorgt.
Die Unterweisung sollte entsprechend der arbeitsschutzrechtlichen Pflicht der Beschäf-
tigten (§ 15 ArbSchG), sich aktiv an den Arbeitsschutzmaßnahmen zu beteiligen, nicht
nur auf die klassischen Arbeitnehmerpflichten beschränken, sondern auch vermitteln,
dass Beschäftigte im Rahmen ihrer Möglichkeiten auch für ihre eigene Sicherheit und
Gesundheit am Arbeitsplatz sowie die Sicherheit anderer Personen Verantwortung
tragen.
Qualitätssicherung: Unter Qualitätssicherung ist die Gesamtheit aller planmäßig und
nach dokumentierten Anweisungen durchgeführten Tätigkeiten und organisatorischen
und technischen Maßnahmen zu verstehen, um die Einhaltung der im Strahlenschutz-
programm formulierten Zielsetzungen und Anforderungen zu gewährleisten. Dies ge-
schieht in der betrieblichen Praxis im wesentlichen durch systematische und transpa-
rente Darlegung der Arbeitsabläufe, eindeutige Kompetenzregelungen und eine syste-
matische und unabhängige Überprüfung der qualitätsgesicherten Tätigkeiten eines
Unternehmens (Audit). Vorausschauende (vorbeugende) fachkundige Planung, Durch-
führung und begleitende Überwachung von Arbeitsabläufen durch geschultes Personal
innerhalb einer Organisation haben dabei im allgemeinen Vorrang vor dem Einsatz
nachträglicher (kostenintensiver) korrektiver Maßnahmen wie der Nachbesserung ei-
nes Produktes oder einer Serviceleistung (Prävention).
Das Strahlenschutzprogramm kann integraler Bestandteil des Qualitätssicherungspro-
gramms eines Unternehmens bzw. einer Transportorganisation sein.
Im übrigen wird auf die qualitätssichernden Regelungen und Bestimmungen der Euro-
päischen Norm EN 12 798 (1999) „Qualitätsmanagement für die Beförderung auf der
Straße, mit der Eisenbahn und auf Binnenwasserstraßen“ /EN 99/ und die IAEA Publi-
kation „Quality assurance for the transport of radioactive material“ (IAEA Safety Series
No. 113, 1994) verwiesen. Ergänzende strahlenschutzspezifische Hinweise und Erfah-
rungsberichte zur Qualitätssicherung in der Praxis finden sich in /BÄH 97/.
2.4 Ordnungssystem gestaffelter Schutz- und Vorsorgemaßnahmen
Nach dem bei der Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen für den
Transport radioaktiver Stoffe zu beachtenden Verhältnismäßigkeitsgrundsatz (para 305
31
TS-R-1) wird einem mit dem Transport radioaktiver Güter einhergehenden wachsen-
den Gefährdungspotential mit umfassenderen Schutz- und Vorsorgepflichten begeg-
net. Die seitens der Transportbeteiligten zu treffenden Strahlenschutz- und Vorsorge-
maßnahmen werden entsprechend den verkehrsrechtlichen Sicherheitsbestimmungen
weiterhin durch die Höhe der Strahlenexpositionen der Arbeitskräfte bestimmt.
Tabelle 5: Ordnungssystem gestaffelter Schutz- und Vorsorgemaßnahmen, die im Zu-sammenhang mit der Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen für den Transport radioaktiver Stoffe zu regeln und zu dokumentieren sind (nach /LIZ 01/)
Funktionale Programmelemente
Strahlenexposition der Arbeitskräfte
< 1 mSv/a 1 - 6 mSv/a > 6 mSv/a Einsatzbereich
erforderlich erforderlich erforderlich
Zuständigkeiten, Verantwortlichkeiten
erforderlich erforderlich erforderlich
Personendosisermittlung und -überwachung
Keine Dosis-überwachung erforderlich
Arbeitsplatz-überwachung
oder Individual-dosismessung
erforderlich
Individualdosis-überwachung erforderlich
Optimierung der Transport- und Be-triebsabläufe
nur einge-schränkt erfor-
derlich
erforderlich erforderlich
Dosisgrenz- und Richtwerte
erforderlich erforderlich erforderlich
Kontaminationsschutzvorsorge
Art und Umfang von der Transportaufgabe abhängig
Notfallvorsorge
Art und Umfang von der Transportaufgabe abhängig
Ausbildung, Unterweisung
erforderlich erforderlich erforderlich
Qualitätssicherung
erforderlich erforderlich erforderlich
Tabelle 5 zeigt beispielhaft ein für die Einführung und Anwendung von Strahlenschutz-
programmen und die Transportdurchführung entwickeltes Ordnungssystem gestaffelter
Schutz- und Vorsorgemaßnahmen für Transportunternehmen, die vorrangig als Ver-
sender, Beförderer oder Umschläger an der Transportabwicklung radioaktiver Ver-
sandgüter beteiligt sind (nach Lizot et al. /LIZ 01/). Art und Umfang der im Strahlen-
schutzprogramm zu konkretisierenden und zu dokumentierenden Strahlenschutz- und
Vorsorgemaßnahmen richten sich nach der Höhe der Strahlenexposition der Arbeits-
kräfte (Transportpersonal). Danach sind bei einer zu erwartenden jährlichen Strahlen-
32
exposition der Arbeitskräfte bis zu 1 mSv/a nur bestimmte, sich u.a. aus den verkehrs-
rechtlichen Transportvorschriften ergebende Grundpflichten zu erfüllen. Bei darüber
hinausgehenden Strahlenexpositionen des Personals werden die Grundpflichten je
nach Art und Umfang der Transportaktivitäten um weitere technische, organisatorische
oder administrative Schutz- und Vorsorgemaßnahmen ergänzt.
Alternative, von dem in Tabelle 5 skizzierten exemplarischen Ordnungssystem abwei-
chende Schemata gestaffelter Schutz- und Vorsorgepflichten sind möglich.
2.5 Konkurrierende transportrelevante Schutz- und Sicherheitsvorschrif-ten
Vor dem Hintergrund der Umsetzung und Anwendung der Sicherheitsgrundsätze und
Anforderungen der neuen verkehrsrechtlichen Gefahrgutvorschriften ist darauf zu ver-
weisen, dass an der Beförderung radioaktiver Güter beteiligte Unternehmen konkurrie-
rend zu den verkehrsrechtlichen Sicherheitspflichten in der Regel weiteren gesetzli-
chen Vorschriften zur Gewährleistung und Fortentwicklung von Sicherheit und Ge-
sundheitsschutz der Arbeitskräfte unterliegen oder unterliegen können. Rechtsgrundla-
ge der im Zusammenhang mit dem Umgang, Beförderung oder Zwischenlagerung von
radioaktiven Gütern zu beachtenden wichtigsten konkurrierenden Schutz- und Sicher-
heitsvorschriften sind das Arbeitsschutzgesetz (ArbSchG) und die Strahlenschutz-
verordnung (StrlSchV).
2.5.1 Arbeitsschutzrechtliche Regelungen
Nach den im Arbeitsschutzgesetz vom August 1996 formulierten Sicherheitsgrundsät-
zen haben die Arbeitgeber bzw. Unternehmen eine umfassende Verantwortung für die
Sicherheit und Gesundheit für die Beschäftigten am Arbeitsplatz. Die Arbeitsgeber sind
insbesondere verpflichtet, die Sicherheit und den Gesundheitsschutz der Arbeitskräfte
durch entsprechende Arbeitsschutzmaßnahmen zu gewährleisten, ihre Wirksamkeit zu
überprüfen, fortzuschreiben und ggf. veränderten Gegebenheiten anzupassen. Die
Arbeitskräfte haben die Pflicht, an den betrieblichen Arbeitsschutz- und Sicherheits-
maßnahmen aktiv mitzuwirken. Zu den aus dieser Mitwirkungspflicht herrührenden
Verantwortlichkeiten der Beschäftigen gehört beispielsweise insbesondere, die erteilten
Arbeitsanweisungen auftragsgemäß zu erfüllen, für die Sicherheit und Gesundheit ge-
mäß Unterweisung und Weisung des Arbeitsgebers Sorge zu tragen, sich der persönli-
33
chen Schutzausrüstung bestimmungsgemäß zu bedienen und den Arbeitgeber über
jedes Auftreten einer unmittelbaren Gefahr für die betriebliche Sicherheit und Gesund-
heit unverzüglich zu unterrichten (§ 15ff ArbSchG).
Das im Arbeitsschutzgesetz vorgesehene Instrumentarium für die Umsetzung und An-
wendung der arbeitsschutzrechtlichen Schutz- und Vorsorgegrundsätze umfasst ver-
schiedene Einzelmaßnahmen /MAS 00a, MAS 00b/. Dazu gehören u.a. die Durchfüh-
rung einer Gefährdungsbeurteilung, die Festlegung der Verantwortlichkeiten für die
Umsetzung der arbeitsschutzrechtlichen Sicherheitspflichten einschließlich der Durch-
führung der Gefährdungsbeurteilung, die arbeitsmedizinische Vorsorge, die Vorsorge
für Notfallsituationen und die Unterweisung bzw. Schulung der Beschäftigten.
Die gesetzlich vorgeschriebene Gefährdungsbeurteilung (§§ 5-6 ArbSchG) ist ein zent-
rales Präventionsinstrument des Arbeits- und Gesundheitsschutzes für Arbeitskräfte
und umfasst - vergleichbar der Strahlenschutzkonzeption der Transportvorschriften -
insbesondere folgende Elemente:
� Systematische Erfassung und Beurteilung betrieblicher Gefährdungsfaktoren,
� Festlegung der konkreten Arbeitsschutz- und Sicherheitsmaßnahmen (z.B.
Strahlenschutzmaßnahmen),
� Festlegung der Zuständigkeit und Verantwortlichkeiten für die Umsetzung und
Überprüfung der Wirksamkeit der Arbeitsschutzmaßnahmen (d.h. Prüfung ob
die festgestellten Gefährdungen beseitigt oder minimiert worden sind!),
� Fortschreibung der Gefährdungsbeurteilung und die
� Dokumentation der Gefährdungsanalyse.
Die betriebliche Gefährdungsbeurteilung unterliegt der Überwachung durch die Ar-
beitsschutzverwaltung.
2.5.2 Strahlenschutzrechtliche Regelungen
In einer den arbeitsschutzrechtlichen Erfordernissen vergleichbaren Weise haben Un-
ternehmen für Tätigkeiten, die den Schutzvorschriften der Strahlenschutzverordnung
(StrlSchV) unterliegen, Strahlenschutzanweisungen zu erstellen (§ 34 StrlSchV). In der
Strahlenschutzanweisung sind insbesondere die von einem Unternehmen bzw. Strah-
34
lenschutzverantwortlichen für die Aufrechterhaltung des Strahlenschutzes als erforder-
lich erachteten Verfahrensanweisungen, Zuständigkeiten und im Betrieb zu beachten-
den Strahlenschutzvorkehrungen festzulegen. Dazu gehören in der Regel insbesonde-
re folgende Einzelmaßnahmen:
� Organisationsplan für den Strahlenschutz,
� Regelung und Optimierung der für den Strahlenschutz wesentlichen Betriebs-
abläufe (entsprechend dem strahlenschutzrechtlichen Gebot der Vermeidung
unnötiger Strahlenexpositionen - § 6 StrlSchV),
� Ermittlung der Körperdosis,
� Führung eines Betriebshandbuches, in dem die für den Strahlenschutz wesent-
lichen Betriebsabläufe zu dokumentieren sind,
� Regelmäßige Wartung und Funktionsprüfung der Ausrüstung und Geräte, die
für den Strahlenschutz wesentlich sind, sowie Aufzeichnungen über die Durch-
führung dieser Wartungen und Funktionsprüfungen,
� Aufstellung eines Planes für den Einsatz bei Stör- und Unfällen sowie
Vorsorgeregelungen zur eventuelle Schadensbekämpfung,
� Vorkehrungen gegen das Abhandenkommen von radioaktiven Stoffen und des
Schutzes gegen Störmaßnahmen.
Da in vielen dem Anwendungsbereich der Strahlenschutzverordnung unterliegenden
Unternehmen - wenn auch aus anderen Rechtsgründen - Schutz- und Vorsorgemaß-
nahmen erforderlich und in der Zielsetzung mit denen anderer Rechtsbereiche ver-
gleichbar sind, lassen es die strahlenschutzrechtlichen Bestimmungen klarstellend
ausdrücklich zu, dass die Strahlenschutzanweisung auch Bestandteil solcher ander-
weitig erforderlich werdender Betriebsanweisungen sein kann (z.B. aufgrund arbeits-
schutz-, gefahrstoff- oder verkehrrechtlicher Bestimmungen).
2.5.3 Resümee
Zusammenfassend kann festgehalten werden, dass sowohl die im Arbeitsschutzrecht
als auch im Strahlenschutzrecht für die Sicherheit und den Gesundheitsschutz von
Arbeitskräften festgelegten Anforderungen und Instrumentarien in wesentlichen Teilen
35
denen der verkehrsrechtlichen Gefahrgutvorschriften und den im Strahlenschutzpro-
gramm zu konkretisierenden Schutz- und Vorsorgemaßnahmen entsprechen.
2.6 Muster-Strahlenschutzprogramme für den Transport radioaktiver Stoffe für ausgewählte Anwendungsbereiche
Auf der Basis der im vorangehenden dargestellten Ausführungen über die Grundsätze,
Anforderungen, den strukturellen Aufbau und die inhaltliche Gestaltung von Strahlen-
schutzprogrammen wurden im Rahmen dieses Vorhabens Muster-Strahlen-
schutzprogramme für ausgewählte Anwendungsbereiche und Transportaufgaben nach
Maßgabe der verkehrsrechtlichen Gefahrgutvorschriften erarbeitet. Die unter Berück-
sichtigung der Empfehlungen der Arbeitsgruppe (AKB) „Strahlenschutzprogramm“ des
Fachverbandes Strahlenschutz entwickelten Muster-Beispiele sind als Anleitung und
Orientierungshilfe zu verstehen und sollen die an der Beförderung Beteiligten (z.B.
Unternehmen und Behörden) bei der Erstellung oder Bewertung von unternehmens-
spezifischen Strahlenschutzprogrammen für den Transport radioaktiver Stoffe unter-
stützen. Sie sind für aktuelle Anwendungen und Übertragungen insbesondere hinsicht-
lich der jeweiligen unternehmensspezifischen Gegebenheiten und Besonderheiten an-
zupassen und zu ergänzen.
Die vorliegenden Muster-Strahlenschutzprogramme für die Beförderung radioaktiver
Stoffe stützen sich - soweit realisierbar - auf eine kooperative Zusammenarbeit mit
ausgewählten Transportunternehmen und repräsentieren - mit Ausnahme bestimmter
als vertraulich angesehener Informationen - insoweit den aktuellen Entwicklungsstand
hinsichtlich der Transport- und Handhabungsmodalitäten radioaktiver Güter und der in
diesem Zusammenhang zu treffenden Schutz- und Vorsorgemaßnahmen für ausge-
wählte Transportaufgaben bzw. Einsatzbereiche. Für Anwendungsbereiche, für die
Muster-Strahlenschutzprogramme nicht vorliegen, wird auf anderweitig relevante Ar-
beitsanleitungen und Verfahrenvorschriften verwiesen, siehe beispielsweise insbeson-
dere /DIN 98, IAEA 01, CHR 01, DGZP 01/. Die im vorliegenden Zusammenhang be-
trachteten und dem Erfordernis der Einführung und Anwendung von Strahlenschutz-
programmen unterliegenden Transportaufgaben bzw. Einsatzbereiche umfassen:
� Beförderung von Kernbrennstoffkreislaufprodukten und sonstigen radioaktiven Ma-
terialien einschließlich Großquellen auf dem Straßenwege (Anhang I und II)
36
� Beförderung von Radioisotopen für medizinische, wissenschaftliche und industriel-
le Anwendungszwecke auf dem Straßenwege (Anhang III und IV)
� Beförderung von radiographischen Strahlenquellen auf dem Straßenwege
� Beförderung von radioaktiven Stoffen auf dem Seewege (Anhang V)
2.6.1 Muster-Strahlenschutzprogramm für die Beförderung von Kern-brennstoffkreislaufprodukten und sonstigen radioaktiven Stoffen auf dem Straßenwege
Die in Anhang I bis IV vorgestellten Muster-Strahlenschutzprogramme für den Trans-
port verschiedener radioaktiver Materialien und die darin verankerten unternehmens-
spezifischen Schutz- und Vorsorgegrundsätze beziehen sich auf Anwendungsbereiche
und Transportaufgaben, die auf die Übernahme, Transportdurchführung und Übergabe
von versandfertig verpackten radioaktiven (spaltbaren und nichtspaltbaren) Materialien
wie Kernbrennstoffkreislaufprodukte, Großquellen, Radiopharmaka, Probenmaterialien
etc. beschränkt sind. Die jeweiligen Transportunternehmen sind damit insbesondere
von den (weitreichenden) verkehrsrechtlichen Sicherheitspflichten eines Absenders
oder Verladers radioaktiver Stoffe freigestellt (vergl. beispielsweise Kapitel 1.4 Anla-
gen A und B ADR bzw. § 9 GGVSE).
Das in Anhang I wiedergegebene Muster-Strahlenschutzprogramm erstreckt sich im
übrigen - und abweichend von der üblichen Vorgehensweise - auf dem Wege einer
unternehmerischen Selbstverpflichtung auch auf die Strahlenschutzbelange von Unter-
auftragnehmern (Spediteuren), die exklusiv als beauftragte Dritte unter der Verantwor-
tung dieses Unternehmens an der Transportdurchführung radioaktiver Güter auf dem
Straßenwege beteiligt sind.
Die von den jeweiligen Transportunternehmen verfolgten Strahlenschutzgrundsätze,
und insbesondere die auf Unternehmensebene maßgebenden höchstzulässigen Per-
sonendosisrichtwerte sind - u.a. auch als Ausdruck des Optimierungsgebotes - mit ei-
nem Ausschöpfungsgrad von maximal etwa 5 - 50 Prozent der relevanten Dosisgrenz-
werte für Arbeitskräfte (Tabelle 3) in allen Fällen deutlich restriktiver als nach den
Strahlenschutzgrundsätzen der Transportvorschriften zulässig.
37
Die auf betrieblicher Ebene getroffenen und nach Art und Umfang unterschiedlichen
technischen und organisatorischen Strahlenschutz- und Vorsorgemaßnahmen variie-
ren und sind mittel- oder unmittelbar von der Höhe der zu erwartenden Personalexposi-
tion abhängig. Hohe Personalexpositionen begründen in Übereinstimmung mit der
Konzeption des gestaffelten Schutzsystems im allgemeinen umfassendere Schutz- und
Vorsorgevorkehrungen als bei niedriger Personalexposition. Der lückenlosen Nach-
weisführung der applizierten Personendosen mittels amtlicher Dosimeter kommt - über
die Bestimmungen der verkehrsrechtlichen Transportvorschriften hinausgehend - im
Spektrum der unternehmensseitig möglichen technischen, organisatorischen und ad-
ministrativen Schutz- und Vorsorgemaßnahmen offenbar ein besonderer Stellenwert
zu.
Bezüglich der Einzelheiten der Verfahren und Verfahrensvorschriften zur Kontrolle und
Überwachung der Einhaltung der Dosisleistungs- und Kontaminationsgrenzwerte von
Versandstücken und Transportmitteln wird im allgemeinen auf bereits existierende Ar-
beits- oder Strahlenschutzanweisungen verwiesen. Die zum Zwecke der Notfallvorsor-
ge getroffenen betrieblichen Schutz- und Vorsorgemaßnahmen richten sich nach der
Art der zu befördernden oder handzuhabenden radioaktiven Güter und bewegen sich
im Rahmen der verkehrsrechtlich festgelegten Anforderungen und Maßnahmen zur
Schadensbegrenzung und -vermeidung. Eine Ausnahme bilden die im Muster-
Strahlenschutzprogramm gemäß Anhang I vorgesehenen betrieblichen Notfallvorsor-
gemaßnahmen mittels eines speziellen Bergebehälters zur Begrenzung und Beseiti-
gung der besonderen von UF6 ausgehenden chemotoxischen Gefahren bei eventuellen
Vorkommnissen wie Leckagen oder Transport- und Handhabungsunfällen.
Das Muster-Strahlenschutzprogramm in Anhang IV zeigt als exemplarisches Beispiel
eine Betriebsanweisung, die die spezifischen Anforderungen eines Strahlenschutzpro-
gramms für den Transport radioaktiver Stoffe mit den Erfordernissen des Strahlen-
schutzrechts (Strahlenschutzanweisung gemäß § 34 StrlSchV) und des Arbeitsschutz-
rechts (Gefährdungsbeurteilung gemäß § 5 ArbSchG) verbindet.
Die den an der Transportabwicklung beteiligten Personen erteilte aufgabenspezifische
Unterweisung über die Strahlengefahren und die zu beachtenden Vorsichtsmaßnah-
men erfolgt nach Art und Häufigkeit in der Regel in Anlehnung an die gesetzlichen Er-
fordernisse (vergl. beispielsweise Kapitel 1.3 Anlage A/B ADR oder § 38 StrlSchV).
38
2.6.2 Strahlenschutzprogramm für die technische Radiographie
In der technischen Radiographie werden für den Transport und die Anwendung radio-
aktiver Strahlenquellen praktisch ausschließlich standardisierte Arbeitsbehälter (Verpa-
ckungen) eingesetzt, die den technischen Auslegungsanforderungen der Deutschen
Norm DIN 54115 Teil 4 (1992) genügen /GRI 98, CAV 98/. Darüber hinaus sind die
Vorschriften der internationalen Norm ISO 3999-1 (2000) /ISO 00/ und des „Merkblat-
tes zur Belehrung von Personen, die sonstige radioaktive Stoffe für Durchstrahlungs-
prüfungen im Rahmen der zerstörungsfreien Materialprüfung auf der Straße befördern“
/BMV 98a/ zu beachten. Die so genannten Arbeitsbehälter erfüllen als Arbeitsgerät und
Transportbehälter, der im verkehrsrechtlichen Sinne als Versandstück anzusehen ist,
eine Doppelfunktion, und müssen dementsprechend ergänzend die Anforderungen der
verkehrsträgerspezifischen Gefahrgutvorschriften (z.B. der ADR) erfüllen.
Die zum Schutz von Personen und Sachgütern gebotenen Sicherheitsnahmen zur Ge-
fahrenabwehr und Schadensvorsorge im Zusammenhang mit dem Umgang und der
Beförderung von Strahlenquellen in der technischen Radiographie (vornehmlich in der
Form der Radioisotope Kobalt 60, Selen 75, Cäsium 137 und Iridium 192) regeln sich
traditionell - als in der Vergangenheit praktisch ausnahmslos genehmigungspflichtige
Tätigkeit - nach den entsprechenden Bestimmungen der Strahlenschutzverordnung
(StrlSchV) und dem Arbeitsschutzgesetz (ArbSchG) und sind in einem von der Deut-
schen Gesellschaft für Zerstörungsfreie Prüfung e.V. (DGZfP) herausgegebenen
„Merkblatt über die Beförderung radioaktiver Stoffe auf der Straße für die Radiographie
im Rahmen der zerstörungsfreien Prüfung“, Merkblatt S2, Ausgabe Dezember 2001
/DGZP 01/ zusammengefasst. Art und Umfang der in diesem Sachzusammenhang zu
treffenden Strahlenschutz- und Vorsorgemaßnahmen werden in der Praxis maßgeblich
durch die Gefährdungsbeurteilung nach Maßgabe des § 5 des Arbeitsschutzgesetzes
(vergl. Kapitel 2.5.1) in Verbindung mit den Vorschriften der Deutschen Norm
DIN 54115 „Zerstörungsfreie Prüfung, Strahlenschutzregeln für die technische Anwen-
dung umschlossener radioaktiver Stoffe“, Teil 1 - 5, August 1992, bestimmt.
Die Anwendung und Umsetzung der DGZfP-Empfehlungen (Merkblatt S2, Ausgabe
Dez. 2001) in der Beförderungspraxis erfüllt in Verbindung mit der arbeitsschutzrecht-
lich geforderten Gefährdungsbeurteilung die Sicherheits- und Vorsorgegrundsätze der
hier maßgeblichen verkehrsrechtlichen Transportvorschriften. Die nach der DGZfP-
Empfehlungen in Verbindung mit der Gefährdungsanalyse zu treffenden Schutz- und
Vorsorgemaßnahmen umfassen - wie in Kapitel 2.5.1 dargestellt - insbesondere die
39
funktionalen Elemente der Regelung der Zuständigkeiten, der Erfassung, Beurteilung
und Fortschreibung der Gefährdungsfaktoren (ionisierende Strahlung), der Dosis-
überwachung- und Aufzeichnung, der Optimierung der Betriebsabläufe, um Gefähr-
dungen gering zu halten, der Gesundheitsvorsorge, der Notfallvorsorge, der Fachkun-
de/Unterweisung und der Ergebnisdokumentation der Gefährdungsbeurteilung (vergl.
auch Muster der Gefährdungsbeurteilung im DGZfP-Merkblatt S2).
Dem verkehrrechtlichen Erfordernis der Einführung und Anwendung von Strahlen-
schutzprogrammen für die Beförderung von radiographischen Strahlenquellen wird
inhaltlich somit bereits durch die für den Umgang mit radioaktiven Strahlenquellen in
der technischen Radiographie relevanten einschlägigen Sicherheitsempfehlungen und
Regelwerke Rechnung getragen. (Anmerkung: Insoweit auf die Regelungen der DIN
54115 Teil 3: Organisation des Strahlenschutzes bei Umgang und Beförderung, Juli
1998 Bezug genommen wird, ist die noch ausstehende Anpassung der Norm an die
neuen restriktiveren Dosisgrenzwerte der Strahlenschutzverordnung vom 20. Juli 2001
(StrlSchV) bzw. der Richtlinie 96/29/EURATOM zu beachten.)
Tabelle 6: Höchstzulässige Dosisleistung portabler Arbeitsbehälter (Klasse P) für radio-graphische Strahlenquellen (nach ISO 9999-1, 2000)
Höchstzulässige
Dosisleistung (mSv/h)
- Äußere Oberfläche des Arbeitsbehälters - in 50 mm Abstand von der äußeren Oberfläche - in 1 m Abstand von der äußeren Oberfläche
2,0 (2)*
0,5 (--)*
0,02 (0,1)*
* In Klammern: Entsprechende Vergleichswerte der verkehrsrechtlichen Gefahrgutvorschriften
40
Nach DIN 541155 Teil 4 (Kap. 3 und 8) sind die gerätetechnischen Strahlenschutzvor-
richtungen und das Strahlenschutzzubehör so zu bemessen, dass die Strahlenexposi-
tion der Beschäftigen die Dosisgrenzwerte der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV)
bei sachgemäßer Anwendung einer Strahlenquelle während des Betriebes, des Trans-
portes oder der Lagerung nicht überschreitet. In diesem Sinne und dem Optimierungs-
gebot entsprechend sind u.a. die Dosisleistungsgrenzwerte für portable Arbeitsbehälter
(Klasse P) gemäß ISO 9999-1 gegenüber den verkehrsrechtlichen Grenzwerten zum
Teil deutlich reduziert (Tabelle 6 und Abbildung 8). Die Dosisleistungsgrenzwerte ge-
mäß Tabelle 6 sind jedoch nicht auf ortsfeste (nicht-portable) Arbeitsbehälter anwend-
bar.
Hinsichtlich neuerer Erfahrungsberichte in Bezug auf die Sicherheit und die
Organisation des betrieblichen Strahlenschutzes in der technischen Radiographie ist
auf folgende Publikationen zu verweisen: /GRI 98, IAEA 99d, PIT 99, MAC 00,
MIC 00/.
2.6.3 Muster-Strahlenschutzprogramm für den Transport radioaktiver Stof-fe auf dem Seewege
Nach derzeitigem Kenntnisstand ist das Beförderungsaufkommen radioaktiver Güter
mit Seeschiffen in Deutschland (oder unter deutscher Flagge fahrenden Seeschiffen)
relativ begrenzt und beträgt nur Bruchteile des gesamten Beförderungsaufkommens
radioaktiver Stoffe in Deutschland6, vergl. beispielsweise /BMU 94, SCH 95a/. Bei den
auf dem Seewege beförderten radioaktiven Gütern handelt es sich generell um ver-
sandfertig verpackte radioaktive Stoffe, die in Standardcontainern angeliefert und
transportiert werden; unbestrahlte Kernbrennstoffkreislaufprodukte wie Urankonzentrat,
Uranhexafluorid etc. und medizinische und technische Strahlenquellen machen den
Hauptanteil der beförderten radioaktiven Güter aus.
5 Die derzeitige Fassung der Deutschen Norm DIN 54115 Teil 1-5 bedarf noch der Anpassung an die
novellierte und neu herausgegeben Strahlenschutzverordnung 2001 gemäß Bekanntmachung BGBl. Teil 1, Nr. 38, S. 1847ff, 26. Juli 2001
6 Nach Unternehmensangaben betrug das Beförderungsaufkommen gefährlicher Güter (alle Klassen) der Hapag-Lloyd Container Linie GmbH im Jahre 2001 weltweit etwa 80 000 Frachtcontainer, davon enthielten lediglich 38 Frachtcontainer radioaktive Materialien.
41
Die beförderungsbedingt zu erwartenden Strahlenexpositionen des Schiffs- und Um-
schlagpersonals sind daher im allgemeinen relativ gering. Nach dem in Anhang III dar-
gestellten Muster-Strahlenschutzprogramm für den Transport von radioaktiven Gütern
mit Seeschiffen, das freundlicherweise von der Hapag-Lloyd Container Linie für den
vorliegenden Untersuchungszweck bereitgestellt wurde, wird die Einhaltung der unter-
nehmensspezifischen Strahlenschutzgrundsätze mit einem Dosisrichtwert von 1 mSv/a
für das Personal durch entsprechende technische und administrative Schutzmaßnah-
men sichergestellt. Die unternehmensseitigen Strahlenschutz- und Vorsorgemaßnah-
men sind damit auf die bestimmte Grundpflichten beschränkt, vergl. Tabelle 5. Eine
individuelle Personendosisüberwachung des Schiffspersonals ist in diesem Dosisbe-
reich nicht bindend erforderlich und in dem in Anhang V dargelegten Strahlenschutz-
programm auch nicht vorgesehen.
Die vorgenannten Feststellungen zur Höhe der beim Transport von radioaktiven Gütern
im Seeverkehr zu erwartenden Strahlenexpositionen des Schiffspersonals werden
auch durch neuere Erhebungen, die im Auftrag der Europäischen Kommission durch-
geführt wurden /HIE 99/, und vergleichbare britische Untersuchungen /GEL 96/ bestä-
tigt.
Weitere Orientierungshilfen und Anleitungen für die Einführung and Anwendung von
Strahlenschutzprogrammen für Beförderung von radioaktiven Materialien auf dem
Seewege finden sich in den Erläuterungen zu den 1990er IAEA Transportvorschriften
/IAEA 90b/ und den Publikationen des World Nuclear Transport Institute, London (UK)
/CHR 01/. Die in der von World Nuclear Transport Institute (WNTI) herausgegebenen
Informationsunterlage behandelten Anwendungsbereiche der Beförderung und Hand-
habung radioaktiver Güter umfassen den (a) Seetransport (sea carriers), (b) Hafenum-
schlag (port handlers) und (c) den Straßentransport (road carriers).
43
3 Strahlenexpositionen von Personen für normale (unfall-freie) Transportbedingungen
Die erforderliche Schadensvorsorge gegen die von der Beförderung von radioaktiven
Gütern ausgehenden radiologischen (und nicht-radiologischen) Gefahren für Leben,
Gesundheit und Sachgüter regelt sich nach dem Grad der Erforderlichkeit. In der Pra-
xis wird der Grad der Erforderlichkeit von Strahlenschutzmaßnahmen maßgeblich
durch die Höhe (und Wahrscheinlichkeit) der beförderungsbedingt auftretenden oder
zu erwartenden Strahlenexposition unter Beachtung des Grundsatzes der Verhältnis-
mäßigkeit bestimmt (para 302, No. TS-R-1 /IAEA 00/: „ .... Schutz und Sicherheit müs-
sen so optimiert sein, dass die Höhe der Individualdosen, die Anzahl der exponierten
Personen und die Wahrscheinlichkeit potentieller (d.h. unfallbedingter) Strahlenexposi-
tionen so niedrig wie vernünftigerweise erreichbar gehalten werden, unter Berücksich-
tigung wirtschaftlicher und sozialer Faktoren, und die Personendosen müssen unter-
halb der Dosisgrenzwerte liegen.“) Hohe zu erwartende Strahlenexpositionen begrün-
den daher im allgemeinen umfassendere Vorkehrungen zur Gefahrenabwehr und
Schadenvorsorge als etwa Personendosen, die nur einen Bruchteil der beförderungs-
relevanten Dosisgrenzwerte betragen. Die Kenntnis der beim Transport von radioakti-
ven Gütern auftretenden oder zu erwartenden Strahlenexpositionen ist daher zur Beur-
teilung der Angemessenheit und Effizienz der getroffenen oder zu treffenden Schutz-
und Vorsorgemaßnahmen für die an der Beförderung radioaktiver Stoffe Beteiligten
von zentraler Bedeutung.
In Anerkennung dieser Sachlage wurden im Rahmen des vorliegenden Vorhabens
daher u.a. Arbeiten mit dem Ziel durchgeführt, (a) eine aktuelle Bestandsaufnahme und
vergleichende Übersicht über typische beim normalen (unfallfreien) Transport von ra-
dioaktiven Stoffen auftretende Strahlenexpositionen für verschiedene Anwendungsbe-
reiche und Transportaufgaben bereitzustellen und (b) ein einfach handhabbares In-
strumentarium für eine prognostische Dosisabschätzung für ausgewählte Transport-
aufgaben zu entwickeln. Zu diesem Zweck wurden sowohl entsprechende Datenerhe-
bungen bei ausgewählten an der Beförderung radioaktiver Güter beteiligten Transport-
unternehmen als auch spezielle transportbegleitende Dosismesskampagnen zur Er-
mittlung funktionsspezifischer Personendosen für verschiedene beförderungsrelevante
Tätigkeits- und Betriebsabläufe durchgeführt.
44
Die diesbezüglich vorliegenden Untersuchungsergebnisse werden im folgenden zu-
sammenfassend dargestellt und erläutert und sind für strahlenschutzoptimierte (well-
managed) Transport- und Betriebsabläufe als repräsentativ anzusehen.
3.1 Beförderungsbedingte Strahlenexpositionen der Arbeitskräfte in ver-schiedenen Transport- und Anwendungsbereichen radioaktiver Stoffe
3.1.1 Beförderung von Kernbrennstoffkreislaufprodukten auf dem Stra-ßenwege
Bei den im Rahmen des Kernbrennstoffkreislaufs zu befördernden radioaktiven (und
teils spaltbaren) Stoffen handelt es sich um eine Vielzahl von bestrahlten und unbe-
strahlten Materialien wie Urankonzentrat (U3O8), Uranhexafluorid (UF6), unbestrahlte
Brennelemente und deren Vorprodukte (z.B. UO2/MOX-Pulver, Pellets, rückgewonne-
nes Uran/Plutonium), abgebrannte Brennelemente, verglaste hochradioaktive Wieder-
aufarbeitungsabfälle, kontaminierte/aktivierte Bauteile und Komponenten, schwach-,
mittel- und hochradioaktive Rest- und Abfallstoffe, Prüf- und Teststrahler, Probenmate-
rialien u.a. (vergl. auch /SCH 97/). Die in den Anwendungsbereich der verkehrsrecht-
lichen Transportvorschriften fallenden Transport- und Betriebsabläufe erstrecken sich
in der Regel auf die Übernahme von versandfertig verpackten Transportgütern am
Ausgangsort (z.B. abgebende Anlage, Umschlagterminal), die Fahrzeugvorbereitung
und -abfertigung, die Transportdurchführung einschl. einer evtl. Zwischenlagerung auf
dem Beförderungswege und die Übergabe der radioaktiven Güter an den Empfänger
am Bestimmungsort (Anwender, Umschlagterminal, Endlager etc.).
Die sich aus diesen Arbeitsabläufen ergebenden Strahlenexpositionen des Transport-
und Handhabungspersonals sind in Abbildung 1 für das Personal von zwei bundes-
deutschen Transportunternehmen angegeben, die in erheblichem Umfang an der Be-
förderung von Kernbrennstoffkreislaufprodukten auf dem Straßenwege beteiligt sind.
Die Graphik zeigt die beförderungsbedingten Strahlenexpositionen in Form der Häufig-
keitsverteilungen der jährlichen Personendosen der unmittelbar mit der Transportab-
wicklung befassten Personen (Fahrer/Begleiter) und basiert auf den Ergebnissen der
betrieblichen Personendosismessprogramme mittels amtlicher Dosimeter (Filmdosime-
ter). Personendosen unterhalb der Nachweisgrenze der Filmdosimeter wurden in den
Graphiken vereinfachend der untersten Dosiskategorie (Wertebereich 0 - 1 mSv/a)
zugeordnet. Das den Dosisverteilungen zugrunde liegende Beförderungsaufkommen
45
radioaktiver Materialien einschließlich bestrahlter Brennelemente und hochradioaktiver
verglaster Abfälle wurde unternehmensseitig jeweils mit einigen Hundert beförderten
Transporten/Sendungen pro Jahr angegeben.
Die Personendosisverteilungen für den Zeitraum von 1996 - 2001 verdeutlichen, dass
die mit der Beförderung von bestrahlten und unbestrahlten Kernbrennstoffkreislaufpro-
dukten verbundenen Strahlenexpositionen des Transportpersonals (Fahrer/Begleiter)
im allgemeinen unterhalb von 1 mSv/a (effektive Dosis) liegen und in Einzelfällen Wer-
te bis zu maximal 2 mSv/a (effektive Dosis) erreichen können. Die typischerweise zu
erwartenden Personalexpositionen beim Transport von Kernbrennstoffkreislaufproduk-
ten liegen damit insgesamt weit unterhalb der höchstzulässigen Strahlenexposition
(Grenzwert) für Arbeitskräfte von 20 mSv/a gemäß den den IAEA-Transportvorschriften
zugrunde liegenden Strahlenschutzgrundsätzen (International Basic Safety Standards).
Die vorgenannten, für die Beförderung von unbestrahlten Kernbrennstoffkreislaufpro-
dukten auf dem Straßenwege repräsentativen Strahlenexpositionen decken sich mit
entsprechenden Erfahrungswerten in Großbritannien. Die von den Fahrzeugführern
beim Transport von jährlich 20 - 40 Sendungen unbestrahlter schwachradioaktiver Ma-
terialien wie Urankonzentrat (U3O8), Uranhexafluorid (UF6), UO2-Pulver, frischer
Brennelemente etc. akkumulierten Dosen beliefen sich nach GELDER /GEL 92/ im
Mittel auf 0,1 mSv/a und bei Fahrern der BNFL, einem namhaften britischen kern-
brennstoffverarbeitenden Unternehmen, im Mittel auf 0,43 mSv pro Jahr mit Maximal-
werten von bis zu 0,67 mSv pro Jahr /WIL 01/.
3.1.2 Beförderung von radioaktiven Rest- und Abfallstoffen aus Anwen-dungsbereichen außerhalb des Kernbrennstoffkreislaufes
Radioaktive Reststoffe, die beim Umgang mit und der Anwendung von radioaktiven
Stoffen in der Forschung, Medizin und Technik anfallen, müssen - wie in kerntechni-
schen Einrichtungen - entsprechend den atomrechtlichen Vorschriften entweder schad-
los verwertet oder als radioaktive Abfälle geordnet beseitigt werden. Diese Aufgabe
wird in Deutschland von verschiedenen spezialisierten Dienstleistungsunternehmen
wahrgenommen und umfasst typischerweise die Übernahme der radioaktiven Rest-
und Abfallstoffe beim Ablieferungspflichtigen (z.B. Krankenhäuser, Forschungslabore
etc.), die Transportvorbereitung und -abfertigung, die Beförderung (Straße) und die
46
nachfolgende Weiterverarbeitung, evtl. Zwischenlagerung und Verbringung der Rest-
und Abfallprodukte.
Die aus diesen Transport- und Betriebsabläufen resultierenden Strahlenexpositionen
des Transport- und Handhabungspersonals von radioaktiven Rest- und Abfallstoffen
aus Anwendungsbereichen außerhalb der Kernbrennstoffkreislaufs sind in Abbildung 2
angegeben. Die Abbildung zeigt die normierten Häufigkeitsverteilungen der jährlichen
Personendosen des Transport- und Handhabungspersonals für mehrere Kalenderjahre
(1997 - 2001) eines einschlägigen, im Bereich der Entsorgung von Rest- und Abfall-
stoffen aus Anwendungen radioaktiver Stoffe außerhalb des Kernbrennstoffkreislaufes
(z.B. Medizin, Forschung) tätigen Dienstleistungsunternehmens, die für den vorliegen-
den Untersuchungszweck freundlicherweise bereitgestellt wurden. Die Angaben basie-
ren auf den Messwerten des unternehmenseigenen Personendosisüberwachungspro-
gramms mittels amtlicher Dosimeter.
Nach der Graphik lässt sich feststellen, dass die Strahlenexpositionen des Transport-
und Handhabungspersonals radioaktiver Rest- und Abfallstoffe aus dem Herkunftsbe-
reich außerhalb des Kernbrennstoffkreislaufs in den letzten Jahren regelmäßig unter-
halb von 1 mSv/a lagen.
3.1.3 Beförderung von radioaktiven Stoffen für medizinische, wissen-schaftliche und technische Anwendungen auf dem Straßenwege
Die Beförderung und Handhabung von radioaktiven Stoffen für den medizinischen,
wissenschaftlichen und technischen Anwendungsbereich umfasst typischerweise die
Anlieferung von größeren Mengeneinheiten versandfertig verpackter radioaktiver Prä-
parate und kleiner Strahlenquellen in überregionalen Verteilerzentren, die nachfolgen-
de Verteilung und Abfertigung der Radioaktivsendungen zur Weiterbeförderung zu re-
gionalen Verteilerstellen und die abschließende Auslieferung und Übergabe der radio-
aktiven Sendungen an den Endverbraucher, z.B. Forschungslabore, Kliniken, nuklear-
medizinische Praxen etc. /LAN 98, HIE 99/. Bei der Übergabe an den Endverbraucher
werden dabei vielfach gleichzeitig entleerte wiederverwendbare Transportverpackun-
gen (z.B. so genannte Mo/Tc-Generatoren) zwecks Rückführung an den Hersteller
bzw. Lieferanten radioaktiver Präparate und Strahlenquellen übernommen.
Bei den in diesen Anwendungsbereichen eingesetzten radioaktiven Substanzen han-
delt es sich in der Regel um kurzlebige Radionuklide in fester, flüssiger und gasförmi-
47
ger Form, die mehrheitlich in standardisierten Verpackungen und Verpackungsgrößen
als freigestellte oder Typ A-Versandstücke mit einem Versandstückgesamtgewicht von
etwa 1 - 25 kg befördert und umgeschlagen werden (Abbildung 3). Nach entsprechen-
den Erhebungen machen die Radionuklide Mo 99/Tc 99m (so genannte Molyb-
dän/Technetium Generatoren), Thallium 201, Iod 131, Iod 125 und Indium 111 den
Hauptanteil des radioaktiven Beförderungsaufkommens in diesem Anwendungsbereich
aus /LAN 98/. Als Straßentransportmittel kommen für die Anlieferung und Weiterbeför-
derung je nach Beförderungsaufkommen in erster Linie Lastkraftwagen und Transpor-
ter, sowie in begrenztem Umfang Personenkraftwagen zum Einsatz. Der Umschlag
und die Handhabung der radioaktiven Sendungen in den Verteilerzentren erfolgt teils
manuell, teils automatisiert unter Verwendung von Bandverteilungsanlagen.
Die aus diesen teils manuellen, teils automatisierten „expositionsintensiven“ Transport-
und Betriebsabläufen resultierenden Strahlenexpositionen des Transport- und Um-
schlagpersonals eines Transportunternehmens, das maßgeblich an der bundesweiten
Versorgung und Verteilung (einschließlich der gelegentlichen Zwischenlagerung radio-
aktiver Sendungen auf dem Beförderungswege) transportfertig verpackter radioaktiver
Materialien für den medizinischen, wissenschaftlichen und technischen Anwendungs-
bereich auf dem Straßenweg beteiligt ist, ist in Abbildung 4 dargestellt. Die Abbildung
zeigt die normierte Häufigkeitsverteilung der jährlichen Strahlenexpositionen (effektive
Dosis) des mit dem Transport und Verteilung befassten Personals (Fahrer und Um-
schlagpersonal) für mehrere Kalenderjahre und basiert auf den Ergebnissen der unter-
nehmensseitig durchgeführten Personendosismessprogramms mittels amtlicher Film-
dosimeter. Das den Personendosisverteilungen zugrunde liegende jährliche Beförde-
rungsaufkommen beläuft sich nach Unternehmensangaben bundesweit auf etwa
300.000 - 400.000 Versandstücke pro Jahr; dieses Mengenaufkommen entspricht ei-
nem erheblichen Anteil des gesamten Beförderungsaufkommens radioaktiver Stoffe für
Anwendungen in der Forschung, Medizin und Technik in Deutschland.
Die mehrjährigen Messdaten erlauben den Schluss, das trotz des bundesweiten hohen
Beförderungsaufkommens in diesem Transportsektor die Mehrheit der mit der Trans-
portabwicklung und Verteilung befassten Arbeitskräfte - wenn überhaupt - nur in gerin-
gen Maße exponiert wird; 75 - 85 Prozent der überwachten Arbeitskräfte erfahren Per-
sonendosen (effektive Dosis) von weniger als 1 mSv/a. In Teilbereichen, in denen zent-
ralisiert regelmäßig Versandstücke in größerer Zahl gehandhabt und umgeschlagen
werden, wurden in der Vergangenheit transport- und anwendungsbedingt auch deutlich
höhere Personendosen bis zu maximal etwa 14 mSv/a verzeichnet.
48
Die für den Tätigkeitsbereich des Transportes und Verteilung von Radioisotopen für die
Forschung, Medizin und Technik in Deutschland genannten Personendosen sind der
Höhe und Häufigkeit nach vergleichbar mit entsprechenden Erfahrungswerten in ver-
schiedenen europäischen Nachbarländern (z.B. Frankreich, Großbritannien, Nieder-
lande /HIE 99, LIZ 01/).
3.1.4 Beförderung von radiographischen Strahlenquellen auf dem Stra-ßenwege
Die zerstörungsfreie Prüfung mittels Gamma- oder Röntgenstrahlung (Radiographie)
unter Verwendung von radiographischen Strahlenquellen oder Röntgengeräten gehört
- vergleichbar der medizinischen Diagnostik - zu den wichtigsten Untersuchungsverfah-
ren zur Erkennung und Lokalisierung von verborgenen Fehlern in technischen Bautei-
len und Konstruktionen. Dem verbreiteten Anwendungszweck derartiger Untersu-
chungsverfahren entsprechend werden daher radiographische Strahlenquellen vom Ort
ihrer Aufbewahrung zum Einsatzort (Baustelle) befördert und nach Gebrauch wiederum
zu ihrem Aufbewahrungs- oder Lagerort verbracht. Die Beförderung erfolgt im allge-
meinen auf dem Straßenwege mit Transportmitteln (z.B. Kleinlaster, Transporter,
Kombis), die entsprechend dem jeweiligen Prüf- und Einsatzzweck ausgerüstet sind.
Die mit der Beförderung, Handhabung und Anwendung (Umgang) radiographischer
Strahlenquellen befassten Personen sind dabei der vom Transport- und Arbeitsbehäl-
tern radiographischer Strahlenquellen ausgehenden Reststrahlung ausgesetzt und
erfahren eine Strahlenexposition. Sie sind daher im Sinne der Strahlenschutzverord-
nung (§ 54 StrlSchV) beruflich strahlenexponierte Personen und unterliegen damit al-
len regulären Maßnahmen der Strahlenschutzüberwachung und arbeitsmedizinischen
Gesundheitsvorsorge (vergl. z.B. auch /BMV 98a, DIN 98, DGZP 01/.
In der Praxis des Einsatzes von radiographischen Strahlenquellen für Prüfzwecke wer-
den die Tätigkeiten des Transportes, der Handhabung und der Anwendung radiogra-
phischer Strahlenquellen typischerweise von ein- und demselben Personenkreis, näm-
lich dem Prüfpersonal, wahrgenommen. Über die sich aus der Gesamtheit dieser Tä-
tigkeiten und Funktionen - einschließlich der Beförderung - ergebenden umgangs- und
beförderungsbedingten Strahlenexpositionen des Prüfpersonals liegen einschlägige
Erfahrungswerte aus der amtlichen Personendosisüberwachung vor; sie sind in
Abbildung 5 auszugsweise wiedergegeben (nach Reinhardt /REI 98/, Jahresberichte
49
des Ministeriums für Arbeit, Gesundheit und Soziales des Landes Nordrhein-Westfalen
u.a.). Die vorgenannten Angaben werden auch durch freundlicherweise bereitgestellte
mehrjährige Erfahrungswerte (1994 - 1999) eines bundesdeutschen Unternehmens
bestätigt, das vornehmlich als Anbieter für kommerzielle radiographische und andere
prüftechnische Dienstleistungen tätig ist (Abbildung 6).
Nach den vorgenannten Abbildungen liegen die Strahlenexpositionen des Prüfperso-
nals in der technischen Radiographie durch die Gesamtheit der relevanten Tätigkeiten
und Aufgaben im Zusammenhang mit der Anwendung und Beförderung von radiogra-
phischen Strahlenquellen mehrheitlich in einem Wertebereich bis zu 10 mSv/a. In einer
begrenzten Zahl von Fällen wurden in der Vergangenheit aber auch Personendosen
des Prüfpersonals verzeichnet, die deutlich über den Grenzwert für beruflich strahlen-
exponierte Personen von 20 mSv/a gemäß der neuen Strahlenschutzverordnung
(2001) oder der 1996er Transportvorschriften hinausgehen. Zur Einhaltung der Dosis-
grenzwerte der neuen Strahlenschutzverordnung sind daher in verstärktem Maße ent-
sprechende technische, organisatorische oder administrative Strahlenschutz- und Vor-
sorgemaßnahmen zur Dosisbegrenzung vorzusehen.
Der spezifische, der Beförderung von radiographischen Strahlenquellen zuzurechnen-
de Expositionsanteil des Prüf- und Transportpersonals ist Abschätzungen des „Fach-
ausschusses Strahlenschutz und Beförderung“ der Deutschen Gesellschaft für Zerstö-
rungsfreie Prüfung (DGZfP) zufolge maximal auf etwa 1 mSv pro Jahr zu veranschla-
gen /DGZP 01/. Dieser Abschätzung liegt die Feststellung zugrunde, dass die Orts-
dosisleistung in 1 m Abstand vom Arbeits- und Transportbehälter einer radiographi-
schen Strahlenquelle in der Regel den Wert von 2 µSv/h nicht überschreitet (in der
Praxis werden die Strahlungsquellen während des Transportes üblicherweise in einem
größeren Abstand als 1 m von der Fahrzeugbesatzung im Fahrzeug verstaut!) und
dass die mit der Haupttätigkeit des Prüfpersonals, nämlich der Prüftätigkeit, verbunde-
nen jährlichen Beförderungszeiten maximal mit 300 Stunden anzusetzen sind.
3.1.5 Beförderung von radioaktiven Stoffen im Schienenverkehr
Bei den auf dem Schienenwege beförderten radioaktiven Gütern handelt es sich aus-
schließlich um transportfertig verpackte radioaktive Materialien, die vorwiegend als
Wagenladungen im Schienengüterverkehr transportiert werden und gemäß ihrer Her-
kunft mehrheitlich dem Kernbrennstoffkreislauf zuzuordnen sind, z.B. Uranprodukte mit
50
unterschiedlicher Anreicherung wie Uranhexafluorid, Uranoxid etc., radioaktive Rest-
und Abfallstoffe, bestrahlte Brennelemente, entleerte Transportbehälter (mit Restaktivi-
tät), Brennstoffproben etc. Darüber hinaus werden in begrenztem Umfange Strahlen-
quellen für medizinische und technische Anwendungen befördert. Die vom Bahnbe-
triebspersonal durchzuführenden Transport- und Handhabungsabläufe sind daher in
der Regel auf die Übernahme, Abfertigung, Transportdurchführung und die Übergabe
der beförderten radioaktiven Güter an den Empfänger beschränkt. Das derzeitige jähr-
liche Beförderungsaufkommen radioaktiver Güter wurde unternehmensseitig mit eini-
gen hundert Sendungen pro Jahr beziffert.
Die mit der Transportabwicklung radioaktiver Güter auf dem Schienenwege verbunde-
nen Strahlenexpositionen des Bahnbetriebspersonals sind daher im allgemeinen relativ
gering und werden - gestützt auf Personendosismessungen und Dosisabschätzungen
der Deutsche Bahn AG - mit jährlich höchsten 0,3 mSv bzw. in Einzelfällen bis zu
0,5 mSv angegeben /DB 98, KWI 98/. Eine Individualdosisüberwachung des Transport-
und Abfertigungspersonals ist in Übereinstimmung mit den verkehrsrechtlichen Trans-
portvorschriften daher im allgemeinen nicht erforderlich.
Diese Feststellung wird auch durch verschiedene im Auftrage des BMU/BfS erstellte
Transportsicherheitsanalysen zur Beförderung radioaktiver Abfälle und im Rahmen
dieser Untersuchungen durchgeführte Personendosismessungen (Tabelle 9) und an-
derweitige Messkampagnen /FAS 94/ bestätigt. Als relevante Untersuchungen ist hier
insbesondere auf die im Zusammenhang mit der Anlieferung und Einlagerung von ra-
dioaktiven Abfällen durchgeführten Transportsicherheitsanalysen für das geplante Ab-
fallendlager Konrad /LAN 91/, das Endlager Morsleben /FET 96/ und das Zwischenla-
ger Gorleben /SCH 00/ zu verweisen. In diesen Transportsicherheitsanalysen konnte
gezeigt werden (vergl. Tabelle 7), dass die transport- und handhabungsbedingt zu er-
wartenden Strahlenexpositionen der Triebfahrzeugführer, Rangierer und Sicherheits-
kräfte selbst bei erheblichen Anliefermengen radioaktiver Abfälle generell unterhalb
von 1 mSv/a lagen. (Anmerkung: Für Personen, die unmittelbar mit dem Umschlag und
der Abfertigung von Transportbehältern mit bestrahlten Brennelementen oder verglas-
ten Abfällen in größeren Mengen befasst sind, können sich höhere Personendosen
ergeben. Diese Tätigkeiten und der daran beteiligte Personenkreis gehören jedoch im
allgemeinen nicht zum Aufgaben- und Verantwortungsbereich der Deutschen
Bahn AG, sondern werden üblicherweise vom Versender oder Empfänger derartiger
Transporte ausgeführt.)
51
Die vorgenannten Ausführungen zur Strahlenexposition des Bahnbetriebspersonals
werden auch durch Untersuchungen und Erfahrungswerte ausländischer Eisenbahn-
gesellschaften gestützt. Nach entsprechenden Untersuchungen in Frankreich (Lizot et
al. /LIZ 01/) und Großbritannien (van Hienen et al. /HIE 99/) ergaben sich für die an der
Transportabwicklung größerer Mengen bestrahlter Brennelemente und Vorprodukten
zur Brennelementherstellung (U3O8, UF6, UO2) beteiligten Rangierer/Triebfahrzeug-
führer maximale jährliche Strahlenexpositionen von bis zu 0,8 mSv/a bzw. 1 mSv/a.
Tabelle 7: Beförderungsbedingt zu erwartende maximale Strahlenexpositionen des an der Transportabwicklung radioaktiver Abfälle im Schienengüterverkehr beteiligten Bahnbetriebspersonals
Jährliches Abfalltransport-
aufkommen
Personengruppe Effektive Dosis
(mSv/a) Transportstudie Konrad (1991)
maximal 3400
Transporteinheiten
Rangierer, Abfertiger
0,3 - 0,7 mSv/a
Transportstudie Morsleben* (1996)
maximal 2100 Frachtcontainer
Rangierer, Abfertiger
0,3 - 0,6 mSv/a
Transportstudie Gorleben (2000)
---
Sicherheits-/Begleitpersonal
< 0,04 mSv/1-h Einsatz**
* Endlager für radioaktive Abfälle Morsleben (ERAM): Der Einlagerungsbetrieb ist seit 1998 eingestellt. ** Sicherheits-/Polizeiliche Einsatzkräfte bei ausschließlichem Einsatz im Nahbereich (1 - 4 m Abstand) des Transportmittels
3.1.6 Beförderung von radioaktiven Stoffen im Luftverkehr
Die im unmittelbaren Zusammenhang mit der Beförderung von radioaktiven Versand-
gütern auf dem Luftwege durchzuführenden Tätigkeits- und Handhabungsabläufe um-
fassen bei abgehenden Sendungen im allgemeinen die Übernahme und evtl. kurzzeiti-
ge Zwischenlagerung eines Versandgutes auf dem Flughafen, die Transportvorberei-
tung und Abfertigung radioaktiver Sendungen (z.B. Palettierung, Ausgangskontrolle),
die Bereitstellung der Sendungen auf dem Flugfeld und deren Verladung und Verstau-
ung an Bord eines Flugzeuges bzw. ähnlich gelagerte Aufgaben und Funktionen in
umgekehrter Reihenfolge bei eingehenden Sendungen. Der Personal- und Zeitbedarf
für die Ausführung dieser beförderungsspezifischen Aufgaben und Funktionen hängt
52
von verschiedenen Einzelfaktoren ab wie der Art und dem Gesamtgewicht des zu be-
fördernden Versandgutes.
Die Analyse und Beurteilung der mit den beim Transport radioaktiver Versandgüter auf
dem Luftwege durchzuführenden Tätigkeiten und Funktionen verbundenen Personal-
expositionen stützt sich im wesentlichen auf Erfahrungswerte, die im Rahmen der Per-
sonendosisüberwachung einschlägig tätiger Luftverkehrsunternehmen und Transport-
organisationen ermittelt und für den vorliegenden Untersuchungszweck bereitgestellt
wurden. Die mittels amtlicher Dosimeter gemessenen Personendosen sind in
Abbildung 7 in Form der normierten Häufigkeitsverteilungen der jährlichen Strahlenex-
positionen (effektive Dosis) des Transport-, Lager- und Abfertigungspersonals für meh-
rere Kalenderjahre (1996 - 2001) dargestellt und beziehen sich auf die Gesamtheit der
vom Abfertigungs- und Bodenpersonal durchgeführten beförderungsrelevanten Aufga-
ben und Funktionen. Das diesen Personendosen zugrunde liegende jährliche Beförde-
rungsaufkommen wurde unternehmensseitig jeweils mit einigen 1000 abgefertigten
bzw. beförderten Sendungen pro Jahr beziffert (Sendungen im Luftverkehr bestehen
vielfach aus mehreren Versandstücken).
Anhand der vorliegenden mehrjährigen aktuellen Erfahrungswerte lässt sich festhalten,
dass die beförderungsbedingten Strahlenexpositionen des Abfertigungs- und Boden-
personals namhafter bundesdeutscher Flughafenbetriebs- und Luftverkehrsunterneh-
men mit Werten bis zu 1 mSv/a generell sehr gering sind (Die tatsächlichen Messwerte
liegen überwiegend unter der Nachweisgrenze der eingesetzten amtlichen Filmdosime-
ter). Diese generalisierende Feststellung steht in guter Übereinstimmung mit vergleich-
baren ausländischen Erfahrungswerten, z.B. /GEL 90/.
3.1.7 Beförderung von radioaktiven Stoffen im Seeverkehr
Die im Zusammenhang mit der Durchführung dieses Vorhabens verfügbaren Basis-
informationen über Art, Aufkommen und radiologische Merkmale der im Seeverkehr
beförderten radioaktiven Güter und die daraus resultierenden beruflichen Strahlen-
expositionen der an der Transportabwicklung beteiligten Personen sind mit erheblichen
Beschränkungen und Unsicherheiten behaftet und stellen keine hinreichend belastbare
Grundlage für eine unabhängige Personaldosisabschätzung und Beurteilung dar. Die
folgenden Ausführungen stützen sich daher auf entsprechende Angaben aus allgemein
zugänglichen Erfahrungsberichten und der Literatur.
53
Die im vorliegenden Sachzusammenhang umfassendsten Basisinformationen zum
Transport radioaktiver Güter im Seeverkehr gehen auf entsprechende Untersuchungen
in Großbritannien zurück /GEL 96, WIL 01/.
Die in den 90er Jahren in Großbritannien durchgeführten Untersuchungen und Erhe-
bungen /GEL 96/ erstreckten sich auf diverse radioaktive Materialien (Kernbrennstoff-
kreislaufprodukte und andere radioaktive Materialien und Strahlenquellen), Schiffsty-
pen (RO-RO-Fähren, LO-LO-Containerschiffe und kombinierte RO-RO/LO-LO-Schiffe)7
und Personengruppen (Schiffs- und Hafenpersonal). Die auf Dosisleistungsmessungen
auf diversen Schiffstypen und entsprechende Personaleinsatzpläne gestützten Unter-
suchungen kommen unter Berücksichtigung der Art und des Aufkommens radioaktiver
Transportgüter übereinstimmend zu dem Schluss, dass die mit der Beförderung und
Verladung/Umschlag von radioaktiven Transportgütern im Seeverkehr zu erwartenden
jährlichen Strahlenexpositionen der Schiffsbesatzung und des Hafen- und Umschlag-
personals im allgemeinen deutlich unter 1 mSv/a liegen.
Die auf der Grundlage von Ortsdosisleistungsmessungen ermittelten beförderungs-
und handhabungsbedingten Personendosen der Schiffsbesatzung und des Hafenper-
sonals wird mit maximal 0,1 mSv pro Jahr und für längere Transatlantikrouten mit ma-
ximal 0,3 mSv pro Schiffsreise angegeben.
Diese Beobachtungen werden auch durch neuere Mess- und Erfahrungswerte bestä-
tigt. Für das dosimetrisch überwachte Schiffspersonal (crew members) eines Spezial-
schiffes, das in Schweden routinemäßig für die Anlieferung abgebrannter Brenn-
elemente auf dem Seewege eingesetzt wird, wurden bei einem jährliches Transport-
aufkommen von 50 - 80 Sendungen pro Jahr Personendosen von weniger als 1 mSv/a
verzeichnet /HIE 99/. Strahlenexpositionen in vergleichbarer Größenordnung wurden
auch beim Transport von bestrahlten Brennelementen von Japan nach Europa und der
Rückführung von verglasten hochradioaktiven Abfällen mittels Spezialschiffen in den
Jahren 1998 bis 2001 mit maximalen Personaldosen von 0,12 mSv bzw. 0,55 mSv pro
Schiffsreise beobachtet (zitiert in /WIL 01/). Ein mehrfacher Einsatz von Einzelperso-
nen für derartige Schiffsreisen innerhalb eines Kalenderjahres wird aufgrund entspre-
chender Personaleinsatzpläne als relativ unwahrscheinlich angesehen.
7 RO-RO: Roll on - Roll off, LO-LO: Load on - Load off
54
3.2 Beförderungsbedingte Strahlenexposition der Bevölkerung
Hochenergetische Gamma- und Neutronenstrahlung wird - im Gegensatz zu Alpha-
und Betastrahlung - im Wandungs- und Abschirmmaterial eines Versandstückes oder
Behälters im allgemeinen nur unvollständig absorbiert und führt zu einem über das
Versandstück und das Transportmittel hinausreichenden Reststrahlungsfeld. Aufgrund
der den Strahlungstransport in Materie und im freien Raum (Luft) geltenden Gesetz-
mäßigkeiten nimmt die Reststrahlungsintensität - und damit auch die Dosisleistung -
mit wachsendem Abstand vom Versandstück bzw. Behälter jedoch generell sehr rasch
ab. Der prinzipielle Dosisleistungsverlauf eines Versandstückes/Behälters ist in
Abbildung 8 und Abbildung 9 als Funktion des Abstandes von der Außenfläche des
Transportmittels exemplarisch dargestellt.
Personen - sei es als Anwohner, Passant, Verkehrsteilnehmer (Autoinsasse), Flug-
zeugpassagier -, die sich im Nahbereich von radioaktiven Sendungen aufhalten, sind
dieser Reststrahlung ausgesetzt und erfahren eine Strahlenexposition. Die Höhe der
Strahlenexposition solcher Personen hängt von verschiedenen Einflussgrößen ab. An-
ders als die Strahlenexposition der Arbeitskräfte ist die Strahlenexposition der Bevölke-
rung jedoch im allgemeinen nicht mehr in einfacher Weise messtechnisch erfassbar,
sondern wird generell mittels entsprechenden Expositionsanalysen rechnerisch be-
stimmt.
Die in der Vergangenheit in dieser Hinsicht durchgeführten in- und ausländischen Un-
tersuchungen kommen übereinstimmend zu dem Schluss, das die mit der Transport-
abwicklung von radioaktiven Versandgütern auf öffentlichen Verkehrswegen verbunde-
ne Strahlenexposition der Bevölkerung in der Regel gering bis sehr gering ist und nur
Bruchteile des für die Bevölkerung relevanten Dosisgrenzwertes von 1 mSv pro Jahr
oder der natürlicherweise auftretenden Strahlenexposition von etwa 2,4 mSv pro Jahr
beträgt.
Die höchsten beförderungsbedingten Strahlenexpositionen treten dabei in Regionen
oder an Transportrouten mit hohem Verkehrsaufkommen radioaktiver Transporte auf
oder wo im Verlaufe der regulären Transportabwicklung längere Stand- oder Verweil-
zeiten (z.B. auf Rangierbahnhöfen) zu erwarten sind. Bei den im Zusammenhang mit
der geplanten Anlieferung und Einlagerung von größeren Mengen radioaktiver Abfälle
durchgeführten Transportsicherheitsuntersuchungen für das Endlager Konrad, der
Transportstudie Konrad /LAN 91/, ergaben sich für die Anwohner/Passanten der am
55
stärksten befahrenen Anlieferrouten (Bahn und Straße) maximale beförderungsbeding-
te Personendosen für die kritische Personengruppe von bis zu 0,05 mSv/a bzw. für die
Anlieger/Anwohner eines vorgelagerten Rangier- und Übergabebahnhofs von bis zu
0,1 mSv/a. Werte in der letztgenannten Größenordnung sind jedoch generell als lokale
Besonderheit anzusehen und keinesfalls auf andere Streckenabschnitte übertragbar.
Eine in einem vergleichbaren Kontext stehende umfangreiche Sicherheitsanalyse für
die Anlieferung und Einlagerung von kerntechnischen Abfällen einschließlich bestrahl-
ter Brennelemente und verglaster hochradioaktiver Wiederaufarbeitungsabfälle in der
Region Gorleben (Transportbehälterlager Gorleben TBL, Abfallbehälterlager Gorleben
ABL, Pilot-Konditionierungsanlage PKA) ergab einer konservativen Abschätzung zufol-
ge jährliche Personendosen (effektive Dosis) für die Anwohner der Hauptanlieferrouten
und Umschlagterminals von weniger als 0,05 mSv/a /SCH 95b, FET 97, SCH 00/.
Abschätzungen der potentiellen beförderungsbedingten Strahlenexposition der An-
wohner/Passanten von Transportrouten, auf denen in erheblichem Umfang Sendungen
radiopharmazeutischer Präparate und für wissenschaftliche und technische Anwen-
dungen befördert werden, ergaben je nach Expositionsbedingungen Personendosen
(kritische Bevölkerungsgruppe) von maximal bis zu etwa 0,04 mSv (effektive Dosis) pro
Jahr /HIE 99/. Diese Personendosis ist der Höhe nach vergleichbar mit der Strahlenex-
position, der jedes Individuum unabänderlich innerhalb von etwa zwei Wochen durch
äußere Bestrahlung kosmischen und terrestrischen Ursprungs ausgesetzt ist.
3.3 Zwischenresümee
Die Ergebnisse der aktuellen, auf Datenerhebungen und Abschätzungen gestützten
Bestandsaufnahme und Analyse zur Frage der mit der Beförderung von radioaktiven
Stoffen auf öffentlichen Verkehrswegen verbundenen Strahlenexpositionen der Bevöl-
kerung (einschl. Sicherheits- und polizeiliche Einsatzkräfte) und des Transport- und
Handhabungspersonals sind in Tabelle 8 zusammenfassend dargestellt. Die Angaben
beziehen sich auf normale (unfallfreie) Transportbedingungen und sind repräsentativ
für strahlenschutzoptimierte (well-managed) Transport- und Betriebsabläufe.
Die Ergebnisse zeigen, dass die beförderungsbedingt auftretenden Personendosen der
Bevölkerung und der an der Transportabwicklung beteiligten Arbeitskräfte in Deutsch-
land in nahezu allen Transport- und Anwendungsbereichen (einschließlich der Beförde-
rung von bestrahlten Brennelementen und verglasten hochradioaktiven Abfällen) ge-
56
ring bis sehr gering sind und generell weit unterhalb der relevanten Dosisgrenzwerte
von 1 mSv/a für die Bevölkerung und von 20 mSv/a für Arbeitskräfte liegen. Höhere
beförderungsbedingte Personendosen treten nach derzeitigem Kenntnisstand lediglich
im Bereich der Versorgung und Verteilung von radioaktiven Stoffen in Form von radio-
pharmazeutischen Präparaten, kleineren Strahlenquellen und sonstigen radioaktiven
Stoffen auf, die in großen Mengen für Anwendungen in der Forschung, Medizin und
Industrie eingesetzt werden.
Die für die Bundesrepublik Deutschland spezifischen Erfahrungswerte stehen in guter
Übereinstimmung mit entsprechenden Erfahrungen verschiedener europäischer Nach-
barländer, vergl. beispielsweise /GEL 92, GEL 96, HIE 99, LIZ 01, WIL 01/.
57
Tabelle 8: Maximal zu erwartende Strahlenexpositionen der Bevölkerung und des Trans-portpersonals aufgrund der Beförderung radioaktiver Stoffe für normale (unfallfreie) Transportbedingungen
Transportaufgabe/Anwendungsbereich Verkehrs-
träger Maximale effektive Dosis
(mSv/a) Arbeitskräfte Bevölkerung a) Unbestrahlte Kernbrennstoffkreislaufprodukte, z.B. U3O8, UF6, UO2-Pulver/ Pellets, frische Brennelemente, Strahlenquellen
Straße/Bahn
Wasser
< 1
< 1 c)
k.A. b)
k.A.
Bestrahlte Kernbrennstoffkreislaufprodukte, z.B. bestrahlte/kontaminierte Bauteile, Rest- und Abfallstoffe, bestrahlte Brennelemente und ver-glaste Abfälle, sonstige Strahlenquellen
Straße
Bahn
1 - 2
< 1
< 0,05
< 0,1
Rest- und Abfallstoffe aus dem Anwendungsbe-reich außerhalb des Kernbrennstoffkreislaufs (Medizin, Forschung etc.)
Straße < 1 k.A.
Transport und Verteilung von Radioisotopen für Forschung, Medizin und Technik, sonstige radioaktive Materialien
Straße
Luft
10 - 14
<< 1
< 0,04
k.A.
Radiographische und sonstige Strahlenquellen
Straße < 1 d) k.A.
Zum Vergleich: Dosisgrenzwerte für die Beförderung radioaktiver Stoffe
20
1
a) Kritische Personengruppe; das sind z.B. Personen, die aufgrund ihrer Lebensführung der von radioaktiven Sendungen ausgehenden Strahlung möglicherweise in besonderer Weise ausgesetzt sind oder sein können. b) „k.A.„ = Zur Zeit keine belastbaren quantitativen Angaben verfügbar. c) Vorläufiger, aus Literaturangaben abgeleiteter Erfahrungswert d) Transportspezifische Strahlenexposition des Prüf- und Transportpersonals ohne anwendungsbedingten Dosisbeitrag
58
0 - 1* > 1 - 2 > 2 - 3 > 3 - 6 > 6 - 10
2001
2000
1999
1998
1997
100
0 0 0 0
100
0 0 0 0
100
0 0 0 0
100
0 0 0 0
100
00
00
0
25
50
75
100
Ant
eil (
%) d
er ü
berw
acht
en P
erso
nen
Effektive Dosis (mSv/a)
Beförderungsaufkommmen:einige 100 Sendungen/Jahr
* 0-1 mSv/a Dosiskategorie einschl. Werte unterhalb der Nachweisgrenze (Film-dosimeter)
0 - 1* > 1 - 2 > 2 - 3 > 3 - 6 > 6 - 10
2000
1999
1998
1997
1996
100
0 0 0 0
100
0 0 0 0
79
21
0 0 0
96
40 0 0
92
8
00
00
25
50
75
100
Ant
eil (
%) d
er ü
berw
acht
en P
erso
nen
Effektive Dosis (mSv/a)
Beförderungsaufkommen:ca. 800 LKW-Transporte/Jahr
* 0-1 mSv/a-Dosiskategorie einschl. Werte unterhalb der Nachweisgrenze (Film-dosimeter)
Abbildung 1: Strahlenexposition des Transportpersonals (Fahrer/Begleiter) aufgrund der Beförderung von Kernbrennstoffkreislaufprodukten auf dem Straßenwege (Grundlage: Personendosisüberwachung mittels amtlicher Dosimeter)
Oben: Überwiegende Beförderung unbestrahlter radioaktiver (front-end) Materialien Unten: Beförderung bestrahlter und unbestrahlter radioaktiver (front- and back-end) Materialien einschließlich bestrahlter Brennelemente und verglaster hochradioaktiver Abfälle
59
0 - 1*> 1 - 2
> 2 - 3 > 3 - 6
> 6 - 10
2001
2000
1999
1998
1997
88
13
0 0 0
100
0 0 0 0
100
0 0 0 0
100
00
00
100
00
00
0
25
50
75
100
Ant
eil (
%) d
er ü
berw
acht
en P
erso
nen
Effektive Dosis (mSv/Jahr)
* Dosiskategorie 0-1 mSv/a einschl. Dosiswerte unterhalb der Nachweisgrenze (Amtliche Filmdosimeter)
Abbildung 2: Strahlenexposition des Transport- und Handhabungspersonals radioaktiver Rest- und Abfallstoffe aus Anwendungen außerhalb des Kernbrennstoffkreislaufes, z.B. Medizin, Forschung etc. (Grundlage: Personendosisüberwachung mittels amtlicher Dosimeter)
60
Abbildung 3: Standardisierte Verpackungen und Verpackungsgrößen für den Transport und die Verteilung von radioaktiven Präparaten und kleinen Strahlenquellen für Anwendungen in der Forschung, Medizin und Technik
0> 0 - 1
> 1 - 2> 2 - 6
> 6 - 10> 10 - 15
> 15 - 20
2000
1999
1997
1996
67,4
21,3
4,3 4,61,4
0,80,2
50,5
34,4
7,36,0
1,10,8
43,0
34,5
10,710,7
0,70,4
51,8
31,5
9,36,3
0,70,3
0
20
40
60
80
Ant
eil d
er ü
berw
acht
en P
erso
nen
(in %
)
Effektive Dosis (mSv/Jahr)
1996 Transportaufkommen: 310 000 Versandstücke1997 Transportaufkommen: 325 000 Versandstücke1999 Transportaufkommen: 396 000 Versandstücke2000 Transportaufkommen: 360 000 Versandstücke
Abbildung 4: Strahlenexposition des Transport- und Handhabungspersonals radioaktiver Präparate und Strahlenquellen für den medizinischen, wissenschaftlichen und technischen Anwendungsbereich
61
0 > 0 - 5
> 5 - 25> 25 - 50
> 50
NBL 1999
NBL 1998
NBL 1997NRW 1996
NRW 1995NRW 1993
59,5
27,4
12,6
0,40,04
52,6
34,5
12,7
0,2
51,5
35,6
12,7
0,2
63,5
29,4
7,1
62,4
28,6
9,1
65,4
28,5
6,10
20
40
60
80A
ntei
l (%
) der
übe
rwac
hten
Per
sone
n
Effektive Dosis (mSv/a)
NBL: Neue BundesländerNRW: Nordrhein-Westfalen
Abbildung 5: Transport- und umgangsbedingte Strahlenexposition des Prüfpersonals in der technischen Radiographie (Grundlage: Messwerte entsprechend der amtlichen Personendosisüberwachung)
0>0 - 1
>1 - 2>2 - 6
>6 - 10>10 - 15
>15 - 20>20 - 30
>30 - 40>40 - 50
19941995
1996
1997
1998
1999
0
5
10
15
20
25
30
35
Ant
eil (
%) d
er ü
berw
acht
en P
erso
nen
Effektive Dosis (mSv/a)
Abbildung 6: Transport- und umgangsbedingte Strahlenexposition des Prüfpersonals in der technischen Radiographie (Grundlage: Amtliche Personendosismesswerte eines Dienstleistungsunternehmens für technische Radiographie)
62
>0 - 1*>1 - 2
>2 - 6>6 - 10
>10 - 15>15 - 20
1999
2000
2001
100
0 00
00
100
00
00
0
100
00
00
0
0
20
40
60
80
100
Ant
eil (
%) d
er ü
berw
acht
en P
erso
nen
Effektive Dosis (mSv/a)
Kale
nder
jahr
Umschlag-/Transportaufkommen: max. 5000 Versandstücke/Jahr
* 0 - 1 mSv/a-Dosiskategorie einschließlich Dosiswerte unterhalb der Nachweisgrenze (Amtliche Filmdosimeter)
0* >0 - 1 >1 - 2 >2 - 6 >6 - 10 >10 - 15>15 - 20
1996
1997
1998
1999
2000
100
0 0 0 0 0 0
85
15
0 0 0 0 0
91
9
0 0 0 0 0
100
0 0 0 0 0 0
100
0 0 0 00 0
0
25
50
75
100
Ante
il (%
) der
übe
rwac
hten
Per
sone
n
Effektive Dosis (mSv/a)
Kale
nder
jahr
Aufkommen: ca. 5000 - 10000 Send./Jahr
* Unterste Dosiskategorie "0" einschließlich Dosiswerte unterhalb der Nachweisgrenze
Abbildung 7: Strahlenexposition des Transport- und Abfertigungspersonals aufgrund der Beförderung radioaktiver Versandgüter auf dem Luftwege
Oben: Abfertigungspersonal einer Flughafenbetriebsgesellschaft (Transport, Umschlag, Lagerung) Unten: Abfertigungspersonal einer Luftverkehrsgesellschaft (Transport, Umschlag, Lagerung)
63
0,0001
0,001
0,01
0,1
1
10
0,01 0,1 1 10
Abstand (r) vom Versandstückmittelpunkt (m)
Dos
isle
istu
ng (m
Sv/h
)ADR-Dosisleistungsgrenzwert Versandstückoberfläche: 2 mSv/h Dosisleistungsverlauf
entsprechend quadratischem Abstandsgesetz (1/r²)
Terr
estr
isch
e St
rahl
ung
in
Geb
iete
n m
it ho
her
Unt
ergr
unds
trah
lung
, z.B
. B
rasi
lien,
Iran
Kosmische Strahlung in 8 - 12 km Flughöhe
ADR-Dosisleistungsgrenzwert in 1m Abstand von der Oberfläche: 0,1 mSv/h
Halbe Versandstück-länge: 0.1 m
Höchstzulässige 50mm-Dosisleistung portabler Arbeitsbehälter (Klasse P) nach ISO 9999-1 (2000)
Höchstzulässige Dosisleistung portabler Arbeitsbehälter (Klasse P)in 1m Abstand nach ISO 9999-1
Abbildung 8: Dosisleistungsverlauf ausgewählter Typ A-Versandstücke in Abhängigkeit vom Abstand vom Versandstückmittelpunkt
64
Abbildung 9: Abstandsabhängiger Dosisleistungsverlauf (Gamma & Neutronen) im Nahbereich ausgewählter CASTOR-Transport- und
Lagerbehälter für bestrahlte Brennelemente und verglaste hochradioaktive Wiederaufarbeitungsabfälle
65
4 Tätigkeitsspezifische Strahlenexpositionen des Transport-personals für ausgewählte Transport- und Betriebsabläufe
Neben der beförderungsbedingt zu erwartenden kumulierten (jährlichen) Strahlen-
expositionen des Transport- und Handhabungspersonals ist die Kenntnis der mit der
Durchführung bestimmter Tätigkeiten und Funktionen verbundenen Personendosen
eine wichtige Merkmalsgröße für die Planung, Durchführung und Optimierung spezifi-
scher Transport- und Betriebsabläufe und die Beurteilung der Angemessenheit der
getroffenen Schutz- und Vorsorgemaßnahmen. Die Höhe einer solchen tätigkeitsspezi-
fischen Strahlenexposition wird u.a. von dem von einem radioaktiven Versandgut aus-
gehenden Strahlungsfeld (z.B. Gamma- und/oder Neutronenstrahlung) und der Art und
Dauer der von einer Person ausgeübten „expositionsintensiven“ Tätigkeiten und Funk-
tionen im Strahlungsfeld bestimmt. Aufgrund der in der Regel relativ hohen Komplexität
der mit der normalen Transportabwicklung verbundenen Transport- und Handha-
bungsabläufe hat die messtechnische Erfassung der daraus resultierenden Personen-
dosen daher im allgemeinen Vorrang vor zeitaufwendigen Arbeitsablauf- und Expositi-
onsanalysen.
Vor diesem Hintergrund wurden in Kooperation mit ausgewählten Transport- und Um-
schlagunternehmen daher Personendosismesskampagnen zur Erfassung und Analyse
tätigkeitsspezifischer Personendosen für bestimmte Transport- und Betriebsabläufe
wie die Verladung, Transportvorbereitung und Transport/Verteilung radioaktiver Sen-
dungen durchgeführt. Als Messgeräte wurden dazu zeitabhängig messende und auf-
zeichnende elektronische Personendosimeter EPD Mk2.3 der Firma Siemens einge-
setzt, die mit Gamma- und Beta-empfindlichen Siliziumdioden-Detektoren ausgerüstet
sind und die Äquivalentdosis in einer Gewebetiefe von 10 mm (Tiefenpersonendosis:
Hp(10)) bzw. 0,07 mm (Oberflächen-Personendosis: Hp(0,07)) entsprechend ICRP
Publ. 60 anzugeben vermögen. Die gerätetechnisch kleinste diskriminierbare und zeit-
abhängig erfassbare Dosiseinheit dieser Personendosismeter beträgt 1 µSv. Die vor-
genannten Personendosimeter erlauben insbesondere eine zeitabhängige Aufzeich-
nung von Personendosen in Form von Dosis-Zeit-Verläufen und in Verbindung mit ent-
sprechende Arbeitsablaufprotokollen eine Bestimmung und Analyse von tätigkeits-
spezifischen Strahlenexpositionen. (Hinweis: Die Neutronendosismesswerte der ver-
fügbaren neutronensensitiven Dosimeterversion EPD-N Mk2.0 sind bei der Anwendung
in gemischten Gamma-Neutronen-Strahlungsfeldern von Brennelement- oder Abfall-
66
transportbehältern nur beschränkt aussagefähig und wurden daher im vorliegenden
Sachzusammenhang verworfen und nicht für die Personendosisbestimmung und Ana-
lyse herangezogen.)
Bezieht man die so ermittelten tätigkeitsspezifischen Personendosen auf die kumulierte
Transportkennzahl (TI) als ein Maß für die Strahlungsfeldintensität bzw. Dosisleistung
der gehandhabten oder beförderten Versandstücke/Behälter, so erhält man eine Maß-
zahl, den so genannten Dosis-zu-TI Verhältniswert (engl.: dose-to-TI ratio), die insbe-
sondere für vergleichende Analysen und prognostische Dosisabschätzungen einge-
setzt werden kann.
Die im Rahmen des vorliegenden Vorhabens durchgeführten Personendosismesskam-
pagnen erstreckten sich auf folgende beförderungsspezifischen Tätigkeiten und Funk-
tionen:
� Anlieferung, Umschlag (Bahn-Straße), Abfertigung und anschließender Stra-
ßentransport mehrerer Abfalltransportbehälter mit verglasten hochradioaktiven
Wiederaufarbeitungsabfällen (Nov. 2001)
� Anlieferung, Umschlag (Straße-Bahn) und Transportbereitstellung verschiede-
ner Transportbehälter mit bestrahlten Brennelementen (Febr./April 2002)
� Versandgutbereitstellung, teil-automatisierte Verteilung (Bandverteilungsanla-
ge) und Transportabfertigung (Straße) radioaktiver Präparate und kleiner
Strahlenquellen für Anwendungen in der Forschung, Medizin und Technik in
einem Verteilungszentrum (August 2001)
Die Ergebnisse der durchgeführten Personendosismesskampagnen werden nachfol-
gend dargestellt und erläutert:
4.1 Tätigkeitsspezifische Personendosen aufgrund des Umschlags (Schiene-Straße), Abfertigung und Beförderung von sechs CASTOR HAW 20/28 Transportbehältern mit verglasten Wiederaufarbeitungs-abfällen
Im Zusammenhang mit der im November 2001 erfolgten Rückführung von sechs CAS-
TOR HAW 20/28 Transport- und Lagerbehältern mit verglasten Wiederaufarbeitungs-
abfällen aus Frankreich nach Deutschland (Gorleben) wurden während der Anlieferung
67
in der Region Gorleben transport- und umschlagbegleitende Personendosismessungen
mittels zeitlich auflösender Siemens Personendosimeter EPD Mk2.3/EPD-N Mk2.0 zur
Bestimmung von tätigkeitsspezifischen Personendosen und entsprechenden Perso-
nendosis-Zeit-Verlaufskurven durchgeführt.
Die Anlieferung der sechs CASTOR HAW 20/28-Behälter erfolgte als kombinierter
Schienen-Straßen-Transport über Lüneburg, der Schienen-Straßen-Umschlag auf dem
Verladeterminal Dannenberg-Ost und die anschließende Weiterbeförderung zum
Transportbehälterlager Gorleben (TBL-G) mittels Spezialschwerlastfahrzeugen auf
dem Straßenwege. Art und Umfang der Abfertigungsprozedur und Prüfanforderungen
erfolgten entsprechend den für Phase II/III (Transport mit erhöhtem Messaufwand)
festgelegten Anforderungen des BMU-Maßnahmenkataloges /BMU 99/.
Tabelle 9: Tätigkeitsspezifische Strahlenexpositionen (Gamma und Neutronen) des Transport- und Handhabungspersonals aufgrund der Anlieferung, Verladung (Schiene-Straße) und Abfertigung von sechs CASTOR HAW 20/28 Transport- und Lagerbehältern
Personengruppe/Tätigkeiten Maximale effektive Dosis H
(µSv)
Maximaler Dosis-zu-TI Verhältniswert*
(gerundet)
(µSv pro TI) - Triebfahrzeugführer, Rangierer - Umschlagpersonal - Strahlenschutzpersonal - LKW-Abfertigung - Aufsicht (Umschlag, Abfertigung) - LKW-Fahrer (Fahrzeit max. 1 -2 h)
1 81 116 62 35 4
0,02 1,4 2,0 1,1 0,6 ---
* Auf der Basis eines kumulierten TI-Wertes der angelieferten Behälter von ΣTI = 58,9
Während der Anlieferung ab Lüneburg, dem Umschlag in Dannenberg-Ost und der
Weiterbeförderung zum Transportbehälterlager Gorleben waren insgesamt neun unmit-
telbar mit der Transportabwicklung befasste Personen (Triebfahrzeugführer, Rangierer,
Techniker, Strahlenschutz, Aufsicht) sowie zwei Straßenfahrzeugführer mit Dosimetern
der vorgenannten Bauart ausgerüstet. Die aus diesen Transport- und Handhabungsab-
läufen resultierenden Personendosen (Gamma und Neutronen) der beteiligten Arbeits-
kräfte sind in Tabelle 9 zusammenfassend dargestellt. Die Abschätzung des neutro-
nenspezifischen Dosisanteils erfolgte vereinfachend anhand der gemessenen Gamma-
68
Personendosen und einem einheitlichen mittleren Gamma/Neutronen-Dosis-
leistungsverhältnis der Transportbehälter (in 1 m bzw. 2 m Abstand) von 0,35; dies
entspricht einem Neutronen/Gamma-Dosisleistungsverhältnis von 2,86 : 1.
Die gemessenen Personendosen variieren erwartungsgemäß je nach Aufgabenbereich
der beteiligten Arbeitskräfte. Strahlenschutz- und Umschlagpersonal, die sich funk-
tionsbedingt häufig im unmittelbaren Nahbereich der Transportbehälter aufhalten und
ihn zeitweise mit dem Körper berühren können, weisen mit Maximalwerten von bis zu
116 µSv bzw. 81 µSv die höchsten applizierten Personendosen (effektive Dosis) auf.
Triebfahrzeugführer und Rangierer sowie die Straßenfahrzeugfahrer sind mit Höchst-
werten von etwa 1 µSv bzw. 4 µSv (Gamma und Neutronen) dagegen erwartungsge-
mäß nur sehr geringen Strahlenexpositionen ausgesetzt.
Die entsprechenden gemessenen tätigkeitsspezifischen Gammadosis-Zeit-Verläufe
sind für verschiedene Personengruppen aus Abbildung 10 ersichtlich und beziehen
sich auf folgende Tätigkeitsmerkmale:
� Behälterumschlag Schiene-Straße (2 Personen, Dosimeter D08 und D09)
� Strahlenschutz: Ortsdosisleistungs-/Kontaminationsmessungen (2 Personen,
Dosimeter D07 und D10)
� Abfertigung Straßenfahrzeuge (2 Personen, Dosimeter D04 und D11)
Der Gammadosis-Zeit-Verläufe sind für alle Funktionsgruppen durch einen relativ steti-
gen Anstieg gekennzeichnet, wenn man von vereinzelten, durch kurzeitige Arbeitsun-
terbrechungen oder Arbeitspausen bedingte Abflachungen des Kurvenverlaufes ab-
sieht. Außergewöhnlich expositionsintensive einzelne Arbeitsschritte lassen sich aus
den Dosis-Zeit-Verlaufskurven nicht ausmachen. Die Verlaufskurven zeigen jedoch -
soweit die vorliegenden Verläufe einen solchen Vergleich überhaupt zulassen - ein
bemerkenswert hohes Maß an Übereinstimmung in der Zeitabhängigkeit der applizier-
ten Personendosen für vergleichbare Tätigkeiten (z.B. Verladung, LKW-Abfertigung).
Davon abweichende Kurvenverläufe - wie die des Strahlenschutzpersonals (Dosimeter
Nr. D07 und D10) sind im wesentlichen in der Wahrnehmung unterschiedlicher Strah-
lenschutzaufgaben beider Arbeitskräfte begründet. Für den dosimetrisch überwachten
Triebfahrzeugführer und Rangierer sowie die beiden LKW-Fahrer liegen im übrigen
wegen der unterhalb des gerätetechnischen Auflösungsvermögens liegenden Gamma-
Dosen keine aussagekräftigen Personendosis-Zeit-Verlaufskurven vor.
69
Bezieht man die über die gesamte Transport- und Umschlagkampagne von sechs
CASTOR HAW 20/28 Transport- und Lagerbehältern akkumulierten tätigkeitsspezifi-
schen Personendosen (Gamma und Neutronen) auf den kumulierten TI-Wert (ΣTI) der
angelieferten Transportbehälter, der ein Maß für die Strahlungsfeldintensität dieser
Transportbehälter darstellt, so erhält man die in Tabelle 9 angegebenen maximalen
Dosis-zu-TI Verhältniswerte (µSv/TI) für typische mit der Anlieferung, Verladung und
Abfertigung von großen Transportbehältern verbundene Betriebs- und Handhabungs-
abläufe. Die höchsten Dosis-zu-TI Verhältniswerte liegen im Bereich von 1 - 2 µSv/TI
und beziehen auf die Tätigkeiten des Strahlenschutz-, Umschlag- und Abfertigungs-
personals (LKW). Dosis-zu-TI Verhältniswerte in der Größenordnung von 1 - 2 µSv/TI
bedeuten, dass die mit dem Umschlag und der Transportabwicklung großer BE/HAW-
Transportbehälter zu erwartenden Personendosen der Arbeitskräfte in der Regel den
Wert von 1 mSv nicht übersteigen, sofern der kumulierte Transportindex (ΣTI) der ab-
gefertigten Behälter den Wert ΣTI = 500 nicht überschreitet.
4.2 Tätigkeitsspezifische Personendosen aufgrund des Umschlags und der Transportabfertigung von Transportbehältern für bestrahlte Brennelemente
In einer der im Vorangehenden beschriebenen vergleichbaren Art und Weise wurden
mit dem Ziel der Erfassung und Analyse tätigkeitsspezifischer Personendosen trans-
portbegleitende Personendosismessungen bei zwei kombinierten Straßen-Schienen-
Transporten bestrahlter Brennelemente der Kernkraftwerke Neckarwestheim (GKN)
und des Kernkraftwerks Brokdorf (KBR) durchgeführt.
Die im Rahmen des kombinierten Straßen-Schienen-Transportes des Kernkraftwerks
Neckarwestheim (Febr. 2002) durchgeführte Messkampagne umfasste die Beförde-
rung von drei Excellox 6-Transportbehältern mit bestrahlten Brennelementen vom
Kraftwerksstandort zur Verladestation Wahlheim und erstreckte sich auf die Transport-
und Handhabungsabläufe (i) der LKW-Beladung und Fahrzeugabfertigung auf dem
Kernkraftwerksgelände und (ii) den Behälterumschlag und die Transportabfertigung der
Spezialtransportwaggons zur Weiterbeförderung nach Großbritannien an der Verlade-
station Wahlheim. Aufgrund der relativ langen Abklingzeit der beförderten Brenn-
elemente war der Strahlungspegel (Gamma und Neutronen) der abgefertigten Trans-
portbehälter relativ gering. Insgesamt wurden während der Messkampagne acht unmit-
70
telbar an der Transportabwicklung befasste Personen mit zeitlich auflösenden
Personendosimetern überwacht.
Die Funktions- und Tätigkeitsmerkmale der während der Transportabwicklung über-
wachten Personen und deren tätigkeitsspezifische Personendosen (Gamma und Neut-
ronen) sind in Tabelle 10 angegeben. Die den aufgeführten Personendosen zugrunde
liegenden anteiligen Gamma-Dosen entsprechen den jeweiligen gemessenen Gamma-
Dosiswerten, die anteiligen Neutronendosen sind dagegen Schätzwerte unter Verwen-
dung eines einheitlichen mittleren Gamma-zu-Neutronen Dosisleistungsverhältnisses
der Transportbehälter (in 1 m bzw. 2 m Abstand) von etwa 0,4; dies entspricht einem
Neutronen/Gamma-Dosisleistungsverhältnis von 2,5 : 1. Weiterhin sind in Tabelle 10
die für die vorliegende Transportkampagne repräsentativen und für Vergleichszwecke
relevanten maximalen Dosis-zu-TI Verhältniswerte aufgeführt.
Aufgrund des relativ geringen Gamma- und Neutronen-Strahlungspegels der beförder-
ten BE-Transportbehälter liegen gerätebedingt keine zeitauflösenden Personendosis-
Zeit-Verlaufskurven vor.
Tabelle 10: Tätigkeitsspezifische Strahlenexpositionen (Gamma und Neutronen) des Transport- und Handhabungspersonals aufgrund der Anlieferung, Verladung (Straße-Schiene) und Transportabfertigung von drei Excellox 6-Transportbehältern mit bestrahlten Brennelementen des Kernkraftwerks Neckarwestheim (Febr. 2002)
Personengruppe/Tätigkeiten Maximale effektive
Dosis H
(µSv)
Maximale Dosis-zu-TI Verhältniswerte*
(gerundet)
(µSv pro TI) LKW-Beladung/Transportabfertigung: - Kranfahrer - Beladung/Abfertigung - Strahlenschutzmessungen
1 2 3
0,15 0,30 0,45
Behälterumschlag/Waggonabfertigung: - Verladung, Waggonabfertigung - Strahlenschutzmessungen
5 3
0,75 0,45
* Auf der Basis eines kumulierten TI-Wertes der beförderten Behälter von TI = 6,8
71
Im Zusammenhang mit der Durchführung eines kombinierten Straßen-Schienen-
Transportes (April 2002) eines einzelnen TN 13/2 Brennelement-Transportbehälters
des Kernkraftwerks Brokdorf (KBR) wurden weiterhin vier gemeinschaftlich an der Ver-
ladung und der Abfertigung der Transportbehälter beteiligte Arbeitskräfte dosimetrisch
überwacht. Die Ergebnisse dieser Personendosismessungen sind in Tabelle 11 zu-
sammenfassend dargestellt und beziehen sich auf die Tätigkeiten der Vorbereitung
und Abfertigung des Straßentransportfahrzeuges, den Straßen-Schienen-Umschlag
des Transportbehälters, die Durchführung der Ein- und Ausgangskontrollmessungen
(Dosisleistung und Oberflächenkontamination) und die abschließende Abferti-
gung/Bereitstellung des Spezialtransportwaggons zur Weiterbeförderung auf dem
Schienenwege. Die Abfertigung des Transportbehälters erfolgte entsprechend den
Phase II-Anforderungen des BMU-Maßnahmenkatalogs /BMU 99/.
Die aus den genannten Transport- und Handhabungsabläufen resultierenden Perso-
nendosen (Gamma/Neutronen) der beteiligten Arbeitskräfte betrugen etwa 8 - 12 µSv.
Dies entspricht bei einer Transportkennzahl des Behälters von TI = 5,9 einem maxima-
len Dosis-zu-TI Verhältniswert von etwa 2 µSv pro TI.
Die dem beschriebenen Aufgaben und Funktionen entsprechenden tätigkeitsspezifi-
schen Gammadosis-Zeit-Verlaufskurven finden sich in Abbildung 11. Die Graphik zeigt
für alle vier überwachten Personen einen in groben Zügen gleichlaufenden Gamma-
dosis-Zeit-Verlauf, wobei die expositionsintensivsten Phasen während dem Anschla-
gen und Umsetzen des Transportbehälters und der Durchführung der Strahlenschutz-
kontrollmessungen zu verzeichnen sind.
Tabelle 11: Tätigkeitsspezifische Strahlenexpositionen (Gamma und Neutronen) des Umschlag-/Abfertigungspersonals aufgrund der Verladung und Abfertigung eines TN 13/2-Transportbehälters mit bestrahlen Brennelementen des KBR Brokdorf
Tätigkeiten/Aufgaben Maximale effektive Dosis H
(µSv)
Maximaler Dosis-zu-TI Verhältniswert*
(gerundet)
(µSv pro TI) Behälterverladung, Strahlenschutz- messungen, Waggonabfertigung
12**
2,0
* Auf der Basis eines TI-Wertes des beförderten Behälters von TI = 5,9 ** Abschätzung der anteiligen Neutronendosis unter Zugrundelegung eines mittleren Neutronen-zu-Gammadosisleistungsverhältnisses von 0,91
72
4.3 Tätigkeitsspezifische Personendosen aufgrund des Umschlags und Transportabfertigung von radioaktiven Sendungen für medizinische, wissenschaftliche und technische Anwendungen
Die bundesweite Versorgung und Verteilung von Radioisotopen für Anwendungen in
der Forschung, Medizin und Technik in Deutschland erfolgt - wie auch in zahlreichen
anderen europäischen Staaten - typischerweise über einen dreiteilig gestaffelten
Transport- und Verteilungsprozess: Die Anlieferung größerer Mengeneinheiten ver-
sandfertig verpackter Radioisotope (bis zu 600 Versandstücke je Sendung) in überre-
gionalen Verteilungszentren, den nachfolgenden Umschlag und die Transportabferti-
gung (und evtl. kurzzeitige Zwischenlagerung) radioaktiver Sendungen zur Weiterbe-
förderung (Straße) an regionale Verteilerstellen und die abschließende Auslieferung
und Übergabe der Sendungen an den Endverbraucher, vergl. beispielsweise /LAN 98,
HIE 99/. Zur Ermittlung der tätigkeitsspezifischen Strahlenexpositionen der an der
Handhabung und Abfertigung von derartigen radioaktiven Stoffen beteiligten Arbeits-
kräfte wurden umschlagbegleitende Personendosismessungen in einem überregiona-
len Verteilungszentrum (Aug. 2001) durchgeführt.
Im Rahmen der mehrstündigen Umschlag- und Messkampagne wurden insgesamt
acht unmittelbar mit dem Umschlag bzw. der Sortierung (mittels Bandsortieranlage)
und der Transportvorbereitung und -abfertigung der Versandstücke - mehrheitlich
Typ A Versandstücke - befasste Personen ergänzend zur regulären unternehmenssei-
tigen Personendosisüberwachung mittels zeitlich auflösenden Siemens-Personen-
dosimetern EPD Mk2 überwacht. Die von den überwachten Arbeitskräften durchzufüh-
renden Tätigkeiten umfassten folgende Einzelaufgaben:
� Bereitstellung des palettierten Versandgutes (mittels Gabelstapler oder Hub-
wagen) an der Bandaufgabe, Bezettelung der Versandstücke (teilweise), ma-
nuelle Übergabe auf die Bandsortieranlage und rechnergestützte Identifizie-
rung/Erfassung der Versandstücke
� Manuelle Übernahme und anschließende Palettierung des Versandgutes an
der Bandausgabe, Bezettelung (teilweise), Transportabfertigung, Fahrzeugbe-
ladung
Die aus diesen Tätigkeiten und Aufgaben resultierenden tätigkeitsspezifischen Strah-
lenexpositionen des Umschlag- und Abfertigungspersonals sind in Abbildung 12 in
Form der Gammadosis-Zeit-Verläufe (Individualdosen) angegeben. Die obere Graphik
73
bezieht sich auf das Personal im Bandaufgabebereich (3 dosimetrisch überwachte
Personen), die untere Graphik auf den Bandausgabebereich (4 dosimetrisch über-
wachte Personen). Den Abbildungen zufolge lagen die kampagnenspezifischen Strah-
lenexpositionen der Arbeitskräfte im Bandaufgabebereich bei etwa 67 - 143 µSv und im
Bandausgabebereich bei etwa 112 - 137 µSv (effektive Dosen). Für die mit der Ver-
sandgutbereitstellung und Fahrzeugbeladung mittels Gabelstapler befasste Arbeitskraft
(ohne Abbildung) wurde ein Wert von 22 µSv ermittelt.
Beide Graphiken beziehen sich auf das gleiche Versandgutaufkommen, zeigen aber
gleichwohl deutlich voneinander abweichende Dosis-Zeit-Profile mit einem im Verlaufe
der Umschlagkampagne deutlich ansteigenden Personendosis-Zeit-Verlauf im Band-
ausgabebereich. Diese Beobachtung ist u.a. darauf zurückzuführen, dass das umzu-
schlagende palettierte Versandgut im Bandaufgabebereich bedarfsgerecht Zug um Zug
bereitgestellt und abgefertigt wurde, während der reguläre Betriebsablauf im Bandaus-
gabebereich mit fortschreitender Zeit mit einer Akkumulation von „strahlenden“ Ver-
sandstücken durch Ablage in Gitterpaletten verbunden ist mit einem damit einherge-
henden deutlich Anstieg der „Untergrundstrahlung“ in diesem Raumbereich. Die Strah-
lenexposition des Bandausgabepersonals wird somit maßgeblich durch die Akkumulie-
rung von Versandstücken und die Aufenthaltszeit einer Person in diesem Raumbereich
beeinflusst. Diese Feststellung wird auch durch entsprechende Messungen der Dosis-
leistung in diesem Raumbereich bestätigt, die nach einer zunächst sehr langsamen,
dann rascher werdenden Zunahme der Ortsdosisleistung von anfänglich etwa 20 µSv/h
auf näherungsweise 60 µSv/h am Ende der Umschlagkampagne gekennzeichnet war.
Die Personendosis im Bandaufgabebereich scheint dagegen im wesentlichen nur von
der Zahl der gehandhabten Versandstücke und deren Strahlungspegel abhängig zu
sein. Die beiden oberen, zu höheren Personendosen führenden Kurvenzüge beziehen
sich dabei auf die beiden mit der Bezettelung und der manuellen Bandbeschickung
befassten Arbeitskräfte.
Der für die mit dem teil-automatisierten Umschlag und der Transportabfertigung radio-
aktiver Präparate und Strahlenquellen verbundenen Transport- und Handhabungs-
abläufe repräsentative Dosis-zu-TI Verhältniswert für das Umschlagpersonal beläuft
sich - bezogen auf einen kumulierten Transportindex der umgeschlagenen Ver-
sandstücke von ΣTI = 526 - im Mittel auf etwa 0,2 µSv/TI (Einzelwerte: 0,13 - 0,27
µSv/TI im Bandaufgabebereich und 0,21 - 0,26 µSv/TI im Bandausgabebereich.
74
Diese Werte liegen deutlich unter entsprechenden britischen Erfahrungswerten für den
Umschlag und die Abfertigung radiopharmazeutischer Produkte von etwa 1 - 3 µSv/TI
/WIL 92/.
4.4 Resümee
Die aufgrund der im vorangehenden beschriebenen Personendosismessungen vorlie-
genden Erfahrungswerte tätigkeitsspezifischer Strahlenexpositionen von Arbeitskräften
sind für ausgewählte Transport- und Betriebsabläufe zusammenfassend in Tabelle 12
dargestellt. Die Werte beziehen sich auf normale (unfallfreie) Transportbedingungen
und sind für in der Bundesrepublik vorherrschende strahlenschutzoptimierte Transport-
und Betriebsverhältnisse repräsentativ.
Tabelle 12: Dosis-zu-TI Verhältniswerte für beruflich exponierte Arbeitskräfte aufgrund ausgewählter mit der Beförderung radioaktiver Stoffe verbundene Transport- und Betriebsabläufe
Transportaufgabe/Anwendungsbereich
Personengruppe
Maximale Dosis-zu-TI
Verhältniswerte (µSv/TI)
Beförderung bestrahlter Brennelemente: - LKW-Beladung, Fahrzeugabfertigung - Straße-Schiene-Umschlag, Ein-/Ausgangs- kontrolle, Waggonabfertigung
Lade-/Strahlenschutzpersonal Umschlag-/Strahlenschutz-personal
ca. 1 1 - 2
Beförderung hochradioaktiver Abfälle: - Anlieferung Schiene - Schienen-Straßen-Umschlag - Ein- und Ausgangskontrolle - LKW-Abfertigung
Triebfahrzeugführer, Rangierer Umschlagpersonal Strahlenschutzpersonal Abfertigungspersonal
0,02
1,4 2,0 1,1
Transport/Verteilung von Radioisotopen für Forschung, Medizin und Technik: Bereitstellung, teil-automatisierte Sortierung und Transportabfertigung in einem überregionalen Verteilerzentrum
Umschlag- und Abfertigungs-personal
0,2
75
0
10
20
30
40
0,00 5,00 10,00 15,00 20,00 25,00Uhrzeit in Stunden (dezimal)
Effe
ktiv
e D
osis
(µSv
)
D08: Hp10 (Gamma) in µSv
D09: Hp10 (Gamma) in µSv
Beg
inn
Beh
älte
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Beh
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0
10
20
30
40
0,00 5,00 10,00 15,00 20,00 25,00Uhrzeit in Stunden (dezimal)
Effe
ktiv
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osis
(µSv
)
D07: Hp10 (Gamma) in µSv
D10: Hp10 (Gamma) in µSv
Beg
inn
Stra
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Beh
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0
10
20
30
40
0,00 5,00 10,00 15,00 20,00 25,00Uhrzeit in Stunden (dezimal)
Effe
ktiv
e D
osis
(µSv
)
D04: Hp10 (Gamma) in µSv
D11: Hp10 (Gamma) in µSv
Beg
inn
Beh
älte
rver
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Beh
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r 1
Beh
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r 4
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Beh
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r 5
Abbildung 10: Tätigkeitsspezifische Personalexpositionen (Gamma) aufgrund der Rückführung von sechs CASTOR HAW 20/28-Abfallbehältern (Gorleben, Nov. 2001)
Oben: Schiene-Straße Umschlagpersonal (Dannenberg-Ost) Mitte: Strahlenschutzpersonal (Ein- und Ausgangsmessungen, Dannenberg-Ost) Unten: LKW-Abfertigungspersonal (Dannenberg-Ost)
76
0
2
4
6
8
06:00:00 07:00:00 08:00:00 09:00:00 10:00:00 11:00:00 12:00:00 13:00:00Uhrzeit
Effe
ktiv
e D
osis
(µSv
)
D01: Hp10 (Gamma) in µSv
D02: Hp10 (Gamma) in µSv
D03: Hp10 (Gamma) in µSv
D04: Hp10 (Gamma) in µSv
Beg
inn
Wag
gonb
erei
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n
Abbildung 11: Tätigkeitsspezifische Strahlenexpositionen (Gamma) des Umschlag- und Abfertigungspersonals aufgrund der Verladung und Transportabfertigung eines TN 13/2 Brennelement-Transportbehälters des Kernkraftwerks Brokdorf (März 2002)
77
0
50
100
150
9,00 10,00 11,00 12,00 13,00 14,00Uhrzeit
Effe
ktiv
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osis
(µSv
)
D1-Hp10 (µSv)
D2-Hp10 (µSv)
D3-Hp10 (µSv)
Personal BandaufgabebereichArbe
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Arb
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50
100
150
9,00 10,00 11,00 12,00 13,00 14,00Uhrzeit
Effe
ktiv
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osis
(µSv
)
D5-Hp10 (µSv)
D7-Hp10 (µSv)
D9-Hp10 (µSv)
D11-Hp10 (µSv)
Personal: Bandausgabebereich
Arb
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chun
g
Arb
eits
unte
rbre
chun
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Beg
inn
Tran
spor
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ng
Abbildung 12: Tätigkeitsspezifische Strahlenexpositionen (Gamma) des Umschlag- und Abfertigungspersonals radioaktiver Sendungen (Pharmazeutische Präparate und kleine Strahlenquellen) für Anwendungen in der Forschung, Medizin und Technik
Oben: Bandaufgabebereich (Versandgutbereitstellung, manuelle Bandaufgabe, Barcode-Lesung) Unten: Bandausgabebereich (Manuelle Übernahme, Palettierung, Transportgutabfertigung)
79
5 Zusammenfassung und Ausblick
Die Beförderung radioaktiver Stoffe erfolgt weltweit auf der Grundlage der „Empfehlun-
gen für die sichere Beförderung radioaktiver Stoffe“ (No. TS-R-1 (ST-1, Revised)), die
von der Internationalen Atomenergie Organisation (IAEA) entwickelt und herausgege-
benen werden. Die IAEA Transportsicherheitsvorschriften in der Fassung 1996 sehen
als eine der wichtigen den Strahlenschutz betreffenden Neuerungen die Einführung
und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen für den Transport von radioaktiven
Stoffen vor. Mit der Umsetzung der IAEA Transportvorschriften in national bindendes
Recht durch Novellierung und Inkraftsetzung der verkehrsträgerspezifischen Gefahr-
gutvorschriften (GGVSE, GGVSee und GGVBinSch) bzw. der relevanten internationa-
len Regelwerke (IATA-DGR/ICAO-TI) sind die an der Beförderung radioaktiver Stoffe
Beteiligten aufgefordert, Strahlenschutzprogramme (engl.: Radiation Protection Pro-
gramme) für den Transport radioaktiver Stoffe zu entwickeln, anzuwenden und ggf.
fortzuschreiben.
Vor diesem Hintergrund wurden im Auftrage des Bundesministeriums für Umwelt, Na-
turschutz und Reaktorsicherheit (BMU) von der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktor-
sicherheit (GRS) mbH im Rahmen des Vorhabens SR 2364 Untersuchungen und Ent-
wicklungsarbeiten mit dem Ziel durchgeführt:
c) die Grundanforderungen und den Anwendungsbereich von Strahlenschutzpro-
grammen zu konkretisieren und
d) Handlungsleitlinien und Orientierungshilfen zur Beurteilung der Angemessenheit
und Effizienz (Optimierung) der in einem Strahlenschutzprogramm festgelegten
Schutz- und Vorsorgemaßnahmen für potentielle Anwender/Behörden bereitzu-
stellen.
Strahlenschutzprogramme für den Transport radioaktiver Stoffe regeln und dokumen-
tieren in systematischer und strukturierter Form die Strahlenschutzgrundsätze, Organi-
sation und Verantwortlichkeiten eines an der Beförderung von radioaktiven Stoffen
beteiligten Unternehmens und die Gesamtheit der gebotenen oder vorgesehenen
technischen, organisatorischen und administrativen Schutz- und Vorsorgemaßnahmen,
um die Einhaltung der betrieblichen Strahlenschutzgrundsätze einschließlich der Opti-
80
mierungsgrundsatzes (d.h. Optimierung von Schutz und Sicherheit) zu gewährleisten.
Die Festlegung der betrieblichen Strahlenschutz- und Sicherheitsgrundsätze und die
Bereitstellung der zur Erfüllung dieser Grundsätze erforderlichen technischen und per-
sonellen Ressourcen sind eine originäre unternehmerische Aufgabe; die sicherheitsre-
levanten Festlegungen finden ihre Grenzen in den anerkannten Grundsätzen vernünf-
tigen Handelns (good practice) und den einschlägigen gesetzlichen Vorschriften. Un-
ternehmen können sich zur Erfüllung der gesetzlichen Vorschriften und Erfordernisse
auch eines beauftragten (fachkundigen) Dritten mit entsprechenden Befugnissen be-
dienen.
Das Erfordernis zur Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen rich-
tet sich an Unternehmen und Transportorganisationen, die im Anwendungsbereich des
Verkehrsrechts eigenverantwortlich an der Transportdurchführung radioaktiver Ver-
sandgüter auf öffentlichen Verkehrswegen oder an einer dem Transport unmittelbar
vor- oder nachgelagerten Tätigkeit beteiligt sind, soweit dabei Personen exponiert wer-
den oder exponiert werden können. Diese Voraussetzungen sind in der Regel nur bei
den unmittelbar mit dem physischen Umgang mit (verpackten oder unverpackten) ra-
dioaktiven Gütern befassten Unternehmen und Organisationen wie dem Versender,
Beförderer, Umschläger und Empfänger gegeben. „Expositionsfreie“ Tätigkeiten wie
Disponentenaufgaben, Transportorganisation und -planung etc. sind dagegen von dem
Erfordernis der Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogramm freigestellt.
Dies gilt auch für mit der Beförderung zusammenhängende Tätigkeiten, soweit diese
außerhalb des Gültigkeitsbereiches der verkehrsrechtlichen Transportvorschriften aus-
geübt werden und den transportspezifischen Belangen anderweitig Rechnung getragen
wird, wie z.B. für die Transportbehälterbeladung und -abfertigung innerhalb einer kern-
technischen Anlage.
Strahlenschutzprogramme haben der erklärten Zielsetzung des Verordnungsgebers
zufolge die Aufgabe, den Belangen der Strahlenschutzes beim Transport radioaktiver
Materialien Rechnung zu tragen, die Sicherheitskultur zu fördern und die Umsetzung
und Anwendung der von der internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP) emp-
fohlenen Strahlenschutzgrundsätze (System zur Dosisbegrenzung) in der betrieblichen
Praxis zu gewährleisten. Dieser Zielsetzung entsprechend beinhalten, regeln und be-
schreiben Strahlenschutzprogramme je nach Anwendungsfall typischerweise folgende
funktionalen Elemente und Sachverhalte:
� Beschreibung des Einsatzbereiches bzw. der Transportaufgaben
81
� Zuständigkeiten und Verantwortlichkeiten für den betrieblichen Strahlenschutz
� Dosisbestimmung und Überwachung
� Kontaminationsschutz- und -vorsorgemaßnahmen
� Optimierung von Strahlenschutz und Sicherheit
� Notfallvorsorge
� Ausbildung und Unterweisung der Arbeitskräfte
� Qualitätssicherung
Art und Umfang der im Einzelfall zu treffenden Strahlenschutz- und Vorsorgemaßnah-
men regeln sich nach dem Grad der Erforderlichkeit und werden maßgeblich von der
Höhe (und Wahrscheinlichkeit) der beförderungsbedingt zu erwartenden Strahlenexpo-
sitionen der Arbeitskräfte und der Art und Menge der zu befördernden radioaktiven
Güter bestimmt. Hohe zu erwartende Strahlenexpositionen und große zu befördernde
Aktivitätsmengen oder solcher mit hohem Gefährdungspotential begründen daher im
allgemeinen umfassendere Vorkehrungen zur Gefahrenabwehr und Schadensvorsorge
als etwa Personendosen, die nur einen Bruchteil der beförderungsrelevanten Dosis-
grenzwerte betragen. Dementsprechend wird als exemplarisches Beispiel ein nach der
Höhe der Personendosen der Arbeitskräfte gestaffeltes dreiteiliges Ordnungssystem
von Schutz- und Sicherheitspflichten vorgeschlagen (Tabelle 5), die im Strahlen-
schutzprogramm im einzelnen zu konkretisieren, zu dokumentieren und anzuwenden
sind. Nach diesem Ordnungssystem gestaffelter Schutz- und Vorsorgemaßnahmen
sind bis zu einer für die unterste Dosiskategorie maßgebenden jährlichen Personalex-
position von 1 mSv pro Jahr nur bestimmte (einfache) Grundpflichten zu erfüllen. Bei
darüber hinausgehenden Personaldosen werden die Grundpflichten je nach Anwen-
dungsfall um weitere Schutz- und Vorsorgemaßnahmen ergänzt. Insbesondere ist ab
einer beförderungsbedingt zu erwartenden jährlichen Strahlenexposition der Arbeits-
kräfte von 6 mSv/a generell eine individuelle Personendosisüberwachung mittels Do-
simetern und eine Aufzeichnung und Aufbewahrung der Messergebnisse erforderlich.
Auf dieser Grundlage wurden in Zusammenarbeit mit einschlägig tätigen Transport-
und Umschlagunternehmen Muster-Strahlenschutzprogramme für ausgewählte An-
wendungsbereiche und Transportaufgaben nach Maßgabe der verkehrsrechtlichen
Erfordernisse entwickelt bzw. wird - soweit verfügbar - auf anderweitig existierende
Anleitungen und Regelwerke verwiesen. Die Muster-Strahlenschutzprogramme und
82
Vorlagen sind als Anleitung und Orientierungshilfe für potentielle Anwender zu verste-
hen und für aktuelle Anwendungen an die jeweiligen unternehmensspezifischen Gege-
benheiten anzupassen und zu ergänzen. Die für die jeweiligen funktionalen Elemente
und Regelungstatbestände relevanten gesetzlichen Bestimmungen, Regelwerke, An-
forderungen etc. werden erläutert und die im Zusammenhang mit der Einführung und
Anwendung in Betracht zu ziehenden Verfahrens- und Gestaltungsmöglichkeiten dis-
kutiert.
Strahlenschutzprogramme für den Transport radioaktiver Stoffe nach Maßgabe der
gefahrgutrechtlichen Vorschriften können auch in Verbindung mit oder als Bestandteil
von anderweitig erforderlich werdenden Betriebsanweisungen zur Gewährleistung und
Fortentwicklung der Sicherheit und des Gesundheitsschutzes von Arbeitskräften er-
stellt und umgesetzt werden. In diesem Zusammenhang ist insbesondere auf bereits
bestehende und konkurrierend zu beachtende Schutzbestimmungen und Sicherheits-
instrumentarien des Arbeitsschutzgesetzes (ArbSchG) und der Strahlenschutzverord-
nung (StrlSchV) zu verweisen [z.B. Erstellung von Strahlenschutzanweisungen nach
§ 34 StrlSchV oder die Durchführung von Gefährdungsbeurteilungen nach
§ 5 ArbSchG]. Die strahlenschutzrechtlichen Vorschriften lassen eine solche Verknüp-
fung beispielsweise ausdrücklich zu. Die Einführung und Anwendung von Strahlen-
schutzprogrammen für den Transport radioaktiver Stoffe nach Maßgabe der verkehrs-
rechtlichen Gefahrgutvorschriften ist insoweit eine Angleichung an Rechtspositionen
und Verfahrenvorschriften artverwandter Anwendungsgebiete und Tätigkeitsfelder, in
denen mit radioaktiven Stoffen oder Strahlenquellen umgegangen und Personen einer
Strahlenexposition ausgesetzt sind oder ausgesetzt sein können.
Die im Hinblick auf die Beurteilung der Angemessenheit und Effizienz (Optimierung)
von Strahlenschutzprogrammen und der darin festgelegten Schutz- und Vorsorgemaß-
nahmen durchgeführten Arbeiten beinhalten als wesentliches Beurteilungskriterium
u.a. eine aktuelle Bestandsaufnahme und Übersicht über typische beim normalen (un-
fallfreien) Transport zu erwartende Strahlenexpositionen des Personals und der Bevöl-
kerung. Die Bestandsaufnahme und Übersicht erstreckt sich auf folgende Transport-
aufgaben und Anwendungsbereiche: Bestrahlte und unbestrahlte Kernbrennstoffkreis-
laufprodukte, Rest- und Abfallstoffe aus Anwendungsbereichen radioaktiver Stoffe au-
ßerhalb des Kernbrennstoffkreislaufs (Medizin, Forschung etc.), die Beförderung radio-
aktiver Stoffe auf dem Luft- und Wasserwege, Radioisotope für medizinische, wissen-
schaftliche und technische Anwendungen und radioaktive Strahlenquellen für die tech-
nische Radiographie.
83
Die auf umfangreichen Datenerhebungen in ausgewählten Transportunternehmen und
Abschätzungen gestützten Ergebnisse zeigen (siehe untenstehende Tabelle), dass die
unter normalen (unfallfreien) Transportbedingungen auftretenden Strahlenexpositionen
der Bevölkerung und der mit der Transportabwicklung befassten Arbeitskräfte in nahe-
zu allen Transport- und Anwendungsbereichen (einschließlich der Beförderung von
bestrahlten Brennelementen und verglasten Wiederaufarbeitungsabfällen) im allgemei-
nen gering sind und generell deutlich, mehrheitlich sogar weit unterhalb den für die
Beförderung von radioaktiven Stoffen relevanten Dosisgrenzwerten von 20 mSv/a für
Arbeitskräfte und von 1 mSv/a für die Bevölkerung liegen.
Die nach Maßgabe der verkehrsrechtlichen Gefahrgutvorschriften beim Transport von
radioaktiven Gütern zu treffenden und im Strahlenschutzprogramm zu konkretisieren-
den Schutz- und Vorsorgemaßnahmen regeln sich damit mehrheitlich nach der unters-
ten Anforderungsstufe (Personendosisbereich 0 - 1 mSv/a) des dreiteiligen Ordnungs-
systems gestaffelter Schutz- und Vorsorgemaßnahmen (Tabelle 5), nach der nur be-
stimmte Grundpflichten zu erfüllen und zu dokumentieren sind.
Transportaufgabe/Anwendungsbereich Verkehrs-
träger Maximale effektive Dosis
(mSv/a) Arbeitskräfte Bevölkerung a) Unbestrahlte Kernbrennstoffkreislaufprodukte, z.B. U3O8, UF6, UO2-Pulver/ Pellets, frische Brennelemente, Strahlenquellen
Straße/Bahn
Wasser
< 1
< 1 c)
k.A. b)
k.A.
Bestrahlte Kernbrennstoffkreislaufprodukte, z.B. bestrahlte/kontaminierte Bauteile, Rest- und Abfallstoffe, bestrahlte Brennelemente und ver-glaste Abfälle, Strahlenquellen
Straße
Bahn
1 - 2
< 1
< 0,05
< 0,1
Rest- und Abfallstoffe aus Anwendungsberei-chen außerhalb des Kernbrennstoffkreislaufs (Medizin, Forschung etc.)
Straße < 1 k.A.
Transport und Verteilung von Radioisotopen für Forschung, Medizin und Technik, sonstige radioaktive Materialien
Straße
Luft
10 - 14
<< 1
< 0,04
k.A. Radiographische und sonstige Strahlenquellen
Straße < 1 d) k.A.
Zum Vergleich: Dosisgrenzwerte für die Beförderung radioaktiver Stoffe
20
1
a) Kritische Personengruppe; das sind z.B. Personen, die aufgrund ihrer Lebensführung der von radioaktiven Sendungen ausgehenden Strahlung möglicherweise in besonderer Weise ausgesetzt sind oder sein können. b) „k.A.„ = Zur Zeit keine belastbaren quantitativen Angaben verfügbar c) Vorläufiger, aus Literaturangaben abgeleiteter Erfahrungswert d) Transportspezifische Strahlenexposition des Prüf- und Transportpersonals ohne anwendungsbedingten Dosisbeitrag
84
Diese verallgemeinernde Feststellung gilt überwiegend auch für den Bereich der Ver-
sorgung und Verteilung von Radioisotopen für medizinische, wissenschaftliche und
technische Anwendungen; in Teilbereichen des bundesweiten Transport- und Vertei-
lungssystems, in denen verpackte radioaktive Präparate und Strahlenquellen zentrali-
siert in großem Umfang befördert und umgeschlagen werden, können in begrenztem
Umfang Personendosen bis maximal etwa 10 - 14 mSv/a auftreten. Im Sektor der Be-
förderung und Anwendung von radiographischen Strahlenquellen für Prüfzwecke von
Bauteilen liegen die beförderungsbedingt auftretenden jährlichen Strahlenexpositionen
des Prüfpersonals nach den vorliegenden Erkenntnissen ebenfalls unterhalb von
1 mSv pro Jahr; die durch die eigentliche Prüftätigkeit bedingte zusätzliche Strahlenex-
position des Prüfpersonals geht den Erhebungen zufolge aber deutlich über den beför-
derungsbedingten Dosisbeitrag hinaus.
Die vorgenannten für die Bundesrepublik Deutschland repräsentativen Erfahrungswer-
te stehen in guter Übereinstimmung mit entsprechenden Betriebserfahrungen ver-
schiedener europäischer Nachbarländer, z.B. Frankreich, Großbritannien.
Die für Vergleichs- und Planungszwecke vorgeschlagene Merkmalsgröße zur Beurtei-
lung und Bestimmung tätigkeitsspezifischer Strahlenexpositionen des Transport- und
Handhabungspersonal, der Dosis-zu-TI Verhältniswert, liegt den Untersuchungen zu-
folge für die Aufgaben und Funktionen des Transport-, Umschlag- und Strahlenschutz-
personals typischerweise in einem Wertebereich von maximal etwa 0,2 - 2 µSv/TI. Dies
bedeutet, dass die Strahlenexposition der mit der Transportabwicklung befassten Ar-
beitskräfte im allgemeinen auf 1 mSv beschränkt ist, soweit der kumulierte Transport-
index (ΣTI) der gehandhabten/beförderten radioaktiven Güter den Wert von ΣTI = 500
nicht übersteigt. Der untere Wert ist dabei repräsentativ für die Handhabung, (teil-
automatisierte) Sortierung und Transportvorbereitung radioaktiver Präparate und Strah-
lenquellen für medizinische, wissenschaftliche und technische Anwendungen, der obe-
re Wert für die Beförderung, Verladung und Abfertigung großer Transportbehälter mit
bestrahlten Brennelementen und verglasten hochradioaktiven Abfällen. Die vorgenann-
ten Erfahrungswerte beziehen sich auf normale (unfallfreie) Transportbedingungen und
sind für in der Bundesrepublik Deutschland vorherrschende strahlenschutzoptimierte
Transport- und Betriebsabläufe repräsentativ.
Die vorliegenden Arbeitsergebnisse zur Einführung, Anwendung und inhaltlichen Ge-
staltung von Strahlenschutzprogrammen für die Beförderung von radioaktiven Stoffen
nach Maßgabe der gefahrgutrechtlichen Vorschriften stützen sich u.a. auch auf eine
85
kooperative, von der Europäischen Kommission geförderte Zusammenarbeit mit dem
Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN) und dem National Radiological
Protection Board (NRPB). Die Untersuchungsergebnisse sind damit nicht nur ein Bei-
trag zur Umsetzung der 1996er „IAEA Empfehlungen für die sichere Beförderung von
radioaktiven Stoffen“ in national bindendes Recht, sondern auch ein wichtiger deut-
scher Beitrag für eine europäische und international abgestimmte und harmonisierte
Vorgehensweise bei der Einführung und Anwendung von Strahlenschutzprogrammen
für den Transport radioaktiver Stoffe auf dem Land-, Luft- und Wasserweg.
87
6 Literatur
/ACH 01/ Achey, B.E. et al., Some experiences with treating thyroid cancer patients,
Operational Radiation Safety (Suppl. to Health Physics 80 (5) May 2001)
S62 - S66, May 2001
/AKB 01/ Arbeitskreis Beförderung (AKB) im Fachverband für Strahlenschutz e.V. -
Arbeitsgruppe „Strahlenschutzprogramm“; Empfehlung zur Erstellung von
Strahlenschutzprogrammen für die Beförderung radioaktiver Stoffe, Ausga-
be Nov. 2001 (Entwurf), 2001
/ALT 96/ Alter, U., Organisation von Nukleartransporten, BMU-Stellungnahme (Refe-
rat RS III 4), Bonn, 23.04.1996
/BÄH 97/ Bährle, H., Qualitätsmanagement im Strahlenschutz: Erfahrungen beim
Aufbau des Systems im PSI, Teil I: Strahlenschutzpraxis 2/97, 54-57, 1997;
Teil II: Strahlenschutzpraxis 4/97, 64-67, 1997
/BMU 94/ Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU),
Beförderung radioaktiver Stoffe in der Bundesrepublik Deutschland, BMU
(Hrg.) Umwelt Nr. 10, 392 - 394, 1994
/BMU 96/ Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU),
Richtlinie für Dichtheitsprüfungen an umschlossenen radioaktiven Stoffen,
BMU (Hrg.), GMBl. Nr. 35, S. 698 - 701, 1996
/BMU 99/ Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU),
Maßnahmenkatalog für die Wiederaufnahme von Transporten abgebrann-
ter Brennelemente und verglaster Abfälle, BMU (Hrg.) 08. Juni 1999
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Anhänge:
Muster-Strahlenschutzprogramme für die Beförderung radioaktiver Stoffe
1
Anhang I:
3
Muster-Strahlenschutzprogramm für die Beförderung von verpackten spaltbaren und sonstigen radio-aktiven Stoffen einschließlich Großquellen auf dem Straßenwege
Vorbemerkungen
Mit der Inkraftsetzung der neuen Gefahrgutvorschriften zur Beförderung gefährlicher
Güter auf der Straße (ADR) zum 1. Juli 2001 sind die an der Beförderung radioaktiver
Stoffe - einem Gefahrgut - Beteiligten gemäß ADR 1.7.2 aufgefordert, Strahlenschutz-
programme zu erstellen, anzuwenden und weiterzuentwickeln mit dem Ziel, die Belan-
ge des Strahlenschutzes beim Transport radioaktiver Stoffe zu stärken. Mit dem vorlie-
genden Strahlenschutzprogramm entspricht die Firma XYZ diesem gesetzlichen Auf-
trag in dem Selbstverständnis, damit nicht nur einer gesetzlichen Verpflichtung zu ge-
nügen, sondern Strahlenschutz beim Transport radioaktiver Güter als eine herausfor-
dernde Selbstverpflichtung und innovative unternehmerische Aufgabe anzuerkennen.
Das vorliegende Strahlenschutzprogramm der Firma XYZ regelt und dokumentiert die
im Zusammenhang mit der Beförderung von radioaktiven Stoffen auf öffentlichen oder
der Öffentlichkeit zugänglichen Verkehrswegen von der Unternehmensführung verfolg-
ten Strahlenschutzziele und beschreibt in systematischer und strukturierter Form die
vorgesehenen technischen, organisatorischen und administrativen Schutz- und Sicher-
heitsvorkehrungen, um dieser selbstverpflichtenden Zielsetzung zu genügen. Hand-
lungsleitlinie des Unternehmens und der Unternehmensführung ist es, die sichere Be-
förderung beim Transport radioaktiver Stoffe zu gewährleisten und insbesondere die
von radioaktiven Stoffen und ionisierender Strahlung ausgehenden potentiellen Gefah-
ren für Leben, Gesundheit und Sachgüter auf ein vertretbares Maß zu begrenzen.
Das Strahlenschutzprogramm richtet sich an alle im Unternehmen an der Beförderung
radioaktiver Stoffe beteiligten Stellen und Personen und ist für jeden beteiligten Mitar-
beiter und Dienstleister bindende Arbeits- und Handlungsanweisung. Unabhängig da-
von haben im übrigen entsprechend dem gesetzlichen Auftrag der Gefahrgutvorschrif-
ten (§4 GGVS) „die an der Beförderung gefährlicher Güter Beteiligten die nach Art und
4
Ausmaß der vorhersehbaren Gefahren erforderlichen Vorkehrungen zu treffen, um
Schadensfälle zu verhindern und bei Eintritt eines Schadens dessen Umfang so gering
wie möglich zu halten“.
Anderweitige die Beförderung radioaktiver Stoffe betreffende gesetzliche Regelungen
bleiben durch das vorliegende Strahlenschutzprogramm im übrigen unberührt.
Anwendungsbereich
Das vorliegende Strahlenschutzprogramm bezieht sich auf die in der alleinigen unter-
nehmerischen Verantwortung der Firma XYZ durchgeführte Beförderung und Trans-
portabwicklung von versandfertig verpackten spaltbaren (Kernbrennstoffen) und sons-
tigen (nicht-spaltbaren) radioaktiven Stoffen auf öffentlichen Straßen und die damit
verbundenen Tätigkeiten/Arbeitsabläufe gemäß nachfolgender Aufstellung:
Tätigkeitsart Sonstige radio-
aktive Stoffe Großquellen Kernbrenn-
stoffe Freigestellte
Versandstücke, teils in Form
spaltbarer Stof-fe in Mengen unterhalb der
Freigrenze Verpacken/Versand-vorbereitung
-- -- -- --
Beladen X X -- X Transportieren PKW/LKW LKW
(Subuntern.) LKW
(Subuntern.) PKW/LKW
Transportbedingter Zwi-schenaufenthalt
X -- -- X
Umschlagen -- -- -- -- Entladen X X -- X Übergabe/Auspacken -- -- -- -- Lagern -- -- -- --
Jährliches Beförderungsaufkommen: Anzahl Versandstücke
--
--
--
--
Anzahl Sendungen -- -- -- -- Anzahl Transporte ca.
100 Typ A/IP ca.
10 Typ B ca.
150 Typ A oder Typ B
ca. 100 Proben-
flaschen Stoff in besonderer Form nein ja nein nein Kategorie
-- -- -- --
Bei den zu befördernden verpackten radioaktiven Materialien in Frachtcontainern (Um-
packung) handelt es sich typischerweise um schwachradioaktive Vorprodukte zur
5
Brennelement-Herstellung wie beispielsweise U3O8 sowie um Typ A und - vereinzelt
um - Typ B verpackte Strahlenquellen (Blatt 5 - 10). Die als Großquellen beförderten
radioaktiven Stoffe in Form von Co 60 oder Cs 137-Strahlenquellen liegen generell als
Stoff in besonderer Form vor; die Aktivitätsmenge beträgt typischerweise mehr als
1000 TBq je Großquelle.
Die beförderten (spaltbaren) Kernbrennstoffe liegen im allgemeinen in unterschiedli-
cher chemisch-physikalischer Form vor und zwar vorwiegend als UO2-Pulver, UO2-
Pellets und Hexafluorid (UF6) mit einer U235-Anreicherung von bis zu fünf Prozent.
Die als freigestellte Versandstücke beförderten radioaktiven Substanzen sind mehrheit-
lich radioaktive Stoffe in begrenzter Menge gemäß Blatt 1, radioaktive Stoffe in Instru-
menten oder Fabrikaten gemäß Blatt 2 und leere ungereinigte Verpackungen gemäß
Blatt 4.
Der Gültigkeitsbereich des vorliegenden Strahlenschutzprogramms erstreckt sich wei-
terhin auf die von der Firma XYZ beauftragten Subunternehmer für Beförderungsleis-
tungen auf dem Straßenwege (Transportieren), soweit sie Transportleistungen der
Firma XYZ betreffen.
Verantwortlichkeiten für die Erstellung, Anwendung und Fortschreibung des Strahlenschutzprogrammes
Verantwortlicher für die sichere Beförderung radioaktiver Stoffe einschließlich der Ein-
führung, Anwendung und Fortschreibung des Strahlenschutzprogramms für den
Transport ist der Unternehmer bzw. bei juristischen Personen der zuständige Ge-
schäftsführer der Firma XYZ (vergl. §9 Abs. 5 GGBefG).
Die personellen Zuständigkeiten für die Wahrnehmung und Umsetzung der aus dem
Strahlenschutzprogramm resultierenden Aufgaben, Sicherheitspflichten und Verant-
wortlichkeiten ergeben sich aus dem nachfolgend dargestellten Organisationsdia-
gramm. Die beauftragte Person ist ermächtigt und verpflichtet, alle technischen, orga-
nisatorischen und administrativen Vorkehrungen zu treffen, um die Strahlenschutzziele
des Unternehmens unter Beachtung der einschlägigen gesetzlichen Bestimmungen zu
erfüllen.
6
Die beauftragte Person ist in Personalunion Strahlenschutzbeauftragter des Unter-
nehmens im Sinne des § 31 Abs. 5 StrlSchV.
Dosisbestimmung und Strahlenschutzüberwachung
Die unmittelbar mit der Beförderung radioaktiver Stoffe befaßten Personen der Firma
XYZ - ausgenommen Verwaltungspersonal etc. - sowie die mit der unmittelbaren
Transportdurchführung befaßten Personen beauftragter Subunternehmer unterliegen,
soweit sie als Beauftragte Transportdienstleistungen für die Firma XYZ auf dem Stra-
ßenwege erbringen, uneingeschränkt der Personendosisüberwachung mittels amtlicher
Dosimeter.
Die aufgrund der regelmäßigen Personendosisüberwachung vorliegenden Meßergeb-
nisse der letzten Jahre zeigen, daß die berufliche Strahlenexposition des Transport-
personals im allgemeinen die Nachweisgrenze der eingesetzten amtlichen Filmdosime-
ter nicht überschreitet. Die transportbedingt zu erwartende Strahlenexposition des
Transport- und Handhabungspersonals liegt damit nachweislich unter den gegebenen
Beauftragte Personzur Umsetzung
des RPPsHerr/Frau IJK
Disposition
TransportabteilungAbteilungsleiter:Herr/FRAU UVW
UnternehmerGF XYZ
7
Transport- und Abfertigungsmodalitäten und der Art und Menge der beförderten radio-
aktiven Güter unterhalb von 1 mSv pro Kalenderjahr.1
Der Dokumentationsumfang und die Aufbewahrung der Dosisaufzeichnungen erfolgt in
Anlehnung an die Dokumentations- und Aufbewahrungspflichten gemäß § 42 StrlschV.
Dosisleistungs- und Kontaminationsüberwachung der Transportmittel
Grundlage der Dosisleistungs- und Kontaminationsüberwachung der eingesetzten Be-
förderungsmittel (Straße) sind die einschlägigen verkehrsrechtlichen Vorschriften (d.h.
ADR).
Die Einzelheiten der Dosisleistungs- und Kontaminationsüberwachung, insbesondere
hinsichtlich der Art und dem Umfang der Messungen, sind in der qualitätsgesicherten
Arbeitsanweisung (AW) “QS-Rxx-SG/AW-99-04 (Messung der Dosisleistung an Fahr-
zeugen und Containern und Bestimmung der Transportkennzahl)” geregelt.2
Die Vorgehensweise und Festlegung der gebotenen Schutz- und Vorsorgemaßnahmen
(z.B. korrektive Maßnahmen) im Falle einer Überschreitung der Kontaminationsgrenz-
werte am Fahrzeug oder der Ausrüstung erfolgt in Abstimmung mit den zuständigen
Behörden und im Benehmen mit der annehmenden (Empfänger) bzw. abgebenden
(Absender/Verlader) Anlage oder Organisation.
1 Gemäß 1.7.2.4 Anlage ADR sind bei einer beförderungsbedingt zu erwartenden Strahlenexposition
(effektive Dosis) des Personals von bis zu 1 mSv pro Jahr “weder besondere Arbeitsabläufe noch eine detaillierte Überwachung oder Dosiseinschätzungsprogramme oder individuelle Buchführung notwendig”. Im Rahmen der im Strahlenschutzprogramm für den Transport dargelegten Sicherheitsphilosophie und Selbstverpflichtung unterliegen gleichwohl alle unmittelbar mit der Transportabwicklung befaßten Personen einschl. derjenigen der Subunternehmer der Strahlenschutzüberwachung mittels amtlicher Dosimeter. Die Zahl der überwachten Personen beläuft sich auf bis zu 40 Personen.
2 Hinweis: Eine Dosisleistungs- und Kontaminationsüberwachung der Versandstücke findet nur stichprobenhaft statt, da nur versandfertig verpackte radioaktive Materialien zwecks Beförderung übernommen werden und die Firma XYZ somit im verkehrsrechtlichen Sinne weder Absender noch Verlader des radioaktiven Gutes ist.
8
Dosisgrenzwerte
Die für die beruflich exponierten Personen des Unternehmens zur Anwendung kom-
menden Dosisgrenzwerte entsprechen denen der Euratom Grundnormen (Richtlinie
96/29/Euratom vom 13. Mai 1996) bzw. denen der International Basic Safety Stan-
dards (IAEA Saf. Ser. No. 115, 1996).
Aufgrund der radiologischen Merkmale der beförderten Güter und der bestehenden
Regelungen/Arbeitsanweisungen zur Durchführung und Optimierung von Radioaktiv-
Transporten liegen die tatsächlichen Personendosen seit Jahren nachweislich weit
unterhalb der geltenden Dosisgrenzwerte.
Optimierung der Schutz- und Sicherheitsvorkehrungen
Die bei der Beförderung von radioaktiven Gütern auf der Straße seitens des Unter-
nehmens getroffenen und über die gesetzlichen Vorschriften hinausgehenden ver-
kehrsrechtlichen Schutz- und Sicherheitsvorkehrungen zur Erfüllung des Minimie-
rungsgebotes beinhalten insbesondere folgende Einzelmaßnahmen:
� Monatliche Analyse und Bewertung der Ergebnisse der regelmäßigen Perso-
nendosisüberwachung; bei erheblichen Abweichungen vom Erwartungswert
Maßnahmen zur Ursachenermittlung sowie Einleitung korrektiver Maßnahmen
� Anwendung dosisminimierender Ladeanweisungen3 für radioaktive Ver-
sandstücke mit höherer Dosisleistung
� Witterungsabhängige Fahranweisung für Straßentransporte (vergl. auch Fahr-
beschränkungen für kennzeichnungspflichtige Gefahrguttransporte bei ungüns-
tigen Witterungsbedingungen gemäß §2 Abs. 3a StVO)
� Regelmäßige Wartung und Kalibrierung der eingesetzten Dosisleistungs- und
Kontaminationsmeßgeräte
3 Großquellen und radioaktive Versandgüter mit höherer Dosisleistung (z.B. Versandstücke der
Category III Gelb) werden - soweit möglich - generell im rückwärtigen Bereich der Straßentrans-portfahrzeuge positioniert und verzurrt.
9
Abstandsvorschriften
Die bei der Beförderung und eventuellen Zwischenlagerung auf dem Beförderungswe-
ge von radioaktiven Gütern angewendeten Abstandsvorschriften zur Beschränkung der
Strahlenexposition und Trennvorschriften von anderen (nichtradioaktiven) gefährlichen
Gütern entsprechen den jeweiligen gefahrgutrechtlichen Bestimmungen (vergl..
7.5.11(1) Anlage ADR).
Hinweis: Tätigkeiten/Arbeitsabläufe in Zusammenhang mit der Lagerung von radioakti-
ven Gütern in den nach Atomrecht genehmigten unternehmenseigenen Lagereinrich-
tungen unterliegen und regeln sich nach den einschlägigen atomrechtlichen Bestim-
mungen des Atomgesetzes (AtG) bzw. der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV).
Notfallschutzplanung
Bei der Beförderung von sonstigen radioaktiven Stoffen mit einer Aktivität von bis zum
1010-fachen der Freigrenzen der Anlage III Tabelle 1 Spalte StrlSchV wird die erforder-
liche Vorsorge für radiologische Notfallsituationen und Unfälle durch die Erfüllung der
verkehrsrechtlichen Transportvorschriften gewährleistet (d.h. Schulung des Personals,
Mitführen von entsprechenden Unfallmerkblättern4 und geeigneter Notfallausrüstung im
Fahrzeug).
Für beförderte Aktivitätsmengen, die das 1010-fache der Freigrenzen der Anlage III
Tabelle 1 Spalte StrlSchV übersteigen, werden ergänzend vertragliche Vereinbarungen
mit geeigneten Institutionen zur Eindämmung und Beseitigung der durch Stör- oder
Transportunfälle entstandenen radiologischen Gefahren abgeschlossen.
Für die Eindämmung oder Beseitigung der besonderen Gefahren, die von Transport-
und Handhabungsunfällen mit Uranhexafluorid (UF6) ausgehen können, steht im Be-
darfsfall ein unternehmenseigenes materialspezifisches Notfallschutzprogramm zur
Schadensbegrenzung zur Verfügung. (D.h. Behebung potentieller Behälterleckagen
mittels des Pflasterkonzeptes und Bereitstellung eines speziellen Bergebehälters zum
temporären Einschluß und Transport defekter UF6-Zylinder.)
4 Die Unfallmerkblätter müssen in allen Landessprachen mitgeführt werden, die von einem Transport eines
radioaktiven Gutes berührt werden.
10
Entsprechend den allgemeinen Sicherheitspflichten für die Beförderung gefährlicher
Güter auf der Straße (§4 Abs. 2 GGVS) ist der Fahrzeugführer bei Notfällen im übrigen
gehalten, die „dem Ort des Gefahreneintritts nächstgelegenen Behörden unverzüglich
zu benachrichtigen oder benachrichtigen zu lassen, wenn die beförderten gefährlichen
Güter eine besondere Gefahr für andere bilden“. Es ist weiterhin gemäß den Auflagen
des Genehmigungsbescheides zur Beförderung radioaktiver Stoffe sichergestellt, daß
bei Zwischenfällen die zuständige Aufsichtsbehörde unverzüglich benachrichtigt wird.
Schulung und Belehrung
Die Fahrer von Straßenfahrzeugen, die im Rahmen des Tätigkeitsfeldes der Firma XYZ
bei der Transportabwicklung radioaktiver Güter auf dem Straßenwege zum Einsatz
kommen, verfügen - einschließlich der Subunternehmer - ausnahmslos über die nach
ADR erforderliche Schulungsbescheinigung für gefährliche Güter der Klasse 7 einer
behördlich anerkannten Stelle (ADR Führerschein; Basis- und Aufbaukurs mit Wieder-
holungsschulung im Turnus von fünf Jahren).
Darüber hinaus werden alle mit der Beförderung und Transportabwicklung radioaktiver
Güter befaßten Personen des Unternehmens (Begleitpersonal, Disponenten) im Sinne
der Strahlenschutzverordnung (§38, StrlSchV) einmal jährlich über die möglichen Ge-
fahren und die anzuwendenden Sicherheits- und Schutzmaßnahmen unterwiesen. Die
Unterweisung erstreckt sich aus Gründen der Gewährleistung und Fortentwicklung der
Sicherheit am Arbeitsplatz auch auf den allgemeinen Arbeitsschutz, die relevanten
Schutz- und Sicherheitspflichten (Unfallverhütungsvorschriften) sowie geeignete Maß-
nahmen zum vorsorgenden Arbeits- und Gesundheitsschutz.
Qualitätssicherheit (QA)
Das vorliegende Strahlenschutzprogramm unterliegt als Verfahrensanweisung dem
bereits im Unternehmen eingeführten zertifizierten Qualitätsmanagementsystem nach
DIN EN ISO 9001.
11
Anhang II:
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Arbeitsanweisung
AA - B - 077
Strahlenschutzprogramm für die Beförderung radioaktiver Stoffe
Dieses Dokument darf nur mit Zustimmung der GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, Essen, ganz oder teilweise
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Revision : 1
Erstelldatum : 07.02.2002
Name Datum Unterschrift
Ersteller : .............
Prüfvermerk GNS-Fach-Abt. : .............
Prüfvermerk Fach-Abt. für GNB : .............
Prüfvermerk GNS-TZQ : .............
Freigabe GNB : .............
Freigabe GNS : .............
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R E V I S I O N S S T A N D
Revision Datum Ersteller Erläuterung der Änderung, ggf. Seitenangabe ___________________________________________________________________
0 20.12.2001 ............ Ersterstellung
1 07.02.2002 ............ Ergänzung Geltungsbereich GNB, redaktionelle Änderungen
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Inhaltsverzeichnis
Seite
1 Zweck und Geltungsbereich 16 2 Begriffe 16 3 Verantwortung 17 4 Dosisbestimmung und Strahlenschutzüberwachung 17 4.1 Prognostische Dosisabschätzung 17 4.2 Strahlenschutzüberwachung 18 5 Oberflächenkontamination 18 5.1 Beförderung 18 5.2 Umschlag 19 6 Dosis- und Dosisleistungsgrenzwerte 19 7 Optimierung von Schutz- und Sicherheitsvorkehrungen 20 8 Abstandswerte 20 9 Notfallschutzplanung 21 10 Schulung/Personalqualifikation 21 11 Mitgeltende Dokumente 21
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1 Zweck und Geltungsbereich
Diese Arbeitsanweisung ist das gemäß den ab 01.01.2002 geltenden Vorschriften zur
Beförderung radioaktiver Stoffe erforderliche Strahlenschutzprogramm (siehe z.B. ADR
Punkt 1.7.2). Sie gilt für alle Arten von Transporten radioaktiver Stoffe, insbesondere
von bestrahlten Brennelementen, HAW-Glaskokillen, mittel- und schwachradioaktiven
Abfällen und Reststoffen für die Firmen GNS und GNB.
Dieses Strahlenschutzprogramm regelt die im Zusammenhang mit der Beförderung
radioaktiver Stoffe auf öffentlichen oder der Öffentlichkeit zugänglichen Verkehrswegen
verfolgten Strahlenschutzziele und beschreibt die vorgesehenen technischen, organi-
satorischen und administrativen Sicherheitsvorkehrungen. Es enthält alle Elemente, die
in §§ 301 ff der IAEA Transport Regulations TS-R-1 aufgeführt sind.
Das Strahlenschutzprogramm dient ausschließlich dem Schutz von Personen, die im
Zusammenhang mit der Beförderung radioaktiver Stoffe unmittelbar einer Strahlenex-
position ausgesetzt sind. Handlungsleitlinie ist es dabei, die sichere Beförderung radio-
aktiver Stoffe zu gewährleisten und insbesondere die von radioaktiven Stoffen und io-
nisierender Strahlung ausgehenden potentiellen Gefahren auf ein vertretbares Maß zu
begrenzen.
Von dem Strahlenschutzprogramm ausgenommen sind solche Arbeiten, die der Er-
zeugung eines radioaktiven Versandstückes dienen (Beladungen, Konditionierungen
usw.), weil sie im Rahmen einer entsprechenden atomrechtlich genehmigten Tätigkeit
erfolgen (z. B. Genehmigung nach § 6 AtG oder § 7 StrlSchV).
2 Begriffe
ADR Accord européen relatif au transport international des
dangereuses par route (Europäisches Übereinkommen über die internationale Beförderung gefährlicher Güter auf der Straße)
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3 Verantwortung
Das Strahlenschutzprogramm ist für alle an der Beförderung radioaktiver Stoffe betei-
ligten Stellen und Personen bindend.
Die personellen Zuständigkeiten und Verantwortlichkeiten für die Wahrnehmung und
Überwachung der Aufgaben und Pflichten des Strahlenschutzprogrammes entspre-
chen denen der Aufbauorganisation gemäß Organisationshandbuch (OHB). Bei der
Beauftragung von Subunternehmern für Beförderungsleistungen ist durch den Beauf-
tragenden der GNS/GNB sicher zu stellen, dass diese über ein eigenes Strahlen-
schutzprogramm verfügen, das vergleichbare Ziele verfolgt und Maßnahmen festlegt.
Verantwortlich für die Einführung, Anwendung und Fortschreibung dieses Strahlen-
schutzprogrammes sind die Geschäftsführer Herr ........ (GNS) und Herr ........ (GNB).
Sie werden hierbei unterstützt durch den Gefahrgutbeauftragten sowie den Berater
gemäß Strahlenschutzorganisation der GNS.
4 Dosisbestimmung und Strahlenschutzüberwachung
4.1 Prognostische Dosisabschätzung
Die Erfahrungen der GNS mit der Beförderung radioaktiver Stoffe zeigen, dass das mit
der Beförderung befasste Personal keiner wesentlichen Strahlenexposition ausgesetzt
ist. Dies entspricht auch der internationalen Praxis von Transporten im Kernbrennstoff-
zyklus (siehe WNTI Review Series No. 2, Radiation Dose Assessment for the Trans-
port of Nuclear Fuel Cycle Materials, August 2001).
Da sich Art und Umfang der Tätigkeiten auch in Zukunft voraussichtlich nicht wesent-
lich ändern werden, können diese Ergebnisse für eine prognostische Dosisabschät-
zung herangezogen werden.
Danach ergibt sich, dass das mit der Beförderung direkt befasste Personal der Dosis-
kategorie < 1 mSv/a zugeordnet werden kann.
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4.2 Strahlenschutzüberwachung
Unabhängig von der oben vorgenommenen Einstufung werden beruflich strahlenexpo-
nierte Personen, die an Beförderungen radioaktiver Stoffe beteiligt sind, im Rahmen
der erteilten atomrechtlichen Genehmigungen mit Dosimetern ausgerüstet. Einzelhei-
ten sind in der Arbeitsanweisung AA-Ü-052 „Personendosis-Überwachung und
Strahlenpassführung“ geregelt.
5 Oberflächenkontamination
Oberflächenkontaminationen können auftreten an Versandstücken, Fahrzeugen und
deren Ausrüstung sowie an Handhabungseinrichtungen (Equipment). Die Definition der
Kontaminationsfreiheit richtet sich nach deren Bestimmung: ausschließliche Verwen-
dung für Radioaktivtransporte, Verwendung in Strahlenschutzbereichen, Verwendung
in nicht kontrollierten Bereichen. Einzelheiten sind in den Prüfvorschriften für Kontami-
nationsmessungen festgelegt (PV 530, PV 531, PV 532 und deren spezifische Vor-
schriften PV 53X/YZ). Bei Brennelementtransporten, Transporten von HAW-
Glaskokillen und Transporten sonstiger radioaktiver Stoffe sind die Festlegungen der
diesbezüglichen Ablaufpläne zu beachten (z. B. Masterablaufpläne bei BE-
Transporten).
5.1 Beförderung
Die Überprüfung von Versandstücken auf Kontamination wird in der Regel vor der Be-
ladung an der Beladestelle und beim Empfang des Versandstückes am Bestimmungs-
ort erfolgen. Insoweit Mitarbeiter der GNS/GNB in die Abfertigung eines Transportes
einbezogen sind, ist von ihnen das Vorliegen entsprechender Messprotokolle zu prü-
fen.
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Weitere Einzelheiten hierzu sind in den betreffenden atomrechtlichen Genehmigungen
bzw. im Rahmen der ggf. erforderlichen verkehrsrechtlichen Zulassung geregelt. Über-
prüfungen während eines Beförderungsvorganges sind in der Regel nicht erforderlich
und bedürfen einer besonderen Vorgabe.
5.2 Umschlag
Beim Wechsel des Verkehrsträgers sind folgende Aspekte zu beachten:
� die Möglichkeit des Auftretens von Querkontaminationen
� die Kontaminationsfreiheit von nicht mehr für den Transport radioaktiver Stoffe
verwendeten Verkehrsmitteln /Equipment
� die Verwendung kontaminationsfreier Verkehrsmittel und kontaminationsfreien
Equipments.
Auf Grund der Kontaminationsfreiheit, die bei allen Transporten an der äußeren Ober-
fläche von Versandstücken angestrebt wird, ist eine routinemäßige Kontrolle diesbe-
züglich nicht erforderlich.
6 Dosis- und Dosisleistungsgrenzwerte
Hinsichtlich der Strahlenexposition der beruflich strahlenexponierten Mitarbeiter gelten
für GNS-/GNB-Personal die Grenzwerte des § 55 StrlSchV. Darüber hinaus geltende
Grenzwerte, die Ausdruck der Unternehmensstrahlenschutzpolitik sind, sind im Quali-
tätsmanagementhandbuch festgelegt.
Für die Beförderung gelten die in den Gefahrgutvorschriften aufgeführten Dosisleis-
tungsgrenzwerte für Versandstücke und Transportmittel. Die Einhaltung der Grenzwer-
te obliegt dem Verpacker/Verlader. Insoweit Mitarbeiter der GNS/GNB in die Abferti-
gung eines Transportes einbezogen sind, ist von Ihnen das Vorliegen entsprechender
Messprotokolle zu prüfen. Weitere Einzelheiten hierzu sind in den betreffenden atom-
rechtlichen Genehmigungen bzw. im Rahmen der ggf. erforderlichen verkehrsrechtli-
chen Zulassung geregelt. Überprüfungen während eines Beförderungsvorganges sind
in der Regel nicht erforderlich und bedürfen einer besonderen Vorgabe.
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7 Optimierung von Schutz- und Sicherheitsvorkehrungen
Auf dem Gebiet des Strahlenschutzes und somit auch im Zusammenhang mit Trans-
porten radioaktiver Stoffe gelten generell die im Qualitätsmanagementhandbuch der
GNS/GNB festgelegten Strahlenschutzziele. Hierzu gehören:
� Jede unnötige Strahlenexposition oder Kontamination ist zu vermeiden.
� Strahlenexpositionen sind auch unterhalb der Grenzwerte unter Beachtung der
Umstände des Einzelfalls so niedrig wie möglich zu halten.
� Die Strahlenexposition der beruflich strahlenexponierten GNS/GNB-Mitarbeiter
ist im Regelfall auf 10 mSv/a zu begrenzen.
� Kontaminationen sind im Regelfall auf 1/10 der gesetzlich vorgegeben Grenz-
werte zu beschränken. Kontaminationswerte unterhalb der Freigrenzenwerte
sollten nicht weiter reduziert werden.
Die Einhaltung der Strahlenschutzziele ist in den jährlichen Berichten der Strahlen-
schutzbevollmächtigten auszuweisen.
Im Hinblick auf Transporte sind insbesondere
� Aufenthaltszeiten in der Nähe von Versandstücken zu minimieren,
� die Bereitstellungszeiten bei Transporten kurz zu halten, und
� die Ladungssicherung zu beachten.
Die weitere Optimierung der Schutz- und Sicherheitsvorkehrungen erfolgt auf der Basis
der gewonnenen Betriebserfahrungen. Die allgemeinen Strahlenschutzgrundsätze sind
dabei zu beachten.
8 Abstandswerte
Die in den Gefahrgutvorschriften festgelegten Trennabstände sind, soweit zutreffend,
anzuwenden. Grundsätzlich ist die Anordnung der Versandstücke derart vorzunehmen,
dass sich möglichst kleine Ortsdosisleistungswerte an den Außenseiten der Fahrzeuge
ergeben, die dafür erforderlichen Aufwendungen sind dabei mit zu betrachten.
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9 Notfallschutzplanung
Besondere Vorkehrungen sind nicht erforderlich. Die Maßnahmen richten sich nach
den gesetzlichen Vorgaben.
10 Schulung/Personalqualifikation
Die Pflicht zur Teilnahme der am Transport unmittelbar beteiligten Personen an den
regelmäßig stattfindenden Belehrungen ist zu beachten.
Darüber hinaus sind die Fahrzeugführer verpflichtet, an der gemäß Kapitel 8.2 des
ADR vorgeschriebenen Schulung teil zu nehmen und die Prüfung abzulegen.
11 Mitgeltende Dokumente
/1/ OR-Ü-001 Strahlenschutzorganisation der GNS
/2/ AA-Ü-052 Personendosis-Überwachung und Strahlenpassführung
/3/ QR-B-008 Transporte
/4/ AA-B-070 Gefahrguttransporte radioaktive Stoffe
/5/ AA-B-072 Checkliste zur Transportabfertigung bei Beförderung von radio-
aktiven Stoffen
/6/ AA-Ü-066 Transportbereitstellung von BR-Equipment - Strahlenschutz-
überwachung/Ladungssicherung -
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Anhang III:
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M U S T E R - S T R A H L E N S C H U T Z P R O G R A M M
FÜR DEN TRANSPORT RADIOAKTIVER STOFFE
gemäß Abschnitt 1.7.2 ADR
Vorbemerkung
Mit dem Inkrafttreten der neuen Gefahrgutvorschriften zur Beförderung gefährlicher
Güter auf der Straße (ADR) am 1. Juli 2001, spätestens jedoch zum 1 Januar 2002,
sind die an der Beförderung radioaktiver Stoffe Beteiligten gemäß Abschnitt ADR 1.7.2
aufgefordert, ein Strahlenschutzprogramm für den Transport radioaktiver Stoffe einzu-
führen, anzuwenden und weiterzuentwickeln mit dem Ziel, die Belange des Strahlen-
schutzes beim Transport radioaktiver Stoffe zu stärken.
Mit dem vorliegenden Strahlenschutzprogramm entspricht die Firma XYZ diesem ge-
setzlichen Auftrag in dem Selbstverständnis, damit nicht nur einer gesetzlichen Ver-
pflichtung zu genügen, sondern Strahlenschutz beim Transport radioaktiver Güter auf
öffentlichen Verkehrswegen als eine herausfordernde Selbstverpflichtung und innovati-
ve unternehmerische Aufgabe anzuerkennen.
Das vorliegende Strahlenschutzprogramm regelt und dokumentiert die in diesem Zu-
sammenhang von der Unternehmensführung verfolgten Strahlenschutzziele und be-
schreibt die Gesamtheit der vorgesehenen technischen, organisatorischen und admi-
nistrativen Strahlenschutz- und Sicherheitsvorkehrungen, um dieser unternehmeri-
schen Selbstverpflichtung unter Beachtung der gesetzlichen Vorschriften zu genügen.
Davon unbeschadet haben im übrigen entsprechend dem gesetzlichen Auftrag der
Gefahrgutvorschriften (§ 4 GGVS) „die an der Beförderung gefährlicher Güter Beteilig-
ten die nach Art und Ausmaß der vorhersehbaren Gefahren erforderlichen Vorkehrun-
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26
gen zu treffen, um Schadensfälle zu verhindern und bei Eintritt eines Schadens dessen
Umfang so gering wie möglich zu halten“.
1. Geltungsbereich
Das vorliegende Strahlenschutzprogramm richtet sich an alle mit der Be-förderung radioaktiver Stoffe beteiligten Niederlassungen (NL), Stellen und Personen im Unternehmen und ist für jeden beteiligten Mitarbeiter und Dienstleister bindende Arbeits- und Handlungsanweisung. Es gilt weiterhin für alle mit der Beförderung radioaktiver Stoffe beauftragten Frachtführer und deren Fahrer sowie - und soweit relevant - für den Betrieb des für die zwischenzeitliche Lagerung radioaktiver Sendungen vorgesehenen Lager-raumes (nachfolgend Strahlenschutzraum genannt).
Das Strahlenschutzprogramm regelt die Organisation des Strahlenschut-zes im Unternehmen und seinen Niederlassungen und die zum Schutz des Personals und der Bevölkerung zu treffenden Strahlenschutz- und Si-cherheitsmaßnahmen. Schutz und Sicherheit bei der Beförderung und Zwischenlagerung von radioaktiven Stoffen sind insbesondere entspre-chend den gesetzlichen Bestimmungen zu optimieren, dass die Höhe der Personaldosen, die Anzahl der exponierten Personen und die Wahr-scheinlichkeit potentieller Expositionen (das sind eventuelle unfallbedingte Strahlenexpositionen) so gering wie vernünftiger Weise erreichbar gehal-ten werden, wobei wirtschaftliche und soziale Faktoren zu berücksichtigen sind.
2. Anwendungsbereich
2.1 Das vorliegende Strahlenschutzprogramm bezieht sich auf die Beförderung und den Umschlag von versandfertig verpackten sonstigen (nicht spaltbaren) radioak-tiven Stoffen für den medizinischen, wissenschaftlichen und technischen Anwen-dungsbereich und erstreckt sich insbesondere auf folgende Tätigkeitsabläufe:
- die Versandstückübernahme beim Kunden/Verlader - die Versandvorbereitung, - den Umschlag in den NL, - das Be- und Entladen der Fahrzeuge, - die transportbedingte Zwischenlagerung, - den Straßentransport und - die Übergabe an den Empfänger.
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2.2 Bei den zu beförderten radioaktiven (nicht spaltbaren) Stoffen und Versand-stücken handelt es sich überwiegend um:
- Freigestellte Versandstücke, - Typ A Versandstücke - sowie in geringerem Umfange um Typ B(U)-Versandstücke.
2.3 Das im Anwendungsbereich dieses Strahlenschutzprogramms und der unter-
nehmerischen Verantwortung unseres Unternehmens XYZ abzuwickelnde bun-desweite Beförderungsaufkommen radioaktiver Stoffe beläuft sich auf bis zu 100000 Versandstücke pro Jahr; der Umschlag erfolgt in unternehmenseigenen Niederlassungen, die Transportabwicklung ausschließlich auf der Straße.
3. Verantwortlichkeiten
Die Organisationsstruktur des Unternehmens ist in nachfolgendem Organigramm
dargestellt:
3.1
Geschäftsführung
Strahlenschutzbevoll-
mächtigter
Niederlassungsleiter
Strahlenschutzbeauftragter, Für den Transport
soweit vorhanden beauftragte Person (§ 6 GbV)
3.2 In der Unternehmensleitung ist ein von ihr bestimmtes Mitglied für den Strahlen-schutz im Unternehmen verantwortlich. Dieses Geschäftsführungsmitglied, das in Personalunion auch Strahlenschutzverantwortlicher im Sinne des §31 StrlSchV ist, hat seine Aufgaben und Befugnisse auf den Strahlenschutzbevollmächtigten Herrn/Frau nn übertragen, der wiederum in Bezug auf die Sicherheit bei der Be-förderung gefährlicher Güter gegenüber der Niederlassungsleitung und nachge-ordneten Personen weisungsbefugt ist und die Geschäftsführung bei der Erfül-lung der ihr obliegenden Schutz- und Sicherheitspflichten unterstützt. Dem Strah-lenschutzbevollmächtigten obliegt insbesondere die Aufgabe der Organisation und Umsetzung des Strahlenschutzes im Unternehmen und die Koordination der Sicherheitspflichten zwischen der Zentralleitung und den Niederlassungen.
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Der Strahlenschutzbevollmächtigte ist für die Erstellung, Einführung, die Überwa-chung der Anwendung sowie für die Fortschreibung des Strahlenschutzpro-gramms im Unternehmen und seinen Niederlassungen verantwortlich. Der Be-vollmächtigte bestellt weiterhin Strahlenschutzbeauftragte in den Niederlassun-gen und ist Kontaktstelle und Ansprechpartner gegenüber den zuständigen ver-kehrs- und atomrechtlichen Genehmigungs- und Aussichtsbehörden.
3.3 Strahlenschutzziel des Unternehmens ist es, jegliche unnötige Kontamination von Personen, Sachgütern und der Umwelt bei der Beförderung und dem Umschlag von radioaktiven Gütern zu vermeiden und die Strahlenexposition von Personen so gering wie möglich zu halten. Die Strahlenexposition der in den Anwendungs-bereich dieses Strahlenschutzprogramms fallenden Beschäftigten soll durch die Anwendung technischer und organisatorischer Schutzmaßnahmen den Richtwert von 10 mSv pro Kalenderjahr nicht überschreiten.
3.4 Die Niederlassungsleitung, die bestellten Strahlenschutzbeauftragten bzw. beauf-tragten Personen und die bestellten Gefahrgutbeauftragten haben die Aufgabe, die Einhaltung der einschlägigen Vorschriften, die Einführung und Anwendung dieses Strahlenschutzprogramms und die Einhaltung der Verfahrensanweisungen des Qualitätshandbuches (QM-VA xx) zu überwachen und sind verpflichtet, erfor-derlichenfalls im Rahmen ihrer Zuständigkeit Maßnahmen zu deren Einhaltung zu treffen.
4. Dosis- und Kontaminationsüberwachung
4.1 Die Strahlenschutzüberwachung der Beschäftigten, die mit der Beförderung ra-dioaktiver Güter befasst sind oder sein könnten, wird unternehmensweit entspre-chend den Auflagen in der Beförderungs- und Umgangsgenehmigung durchge-führt.5 Die Ausgabe der amtlichen Filmdosimeter erfolgt durch den Strahlen-schutzbeauftragten bzw. die beauftragte Person der jeweiligen Niederlassung. Ein ausgegebenes Filmdosimeter darf keinesfalls an einen Ersatzfahrer oder an-derweitige Personen weitergegeben werden. Die amtlichen Filmdosimeter dürfen während des gesamten Überwachungszeitraumes immer nur von ein und dersel-ben Person getragen werden.
Fahrer der Subunternehmer werden in die Personendosisüberwachung einbezo-gen, sofern die Auswertungsbogen der amtlichen Auswertungsstelle in den ver-gangenen 12 Monaten einen Wert von mehr als 0,4 mSv/a ergeben haben oder eine Überschreitung dieses Richtwertes zu besorgen ist.
5 Hinweis: Faktisch unterliegend damit alle mit dem Transport und Umschlag befaßten Mitarbeiter im
Unternehmen der individuellen Dosisüberwachung mittels Filmdosimeter.
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Die Mitarbeiter/innen sowie die Fahrer/innen sind verpflichtet, die Filmdosimeter nicht nur während der Beförderung, sondern auch beim Be- oder Entladen der Transportfahrzeuge am Körper zu tragen. Eine Beschädigung der Filmdosimeter ist unbedingt zu vermeiden.
Verantwortlich für den monatlichen Austausch der Filmdosimeter und die Auswer-tung und Ablage der Auswertungsbogen ist die von der Niederlassungsleitung beauftragte Person.
Die Aufbewahrung der personenbezogenen Dosisaufzeichnungen erfolgt in An-lehnung an die Vorschriften der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) mindestens 30 Jahre.
4.2 Die in den Niederlassungen für die Beförderung radioaktiver Stoffe beauftragte Person hat nach Eingang unverzüglich die eingehenden Filmdosimeter- Auswer-tungsbögen zu überprüfen. Alle Auswertungsbogen, die eine kumulierte Perso-nendosis von mehr als 1,0 mSv/a, bzw. bei Mitarbeitern des Umschlags von mehr als 5 mSv/a ausweisen, sind unverzüglich in Kopie dem Strahlenschutzbevoll-mächtigten der Unternehmensleitung zuzuleiten mit der Angabe, welche Tätigkei-ten die betreffende Personen ausführen bzw. - bei Fahrern - auf welchen Trans-portstrecken diese eingesetzt werden.
4.3 Im Rahmen der Strahlenschutzkontroll- und Überwachungsmaßnahmen in den Niederlassungen haben die Gefahrgutbeauftragten oder Strahlenschutz-beauftragten vor Fahrantritt u.a. Dosisleistungsmessungen am Transportfahrzeug und stichprobenartig - einmal im Kalendervierteljahr - Kontaminationsmessungen im Laderaum bzw. auf der Ladefläche der eingesetzten Fahrzeuge zum Nach-weis der Einhaltung der einschlägigen Kontaminationsgrenzwerte durchzuführen. (Dosisleistungsgrenzwerte: an der Außenseite des Fahrzeuges 2,0 mSv/h; in 2 Meter Abstand von der Außenfläche 0,1 mSv/h). Im Falle einer Überschreitung der vorgenannten Grenzwerte sind in Abstimmung mit dem Strahlenschutzbe-vollmächtigten unverzüglich die zur Einhaltung der Grenzwerte erforderlichen Maßnahmen zu veranlassen. Die Strahlenschutzbeauftragten oder die von der Niederlassungsleitung beauftragten Personen und der Gefahrgutbeauftragte führen die Überprü-fung nach den in der QM – VA xx vorgegebenen Verfahrensanweisungen und Kriterien durch.
4.4 Bei Grenzwertüberschreitungen haben der Niederlassungsleiter und der Strah-lenschutzbevollmächtigte unverzüglich zu prüfen, was die Ursache für die Über-schreitung des Grenzwertes ist und welche korrektiven Maßnahmen zur Vermei-dung von zukünftigen Grenzwertüberschreitungen zu treffen sind.
5. Optimierung der Schutzmaßnahmen
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5.1 Bei der Übernahme oder Auslieferung von radioaktiven Sendungen durch den Fahrer ist sicherzustellen, dass - der Transportweg von der Übernahmestelle bis zum Fahrzeug so kurz wie
möglich gehalten wird. - radioaktive Sendungen nicht am Körper getragen werden, sondern mög-
lichst eine Fahrhilfe (Sackkarre oder ein Rollcontainer) zu benutzen ist. - radioaktive Versandstücke im Fahrzeug grundsätzlich soweit wie möglich im
hinteren Teil der Ladefläche verstaut werden. - Versandstücke mit hoher Transportkennzahl im hintersten Teil der Ladeflä-
che verstaut werden und Versandstücke mit geringerer Transportkennzahl vor diese zu stellen sind, um eine zusätzliche Abschirmung zu erreichen.
5.2 Für die Überwachung der Transportfahrzeuge – stichprobenartig einmal im Mo-nat – ist die Niederlassung zuständig. Die Strahlenschutzbeauftragten oder die von der Niederlassungsleitung beauftragten Personen bzw. der Gefahr-gutbeauftragte führen die Überprüfung nach einer in der QM – VA xx vorgegebe-nen Checkliste durch.
Bei der Überwachung der Fahrzeuge ist besonders auf die Trennung von Sen-dungen mit unentwickelten Filmen und Radioaktiv-Sendungen zu achten. Dabei ist Tabelle B nach Abschnitt 7.5.11, CV 33 (1.4) ADR zu beachten. Die radioakti-ven Sendungen sind wie alle anderen Gefahrgutsendungen im Fahrzeug so zu verstauen und zu sichern, das sie Ihre Lage zueinander und zu den Wänden des Fahrzeuges nicht wesentlich verändern können. Außerdem sind die Beförde-rungspapiere zu überprüfen und bei mangelhafter oder fehlender Deklaration, wenn möglich, zu ergänzen. Im Falle einer Ergänzung ist eine Kopie des Beför-derungspapiers der Zentralstelle zu übersenden. Es ist ferner sicherzustellen, dass beim Straßentransport radioaktiver Stoffe als nicht freigestellte Versandstücke die Kennzeichnung des Fahrzeuges mit Warnta-feln und Gefahrzetteln erfolgt und bei der Beförderung, falls erforderlich, die Be-förderungsgenehmigung, die ADR-Bescheinigung und das Unfallmerkblatt für ra-dioaktive Stoffe im Fahrzeug mitgeführt werden. Es dürfen keinesfalls Unfall-merkblätter von Gefahrgütern, die sich nicht im Fahrzeug befinden, mitgeführt werden. Gegebenenfalls sind die entsprechenden Unfallmerkblätter in einer Hülle aufzubewahren, die die Aufschrift trägt - „Ungültige Unfallmerkblätter“ -.
5.3 Bei Nebel oder Wetterlagen mit einer Sichtweite unter 50 Metern sowie bei Schnee- und Eisglätte hat der in der Niederlassung zuständige Schichtleiter zu prüfen, ob dennoch eine Beförderung auf öffentlichen Straßen gefahrlos möglich ist.
6. Sonstige Schutzmaßnahmen
6.1 Zur Begrenzung der Umgebungsdosisleistung innerhalb von Arbeitsbereichen
oder NL sind Anhäufungen von Versandstücken mit radioaktiven Stoffen wie bei-spielsweise für den Umschlag/Sortierung bereitgestellte Paletten oder gestapelte Versandstücke durch mobile Abschirmwände abzuschirmen. Die Abschirmwände
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sind zwischen den Versandstücken/Paletten und dem Aufenthalts- oder Arbeitsort von Personen anzuordnen.
6.2 Der Strahlenschutzbeauftragte legt in Abstimmung mit der Niederlassungsleitung
schriftlich fest, welche Personen zum Betreten/Befahren des Strahlenschutzrau-mes, soweit vorhanden, berechtigt ist. Die Liste der Betretungsberechtigten ist an der Tür des Strahlenschutzraumes außen sichtbar zu befestigen und in Kopie der Zentralleitung zu übersenden. Bei Änderungen der Betretungsbefugnisse ist die Liste unverzüglich zu aktualisieren und wie oben angegeben zu verfahren.
Jeder Betretungsberechtigte ist schriftlich über die Berechtigung unter Beifügung einer Kopie der Strahlenschutzanweisung für den Strahlenschutzraum zu infor-mieren, mit der Maßgabe, die in der Strahlenschutzanweisung getroffenen Rege-lungen einzuhalten. Die Betretungsberechtigten sind in die Personendosisüber-wachung einzubeziehen. Der Strahlenschutzbeauftragte hat zudem sicherzustel-len, dass der Strahlenschutzraum nur dann betreten wird, wenn der Betretungs-berechtigte ein Filmdosimeter trägt.
6.3 In Niederlassungen, die über keinen Strahlenschutzraum verfügen, aber wieder-
kehrend im Rahmen der regulären Geschäftstätigkeit radioaktive Sendungen in nicht freigestellten Versandstücken zwischen Entladen und Beladen transportbe-dingt kurzfristig zwischenlagern müssen, ist eine gesondert abgegrenzte Lager-fläche mit weißen Strichen auf dem Boden zu markieren, die einen Abstand von 5 - 12 Metern von regelmäßig besetzten Arbeitsplätzen hat. Die beauftragte Per-son legt fest, wer diese markierte Lagerfläche betreten darf, und stellt sicher, dass die Betretungsberechtigen ein Filmdosimeter tragen. Auf dieser markierten Fläche dürfen grundsätzlich radioaktive Versandstücke oder Paletten mit Ver-sandstücken abgestellt werden.
6.4 Sollte die Abgrenzung einer solchen Fläche unter keinen Umständen möglich
sein, ist mit anderen Mitteln (z. B. mit einer Gitterbox, in die mit einer 3 mm star-ken Bleifolie bespannte Holzwände gestellt werden). Diese Gitterbox ist dann soweit als möglich von Arbeitsplätzen entfernt zu positionieren.
6.5 In jeder Niederlassung sowie im Sicherheitsdepot sind Schutzhandschuhe und
ein leichter Schutzanzug bereitzustellen, die bei Maßnahmen und Tätigkeiten gemäß Ziffer 7, zu verwenden sind.
7. Notfallschutzmaßnahmen
7.1 Bei Vorkommnissen oder Transportunfällen innerhalb oder außerhalb einer NL, bei denen radioaktive Stoffe oder sonstige gefährliche Güter betroffen sind, ha-ben die beteiligten Personen alle gebotenen Maßnahmen zu treffen, um mögli-che Schäden so gering wie möglich zu halten. Dabei sind folgende Verhaltensgrundsätze zu beachten: - klaren Kopf behalten! - zuerst die größte Gefahr beseitigen und weiteren Schaden verhindern!
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- Personenrettung ist unter Beachtung des Eigenschutzes absolut vorrangig!
7.2 Zur Gefahrenabwehr bzw. Begrenzung potentieller radiologischer Folgen ist ent-sprechend der im mitgeführten „Unfallmerkblatt für den Straßentransport“ - Ra-dioaktive Stoffe - beschriebenen Weise zu verfahren. Weiterhin sind die Auflagen des Genehmigungsbescheides zu beachten.
Sofortmaßnahmen zum Personenschutz:
- sofortiges Verlassen des Strahlenschutzraumes oder der markierten Fläche, gegebenenfalls auch benachbarte Bereiche verlassen.
- Absperren des Gefahrenbereiches. - Notversorgung der betroffenen Personen bei Kontamination und Verdacht
auf Inkorporation. - Maßnahmen zur Verhinderungen einer weiteren Verbreitung ausgetretener
Radioaktivität. - Feststellung der vom Unfall unmittelbar betroffenen Personen. - Sicherstellung kontaminierter Gegenstände (Kleidungsstücke, Arbeitsgeräte
etc.). - Ermittlung der Strahlenexposition der betroffenen Personen (insbesondere
Messung der Dosisleistung und Abschätzung der Aufenthaltszeit im Unfallbe-reich).
7.3 Folgende Stellen sind zu benachrichtigen (Telefonnummern siehe Unfall-merkblatt): - der Strahlenschutzbeauftragte oder sein Stellvertreter oder die vom Nieder-
lassungsleiter beauftragte Person, - der Niederlassungsleiter oder dessen Stellvertreter oder den Schichtleiter, - der Strahlenschutzbevollmächtigte, - wenn erforderlich Polizei und Feuerwehr.
7.4 Die Benachrichtigung der zuständigen atomrechtlichen und/oder verkehrs-rechtlichen Aufsichtsbehörde erfolgt durch den Strahlenschutzbevollmächtigten.
7.5 Im Falle des Verlustes radioaktiver Sendungen ist unverzüglich der Strahlen-
schutzbevollmächtigte telefonisch unter 06xxx/9yy-112 oder 06xxx/7yy yyy oder Handy 0171/2xx yy yy zu benachrichtigen und eine Suchmeldung an alle Nieder-lassungen abzusetzen.
7.6 Bei unfallbedingt zerstörten Versandstücken ist insbesondere der Abschnitt 7.8
(Bruch und Unfall) der QM-VA u.u zu beachten. Dies gilt insbesondere für Bruchsendungen.
8. Schulung
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8.1 Die Strahlenschutzbeauftragten und die sonstigen beauftragten Personen wer-den nach § 6 GbV regelmäßig geschult. Die Schulung wird von der Gefahrgut-Zentralstelle veranlasst.
8.2 Der Strahlenschutzbeauftragte oder der Gefahrgutbeauftragte hat das mit dem
Umschlag radioaktiver Sendungen befasste Lagerpersonal sowie die Ausliefer-fahrer jährlich gemäß Abschnitt 1.3.2.4 ADR nach dem Merkblatt für die Beförde-rung radioaktiver Stoffe und nach dem Unfallmerkblatt (vgl. QM-VA.8.7) zu un-terweisen. Außerdem sind aktuelle Sicherheitsaspekte aus der Praxis zu behan-deln.
Über die Unterweisung hat die unterweisende Person eine Bescheinigung aus-zufertigen, aus der hervorgeht, wer, an welchem Tage und in welchem zeitlichem Umfang über mögliche Strahlengefährdungen und die anzuwendenden Schutz-maßnahmen mit Angabe der weiteren Themen unterwiesen worden ist.
Die Bescheinigung über die Unterweisung ist mindestens 5 Jahre in der Nieder-lassung aufzubewahren und auf Verlangen der zuständigen Überwachungsbe-hörde vorzulegen. Soweit ein Strahlenschutzbeauftragter in einer Niederlassung nicht bestellt ist, wird die Unterweisung vom Gefahrgutbeauftragten wahrge-nommen.
9. Qualitätssicherung
Die Verfahrensanweisung QM-VA x.x in der aktuellen Fassung ist zu beachten.
Frankfurt, den ____________________
XYZ UVW
Strahlenschutzbevollmächtigter Geschäftsführer/in
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Anhang IV:
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N.N. Lieferdienst Transporte von Radioisotopen xxxxx Abcdorf, Lagerstraße 321
August 2002
Firma N.N. Lieferdienst Name Herr/Frau N.N Abteilung Standort xxxxx Abcdorfg Telefon 0221 123 xxx Fax 0221 123 xxx E-Mail Unser Zeichen Datum Juli 2002
Verteiler:
Strahlenschutzprogramm für die Beförderung radioak-tiver Stoffe gemäß Abschnitt 1.7.2 ADR in Verbindung mit den Erfordernissen des § 34 Strahlenschutzverordnung (Neufassung 2001) und § 5 Arbeitsschutzgesetz
Ziel/Zweck
Das vorliegende Strahlenschutzprogramm regelt und dokumentiert die für das Tä-tigkeitsfeld der Firma N.N. Lieferdienst, Abcdorf, maßgebenden Strahlenschutz-grundsätze und die zur Umsetzung und Gewährleistung dieser Grundsätze vorge-sehenen technischen und organisatorischen Strahlenschutz- und Vorsorge-maßnahmen. Handlungsleitlinie der unternehmerischen Tätigkeit der Firma N.N. Lieferdienst ist es, die sichere Beförderung und Umgang mit radioaktiven Stoffen/Präparaten zu gewährleisten und die von radioaktiven Stoffen ausgehenden potentiellen Gefah-ren für Leben, Gesundheit und die Umwelt auf ein vertretbares Maß zu begrenzen. Die aus der Beförderung und dem Umgang mit radioaktiven Stoffen/Präparaten resultierende Strahlenexposition der Arbeitskräfte der Firma N.N. Lieferdienst soll im Regelfall den betrieblichen Höchstwert (effektive Dosis) von 5 mSv pro Jahr nicht überschreiten. Das Strahlenschutzprogramm erfüllt die verkehrrechtlichen Anforderungen des Abschnittes 1.7.2 ADR sowie die strahlenschutz- und arbeitsschutzrechtlichen Er-fordernisse des § 34 Strahlenschutzverordnung (StrlSchV Neufassung 2001) und des § 5 Arbeitsschutzgesetz (ArbSchG).
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Geltungsbereich/Gültigkeit
Das Strahlenschutzprogramm richtet sich an alle an der Beförderung und den Um-gang mit radiopharmazeutischen Produkten (einschließlich ihrer vorübergehenden kurzzeitigen Aufbewahrung in geeigneten Lagerräumen) beteiligten Personen und Stellen der Firma N.N. Lieferdienst und ist für alle Mitarbeiter bindende Arbeits- und Handlungsanweisung. Es erstreckt sich ausdrücklich auch auf genehmigte Tä-tigkeiten in externen Anlagen und Einrichtungen im Sinne der Genehmigung Nr. xx/1999 zur Tätigkeit in fremden Anlagen und Einrichtungen des Staatlichen Am-tes für Arbeitsschutz D-dorf vom 01.12.1999 und des Änderungsbescheides vom 02.01.2000. Dieses Strahlenschutzprogramm gilt - soweit anwendbar - weiterhin als verbindli-che Arbeits- und Handlungsanweisung für alle im Zusammenhang mit der Beförde-rung und dem Umgang mit radioaktiven Stoffen/Präparaten für die Fa. N.N. Liefer-dienst tätig werdende und von ihr beauftragte Subunternehmen. Es tritt mit dem Datum der Freigabe durch die Geschäftsführung in Kraft.
Begriffe
Die in diesem Strahlenschutzprogramm verwendeten Begriffe und Begriffsbestim-mungen entsprechen denen des Abschnittes 1.2 der Anlagen A und B des Europä-isches Übereinkommens vom 30. September 1957 über die internationale Beför-derung gefährlicher Güter auf der Straße (ADR) und des § 3 Strahlenschutzver-ordnung in der Fassung vom 20. Juli 2001.
Bezugnahme
ADR Anlagen A und B des Europäisches Übereinkommens vom 30. September 1957 über die internationale Beförderung gefährlicher Güter auf der Straße (ADR), BGBl. Teil II Nr. 20, 27. Juni 2001
StrlSchV Artikel 1 der Verordnung für die Umsetzung von EURATOM-Richtlinien zum Strahlenschutz, BGBl. Teil I, 1714ff., 20. Juli 2001
ArbSchG Gesetz über die Durchführung von Maßnahmen des Arbeitschut-zes zur Verbesserung der Sicherheit und des Gesundheitsschut-zes der Beschäftigten bei der Arbeit (Arbeitsschutzgesetz-ArbSchG), BGBl. Teil I, 1246ff., 7. August 1996
Anwendungsbereich
Die unter dieses Strahlenschutzprogramm fallenden Tätigkeiten umfassen die Ü-bernahme, das Transportieren mit entsprechend ausgerüsteten Straßentransport-fahrzeugen (gedeckte Lieferwagen, PKW Combi), die Übergabe an den Empfän-
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ger und den Umschlag und Versandvorbereitung von versandfertig verpackten sonstigen (nichtspaltbaren) radioaktiven Stoffen in Form von radiopharmazeuti-schen Produkten und kleinen Strahlenquellen als standardisierte freigestellte (UN 2910) oder Typ A Versandstücke (UN 2915) sowie die vorübergehende kurzzeitige Aufbewahrung derartiger Sendungen in geeignet ausgebauten Lagerräumen. Die Aktivitätsmenge pro Versandstück, z.B. in der Form von kurzlebigem Mo99/Tc99m, Tl201, I123/131, Cr51 für medizinische und wissenschaftliche An-wendungen, liegt generell unter dem 107-fachen der Freigrenzenwerte der Anlage III Tabelle 1 Spalte 2 der Strahlenschutzverordnung. Weiterhin werden entleerte Verpackungen (Mo/Tc-Generatoren) mit eventueller geringfügiger Restaktivität - nach einer Mindestabklingzeit von 2 Wochen - zwecks Rückführung an den Hersteller befördert und bedarfsweise kurzzeitig zwischenge-lagert. Das jährliche Beförderungsaufkommen radioaktiver Stoffe, Präparate, Strahlen-quellen etc. beträgt typischerweise ........ Versandstücke (pro Jahr.
Zuständigkeiten und Verantwortlichkeiten
Die Organisation und die personellen Zuständigkeiten und Verantwortlichkeiten für die Wahrnehmung und Überwachung der Aufgaben und Sicherheitspflichten zur Gewährleistung von Schutz und Sicherheit beim Transport und Umgang mit radio-aktiven Stoffen einschließlich der Erstellung, Anwendung und Fortschreibung die-ses Strahlenschutzprogramms sind wie folgt geregelt:: - Verantwortlicher Geschäftsführer und Strahlenschutzverantwortlicher im Sinne
von § 31 StrlSchV ist Herr/Frau ........ Herr/Frau ...... ist Strahlenschutzbeauftragter im Sinne von § 31 StrlSchV und in Personalunion Gefahrgutbeauftragter im Sinne von § 1 der Gefahrgutbeauf-tragtenverordnung (GbV).
- Strahlenschutzbeauftragter im Sinne des § 31 Abs. 2 StrlSchV mit einge-schränktem innerbetrieblichem Entscheidungsbereich ist Herr/Frau ....... Der Zuständigkeitsbereich ist auf die Sicherheitspflichten beschränkt, die sich aus der Strahlenschutzverordnung ergeben, soweit diese nicht vom Betreiber der fremden Anlage oder Einrichtung wahrgenommen werden. Herr/Frau ...... unterliegt bei der Wahrnehmung seiner Aufgaben im Rahmen dieses Strah-lenschutzprogramms den Auflagen des Bescheides der Genehmigung Nr. xx/1999 zur Tätigkeit in fremden Anlagen oder Einrichtungen des Staatlichen Amtes für Arbeitsschutz D-dorf vom 01.12.1999 bzw. des Änderungsbeschei-des zur Genehmigung xx/1999 vom 02.01.2000.
- Verantwortlich für die Einführung, Anwendung und Fortschreibung (z.B. bei wesentlichen Änderungen der Transport- oder Umgangsbedingungen) des Strahlenschutzprogramms ist Herr/Frau ......... Dies gilt auch für die Wahrnehmung und Umsetzung der nachfolgend genann-ten Sicherheitspflichten und Aufgaben: - Personendosisbestimmung, Überwachung und Aufbewahrung - Dosis- und Dosisleistungsgrenzwertüberwachung - Optimierung von Schutz und Sicherheit - Notfallschutz und Unterweisung/Schulung
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Die Strahlenschutzbeauftragten haben im Rahmen ihrer innerbetrieblichen Ent-scheidungsbereiche die Pflicht und Befugnis, dafür zu sorgen, das die ihnen über-tragenen Aufgaben erfüllt werden. Sie sind gegenüber den Mitarbeitern ihres Ent-scheidungsbereiches weisungsbefugt. Wesentliche Änderungen in den Betriebs- und Handhabungsabläufen oder geplan-te Änderungen derselben sind den beauftragten Person bzw. dem Verantwortli-chen für den Strahlenschutz unverzüglich anzuzeigen.
Personendosisbestimmung und Überwachung
Die unter der unternehmerischen Verantwortung der Firma N.N. Lieferdienst mit der Beförderung oder dem Umgang mit radioaktiven Stoffen befassten oder beauf-tragten Personen unterliegen - in Übereinstimmung mit den Vorschriften der Ge-nehmigung Nr. xx/1999 zur Tätigkeit in fremden Anlagen und Einrichtungen des Staatlichen Amtes für Arbeitschutz D-dorf vom 01.12.1999 - als beruflich strahlen-exponierte Personen der Strahlenschutzüberwachung mittels amtlicher Dosimeter. Die aufgrund dieser routinemäßig durchgeführten Messungen vorliegenden Per-sonendosismesswerte mit maximalen jährlichen Personendosen von bis zu 3,0 mSv/Jahr zeigen, dass die betrieblichen Strahlenschutzgrundsätze und insb. die unternehmensseitig festgelegten Dosishöchstwerte sicher eingehalten werden können. Der Dokumentationsumfang der Personendosismessungen und die Aufzeich-nungs- und Mitteilungspflichten richten sich nach den Bestimmungen des § 42 StrlSchV (Aufbewahrung, bis die überwachte Person das 75. Lebensjahr vollendet hat oder hätte, mindestens jedoch 30 Jahre nach Beendigung der Beschäftigung).
Dosisleistungsgrenzwerte für Versandstücke und Transportfahrzeuge
Die für die Beförderung und Handhabung radioaktiver Stoffe relevanten Dosisleis-tungsgrenzwerte für Versandstücke und die eingesetzten Transportfahrzeuge rich-ten sich nach den verkehrrechtlichen Vorschriften (ADR), vergl. folgende Tabelle.
Höchstzulässige Dosisleistung (mSv/h) Oberfläche in 1 m Abstand in 2 m Abstand Versandstücke: - Freigestellte Versandstücke - Industrie-/Typ A-/Typ B-/
Typ C-Versandstücke - Versandstücke bei Beförderung unter ausschließlicher Verwendung
0,005
2,0
10
---
0,1
---
---
---
---
Transportmittel (PKW, LKW):
2,0
---
0,1
Hinweis: Der bisherige Dosisleistungsgrenzwert von 20 µSv/h am Fahrersitz ist entfallen.
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Kontaminationsschutz und -kontrolle
Die zu befördernden radiopharmazeutischen Produkte werden generell in versand-fertig verpackter Form vom Hersteller/Absender übernommen. Aufgrund der sei-tens des Hersteller vor der Auslieferung routinemäßig durchgeführten Qualitätssi-cherungsmaßnahmen einschließlich der Durchführung von Kontaminationsmes-sungen kann bei sachgerechter Handhabung eine Oberflächenkontamination der Versandstücke bei Übergabe ausgeschlossen werden. Besteht z.B. aufgrund von Beschädigungen der Verpackung der Verdacht auf Kon-tamination, ist unverzüglich der Strahlenschutzbeauftragte zu informieren, der ge-eignete Kontroll- und Schutzmaßnahmen veranlasst. Entsprechendes gilt für die zur Beförderung eingesetzten Fahrzeuge.
Optimierung von Schutz und Sicherheit
Die bei der Beförderung und dem Umgang mit (verpackten) radioaktiven Stoffen zur Erfüllung des Minimierungsgebotes vorgesehenen Schutz- und Sicherheitsvor-kehrungen beinhalten insbesondere folgende Einzelmaßnahmen: - Verwendung von mobilen Zusatzabschirmungen im Transportfahrzeug - Verwendung von Fahr- und Transporthilfen bei Beladung und Umschlag - Anwendung von Abstandsregelungen, die - soweit möglich - über die ver-
kehrsrechtlich vorgeschriebenen Mindestabstände (Abschnitt 7.5.11 CV33 (1) Tabelle A ADR) hinausgehen
- Anwendung dosisminimierender Ladevorschriften (Verstauung im hinteren Fahrzeugbereich) für Versandstücke mit erhöhter Transportkennzahl (TKZ)
- Regelmäßige Analyse und Bewertung der Messergebisse der Personendosis-überwachung und ggf. Einleitung korrektiver Maßnahmen
- Der Lagerraum für radioaktive Stoffe darf u.a. zur Gewährleistung des Schut-zes vor Abhandenkommen von radioaktiven Stoffen nur von dafür befugten Personen betreten werden.
- Für die Transportabwicklung und die Handhabung radioaktiver Stoffe bei der vorübergehenden Zwischenlagerung gelten insbesondere die Strahlenschutz-grundsätze: - die Handhabungszeiten von Versandstücken und Aufenthaltszeiten im
Aufbewahrungsraum radiopharmazeutischer Produkte so kurz wie möglich zu halten
- den Abstand zur Ladung möglichst groß zu halten - Im übrigen sind - soweit relevant - die Auflagen der Genehmigung
Nr. xx/99 zur Tätigkeit in fremden Anlagen und Einrichtungen zu beach-ten.
Notfallvorsorge
Bei Vorkommnissen oder Transportunfällen, bei denen Sendungen radioaktiver Stoffe oder sonstige gefährliche Güter betroffen sind, haben die beteiligten Perso-nen alle gebotenen Maßnahmen zu ergreifen, um mögliche Gefahren für Perso-nen, Sachgüter und die Umwelt so gering wie möglich zuhalten. Zur Gefahrenab-wehr bzw. Begrenzung der potentiellen radiologischen Folgen solcher Vorkomm-
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nisse und Transportunfälle müssen insbesondere die im Unfallmerkblatt für den Straßentransport, Radioaktive Stoffe, beschriebenen Schutz- und Vorsorgemaß-nahmen und Verhaltensanweisungen befolgt werden. Zu diesem Zwecke werden die an der Beförderung und Handhabung radioaktiver Stoffe beteiligten Personen entsprechend geschult und bei der Transportdurchfüh-rung mit schriftlichen Verhaltensanweisungen (Unfallmerkblatt für den Straßen-transport radioaktiver Stoffe) versehen. Weiterhin sind bei Transportunfällen und Vorkommnissen die Meldepflichten (vergl. Abschnitt 1.8.5 ADR) und die evtl. Auflagen des Genehmigungsbescheides (Umgang) zu beachten.
Schulung und Unterweisung
Die unmittelbar an der Beförderung und dem Umgang mit (verpackten) radioakti-ven Stoffen beteiligten oder beauftragten Personen des Unternehmens werden in Übereinstimmung mit § 38 StrlSchV über die mögliche Strahlengefährdung und die zu treffenden Schutzmaßnahmen geschult. Die Unterweisung wird mindestens einmal im Jahr wiederholt. Die Unterweisung der Beteiligten erstreckt sich auf: - die Arbeitsabläufe - die möglichen Gefahren - die anzuwendenden Sicherheits- und Schutzmaßnahmen - die für ihre Beschäftigung wesentlichen Inhalte des Strahlenschutzpro-
gramms, der Genehmigung und der Arbeitsanweisungen. Die als Fahrzeugführer eingesetzten Personen werden entsprechend den Anforde-rungen des Kapitel 8.2 ADR geschult und verfügen über eine von einer behördlich anerkannten Stelle ausgestellten Qualifikationsnachweis (ADR Bescheinigung). Die im Fall eines Transportunfalls oder Vorkommnisses zu treffenden Maßnahmen sind Teil der Unterweisungen.
Qualitätssicherung
Dieses Strahlenschutzprogramm wird im Rahmen interner Qualitätssicherungs-maßnahmen auditiert.
Weitere Unterlagen
Die jeweils gültigen Strahlenschutz-Vereinbarungen und Arbeitsanweisungen der Firma N.N. Lieferdienst für die Beförderung und den Umgang mit verpackten ra-dioaktiven Stoffen sind Bestandteil dieses Strahlenschutzprogramms.
Anlagen: Keine
Datum, Unterschrift des Geschäftsführers der Firma N.N. Lieferdienst
Datum, Unterschrift des Verantwortlichen für das Strahlenschutzprogramm
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Anhang V:
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Hapag-Lloyd Container Linie GmbH
Strahlenschutzprogramm der Hapag-Lloyd Container Linie GmbH
1.0 Anwendungsbereich:
Das Strahlenschutzprogramm gilt innerhalb der HLCL weltweit für Aktivitäten
als Beförderer von Radioaktiven Stoffen im Seeverkehr durch von Hapag-Lloyd
eingesetzte Containerschiffe im Rahmen des Geltungsbereiches der GGVSee,
des IMDG-Code und der Strahlenschutzverordnung.
1.1 Vercharterte H/L-Schiffe unterliegen diesem Strahlenschutzprogramm
grundsätzlich. Gegebenenfalls sind Abweichungen zulässig, wenn das
Schutzziel und die übrigen Inhalte sinngemäß beibehalten werden.
1.2 Transporte von Radioaktiven Stoffen mit anderen Verkehrsträgern sind
auf die Stoffe der Blätter 1 bis 4 des IMDG-Code beschränkt.
2.0 Schutzziel:
Ziel aller Schutzmaßnahmen ist, die Strahlenexposition von Personen
bei der Beförderung von radioaktiven Gütern so gering wie möglich zu
halten.
2.1 Die Verfahren zur Durchsetzung des Schutzzieles beinhalten technische,
organisatorische und administrative Schutz- und Sicher-
heitsmaßnahmen.
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2.1.1 Technische Maßnahmen:
Die wichtigsten operativen Schutzmaßnahmen zur Begrenzung der
Strahlenexposition von Personen im Bereich Radioaktiver Ladung lauten:
� Aufenthaltsdauer einer Person so kurz wie möglich halten
� Abstand zwischen einer Person und der Strahlungsquelle so groß
wie möglich
� Abschirmung zwischen Personen und der Strahlungsquelle so
dick wie möglich
2.1.1.1 Dosisbestimmung:
Der Höchstwert der transportbedingten Strahlenexposition einer Per-
son wird auf < 1 mSv (gem. 1.1.3.2.5.1 IMDG-Code) pro Jahr festge-
legt und soll nicht überschritten werden.
2.1.1.2 Das Messen der Strahlungsexposition von Personen während eines
Transportes von Radioaktiven Gütern ist bei Einhaltung dieses
Grenzwertes nicht vorgeschrieben.
2.1.1.3 Für die einzelnen Transporte wird die maximale Strahlenexposition durch
Berechnung ermittelt und dokumentiert.
2.1.1.4 Die Abstandsvorschriften des IMDG-Code sind anzuwenden.
2.1.2 Organisatorische Maßnahmen: 2.1.2.1 Erfassung und Planung von Radioaktiven Transporten:
2.1.2.2 Die Genehmigung zum Akzept radioaktiver Ladung erfolgt weltweit nur
durch die im Kompetenzverteilungsplan der Abt. 2830 LS/GL vorgese-
henen, besonders geschulten beauftragten Personen.
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2.1.2.3 Die deklarierten Gefahrgutdaten werden in jedem Einzelfall dahinge-
hend geprüft, ob die höchstzulässige Strahlendosis von < 1 mSv wäh-
rend der Seereise überschritten werden kann.
2.1.2.4 Ergibt die Prüfung, dass die höchstzulässige Strahlenexposition er-
reicht oder überschritten wird, sind zusätzliche Massnahmen zur Mi-
nimierung der Strahlenexposition zu treffen.
2.1.2.4.1 Geeignete Vorsorgemaßnahmen sind:
� Einstauen des Containers zur Verbesserung der Abschirmung � Stauplatz fern von häufig begangenen Orten und Aufent-
haltsbereichen � Nachricht an den Kapitän, auf besonderen Personenabstand und
begrenzte Aufenthaltsdauer zu achten � Reduzierung der Ladungsmenge � ggf. Ablehnung des Transports.
2.1.2.5 Zusätzlich zur üblichen Gefahrgut Dokumentation wird zentral bei der
Abteilung 2830 Ladungsservice/Gefährliche Ladung (LS/GL) eine jähr-
liche Aufstellung aller von der Hapag-Lloyd Container Linie GmbH
weltweit durchgeführten Radioaktiven Transporte geführt. Die Aktuali-
sierung der Aufstellung obliegt den b.P.
2.1.2.6 Durchführung:
Die für die Abwicklung verantwortliche beauftragte Person sorgt im
Rahmen der Gefahrgutabläufe für eine sachgerechte Stauplanung der
Container mit Radioaktiver Ladung.
2.1.2.7 Kontrolle/ Strahlenschutzüberwachung/ Aufsicht:
2.1.2.7.1 Die b. P. kann vor der Verladung der Container Inspektionen anord-nen.
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2.1.2.7.2 Die Schiffsleitung prüft im Rahmen der Gefahrgutabläufe die Einhal-
tung der Stauplanung sowie gemäß § 14 GGVSee den ordnungsge-
mäßen, äußeren Zustand des Containers während der Reise.
2.1.2.7.3 Ein Öffnen des Containers an Bord ist im Regelfall zu unterlassen. Bei
zwingendem Erfordernis dürfen Container nur nach Rücksprache und
in Abstimmung mit sachkundigen Personen geöffnet werden.
2.1.2.7.4 Im Rahmen ihrer Aufsichtspflicht sorgt die Schiffsleitung dafür, dass
Personen sich nicht unnötig in der Nähe der Radioaktiven Container
aufhalten.
2.1.3 Administrative Maßnahmen:
2.1.3.1 Der Area obliegt die Besorgung und Prüfung der erforderlichen Ge-
nehmigungen und Papiere und deren Weitergabe an Bord.
2.1.3.2 Die Schiffsleitung wird über die beabsichtigte Verladung von Radio-
aktiven Gütern durch die b.P. besonders informiert.
2.1.3.3 Bei gecharterten, von Hapag-Lloyd eingesetzten Schiffen wird der Ka-
pitän unter Bezug auf das vor dem Akzept der Radioaktiven Ladung
eingeholte Owner’s Approval gleichermaßen informiert; eine Kopie
geht an die Charterabteilung.
2.1.3.4 Die Information enthält die Bestätigung, dass die Radioaktive Ladung
zur Beförderung akzeptiert wurde und soll ggf. Angaben über erfor-
derliche besondere Schutz- und Vorsorgemaßnahmen enthalten.
2.1.3.5 Schulung:
2.1.3.5.1 Die an Bord tätigen Personen werden durch die Schiffsleitung gem.
§ 13 GGVSee unterrichtet.
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2.1.3.5.2 Kapitän und Ladungsoffizier werden im Rahmen der Schulungspflicht
nach § 11 GGVSee sowie Kap. 1.3 IMDG-Code vom Gefahrgutbeauf-
tragten geschult.
2.1.3.5.3 Die b.P. erhalten ihre Schulung in Fachseminaren bzw. werden vom
Gefahrgutbeauftragten unterwiesen.
2.1.3.6 Unregelmäßigkeiten:
2.1.3.6.1 Vorfälle mit Radioaktiver Ladung werden im Rahmen der Meldever-
pflichtungen des Kapitäns gemeldet.
2.1.3.6.2 Der Gefahrgutbeauftragte ist zu benachrichtigen.
2.1.3.7 Notfallschutzplanung:
2.1.3.7.1 Die Allgemeinen Anweisungen in Notfällen (IMDG-Code Kap. 7.3) so-
wie die Anweisungen in den EMERGENCY SCHEDULES (EmS) sind
zu beachten.
2.1.3.7.2 Im Übrigen gelten die Anweisungen des ISM-Code.
2.1.3.8 Qualitätsmanagement:
2.1.3.8.1 Dieses Strahlenschutzprogramm ist Bestandteil des “Dangerous
Goods / Hazardous Materials Manual and Instructions” und damit Teil
des Qualitätssicherungsprogramms bei HLCL.
2.1.3.8.2 Die Fortschreibung des Strahlenschutzprogramms obliegt dem Leiter
der Abt. 2830 LS/GL.
HAPAG-LLOYD Container Linie GmbH Unterschrift
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