Frage 166: Niedrigdosisbereich – Dosisbegriff, Dosiskriterium und Risiko
Die Fragestellenden bitten um die Beantwortung der folgenden Fragen zum Thema ionisierende Strahlung im Niedrigdosisbereich. Sie definieren dazu die Begriffe «Niedrigstrahlung» für die ionisierende Strahlung mit einer Dosis von weniger als 100 mGy oder einer Dosisleistung von weniger als 5 mGy/h und «Niedrigststrahlung» für ionisierende Strahlung mit einer Dosis im Bereich von 0.00001 mSv (nSv – µSv):
Wie sieht das Energiespektrum der natürlichen radiologischen Belastung der Schweizer Bevölkerung aus und inwiefern unterscheidet es sich vom Energiespektrum der durch Spaltprodukte aus den Brennstäben erzeugten Niedrigstrahlung? Trifft es zu, dass eine kleine Dosis hochenergetischer radioaktiver Strahlung gefährlicher sein kann als eine grössere Dosis tieferenergetischer natürlicher Strahlung? Müsste nicht zur Beurteilung der Gefährlichkeit der aus dem Tiefenlager stammenden Niedrigstrahlung eine zusätzliche Messgrösse in Ergänzung der jährlichen Dosisleistung herbeigezogen werden, welche die Energieverteilung berücksichtigt? Falls ja, wie könnte eine solche Messgrösse für die tatsächliche Beurteilung der Gefährlichkeit aussehen?
Wie kam der Grenzwert von 0.1 mSv/Jahr zustande, unterhalb welchem Strahlung vernachlässigt werden kann? Was sind die wissenschaftlichen Faktoren, die dazu geführt haben, dass dieser Grenzwert nicht z.B. 0.01 mSv/Jahr oder noch weniger beträgt, aber auch nicht 1 mSv/Jahr oder mehr? Ist es vorstellbar, dass künftige Generationen aufgrund künftiger Überlegungen zum Schluss kommen, dass dieser Grenzwert viel kleiner sein muss? Was würde passieren, wenn der künftige Grenzwert in einem Umkreis von z.B. 2 km über dem Tiefenlager nichteingehalten werden könnte?
Alle Energieformen haben ihre spezifischen Risiken. Die typischen Risiken nuklearer Energienutzung sind die Schäden durch ionisierende Strahlung – sowohl im „Normalbetrieb“ wie auch bei Stör- und Unfällen. Welche quantitativen Risiken hinsichtlich Leib und Leben (u.a. Anzahl Todesfälle oder schwere Krankheiten, ferner Folgen gestörter Fortpflanzung) infolge ionisierender Strahlung werden gesellschaftlich respektive aus Sicht des Strahlenschutzes als akzeptabel angesehen?
Auf diese Frage gibt es keine allgemeine Antwort, da es mehrere Strahlenarten gibt, die zur mittleren jährlichen Strahlenbelastung der Schweizer Bevölkerung beitragen und jede Strahlenart ihr eigenes charakteristisches Energiespektrum hat. Die Strahlenarten, die zur jährlichen Strahlenexposition der Schweizer Bevölkerung beitragen, werden durch das Bundesamt für Gesundheit (BAG) publiziert. Der grösste Anteil an der Strahlenexposition der Schweizer Bevölkerung stammt von Radon in Wohn- und Arbeitsräumen sowie von medizinischen Untersuchungen. Die jährliche Dosis pro Person kann dabei stark variieren. Mehr Informationen dazu kann den Jahresberichten des BAG entnommen werden. Auch das Energiespektrum der Strahlung aus Brennelementen ist unterschiedlich und hängt von der Art und dem Alter ab, wie beispielsweise Brennelemente aus angereichertem Uran oder aus plutoniumhaltigem Mischoxid.
Vergleicht man die in Kernanlagen gemessenen Energiebereiche der Strahlungen mit jenen aus natürlichen radioaktiven Quellen, stellt man fest, dass die Energiebereiche der α-, β- und γ-Strahlung in Kernanlagen im Bereich der radioaktiven Strahlung aus natürlichen Quellen liegen. Nuklidspezifische Energiespektren findet man in der Fachliteratur oder beispielsweise auch im Internet via www.nucleonica.com (kostenpflichtig). Tatsächlich treten insbesondere bei der sekundären kosmischen Strahlung, die auf die Erde trifft, deutlich höhere Energien auf. Im Vergleich zu den emittierten Teilchen aus Radionukliden liegt die Energie der Teilchen aus der sekundären kosmischen Strahlung (insbesondere Myonen) über ein Faktor 1000 höher. Für das Gesundheitsrisiko ausgehend von ionisierender Strahlung ist die absorbierte Dosis, d. h. absorbierte Energie pro Masse von Bedeutung und nicht nur die Energie (Vergleiche TFS-Frage 167). Ferner sei angemerkt, dass die durchschnittliche Strahlenexposition der Bevölkerung durch kosmische Strahlung etwa 0,38 mSv/Jahr beträgt (BAG 2023).
Für α-, β- und γ-Zerfälle ist die abgegebene Energie nuklidspezifisch. So treten beispielsweise in der natürlich auftretenden Zerfallsreihe des Uranisotops 235 α-Zerfälle mit Energien zwischen 4,6 und 8,1 MeV auf (Tabelle 166-1).
Tabelle 166-1: Energie der abgegebenen α-Strahlung bei Zerfällen von Radionukliden aus der natürlichen Zerfallsreihe des Uranisotops 235 (Uran-Actinium-Reihe).
Die gut sorbierenden Actiniden, wie Uran (U) und Thorium (Th), werden in den Tongesteinen ums Tiefenlager sehr gut zurückgehalten (Figur 166-1). Die dosisbestimmenden Radionuklide sind nicht-sorbierende Radionuklide wie Iod-129 (β- mit Zerfallsenergie 0,189 MeV) und Selen-79 (β- mit Zerfallsenergie 0,151 MeV). Diese Energien sind mehr als eine Grössenordnung kleiner als bei den α-Strahlern. Generell ist festzuhalten, dass aufgrund der langen Transportzeiten der Radionuklide im Wirtgestein Opalinuston und in den Rahmengesteinen nur jene Radionuklide in die Biosphäre über lange Zeiträume abgegeben werden, die grosse Halbwertszeiten, also eine geringe spezifische Aktivität haben. Radionuklide aus dem Tiefenlager mit kurzen Halbwertszeiten zerfallen während des Transports in den Gesteinsschichten.
Figur 166-1: Profile der Konzentration von sehr langlebigen U- und Th-Isotopen im Wirtgestein nach einer Million Jahren (Abb. 6.6-3 aus Nagra, NTB 02-05). Die Nuklide diffundieren bloss einige Meter in das Wirtgestein Opalinuston.
Die repräsentative Grösse für das Strahlenrisiko ist die effektive Dosis, die in Sievert (Sv) ausgewiesen wird. Sie wird aus der Exposition der verschiedenen Organe berechnet, wobei einerseits die biologische Wirksamkeit, abhängig von Art und Energie der beteiligten Strahlung, und andererseits die relative Strahlenempfindlichkeit der Organe berücksichtigt werden. Das heisst, dass in dieser Grösse verschiedene Strahlenarten sowie auch deren Wirkung bei unterschiedlichen Energien mitberücksichtigt werden. Wenn der ermittelte Wert der effektiven Dosis aus einer Exposition mit hochenergetischer ionisierender Strahlung und aus einer Exposition mit tieferenergetischer ionisierender Strahlung gleich ist, besteht kein Unterschied in Bezug auf das Strahlenrisiko. Die Dosisleistung wird in der Berechnung der effektiven Dosis mit dem «Dose and dose rate effectiveness factor (DDREF)» berücksichtigt. Aktuell wird dafür von der ICRP ein Wert von 2 empfohlen (ICRP Report 103).
b)
Die Überlegungen des ENSI dazu sind im Erläuterungsbericht zur Richtlinie ENSI‑G03 «Tiefenlager» festgehalten:
«Ziel der Tiefenlagerung ist der dauerhafte Schutz von Mensch und Umwelt. Schutzkriterien in der Nachverschlussphase dienen dazu, den dauerhaften Schutz aufzuzeigen. Ein geologisches Tiefenlager ist gemäss Absatz 2.15 Kriterium b des IAEA Safety Standard SSR-5 so auszulegen, dass die als Folge möglicher natürlicher Prozesse resultierende Individualdosis geringer als 0,3 mSv pro Jahr bleibt oder das resultierende strahleninduzierte Krebsmortalitätsrisiko beziehungsweise das Risiko für ernsthafte strahleninduzierte vererbbare Effekte 10-5 pro Jahr nicht übersteigt.»
Die Grundsätze für die Nutzung der Kernenergie sind in Art. 4 des Kernenergiegesetzes aufgeführt:
«Bei der Nutzung der Kernenergie sind Mensch und Umwelt vor Gefährdungen durch ionisierende Strahlen zu schützen. Radioaktive Stoffe dürfen nur in nicht gefährdendem Umfang freigesetzt werden. Es muss insbesondere Vorsorge getroffen werden gegen eine unzulässige Freisetzung radioaktiver Stoffe sowie gegen eine unzulässige Bestrahlung von Personen im Normalbetrieb und bei Störfällen.»
Bei der Erstellung von Richtlinien richtet sich das ENSI nach dem Stand von Wissenschaft und Technik und natürlich nach den Empfehlungen der internationalen Gremien. Die Richtlinie ENSI-G03 folgt den Specific Safety Requirements SSR-5 der IAEA:
«The safety objective is to site, design, construct, operate and close a disposal facility so that protection after its closure is optimized, social and economic factors being taken into account. A reasonable assurance also has to be provided that doses and risks to members of the public in the long term will not exceed the dose constraints or risk constraints that were used as design criteria.
Criteria
The dose limit for members of the public for doses from all planned exposure situations is an effective dose of 1 mSv in a year. This and its risk equivalent are considered criteria that are not to be exceeded in the future.
To comply with this dose limit, a disposal facility (considered as a single source) is so designed that the calculated dose or risk to the representative person who might be exposed in the future as a result of possible natural processes affecting the disposal facility does not exceed a dose constraint of 0.3 mSv in a year or a risk constraint of the order of 10–5 per year»
«Bei der Verwendung des Risikorichtwerts gemäss Absatz 2.15 Kriterium b des IAEA Safety Standard SSR-5 werden für die einzelnen betrachteten Szenarien Eintretenswahrscheinlichkeiten bestimmt und begründet. Szenarien sind mögliche Varianten der Entwicklung der Abfälle, der technischen und natürlichen Barrieren, der Biosphäre und der menschlichen Lebensweisen unter Einwirkung von angenommenen Eigenschaften, Ereignissen und Vorgängen (features, events and processes, FEPs).
Für ein für die Tiefenlagerentwicklung angenommenes Szenario wird die im Bezugsjahr resultierende jährliche Individualdosis bestimmt. Diese Jahresdosis wird mit der Eintretenswahrscheinlichkeit des Szenarios und mit einem zu verwendenden Konversionsfaktor multipliziert, um daraus das zugehörige jährliche strahleninduzierte Krebsmortalitätsrisiko oder das Risiko für ernsthafte strahleninduzierte vererbbare Effekte zu bestimmen. Dieses Risiko wird dann für jedes Szenario mit dem Risikorichtwert verglichen. Als Konversionsfaktor wird ein Wert von 0,05 pro Sv verwendet. Dieser Wert entspricht dem „approximated overall fatal risk coefficient“ aus dem ICRP Bericht 103 (2007) und wird hier sowohl für die Berechnung des strahleninduzierten Krebsmortalitätsrisikos, als auch für die des Risikos für ernsthafte strahleninduzierte vererbbare Effekte verwendet.» (Erläuterungsbericht zur Richtlinie ENSI‑G03)
In den Empfehlungen der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP 2007) ist folgendes festgehalten: «Ein Verständnis der gesundheitlichen Wirkungen ionisierender Strahlung ist von zentraler Bedeutung für die Empfehlungen der Kommission. Nach einer Sichtung und Bewertung der biologischen und epidemiologischen Daten zu gesundheitlichen Risiken durch ionisierende Strahlung ist die Kommission zu folgenden Schlussfolgerungen gekommen: Die Verteilung der Risiken auf die verschiedenen Organe/Gewebe wird zwar seit ICRP 60 etwas anders beurteilt, insbesondere hinsichtlich der Risiken von Brustkrebs und vererbbaren Erkrankungen. Wenn man eine lineare Dosis-Wirkungs-Beziehung im niedrigen Dosisbereich annimmt, bleibt allerdings das kumulierte Schadensmass durch zusätzliche Krebserkrankungen und vererbbare Wirkungen unverändert bei etwa 5% pro Sv.»
«Die ICRP (ICRP-Bericht 122, 2013) weist jedoch darauf hin, dass die effektive Dosis ihre direkte Verbindung zu gesundheitlichen Beeinträchtigungen für Dosen in der Zukunft nach einer Zeitspanne von einigen Generationen verliert, angesichts der Entwicklung der Gesellschaft, der menschlichen Gewohnheiten und Eigenschaften. Darüber hinaus wird sich in ferner Zukunft vor allem die Biosphäre wenig vorhersehbar entwickeln. Die wissenschaftliche Grundlage für die Bewertung von Gesundheitsschäden zu sehr fernen Zeitpunkten in der Zukunft wird daher ungewiss und die strikte Anwendung numerischer Kriterien kann unangemessen sein. Für sehr langfristige Zeiträume sollten gemäss ICRP die Kriterien für Dosis und Risiko eher für den Vergleich von Optionen als für die Beurteilung von Gesundheitsschäden verwendet werden.» (Erläuterungsbericht zur Richtlinie ENSI‑G03)
Der Grundgedanke hinter dem Dosiswert von 0,1 mSv pro Jahr für die Auslegung der geologischen Tiefenlager war, konservativer zu sein als die internationale Empfehlung der IAEA. Ein Wert deutlich unter 0,1 mSv pro Jahr würde jedoch noch mehr in der statistischen Unsicherheit der natürlichen Strahlenbelastung beziehungsweise aufgrund derer natürlichen Schwankung untergehen. Wir arbeiten für die zukünftigen Generationen nach bestem Wissen und Gewissen. Inwieweit zukünftige Generationen den Dosiswert tiefer ansetzen würden, ist reine Spekulation.
Die Dosisberechnungen im Rahmen der Sicherheitsanalysen eines Tiefenlagers im Opalinuston zeigen, dass die Dosen rund 10-3 mSv pro Jahr mehrere Grössenordnungen unter dem Dosiswert von 0,1 mSv pro Jahr liegen. Die internationale Entwicklung für Dosislimiten für Tiefenlager ist in NEA (2010) gut zusammengefasst: «A recent review undertaken on behalf of NEA RWMC Regulators‘ Forum has found „significant differences among the criteria used in various member states, with a range of up to two orders of magnitude in the reference numerical values.“ Indeed, recently developed or revised criteria do not show convergence with regard to such reference numerical values. A variety of dose, risk, dose-risk combined, and other criteria with a range of reference values can be observed. The basis on which the reference values are obtained as well as their nature (limit, target, constraint) varies amongst countries, as do the ways that calculations are structured and carried out. These findings are, however, less alarming than it seems because criteria used in all countries are well below levels at which actual effects of radiological exposure can be observed.»
c)
Im Strahlenschutz wird das Risiko durch eine Strahlenexposition anhand der effektiven Dosis in der Einheit mSv ausgedrückt. Wie diese Risikogrösse hergeleitet wird und zu interpretieren ist, kann in den einschlägigen Publikationen der ICRP (beispielsweise ICRP Bericht 103) oder im allgemein verständlichen Webartikel des ENSI zur Strahlenbiologie nachgelesen werden.
Für die Schweizer Bevölkerung gilt für geplante Expositionssituationen (Art. 22 StSV) ein Grenzwert von 1 mSv pro Jahr. Dieser Grenzwert entspricht in etwa der mittleren Strahlenbelastung der Schweizer Bevölkerung pro Jahr, die aus der natürlichen Exposition durch kosmische und terrestrische Strahlung sowie durch Radionuklide in der Nahrung resultiert. Ein Gesundheitsrisiko lässt sich bei dieser niedrigen Strahlenbelastung aufgrund hoher statistischer Unsicherheiten nicht ableiten.
Für Störfälle werden in Art. 123 StSV Dosiswerte in Abhängigkeit der Eintretenshäufigkeit festgelegt. Für sehr seltene Störfälle mit einer Häufigkeit von kleiner 10-4 pro Jahr, darf die resultierende Dosis für eine Person aus der Bevölkerung höchstens 100 mSv betragen. Diese gesetzlichen Anforderungen widerspiegeln das gesellschaftlich akzeptierte Risiko.
Das quantitative Risiko einer Strahlenexposition ist nach dem Stand der Wissenschaft in der Publikation «A new European cancer risk assessment tool for application after nuclear accidents» (Walsh et al. 2020) ermittelt worden. Hier werden auch die entsprechenden Unsicherheiten ausgewiesen und die Herausforderung bei der Risikokommunikation angesprochen.
Walsh, L. et al. (2020): A new European cancer risk assessment tool for application after nuclear accidents. Radioprotection 2020, 55(HS1), S95–S99. https://doi.org/10.1051/radiopro/2020018
