Untersuchungen zur Einführung, Anwen- dung und Bewertung ... · Radiation Protection Programmes (RPP) for the transport of radioactive material (RAM) describe and document in a systematic

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).

4

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.


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.


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



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


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


einschließlich der Erstellung, Anwendung und Fortschreibung des Strahlen-

schutzprogramms


� Oberflächenkontamination und Kontaminationsschutz

� Dosisgrenz- und Richtwerte

� Optimierung von Schutz und Sicherheit, Abstandsregelungen etc.

� Notfallvorsorge

� Ausbildung und Unterweisung


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


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


Kontaminationsschutzvorsorge

Art und Umfang von der Transportaufgabe abhängig

Notfallvorsorge

Art und Umfang von der Transportaufgabe abhängig

Ausbildung, Unterweisung


Qualitätssicherung


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


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


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


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


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


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

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osis

(µSv

)

D08: Hp10 (Gamma) in µSv


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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

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(µSv

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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

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(µSv

)

D1-Hp10 (µSv)

D2-Hp10 (µSv)

D3-Hp10 (µSv)

Personal BandaufgabebereichArbe

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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

eits

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chun

g

Arb

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unte

rbre

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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.


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.


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.



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



� Kontaminationsschutz- und -vorsorgemaßnahmen

� Optimierung von Strahlenschutz und Sicherheit

� Notfallvorsorge

� Ausbildung und Unterweisung der Arbeitskräfte


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

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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


Richtlinie für Dichtheitsprüfungen an umschlossenen radioaktiven Stoffen,

BMU (Hrg.), GMBl. Nr. 35, S. 698 - 701, 1996


Maßnahmenkatalog für die Wiederaufnahme von Transporten abgebrann-

ter Brennelemente und verglaster Abfälle, BMU (Hrg.) 08. Juni 1999


Verordnung über den kerntechnischen Sicherheitsbeauftragten und über

die Meldung von Störfällen und sonstigen Ereignissen (Atomrechtliche Si-

cherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung - AtSMV) vom 20. Juli 2001,

(BGBl. I Nr. 38 vom 26.7.2001 S. 1714 und S. 1837)

88

/BMV 98a/ Bundesministerium für Verkehr (BMV), Merkblatt zur Belehrung von Perso-

nen, die sonstige radioaktive Stoffe für Durchstrahlungsprüfungen im Rah-

men der zerstörungsfreien Materialprüfung auf der Straße befördern, BMV

(Hrg.), Bonn, 17. Feb. 1998

/BMV 98b/ Bundesministerium für Verkehr (BMV), Verordnung über die Bestellung von

Gefahrgutbeauftragten und die Schulung der beauftragten Personen in Un-

ternehmen und Betrieben (Gefahrgutbeauftragtenverordnung - GbV), uf der

Straße befördern, BMV (Hrg.), BGBl. Teil I Nr. 20, 2. April 1998

/BMV 98c/ Bundesministerium für Verkehr, Bau- und Wohnungswesen (BMVBW),

Verordnung über die Prüfung von Gefahrgutbeauftragten (Gefahrgutbeauf-

tragtenprüfungsverordnung - PO Gb), BGBl. Teil I Nr. 78, 10. Dez. 1998

/BMV 98d/ Bundesministerium für Verkehr, Bau- und Wohnungswesen (BMVBW), Be-

kanntmachung der bei der Prüfung von Gefahrgutbeauftragten zu verwen-

denden Prüfungsfragen, BMVBW (Hrg.), 28. Dez. 1998

/BMV 99a/ Bundesministerium für Verkehr, Bau- und Wohnungswesen (BMVBW),

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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:

12

13

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

vervielfältigt bzw. Dritten zugänglich gemacht werden. Alle Rechte bei GNS.

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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19

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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32

- 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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33

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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Untersuchungen zur Einführung, Anwen- dung und Bewertung ... · Radiation Protection Programmes (RPP) for the transport of radioactive material (RAM) describe and document in a systematic