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Auftraggeber:
ÚJV Řež, a.s., Geschäftsbereich ENERGOPROJEKT Prag
Datum:
Februar 2017
Bearbeiter:
Amec Foster Wheeler s.r.o.
NEUE KERNKRAFTANLAGE AM
STANDORT DUKOVANY
DP4 (DP41) – Auswirkungen auf die öffentliche
Gesundheit

Aktenzeichen Amec Foster Wheeler s.r.o. / C2010-16-0/Z01
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Vermerk zur Ausgabe des Dokuments
Titel des
Dokuments
Neue Kernkraftanlage am Standort Dukovany
Auswirkungen auf die öffentliche Gesundheit
Dokumentnummer
C2010-16-0/Z1
Auftraggeber
ÚJV Řež, a.s., Geschäftsbereich ENERGOPROJEKT Prag
Zweck der Ausgabe
Final
Vertraulichkeitsgrad Ohne Beschränkung
Ausgabe
Beschreibung
Erstellt von
Geprüft von
Genehmigt von
Datum
01
Draft
J. Kotulán
T. Bartoš
P. Vymazal
3. 2. 2017
Final
J. Kotulán
T. Bartoš
P. Vymazal
28. 2. 2017
Sofern dieses Dokument die vorherige Ausgabe ersetzt, ist diese zu vernichten oder deutlich mit ERSETZT
zu kennzeichnen.
Verteiler:
4 Exemplare
ÚJV Řež, a.s., Geschäftsbereich ENERGOPROJEKT
Prag
4 CD
ÚJV Řež, a.s., Geschäftsbereich ENERGOPROJEKT
Prag
1 Exemplar
Archiv Amec Foster Wheeler s.r.o.
1 elektronische Kopie
Elektronisches Archiv Amec Foster Wheeler s.r.o.
© Amec Foster Wheeler s.r.o., 2017
Alle Rechte vorbehalten. Dieses Dokument, Teile des Dokuments oder Informationen aus diesem Dokument dürfen über
den Rahmen der Vertragsbestimmung hinaus nur mit schriftlicher Genehmigung des verantwortlichen Vertreters des
Bearbeiters, der Firma Amec Foster Wheeler s.r.o., weitergegeben, veröffentlicht, vervielfältigt, kopiert, übersetzt, in
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Angaben zu den Autoren
Autor:
Prof. MUDr. Jaroslav Kotulán, CSc.
Inhaber der Bescheinigung der fachlichen Eignung für die Beurteilung der Auswirkungen auf die
öffentliche Gesundheit erlassen auf der Basis des Beschlusses des Gesundheitsministeriums gemäß § 19
Abs. 1 des Gesetzes Nr. 100/2001 GBl. über die Beurteilung der Umwelteinflüsse in der Fassung des
Gesetzes Nr. 93/2004 GBl. und gemäß der weiterführenden Verordnung Nr. 353/2004. Der Beschluss
wurde am 19.11.2004 ausgegeben - Gz. HEM-300-26.8.04/25788, laufende Nummer der Bescheinigung
1/Z/2004. Zuletzt erneuert mit dem Beschluss desselben Ministeriums vom 19.11.2014 - Gz. MZDR
58908/2014-3/OVZ.
Zemědělská 24, 613 00 Brno
Datum der Bearbeitung:
28. 2. 2017
Projektleiter:
Ing. Petr Vymazal
Amec Foster Wheeler s.r.o., Křenová 58, 602 00 Brünn
Tel: +420 725 607 970
E-Mail: vymazal(at)amecfw.cz
Es kooperierten:
Titel
Vorname
Nachname
Firma
Telefon
Email
RNDr., Ph.D.
Tomáš
Bartoš
Amec Foster Wheeler s.r.o.
+420 725 607 967
bartos(a)amecfw.cz
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Verzeichnis
1
EINLEITUNG .............................................................................................................................................. 7
2
METHODISCHE VORGEHENSWEISE ..................................................................................................... 9
3
AUSWIRKUNGEN DER STRAHLENEXPOSITION DURCH DEN BETRIEB DER NEUEN
KERNKRAFTANLAGE ............................................................................................................................. 12
3.1
Ionisierende Strahlen und ihre biologischen Wirkungen ................................................................. 12
3.1.1 Radioaktivität und ionisierende Strahlung ................................................................................. 12
3.1.2 Arten der ionisierenden Strahlung ............................................................................................ 14
3.1.3 Äußere und innere Bestrahlung ................................................................................................ 16
3.1.4 Ionisierende Strahlung in der Umwelt ....................................................................................... 17
3.2
Charakteristik des Dosis-Wirkungs-Zusammenhangs, Grenzwerte ............................................... 18
3.2.1 Begriffe, Größen, Einheiten....................................................................................................... 18
3.2.2 Auswirkungen der ionisierenden Strahlung auf lebende Masse ............................................... 20
3.2.3 Strahlendosen ........................................................................................................................... 22
3.2.4 Dosis-Wirkungs-Zusammenhang der Strahlung, Grenzwerte der Strahlenexposition ............. 23
3.2.5 Strahlenschutz .......................................................................................................................... 25
3.2.6 Auswirkungen der Strahlung der Kernkraftwerke auf die Bevölkerung .................................... 26
3.3 Strahlungsexposition der Bevölkerung durch den aktuellen Betrieb von EDU1-4 .......................... 27
3.3.1 Kernkraftwerk Dukovany und seine Ableitungen ...................................................................... 27
3.3.2 Überwachung der Expositionssituation in der Umgebung von EDU1-4 ................................... 27
3.3.3 Strahlenexposition der Bevölkerung ......................................................................................... 29
3.3.4 Individuelle Strahlenbelastungen durch ionisierende Strahlung der gasförmigen und
flüssigen Ableitungen in kritischen Gruppen ............................................................................. 31
3.3.5 Gesundheitszustand der Bevölkerung ...................................................................................... 35
3.4 Strahlungsauswirkungen der neuen Kernkraftanlage auf die Bevölkerung .................................... 43
3.4.1 Studie ABmerit .......................................................................................................................... 43
3.4.2 Arbeitsverfahren ........................................................................................................................ 47
3.4.3 Berechnete Strahlendosen........................................................................................................ 49
3.4.4 Gesundheitsrisiken .................................................................................................................... 56
3.4.5 Strahlungshintergrund ............................................................................................................... 60
3.4.6 Schlussfolgerungen zu den Auswirkungen der Strahlenexposition .......................................... 61
4
STRAHLUNGSFREIE AUSWIRKUNGEN ............................................................................................... 62
4.1
Identifikation der gesundheitlich bedeutsamen Auswirkungen ....................................................... 62
4.2
Luftverschmutzung .......................................................................................................................... 62
4.2.1 Stickstoffdioxid .......................................................................................................................... 63
4.2.2 Suspendierte Partikel in der Luft (PM
10
und PM
2,5
) ................................................................... 66
4.2.3 Benzol ....................................................................................................................................... 70
4.2.4 Benzo(a)pyren ........................................................................................................................... 71
4.2.5 Schlussfolgerungen zum Artikel über die Luft........................................................................... 72
4.3 Lärm ................................................................................................................................................ 72
4.3.1 Bestimmung des Dosis-Wirkungs-Zusammenhangs ................................................................ 74
4.3.2 Bewertung der Exposition ......................................................................................................... 74
4.3.3 Charakteristik des Risikos ......................................................................................................... 77
4.4
Elektrische und magnetische Felder ............................................................................................... 78
4.4.1 Charakteristik der magnetischen Felder ................................................................................... 78

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4.4.2 Auswirkungen der elektrischen und magnetischen Felder auf den Menschen ........................ 80
4.4.3 Standards, Grenzwerte, Empfehlungen .................................................................................... 83
4.4.4 Weitere Erkenntnisse über die Auswirkungen der elektrischen Leitungen auf die
Bevölkerung .............................................................................................................................. 84
4.4.5 Beurteilung der konkreten Situation, Vergleich mit geltenden Standards und Grenzwerten .... 85
4.5
Schlussfolgerungen zu den strahlungsfreien Auswirkungen .......................................................... 86
4.5.1 Luft ............................................................................................................................................ 86
4.5.2 Lärm .......................................................................................................................................... 87
4.5.3 Elektrische und magnetische Felder ......................................................................................... 87
5 PSYCHOSOZIALE EINFLÜSSE .............................................................................................................. 88
6 ANGABEN ZU GRENZÜBERSCHREITENDEN GESUNDHEITLICHEN AUSWIRKUNGEN ................. 90
7 CHARAKTERISTIK DER MÄNGEL AN KENNTNISSEN UND DER UNBESTIMMTHEIT ...................... 91
8
ALLGEMEINE SCHLUSSFOLGERUNGEN ............................................................................................. 92
9
UNTERLAGEN UND LITERATUR ........................................................................................................... 93
10 LISTE DER VERWENDETEN ABKÜRZUNGEN UND BEGRIFFE ......................................................... 96
11 ANLAGEN................................................................................................................................................. 99
Tabellenverzeichnis
Tab. 1 Nominale Risiko-Koeffizienten (10
-2
Sv
-1
) der gesundheitlichen Schäden für stochastische
Auswirkungen nach der Exposition durch geringe Strahlendosen .................................................... 24
Tab. 2 Werte der Summe der effektiven Dosen und der effektiven Folgedosen aus Ableitungen in die
Luft für die kritische Bevölkerungsgruppe im Jahr 2014 .................................................................... 33
Tab. 3 Werte der Summe der effektiven Dosen und der effektiven Folgedosen aus Ableitungen in
Wasserläufe für die kritische Bevölkerungsgruppe im Jahr 2014 ..................................................... 33
Tab. 4 Berechnung des aktuellen Risikos (2014) eines Gesundheitsschadens durch die Ableitungen
aus EDU1-4 in die Luft für einen Menschen, der im Alter 0 - 30 Jahre in einer kritischen
Bevölkerungsgruppe gelebt hat ......................................................................................................... 34
Tab. 5 Berechnung des aktuellen Risikos (2014) eines Gesundheitsschadens durch die Ableitungen
aus EDU1-4 in die Wasserläufe für einen Menschen, der im Alter 0 - 30 Jahre in einer kritischen
Gruppe lebte ...................................................................................................................................... 34
Tab. 6 Lage aller Sektoren der Berechnungszone für die neue Kernkraftanlage ......................................... 45
Tab. 7 Maximale effektive Dosen einer repräsentativen Einzelperson in der nahen Umgebung der
neuen Kernkraftanlage....................................................................................................................... 50
Tab. 8 Höchste Gesamtdosis der Strahlung auf dem Gebiet der Nachbarstaaten ...................................... 50
Tab. 9 Ausgewählte Charakteristiken der Sektoren des südlichen Sektors ................................................. 51
Tab. 10 Effektive Gesamtdosen und effektive Folgedosen aus der Atmosphäre (Sv) in den Sektoren
des südlichen Sektors der beobachteten Zone bei der Alternative A (NKKA 2x 1200 MW
e
,
Stilllegung von EDU1-4)..................................................................................................................... 51
Tab. 11 Effektive Gesamtdosen und effektive Folgedosen aus der Atmosphäre (Sv) in den Sektoren
des südlichen Sektors der beobachteten Zone bei der Alternative B (NKKA 1x 1750 MW
e
,
Betrieb von EDU 2-4 und Stilllegung von EDU1) .............................................................................. 52
Tab. 12 Effektive Gesamtdosen und effektive Folgedosen aus der Atmosphäre (Sv) in den Sektoren
des südlichen Sektors der beobachteten Zone bei der Alternative C (NKKA 2x 1750 MW
e
,
Stilllegung von EDU1-4)..................................................................................................................... 52
Tab. 13 Liste der beurteilten Sektoren im Flussgebiet Jihlava und einige ihre Charakteristiken ................... 53

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Tab. 14 Effektive Gesamtdosen und effektive Folgedosen aus der Hydrosphäre und der Atmosphäre +
Hydrosphäre (Sv) in den Sektoren des Flussgebietes des Flusses Jihlava bei der Alternative A
(NKKA 2x 1200 MWe, Stilllegung von EDU1-4) ................................................................................ 54
Tab. 15 Effektive Gesamtdosen und effektive Folgedosen aus der Hydrosphäre und der Atmosphäre +
Hydrosphäre (Sv) in den Sektoren des Flussgebietes des Flusses Jihlava bei der Alternative B
(NKKA 1x 1750 MW
e
, Betrieb von EDU2-4 und Stilllegung von EDU1) ............................................ 54
Tab. 16 Effektive Gesamtdosen und effektive Folgedosen aus der Hydrosphäre und der Atmosphäre +
Hydrosphäre (Sv) in den Sektoren des Flussgebietes des Flusses Jihlava bei der Alternative C
(NKKA 2x 1750 MW
e
, Stilllegung von EDU1-4) ................................................................................. 55
Tab. 17 Risiko
eines
Gesundheitsschadens
durch
die
maximalen
effektiven
Dosen
einer
repräsentativen Einzelperson in der nahen Umgebung der neuen Kernkraftanlage ........................ 57
Tab. 18 Risiko von Gesundheitsschäden durch die maximalen effektiven Dosen und die effektiven
Folgedosen in den Nachbarländern ................................................................................................... 58
Tab. 19 Risiko eines lebenslangen Gesundheitsschadens in den Sektoren des südlichen Segmentes
der beobachteten Zone ...................................................................................................................... 58
Tab. 20 Das lebenslange Risiko eines Gesundheitsschadens in den Sektoren des Flussgebietes
Jihlava bis zum Zusammenfluss mit dem Oslava .............................................................................. 59
Tab. 21 Das lebenslange Risiko eines Gesundheitsschadens in den Sektoren des Flussgebietes
Jihlava hinter dem Zusammenfluss mit dem Oslava ......................................................................... 59
Tab. 22 Jährliche effektive Dosen einer repräsentativen Einzelperson (0 - 5 km von der neuen
Kernkraftanlage entfernt) und Einwohner in einer Entfernung von 5-20 km zur neuen
Kernkraftanlage .................................................................................................................................. 60
Tab. 23 Ausgewählte Referenzpunkte im nächsten bewohnten Gebiet ........................................................ 62
Tab. 24 Am meisten durch Emissionen belastete Bezirke in Transitgemeinden ........................................... 63
Tab. 25 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte -
durchschnittliche Konzentrationen des Stickstoffdioxids (µg.m
-3
) ..................................................... 64
Tab. 26 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte -
maximale Stundenkonzentration des Stickstoffdioxids (µg.m
-3
) ........................................................ 65
Tab. 27 Richtwerte und Zwischenziele für suspendierte Stoffe in der Luft: jährliche durchschnittliche
Konzentrationen (μg.m-
3
), WHO 2006 ............................................................................................... 67
Tab. 28 Richtwerte und progressive Ziele für suspendierte Stoffe in der Luft: 24-stündigen
Konzentrationen (μg.m
-3
), WHO 2006 ............................................................................................... 67
Tab. 29 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte -
durchschnittliche Konzentrationen von festen Stoffen der Fraktion PM
10
(µg.m
-3
)............................ 67
Tab. 30 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte -
maximale tägliche Konzentrationen von festen Stoffen der Fraktion PM
10
(µg.m
-3
).......................... 68
Tab. 31 Anzahlen der Überschreibung des Grenzwertes für die maximale Konzentration PM
10
.................. 68
Tab. 32 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte -
durchschnittliche Konzentrationen von festen Stoffen der Fraktion PM
2,5
(µg.m
-3
) ........................... 69
Tab. 33 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte -
durchschnittliche Konzentrationen des Benzols (µg.m
-3
) .................................................................. 71
Tab. 34 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte -
durchschnittliche Konzentrationen des Benz(a)pyrens (ng.m
-3
) ........................................................ 72
Tab. 35 Schwellenwerte der nachgewiesenen Auswirkungen der Lärmbelästigung – Tageszeit (L
Aeq, 6-22
Uhr
.................................................................................................................................................. 74
Tab. 36 Schwellenwerte der nachgewiesenen Auswirkungen der Lärmbelästigung – Nachtzeit (L
Aeq, 22-6
Uhr
)
.................................................................................................................................................. 74
Tab. 37 Referenzpunkte für die Beurteilung des Lärms aus der neuen Kernkraftanlage ............................. 75
Tab. 38 Beiträge aus stationären Quellen zu den lokalen Lärmpegeln im nächsten Wohngebiet ................ 75

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Tab. 39 Lärmpegel (dB) in exponierten Transitgemeinden zur Tageszeit im Horizont des Jahres 2029
mit Beteiligung des Baus der neuen Kernkraftanlage und ohne sie .................................................. 77
Tab. 40 Referenzniveaus von Wechselstromfeldern und magnetischen Feldern für die Exposition der
allgemeinen Bevölkerung .................................................................................................................. 84
Abbildungsverzeichnis
Abb. 1 Gitternetz von Kreisen und Ausschnitten in der Umgebung für Dosenberechnungen ...................... 32
Abb. 2 Exponierte Bereiche und Kontrollbereiche ausgewählt für die Beurteilung des
Gesundheitszustandes ...................................................................................................................... 38
Abb. 3 Gesamte
altersbedingte
standardisierte
Sterblichkeit
in
exponierten
Gebieten
und
Kontrollgebieten. Bemerkung: SMR = 100,0 bezeichnet das gesamtstaatliche Niveau in der
Tschechischen Republik .................................................................................................................... 39
Abb. 4 Altersbedingt standardisierte Sterblichkeit auf Grund von Herz- und Gefäßkrankheiten in
exponierten Gebieten und Kontrollgebieten. Bemerkung: SMR = 100,0 bezeichnet das
gesamtstaatliche Niveau in der Tschechischen Republik ................................................................. 39
Abb. 5 Altersbedingt standardisierte Sterblichkeit auf Grund von bösartigen Geschwülsten in
exponierten Gebieten und Kontrollgebieten. Bemerkung: SMR = 100,0 bezeichnet das
gesamtstaatliche Niveau in der Tschechischen Republik ................................................................. 40
Abb. 6 Altersbedingt standardisierte Inzidenz aller Arten von Geschwülsten gesamt in exponierten
Gebieten und Kontrollgebieten. Bemerkung: SIR = 100,0 bezeichnet das gesamtstaatliche
Niveau in der Tschechischen Republik .............................................................................................. 41
Abb. 7 Die Entwicklung der Inzidenz der spontanen Fehlgeburten in den exponierten Gebieten und
Kontrollgebieten im Zeitraum 1994 bis 2012 ..................................................................................... 42
Abb. 8 Die Entwicklung der Kinder mit niedrigem Geburtsgewicht in den exponierten Gebieten und
Kontrollgebieten im Zeitraum 1994 bis 2012 ..................................................................................... 42
Abb. 9 Berechnungszone für die neue Kernkraftanlage nach dem Programm ESTE Al .............................. 44
Abb. 10 Windrose 2014: Verteilung der Windrichtung in der Höhe von 10 m am Standort Dukovany für
das Jahr 2014 .................................................................................................................................... 47
Abb. 11 Änderungen der Gesamtdosen und der effektiven Folgedosen aus der Atmosphäre mit der
Entfernung von der neuen Kernkraftanlage bei einzelnen Alternativen ............................................ 53
Abb. 12 Änderungen der Gesamtdosen und der effektiven Folgedosen aus der Hydrosphäre mit der
Entfernung von der neuen Kernkraftanlage bei einzelnen Alternativen ............................................ 56

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1
Einleitung
Gegenstand dieser Studie ist die Beurteilung der potentiellen gesundheitlichen Auswirkungen der Neuen
Kernkraftanlage am Standort Dukovany (im Folgenden NKKA genannt), einschließlich sämtlicher
zugehöriger Bauobjekte und Betriebskomplexe zur Erzeugung und Übertragung elektrischer Energie und die
Beurteilung der Gesundheitsrisiken sowohl durch die Strahlenexposition (aus effektiven Dosen bzw.
effektiven Folgedosen) als auch durch strahlungsfreie Auswirkungen (Luft, Lärm und weitere relevante
Faktoren).
Beurteilt werden der Zeitraum des Betriebs und des Baus der NKKA, einschließlich des Zusammenwirkens
mit EDU1-4 und weiteren Kernkraftanlagen und sonstigen Anlagen am Standort.
Bei der Beurteilung der Auswirkungen der Kernkraftanlage (im Folgenden als KKA bezeichnet) auf die
öffentliche Gesundheit muss das Hauptaugenmerk auf die ionisierende Strahlung als den potentiell
schädlichen Faktor des Betriebs gerichtet werden. Die Beschreibung und die Analyse der möglichen
Auswirkungen dieser Strahlung hat nicht nur eine unmittelbar gesundheitliche, sondern auch eine
psychologische Bedeutung. Im Bewusstsein der Öffentlichkeit wird die ionisierende Strahlung manchmal als
unsichtbare und hinterhältige Gefahr wahrgenommen, die auf unterschiedliche und verborgene Weise die
Gesundheit und das Leben von Personen gefährden kann. Die damit verbundenen Ängste wurden in der
neuesten Geschichte durch zwei Unfälle verstärkt, im Jahr 1986 im ukrainischen Tschernobyl und im Jahr
2011 im japanischer Fukushima. Auch ein noch so gut gesicherter Betrieb der Atomkraftwerke bleibt somit
für die breite Öffentlichkeit eine versteckte Gefahr und die Pläne für seine Erweiterung begegnen negativen
Stellungnahmen und Reaktionen. Seriöse Fachinformationen können hier zu realistischen Ansichten über
die möglichen Risiken beitragen, ohne sie zu unterschätzen oder auch zu überschätzen.
Das Bauvorhaben einer neuen Kernkraftanlage ergibt sich aus der Staatlichen Energiekonzeption. Sie soll
die Kohleenergie und in der Zukunft schrittweise auch das bestehende betriebene Kernkraftwerk Dukovany
(EDU1-4) ersetzen. Das Vorhaben einer neuen Kernkraftanlage soll in der nächsten Nachbarschaft der
bestehenden betriebenen EDU1-4 realisiert werden.
Im Rahmen der Realisierung des Vorhabens einer neuen Kernkraftanlage sollen 1 bis 2 neue Blöcke mit der
installierten elektrischen Netto-Leistung von bis 2400 MWe errichtet werden. Es kommen mehrere
Realisierungsvarianten in Frage: 1 oder 2 Blöcke bis 1200 MW
e
oder 1 Block bis 1455 MW
e
oder 1 Block bis
1750 MW
e
. Der erste Block der neuen Kernkraftanlage soll im Jahr 2035 und der zweite (falls realisiert)
spätestens bis 2045 in Betrieb genommen werden. Bis zur Beendigung des Baus des 2. Block der neuen
Kernkraftanlage oder spätestens bis zum Jahr 2045 wird auch ein möglicher Parallelbetrieb der bestehenden
EDU vorausgesetzt. Im Falle eines solchen Gleichlaufs wird die Gesamtleistung durch die Kapazität des
Übertragungsnetzes, und zwar durch den Wert von 3250 MWe begrenzt.
Es bieten sich eine Reihe von Realisierungsalternativen, die endgültige Auswahl des Lieferanten ist
allerdings nicht bekannt und in der momentanen Situation ist sie auch nicht möglich. Für die Prognose und
Bewertung der Auswirkungen der Strahlung auf die Einwohner wurden drei zu realisierende
Leistungsalternativen ausgewählt:
A) Betrieb der NKKA 2 x 1200 MW
e
, Stilllegung von EDU1-4. Der Berechnung der Auswirkungen liegt
der langfristige perspektivische Durchschnittsdurchfluss im Fluss Jihlava unter dem Staubecken
Mohelno = 3,3 m
3
/s zugrunde. Diese Leistungsalternative führt zu einer höheren Strahleneinflüssen
als der Betrieb der neuen Kernkraftanlage 1 x 1200 MW
e
und der Betrieb von EDU1-4.
B) Betrieb der NKKA 1 x 1750 MW
e
, Stilllegung von EDU2-4 und EDU1. Der Berechnung der
Auswirkungen liegt der langfristige perspektivische Durchschnittsdurchfluss im Fluss Jihlava unter
dem Staubecken Mohelno = 3,0 m
3
/s zugrunde.
C) Betrieb der NKKA 1 x 1750 MW
e
, Stilllegung von EDU1-4. Der Berechnung der Auswirkungen liegt
der langfristige perspektivische Durchschnittsdurchfluss im Fluss Jihlava unter dem Staubecken
Mohelno = 3,7 m
3
/s zugrunde.
Alle weiteren möglichen Realisierungsalternativen werden durch diese drei angeführten Alternativen
gedeckt. Das wichtigste Alternative mit den größten Auswirkungen ist die erste Alternative (sub A). Sie hat
die größten Strahlungsauswirkungen auf die Umgebung.

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Das Zeitharmonogramm des Projekts für den Fall des Baus von einem oder zwei neuen Reaktoren der
NKKA, bezeichnet als NKKA, wird wie folgt angenommen:
2025 - 2035:
Betrieb von EDU1-4 (bis 2000 MW
e
), Aufbau des 1. Blocks der NKKA, Aufbau des
2. Blocks NKKA
2035 - 2045:
niedrigere Leistungsalternative der NKKA (Blöcke mit der Leistung bis 1200 MW
e
):
Betrieb von EDU1-4 (bis 2000 MW
e
), Betrieb des 1. Blocks der NKKA (bis 1200
MW
e
) und gleichzeitig Aufbau des 2. Blocks der NKKA
höhere Leistungsalternative der NKKA (Block mit der Leistung bis 1750 MW
e
):
Betrieb von EDU2-4 (bis 1500 MW
e
), Betrieb des 1. Blocks der NKKA (bis 1750
MW
e
), Stilllegung von EDU1
2045 – 2105:
niedrigere Leistungsalternative der NKKA (Blöcke mit der Leistung bis 1200 MW
e
):
Betrieb von zwei Blöcken der NKKA (bis 2400 MW
e
), Stilllegung von EDU1-4
höhere Leistungsalternative der NKKA (Block mit der Leistung bis 1750 MW
e
):
Betrieb von einem Block der NKKA (bis 1750 MW
e
), Stilllegung von EDU1-4
Konservativ wird eine Überschneidung des Ausbaus des 1. und 2. Blocks der neuen Kernkraftanlage
berücksichtigt (Abstand zwischen dem Beginn der Bauten 1 Jahr).
Gemäß der staatlichen Energiekonzeption und dem nationalen Aktionsplan der Entwicklung der
Kernkraftenergie ist die Priorität, die bestehenden Blöcke EDU1-4 möglichst lange - mindestens bis 2035-37
unter den Bedingungen eines sicheren und wirtschaftlichen Betriebs zu betreiben. Gemäß der Zeit der
Inbetriebnahme der einzelnen Blöcke EDU1-4 (in Jahren 1985-87) idealerweise bis 2045-47.
Die geplante Lebensdauer der Blöcke der neuen Kernkraftanlage beträgt 60 Jahre, wie es den
Standardprojekten der PWR III+ Generation entspricht.
Die Inbetriebnahme des 2. Blocks der neuen Kernkraftanlage ist erst nach der Beendigung des Betriebs aller
bestehenden Blöcken EDU1-4 möglich. Für den Fall, dass es erforderlich wäre, EDU1-4 früher als 2045
außer Betrieb zu nehmen, wird der Ausbau die beiden neuen Blöcke im Abstand von 1 Jahr in Betracht
gezogen. Die Auswirkungen des Baus (vor allem der Verkehrsanbindung) sind in diesem Fall am größten.

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2
Methodische Vorgehensweise
Die Methode der Beurteilung der Gesundheitsauswirkungen ist in diesem Falle eine Risikoanalyse (Risk
Assessment), basierend auf den Vorgehensweisen, die vom amerikanischen Amt für Umweltschutz (US
EPA) und im Rahmen der Europäischen Union ausgearbeitet und kontinuierlich weiterentwickelt werden. Sie
bilden auch die Grundlage der Richtlinien des Umweltministeriums der Tschechischen Republik.
Die Risikobeurteilung (Risk Assessment) ist eine fachliche Tätigkeit, die sich auf die Feststellung des
Charakters und der Wahrscheinlichkeit ungünstiger Auswirkungen für Menschen und die Umwelt infolge
einer Exposition durch chemische oder sonstige Gefahrstoffe.
Die methodische Vorgehensweise der konventionellen Beurteilung des Risikos besteht aus den vier
folgenden Schritten:
Identifizierung der Gefährlichkeit (Hazard Identifikation)
Es geht um die einführende qualitative Bekanntmachung mit dem zu bewertenden Standort, den
vorhandenen Schadstoffen und Umständen deren potenziell ungünstigen Auswirkungen auf die
Bevölkerung. Das grundlegende Resultat dieses Schritts ist eine Liste der bedeutsamen
gesundheitsschädlichen Schadstoffe und die Begründung der Methode ihrer Auswahl. Die Liste wird ergänzt
von einer Beschreibung der physikalischen, chemischen und toxikologischen Grundeigenschaften der
gewählten Schadstoffe und deren Ausbreitung und der eventuellen Umwandlungen in der Umwelt, der
Expositionswege, der Auswirkungen im Organismus des Menschen und der möglichen gesundheitlichen
Effekte.
Beurteilung des Dosis - Wirkungs-Zusammenhangs (Dose - Response Assessment)
In diesem Schritt wird die Beziehung zwischen dem Expositionsniveau und der Höhe des Risikos identifiziert
1
. Die Gefährlichkeit des Schadstoffs wird oft als lebenslanges Risiko je Einzelexposition beurteilt.
Bezüglich des Typs der gesundheitlichen Auswirkungen werden die chemischen und physikalischen
Schadstoffe in zwei Grundkategorien unterteilt:
Schadstoffe mit Wirkungsschwelle, bei denen vorausgesetzt wird, dass minimalen Dosen bis zu
einem bestimmten Niveau (Schwelle) keine ungünstigen Auswirkungen haben. Über dem
Schwellenwert wächst dann der Grad der Auswirkungen mit der Höhe der Exposition. In diese
Gruppe gehören die meisten giftigen Stoffe.
Schadstoffe ohne Wirkungsschwelle sind Schadstoffe, bei denen ein bestimmter negativer Effekt
schon ab den geringsten Dosen erwartet wird. Das Risiko wächst somit mit steigender Exposition von
ihrem Null-Niveau, die Abhängigkeit der Dosis und der Auswirkung wird im Bereich der niedrigen
Dosen überwiegend als linear betrachtet. In diese Gruppe sind die meisten krebserregenden Stoffe
und auch die radioaktive Strahlung einzuordnen.
Einige Stoffe haben mit und ohne Wirkungsschwelle Auswirkungen (giftig und auch krebserregend). In
solchem Fall wird gewöhnlich von einer schwellenfreien Wirkung ausgegangen, die bei niedrigen
Schadstoffniveaus für die Umwelt gewöhnlich schwerwiegender ist.
Die Bewertung der Risiken von Schadstoffen mit und ohne Wirkungsschwelle unterscheidet sich
grundsätzlich.
Bei Stoffen mit Wirkungsschwelle wird anhand der Forschungsarbeiten mit Versuchstieren und
epidemiologischer Studien an Menschen der entsprechende Schwellenwert bestimmt, der mit der Abkürzung
NOAEL bezeichnet wird. Dieser Schwellenwert ist der Maßstab für die Toxizität des gegebenen Stoffs. Je
niedriger sie ist, umso toxischer ist der Stoff. Vom Wert NOAEL wird dann durch die Anwendung des
Sicherheits- und Unsicherheitsfaktors der Wert der Referenzdosis RfD abgeleitet, der in der Regel um drei
oder sogar vier Größenordnungen niedriger ist (d.h. strenger) als der NOAEL. Der Referenzwert wird als
eine Schätzung der täglichen Exposition der Bevölkerung (einschließlich der empfindlichen Gruppe)
1
Als Risiko wird hier die mathematische Wahrscheinlichkeit bezeichnet, mit der es unter definierten Bedingungen zur Schädigung der
Gesundheit, Krankheit oder zum Tod kommt. Theoretisch bewegt sie sich zwischen null (keine Beschädigung) und eins (Schädigung in
allen Fällen).

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definiert, der bei lebenslanger Wirkung wahrscheinlich keine Gesundheitsschäden verursacht. Ähnlich wird
für die inhalativen Exposition die definierte Referenzkonzentration (RfC) bestimmt.
Bei Stoffen ohne Wirkungsschwelle wird anhand der wissenschaftlichen Erkenntnisse das Niveau der
Exposition bestimmt, die für akzeptabel gehalten wird. Sie wird mit der Abkürzung RsD (risk-specific Dose)
gekennzeichnet. Bei der inhalativen Exposition wird eine ähnlich aufgefasste Referenzkonzentration (RcC)
bestimmt. Die Entscheidung darüber, was akzeptabel ist, ist jedoch eine kontroverse Angelegenheit, die in
verschiedenen Ländern und Institutionen unterschiedlich beurteilt wird. Als strengstes Kriterium für das
akzeptable Risiko wird ein Fall der Gesundheitsbehinderung per eine Million Einwohner verwendet (1x10
-6
,
bzw. 1E-06), manchmal werden auch weniger strenge Niveaus, von bis zu 1x10
-4
angewandt. Die Werte
RsD bzw. RsC werden auf der Basis der Wirkstärke der krebserregenden Wirkung des gegebenen Stoffes,
d. h. vom Verlauf der Dosis-Wirkung-Kurve, abgeleitet. Diese Wirkstärke wird durch den Verlauf der Dosis-
Wirkungs-Kurve im Bereich der niedrigen Dosen charakterisiert (Slope Factor resp. Cancer Risk Unit). Da es
auf den Expositionsweg (Eintritt in den Organismus) ankommt, wird das Verfahren für den oralen Eintritt
(durch den Verdauungstrakt) als OSF (Oral Slope Factor) bzw. für den inhalativen Eintritt (über die
Atemwege) als IUR (Inhalation Unit Risk) bestimmt.
Die Werte RfD. RfC, RsD und RsC werden als Expositionsgrenzwerte bezeichnet. Ihre Bestimmung ist ein
anspruchsvoller multidisziplinärer wissenschaftlicher Prozess, mit dem sich kompetente Institutionen wie US
EPA, WHO u. a. befassen. In unserer Beurteilung gehen wir vorwiegend von den Expositionsgrenzwerte der
US EPA aus. Im Falle der Auswirkungen geringer ionisierende Strahlung ist das Herangehen grundsätzlich
übereinstimmend, als Kriterien werden die von Internationale Kommission für Strahlenschutz (ICRP)
entwickelten Koeffizienten verwendet.
Bewertung der Exposition
Es geht um eine Schätzung des Niveaus der Exposition (der Dosen), der unterschiedliche
Bevölkerungsgruppen (Subpopulation) durch chemische Stoffe oder sonstige schädliche Faktoren aus der
Umwelt ausgesetzt werden. Die Stufe der Exposition hängt nicht nur von Konzentrationen des Stoffes in der
Umwelt, sondern auch vom Aufenthaltsort und der Aktivität der Personen ab. Bei inhalativer Exposition
(durch Einatmen) kommt es z. B. darauf an, wie viel Zeit die Personen der jeweiligen Bevölkerungsgruppe
(einschließlich der risikoreichen) außerhalb und innerhalb von Gebäuden verbringen, wie intensiv sie
draußen atmen (während Arbeit bzw. Sport). Bei der oralen Exposition (durch Einnahme) kommt es z. B.
darauf an, wie viel Wasser sie täglich aus der lokalen Quelle trinken, in welchen Mengen sie kontaminierte
Nahrungsmittel konsumieren u. a. Die Bearbeitung der Expositionsunterlagen ist eine außerordentlich
komplexe Aufgabe, die schwierigste des gesamten Prozesses der Risikobeurteilung.
Charakteristik des Risikos
In diesem vierten Schritt werden die Auswirkungen auf die Bevölkerung bzw. Bevölkerungsgruppen unter
Einbezug der Erkenntnisse über die Gefährlichkeit einzelner Stoffe und der Angaben über die Exposition
prognostiziert. Für Stoffe mit Wirkungsschwelle wird der Expositionsindex ER (Exposure Ratio) errechnet, d.
h. das Verhältnis der Exposition zum zugehörigen Expositionsgrenzwert oder dem empfohlenen
Referenzniveau. Falls ER niedriger ist als 1, ist das Risiko vernachlässigbar, falls es höher ist, ist es
erforderlich seinen Einfluss detaillierter zu analysieren. Bei krebserregenden Stoffen wird das Risiko auf die
Einwohneranzahl errechnet. Die strengste angeführte Anforderung ist hier das Risiko in der Größenordnung
1E-06, das bedeutet bei lebenslanger Exposition tritt 1 Erkrankungsfall (bzw. ein Todesfall) pro 1 Million
exponierter Einwohner auf.
Zu dieser methodischen Übersicht ist zu ergänzen, dass die Feststellung des Risikos durch das
beschriebene Verfahren dort erforderlich ist, wo für den gegebenen Stoff im jeweiligen Element der Umwelt
(Luft, Wasser u. Ä.) kein Grenzwert bestimmt wurde bzw. dort, wo dieser Grenzwert überschritten wird. Die
Grenzwerte sind meistens so ausgearbeitet, dass sie die gesundheitliche Unbedenklichkeit bzw. den
gesellschaftlich akzeptablen Grad des Risikos mit ausreichender Reserve sicherstellen, und ihr Einhaltung in
der gegebenen Situation dem gesetzlichen Gesundheitsschutz entspricht. Bei einigen Schadstoffen werden
allerdings in der Fachliteratur ungünstige Folgen auch bei Niveaus unterhalb des Grenzwertes angegeben.
Bei den chemischen Schadstoffen betrifft dies vor allem suspendierte Stoffe in der Luft, physikalischen Lärm
und ionisierende Strahlung. In diesen Fällen kann es im Rahmen der UVP günstig sein, auf diese Tatsachen
hinzuweisen. Falls wir allerdings beim gegebenen Schadstoff über keine überzeugenden Angaben dieser Art
verfügen, dann führen wir bei eingehaltenen Grenzwerten die Berechnung des Risikos mit der
beschriebenen Methode Risk Assessment normalerweise nicht durch.

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Die neue Kernkraftanlage am Standort Dukovany könnte sich auf die öffentliche Gesundheit einerseits durch
die Ableitung von Radionukliden in die Luft und ins Wasser (Strahlenauswirkungen) und andererseits durch
die Verschmutzung der Luft, durch Lärm und einige weitere Faktoren (einschließlich der Verkehrsanbindung)
zur Zeit des Baus und in der Zeit des Betriebs (strahlungsfreie Auswirkungen) auswirken. Die Auswirkungen
der Strahlenexposition werden unter Berücksichtigung ihres spezifischen Charakters separat abgehandelt.

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Auswirkungen der Strahlenexposition durch den
Betrieb der neuen Kernkraftanlage
3.1
Ionisierende Strahlen und ihre biologischen Wirkungen
3.1.1 Radioaktivität und ionisierende Strahlung
Die physikalische Basis der Entstehung der ionisierenden Strahlung ist die Radioaktivität, d. h. die natürliche
oder künstlich hervorgerufene Eigenschaft einiger nicht stabiler Atomkerne, sich selbständig umzuwandeln,
dabei Strahlung (elektromagnetische oder korpuskulare) abzugeben und somit in einen energetisch
niedrigeren und stabileren Zustand zu wechseln.
Bei der näheren Klärung der Probleme der Kernstabilität können wir von der bekannten Vorstellung über die
Atomstruktur, entwickelt Anfang des 20. Jahrhundert durch E. Rutheford und N. Bohr, ausgehen, die an
unser Sonnensystem erinnert. Auch wenn heutzutage bekannt ist, dass die Atomstruktur komplexer ist, ist
das angeführte Modell stets eine nützliche Approximation für das grundlegende Verständnis der
Atomstruktur. Der Atomkern besteht aus zwei Typen materieller Teilchen, Nukleonen - positiv geladenen
Protonen und elektrisch neutralen Neutronen. Beide haben eine ähnliche Masse. Um den Kern herum
kreisen in einer oder mehreren Abstandszonen (energetische Niveaus - Orbit) wesentlich kleinere Teilchen
mit negativer Ladung - Elektronen. Sie sind 1800 Mal leichter als Neutronen und Protonen.
Die Eigenschaften des Elements werden durch die Anzahl der Protonen im Kern bestimmt. Diese Anzahl
wird als sog. Atom-(Protonen-)Zahl angegeben und in Form des unteren Indexes links vom Zeichen des
Elementes ausgedrückt. Mit wachsender Zahl der Protonen entsteht die Reihenfolge der Elemente, bekannt
aus dem Periodensystem von Mendeljew: mit einem Proton Wasserstoff 1 H, mit zwei Helium 2He usw. bis
zum letzten natürlichen Element in dieser Reihe, Uran mit 92 Protonen, 92U. Jedes Element ist dabei eine
Mischung von Isotopen, die mit der Anzahl der Neutronen, also mit der Masse, abweichen. Dieses wird
durch die sog. Nukleonenzahl (genannt auch als Massenzahl) charakterisiert, die die Summe der Anzahl der
Protonen und Neutronen im Kern angibt, Die Nukleonenzahl wird als Index oben links vom Zeichen des
Elements angeführt z. B. bekanntes radioaktives Kohlenstoffisotop, das im Unterschied zum neutralen
Kohlenstoff mit 6 Protonen und 6 Neutronen im Kern zwei Neutronen mehr hat, deshalb wird es als 14C
bezeichnet. Eine andere verwendete Art der Kennzeichnung, die ebenfalls in dieser Studie verwendet wird,
ist C-14. Bei der Beschreibung von Isotopen in Worten werden Ausdrücke wie z. B. Kohlenstoff 14, Jod 131
u. Ä. verwendet.
Der Kern wird durch starke Kräfte zwischen den Nukleonen zusammengehalten. Es gibt aber auch
abstoßende Kräfte, mit der sich die Protonen unter dem Einfluss ihrer positiven Ladung gegenseitig
abstoßen. Das elektrische Feld der Protonen greift auch außerhalb des Kerns ein, an den es die Elektronen
bindet. Die Atome mit einer gleichen oder sehr ähnlichen Anzahl von Protonen und Neutronen, in denen sich
die angeführten Kräfte im Gleichgewicht befinden, sind stabil. Beliebige Änderungen der Anzahl, Anordnung
und Energie der Nukleonen kann dieses Gleichgewicht zerstören. Dazu kommt es in Isotopen mit erhöhter
oder verminderter Anzahl von Neutronen. Diese haben zwar ähnliche physikalische Eigenschaften, aber ihre
Stabilität sinkt mit dem Maß der Abweichung von der idealen Anzahl von Nukleonen in beliebige Richtung.
Bei größeren Abweichungen vom angeführten Ideal sind die Isotope instabil und unterliegen dem
radioaktiven Zerfall. Wir bezeichnen sie als Radioisotopen bzw. Radionuklide. Sie sind entweder natürlich
oder werden künstlich geschaffen. Jedes Element verfügt über isotopische Formen, schwerere Elemente
haben die Tendenz zu einer größeren Anzahl Isotopen. In der Natur gibt es 256 Nuklide, die man als stabil
betrachten kann und ungefähr 80 Radionuklide. Mehr als 1000 weitere Radionuklide wurden künstlich
geschaffen.
In der Strahlungsphysik gibt es auch den Begriff Isomere. Das sind zwei Nuklide, die die gleiche Anzahl an
Protonen und Neutronen, aber unterschiedliche energetische Zustände haben. Sie weisen einen
abweichenden Ablauf des radioaktiven Zerfalls auf.
Jedes Radioisotop hat die Tendenz seine Stabilität durch die Änderung der Anzahl seiner Neutronen oder
Protonen (oder beider) zu erhöhen. Das kann auf unterschiedliche Weise erreicht werden: durch die
Konversion von Neutronen und Protonen, die Konversion der Protonen zu Neutronen oder durch das
Abschießen eines Alpha-Teilchens (2 Protonen und 2 Neutronen). Jede Änderung des Kerns verbunden mit

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der Emission von Teilchen oder Energie wird als Desintegration (oder Transformation) bezeichnet. Unter
einer Aktivität verstehen wir die Anzahl der Desintegrationen in einer Zeiteinheit.
Bei der Änderung der Anzahl der Nukleonen (Protonen und Neutronen) emittiert der Kern Energie in Form
ionisierender Strahlen. Bei der Änderung der Anzahl der Protonen ändert sich das gegebene Element, bei
der Änderung der Neutronen bleibt es erhalten, allerdings als Isotop. Der Weg des Atoms zur Stabilität kann
lang sein und eine Reihe von Teilschritten beinhalten, die für das gegebene Nuklid charakteristisch sind und
die Zerfallsreihe bilden.
Radioaktive Atome (Radionuklide) ändern sich auf gesetzmäßige Weise, für jedes gibt es ein typisches
Verfahren, das mit bestimmter Geschwindigkeit stattfindet.
Bei natürlichen radioaktiven Elementen gibt es drei Zerfallsreihen mit einem radioaktiven Anfangselement
und einem stabilen Endelement:
die Uran-Radium-Reihe beginnt mit
238
92
U und endet mit
206
82
Pb,
die Aktiniden-Reihe beginnt mit
235
92
U und endet mit
207
82
Pb,
die Thorium-Reihe beginnt mit
232
90
U und endet mit
208
82
Pb,
Die Geschwindigkeit des Zerfalls der Radionuklide drücken wir als
effektive Halbwertzeit
(beschrieben in
der Regel mit der Abkürzung T1/2) aus, d. h. als die Zeit, die erforderlich ist zur Desintegration der Hälfte der
radioaktiven Atome, die zum Zeitpunkt des Starts der Messung vorhanden sind. Für jedes Radionuklid bleibt
seine Halbwertzeit konstant. Der fortschreitende Zerfall findet exponentiell statt. Nach dem Ablauf von zwei
Halbwertzeiten bleiben 25 % der Anfangsaktivität, nach 7 Halbwertzeiten weniger als 1 %. In der ersten
angeführten Zerfallsreihe dauert die längste effektive Halbwertzeit des U-238 4,5 Milliarden Jahre, die
kürzeste hat Radon Rn-222, dessen effektive Halbwertzeit nur 3,8 Tage beträgt.
Bei der Desintegration eines Radionuklids wird die überflüssige Energie als radioaktive Strahlung emittiert.
Diese kann einerseits korpuskular (Alpha und Beta), andererseits elektromagnetisch (Gamma) sein. Eine
besondere Form stellt die Neutronenstrahlung dar. Unter Strahlung (Radiation) verstehen wir hier die
Energie, die sich in Form von Teilchen oder Wellen ausbreitet.
Bei der Interaktion mit dem bestrahlten Material kann die radioaktive Strahlung eine Ionisierung auslösen.
Das ist das Abscheiden, Ausstoßen oder eine andere Entfernung der Elektronen aus ihren orbitalen Bahnen.
Somit wird das Gleichgewicht der elektrisch neutralen Atome zwischen positiv geladenen Protonen im Kern
und negativ geladenen Elektronen auf orbitalen Bahnen gestört. Das Ergebnis ist einerseits die Entstehung
von freien negativ geladenen Elektronen und andererseits positiv geladenen Atomresten. Solche elektrisch
unausgeglichenen Atomteile, mit einem Übergewicht der positiven oder negativen elektrischen Ladung,
werden als Ionen bezeichnet. Die radioaktive Strahlung, die ihre Entstehung auslöst, wird deshalb auch als
ionisierende Strahlung bezeichnet. Negativ oder positiv geladene Ionen sind durch Instabilität und höhere
Reaktivität charakterisiert und beim Aufeinanderstoßen mit anderen Stoffen können sie in ihnen chemische
oder elektrostatische Änderungen ausgelöst. Das kann schwerwiegende Folgen in lebenden Geweben
haben.
Die Wirkung der Strahlung hängt von Energie, Masse und Ladung der Teilchen bzw. Photonen ab. Die
Gamma-Strahlung hat eine hohe Durchdringung, aber ihre ionisierende Wirkung ist im Vergleich zur
korpuskularen Strahlung wesentlich schwächer, sie ionisiert "dünn" (sie hat eine relativ geringe
Messionisation, d. h. die Anzahl der gebildeten Ionen auf eine Bahneinheit ist niedrig). Sie wird (gemeinsam
mit der ähnlich wirkenden Röntgenstrahlung) in der Fachliteratur mit dem englischem Begriff low-LET
radiation bezeichnet und bedeutet eine sehr geringe ionisierende Strahlung entlang ihrer Bahnen. Geladene
Teilchen der korpuskularen Strahlung haben im Gegenteil eine geringe Durchdringung und ionisieren dicht.
Die ionisierende Strahlung kann mit den Sinnen nicht erkannt werden, zu ihrer Bestimmung und Auswertung
sind Messgeräte erforderlich. Man kann die Ionisierung auch als eine Folge der Strahlung messen und somit
ihren Effekt beurteilen und eventuell regulieren.
Nicht jede Strahlung ist ionisierend. Es gibt eine ganze Skala von weiteren Typen elektromagnetischer
Strahlung mit höheren Wellenlängen, die keine elektrisch geladenen Teilchen bilden. Sie setzen ebenfalls
Energie in die bestrahlte Masse frei, sie bildet allerdings keine Ionen. Das ist die Kategorie der nicht
ionisierenden Strahlung, zu der die ultraviolette, die sichtbare und infrarote Strahlung, Radar und weitere
Mikrowellenradiationen, Strahlungen der Funkfrequenzen u. a. (in der Reihenfolge der sinkenden
Frequenzen und wachsenden Wellenlängen) gehören.

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3.1.2 Arten der ionisierenden Strahlung
Es gibt somit vier grundlegende Arten der ionisierenden Strahlung:
Alpha-Strahlung (α),
Beta-Strahlung (β),
Gamma-Strahlung (γ) und Röntgenstrahlung (rtg),
Neutronenstrahlung.
Alpha-Strahlung
Die Alpha-Strahlung ist ein Strom von α-Teilchen, bestehend aus zwei Protonen und zwei Neutronen (wie
der Helium-Kern). Im Vergleich zu anderen Teilchen der ionisierenden Strahlung sind die Alpha-Teilchen
schwerer und tragen eine größere (positive) Ladung. Deshalb haben sie eine relativ geringe Geschwindigkeit
und Durchdringung (niedrige Penetrationsentfernung). Sie verbreiten sich mit einer ungefähr 2 x geringeren
Geschwindigkeit als das Licht, in der Luft breiten sie sich höchstens 10 bis 18 cm aus. Sie haben eine
Tendenz sich entlang einer Geraden auszubreiten und verursachen auf kleinem Raum eine große Anzahl
Ironisierungen. Die Energie geben sie dabei innerhalb von einigen cm ab, dann nehmen sie bereits freie
Elektronen an und verursachen anschließend keine weitere Ionisierung der Umgebung. Sie werden von
einem Papierblatt oder von der oberen Schicht der toten Zellen auf der Haut aufgehalten. Sie stellen daher
extern kein Risiko dar. Sie sind gefährlich, wenn sie in den Organismus eindringen (d. h. bei innerer
Exposition), in der nächsten Umgebung des gegebenen Gewebes ionisieren sie stark. Sie erhöhen das
Risiko vom Krebs z. B. bei der Inhalation erhöhen sie das Risiko vom Lungenkrebs. Ihr Effekt konzentriert
sich dabei immer nur auf einen kleinen Gewebebereich. Die Exposition der Bevölkerung durch Alpha-
Strahlung ist bei Radon und seinen Tochterprodukten am größten. Zum Schutz vor äußerer Kontamination
ist es erforderlich, auch die Gewebe zu schützen, die nicht von Haut bedeckt sind wie Augen und offene
Wunden.
Die Alpha-Strahlung entsteht durch den Zerfall der Atome, wenn das Verhältnis der Neutronen zu den
Protonen zu niedrig ist. Es handelt sich überwiegend um Atome mit hoher Nukleonenzahl. Außer einige
Ausnahmen haben sie die Atomzahl von mindestens 82 (Element Plumbum). Dazu zählen: Americium
24195
Am, Plutonium
23694
Pu, Uran
23892
U, Thorium
23290
Th, Radium
22688
Ra, Radon
22286
Rn und Polonium
21084
Po. Nach dem Abschießen eines Alpha-Teilchens sinkt die Anzahl der Protonen im verlassenen Kern,
was zur Umwandlung des Atoms in ein anderes Element führt. Polonium-210 wandelt sich beispielsweise
durch die Strahlung der Alpha-Teilchen in ein Atom des Plumbums-206, das stabil (nicht radioaktiv) ist.
Die meisten Quellen der Alpha-Strahlung kommen natürlich vor z. B. Uran-238, Radium-226 und weitere
Radionuklide der Zerfallsreihe des Urans. Sie kommen in unterschiedlichen Mengen beinahe in allen
Gesteinen, im Boden und Wasser vor. Die Möglichkeit der Exposition wächst bei der Förderung von
Mineralien. Hohe Konzentrationen gibt es in Abfällen aus der Förderung von Uran.
Beta-Strahlung
Die Strahlung β (Beta) entsteht durch die Transformation eines Neutrons zu einem Proton oder eines
Protons zu einem Neutron. Danach emittiert das Elektron e- und gleichzeitig das Neutrino oder das Positron
e+ und das Antineutrino. Danach unterscheidet sich dann die Strahlung β- (negativ geladene Elektronen)
und die wesentlich seltenere β+ (positiv geladene Positronen) Gemeinsam werden sie als β-Teilchen
bezeichnet. Die Durchdringung der Beta-Strahlung ist höher als die der Alpha-Strahlung, sie wird allerdings
von z. B. 1 cm Plexiglas oder 1 mm Blei aufgehalten. Die Masse der Beta-Teilchen ist gering, sie entspricht
1/1800 der Masse eines Protons oder Neutrons. Dank der Ladung und dem niedrigen Gewicht werden
breiten sich die β-Teilchen in der Luft über eine Distanz von ca. 3 m aus und können sehr dünne Schichten
verschiedener Materialien z. B. Aluminium durchdringen. Sie können mehrere mm in Gewebe durchdringen
und somit auch in lebende Schichten der Haut. Sie stellen deshalb ein äußeres und inneres Risiko dar. Sie
können auch bei Kontaktlinsen gefährlich sein. Über die Haut kommen sie allerdings nicht tief genug, um
vitale Organe treffen. Die Beta-Teilchen werden meistens auch von der Bekleidung aufgehalten. Am besten
werden sie durch eine dünne Schicht leichter Metalle abgeschirmt. Am häufigsten wird dank seiner
Verfügbarkeit und mechanischen Eigenschaften Aluminium verwendet.
Wenn die negativ geladenen Beta-Teilchen ihre Energie verlieren, verhalten sie sich wie jedes andere
Elektron und werden sowohl in der äußeren Umgebung als auch im Körper von positiven Ionen gesammelt.

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Die Beta-Teilchen sind ähnlich wie Alpha im Inneren des Körpers sehr schädlich. Einige Nuklide mit Beta-
Strahlung können sich z. B. in Knochen ablagern. Falls die Haut über einen längeren Zeitraum großen
Dosen der Beta-Strahlung ausgesetzt wird, kann es zu Hautverbrennungen ähnlich wie bei der Verbrennung
durch Wärme kommen. Weiterhin kommen im Körper die Radionuklide Kalium-40 und Kohlenstoff-14 vor,
die aus der Nahrung und aus der Luft ergänzt werden. Diese sind allerdings nur sehr schwache Beta-
Strahler. Beta-Strahler sind auch einige Zerfallsprodukte des Radons, aber ein viel größeres
Gesundheitsrisiko stellt bei ihnen die Alpha-Strahlung dar.
Beta-Strahler werden umfangreich, insbesondere in der ärztlichen Diagnostik, Bildgebung und Heilung
verwendet z. B. Jod-131 zur Heilung der Störungen der Schilddrüse. Zu Forschungszwecken werden
Phosphor-32 und Strontium-90 genutzt. Tritium (H-3) wird zur Erforschung lebender Organismen, des
Stoffwechsels, von Medikamenten und zur Beurteilung der Sicherheit von neuen Medikamenten, zur
flugtechnischen und kommerziellen Kennzeichnung des Notausgangs (Exit), für Luminiszenzzifferblätter,
Messgeräte und Armbanduhren genutzt. Beta-Strahlung werden in verschiedenen technischen Werkzeugen
z. B. in Industriemessgeräten der Dicke von sehr dünnen Materialien genutzt. Ein Emitter der Strahlung β ist
auch der bekannte Kohlenstoff-14 (mit effektiver Halbwertzeit von 5 730 Jahre), der zur Datierung des Alters
von archäologischen Funden bis ungefähr 50 000 Jahre mit der Radiokarbonmethode verwendet wird
Vor einiger Zeit war der grundlegende durch Menschen produzierte Beta-Strahler das Strontium-90 aus dem
radioaktiven Niederschlag nach Versuchen mit Nuklearwaffen seit den 1950-er bis Anfang der 1990-er
Jahre. Der überwiegende Teil dieses Strontiums ist bereits zerfallen. Atomtests setzten in die Umwelt auch
große Mengen des Cesiums-137 frei. Auch wenn es Beta-Teilchen emittiert, ist die Gamma-Strahlung beim
ihm erheblicher. Ein Teil des Cs-137 verbleibt noch in der Umgebung, aber die Mehrheit sich bereits beinahe
ausgestrahlt.
Die Beta-Strahlung wird oft von Gamma--Strahlung begleitet. Falls die Strahlung des Beta-Teilchens den
Kern nicht von der überflüssigen Energie befreit, strahlt der Kern die restliche Energie in Form eines
Gamma-Photons aus.
Gamma-Strahlung (und Röntgenstrahlung)
Die Gamma-Strahlung Gamma (γ) ist eine elektromagnetische Wellenbewegung mit hoher Frequenz. Der
Gamma-Strahl ist ein Paket elektromagnetischer Energie, sog. Photonen, reiner Energie, die keine
Restmasse und auch keine Ladung hat. In vielem ist sie dadurch der sichtbaren Strahlung ähnlich, sie hat
allerdings viel mehr Energie. Die Gamma-Photonen haben 10.000 Mal mehr Energie als die Photonen im
sichtbaren Teil des elektromagnetischen Spektrums. Dank diesen Eigenschaften (hohe Energie, ohne
Massen, ohne Ladung) bewegen sie sich mit Lichtgeschwindigkeit und bevor sie ihre Energie emittieren,
können sie in der Luft hunderte oder tausende Meter zurücklegen. Die Gamma-Strahlung existiert nur für die
Zeit, wenn sie Energie hat. Sobald sie ausgeschöpft ist, entweder in der Luft oder in festen Materialien, hört
sie auf zu existieren.
Gemäß ihrem physikalischen Charakter ist die Gamma-Strahlung komplett mit der Röntgenstrahlung (rtg)
identisch. Bestimmte Abweichungen gibt es nur in den Wellenlängen. Die Gamma-Strahlung liegt im Bereich
der Wellenlängen um oder unter 10
-12
m, die harte Röntgenstrahlung von 10
-12
m bis 10
-11
, die weiche
Röntgenstrahlung von 10
-11
m bis 10
-10
m. Die Röntgenstrahlung hat somit eher kürzere Wellenlängen, aber
sie überschneidet sich mit den Wellenlängen der Gamma-Strahlung weitgehend. Die Differenz zwischen
beiden Strahlungen ist vor allem durch ihren Ursprung gegeben: die Gamma-Strahlung ist ein natürliches
Produkt des Zerfalls des Atomkerns von einigen instabilen Atomen, die Röntgenstrahlung entsteht durch
Veränderungen in der orbitalen Position der Elektronen. Sie wird künstlich in einem Röntgen-Rohr mit einem
hochenergetischen Elektronenstrom durch eine Kathode erzeugt, der an die Oberfläche einer Wolfram-
Anode stößt, die sie bremst und dabei die Röntgenstrahlung erzeugt.
Die Gamma-Strahlung und auch die Röntgenstrahlung haben eine sehr hohe Durchdringung, sie können
viele Materialarten, einschließlich menschlicher Gewebe durchdringen. Als Barrieren zur Moderation oder
zum Anhalten der Gamma-Photonen werden dicke Schilder aus Metallen mit großer Dichte (z. B. aus Blei)
oder aus Legierungen solcher Metalle verwendet. Es werden auch andere dichte Materialien verwendet. Z.
B. 6 cm dichter Beton absorbiert ca. 50 % der typischen Gamma-Strahlen. Genauso effektiv ist eine 13 cm
Schicht Wasser.
Die Quellen der Gamma-Strahlung produzieren oft gleichzeitig auch die Beta-Strahlung, wenn auch in einem
geringeren Umfang als Alpha.

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Hauptquelle der Exposition des Menschen durch Gamma-Strahlung sind natürlich vorkommende
Radionuklide, insbesondere Kalium-40 (im Boden, im Wasser und auch im Fleisch und anderen
Nahrungsmitteln), und außerdem das Radium in der Nuklearmedizin. Die Exposition der Gamma- oder
Röntgenstrahlung ist meistens exogen. Nuklide, die die Gamma-Strahlung emittieren, können auch
eingeatmet, mit Wasser oder Nahrung aufgenommen werden, und somit können sie zu inneren Quellen
werden. Sie bestrahlen im Körper eine viel größere Umgebung als Alpha oder Beta. Primäre Gefahr für die
Bevölkerung ist die Gamma-Strahlung bei radiologischen außerordentlichen Unfällen. Auch die
Strahlenkrankheit wird meistens durch die Gamma-Strahlung verursacht.
Die Quellen der Gamma-Strahlung finden praktische Anwendung. In der Technik sind sie dadurch günstig,
dass sie viele verschiedene Materialien durchdringen und dabei keine Radioaktivität verursachen. Die drei,
die am meisten verwendet werden, sind Kobalt-60 (Heilung von Krebs, Sterilisierung medizinischer Geräte in
Krankenhäusern, Pasteurisierung einiger Nahrungsmittel und Gewürze, Messung der Metalldicke in
Stahlwerken, u. a.), Cäsium-137 (zur Heilung von Krebs, Messung des Flüssigkeitsdurchflusses, zur
Untersuchung von Untergrundschichten und Erdölbohrlöchern, Messen der Bodendichte an Baustellen,
Prüfen von Verpackungsinhalten u. a.) und Technicium-99m (für diagnostische Studien, Bildgebung des
Gehirns, der Knochen, von Leber, Milz und Nieren und sowie für Studien des Blutstroms u. a.).
Neutronenstrahlung
Neben der Alpha-, Beta- und Gamma-Strahlung, die hauptsächlichen Produkte des radioaktiven Zerfalls
sind, emittieren instabile Kerne die überflüssige Energie auch in anderer Form z. B. durch das Abschießen
von Neutronen. Die Neutronenstrahlung ist ein Strom sich frei bewegender Neutronen. Sie haben keine
Ladung und eine ähnliche Masse wie Protonen. Sie können von Hochgeschwindigkeitsteilchen hoher
Energie bis zu langsamen Teilchen mit geringer Energie reichen (bezeichnet als thermale Neutronen). Sie
bewegen sich selbständig durch den Raum, und das in der freien Luft bis zu 1 km, sie haben eine hohe
Durchdringung und gelangen auch einfach in den menschlichen Körper. Sie verlieren ihre Energie meistens
bei einer Kollision mit Protonen der Wasserstoffatome.
Die Neutronenstrahlung ionisiert stark und indirekt. Wenn ein Neutron genug Energie verliert, kann es vom
Kern gefangen werden und das gegebene Atom wird dadurch radioaktiv. Es emittiert dann die Alpha-, Beta-
und Gamma- Strahlung. Schwere Atome wie Blei sind für die Abschirmung der Neutronen ausreichend
wirksam. Die besten Abschirmmaterialien sind solche, die ein Wasserstoffatome enthalten z. B. Wasser und
auch Polyethylen und Beton. Externe Bestrahlung durch Neutronen ist eine ernsthafte Gefahr bei einer
nuklearen Explosion. Sie kann auch in der beruflichen Umgebung der Kernwaffen gefährlich sein. In der
gewöhnlichen Umgebung der Menschen ist sie selten.
Die Neutronenstrahlung wird zur Erforschung der subatomaren Massenstruktur verwendet. An
Arbeitsplätzen mit Explosionsgefahr
wird sie auch als Bestandteil der Technologie zur Untersuchung der
Anwesenheit explosiver und anders gefährlicher Substanzen verwendet. In der Medizin wird die
Neutronenstrahlung zur Erzeugung medizinischer Isotope und auch direkt im Rahmen von therapeutischen
Verfahren angewendet.
3.1.3 Äußere und innere Bestrahlung
Die Strahlenexposition durch eine Quelle außerhalb des Körpers bezeichnen wir als äußere (externe)
Bestrahlung. In diesem Fall absorbiert der Körper die radioaktive Strahlung nur für die Zeit der Exposition
durch die angeführte Quelle und nur an den Körperteilen, die der Quelle direkt ausgesetzt sind. Externe
Bestrahlung kann einerseits aus einer entfernten Quelle, andererseits aus der Kontamination der Haut oder
der Bekleidung stammen. Allgemein gilt, dass die höchsten Dosen der externen radioaktiven Strahlung über
die Haut abgefangen werden. Die Dosis in tiefere Gewebe, falls der ganze Körper bestrahlt wird, wird als
eine ganzkörperliche Dosis bezeichnet. Der externen Strahlung kann mit Hilfe einer Abschirmung oder durch
Verlassen des bestrahlten Raumes aufgehalten werden.
Falls sich die Quellen im Inneren eines Organismus befinden, handelt es sich um eine innere Bestrahlung.
Die natürliche Quelle der inneren Bestrahlung eines Menschen sind vor allem Kalium-40, Karbon-14 und
Radionuklide der Zerfallsreihen des Urans und Thoriums. Diese stammen aus der gewöhnlichen Umwelt und
sind im Körper in ausgewogener Konzentration anwesend. Das Ausmaß dieser natürlichen inneren
Bestrahlung kann an Stellen mit erhöhtem Vorkommen von Radon wesentlich erhöht werden.
Bei anthropogener Kontamination der Umwelt durch künstlich produzierte Radionuklide kann es zum
Wachstum der inneren Bestrahlung kommen, falls sie in den Körper durch Inhalation, Ingestion oder

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Verletzung eindringen. Die innere Bestrahlung ist dadurch gefährlicher als die äußere, da davor keine Flucht
möglich ist und sie gewährt keine Möglichkeit der Abschirmung. Bestimmte schützende Bedeutung können
Medikamente haben, die das Ausscheiden der Radionuklide aus dem Körper beschleunigen bzw. die
Ablagerung der Radionuklide im Körper verhindern.
Je nach Art können die Radionuklide von Gewebe aufgehalten oder mit Harn oder Stuhl ausgeschieden
werden. Nach dem Charakter der Bewegung und des Stoffwechsels des gegebenen Elements können die
Quellen der inneren Bestrahlung im Körper unterschiedlich in umfangreichen Bereichen des Organismus
verstreut werden oder im Gegenteil in bestimmten Organ konzentriert werden (z. B. Jod-131 in der
Schilddrüse, Strontium-90 in Knochen u. ä.).
3.1.4 Ionisierende Strahlung in der Umwelt
In der gewöhnlichen Umwelt wirken zwei Arten der ionisierenden Strahlung:
natürliche Strahlung,
künstliche Strahlung.
Natürliche Strahlung
Die natürliche Strahlung kommt in drei Arten vor:
kosmische Strahlung,
terrestrische Strahlung,
innere Bestrahlung durch natürliche Radionuklide.
Sie verursacht den größten Teil der gesamten Exposition der Bevölkerung. Sie ist unumgänglich mit der
Umwelt verbunden und der Mensch verfügt über keine Möglichkeit, sich dagegen zu schützen oder zu
wehren.
Kosmische Strahlung
hat einen doppelten Ursprung. Einerseits durch die Sonne, andererseits aus tiefen
Bereichen des Weltalls (galaktische Strahlung). Die Sonnenkomponente der kosmischen Strahlung stammt
vor allem von den Sonneneruptionen. Im entscheidenden Maß besteht sie aus Protonen. Galaktische
kosmische Strahlung besteht überwiegend auch aus Protonen, aber auch aus Kernen des Heliums und in
Spuren aus schwereren Kernen praktisch von allen Elementen des periodischen Systems und aus
Elektronen. Während das Niveau der galaktischen Strahlung stabil ist, wächst die Sonnenkomponente
sprungweise während Sonneneruptionen.
Die kosmische Strahlung dringt in hohe Schichten der Erdatmosphäre ein, die als ein Schutzschirm wirkt und
die Strahlung wesentlich reduziert, die auf die Erdoberfläche fällt. In der Atmosphäre reagiert die kosmische
Strahlung mit deren Teilchen, Atomen und Molekülen. Es entsteht dabei eine sekundäre Strahlung mit hoher
Energie, die aus Mesonen, Neutronen, Protonen und teilweise auch aus Gamma-Strahlung besteht. Das ist
der sog. sekundäre Bestandteil der kosmischen Strahlung. Auf die Erde gelangen unter ihrem Einfluss sog.
kosmogene Radionuklide, Tritium (H-3), Karbon-14, Berylllium-10 und Natrium-22 u. Ä.
Das Radionuklid C-14 wird ständig durch die Interaktion der Neutronen der kosmischen Strahlung mit dem
Kohlendioxid in der Atmosphäre gebildet Im Laufe des Lebens wird von Organismen aus der Umgebung
aufgenommen. Sämtliche organische Masse (pflanzliche und tierische) enthält deshalb das radioaktive
Karbon C-14. Nach dem Tod wird seine Ergänzung eingestellt. Auf dieser Tatsache basiert die Bestimmung
des Alters der organischen Materialien aus archäologischen Funden mit sog. Karbon-(Radiokarbon)-
Methode.
Die Intensität der kosmischen Strahlung auf der Erdoberfläche hängt von der Meereshöhe (mit der Höhe
steigt sie fließend bis zu einer Entfernung ca. von 20 km) und auch der geographischen Breite ab. Sie hat
Einfluss auf die gesamte Bevölkerung, aber insbesondere ist sie an der Bestrahlung von Personen in
Flugzeugen und Raumschiffen beteiligt.
Die durchschnittliche Dosis der kosmischen Strahlung beträgt in den geographischen Tieflagen um 0,3 mSv
pro Jahr. Menschen in höheren Lagen sind einer sehr viel höheren Dosis von bis 1,4 mSv/Jahr ausgesetzt.
Terrestrische Strahlung
entsteht durch den Zerfall radioaktiver Elemente in Gesteinen geologischen
Ursprungs und im Boden (Uran 238, Uran 235, Thorium 232 und ihre Zerfallsprodukte - Radioisotopen des
Bismuts, Aktinium, Polonium, Radium, Blei, Ruthenium, Thallium u. a.). Das am meisten verbreitete Produkt

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ist das Radioisotop des Kaliums K-40, das gewöhnlich auch in Nahrungsmitteln vorkommt (dutzende bis
hunderte Bq/kg). Die Menge der radioaktiven Elemente ist geographisch vielfältig und vom geologischen
Untergrund abhängig. Wesentlich sind deshalb auch die Unterschiede im Niveau der terrestrischen
Strahlung. So können z.B. in den USA die Dosisraten dieses Strahlungstyps für den Körper ungefähr im
Bereich zwischen 0,15 und 1,4 mSv/Jahr variieren. Der Durchschnitt beträgt ungefähr 0,4 mSv/Jahr.
Die Strahlenexposition der Einwohner durch terrestrische Radionuklide kann sich durch bestimmte
industrielle Tätigkeiten (Förderung und Verarbeitung des Urans u. a.) erhöhen.
Ein bedeutender Bestandteil der terrestrischen Strahlung ist das Radon (Rn-222), ein radioaktives Gas
geologischen Ursprungs und ein Zerfallsprodukt der Uran-Reihe. Es steigt durch den Boden auf und dringt
auf die Erdoberfläche vor. Im freien Terrain wird es durch Luftströme verdünnt, so dass seine Konzentration
in der freien Luft niedrig und gesundheitlich bedeutungslos ist. Falls es allerdings in Gebäude eindringt, kann
es in Innenräumen kumulieren und eine höhere Konzentration erreichen. Das betrifft Gebäude, die nicht
perfekt vom Untergrund isoliert sind.
Die innere Strahlung
verursacht natürliche Radionuklide im Körper. Es sind kleine Mengen, vor allem
Kalium-40, Karbon-14, und auch weiterer Radionuklide der Zerfallsreihen von Uran und Thorium. Sie
kommen im Körper im Gleichgewicht in Folge des stetigen Eingangs von Nahrungsmitteln, Wasser und Luft
einerseits und der metabolischen Abscheidung andererseits vor.
Der durchschnittliche Wert der effektiven Dosis aus natürlichen Quellen für die Staaten der Europäischen
Union beträgt 2,2 mSv pro Jahr. In der Tschechischen Republik zeigt sich abhängig vom Charakter des
Untergrunds hauptsächlich ein Anteil von Radon und dessen Tochterprodukten. Die durchschnittliche
Strahlenbelastung durch den natürlichen Hintergrund ist deshalb bei uns höher, hat ein Niveau von 3,4 mSv
pro Jahr.
Künstliche Strahlung
Zur unvermeidlichen Dosis der ionisierenden Strahlung des natürlichen Hintergrunds kommt die Exposition
in Folge der Bestrahlung aus verschiedenen künstlichen anthropogenen Quellen dazu. Die ionisierende
Strahlung findet heutzutage breite Anwendung in verschiedenen Bereichen der menschlichen Tätigkeit und
beteiligt sich somit an der Gesamtexposition der Bevölkerung. Zu den bedeutendsten Quellen gehören unter
diesem Aspekt medizinische Quellen, Röntgen und Radioisotope, die zu diagnostischen und
therapeutischen Zwecken verwendet werden. Es wird geschätzt, dass auf 1 Einwohner durchschnittlich 1
Röntgendiagnose jährlich fällt und die ganzkörperliche Dosis dieser Prozeduren bis zu 1,5 mSv/Jahr
erreichen kann.
In geringem Maße tragen auch verschiedene Materialien, die Spuren von Radioisotopen enthalten z B.
Baustoffe, Förderung von Erzen, künstliche Düngemittel aus Phosphaten, Asche aus Wärmekraftwerken,
Ableitungen der Kernkraftwerke, leuchtende Farben auf Zifferblättern verschiedener Geräte, Strahlung
emittierend durch Komponenten von Fernseh- und Computerbildschirmen, Rauchdetektoren, Starter in
Leuchtmitteln, Thyristoren, und sonstige Verbrauchsprodukte bei. In der Vergangenheit, insbesondere in den
1960er Jahren war auch der radioaktive Niederschlag in Folge von Atomwaffentests eine bedeutende
anthropogene Quelle. Nach dem massiven Rückgang der Prüfungen hat die Strahlung aus dieser Quelle
erheblich abgenommen. Ähnlich kann sich an der gesamten Strahlung auch der Niederschlag aus Unfällen
von Kernkraftwerken beteiligen.
3.2
Charakteristik des Dosis-Wirkungs-Zusammenhangs, Grenzwerte
3.2.1 Begriffe, Größen, Einheiten
Von den Begriffen und Einheiten auf dem Gebiet der Radiologie und des Strahlenschutzes führen wir hier
nur einige grundlegende Begriffe an, die wir in dieser Studie anwenden.
Aktivität
bezeichnet die Kraft der Strahlung, die Menge der Radioaktivität (Frequenzen der
Radiumumwandlung) in der gegebenen Probe des Materials. Sie wird als die Anzahl der radioaktiven
Umwandlungen der definierten Masse der Quelle in einer Zeiteinheit definiert. Die Einheit der SI Aktivität ist
Becquerel (Bq)
, d. h. solche Menge Radioaktivität, bei der es zu einer radioaktiven Umwandlung pro
Sekunde kommt.
Früher wurde und in einigen Ländern wird teilweise bisher die Einheit 1 Curie (Ci) verwendet. Umrechnung:
1Ci = 3,7 x10
10
Bq, 1 Bq = 2,7 x 10
-11
Ci.

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Dosis (Energiedosis)
ist eine grundlegende Größe für den radiologischen Schutz. Sie charakterisiert den
Zustand der bestrahlten Masse. Es ist die Gewichtsdichte der Energie, die durch die ionisierende Strahlung
auf bestrahlten Stoff (bei lebenden Organismen, Geweben) weitergegeben und von ihm absolviert wird bzw.
der Durchschnitt der Distribution der Energie, gespeichert im Volumen des Gewebes. Sie ist in jedem Punkt
des Stoffes gut definiert. Die Einheit im Komplex SI ist
Gray (Gy)
, 1 Gy = 1 Joule/kg des Stoffes (Gewebes).
Eine ältere Einheit ist
rad
(absorbed dose of radiation). Umrechnung: 1 rad = 0,01 Gy, 1 Gy = 100 rad. Für
die Röntgenstrahlung und die Gamma-Strahlung wird auch die Einheit Rentgen, auch Röntgen oder
Roentgen
(R)
verwendet. Die Umrechnung ist hier komplexer, denn die Energiedosis ist vom Material und
Typ der Strahlung abhängig. Zum Beispiel absorbiert der menschliche Körper bei der Exposition durch 1
Rentgen Gamma-Strahlung die Dosis von ungefähr 1 rad (0,01 Gy).
Äquivalente Dosis
ist eine Größe, die es ermöglicht, biologische Auswirkungen verschiedener Arten der
Strahlungen und ihrer Mischungen mit einer, vergleichbarer Art auszudrücken. Die Reaktion des lebenden
Gewebes, das verschiedenen Arten von Strahlungen ausgesetzt ist, ist nämlich nicht direkt proportional zur
physikalischen Dosis D. Dicht ionisierende korpuskulare Strahlung (Alpha, Beta) hat bei gleicher Dosis eine
wesentlich höhere Wirkung. Diese Unterschiede der relativen biologischen Wirksamkeit werden für einzelne
Arten der Strahlung mit dem Qualitätsfaktor Q ausgedrückt. Mit seiner Hilfe wird dann das Äquivalent H
bestimmt, das die biologische Wirksamkeit der Strahlung verschiedener Radionuklide auf einen
gemeinsamen Nenner umwandelt und aus dieser Perspektive ihren Vergleich ermöglicht. Die Äquivalent ist
durch das Verhältnis H = Q x D gegeben.
Die Einheit der Äquivalentdosis ist
Sievert (Sv)
. Im Falle der Gamma-Strahlung stimmt ihr Wert mit Gy
überein (der Qualitätsfaktor ist für die Gamma-Strahlung gleich 1), bei korpuskularer Strahlung ist sie bei
gleicher Dosis höher. Sie charakterisiert einheitlich die biologischen Auswirkungen der Strahlung beliebiger
Radionuklide und ihrer Kombinationen. Sie ist nicht direkt messbar und wird durch eine Berechnung
abgeleitet. Im Strahlenschutz ist sie die am meisten verwendete Einheit. Sie ist relativ groß, in der Praxis
arbeitet man üblicherweise mit ihren Teilen, Millisievert (mSv) oder Mikrosievert (µSv).
Eine ältere Einheit ist
rem
(Roentgen equivalent man). Umrechnung: 1 rem = 0,01 Sv; 1 Sv = 100 rem.
Effektive Dosis
bezeichnet den Anteil einzelner bestrahlter Gewebe an der ganzkörperlichen Bestrahlung.
Es ist eine gewichtete Summe der äquivalenten Dosen auf alle bestrahlten Gewebe und Organe, denn
verschiedene Gewebe sind unterschiedlich radiosensitiv unter dem Aspekt der Wahrscheinlichkeit
krebserregender Wirkungen. Sie ermöglicht mit einer Zahl die Strahlungsbelastung des Körpers bei
ungleichmäßiger Bestrahlung der Körperteile auszudrücken, wie es bei einer ärztlichen Anwendung der
ionisierenden Strahlung und oft auch bei beruflicher Exposition der Fall ist. Bei gleichmäßiger Bestrahlung
des gesamten Körpers mit einer bestimmten Art der Strahlung stimmt die effektive Dosis mit der
äquivalenten Dosis überein. Auch hier ist die Einheit
Sievert (Sv)
.
Effektive Äquivalentdosis der Bevölkerungsgruppen - Einzelperson-Sv
Summe der effektiven
Personendosen aller Einzelpersonen einer bestimmten Gruppe. Sie ist z. B. bei der Prognose der
gesundheitlichen Auswirkung der Projekte mit Strahlenexposition der Bevölkerung von Bedeutung.
Effektive Folgedosis E(τ)
2
bzw. äquivalente Folgedosis HT(τ) ist ein Zeitintegral der Leistungsrate, bzw.
das Äquivalent für die Zeit τ ab der Aufnahme eines Radionuklids. Sie wird bei der Beurteilung der
Auswirkung der inneren Bestrahlung verwendet, die im Unterschied zur äußeren mit der Einstellung der
Strahlenexposition nicht endet, sondern eine Reihe von weiteren Jahren anhält, manchmal auch sehr lange
(sie ist von der effektiven Halbwertzeit der aufgenommenen und im Körper persistierenden Radionuklide
abhängig). Falls nicht anders angegeben wird für die lebenslange Exposition üblicherweise die Dauer von 50
Jahren für die Aufnahme von Radionukliden bei Erwachsenen und der Zeitraum bis zum Alter von 70 Jahren
bei der Aufnahme der Radionuklide bei Kindern berechnet. Ähnlich sind auch die Auswirkungen der
effektiven Äquivalentdosis der Bevölkerungsgruppen definiert. Auch hier ist die Einheit
Sievert (Sv)
.
Gesamtdosis
ist die Summe der externen und internen Dosen, einschließlich der effektiven Folgedosen.
Dosisleistung (Dose Rate)
ist die Geschwindigkeit, mit der die Person eine Strahlendosis oder ein
Äquivalent aufgenommen hat (oder aufnehmen würde). Es ist ein Maß der Intensität einer Strahlendosis. Die
gewöhnlich verwendeten Maßeinheiten der Äquivalente sind: µSv /Std, µSv/Woche, mSv/Woche,
mSv/Quartal, mSv/Jahr.
2
ist der griechische Buchstabe Tau

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Radioaktive Kontamination
ist eine Verunreinigung beliebigen Materials oder seiner Oberfläche, des
Umfelds oder einer Person mit einem radioaktiven Stoff überall, wo es nicht absichtlich geschieht oder nicht
erwünscht ist. Es können Luft, Wasser, Oberflächen, Boden, Pflanzen, Gebäude, Tiere und auch Menschen
kontaminiert werden. Im Falle des menschlichen Körpers kann es sich um eine äußere Kontamination der
Haut oder eine innere Kontamination oder beides handeln. Die Menschen müssen sich der Kontamination
nicht bewusst sein. Sie kann auch auf andere Personen übertragen werden, z. B. mit der Bekleidung, bei
innerlich kontaminierten Personen über Sekrete.
3.2.2 Auswirkungen der ionisierenden Strahlung auf lebende Masse
3.2.2.1 Biologische Auswirkungen
Falls die ionisierende Strahlung lebende Masse durchdringt, kollidiert sie mit anwesenden Atomen, erregt sie
und scheidet die Elektronen aus den Atomen des Körpers aus. Es folgt die Dissoziation von Molekülen, die
Bildung von Ionen und die folgende Bildung von Radikalen. Unter Berücksichtigung, dass zu den am
häufigsten ausgeschiedenen Molekülen Wasser gehört (H
2
O), gehört zu den üblichen Folgen der
Bestrahlung die Entstehung von Kationen H+, Hydroxyl-Anionen OH-, und unter der Anwesenheit von
Sauerstoff die weitere Bildung von instabilen Molekülen z. B. des Wasserstoffperoxids H
2
O
2
, des atomaren
Sauerstoffs O
2
, HO
2
u. A. Es geht um die sog. freien Radikalen, die mit Zellen im Gewebe reagieren,
chemische Bindungen stören und somit Zellen verletzen.
Im Falle von Zellen, die in Geweben und im Körper eine bedeutende Steuerungs- oder Regulierungsfunktion
haben, kann ihre chemische Verletzung auch schwerwiegende Folgen haben Besonders schwerwiegend
kann die Verletzung der DNA als Trägerin des Erbguts einer Zelle und des gesamten Organismus sein.
Ein Molekül der DNA ist für übliche molekulare Verhältnisse außerordentlich groß, aufgewickelt auf eine sehr
lange Helix, bestehend aus länglichen und unter einem optischen Mikroskop sichtbaren Formationen, sog.
Chromosomen. Die Beschädigung der DNA durch Strahlung kann deshalb unter einem Mikroskop als eine
Formveränderung, Überkreuzung oder Brüche von Chromosomen sichtbar sein. Darauf basiert auch die
Methode der Beurteilung der angeführten Formveränderungen, der sog. Chromosomaberrationen in
Lymphozyten. Ihre Feststellung im mikroskopischen Bild kann als eine Methode des Nachweises des
Kontakts des Organismus mit ionisierender Strahlung gelten.
Außer der DNA, derer Beschädigung durch ionisierende Strahlung die schwerwiegendsten Auswirkungen
hat, können durch die Exposition auch andere Komponenten von Molekülen oder Zellen wie Lipide, Enzyme
und sonstige Eiweiße, Zellmembranen, Mitochondrien u. Ä. beschädigt werden.
Bestrahlte Zellen sterben bei einer schwerwiegenderen Beschädigung, bei einer mäßigen können sie in
einem geänderten Zustand überleben, es kommt zur sog. Mutation. Falls es um eine somatische Zelle aus
menschlichen Geweben geht, kann sie in der Weise mutieren, die ihre schrittweise Umwandlung in eine
Krebszelle ermöglicht, die bei der Teilung diese Eigenschaft auf andere Tochterzellen überträgt. Auf dieser
Basis können somit in Geweben Herde der zukünftigen Entwicklung einer bösartigen Geschwulst entstehen.
Falls eine Keimzelle betroffen ist, und falls sie sich an der Befruchtung beteiligt hat, werden ihre geänderten
Eigenschaften auf die Nachkommenschaft und weitere Generationen übertragen. In Folge dessen können
angeborene Defekte entstehen.
Für die ionisierende Strahlung sind Zellen insbesondere in der Phase der Teilung empfindlich. Deshalb
neigen sie zur Beschädigung durch Bestrahlung eher die (radiosensitiven) Gewebe, in denen stets und
intensiv Zellteilung stattfindet. Das sind insbesondere blutbildenden Organe (Knochenmark) und die
Geschlechtsdrüse.
3.2.2.2 Gesundheitliche Auswirkungen
Bei einer Strahlenexposition des menschlichen Körpers greift die ionisierende Strahlung die betroffenen
Atome und Molekülen an und ändert ihre Eigenschaften. Sie kann somit die Gesundheit gefährden. Unter
Berücksichtigung der umfangreichen Forschungsstudien über die Einwohner der japanischen Städte
Hiroshima und Nagasaki, die die Explosionen der Atombomben überlebten, und ihrer Nachkommen sowie
auch der Menschen, die bei Unfällen Strahlung ausgesetzt waren (einschließlich Tschernobyl) sind
heutzutage die Auswirkungen von hohen einmaligen Dosen der ionisierenden Strahlung verhältnismäßig gut
bekannt. Langfristige bis lebenslange Auswirkungen durch sehr kleine Dosen, denen wir üblicherweise in der
Umwelt ausgesetzt sind, können nicht direkt erkannt werden, sie werden mittels Extrapolation der
Indikatoren der Auswirkungen von höheren Dosen abgeleitet.

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Die ungünstigen Auswirkungen der ionisierenden Strahlung auf den Menschen werden in zwei Gruppen
unterteilt:
deterministische und
stochastische.
Deterministische
sind Auswirkungen mit direkter Beschädigung des Zellgewebes (z. B. Hautentzündungen,
Katarakte, akute
Strahlenkrankheit
). Sie treten nach hohen Dosen auf. Sie haben eine Wirkungsschwelle,
über die hinaus die Schwere der Schäden wächst und die Regenerationsfähigkeit mit der Dosis nachlässt.
Unter dem Schwellenwert treten sie nicht auf. Oft, aber nicht immer, haben sie akuten Charakter und sie
treten bald nach der Bestrahlung auf.
Die schwerwiegendste Folge der deterministischen Auswirkungen der hohen Dosen der ionisierenden
Strahlung ist die Strahlenkrankheit. Massenhaft kam sie nach der Explosion von Atombomben in Hiroshima
und Nagasaki vor, in wenigen Fällen auch bei Arbeitern und Feuerwehrleuten im Verlaufe der Unfälle in den
Kernkraftwerken von Tschernobyl und Fukushima. Sie stellen eine schwerwiegende Gefahr für die
Bevölkerung im Falle des militärischen Einsatzes von Atomwaffen dar. Sie tritt bei der Bestrahlung mit
Dosen von 0,5 bis 1 Gy und höher auf. Es handelt sich um eine schwere Erkrankung, die oft tödlich verläuft
und verschiedene Organe schädigt, insbesondere Verdauungstrakt, Knochenmark (Blutbildung) und
zentrales Nervensystem. In schweren Fällen sterben die Kranken innerhalb weniger Wochen, meistens in
Folge der Destruktion des Knochenmarks, Infektionen (Immunschwäche) und an inneren Blutungen. Falls
sie überleben, dauert die Heilung von mehreren Wochen bis zu zwei Jahren.
Die deterministischen Auswirkungen bei erhöhten akuten Dosen der Strahlung können sich auch durch
weniger schwerwiegende Schäden, Hautentzündungen (oft schwer heilbar), chronische entzündliche
Hautänderungen und den Star der Augenlinse zeigen.
Stochastische
Auswirkungen sind durch die Entstehung bösartiger Geschwülste und Erbgutschädigung
charakterisiert. Sie können nicht nur bei hohen, sondern auch bei geringen Dosen auftreten. Nach dem
allgemein angenommenen konservativen Ansatz, der für die Zwecke des Strahlenschutzes verwendet wird,
haben sie keine Wirkungsschwelle und die Auswirkung wachsen linear zur Dosis. Dieses sog. LNT Modell
wird nicht allgemein angenommen, für die Praxis stellt es allerdings eine zweckmäßige Konzeption dar. Mit
der Dosis wächst nicht die Schwere der Beschädigung, sondern die Wahrscheinlichkeit ihrer Entstehung.
Stochastische Wirkungen sind verzögert, sie wirken sich erst nach einer bestimmten Zeit der Exposition aus,
oft erst nach vielen Jahren.
Die schwerwiegendste schädliche Folge der stochastischen Auswirkungen der ionisierenden Strahlung ist
die Entstehung von
bösartigen Geschwülsten
. Es geht um einen verzögerten Effekt, das klinische Stadium
der Geschwulst entwickelt sich erst nach einer relativ langen Latenz, normalerweise 5 bis 15 Jahre, und in
einigen Fällen auch nach einer viel längeren. Während dieser Zeit kann der Organismus verschiedenere
Reparationsprozesse anwenden z. B. Reparaturen von beschädigten Molekülen oder Tötung von gestörten
Zellen. In Hiroshima und Nagasaki waren die häufigsten Formen der ausgelösten Wucherung Leukämie, in
Tschernobyl bösartige Geschwülste der Schilddrüse, hauptsächlich bei Kindern. Die krebserregende
Wirkung ist bei großen Dosen der ionisierenden Strahlung nachgewiesen, bei kleinen Dosen (unter 100
mSv) wird sie nur vorausgesetzt.
Krebs, der in Folge der ionisierenden Strahlung entsteht, kann pathologisch nicht von anderen
Geschwülsten unterschieden werden, die auf andere Ursachen zurückzuführen sind. Allgemein kann man
nicht mit Bestimmtheit sagen, ob der stochastische Strahlungseffekt wie die Spaltung einer Geschwulst, die
Folge einer Strahlenexposition ist. In den meisten Fällen kann man nur abschätzen, dass die ionisierende
Strahlung einen Beitrag geleistet hat. Die Heilung von Geschwülsten und anderen Krankheiten, über die wir
annehmen, dass sie von der ionisierenden Strahlung kommen, unterscheidet sich nicht von der Heilung der
derselben Krankheit, wenn sie aus anderen Gründen entstanden ist.
Bei Versuchstieren sind in Folge der ionisierenden Strahlung auch Erbkrankheiten nachgewiesen worden,
auch bei Menschen wurden solche Auswirkung der ionisierenden Strahlung nachgewiesen.
Hohe Strahlendosen haben bei Versuchstieren auch auf das sich entwickelnde Embryo und den Fötus
Auswirkungen und rufen angeborene Defekte hervor. Auf Grund der experimentellen Ergebnisse nimmt man
an, dass die Wirkungsschwelle hier rund 100 mGy beträgt. Nach den gegenwärtigen wissenschaftlichen
Erkenntnissen ist dieser Typ der Auswirkung bei kleinen Strahlendosen (unter 100 mGy) nicht zu erwarten.

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Bei der Beurteilung der Gefährlichkeit der inneren Bestrahlung ist ein wichtiges Kriterium die physikalische
effektive Halbwertzeit des gegebenen Radionuklids, die die Wirkungslänge charakterisiert, falls es im Körper
verbleibt. Bei Tieren und auch beim Menschen behandelt der Organismus die Radionuklide wie
Basiselemente, aus denen sie abgeleitet sind. Falls sie biogen sind, findet in bestimmter Weise ihr
Stoffwechsel statt. Wenn sie in den Körper durch Einatmen, Einnahme, Hautabsorption oder offene Wunden
eindringen, können sie sich im Gewebe festsetzen oder in Körperflüssigkeiten zirkulieren. Bei
Gewebeänderungen im Rahmen des Stoffwechsels können sie über Schweiß, Harn und Stuhl
ausgeschieden werden. Falls dieser Stoffwechsel schnell genug ist, befreit sich der Körper früher von
Radionukliden, als es seinem Aussterben nach der physikalischen effektiven Halbwertszeit entsprechen
würde. Entscheidend ist hier
die biologische Halbwertszeit
, d. h. die Zeit, in der vom Körper die Hälfte des
aufgenommenen Radionuklids ausgeschieden wird. Es wird auch die
effektive Halbwertszeit
bestimmt, die
sowohl die radioaktive als auch die biologische Halbwertszeit umfasst. Sie ergibt sich aus der Berechnung
der Dosis einer inneren Quelle der Radioaktivität. So hat z. B. das bekannte Nuklid aus dem Niederschlag
nach Versuchen mit Atomwaffen und nach Unfällen der Kernkraftwerke, Cäsium-137, die physikalische
Halbwertszeit 30 Jahre und die effektive Halbwertzeit 70 Tage.
3.2.3 Strahlendosen
Wir führten bereits an, dass die grundlegende physikalische Größe für den radiologischen Schutz die
absorbierte Dosis ist. Vor allem von ihrer Größe ist die biologische und gesundheitliche Wirkung abhängig.
Die Effekte der einmaligen akuten großen Dosen, vor allem aus Hiroshima und Nagasaki, sind gut
untersucht. Für die Praxis des Strahlenschutzes der Bevölkerung sind allerdings unter normalen
Bedingungen langfristig, bzw. lebenslang wirkende chronische kleine Dosen, denen wir gewöhnlich
einerseits aus natürlichen und andererseits aus anthropogenen Quellen ausgesetzt sind. Große
wissenschaftliche Aufmerksamkeit wird deshalb in der Radiobiologie den Auswirkungen der kleinen Dosen
ionisierender Strahlung gewidmet.
3.2.3.1 Charakteristik und Besonderheiten kleiner Dosen ionisierender Strahlung
Als kleine Dosen werden Strahlendosen bezeichnet, die keine unmittelbaren (deterministischen)
Auswirkungen, sondern nur stochastische Auswirkungen haben, d. h. die die Wahrscheinlichkeit des
Auftretens später Effekten (bösartigen Geschwülsten usw.) erhöhen. Für dünn ionisierende Strahlung
werden hier üblicherweise Dosen bis 100 mGy, für dicht ionisierende Strahlung bis 50 mGy eingeordnet.
Die grundlegende Schwierigkeit bei der Beurteilung der Auswirkungen von kleinen Strahlendosen ist, dass
die Effekte nicht direkt nachgewiesen werden können, denn sie sind sehr klein und man kann sie nicht vom
Effekt anderer, viel wirksamerer krebserregender Faktoren trennen. Sie werden deshalb aus Ergebnissen
der humanen epidemiologischen Studien von Personen bestimmt, die hohen Dosen, oft einmalig (in
Hiroshima u. Ä.) ausgesetzt waren. Die festgestellten Auswirkungen von hohen Dosen werden dann in
niedrige Dosen und sehr langfristig, bis lebenslang wirkend extrapoliert, was in die Ergebnisse ein
erhebliches Maß an Unsicherheiten hineinbringt.
Weitere Unsicherheiten ergeben sich aus der Unmöglichkeit, die Abhängigkeit zwischen der Dosis von 0 bis
100 mSv und ihrer stochastischen Wirkung zu bestimmen. Für die Praxis wird allgemein ein einfacheres als
das oben genannte LNT Modell angenommen, d. h. schwellenfreie Wirkung und lineare Abhängigkeit. Für
seine Gültigkeit gibt es allerdings keine Nachweise und es gibt auch Hypothesen über andere Modelle.
Grundsätzlich abweichend ist die Hypothese über günstige Auswirkungen kleiner Dosen (sog.
Strahlungshormesis)
in
einigen
experimentellen
Erkenntnissen
nachgewiesen.
Laut
mehreren
veröffentlichten Studien wächst nach einer Bestrahlung mit sehr niedrigen Dosen bei Zellen die Adaptations-
, bzw. Reparationsfähigkeit gegenüber Strahlungsschäden durch höhere Dosen. Die allgemeine Akzeptanz
der Theorie der Hormesis würde die Ansicht zu den erforderlichen Schutzmaßnahmen komplett ändern,
denn sehr niedrige Dosen könnten nicht als schädlich, sondern im Gegenteil als nützlich betrachtet werden.
Die Studien, die diese Vorstellung unterstützen, werden allerdings zurzeit von den entscheidenden
Autoritäten nicht als überzeugend betrachtet.
Unter Berücksichtigung der angeführten Mängel und Unsicherheiten des aktuellen Wissensstands darf man
alle prognostischen Berechnungen der Auswirkungen kleiner Dosen auf die Bevölkerung höchstens als
annehmbare Approximationen, nicht jedoch als wissenschaftlich nachgewiesene Fakten verstehen. Das gilt
z. B. auch für folgenden Koeffizienten (Tabelle 1).

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Mit dem Studium kleiner Strahlendosen und dem Schutz davor (u.a.) beschäftigt sich detailliert die
internationale Kommission für Strahlenschutz ICRP (The International Commission on Radiological
Protection), eine unabhängige Nichtregierungsorganisation, gegründet im Jahr 1928. Sie bearbeitet
systematisch die neuen wissenschaftlichen Erkenntnisse aus dem Bereich der Radiologie und nutzt diese zu
Aktualisierungen der vorbeugenden Grundsätze zum Schutz vor den mit der ionisierenden Strahlung
verbundenen Risiken (künstlich produzierte Strahlung sowie natürliche Strahlung). Sie verbindet die
bedeutendsten weltweiten Fachleute auf diesem Gebiet. Sie genießt in dieser Richtung eine hohe
internationale Autorität.
Seit ihrer Gründung erlässt die ICRP entsprechende Empfehlungen. Auf Grund der aktuellen
wissenschaftlichen Erkenntnisse entwickelt sie darin schrittweise die Strahlendiagnostik, sie präzisiert die
verwendeten Einheiten und perfektioniert die Verfahren und Anforderungen an den Strahlenschutz. Alle
internationalen Standards und die nationalen Regulierungsaktivitäten im Bereich des Strahlenschutzes
basieren auf Empfehlungen der ICRP.
Wir erwähnen hier die letzten zwei bedeutenden Empfehlungen der ICRP. Es handelt sich vor allem um die
Empfehlung Nr. 60 aus dem Jahr 1990. Durch sie wurden, hauptsächlich auf der Basis neuer Erkenntnisse
aus fortschreitenden Studien der gesundheitlichen Entwicklung von 90.000 Japanern, Überlebenden der
Explosionen der Atombomben, die Einstellungen zum Strahlenschutz wesentlich modernisiert, die
Grenzwerte der Strahlenexposition verschärft, ein neues Verständnis der durch Strahlung verursachten
Gesundheitsschäden wie tödliche Krebserkrankungen, erbliche Schäden und sonstige, nicht tödliche
Krebserkrankungen eingeführt. Die früheren Risiko-Koeffizienten wurden deutlich erhöht.
Im Jahr 2007 wurde eine neue Empfehlung der ICRP Nr. 103 verabschiedet, die die Angaben der
Empfehlung aus dem Jahr 1990 ersetzte bzw. anpasste. Es ist eine sehr umfangreiche Analyse neuer
Erkenntnisse und deren Folgen (Buch mit 332 Seiten). Sie wendet neue wissenschaftliche Feststellungen
und Trends aus dem Bereich der Strahlenphysik an. Sie präzisiert die Werte der verwendeten Strahlungs-
und Gewebe-Gewichtsfaktoren zur Bestimmung der äquivalenten und effektiven Dosis. Sie beweist,
begründet und argumentiert alle Schlussfolgerungen detailliert und wissenschaftlich. Sie ist eine
Vervollkommnung der Hauptgrundsätze des Strahlenschutzes: Rechtfertigung, Optimierung und
Beschränkung der Bestrahlung. Zur Absicherung des Grundsatzes der Limitierung für alle relevanten
Quellen der Strahlenexposition führt die Analyse die Grenzdosen und Referenzniveaus für geplante und
Notsituationen (dose and risk constraints) ein. Bei der Planung von Kernkraftanlagen erfüllen in der
Tschechischen Republik diese Funktion sog. autorisierte Grenzwerte (siehe unten).
3.2.4 Dosis-Wirkungs-Zusammenhang der Strahlung, Grenzwerte der Strahlenexposition
In dieser Studie beschäftigen wir uns nicht näher mit den Fragen der Strahlenkrankheit bei extrem hohen
einmaligen Dosen der ionisierenden Strahlung, sondern nur mit den langfristigen Auswirkungen von kleinen
Dosen, der die Bevölkerung der Erde üblich und systematisch begegnet. Wir orientieren uns somit nur an
den stochastischen Auswirkungen. Die wissenschaftlichen Unterlagen, aus denen die sich durch die
Exposition ergebenden Risiken durch ionisierende Strahlung abgeleitet sind, stellen einerseits humane
Studien (vor allem die bereits erwähnte Beobachtung der Überlebenden der Explosionen von Atomwaffen in
Hiroshima und Nagasaki und ihrer Nachkommen, außerdem die Studie der bestrahlten Personen nach dem
Unfall in Tschernobyl, der Bergmänner in Uran-Minen, von Personen, die Radon und seinen Produkten in
"Radon"-Häusern ausgesetzt sind), und andererseits experimentelle Studien an Tieren, insbesondere
Mäusen dar. Aus den Studien in Hiroshima und Nagasaki ergab sich z. B. der bis vor kurzem verwendete
Risiko-Koeffizient des Todesfalls wegen einer bösartigen Geschwulst für die Bevölkerung von 5.10
-2
Sv
-1
, d.
h. bei einer Dosis 1 Sv auf 100 Bewohner 5 Todesfälle, bei der Dosis 1 mSv dann 5 Fälle auf 100 000
Bewohner usw.
Auch wenn das oben angeführte LNT Modell von stochastischen Auswirkungen geringer Strahlungsdosen
das wissenschaftlich annehmbare Konzept für die Praxis des Strahlenschutzes bleibt, kann es nicht
eindeutig nachgewiesen werden. Unter Berücksichtigung dieser Unsicherheit hielt es die ICRP in ihrer
letzten Empfehlung (2007) für sinnvoll, für die Zwecke der Planung im Bereich der öffentlichen Gesundheit
die hypothetischen Anzahlen der Geschwülste zu berechnen, welche sich aus sehr niedrigen
Strahlungsdosen bei einer großen Bevölkerungszahl über einen langen Zeitraum ergeben könnten.

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Stattdessen entwickelte die ICRP Kommission anhand der modernsten wissenschaftlichen Erkenntnisse
Koeffizienten für die Schätzung der sogenannten Gesundheitsschädigung
3
.
Die
Koeffizienten
berücksichtigen im Ganzen das potenzielle Risiko von tödlichen und auch heilbaren bösartigen
Neubildungen, der Schädigung der Nachkommen und den Effekt der Lebensverkürzung. ICRP umfasst hier
auch die auf Kinder vererbten Schäden, obwohl sie beim Menschen nicht nachgewiesen wurden. Das
geschieht aufgrund der vorbeugenden Vorsicht und unter Berücksichtigung dessen, dass es bei
Versuchstieren in dieser Richtung überzeugende Nachweise gibt. Die erste Zeile der Tabelle bezieht sich
auf die gesamte Bevölkerung (einschließlich der Kinder), die zweite auf beruflich exponierte Erwachsene.
Für unsere folgenden Berechnungen werden wir das Risiko eines Gesundheitsschadens für die gesamte
Bevölkerung berechnen, also unter der Verwendung des Koeffizienten 0,057 Sv
-1
.
Tab. 1 Nominale Risiko-Koeffizienten (10
-2
Sv
-1
) der gesundheitlichen Schäden für stochastische Auswirkungen
nach der Exposition durch geringe Strahlendosen
Exponierte Bevölkerung
Neubildungen
Erbeffekte
Insgesamt
Insgesamt
5,5
0,2
5,7
Erwachsene
4,1
0,1
4,2
Aus den Erkenntnissen über stochastische Auswirkungen der ionisierenden Strahlung auf den Menschen
werden auch die angewandten Grenzwerte abgeleitet. Unter Berücksichtigung des oben angeführten
Modells ohne Wirkungsschwellen können die Niveaus nicht bestimmt werden, die eine vollständige
Unschädlichkeit der Strahlung gewährleisten würden, denn auch minimale Dosen rufen biologische
Wirkungen (wenn auch minimal) hervor. Die Lösung in diesem Fall ist eine Konzeption des sog. akzeptablen
Risikos, d. h. Sicherstellung einer geringen Wahrscheinlichkeit der Auswirkungen, die man aus
gesundheitlicher und gesellschaftlicher Perspektive gerade noch akzeptieren kann. Die Perspektiven sind
hier natürlich sehr streng.
Einer der grundlegenden Grundsätze des Strahlenschutzes lautet, dass alle Ionendosen so niedrig gehalten
werden müssen, wie es unter der Erwägung von wirtschaftlichen und gesellschaftlichen Perspektiven
erreichbar ist (Grundsatz der Optimierung der Bestrahlung). Man bemüht sich also darum, dass die
Bestrahlung von Menschen auf einem möglichst niedrigen, allerdings vernünftigerweise erreichbaren Niveau
gehalten wird.
Die Grenzwerte für die Begrenzung der Bestrahlung werden gemäß der Verordnung SÚJB Nr. 422/2016
GBl. in drei Gruppen unterteilt:
allgemeine Grenzwerte für die Einwohner,
Grenzwerte für einen Mitarbeiter im radioaktiven Bereich,
Grenzwerte für Schüler und Studenten.
Unter Berücksichtigung der Orientierung dieses Textes zum Schutz der Bevölkerung werden wir uns
lediglich mit den allgemeinen Grenzwerten beschäftigen.
Der grundlegende, für die effektive Gesamtpersonendosis bestimmte
allgemeine Grenzwert
der äußeren
Bestrahlung und der effektiven Folgedosen der inneren Bestrahlung beträgt gemäß der oben angeführten
Verordnung (in der Übereinstimmung mit der Empfehlung ICRP)
1 mSv für ein Kalenderjahr
. Er bezieht
sich auf die durchschnittliche berechnete Exposition der kritischen Bevölkerungsgruppe für alle
Expositionswege aus allen Quellen der ionisierenden Strahlung. Den Expositionsgrenzwert stellt der
quantitative Indikator für die Begrenzung der gesamten Bestrahlung einer physischen Person aus
Tätigkeiten
im Rahmen der geplanten Expositionssituationen
gemäß der im Atomgesetz angeführten
Definition dar.
Die Expositionsgrenzwerte gelten für die medizinische Bestrahlung nicht. Sie wird nicht in die
Bestrahlung aus natürlichem Hintergrund eingerechnet.
3
Die Gesundheitsschädigung (engl. detriment) ist nach der ICRP "die gesamte Gesundheitsschädigung, zu welcher es in der
exponierten Gruppe und bei deren Nachkommen infolge der Gruppenexposition durch Strahlungsquellen gekommen ist." Es ist ein
mehrdimensionaler Begriff. Seine Grundkomponenten sind diese stochastischen Quantitäten: die Wahrscheinlichkeit der
hervorgerufenen tödlichen Neubildung, gewichtete Wahrscheinlichkeit der hervorgerufenen heilbaren Neubildung, gewichtete
Wahrscheinlichkeit der schweren erblichen Folgen und der Lebensverkürzung infolge der Schädigung."

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Gemäß dem Atomgesetz ist die Dosisoptimierungsgrenze für alle Ableitungen radioaktiver Stoffe die
durchschnittliche effektive Dosis
250 µSv für ein Kalenderjahr
für die betreffende kritische
Bevölkerungsgruppe, bei Kernenergieanlagen davon
200 µSv
für Ableitungen in die Luft und
50 µSv
für
Ableitungen in Wasserläufe.
Daneben werden bei der Bauplanung neuer bedeutender Quellen gemäß Verordnung SÚJB Nr. 422/2016
GBl. die quantitativen Indikatoren der
autorisierten Grenzwerte
als bindend festgelegt, in der Regel sind sie
ein Ergebnis der Optimierung des Strahlenschutzes für einzelne Strahlungstätigkeiten oder einzelne Quellen
der ionisierenden Strahlung, und bedürfen der Genehmigung durch die staatliche Behörde für Atomschutz.
Sie können strenger sein als die oben angeführten optimierten Dosisgrenzwerte. Bei der Erweiterung der
Kernkraftwerke wird für jede neue Quelle ein neues Verfahren zur Bestimmung von neuen autorisierten
Grenzwerten realisiert. Sie entsprechen der Anforderung der Festlegung von begrenzten (dose constraint)
gemäß der Empfehlung der ICRP aus dem Jahr 2007.
Zur Frage der beschriebenen Grenzwerte zur Begrenzung der Bestrahlung ist anzumerken, dass im
Strahlenschutz der Nachdruck vor allem auf die Optimierung gelegt wird und die Rolle der Limitierung von
Dosen in den Hintergrund rückt. Bei einer sorgfältig durchgeführten Optimierung, d. h. Reduzierung der
Dosen auf die niedrigste vernünftigerweise erreichbare Grenze ist die Anwendung der Grenzwerte nicht
erforderlich, es werden üblicherweise die Niveaus unter den Grenzwerten eingehalten.
3.2.5 Strahlenschutz
Eine bedeutende Komponente des Schutzes der öffentlichen Gesundheit ist der Strahlenschutz, dessen Ziel
es ist, ein adäquates Niveau des Gesundheitsschutzes sicherzustellen, und dies auch bei der Nutzung von
Expositionsquellen und Kernenergie für technische und wirtschaftliche Zwecke. Die Bedeutung des
Strahlenschutzes nimmt in der modernen Zeit mit der Erweiterung der Quellen der ionisierenden Strahlung
im Gesundheitswesen, der Industrie und in der sich entwickelnden Kernenergie zu. In allen diesen Fällen
werden strenge Anforderungen an die Sicherheit der Strahlenquellen, den Schutz der Gesundheit von
Mitarbeitern und auch den Schutz der Bevölkerung gestellt.
3.2.5.1 Grundsätze des Strahlenschutzes
Der letzte Bericht Nr. 103 ICRD zielte darauf ab, dass seine Empfehlungen auf alle Quellen und auf alle
exponierte Personen in drei Basistypen von Expositionssituationen angewendet werden, die alle denkbaren
Umstände umfassen. Dazu zählen:
geplante Expositionssituationen - sie umfassen die beabsichtigte Einführung und den Betrieb der
Quellen,
Unfallexpositionssituationen, die während der Durchführung von geplanten Situation auftreten
können,
Expositionssituationen, die es bereits gibt, wenn über ihre Regelung entschieden wird.
Deshalb werden in der letzten Empfehlung der ICRP aus dem Jahr 2007 einheitliche Grundsätzen formuliert,
die sowohl für geplante und vorhandene Expositionssituation als auch für Unfälle gelten können.
Grundsätze:
Grundsatz der Rechtfertigung (justification)
Eine Tätigkeit, die zur Bestrahlung von Menschen führt, darf nur durchgeführt werden, falls sie gerechtfertigt
ist, was in diesem Zusammenhang als eine Tätigkeit betrachtet werden kann, bei der der gesundheitliche
Schaden, der durch die Strahlung verursacht werden kann, durch einen vorausgesetzten Beitrag für einen
Einzelnen und für die Gesellschaft kompensiert wird. Die Begründung muss vor der ersten Einführung
beliebiger Strahlungsaktivitäten in die Praxis und auch beim Erwerb von neuen Erkenntnissen über die
Wirkung und Folgen der entsprechenden Aktivität durchgeführt werden. Jede Entscheidung, durch die die
Bestrahlungssituation geändert wird, sollte mehr Nutzen als Schaden verursachen.
Grundsatz der Optimierung des Schutzes:
Bestimmung der Schutz- und Sicherheitsebene, die die gegebenen Bestrahlungen und auch die
Wahrscheinlichkeit und Größe der potenziellen Bestrahlungen so niedrig garantiert, wie dies
vernünftigerweise unter Berücksichtigung der wirtschaftlichen und sozialen Faktoren erreichbar ist. Für

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diesen Grundsatz wird auch die Abkürzung ALARA, das Akronym für "As Low As Reasonably Achievable"
(so niedrig, wie es vernünftigerweise erreichbar ist) verwendet, als eine Anforderung vernünftige Bemühung
aufzuwenden, um die Ionendosen der ionisierenden Strahlung so niedrig unter dem Grenzwert zu halten,
wie es praktisch möglich und mit dem Zweck der Aktivität konsistent ist, und dies unter Berücksichtigung des
Zustandes der Technologie, des Erfolges für die öffentliche Gesundheit und die Sicherheit die
Zweckmäßigkeit der gegebenen Nutzung der Nuklearenergie im öffentlichen Interesse.
Grundsatz der Anwendung Dosisgrenzwerten:
Jeder, der eine zur Bestrahlung führende Tätigkeit durchführt, ist verpflichtet, die Strahlung so zu
beschränken, dass die Bestrahlung keiner exponierten Person die festgelegten Grenzwerte überschreitet.
Die Gesamtdosis aller Einzelpersonen aus geregelten Energiequellen in geplanten Bestrahlungssituationen
(außer der medizinischen) darf die entsprechenden Grenzwerte nicht überschreiten.
Die ersten zwei angeführten Grundsätze beziehen sich auf die Quelle und werden in allen
Expositionssituationen verwendet, der Dritte bezieht sich auf Einzelpersonen und wird in geplanten
Expositionssituationen angewandt.
3.2.5.2 Strahlungssicherheit
Einen breiteren Aspekt des Schutzes vor radioaktiver Strahlung stellt die Sicherstellung der
Strahlungssicherheit dar. Dieser Problemkreis wurde international im Rahmen der IAEA (Internationale
Atomenergie-Organisation) gelöst und die Ergebnisse wurden als "IAEA Safety Standards, Fundamental
Safety principles“ (2006), als Empfehlung für alle Betreiber von Kernkraftanlagen und ihre Führungs- und
Aufsichtsorgane veröffentlicht.
Hinsichtlich der Strahlungssicherheit werden hier 10 Hauptgrundsätze formuliert. Neben den oben
angeführten Grundsätzen im Rahmen der Auslegung über den Strahlenschutz (Rechtfertigung, Optimierung,
Anwendung der Grenzwerte) wird hier der Grundsatz der Verantwortlichkeit für die Sicherheit postuliert, die
Aufgabe der Regierungen, der Grundsatz der Führung und Verwaltung der Sicherheit, der Grundsatz des
Schutzes der gegenwärtigen und zukünftigen Generationen, die Vorbeugung von Unfällen, die Bereitschaft
auf außerordentliche Ereignisse und Pflege um die Senkung der existierenden und nicht regulierten
Strahlungsrisiken festgelegt.
Die detailliertere Auslegung der angeführten Sicherheitsgrundsätze würde bereits deutlich über den Rahmen
dieser Studie hinausgehen.
3.2.6 Auswirkungen der Strahlung der Kernkraftwerke auf die Bevölkerung
Im Kernkraftwerk entstehen auf zwei Wegen radioaktive Stoffe:
durch das Spalten des Kernbrennstoffs,
durch die Aktivierung verschiedener Materialien, verursacht durch Neutronen (Baumaterialien,
Brennstoffe, Zusatzstoffe im Reaktorkühlmittel des primären Kreises, im Moderator, im Brennstoff u.
a).
Es entstehen hier somit Spalt- und Aktivierungsprodukte. Beim Auffangen von Neutronen durch die
Baustoffe wird Gamma-Strahlung emittiert.
Auch wenn die gasförmigen und flüssigen technologischen Medien vor der Ableitung ein ausgefeiltes und
außerordentlich wirksames Reinigungssystem durchlaufen, müssen die geringen Spuren von Radionukliden
gemäß den gültigen Genehmigungen einerseits in die Luft (Gasableitung), andererseits in die Abwässer
(flüssige Ableitungen) kontrolliert abgeleitet werden. Sie verbreiten sich in der Umgebung und erhöhen somit
auch unter störungsfreiem Betrieb eines Kernkraftwerks in geringem Umfang die Kontamination der Umwelt.
Diese Belastungen werden systematisch überwacht und ausgewertet.
Zu den bedeutendsten Radionukliden, die in die Luft entweichen, gehören einerseits die Spaltprodukte
(Edelgase Kr-85 und Xe-133, und außerdem I-131, I-133, Sr-90, Cs-134, Cs-137), andererseits die
Aktivierung- und Korrosionsprodukte (Cr-51, Fe-55, Mn-57, Co-60, Ni-59, Zn-65, Ag-110m), und auch die
Aktivierungsprodukte des Kühlmittels (H-3, C-14) und in Bezug auf die tatsächliche Leistung auch die der
Luft im Reaktorschacht (Ar-41) und in sehr geringem Umfang Aktivitäten von Transuranen (insbesondere
Am-241, Pu-239). Die Abwässer enthalten vor allem Tritium und in geringem Maße auch einige Aktivierungs-
und eventuell auch Spaltprodukte.

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3.3 Strahlungsexposition der Bevölkerung durch den aktuellen Betrieb von
EDU1-4
3.3.1 Kernkraftwerk Dukovany und seine Ableitungen
Das Kernkraftwerk Dukovany (EDU1-4) besteht aus vier Blöcken (Nr. 1 bis 4), jeder davon hat die
elektrische Leistung von ca. 500 MW
e
. Die Luftemissionen werden durch Ventilationskamine über einzelne
Blöcke abgeleitet, die Wasseremissionen der Abwässer in den Fluss Jihlava.
Unter Ableitung versteht man "flüssigen oder gasförmigen Stoff, in dem die enthaltenen Radionuklide die
Menge der Lösungsebenen nicht übersteigen und der gemäß den in der Genehmigung angegebenen
Bedingungen der Emission von Radionukliden in die Umwelt abgeleitet wird".
Als gasförmige Ableitungen bezeichnen wir in der Praxis eine Zusammenfassung von Radionukliden, die
aus Kernkraftwerken in die umliegende Luftumgebung entweichen, und als flüssige Ableitungen eine
ähnliche Zusammenfassung von Radionukliden, die aus Kernkraftwerken mit Abfallgewässern in die
Oberflächengewässer entweichen.
Die gasförmigen Ableitungen von EDU1-4 werden vor allem über die in den Lüftungsschächten enthaltene
Luft abgeleitet. Sie kommen aus den Räumen der kontrollierten Zone (der Hauptproduktionsblöcke und dem
Gebäude der aktiven Hilfsbetriebe), die mit einer speziellen Lüftungstechnik gelüftet werden.
Die Zusammensetzung der gasförmigen Emissionen von EDU1-4 können anhand der Ergebnisse der
Überwachung im Jahre 2014 demonstriert werden Von insgesamt 32 überwachten Radionukliden hatten 16
praktisch einen Nullwert, messbare Werte wurden in Edelgasen für Ar-41, Xe-133 und Xe-135, aus
Aerosolen Cr-51, Mn-54, Co-58, Fe-59, Co-60, Zr-95, Nb-95, Ag-110m, Sb-124 und Cs-137, in anderen I-
131, H-3 (Tritium) und C-14 festgestellt
Die flüssigen Emissionen sind in industriellen Abwässern von EDU1-4 (Wasserschlämme des Kühlwassers,
der Abwässer der Neutralisierung und in nicht spezifischem Wasser des Sekundärkreislaufs) enthalten.
Nach der Reinigung wird das Abwasser aus EDU1-4 durch den resultierenden Sammler in einen
Auffangbehälter im Skryjský Bach geleitet, der in das Wasserwerk Dalešice des Staubeckens Mohelno in
den Fluss Jihlava mündet.
Im Rahmen der Überwachung der flüssigen Ableitungen wurden im Jahr 2014 insgesamt 22 Radionuklide,
davon 15 praktisch mit Null-Ergebnissen, überwacht. In messbaren Mengen wurden vor allem Tritium (H-3),
und weiter in geringem Maße Mn-54, Co-58, Co-60, Ag-110m, Cs-134 und Cs-137 festgestellt.
Für beide Ableitungen aus EDU1-4 sind autorisierte Grenzwerte festgelegt, derer Einhaltung systematisch
kontrolliert wird.
Bei der Beurteilung der Auswirkungen des bestehenden Betriebs von EDU1-4 auf die öffentliche Gesundheit
gehen wir von der Studie "Beurteilung der Gesundheitsrisiken für die Bevölkerung in der Umgebung des
Kernkraftwerkes Dukovany durch Ableitungen von radioaktiven Stoffen in die Luft und in Wasserläufe,
einschließlich der Prognosen von Risiken für den Zeitraum des verlängerten Betriebs des Kernkraftwerks J.
Kotulán, Amec s.r.o., Brno, Februar 2015“ aus.
3.3.2 Überwachung der Expositionssituation in der Umgebung von EDU1-4
Zur Kontrolle der Einhaltung der zulässigen Ableitungen und zur rechtzeitigen Feststellung möglicher
Abflüsse dient die Strahlenkontrolle der Umgebung zur systematischen und allseitigen Überwachung. Sie
wird durch Überwachung, Messung, Beurteilung und Aufzeichnung von Größen und Parametern, die das
Strahlungsfeld und den Auftritt von künstlichen Radionukliden in der Umwelt realisiert. Zum Zwecke dieser
Überwachung wurde ein selbständiges Labor der Strahlungskontrolle der Umgebung (LRKO) in Moravský
Krumlov errichtet. Auf der Basis der durchgeführten betrieblichen Überwachung werden regelmäßig
vierteljährliche und jährliche Meldungen erstellt, die der staatlichen Aufsicht übergeben werden, und die
Ergebnisse der Überwachung stehen der Öffentlichkeit im Rahmen der Jahresberichte SÚJB zur Verfügung.
Die Höhe der Ableitungen spiegelt sich natürlich in der Kontamination der Umgebung wider. Zur Information
über die Ergebnisse der Kontrolltätigkeit führen wir hier eine Übersicht der Ergebnisse aus den Jahren 1984
bis 2013 an.

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Flächenmäßige Aktivität von künstlichen Radionukliden in den atmosphärischen
Niederschlägen
(an sechs
Punkten in der Umgebung von EDU1-4): keine nennenswerten Auswirkungen des Betriebs des Kraftwerks
im gesamten angeführten Zeitraum. Die Werte einiger Radionuklide waren vorübergehend im Jahr 1986 in
Folge des Unfalls in Tschernobyl erhöht.
Der Umfang der Aktivitäten der künstlichen radionukliden
Aerosolen
in der Luft (einschließlich des
gasförmigen radioaktiven Jods) an sechs Punkten in der Umgebung von EDU1-4: mehrmals vorübergehend
erhöhte Werte infolge des Unfalls in Tschernobyl, Fukushima und anderer nuklearer Unfälle im Ausland.
Keine nennenswerten Auswirkungen des Betriebs von EDU1-4 aufgezeichnet.
Die Volumenaktivitäten von künstlichen Radionukliden in
Niederschlagsgewässern
an sechs Punkten in
der Umgebung von EDU1-4: keine nennenswerten Auswirkungen von EDU1-4 aufgezeichnet.
Volumenaktivitäten von künstlichen Radionukliden in
Oberflächengewässern
(in ausgewählten Profilen des
Flusses Jihlava und Flüssen nicht beeinflusst durch die flüssigen Ableitungen. Im Fluss Jihlava erhöhte
Werte von Tritium, gemäß erwarteten Projektwerten. Außer dem Zeitraum 1991 bis 1995, als die
gemessenen Werte 100 Bq.l
-1
(116 -147 Bq.l
-1
) überstiegen, bewegten sie sich im gesamten anderen
überwachten Zeitraum vorwiegend zwischen 30 und 50 Bq.l
-1
(Durchschnitt 32,2 Bq.l
-1
). Keine
nennenswerten sonstigen Auswirkungen des Betriebes von EDU1-4 aufgezeichnet.
Volumenaktivitäten von künstlichen Radionukliden im Trinkwasser aus Brunnen, die sich in der Nähe des
Flusses Jihlava befinden (in Gemeinden Hrubšice, Kordula, Ivančice, Vémyslice, Višňové, Dukovany,
Řeznovice, Rouchovany, Mohelno, M. Bránice, Wasserleitung Ivančice, Wasserleitung M. Bránice): Erhöhte
Werte von Tritium gemäß erwarteten Projektwerten aufgetreten. Die Aktivitäten sind niedrig, sie bewegen
sich zwischen ca. 10 und 50 Bq.l-1 (Durchschnitt 22,9 Bq.l-1). Die ionisierende Strahlenexposition des
Trinkwassers aus diesen Brunnen ist somit minimal und im Vergleich mit den Auswirkungen anderer
Expositionsquellen (natürlichen und künstlichen) können sie vernachlässigt werden. Keine nennenswerten
sonstigen Auswirkungen des Betriebes von EDU1-4 aufgezeichnet.
Volumenaktivitäten von künstlichen Radionukliden im Grundwasser durch Bohrungen im Areal EDU1-4 und
der nahen Umgebung: dauerhaft erhöhte Werte von Tritium. Mit Ausnahme der vergleichsweise höheren
Aktivitäten in Jahren 1995, 1996 und 2005 (150,9; 87,4; 132,9 Bq.l-1) bewegen sich die Werte zwischen
ca.10 und 50 Bq.l-1 (Durchschnitt 35,3 Bq.l-1). Sie erreichen nicht die Werte der Untersuchungsniveaus
gemäß Überwachungsprogramm. Keine sonstigen nennenswerten Auswirkungen von EDU1-4
aufgezeichnet.
Volumenaktivitäten von künstlichen Radionukliden in
Milch
aus der nahen Landwirtschaftsgenossenschaft:
keine Auswirkung des Betriebes von EDU1-4 aufgezeichnet. Mehrere vorübergehend erhöhte Werte waren
eine Folge des Unfalls in Tschernobyl.
Äquivalente Dosisleistung
der Gamma-Strahlung
an ausgewählten Punkten der Umgebung von EDU1-4:
keine Auswirkung des Kraftwerkes aufgezeichnet. Die vorübergehend erhöhten Werte im Jahr 1986 wurden
durch den Unfall in Tschernobyl verursacht.
Die Niveaus
der flächenhaften Aktivitäten
von künstlichen Radionukliden (Gamma-Strahlung an
ausgewählten Punkten in der Umgebung von EDU): keine nennenswerten Auswirkungen des Betriebes von
EDU1-4 aufgezeichnet.
Die Niveaus der Messaktivitäten von künstlichen Radionukliden in
landwirtschaftlichen Früchten
, erfasst
in ausgewählten Profilen der Umgebung von EDU1-4
.
Eine vorübergehende Erhöhung der Radioaktivität
wurde nach dem Unfall in Tschernobyl festgestellt. Keine Auswirkung EDU1-4 aufgezeichnet
Die Messaktivität von künstlichen Radionukliden in
Fischen
, erfasst in ausgewählten Profilen in der
Umgebung von EDU1-4: keine nennenswerten Auswirkungen des Betriebes von EDU1-4 während der
Betriebsdauer von EDU1-4 aufgezeichnet.
Die Messaktivität von künstlichen Radionukliden in
Sedimenten der Oberflächengewässer
in
ausgewählten Profilen in der Umgebung von EDU1-4: es wurde keine Auswirkung des Betriebs von EDU1-4
während der Betriebsdauer von EDU1-4 aufgezeichnet.
Die Messaktivität von künstlichen Radionukliden in
Böden
von ausgewählten Profilen in der Umgebung von
EDU: es wurden keine nennenswerten Auswirkungen des Betriebs von EDU1-4 während der Betriebsdauer
von EDU1-4 aufgezeichnet.

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Zusammenfassend lässt sich somit feststellen, dass außer dem erhöhten Gehalt vom Tritium im Fluss
Jihlava, in Brunnen in seiner Nähe und im Grundwasser im Areal EDU1-4 und in seiner nächsten Umgebung
keine Erhöhung des Gehalts von radioaktiven Stoffen aus Ableitungen von EDU1-4 in der Umgebung
gemessen wurde. Die genannten Aktivitäten von Tritium entsprechen den erwarteten Projektwerten. Der
Gehalt von radioaktiven Stoffen in den Ableitungen überstieg in keinem Fall die im Dokument SÚJB "A04 -
festgelegten Grenzwerte und Bedingungen für den normalen Betrieb des Kernkraftwerkes Dukovany".
Unter Berücksichtigung dessen, dass das Tritium als einziges Nuklid, das aus den Ableitungen von EDU1-4
stammt, in einigen Umweltbereichen vorkommt und als solches manchmal ein erhöhtes Interesse der
Öffentlichkeit erregt, folgen hier einige Bemerkungen zu seinem Ursprung und Charakter.
Während die absolute Mehrheit von Radioisotopen durch die Reinigungsprozesse in Kernkraftwerken
aufgefangen wird, ist das Isotop des Wasserstoffes H-3 - Tritium eines der wenigen Radionuklide, das man
von radioaktiven Gewässern nicht trennen kann. Es verbindet sich mit Sauerstoff zum Tritiumwasser (HTO),
das beinahe die gleichen chemischen, physikalischen und weiteren Eigenschaften hat wie übliches
destilliertes Wasser, und deshalb gibt es keine Methode, wie man es vom üblichen Wasser trennen könnte.
Das Tritium ist deshalb die Quelle des überwiegenden Teils der Aktivität in gereinigten flüssigen Abfällen von
Kernkraftwerken. Die Kontaminationen sind allerdings sehr gering. Auch wenn ein Einwohner den
ganzjährigen Verbrauch des Trinkwassers nur mit dem Wasser mit aktivem Tritium von ungefähr 100 Bq.l
-1
abdecken würde, wäre die jährliche Aufnahme von Tritium bei solchem exponierten Menschen am Niveau
von ungefähr 1 µSv, was ein Wert ist, der 50 x niedriger ist als der gemäß Atomgesetz optimierte festgelegte
Dosisgrenzwert für die Ableitungen in Wasserläufe.
Zur Information fügen wir noch die grundlegenden Charakteristiken von Tritium an.
Das
Tritium
(
3
H, H-3) wird in laienhaften Diskussionen als ein bedeutender Faktor schädlicher
Auswirkungen von Kernkraftwerken angeführt. Es ist ein Wasserstoff-Isotop des Wasserstoffes mit einem
Proton und zwei Neutronen (wobei der Kern des normalen Wasserstoffs nur aus einem Proton besteht).
Unter gewöhnlichem Druck und bei normaler Temperatur ist es ein Gas. Es entsteht im Reaktor in Folge der
Aktivierung von Deuterium (H-2), Lithium und Bor und auch als ein Spaltprodukt direkt im Brennstoff. Das
Deuterium (Wasserstoff mit einem Neutron) befindet sich gewöhnlich im Wasser (0,015 %), das Lithium und
das Bor sind Zusatzstoffe im Kühlmittel. Das Tritium ist ein schwach radioaktiver Beta-Strahler mit geringer
Durchdringung der Strahlung, es wird bereits von einer 6 mm dicken Luftschicht angehalten. Es entsteht
natürlich in den oberen Schichten der Atmosphäre durch die Einwirkung der kosmischen Strahlung, wenn
kosmische Strahlen auf die Luftmoleküle stoßen. Künstlich wird es in Atomreaktoren und auch bei
Explosionen von Kernwaffen produziert. Es hat die physikalische Halbwertzeit von 12,3 Jahre, aber die
effektive Halbwertzeit beträgt nur 12 Tage in Folge einer schnellen metabolischen Abwechslung des
Wassers, dessen Bestandteil es ist. Unter Berücksichtigung der schwachen Strahlung und der schnellen
Ausscheidung aus dem Körper gehört es zu den am wenigsten gefährlichen Radioisotopen. Technisch wird
es in Autolumineszenzmaterialien wie Kennzeichen von Ausgängen aus Gebäuden, Nummernscheiben im
Luftverkehr, Zeigern an Messgeräten und Armbanduhren, in Lumineszenzfarben, und auch in der
biologischen Forschung verwendet.
Die Studie der wasserwirtschaftlichen Forschungsanstalt T.G.M. (weiter nur VÚV TGM) - Beurteilung NEK-
RP für Tritium, 2015, enthält eine internationale Übersicht von Grenzwerten (Richtwerten), gültig für den
Gehalt von Tritium im Trinkwasser. Diese Werte sind überraschend vielfältig, vom Richtwert für "Wasser für
den menschlichen Bedarf" von 100 Bq.l
-1
in der EU und in den meisten Ländern Europas (einschließlich der
Tschechischen Republik) bis zu einem Richtwert von 30000 Bq.l
-1
in Finnland, über den Grenzwert für
Trinkwasser von 10 000 Bq.l
-1
(WHO) u. a. Wie wir oben anführten, sind im Trinkwasser der Brunnen, die in
der Nähe des Flusses Jihlava liegen, die Aktivitäten von Tritium niedrig, im Bereich von ca. 10 bis 50 Bq.l
-1
,
also zuverlässig unter den strengsten Grenzwerten oder Richtwerten.
3.3.3 Strahlenexposition der Bevölkerung
Nach ca. dreißigjährigem Betrieb von EDU1-4 ist es zweckmäßig zu beurteilen, ob und in welchem Ausmaß
der Organismus der benachbarten Einwohner durch die andauernden Emissionen aus gasförmigen und
flüssigen Emissionen von EDU1-4 betroffen werden kann. Zu solcher Beurteilung müssen allerdings nicht
nur die Radioaktivität einzelner Bestandteile der Umwelt, sondern auch die äußeren und inneren Dosen der
Strahlung bekannt sein, der die Menschen ausgesetzt sind. Auf Grund dieser Dosen kann dann das
resultierende Gesundheitsrisiko berechnet werden, Mit Hilfe dieser Verfahren beurteilen wir gleichzeitig das
Risiko für die benachbarten Einwohner, einerseits derer, die die ganze Betriebsdauer von EDU1-4 bereits

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als Erwachsene erlebten, und andererseits derer, die in der Zeit der Betriebseinführung geboren wurden und
hier ihre Kindheit verbrachten.
3.3.3.1 Quantifizierung der stochastischen Gesundheitsauswirkungen der ionisierenden Strahlung
Es wird vorausgesetzt, dass im Bereich der niedrigen Dosen der stochastische Effekt der Strahlung der
Summe der effektiven Dosen aus der äußeren Bestrahlung und der Äquivalentfolgedosen aus der inneren
Bestrahlung proportional ist. Es geht nicht um direkt messbare Werte. Sie werden durch eine Berechnung
aus gemessenen (bzw. in der Zukunft vorausgesetzten) Niveaus der absorbierten Dosen und deren
Korrekturen nach dem Charakter die beteiligten Radioisotope abgeleitet.
Die Berechnungen dieser Art sind für den Schutz der Bevölkerung im Rahmen der Beurteilung der geplanten
Expositionssituationen bei Bauvorbereitungen oder bei vorbereiteter Erweiterung von Kernkraftwerken
erforderlich. Auf der Basis der Kenntnis der Parameter der neuen Quellen und der vorausgesetzten
gasförmigen Ableitungen (der Emission von Spurenmengen von Radionukliden in die Luft) kann man mit
Hilfe von Streuungsstudien für die ausgewählten Punkte und Zonen der Umgebung die Aktivitäten von
Bodenkonzentrationen der Radionuklide in der Luft (Bq.m
-3
) und die Depositionsdosisleistung (Bq.m
-2
.s
-2
)
feststellen. Bei flüssigen Ableitungen kann man ähnlich die Aktivität nach der Verdünnung des Abwassers
des Kraftwerks in dem entsprechenden Rezipienten feststellen. Verwendete Expositionsszenarios in der
Umgebung, auf die sich gasförmige Ableitungen auswirken, müssen sechs Expositionswege umfassen:
Einatmen der Luft mit Emissionen von Radionukliden,
äußere Bestrahlung "aus einer Wolke", d. h. die Wirkung von Luftradionukliden auf den Körper von
außen,
innere Bestrahlung aus einem Depositum an der Terrainoberfläche,
Einatmen von suspendierten Nukliden aus einem Depositum.
Konsum von Nahrungsmitteln, die am Standort erzeugt oder gezüchtet werden,
Konsum des kontaminierten Wassers.
Beim Wasser der Rezipienten von Abwässern der Kernkraftwerke müssen ebenfalls alle potentiellen
Expositionswege berücksichtigt werden, und dies sind:
die Ingestion von Trinkwasser, das vom Wasser des Rezipienten beeinflusst werden kann,
die Ingestion von Fischen, die im kontaminierten Wasser leben,
die Ingestion vom Fleisch und Milch der Tiere, die das kontaminierte Wasser trinken,
die Ingestion von landwirtschaftlichen Produkten kontaminiert durch Bewässerung,
Baden in kontaminiertem Wasser,
Bootfahrten,
Aufenthalt an einer Stelle der Ablagerung,
Aufenthalt auf bewässertem Boden.
Nach diesen Szenarios werden mit Hilfe von detaillierten Computermodellen individuelle absorbierte Dosen
und davon die jährlichen effektiven Dosen und die effektiven Dosen der betreffenden Einwohner bestimmt.
Daraus kann man dann zur Bestimmung des individuellen Risikos eines Gesundheitsschadens unter der
Verwendung des Koeffizienten 0,057 Sv
-1
gemäß der letzten Empfehlung von ICRP (siehe 3.2.4. Tab. 1)
leben. Die nominalen Risikokoeffizienten werden dann durch die Berechnung des Mittelwerts der
Schätzungen der lebenslangen Risiken nach dem Geschlecht und dem Alter der Exposition in
repräsentativen Bevölkerungsgruppen abgeleitet.
Bei der Prognose der Auswirkungen der Bestrahlung der Bevölkerung und bei den durchgeführten
Kontrollen der Einhaltung von Grenzwerten wird der sogenannten repräsentativen Einzelperson besondere
Aufmerksamkeit gewidmet. Die repräsentative Einzelperson wird gemäß Atomgesetz (§ 2. Buchst. J)
definiert als die "Einzelperson der Bevölkerung, die ein Vertreter der Modellgruppe der physischen Personen
ist, die der Strahlenexposition durch die gegebene Quelle und auf dem gegebenen Weg am stärksten
ausgesetzt sind".

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Die Prognose der Gesundheitsrisiken ist allerdings nicht exakt, sie sind mit einigen Unsicherheiten belastet:
mit statistischer Wahrscheinlichkeit,
mit der Extrapolation von großen Dosen auf kleine, bei denen es über den Effekt keine direkten
Nachweise gibt,
mit der Übertragung der Ergebnisse auf eine andere Bevölkerungsgruppe,
mit der Interaktion mit anderen krebserregenden Risikofaktoren (Rauchen bei Lungenkrebs,
Reproduktionsgeschichte bei Brustkrebs u.a.),
mit der relativen biologischen Wirksamkeit im Verhältnis zu Strahlungen verschiedener Qualität,
mit der Existenz einer möglichen Schwelle des krebserregenden Risikos bei sehr niedrigen Dosen u.
a.
Unter Berücksichtigung der andauernden Unsicherheiten über die Gesundheitsfolgen von niedrigen Dosen
betrachten die Autoren der das zuletzt veröffentlichten Empfehlung von ICRP (aus dem Jahr 2007) als
ungünstig für Zwecke der Planung der öffentlichen Gesundheit, die hypothetische Anzahl von Krebsfällen
oder erblichen Effekten zu kalkulieren, die mit sehr niedrigen Strahlungsdosen, aufgenommen von sehr
vielen Menschen und über einen langen Zeitraum verbunden sein könnten.
3.3.4 Individuelle Strahlenbelastungen durch ionisierende Strahlung der gasförmigen und
flüssigen Ableitungen in kritischen Gruppen
Die aufgenommenen Dosen der radioaktiven Strahlung kann man bei Menschen nicht mit Hilfe einer
direkten Messung bestimmen, sie werden aus Niveaus der äußeren Bestrahlung in ihren
Lebensbedingungen und aus der Schätzung der Art und der Menge von Radionukliden, die in ihren
Organismus gelangt sind, abgeleitet. Es handelt sich um verschiedene Quellen der äußeren Strahlung und
Dutzende von Radioisotopen, und dies an verschiedenen Standorten des nahen Wohngebiets in
Abhängigkeit von ihrer Entfernung von EDU1-4, der vorherrschenden Windrichtung und weiteren lokalen
meteorologischen
und
anderen
Bedingungen.
Solche
Berechnungen
waren
mit
traditionellen
Berechnungsverfahren praktisch nicht realisierbar, sie sind nur unter der Verwendung von anspruchsvollen
Computerprogrammen lösbar.
Bei der regelmäßigen Beurteilung der Auswirkungen des betriebenen Kraftwerks auf die Bevölkerung in der
Umgebung von EDU1-4 wird das für ČEZ vom Forschungsinstitut VUJE, Trnava entwickelte Programm
RDEDU verwendet, das im Jahr 1996 und danach schrittweise perfektioniert wurde. Im Jahr 2013 wurde es
mit positivem Ergebnis in einem wiederholten Genehmigungsprozess durch eine Fachkommission der SÚJB
beurteilt. Das Programm bilanziert die jährlichen Ableitungen mit dem Ziel die Einhaltung des von der SÚBJ
festgelegten Grenzwerts der effektiven Dosen und der effektiven Folgedosen zu überprüfen. Die Ergebnisse
werden jedes Jahr in jährlichen Berichten zur "Expositionssituation in der Umgebung des Kernkraftwerkes
Dukovany" vorgelegt.
Im Programm werden drei grundlegende Wege ausgewertet:
mittels der Atmosphäre: äußere Bestrahlung aus einer Wolke, äußere Bestrahlung aus kontaminierter
Erdoberfläche, innere Bestrahlung bei der Inhalation, innere Bestrahlung aus der Ingestion
landwirtschaftlicher Produkte, kontaminiert durch atmosphärischen Niederschlag,
mittels der Hydrosphäre: äußere Bestrahlung von Ablagerungen und beim Aufenthalt an einem
Strand, innere Bestrahlung aus der Ingestion von Trinkwasser, innere Bestrahlung aus der Ingestion
von Fischen, innere Bestrahlung aus Ingestion landwirtschaftlicher Produkte, kontaminiert durch
Bewässerungen,
über Nahrungsmittelketten.
Die Verbreitung von Radioisotopen über die Luft wird unter Berücksichtigung einer Reihe von Faktoren, die
diese Verbreitung bedingen oder modifizieren, ausgewertet, dies sind meteorologische Bedingungen
(Windgeschwindigkeit und Windrichtung, Intensität der atmosphärischen Niederschläge u. a.), Meereshöhen
der Quelle und der Berechnungspunkte, die Rauheit der Erdoberfläche u. a.
Für die Verbreitung von radioaktiven Stoffen in Gewässern werden die Ableitung radioaktiver Stoffe in die
Oberflächengewässer und die Verhältnisse ausgewertet, die eine konservative Schätzung der

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Volumenaktivität radioaktiver Stoffe in Flüssen, Staubecken und Ablagerungen ermöglichen. Es wird ein
Modell der Verbreitung von radioaktiven Stoffen im System der Staubecken Dalešice-Mohelno entwickelt.
Die Übertragung von Radionukliden in Nahrungsmittelketten nach einer Kontamination aus der Atmosphäre
bzw. aus der Bewässerung wird durch die modifizierte Version des Modells berechnet, das im Zentrum für
Strahlungshygiene der Gesundheitsanstalt Praha (jetzt SÚRO Praha) entwickelt wurde. Es berücksichtigt u.
a. die Depositionen von Radionukliden auf der Blattfläche von Pflanzen, den Transport von Radionukliden in
Pflanzen über die Blätter, beim Schweinefleisch ebenfalls auch die Kontamination durch Radioisotopen von
Cäsium (aus Futtermitteln) und selbstverständlich den Nahrungsmittelverbrauch in der Bevölkerung.
Als die Zeit der Kumulation von Radionukliden auf der Erdoberfläche wird in Übereinstimmung mit der
internationalen Methodik bei effektiven Dosen immer 1 Jahr, bei Folgedosen dann 50 Jahre (Erwachsene)
oder 70 Jahre (Kinder) betrachtet. Die effektive Dosis aus äußerer Bestrahlung, bzw. eine Folgedosis aus
der inneren Bestrahlung (Sv) wird als Summe der Produkte des Äquivalents HT und des
Gewebegewichtsfaktors wT in allen Geweben und Organen des Körpers bestimmt.
Die Verbreitung von radioaktiven Stoffen in der Atmosphäre wird rechnerisch im Umkreis von 60 km rund um
den Mittelpunkt des Kraftwerkes in einem Gitternetz angegeben durch 16 Ausschnitte (nach 22,5
0
) nach den
Himmelsrichtungen und in jedem davon durch die Teile von zwölf Kreisringen begrenzt mit Entfernungen von
EDU1-4 von 1, 2, 3, 5, 7, 10, 15, 20, 30, 40, 50 und 60 km (Abbildung 1) ausgewertet Es entsteht somit ein
Netz mit insgesamt 192 Sektoren und für jeden davon führt das Programm RDEDU die Dosenberechnungen
durch. Die Zonen werden vom Norden und nach der zunehmenden Entfernung im Uhrzeigersinn
nummeriert.
Abb. 1 Gitternetz von Kreisen und Ausschnitten in der Umgebung für Dosenberechnungen
Für gasförmige und flüssige Emissionen legte SÚJB kritische Bevölkerungsgruppen im Sinne des Gesetzes
Nr. 18/1997 GBl. fest. Die kritische Gruppe für die Abgabe von Radionukliden an die Umwelt in der Form von
Emissionen in die Luft sind die Einwohner, die in einer Entfernung von bis 5 km zu EDU1-4 (Beschluss
SÚJB Gz. 12135 vom 3. 5. 2007) leben. Die besiedelte Zone mit der kritischen Bevölkerungsgruppe kann in
einzelnen Jahren in Abhängigkeit von überwiegenden meteorologischen Bedingungen variieren.
Als kritische Bevölkerungsgruppe in Bezug auf die flüssigen Ableitungen wurden die Einwohner bestimmt,
die in der Zone 41 des oben angeführten Netzes bis zur Entfernung von 10 km ab der Ableitungsstelle in den
Rezipienten, d. h. in der Ortschaft Lhánice (Beschluss SÚJB Gz. 12136 z 25. 4. 2007) leben.

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Die kritische Einzelperson ist für die Zwecke der Studie ein fiktives Individuum, das in der gesamten
beurteilte Zeit jedes Jahr dem historisch aufgezeichneten Maximum der effektiven Dosen aus der äußeren
Bestrahlung und den Folgedosen aus innerer Bestrahlung aus Ableitungen in die Luft und Wasserläufe
ausgesetzt ist.
Die resultierenden Dosen aus Luftableitungen von EDU1-4 errechnet durch das beschriebene Programm für
das Jahr 2014 mit der Aufteilung nach einzelnen Altersgruppen führen wir in der Tabelle 2 an. Die kritische
Gruppe mit dem höchstem Wert der effektiven Gesamtpersonendosis und der effektiven Folgedosen waren
im angegebenen Jahr die Einwohner von Rešice (Zone Nr. 88). Es handelt sich um Werte am Niveau der
Hundertstel, also um drei Größenordnungen (1000 x) niedriger als der festgelegte Grenzwert (40 μSv).
Tab. 2 Werte der Summe der effektiven Dosen und der effektiven Folgedosen aus Ableitungen in die Luft für
die kritische Bevölkerungsgruppe im Jahr 2014
Ähnliche Ergebnisse, die sich auf die Ableitungen in Wasserläufe beziehen, führen wir in der Tabelle 3 an.
Es handelt sich um Werte am Niveau von einer bis zwei Einheiten μSv, also zuverlässig unter dem Niveau
des festgelegten Grenzwerts (6 μSv). Falls es um die Radionuklidenzusammensetzung der angeführten
Ableitungen geht, ist es beinahe ausschließlich das Tritium. Sonstige Radioisotopen beteiligen sich an den
angeführten Dosen nur mit wenigen Prozenten.
Tab. 3 Werte der Summe der effektiven Dosen und der effektiven Folgedosen aus Ableitungen in Wasserläufe
für die kritische Bevölkerungsgruppe im Jahr 2014
Die in den Tabellen 2 und 3 aufgeführten Ergebnisse bilden die Grundlage für die quantitative Beurteilung
der Gesundheitsrisiken.
3.3.4.1 Individuelle Gesundheitsrisiken von Erwachsenen mit begrenzter Expositionszeit
Bei folgender Beurteilung der Gesundheitsrisiken in der Umgebung des Kernkraftwerks Dukovany gehen wir
gemäß den Unterlagen von ICRP (siehe 3.2.4 Tabelle 1) vor.
An dieser Stelle beurteilen wir das Risiko für die Einwohner, die während der gesamten 30 Betriebsjahre als
Erwachsene in der nächsten Umgebung von EDU1-4 lebten. Als die alljährliche Dosis verwenden wir das
konservative Ergebnis aus dem Jahr 2014 als Umschlagsergebnis für die Beurteilung des gesamten 30-
jährigen Betriebs von EDU1-4.
Bei Ableitungen in die Luft ist das Risiko eines Gesundheitsschadens gleich dem Produkt der resultierenden
jährlichen Dosis (Summe der effektiven Dosis und der effektiven Folgedosis), d. h. 1,832E-08 Sv, der Anzahl
der Jahre der Exposition, d. h. 30 und des in der Tabelle angeführten Koeffizienten der Einwohner, d. h.
Alter Jahre
Sv
0 - 1
1,687E-08
1 - 2
2,011E-08
2 - 7
2,030E-08
7 - 12
2,012E-08
12 - 17
1,808E-08
Erwachsene
1,832E-08
Alter Jahre
Sv
0 - 1
2,914E-06
1 - 2
2,262E-06
2 - 7
2,586E-06
7 - 12
1,981E-06
12 - 17
1,596E-06
Erwachsene
2,348E-06

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0,057. Sv
-1
. Das Risiko durch Ableitungen in die Luft beträgt somit in der am stärksten exponierten
(kritischen) Gruppe der Bevölkerung
3,13E-08.
Das Risiko durch Ableitungen in die Wasserläufe berechnen wir ähnlich als das Produkt 2,348E-06 x 30 x
0,057, d.h.
4,02E-06.
Das angeführte Risiko eines Gesundheitsschadens durch Ableitungen in die Wasserläufe bedeutet, dass
von einer Million Menschen, die diesem Strahlungsniveau ausgesetzt sind, 4 einen Gesundheitsschaden
erleiden würden. Falls wir der Einfachheit halber annehmen, dass in der Lokalität der gegebenen kritischen
Gruppe 1000 Menschen leben, würde das einen Gesundheitsschaden bei 0,004 Menschen bedeuten, oder
anders gesagt 4 Fälle eines Gesundheitsschadens in 400 Jahren. Es ist ersichtlich, dass es um ein nichtiges
Risiko geht, eher um eine mathematische Abstraktion ohne jede praktische Bedeutung.
Das Risiko durch Ableitungen in die Luft ist noch um 2 Ordnungen niedriger.
3.3.4.2 Individuelle Gesundheitsrisiken bei lebenslanger Exposition
Als zweites Modell stellen wir uns einen Menschen vor, der im Jahr der Inbetriebnahme von EDU1-4
geboren wurde und seine ganze Kindheit, Reifezeit und dann einen Teil der Reife bis zum Alter von 30
Jahren als das Mitglied einer kritischen Gruppe erlebte. Hier müssen wir berücksichtigen, dass in einigen
Perioden der Kindheit die gesamten Jahresdosen (Summen der effektiven Dosen und der effektiven
Folgedosen) unter sonst gleichen Bedingungen höher sind als bei Erwachsenen. Diese Gesamtdosen
müssen für die Anzahl der Jahre des Lebens in der gegebenen Altersperiode eingerechnet werden. Die
Vorgehensweise der Berechnungen für die Ableitungen in die Luft präsentieren wir in der Tabelle 4.
Tab. 4 Berechnung des aktuellen Risikos (2014) eines Gesundheitsschadens durch die Ableitungen aus EDU1-
4 in die Luft für einen Menschen, der im Alter 0 - 30 Jahre in einer kritischen Bevölkerungsgruppe gelebt
hat
Ähnlich gehen wir bei demselben Modellmenschen bei der Beurteilung seines Gesundheitsrisikos durch die
Ableitungen von EDU1-4 in die Wasserläufe (Tabelle 5) vor.
Tab. 5 Berechnung des aktuellen Risikos (2014) eines Gesundheitsschadens durch die Ableitungen aus EDU1-
4 in die Wasserläufe für einen Menschen, der im Alter 0 - 30 Jahre in einer kritischen Gruppe lebte
Aus dem Vergleich mit den oben angeführten Ergebnissen der Person, die den gesamten Zeitraum des
Betriebs von EDU1-4 im Erwachsenenalter in einer kritischen Gruppe lebte (bei Ableitungen mit dem Risiko
Alter Jahre
A
B
C
Sv
Lebensjahre
A x B x 0,057
0 - 1
1,687E-08
1
9,616E-10
1 - 2
2,011E-08
1
1,146E-09
2 - 7
2,030E-08
5
5,786E-09
7 - 12
2,012E-08
5
5,734E-09
12 - 17
1,808E-08
5
5,153E-09
Erwachsene
1,832E-08
13
1,358E-08
Insgesamt
3,235E-08
Alter Jahre
A
B
C
Sv
Lebensjahre
A x B x 0,057
0 - 1
2,914E-06
1
1,661E-07
1 - 2
2,262E-06
1
1,289E-07
2 - 7
2,586E-06
5
7,370E-07
7 - 12
1,981E-06
5
5,646E-07
12 - 17
1,596E-06
5
4,549E-07
Erwachsene
2,348E-06
13
1,740E-06
Insgesamt
3,791E-06

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eines Gesundheitsschadens von 3,13E-08 bzw. d.h. 4,02E-06) sehen wir, dass sie nur unwesentlich
abweichen, sie haben die gleiche Größenordnung und sind somit ähnlich völlig unbedeutend.
3.3.5 Gesundheitszustand der Bevölkerung
Der zweite Aspekt der möglichen gesundheitlichen Auswirkungen des bisherigen Betriebs von EDU1-4 ist
die Beurteilung des Gesundheitszustands der Bevölkerung und dessen Entwicklung während der
Betriebszeit des Kraftwerks. Eine solche Beurteilung wurde detailliert durchgeführt und die Ergebnisse
wurden in der "Studie der Entwicklung des Gesundheitszustands der Bevölkerung im Interessengebiet des
Kernkraftwerkes Dukovany" (J. Kotulán, Amec s.r.o., Brno, März 2015) veröffentlicht. Das Ziel dieser Studie
war die Überprüfung, ob der Betrieb von EDU1-4 die Gesundheit der Einwohner der nahen Umgebung
beeinflusst hat. Eventuelle Gesundheitsauswirkung des beinahe dreißigjährigen Betriebs, schrittweise
Inbetriebnahme der einzelnen Reaktoren in den Jahren 1985 - 1987, müsste sich bereits für diese Zeit in
Folge der Kumulation von Teilauswirkungen und des ausreichenden Zeitintervalls als eventuelle
krebserregende Auswirkungen zeigen.
3.3.5.1 Methoden und Komplexe
Die Auswahl von Indikatoren der Gesundheit und der Methoden, die in der angeführten Studie verwendet
werden, haben Ähnlichkeit mit den Methoden, die in der oben beschriebenen älteren Studie aus dem Jahr
1996 und im Rahmen der langfristigen Überwachung des Gesundheitszustandes der Bevölkerung im
betreffenden Gebiet des Kraftwerks Temelín verwendet wurden (Kotulán, 2014).
Die gewählten Vorgehensweisen gehen von diesem Grundgedanken aus:
EDU1-4 könnte theoretisch die umliegende Bevölkerung auf zwei Weisen beeinflussen:
durch ionisierenden Strahlung von Radionukliden, freigesetzt in die Umwelt aus Luftableitungen und
flüssigen Ableitungen,
durch Auswirkungen auf die Psyche der Menschen, das Hervorrufen von Gefühlen der Beunruhigung
und geistiger Anspannung verbunden
mit der Nähe des Kraftwerks und Befürchtungen vor möglichen
ungünstigen Auswirkungen und Risiken.
Bedeutung haben die Indikatoren solcher gesundheitlichen Aspekte, die von den angeführten Auswirkungen
von EDU1-4 potentiell berührt werden könnten. Das ist das Vorkommen von bösartigen Neubildungen (mit
besonderer Orientierung auf bösartige Wucherung des lymphatischen und blutbildenden Gewebes),
Vorkommen von Herz- und Gefäßerkrankungen und weiterhin das Vorkommen von Störungen des
Reproduktionsprozesses der Bevölkerung (Gebären von Kindern). Außerdem ist es günstig, systematisch
die Sterblichkeit als den grundlegenden komparativen Gesundheitsindikator auszuwerten.
Direkte Untersuchung von ausreichend großen repräsentativen Bevölkerungsstichproben wäre
unverhältnismäßig, finanziell und organisatorisch anspruchsvoll und hätten unter Berücksichtigung der
Geringfügigkeit der potentiellen Gesundheitsauswirkungen und der häufigen und nicht einfach greifbaren
verwirrenden Faktoren (Confounders) der Lebensbedingungen der Menschen nicht den gewünschten Effekt.
Es ist deshalb günstiger, sich auf solche Gesundheitsindikatoren zu konzentrieren, die für große
Bevölkerungsgruppen, und dies auch rückwirkend in staatlichen Dokumenten und Datenbanken der
routinemäßigen demographischen und gesundheitlichen Statistik zugänglich sind. Mit deren Hilfe kann man
zusammenfassend alle Bewohner der ausgewählten Gebiete bewerten.
Unter Berücksichtigung der allgemein niedrigen Inzidenz der Todesfälle (ca. 1,2 % der Bevölkerung pro
Jahr) und der bösartigen Neubildungen (bei häufigsten Arten ca. 0,1 % pro Jahr) und des Bedarfs, Männer
und Frauen getrennt zu beurteilen, ist die statistische Beurteilung nur bei ausreichend zahlreichen
Bevölkerungsgruppen gut möglich. Für die jährliche Beurteilung der gesamten Sterblichkeit sollten die
beurteilten Bevölkerungsgruppen mindestens 5000 Einwohner erfassen (d. h. ca. 30 gestorbene Männer und
30 gestorbene Frauen pro Jahr) und für die Beurteilung der Teilindikatoren der Sterblichkeit und der Inzidenz
der Neubildungen noch viel mehr.
Eine statistisch besser geeignete Anzahl von Fällen kann man mittels zusammenfassender Beurteilung von
mehrjährigen Perioden erreichen

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Zur Detektion von eventuellen Auswirkungen des Kraftwerks wird es günstig sein, zwei exponierte Zonen
(nähere und entferntere) im Umkreis von EDU1-4 abzugrenzen und die Befunde dieser zwei Zonen mit
analogen Befunden zumindest von zwei mehr entfernten Kontrollgebieten zu vergleichen, falls möglich mit
ähnlichem sozialen, wirtschaftlichen und kulturellem Hintergrund.
3.3.5.2 Gesundheitscharakteristiken
Zur Beurteilung des Gesundheitszustandes wurden folgende Charakteristiken verwendet:
Die
Sterblichkeit
wird im Bericht für den Zeitraum vom Jahr 1994 bis Jahr 2013 (letztes verfügbares Jahr)
beurteilt. Neben der gesamten Sterblichkeit (alle Todesursachen) wird gesondert auch die Sterblichkeit auf
Herz-Gefäß-Krankheiten und bösartige Neubildungen beurteilt. Es geht um die zwei häufigsten
Todesursachen, wobei die erste eine bestimmte Beziehung zum Stress hat und die zweite eine Beziehung
zur ionisierenden Strahlung haben könnte. Außer der zusammenfassenden Werte für alle Altersgruppen
beurteilen wir speziell ebenfalls die Sterblichkeit im produktiven Alter (20 - 64 Jahre), die in einigen
Richtungen die Einflüsse der Lebensbedingungen sensibler als die gesamte Sterblichkeit widerspiegelt, die
auch ältere Altersgruppen miteinbezieht.
Insgesamt wurden also 6 Indikatoren der Sterblichkeit beurteilt:
Sterblichkeit (alle Altersgruppen):
1. Gesamt (alle Todesfälle)
2. Auf Herz- und Gefäßerkrankungen (kardiovaskuläre)
3. Auf bösartige Neubildungen
Sterblichkeit im produktiven Alter:
4. Gesamt (alle Todesfälle)
5. Auf Herz- und Gefäßerkrankungen (kardiovaskuläre)
6. Auf bösartige Neubildungen.
Inzidenz (Vorkommen von neuen Fällen pro Jahr) von bösartigen Geschwülsten,
einerseits insgesamt
aller Arten, andererseits von ausgewählten Geschwülsten, die häufiger vorkommen, und von Geschwülsten,
die eine Beziehung zur ionisierenden Strahlung haben könnten. Die Beurteilung basiert auf jährlichen
Unterlagen für den Zeitraum 1994 bis 2010. Die Liste der beobachteten Geschwülste wird mit Codes nach
dem Code der internationalen Klassifizierung der Krankheiten nach der 10. Revision gültig seit dem Jahr
1995 versehen:
alle bösartigen Neubildungen zusammen außer "sonstigen Hautneubildungen" (Code C00 bis C97
minus C44).
bösartige Neubildungen des Dickdarms, Mastdarms, der rektosigmoidalen Verbindung und des Anus
(Code C18 bis C21).
bösartige Neubildungen der Brust (Code C50) - nur Frauen,
bösartige Neubildungen des Harnapparats (Code C64 bis C68),
bösartige Neubildungen des lymphatischen, blutbildenden und verwandten Gewebes (Code C81 bis
C96).
Beim Vergleich der Sterblichkeit und Inzidenz der Geschwülste in verschiedenen Bereichen könnten die
Abweichungen in der Altersstruktur störend sein. Wo ein größerer Anteil von älteren Jahrgängen ist, ist die
höhere Anzahl von Todesfällen und bösartigen Geschwülsten natürlich. Deshalb werden bei beiden
Indikatoren die groben Anzahlen mit sog. Altersstandardisierung korrigiert und mit verhältnismäßigen
Charakteristiken SMR bei der Sterblichkeit und SIR bei der Inzidenz von bösartigen Geschwülsten
ausgedrückt.

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Die Inzidenz der Erscheinungen der gestörten Reproduktion (Gebären von Kindern)
wird im Zeitraum
1994 bis 2013 mit zwei Charakteristiken beurteilt.
Der Index des Vorkommens von spontanen Fehlgeburten (umgerechnet auf 1000 lebend Geborene).
Index des Vorkommens von Kindern mit einem Geburtsgewicht unter 2500 g (umgerechnet auf 1000
lebend Geborene).
3.3.5.3 Beobachtete Bereiche
Die Untersuchung wird einerseits in der nahen Umgebung von EDU1-4 ("exponierte" Bereiche) und
andererseits in entfernteren, aber sonst vergleichbaren ("kontrollmäßigen") Bereichen durchgeführt. Die
Einwohnerzahl wird im weiteren Text gemäß den Angaben der letzten Volkszählung, als zum 25. 3. 2011.
Exponierte Bereiche
Als exponierten Bereich betrachten wir die Gemeinden in einer Entfernung bis ca. 10 km von EDU. Auf
diesem Gebiet müssten sich die eventuellen ungünstigen Auswirkungen der Existenz und des Betriebs von
EDU1-4 zeigen (Auswirkung von freigesetzten Radionukliden, psychischer Anspannung verbunden mit
Befürchtungen vor schädlichen Auswirkungen von EDU1-4 bzw. vor möglichen Unfällen). In größeren
Entfernungen wären die angeführten Auswirkungen bereits weniger deutlich oder gar nicht.
Unter der Berücksichtigung des eventuellen psychischen Einflusses teilen wir den exponierten Bereich noch
auf in zwei Teile: näher (E1) und entfernter (E2).
Näheres exponiertes Gebiet (E1)
, bis zur Entfernung von ca. 6 km, es befindet sich in direkter und relativ
detaillierter Sichtbarkeit der Kühltürme von EDU1-4, bei der man auch ein dauerhaftes Unterbewusstsein
dafür annehmen kann, dass sie in ihrer unmittelbaren Nähe leben. Es geht um so nahe Gemeinden, dass
sich die eventuellen Auswirkungen der Strahlung auch hier zeigen müssten.
Das Gebiet umfasst 11 administrative Gemeinden und 13 Standorte, sie gehörten zu den Bezirken Třebíč
und Znojmo. Im Jahr 2011 wohnten hier 7 194 Einwohner.
Entferntes exponiertes Gebiet (E2)
sind Gemeinden auf dem Gebiet der ungefähren Form eines Kreisrings
zwischen dem äußeren Rand E1 und dem äußeren Rand des gesamten exponierten Gebietes. Es umfasst
32 administrative Gemeinden und 38 Standorte. Die Gemeinden gehören in die Bezirke Třebíč, Znojmo und
Brno - Land. Im Jahr 2011 wohnten in diesem Gebiet insgesamt 10 124 Einwohner.
Zum Zweck der Beurteilungen verbanden wir ebenfalls das nähere und entferntere Gebiet (E1 + E2) zu
einem exponierten Gesamtgebiet (EC) mit 17 318 Einwohnern im Jahr 2011.
Kontrollgebiete:
Das Kontrollgebiet Třebíčsko
(KT) umfasst eine Reihe von Standorte situiert ungefähr in einem Kreis rund
um die Stadt Třebíč (ohne Stadt Třebíč). Es umfasst 60 administrative Gemeinden und 82 Standorte, alle
gehört zum Bezirk Třebíč. Im Jahr 2011 wohnten hier 20 533 Einwohner.
Kontrollgebiet Moravskobudějovicko
(KMB) wurde im südwestlichen Zipfel des Bezirks Třebíč mit der
größten Stadt Moravské Budějovice gewählt. Im Interesse der Bewahrung eines vergleichbaren
Landescharakters wurden hier die Städte Moravské Budějovice, Jaroměřice nad Rokytnou und Jemnice
eingeordnet. Dieses Gebiet umfasst 51 administrative Gemeinden und 67 Standorte, alle gehören zum
Bezirk Třebíč. Im Jahr 2011 wohnten hier 13 686 Einwohner.
Kartographisch sind diese Gebiete in der Abbildung 2 dargestellt.

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Abb. 2 Exponierte Bereiche und Kontrollbereiche ausgewählt für die Beurteilung des Gesundheitszustandes
Legenda
Legende
Oblasti
Gebiete
3.3.5.4 Ergebnisse und Schlussfolgerungen
Bei den Überlegen über eventuelle Gesundheitsauswirkungen gehen wir von der Tatsache aus, dass der
beobachtete Zeitraum die Zeit des bereits früher aufgenommenen und in der bewerteten Zeit bereits mehr
oder weniger stabilisierten Betriebs von EDU1-4 umfasst, der, falls er sich auf die Bevölkerung auswirken
würde, stabilisierte und andauernde Effekte, keine kurzfristigen Abweichungen und Änderungen, aufweisen
müsste. Ein weiterer Aspekt dieses Zeitraums ist die Tatsache, dass sich die umliegende Bevölkerung
bereits an den Betrieb des Kraftwerkes gewöhnt hat, sie nimmt ihn als einen Bestandteil ihrer Umgebung an
und es entfiel der frühere Stress im Zusammenhang mit den verbreiteten Gerüchten über die schädlichen
Auswirkungen und die Gefahren durch das Kraftwerk oder sie waren zumindest stark gedämpft. Die
psychischen Anspannungen, die sich bei neuen Kraftwerken, insbesondere in den ersten Jahren
psychologisch und auch gesundheitlich ungünstig auswirken können, spielten anscheinend keine Rolle
mehr.
Besondere Aufmerksamkeit wird bei der Beurteilung der Ergebnisse der zitierten Studie dem
Gesundheitszustand der Bevölkerung der nächsten Umgebung des Kraftwerks (Gebiet E1) gewidmet, in die
die Gemeinden Mohelno, Lhánice, Dukovany, Jamolice, Horní Dubňany, Rešice, Rouchovany, Slavětice,
Hrotovice, Dalešice und Kramolín fallen. Von den Abweichungen von der gleichmäßigen Verteilung der
Indikatoren des Gesundheitszustands in den Gebieten sind für uns aus der Sicht möglicher Auswirkungen
von EDU1-4 folgende Beziehungen am bedeutsamsten: a) des näheren exponierten Gebietes (E1) zum
entfernteren (E2), b) des näheren exponierten Gebietes (E1) zu den Kontrollgebieten (KMB und KT), c) die
Entwicklungstrends im Gebiet E1.
Ungünstige Auswirkungen von EDU1-4 müssten sich vor allem mehr in seiner unmittelbaren Nähe zeigen,
also im Gebiet E1, als im entfernten Gebiet E2. Solche Beziehungen wurden in der Studie allerdings nicht

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festgestellt bzw. nachgewiesen. Falls die nummerischen Unterschiede dieses Typs auftraten, waren sie
immer eine Erscheinung kurzfristiger Schwankungen, keine dauerhafteren Tendenzen, und sie traten nicht
nur in den exponierten, sondern auch in den kontrollierten Gebieten auf.
Aus ähnlich dokumentierten Ergebnissen der zitierten Studie wählen wir hier nur die grundlegenden aus.
Sterblichkeit
Standardisierte Sterblichkeitsindizes (Abbildung 3) sind bei Männern im Kontrollbereich KMB am höchsten,
und dies wird statistisch durch die Sterblichkeit im näheren exponierten Gebiet E1 deutlich. Bei Frauen sind
die Ergebnisse ähnlich, allerdings noch deutlicher, in beiden exponierten Gebieten ist die Sterblichkeit
statistisch wesentlich niedriger als in den Kontrollgebieten. Die angeführten Ergebnisse beweisen somit,
dass der Gesundheitszustand, beurteilt auf Grund der gesamten Sterblichkeit in der nahen Umgebung des
Kraftwerks, günstiger ist als in den entfernteren Gebieten.
Abb. 3 Gesamte altersbedingte standardisierte Sterblichkeit in exponierten Gebieten und Kontrollgebieten.
Bemerkung: SMR = 100,0 bezeichnet das gesamtstaatliche Niveau in der Tschechischen Republik
Muži
Männer
Ženy
Frauen
Bei der Sterblichkeit auf Grund von Herz- und Gefäßerkrankungen (Abbildung 4) und bösartigen
Geschwülsten (Abbildung 5) zeigten sich ebenfalls keine Anzeichen eventuell ungünstiger Auswirkung von
EDU. Sie wurden auch bei keinem der Indikatoren der Sterblichkeit im produktiven Alter festgestellt.
Abb. 4 Altersbedingt standardisierte Sterblichkeit auf Grund von Herz- und Gefäßkrankheiten in exponierten
Gebieten und Kontrollgebieten. Bemerkung: SMR = 100,0 bezeichnet das gesamtstaatliche Niveau in der
Tschechischen Republik
0,0
20,0
40,0
60,0
80,0
100,0
120,0
E1
E2
KT
KMB
Sterblichkeit insgesamt, 1994-2012
Muži
Ženy
0,0
20,0
40,0
60,0
80,0
100,0
120,0
140,0
E1
E2
KT
KMB
Kardiovaskuläre Sterblichkeit, 1994 -2012
Muži
Ženy

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Muži
Männer
Ženy
Frauen
Abb. 5 Altersbedingt standardisierte Sterblichkeit auf Grund von bösartigen Geschwülsten in exponierten
Gebieten und Kontrollgebieten. Bemerkung: SMR = 100,0 bezeichnet das gesamtstaatliche Niveau in der
Tschechischen Republik
Muži
Männer
Ženy
Frauen
Bösartige Neubildungen
Die Erkrankung, die in der gewöhnlichen Sprache Krebs genannt wird, bezeichnet Herde von abnormal
schnell wachsenden abartigen Zellen, die die Eigenschaften von normalen Zellen des entsprechenden
Gewebes und die Fähigkeit der Koordination mit anderen Zellen verloren haben. Der sich vergrößernde
Herd wird üblicherweise als eine Geschwulst bzw. in der wissenschaftlichen Literatur als eine Neubildung
bezeichnet (nach der wissenschaftlichen Bezeichnung Neoplasma).
Der krebserregende (karzinogene) Prozess beginnt immer in einer einzelnen Zelle eines bestimmten
Gewebes, das mit einem krebserregenden Faktor beschädigt wurde, meistens mit chemischen (Karzinogene
- krebserregende Stoffe) Stoffen, aber in einem Teil der Fälle auch unter physikalischen Einflüssen
(ionisierende Strahlung, ultraviolette Strahlung) oder biologischen (Viren, Mikroben, Parasiten). Auch wenn
das beschriebene Prinzip für die absolute Mehrheit der Geschwülste gleich ist, handelt es sich nicht um eine
einheitliche Krankheit. Geschwülste, die in unterschiedlichen Geweben entstehen, haben nicht nur
unterschiedliche Eigenschaften und Anzeichen, sondern auch unterschiedliche kausale Faktoren in Bezug
auf die Lebensbedingungen. Insgesamt gibt es einige Hunderte unterschiedlicher Typen von Geschwülsten,
die man als selbstständige, im Wesentlichen voneinander unabhängige Krankheiten betrachtet.
Die Inzidenz aller bösartigen Geschwülsten gesamt in exponierten Gebieten und Kontrollgebieten wird in der
Abbildung 6 dargestellt. Bei Männern liegen die Indizes der Inzidenz in allen Gebieten in der Nähe des
gesamtstaatlichen Niveaus (=100 %), die Unterschiede dazwischen sind statistisch nicht bedeutend. Bei
Frauen sind die Werte SIR noch niedriger, in allen Gebieten statistisch wesentlich unter dem
gesamtstaatlichen Niveau. Die Unterschiede sind meistens nicht signifikant, nur SIR des gesamten
exponierten Gebietes EC ist wesentlich niedriger als im Kontrollgebiet KT.
0,0
20,0
40,0
60,0
80,0
100,0
120,0
E1
E2
KT
KMB
Sterblichkeit auf Grund von bösartigen
Neubildungen, 1994 - 2012
Muži
Ženy

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Abb. 6 Altersbedingt standardisierte Inzidenz aller Arten von Geschwülsten gesamt in exponierten Gebieten
und Kontrollgebieten. Bemerkung: SIR = 100,0 bezeichnet das gesamtstaatliche Niveau in der
Tschechischen Republik
Muži
Männer
Ženy
Frauen
Ähnlich negativ sind aus der Sicht der möglichen Auswirkungen von EDU1-4 auch die Inzidenzen von
einzelnen beurteilten Arten von Geschwülsten, d. h. des Dickdarms und Anus, der Brust bei Frauen, der
Organe des Harnapparats und auch bei Geschwülsten des lymphatischen, blutbildenden und verwandten
Gewebes.
Besondere Bedeutung hat die Feststellung des vermehrten Vorkommens (sog. Anhäufung) von Leukämien
und Non-Hodgkin-Lymphome im Kindesalter, die in der Umgebung von einigen ausländischen Kernanlagen
festgestellt wurden. In der zitierten Studie wird detailliert das Vorkommen von einzelnen Fällen in einzelnen
Gebieten und einzelnen Jahren beurteilt und mit gesamtstaatlichen Ergebnissen verglichen. Das
Vorkommen der Leukämie umgerechnet auf 1000 Kinder in den exponierten Gebieten beträgt 0,013 Fälle, in
den Kontrollgebieten 0,014 Fälle. Das Vorkommen ist praktisch identisch, der Unterschied ist statistisch nicht
bedeutend. Es unterscheidet sich auch nicht bedeutend von der gesamtstaatlichen Inzidenz, nummerisch ist
sie sogar noch etwas niedriger. Es kann somit festgestellt werden, dass sich die Anhäufung der Leukämien,
beschrieben in der Nähe von einigen ausländischen Kernanlagen, in der Umgebung von EDU1-4 nicht
zeigte
Anzeichen der Störung des Reproduktionsprozesses
Die Entwicklung der Inzidenz von spontanen Fehlgeburten wird in der Abbildung 7 dargestellt. Es ist daraus
ersichtlich, dass es sich um keine kontinuierlichen Trends handelt, sondern um unregelmäßige
Schwankungen, anscheinend einerseits durch Wahrscheinlichkeitszufälligkeiten, andererseits durch
Änderungen von schwer nachvollziehbaren lokalen Bedingungen, einschließlich z. B. auch der Art und der
Sorgfältigkeit des Aufzeichnungswesens. Gut sichtbar ist das z. B. an der Kurve der Fehlgeburten im Gebiet
E1, die dreimal auf das Niveau 60 bis 85 sinkt und zweimal steigt, in einem Fall auf das extreme Niveau von
200. Es kann sich somit um keinen kontinuierlichen und dauerhaften Einfluss z. B. von EDU1-4 handeln. In
der Graphik sind zum Vergleich auch die Werte der Inzidenzen der spontanen Fehlgeburten für die gesamte
Tschechische Republik eingezeichnet. Sie hat selbstverständlich einen ausgeglicheneren Verlauf, der Index
der Inzidenz variiert ungefähr im Bereich 120 bis 140. Alle beobachteten exponierten Gebiete und auch die
Kontrollgebiete haben im überwiegenden beobachteten Zeitraum ein niedrigeres Niveau, und somit aus der
gesamtstaatlichen Perspektive ein günstigeres. Statistisch signifikante Unterschiede zwischen den Gebieten
zeigen sich einzeln und unregelmäßig, an den Stellen mit den höchsten Abweichungen der Werte einzelner
Gebiete. Für die Interpretation der Ergebnisse haben sie keine Bedeutung.
0,0
20,0
40,0
60,0
80,0
100,0
120,0
E1
E2
EC
KT
KMB
Inzidenz aller bösartigen Neubildungen, 1994-2010
Muži
Ženy

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Abb. 7 Die Entwicklung der Inzidenz der spontanen Fehlgeburten in den exponierten Gebieten und
Kontrollgebieten im Zeitraum 1994 bis 2012
Die Entwicklung
des Vorkommens der Kinder mit niedrigem Geburtsgewicht
ist aus der Abbildung 8
ersichtlich. Zum Vergleich sind hier ebenfalls die Angaben für die gesamte Tschechische Republik
eingezeichnet. Gesamtstaatlich zeigt sich auch hier das systematische gesamtstaatliche Wachstum von
Inzidenzen. Alle Gebietskurven weisen einen ähnlichen aufsteigenden Trend auf, sie verlaufen allerdings
weniger regelmäßig, insbesondere im Gebiet E1, wo ein hohes Maß an Schwankungen durch niedrige
Anzahl der Fälle gegeben ist. Die Kurven der einzelnen exponierten Gebiete und Kontrollgebiete sind in der
absoluten Mehrheit (bis auf einige ausnahmsweise kurzfristige Anstiege) niedriger als die gesamtstaatlichen
und zeigen somit insgesamt eine günstigere Situation im beobachteten Gebiet. Statistisch signifikante
Unterschiede zwischen den Gebieten zeigen sich einzeln und unregelmäßig, an den Stellen mit den
höchsten Abweichungen der Werte des Gebietes E1. Für die Interpretation der Ergebnisse haben sie keine
Bedeutung.
Abb. 8 Die Entwicklung der Kinder mit niedrigem Geburtsgewicht in den exponierten Gebieten und
Kontrollgebieten im Zeitraum 1994 bis 2012
3.3.5.5 Schluss
0
50
100
150
200
250
Die Entwicklung der spontanen Fehlgeburten in den
beobachteten Gebieten und in der Tschechischen
Republik
E1
E2
KT
KMB
ČR
0
20
40
60
80
100
120
Die Entwicklung der Kinder mit niedrigem
Geburtsgewicht in den beobachteten Gebieten und in
der Tschechischen Republik
E1
E2
KT
KMB
ČR

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Insgesamt können wir die Ergebnisse der Studie mit der Feststellung abschließen, dass bei keinem der
angewendeten Indikatoren des Gesundheitszustandes ungünstige Auswirkungen von EDU1-4 festgestellt
wurden.
3.4
Strahlungsauswirkungen
der
neuen
Kernkraftanlage
auf
die
Bevölkerung
3.4.1 Studie ABmerit
In diesem Kapitel konzentrieren wir uns auf drei grundlegende Leistungsalternativen möglicher
Kombinationen von neuen Reaktoren am Standort Dukovany genannt in der Einleitung, wo diese Auswahl
ebenfalls begründet ist. Das Ziel der quantitativen Beurteilung der Auswirkungen der Betriebszustände der
neuen Kernkraftanlage auf lebenslange Risiken eines Gesundheitsschadens gemäß ICRP für repräsentative
Einzelpersonen, die in der Nähe und für die Einwohner, die in den am stärksten exponierten,
grenzüberschreitenden Regionen Österreichs und der Slowakei leben
4
. Wir lehnen uns hier an detaillierte
Studien der Verbreitung von Radionukliden durch Ableitungen der neuen Kernkraftanlage und ihres Effektes
auf die Strahlendosen der exponierten Bevölkerung durch die Firma ABmerit (Trnava, 2016 a.b) an.
Zur Lösung der Sequenzprobleme wurde in der angeführten Studie das Berechnungsprogramm
ESTE
Annual Impacts
(ESTE Al) verwendet, das zur Beurteilung von radiologischen Auswirkungen des
gewöhnlichen Betriebs von Kernanlagen auf die Umgebung dient. Es ist vom Amt des öffentlichen
Gesundheitswesens der SR (ÚVZ SR) als zertifiziertes Werkzeug für die Berechnung der Auswirkungen des
Betriebs von Kernkraftanlagen genehmigt. Es wird vom Staatsamt für Kernsicherheit (SÚJB) zu
Verifizierungsberechnungen der Strahlungsauswirkungen des Betriebs der Kernkraftanlagen Dukovany und
Temelín verwendet.
Das Programm berechnet die Auswirkungen der Emissionen in die Luft und in die Wasserläufe, im Falle der
Ableitungen in die Luft ermöglicht es die Emissionen einzugeben und die Verbreitung von Radionukliden an
verschiedenen Punkten am Standort zu berechnen (zum Beispiel aus Ventilationsschloten oder Kühltürmen).
Die methodischen Verfahren und Algorithmen des Programms berücksichtigen alle potentiellen
Bestrahlungswege und große Mengen von Radionukliden in potentiellen Ableitungen.
Das Programm ESTE Al arbeitet mit einer Berechnungszone bis zur Entfernung von 100 km von der NKKA.
Zur Berechnung der durchschnittlichen Konzentrationen in der Luft, verursacht durch den gewöhnlichen
Betrieb, wird die Voraussetzung von konstanten meteorologischen Parametern für die Verbreitung der
Ableitung in der Berechnungszone verwendet, d. h. die Windrichtung, Windgeschwindigkeit, Kategorie der
Stabilität, Höhe der Mischschicht, Intensität der Niederschläge ist konstant ab dem Zeitpunkt der Ableitung
aus dem Ventilationsschlot bzw. Kühlturm bis zu einer Entfernung von 100 km von der Stelle der Ableitung.
Es ermöglicht somit die Auswirkungen der Ableitungen in die Luft, der Ableitungen in die Wasserläufe und
summarisch somit aller Ableitungen festzustellen und zu präsentieren. Am Standort Dukovany kann man
somit den Einfluss einzelner Ableitungen am Standort (Ventilationsschlot 12, Ventilationsschlot 34,
Kühltürme 12 und Kühltürme 34) und der Ableitungen in die Wasserläufe (über die Mündung ins
Wasserbecken Mohelno) auswerten. Das Programm ermöglicht ebenfalls die Auswirkungen auf die
Nachbarstaaten, die sich im Umkreis mit dem Halbdurchmesser von 100 km um die neue Kernkraftanlage
befinden (Österreich, Slowakei), und die Auswirkung von sog. globalen Nukliden (Kr-85, H-3, C-14) auch auf
die Bevölkerung Deutschlands und Polens auszuwerten.
Das Programm ermöglicht eine repräsentative Einzelperson bzw. kritische Bevölkerungsgruppe (siehe
nachstehend) für verschiedene Bestrahlungswege zu ermitteln und zu identifizieren, es stellt effektiven
Personendosen und 50-jährige oder 70-jährige effektive Folgedosen von Personendosen fest, es bestimmt
Dosen auf einen durchschnittlichen Bewohner und berechnet daraus die Äquivalentdosen der
Bevölkerungsgruppen.
Zu Berechnungen der durchschnittlichen Konzentrationen in der Luft, verursacht durch den gewöhnlichen
Betrieb, wird die Voraussetzung von konstanten meteorologischen Parametern für die Verbreitung der
4
Jegliche aufzeichenbare Strahlungseinflüsse der Betriebszustände der neuen Kernkraftanlage auf die anderen Länder sind in
Übereinstimmung mit den Ergebnissen dieser Studie ausgeschlossen.

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Ableitung in der Berechnungszone verwendet, d. h. die Windrichtung, Windgeschwindigkeit, Kategorie der
Stabilität, Höhe der Mischschicht, Intensität der Niederschläge ist konstant ab dem Zeitpunkt der Ableitung
aus dem Ventilationsschacht bzw. Kühlturm bis zu einer Entfernung von 100 km von der Stelle der
Ableitung.
Das Modell und die Berechnung der Ausbreitung der Ableitungen in die Wasserläufe und die Berechnung
der Volumenskonzentrationen im Wasser für den Standort Dukovany nimmt ein konstantes Wasservolumen
in der Talsperre Mohelno an und nutzen im Weiteren die Angaben über die durchschnittliche
Durchflussmenge im Fluss Jihlava unterhalb der Talsperre Mohelno bzw. in weiteren Punkten längs des
Flusses bis zum Zusammenfluss mit dem Fluss Morava.
Die Berechnungszone
wird mit den vorgebenen Methoden des Programms ESTE A bestimmt, das die
Auswirkungen im Berechnungsnetz im Kreis mit einem Halbdurchmesser von 100 km berechnet und
darstellt. Die Zone ist in 16 regelmäßige Sektoren und 12 Kreisringe geteilt. Die Mitte des Netzes befindet
sich in der Sohle des Ventilationsschlotes VK12 EDU1-4. Das angeführte Netz stellt die Abbildung 9 dar.
übernommen aus der zitierten Studie der Firma ABmerit. Die Sektoren werden vom nördlichen Sektor in der
Richtung von der Mitte zur Peripherie und dann ähnlich in weiteren Sektoren schrittweise im Uhrzeigersinn
nummeriert. Insgesamt sind es 192 Sektoren. In der Abbildung sind auch die Grenzen der Entfernungen
einzelner Kreisringe von der Mitte und die Position ausgewählter Städte angeführt: Sektor Nr. 36 Olomouc,
Nr. 46 Brünn, Nr. 56 Ivančice, Nr. 71 Břeclav, Nr. 84 Malacky, Nr. 108 Wien, Nr. 156 Jindřichův Hradec.
Farblich werden die Sektoren gekennzeichnet, die sich in Nachbarländern, in der Slowakei und in Österreich
befinden.
Die Tabellenübersicht aller Sektoren führen wir nach der zitierten Studie ABMerit an der Tabelle 6 an. In den
Zeilen für einzelne Sektoren mit der Bezeichnung der Himmelsrichtung, in den Spalten die Entfernungen
einzelner Zonen von der neuen Kernkraftanlage erfolgen die Angaben in km. In Feldern der Tabelle gibt es
alle Nummern der 192 Sektoren. Die gelb gefärbten Felder bezeichnen die bewohnten Sektoren (wenn
innerhalb des Sektors der Definitionspunkt einer Gemeinde liegt bzw. wenn sich im Sektor bebautes Gebiet
einer Gemeinde oder Liegenschaften befinden). Nicht gefärbte Sektoren sind nicht bewohnt
Abb. 9 Berechnungszone für die neue Kernkraftanlage nach dem Programm ESTE Al

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zóna 100 km
Zone 100 km
16 sektorových výsečí
16 Sektoren
vzdálenost mezikruží
Entfernung der Kreisringe
Česká rep.
Tschechische Republik
Slovensko
Slowakei
Rakousko
Österreich
detail v blízkosti JE Dukovany, do 20 km
Detail in der Nähe des Kernkraftwerks Dukovany, bis
20 km
Tab. 6 Lage aller Sektoren der Berechnungszone für die neue Kernkraftanlage
Entfern.
0-1
1-2
2-3
3-5
5-7
7-10
10-15
15-20
20-30
30-50
50-75
75-100
Richtung
S
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
NNO
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
NO
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
NOO
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47
48
O
49
50
51
52
53
54
55
56
57
58
59
60
OSO
61
62
63
64
65
66
67
68
69
70
71
72
SO
73
74
75
76
77
78
79
80
81
82
83
84
SOS
85
86
87
88
89
90
91
92
93
94
95
96
J
97
98
99
100
101
102
103
104
105
106
107
108
SSW
109
110
111
112
113
114
115
116
117
118
119
120
KKA
121
122
123
124
125
126
127
128
129
130
131
132
SWW
133
134
135
136
137
138
139
140
141
142
143
144
W
145
146
147
148
149
150
151
152
153
154
155
156
WSW
157
158
159
160
161
162
163
164
165
166
167
168
NW
169
170
171
172
173
174
175
176
177
178
179
180
NWN
181
182
183
184
185
186
187
188
189
190
191
192
Die Berechnungen der Strahlendosis in einzelnen Sektoren orientieren sich in den zitierten Studien meistens
auf die sog.
repräsentativen Einzelperson
. Unter diesem Begriff versteht man gemäß Definition des
Atomgesetzes ein Individuum der Öffentlichkeit, das der Strahlungswirkung als Mitglied der Öffentlichkeit
ausgesetzt wird (nicht beruflich in einer Kernanlage), und das in Folge der Ableitungen die Radionuklide in
die Luft und Wasserläufe aus der gesamten Bevölkerung am stärksten bestrahlt wird oder bestrahlt werden
kann. Die repräsentative Einzelperson lebt in der Umgebung der Kernkraftanlage. Da die radiologischen
betrieblichen Ableitungen durch verschiedene Faktoren beeinflusst werden können (die Menge der
abgeleiteten Radionuklide, die Art ihrer Ableitung in die Umwelt, die Nuklidenzusammensetzung der
Ableitungen, die meteorologische Situation, den Durchfluss in Wasserläufen u. ä.), kann auch die
repräsentative Einzelperson in unterschiedlichen Situationen unterschiedlich sein. Die Identifikation der
repräsentativen Einzelperson wird mit Hilfe des Modells der Umwelt in der Umgebung der Kernkraftanlage
und der Modellberechnungen der Strahlenauswirkungen verursacht durch ihren Betrieb gelöst, manchmal
auch in Kombinationen mit Ergebnissen der Überwachung von Strahlungsparametern in der Umwelt und mit
der Untersuchung der Gewohnheiten und Bräuche exponierter Einwohner.
Das Programm ESTE Al wertet sehr detailliert die möglichen Bestrahlungswege aus, und dies:

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Exposition durch die Wolke (extern)/Dosis
Exposition durch das Depot (extern)/Dosis
Inhalieren der Volumenaktivität/Dosis (für einzelne Alterskategorien)
Ingestion (für einzelne Alterskategorien):
Blattgemüse - Mensch (direkte Ingestion)
Sonstige landwirtschaftliche Produkte Mensch (direkte Ingestion)
(Getreide, Kartoffeln, Obst, Weinrebe, Hopfen)
Frische Weide - Kuh - Milch - Mensch
Gefüttert im Stall - Kuh - Milch - Mensch
Frische Weide - Ziege - Milch - Mensch
Gefüttert im Stall - Ziege - Milch - Mensch
Frische Weide - Kuh - Fleisch - Mensch
Gefüttert im Stall - Kuh - Fleisch- Mensch
Trinkwasser - Mensch (direkte Ingestion)
Gefüttert im Stall mit Getreide - Schwein - Fleisch- Mensch
Gefüttert im Stall mit Getreide - Geflügel - Fleisch- Mensch
Gefüttert im Stall mit Getreide - Geflügel - Eier - Mensch
Bewässertes Blattgemüse - Mensch (direkte Ingestion)
Sonstige bewässerte landwirtschaftliche Produkte Mensch (direkte Ingestion)
(Getreide, Kartoffeln, Obst, Weinrebe, Hopfen)
Bewässerte frische Weide - Kuh - Milch - Mensch
Bewässert gefüttert im Stall - Kuh - Milch - Mensch
Bewässerte frische Weide - Ziege - Milch - Mensch
Bewässert gefüttert im Stall - Ziege - Milch - Mensch
Bewässerte frische Weide - Kuh - Fleisch - Mensch
Bewässert gefüttert im Stall - Kuh - Fleisch - Mensch
Bewässert gefüttert mit Getreide im Stall - Schwein - Fleisch - Mensch
Gefüttert im Stall mit bewässertem Getreide - Geflügel - Fleisch- Mensch
Gefüttert im Stall mit bewässertem Getreide - Geflügel - Eier - Mensch
Wasser (Fluss) - Fisch - Fleisch - Mensch
Wasser (Fluss) - Kuh trinkt - Milch - Mensch
Wasser (Fluss) - Kuh trinkt - Fleisch - Mensch
Wasser (Fluss) - Schwein trinkt - Fleisch - Mensch
Wasser (Fluss) - Geflügel trinkt - Fleisch - Mensch
Wasser (Fluss) - Geflügel trinkt (Eier) - Eier - Mensch
Baden im Fluss
Rudern auf dem Fluss
Aufenthalt am Ufer (Fischer)

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3.4.2 Arbeitsverfahren
Die angeführte Studie hatte zu Zwecken der UVP-Dokumentation das Ziel, die radiologischen Auswirkungen
der Emissionen radioaktiver Stoffe in die Luft und in die Gewässer aus der neuen Kernkraftanlage zu
bestimmen, und dies beim Parallelbetrieb oder Stilllegung von EDU1-4 und weiterer Kernkraftanlagen am
Standort, sowie die Menge der abgeleiteten radioaktiven Stoffe in die Luft und in die Wasserläufe aus der
neuen Kernkraftanlage so vorzuschlagen, sodass die gesetzlichen Anforderungen gemäß Atomgesetz
(Gesetz Nr. 263/2016 GBl.) und Verordnung SÚJB Nr. 422/2016 GBl. erfüllt werden.
Das entscheidende Kriterium ist hier der optimierte Grenzwert gemäß Atomgesetz: maximale jährliche
Dosen einer repräsentativen Einzelperson von 200 µSv durch Ableitungen in die Luft und 50 µSv durch
Ableitungen in die Wasserläufe. Alle Berechnungen der Studie münden deshalb in die Bestimmung der
individuellen effektiven Dosis und der effektiven Folgedosis in den beurteilten Situationen an Standorten
Die Lösung zieht die Tatsache in Betracht, dass im Interessengebiet der neuen Kernkraftanlage die
Strahlendosen für die Bevölkerung aus den Ableitungen in die Luft relativ niedrig sind und tief unter den
festgelegten Grenzwerten liegen. Auf der anderen Seite sind die Strahlendosen aus den Ableitungen in die
Wasserläufe unter dem Einfluss des ausgelassenen Tritiums relativ hoch und könnten die Einhaltung des
Grenzwerts gefährden. Deshalb wurden ebenfalls die Möglichkeiten zur Überführung eines Teils des
Tritiums in die Luft über Ventilationsschlote und Kühltürme der neuen Kernkraftanlage analysiert.
Für die geplanten Analysen wurden eine Reihe
von Eingangsunterlagen
verarbeitet.
Es wurden vor allem die Werte nach der Methode der Hüllenkurve, also die maximalen Werte
der jährlichen
betrieblichen Ableitungen
der Referenztypen der Reaktoren auf Grund der Angaben für die
Leistungsalternativen 2 x 1200 MW
e
a 1 x 1750 MW
e
, und dies bei Ableitungen in den Wasserlauf von 44
Nukliden und bei Ableitungen in die Luft von 91 Nukliden bestimmt.
Auf der Basis der Analyse der meteorologischen Angaben am Standort Dukovany in den Jahren 2012, 2013
und 2014 und aus den durchgeführten Sensitivitätsberechnungen wurden die
meteorologischen
Bedingungen
für die Beurteilung der Auswirkungen der neuen Kernkraftanlage und für die UVP-Bedürfnisse
der meteorologischen Situation (Windrichtung und -geschwindigkeit 10 m über dem Terrain, Intensität der
Niederschläge und Stabilitätskategorie) für das Jahr 2014 verwendet, die zu höheren Dosen in den nächsten
bewohnten Gebieten und in den nächsten Gebieten in Österreich führen. Die Windrose führen wir in der
Abbildung 10 an.
Abb. 10 Windrose 2014: Verteilung der Windrichtung in der Höhe von 10 m am Standort Dukovany für das Jahr
2014

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S
S
SZ
NW
SV
NO
Z
W
V
O
JZ
SW
JV
SO
J
S
Weiterhin wurden
Durchflüsse in Wasserläufen
in fünf Profilen des Flusses Jihlava bei verschiedenen
Niveaus des Abflusses aus dem Wasserbecken Mohelno ausgewertet.
Es wurden
grundlegende statistische Daten
für die Analysen und Berechnungen aus der Tschechischen
Republik, der Slowakei, Österreich, Deutschland und Polen gesammelt.
Grundlage für die Beurteilung der potentiellen Zuführung von Radionukliden durch die Nahrung war
der
Verbrauchserwarenkorb
für die Tschechische Republik, die Slowakei und Österreich.
Bei der zukünftigen Realisierung des Vorhabens können die gesamten Strahlenauswirkungen der neuen
Kernkraftanlage durch einige Parameter beeinflusst werden, deren Zustand inzwischen noch nicht bekannt
ist: Durchflüsse im Fluss Jihlava, erforderliches Maß der Überführung der Aktivität des Tritiums in die
Luftableitungen, Anzahl der Kühltürme und Höhe der Ventilationsschlote, Zusammenwirkung des
Ausscheidens der bestehenden Blöcke. Für diese Parameter und ihren Einfluss auf die resultierenden
Strahlendosen bei verschiedenen Variationen der Quellen wurden detaillierte
Sensibilitätsanalysen
durchgeführt, die eine Prognose der Beeinflussung der Ergebnisse durch die genannten Faktoren
ermöglichen.
Für die Berechnung der lebenslangen Dosen kam man mit der Bestimmung der durchschnittlichen jährlichen
Personendosen aus. Jährliche durchschnittliche Personendosen bestehen aus den Dosen in Folge der
Ableitungen in die Luft und den Dosen in Folge der Ableitungen in die Wasserläufe. Für die Berechnung der
durchschnittlichen jährlichen Personendosis aus den Ableitungen in die Luft wurden aus den oben
angeführten Gründen die meteorologischen Bedingungen des Jahres 2014 verwendet. Für die Berechnung
der jährlichen Personendosis aus Ableitungen in die Wasserläufe wurden durchschnittliche Durchflüsse im
Fluss Jihlava bestimmt, die gemeinsam mit der Größe der Ableitungen auf die Größe der Dosis eine
bestimmende Wirkung haben. Der durchschnittliche jährliche Durchfluss wurde durch VÚV TGM auf der
Basis einer langjährigen (84-jährigen) gemessenen Durchflussreihe im Fluss Jihlava unter Berücksichtigung
der Leistungsalternative der neuen Kernkraftanlage (wann die Größe der Leistung Auswirkungen auf die
Größe der Verdampfung der Kühltürme und den restlichen Durchfluss im Fluss Jihlava hat) und des
klimatischen Szenarios mit dem vorausgesetzten Wachstum der durchschnittlichen Temperatur um 2 °C bis
zum Jahr 2100 bestimmt.
Für den Betrieb der neuen Kernkraftanlage wurde vorausgesetzt, dass es genauso wie für das betriebene
Kraftwerk (EDU1-4) auch weiterhin zur eigenständigen Übertragung des Teils der flüssigen Emissionen von
H-3 und C-14 (ca. 20 %) in die Luft mit Hilfe der Verdunstung des nachgefüllten Kühlwassers aus dem
Wasserbecken Mohelno kommen wird. Unter dieser Voraussetzung wurde das Umschlagsquellenmitglied in
die Wasserläufe nach den Angaben der Lieferanten für die neue Kernkraftanlage angepasst (und gleiche
Voraussetzung wurde auch für betriebene EDU1-4 bzw. EDU2-4 für Maximen der Auslässe in die
Wasserläufe geltend gemacht).
Für die Ableitungen in die Luft wurde die konservative Voraussetzung geltend gemacht, dass man
theoretisch das gesamte Volumen der flüssigen Ableitungen in die Luft überführen kann. Das Quellglied der
Emissionen in die Atmosphäre aus dem Betrieb der neuen Kernkraftanlage wurde bei der Berechnung der
Dosen somit für alle Berechnungsalternativen erhöht, sodass zu den laut Lieferanten der neuen
Kernkraftanlage angegebenen Werten der Emissionen in die Atmosphäre die gesamte Emission in
Wasserläufe in der kompletten Radionuklid-Zusammensetzung hinzugerechnet wurde. Diese Maßnahme
stellt sicher, dass auch wenn in der Zukunft Bedarf an einer höheren als der angenommenen Konversion der

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flüssigen Emissionen in die Atmosphäre entstehen sollte (zum Beispiel aufgrund eines außerordentlich
niedrigen Durchflusses im Fluss Jihlava und der Notwendigkeit der Optimierung der Ableitungen in die
Wasserläufe) die Emissionen in die Atmosphäre nie höher sein werden als die Emissionen, die bei der
Berechnung der Dosen in der UVP-Dokumentation angenommen wurden.
Mit diesen grundlegenden Voraussetzungen wurden die endgültigen Analysen zur Bestimmung der
durchschnittlichen jährlichen und lebenslangen Dosis durchgeführt.
3.4.3 Berechnete Strahlendosen
Die umfangreichen und detaillierten Berechnungen in der Studie ABmerin richten sich auf die Suche der
repräsentativen Einzelperson und des Sektors, in dem sie sich befindet, für verschiedenste potentielle neue
Reaktoren und deren Kombinationen unter verschiedenen Bedingungen (Flussdurchflüsse, Konversion
unterschiedlicher Mengen Radionuklide aus Emissionen in Wasserläufe in die Emissionen in die
Atmosphäre, verschiedener Phasen des Gleichlaufs der Blöcke EDU 1-4 u.ä.
Die repräsentative Einzelperson ist für die Zwecke dieser Berechnungen durch diese Parameter definiert:
die Person deckt ihren gesamten inhalierten Luftverbrauch an ihrem Wohnort bei durchschnittlicher
Atemgeschwindigkeit,
sie ist gegen eine Dosis "aus Wolken" nicht abgeschirmt, so als wenn sie sich ständig im Freien und
außerhalb von Gebäuden aufhalten würde.
aus Nahrungsmittels produziert im gegebenen Sektor deckt sie den gesamten Verbrauch an
Blattgemüse und 75 % der sonstigen landwirtschaftlichen Produkte; "mit bewässerten
Nahrungsmitteln deckt sie maximal 50 % ihres Verbrauchs,
sie deckt einen Teil ihres Milchverbrauchs (50 % des Milchverbrauchs in der gegebenen
Alterskategorie) mit der Milch der Kühe, die mit dem Wasser aus dem anliegenden Fluss Jihlava
getränkt werden und die auf den mit dem Wasser aus dem anliegenden Fluss Jihlava berieselten
Kuhwiesen weiden;
sie deckt sämtlichen Trinkwasserbedarf durch Brunnen oder aus einer Wasserquelle, in die das
Wasser aus dem Fluss Jihlava durchsickert, und die nicht mit sonstigem, von Ableitungen
beeinflusstem Wasser verdünnt wird,
sie deckt den gesamten Fischfleischverbrauch aus Fischen, die das ganze Leben lang im
anliegenden Fluss Jihlava leben
sie badet 100 Stunden pro Jahr im Fluss Jihlava in der Umgebung ihres Wohnortes (bei Siedlungen
am Ufer des Flusses, Alter über 2 Jahre),
sie hält sich 200 Stunden pro Jahr am Ufer des Flusses Jihlava (Fischer) in der Umgebung des
Wohnortes (bei Siedlungen am Strand des Flusses, Alter über 2 Jahre) auf,
sie verbringt mit dem Rudersport 100 Stunden pro Jahr am Fluss Jihlava in der Umgebung ihres
Wohnortes (bei Siedlungen am Ufer des Flusses, Alter über 2 Jahre),
Die Auswirkung auf die repräsentativen Einzelpersonen wird durch die jährliche effektive Dosis und die
effektive Folgedosis, und dies auch getrennt nach Alterskategorien, ausgedrückt. Extra werden die
Auswirkungen der Ableitungen in die Wasserläufe, der Ableitungen in die Luft und durch deren Summe auch
die gesamten Auswirkungen beurteilt. Die resultierende Beurteilung basiert somit auf der Bestimmung der
höchsten existierenden Strahlendosis und des Sektors, in dem diese Strahlenbelastung vorkommt. Diese
Methode ermöglicht eine relativ gute Bewertung der nahen Umgebung der NKKA, denn vor allem dort
befinden sich die am meisten belasteten Sektoren.
Im Rahmen der Studie ABmerit wurden auch Gruppen-Äquivalentdosen berechnet. Diese werden hier von
uns nicht zitiert und kommentiert. Sie gehören zu den Unterlagen der Planung und die Auswahl der neuen
Kernkraftanlage, das allgemeine Niveau der Auswirkungen auf die Gesundheit der Bevölkerung drücken sie
allerdings nicht aus.
Die grundlegenden Angaben über die Strahlendosen für die repräsentativen Einzelpersonen in 10
Gemeinden bzw. Städten in der nahen Umgebung der neuen Kernkraftanlage präsentieren wir in der Tabelle
7. Wir führen die berechneten maximalen effektiven Dosen für eine repräsentative Einzelperson (Sv) für 3

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Alternativen der Auswahl der neuen Kernkraftanlage und des Gleichlaufs der Stilllegung der bestehenden
Blöcke EDU 1-4 an:
Bei der Berechnung der Auswirkungen wird die Durchflussmenge im Fluss Jihlava unterhalb der
Talsperre Mohelno = 3,3 m
3
/s angenommen.
Bei der Berechnung der Auswirkungen wird die Durchflussmenge im Fluss Jihlava unterhalb der
Talsperre Mohelno = 3,0 m
3
/s angenommen.
C) Betrieb der NKKA 1 x 1750 MW
e
, Stilllegung von EDU1-4.
Tab. 7 Maximale effektive Dosen einer repräsentativen Einzelperson in der nahen Umgebung der neuen
Kernkraftanlage
Standort
Alternative A
Alternative B
Alternative C
Sektor
Max. (Sv)
Sektor
Max. (Sv)
Sektor
Max. (Sv)
Mohelno
28
2,38E-05
28
2,16E-05
28
1,64E-05
Dukovany
52
2,80E-05
52
2,37E-05
52
1,84E-05
Horní
Dubňany
64
2,14E-06
64
1,21E-06
64
1,17E-06
Rešice
88
6,32E-06
88
4,02E-06
88
3,89E-06
Kordula
99
1,28E-05
99
7,29E-06
99
7,14E-06
Rouchovany
136
3,22E-06
136
1,79E-06
136
1,72E-06
Šemíkovice
124
2,57E-06
124
1,33E-06
124
1,30E-06
Slavětice
172
2,84E-06
172
1,45E-06
172
1,41E-06
Ivančice
56
2,34E-05
56
2,10E-05
56
1,57E-05
Moravské
Bránice
57
6,90E-06
57
5,71E-06
57
4,96E-06
Bemerkung: Alternative A, B, C siehe Text
Max.(Sv) … maximale effektive Dosis einer repräsentativen Einzelperson (Sv)
Im zitierten Bericht ABmerit sind auch bedeutende Informationen über die Strahlenexposition der
Nachbarstaaten enthalten. Im beurteilen Umkreis bis 100 km von der neuen Kernkraftanlage sind dies
Österreich und die Slowakei. Die grundlegenden Angaben präsentieren wir in der Tabelle 8. Im Sektor mit
der höchsten Gesamtdosis in Österreich (Sektor Nr. 83 - Fluss Dyje) liegen die Gemeinden Wilhelmsdorf
und Poysdorf, in der Slowakei ähnlich der Sektor Nr. 84 (Fluss Morava) mit den Gemeinden Gajary und
Malacky.
Tab. 8 Höchste Gesamtdosis der Strahlung auf dem Gebiet der Nachbarstaaten
Land
Sektor
Effektive Dosis und effektive Folgedosis (Sv)
Alternative A
Alternative B
Alternative C
Österreich
83
1,70E-06
1,47E-06
1,34E-06
Slowakei
84
1,62E-06
1,41E-06
1,29E-06
Für Informationen über Strahlungsdosen im breiteren Gebiet des beurteilten Umkreises von 100 km stellte
uns die Firma ABmerit auf Anfrage die Angaben über weitere, im zitierten Bericht nicht angeführte Sektoren
zur Verfügung (ABmerit, Dezember 2016), in kohärenter Reihe der Sektoren einerseits in dem ausgewählten
Sektor Richtung Süden - Österreich, andererseits im relevanten Flussgebiet des Flusses Jihlava und in
anschließenden Oberflächengewässern. Aus der beurteilten Zone wählten wir konservativ gerade die
Sektoren mit der Richtung nach Süden aus (Sektoren Nr. 97 bis 108), denn beim Übergewicht des Windes

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aus nördlichen Richtungen (siehe Windrose im Kapitel 3.4.2) können wir hier die stärkste Ausbreitung von
Radionukliden in größere Entfernungen voraussetzen. Der Sektor reicht im wesentlichen Umfang nach
Österreich hinein, bis zur nördlichen Grenze von Wien im Sektor Nr. 108 Die Informationen über das
Flussgebiet umfassen eine Reihe von Sektoren vom Wasserbecken Mohelno (Sektor Nr. 28) bis zum Fluss
Morava im Gebiet von Hodonín (Sektor Nr. 71).
Die Sektoren des beurteilen südlichen Sektors charakterisieren wir näher, u. a. mit der Anführung eines
Beispiels der zugehörigen Gemeinde, in der Tabelle 9. Sie sind für die drei oben angeführte Alternativen A,
B und C bearbeitet worden. Zur Beurteilung des Trends der Ausbreitung von Radionukliden aus den
Ableitungen in die Luft wählen wir hier nur die Angaben über die atmosphärischen Auswirkungen. Die
Ergebnisse für die Alternative A werden in der Tabelle 10, für die Alternative B in der Tabelle 11 a und für die
Alternative C in der Tabelle 12 präsentiert. Sektoren 97, 98 und 100 sind unbewohnt.
Tab. 9 Ausgewählte Charakteristiken der Sektoren des südlichen Sektors
Sektor
Nr.
Entfernung zur
neuen
Kernkraftanlage
km
Staatsgebiet
Z. B. Sitz
97
0-1
Tschechische Republik
nicht bewohnt
98
1-2
Tschechische Republik
nicht bewohnt
99
2-3
Tschechische Republik
Kordula
100
3-5
Tschechische Republik
nicht bewohnt
101
5-7
Tschechische Republik
Horní Kounice
102
7-10
Tschechische Republik
Medlice
103
10-15
Tschechische Republik
Horní
Dunajovice
104
15-20
Tschechische Republik
Žerotice
105
20-30
Tschechische Republik
Tasovice
106
30-50
Tschechische Republik -
Österreich
Dyjákovičky,
Hadres
107
50-75
Österreich
Hollabrunn
108
75-100
Österreich
Wien
Tab. 10 Effektive Gesamtdosen und effektive Folgedosen aus der Atmosphäre (Sv) in den Sektoren des
südlichen Sektors der beobachteten Zone bei der Alternative A (NKKA 2x 1200 MW
e
, Stilllegung von
EDU1-4)
Sektor
Alter Jahre
Nr.
0-1
1-2
2-7
7-12
2-17
über 17
97
5.68E-06
6.53E-06
7.07E-06
6.94E-06
6.77E-06
6.79E-06
98
1.21E-05
1.39E-05
1.51E-05
1.48E-05
1.45E-05
1.45E-05
99
1.03E-05
1.18E-05
1.28E-05
1.26E-05
1.23E-05
1.23E-05
100
8.71E-06
1.01E-05
1.10E-05
1.07E-05
1.05E-05
1.05E-05
101
6.41E-06
7.46E-06
8.15E-06
7.98E-06
7.77E-06
7.78E-06
102
4.79E-06
5.61E-06
6.15E-06
6.02E-06
5.85E-06
5.87E-06
103
3.37E-06
3.99E-06
4.39E-06
4.29E-06
4.17E-06
4.18E-06

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104
2.28E-06
2.73E-06
3.01E-06
2.95E-06
2.86E-06
2.87E-06
105
9.73E-07
1.17E-06
1.29E-06
1.26E-06
1.22E-06
1.23E-06
106
3.21E-07
3.95E-07
4.36E-07
4.28E-07
4.19E-07
4.23E-07
107
1.56E-07
1.97E-07
2.19E-07
2.15E-07
2.12E-07
2.15E-07
108
9.07E-08
1.16E-07
1.29E-07
1.27E-07
1.25E-07
1.27E-07
Tab. 11 Effektive Gesamtdosen und effektive Folgedosen aus der Atmosphäre (Sv) in den Sektoren des
südlichen Sektors der beobachteten Zone bei der Alternative B (NKKA 1x 1750 MW
e
, Betrieb von EDU 2-
4 und Stilllegung von EDU1)
Sektor
Alter Jahre
Nr.
0-1
1-2
2-7
7-12
2-17
über 17
97
4.59E-06
5.67E-06
6.36E-06
6.21E-06
5.98E-06
6.01E-06
98
6.23E-06
7.69E-06
8.64E-06
8.42E-06
8.10E-06
8.13E-06
99
5.23E-06
6.48E-06
7.29E-06
7.11E-06
6.83E-06
6.87E-06
100
4.51E-06
5.60E-06
6.31E-06
6.15E-06
5.91E-06
5.94E-06
101
3.38E-06
4.22E-06
4.75E-06
4.64E-06
4.45E-06
4.48E-06
102
2.60E-06
3.26E-06
3.68E-06
3.59E-06
3.44E-06
3.47E-06
103
1.91E-06
2.41E-06
2.73E-06
2.67E-06
2.55E-06
2.57E-06
104
1.35E-06
1.71E-06
1.94E-06
1.90E-06
1.82E-06
1.83E-06
105
5.91E-07
7.54E-07
8.53E-07
8.37E-07
8.01E-07
8.09E-07
106
1.99E-07
2.61E-07
2.95E-07
2.90E-07
2.81E-07
2.86E-07
107
1.02E-07
1.37E-07
1.55E-07
1.53E-07
1.49E-07
1.52E-07
108
6.21E-08
8.41E-08
9.49E-08
9.40E-08
9,14E-08
9.35E-08
Tab. 12 Effektive Gesamtdosen und effektive Folgedosen aus der Atmosphäre (Sv) in den Sektoren des
südlichen Sektors der beobachteten Zone bei der Alternative C (NKKA 2x 1750 MW
e
, Stilllegung von
EDU1-4)
Sektor
Alter Jahre
Nr.
0-1
1-2
2-7
7-12
2-17
über 17
97
4.42E-06
5.45E-06
6.12E-06
5.97E-06
5.75E-06
5.77E-06
98
6.16E-06
7.58E-06
8.52E-06
8.29E-06
7.98E-06
8.01E-06
99
5.13E-06
6.35E-06
7,14E-06
6.95E-06
6.68E-06
6.71E-06
100
4.42E-06
5.47E-06
6.16E-06
6.00E-06
5.77E-06
5.79E-06
101
3.29E-06
4.09E-06
4.61E-06
4.50E-06
4.32E-06
4.34E-06
102
2.52E-06
3,14E-06
3.54E-06
3.45E-06
3.31E-06
3.33E-06
103
1.83E-06
2.30E-06
2.60E-06
2.53E-06
2.43E-06
2.44E-06
104
1.28E-06
1.61E-06
1.82E-06
1.78E-06
1.70E-06
1.71E-06
105
5.54E-07
6.99E-07
7.91E-07
7.73E-07
7.40E-07
7.45E-07

Aktenzeichen Amec Foster Wheeler s.r.o. / C2010-16-0/Z01
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53 / 87
Gr. Zchn. A
106
1.85E-07
2.40E-07
2.71E-07
2.66E-07
2.58E-07
2.61E-07
107
9.46E-08
1.26E-07
1.42E-07
1.39E-07
1.36E-07
1.38E-07
108
5.74E-08
7.66E-08
8.63E-08
8.49E-08
8.26E-08
8.41E-08
Der Vergleich des Trends der Änderungen der Strahlendosen aus der Atmosphäre mit einer Entfernung von
der neuen Kernkraftanlage bei einzelnen Alternativen stellen wir in der Abbildung 11 dar. Zur
Übersichtlichkeit wählten wir nur Dosen für Erwachsene aus, die wir als die bedeutendsten betrachten und
wir drücken Sie in µSv aus. Bis zur zweiten Zone (1-2km) steigen sie bei allen Alternativen, die erste ist "im
Schatten". Danach folgt eine kontinuierliche Absenkung praktisch bis auf null in der 10. Zone (15 - 20 km).
Die Steigung am Anfang ist bei der Alternative A höher, bei den alternativen B und C ist sie niedriger und der
Verlauf ist praktisch identisch. Alle diese Unterschiede haben allerdings eine vernachlässigbare Bedeutung,
sie bewegen sich auf Niveaus, die mindestens um zwei Stufen niedriger sind als die natürliche Strahlung.
Abb. 11 Änderungen der Gesamtdosen und der effektiven Folgedosen aus der Atmosphäre mit der Entfernung
von der neuen Kernkraftanlage bei einzelnen Alternativen
Für gleiche drei Alternativen der neuen Kernkraftanlage A, B und C werden auch ausgewählte Sektoren, die
das Flussgebiet des Flusses Jihlava überwachen, berücksichtigt. In der Tabelle 13 führen wir ihre Liste, die
Luftentfernung von der neuen Kernkraftanlage und die ungefähre Lage im Flussgebiet (ausgewählte lokale
Angabe) an. Da die entfernteren Sektoren relativ umfangreich sind, haben die Angaben über die Lage in der
Tabelle nur orientierenden Charakter. Wir lassen zwei nicht bewohnte Sektoren aus, Nr. 14 und Nr. 27
(Wasserbecken Mohelno und erster Abschnitt des Flusses darunter).
Tab. 13 Liste der beurteilten Sektoren im Flussgebiet Jihlava und einige ihre Charakteristiken
Sektor Nr.
Richtung des
Sektors
Entfern. *)
Platzierung
28
NO
3-5
Mohelno
41
NOO
5-7
Lhánice
54
O
7-10
Biskoupky
56
O
15-20
Ivančice, Zusammenfluss von Jihlava und Oslava
57
O
20-30
Fluss Jihlava, Moravské Bránice
69
OSO
20-30
Jihlava, Pohořelice
70
OSO
30-50
Svratka, Vranovice
71
OSO
50-75
Fluss Morava, Hodonín
*) Luftentfernung von der neuen Kernkraftanlage (ca. in km)
Zur Spezifikation der Strahlendosen aus den Ableitungen in den Wasserlauf wählten wir für die folgenden
Tabellen lediglich die Strahlendosen aus der Hydrosphäre einerseits der Gesamtdosis, der Summen der
0
2
4
6
8
10
12
14
16
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
µSv
Zone
A
B
C

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Gr. Zchn. A
Dosen aus der Atmosphäre und auch der Hydrosphäre. Die erste dient zur Beurteilung der Rolle der Dosen
aus der Hydrosphäre bei der gesamten Strahlenbelastung, die zweite zur Beurteilung der gesundheitlichen
Auswirkungen in gegebenen Sektoren. Die Ergebnisse für die Alternative A werden in der Tabelle 14, für die
Alternative B in der Tabelle 15 a und für die Alternative C in der Tabelle 16 präsentiert.
Tab. 14 Effektive Gesamtdosen und effektive Folgedosen aus der Hydrosphäre und der Atmosphäre +
Hydrosphäre (Sv) in den Sektoren des Flussgebietes des Flusses Jihlava bei der Alternative A (NKKA 2x
1200 MWe, Stilllegung von EDU1-4)
Sektor Nr.
Alter Jahre
0-1
1-2
2-7
7-12
2-17
über 17
28
H
2.12E-05
2.17E-05
2.24E-05
1.92E-05
1.75E-05
2.24E-05
H+A
2.24E-05
2.31E-05
2.38E-05
2.06E-05
1.89E-05
2.38E-05
41
H
2.12E-05
2.17E-05
2.20E-05
1.89E-05
1.72E-05
2.19E-05
H+A
2.30E-05
2.37E-05
2.43E-05
2.11E-05
1.93E-05
2.41E-05
54
H
2.12E-05
2.16E-05
2.20E-05
1.88E-05
1.71E-05
2.18E-05
H+A
2.36E-05
2.44E-05
2.51E-05
2.18E-05
2.00E-05
2.48E-05
56
H
2.11E-05
2.16E-05
2.19E-05
1.88E-05
1.71E-05
2.18E-05
H+A
2.22E-05
2.29E-05
2.34E-05
2.02E-05
1.85E-05
2.32E-05
57
H
6.01E-06
6.10E-06
6.22E-06
5.31E-06
4.84E-06
6.18E-06
H+A
6.52E-06
6.72E-06
6.90E-06
5.98E-06
5.49E-06
6.83E-06
69
H
6.00E-06
6.07E-06
6.20E-06
5.29E-06
4.83E-06
6.16E-06
H+A
6.16E-06
6.28E-06
6.42E-06
5.51E-06
5.04E-06
6.38E-06
70
H
5.99E-06
6.05E-06
6.18E-06
5.28E-06
4.81E-06
6.15E-06
H+A
6.06E-06
6,14E-06
6.28E-06
5.37E-06
4.90E-06
6.24E-06
71
H
1.47E-06
1.24E-06
1.41E-06
1.24E-06
1.16E-06
1.56E-06
H+A
1.51E-06
1.29E-06
1.46E-06
1.29E-06
1.21E-06
1.61E-06
Bemerkung: H … Dosen nur aus der Hydrosphäre
H+A … gesamte Dosen aus der Atmosphäre + aus der Hydrosphäre
Tab. 15 Effektive Gesamtdosen und effektive Folgedosen aus der Hydrosphäre und der Atmosphäre +
Hydrosphäre (Sv) in den Sektoren des Flussgebietes des Flusses Jihlava bei der Alternative B (NKKA 1x
1750 MW
e
, Betrieb von EDU2-4 und Stilllegung von EDU1)
Sektor Nr.
Alter Jahre
0-1
1-2
2-7
7-12
2-17
über 17
28
H
2.05E-05
1.77E-05
2.01E-05
1.76E-05
1.58E-05
2.08E-05
H+A
2.10E-05
1.85E-05
2.10E-05
1.84E-05
1.66E-05
2.16E-05
41
H
2.04E-05
1.77E-05
1.97E-05
1.71E-05
1.54E-05
2.01E-05
H+A
2,14E-05
1.88E-05
2.10E-05
1.84E-05
1.66E-05
2,14E-05
54
H
2.04E-05
1.76E-05
1.96E-05
1.71E-05
1.53E-05
2.00E-05
H+A
2.16E-05
1.92E-05
2,14E-05
1.88E-05
1.70E-05
2.17E-05
56
H
2.04E-05
1.75E-05
1.96E-05
1.70E-05
1.53E-05
2.00E-05

Aktenzeichen Amec Foster Wheeler s.r.o. / C2010-16-0/Z01
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55 / 87
Gr. Zchn. A
H+A
2.10E-05
1.83E-05
2.05E-05
1.79E-05
1.61E-05
2.08E-05
57
H
5.41E-06
4.63E-06
5.19E-06
4.49E-06
4.03E-06
5.28E-06
H+A
5.71E-06
5.02E-06
5.63E-06
4.92E-06
4.45E-06
5.69E-06
69
H
5.40E-06
4.62E-06
5.17E-06
4.48E-06
4.02E-06
5.26E-06
H+A
5.50E-06
4.75E-06
5.32E-06
4.62E-06
4.16E-06
5.40E-06
70
H
5.40E-06
4.60E-06
5.16E-06
4.46E-06
4.01E-06
5.24E-06
H+A
5.44E-06
4.66E-06
5.23E-06
4.53E-06
4.07E-06
5.30E-06
71
H
1.44E-06
1.19E-06
1.38E-06
1.18E-06
1.06E-06
1.40E-06
H+A
1.46E-06
1.22E-06
1.41E-06
1.22E-06
1.10E-06
1.44E-06
Bemerkung: H … Dosen nur aus der Hydrosphäre
H+A … gesamte Dosen aus der Atmosphäre + aus der Hydrosphäre
Tab. 16 Effektive Gesamtdosen und effektive Folgedosen aus der Hydrosphäre und der Atmosphäre +
Hydrosphäre (Sv) in den Sektoren des Flussgebietes des Flusses Jihlava bei der Alternative C (NKKA 2x
1750 MW
e
, Stilllegung von EDU1-4)
Sektor Nr.
Alter Jahre
0-1
1-2
2-7
7-12
2-17
über 17
28
H
1.46E-05
1.30E-05
1.47E-05
1.31E-05
1.19E-05
1.57E-05
H+A
1.52E-05
1.38E-05
1.55E-05
1.39E-05
1.27E-05
1.64E-05
41
H
1.46E-05
1.30E-05
1.44E-05
1.27E-05
1.16E-05
1.51E-05
H+A
1.55E-05
1.41E-05
1.57E-05
1.40E-05
1.28E-05
1.63E-05
54
H
1.45E-05
1.29E-05
1.43E-05
1.26E-05
1.15E-05
1.50E-05
H+A
1.57E-05
1.44E-05
1.60E-05
1.43E-05
1.31E-05
1.66E-05
56
H
1.45E-05
1.28E-05
1.43E-05
1.26E-05
1,14E-05
1.49E-05
H+A
1.51E-05
1.36E-05
1.51E-05
1.34E-05
1.23E-05
1.57E-05
57
H
4.47E-06
3.94E-06
4.38E-06
3.85E-06
3.51E-06
4.58E-06
H+A
4.75E-06
4.30E-06
4.79E-06
4.25E-06
3.89E-06
4.96E-06
69
H
4.46E-06
3.92E-06
4.36E-06
3.83E-06
3.49E-06
4.56E-06
H+A
4.56E-06
4.04E-06
4.50E-06
3.97E-06
3.62E-06
4.69E-06
70
H
4.46E-06
3.90E-06
4.35E-06
3.82E-06
3.48E-06
4.54E-06
H+A
4.50E-06
3.95E-06
4.41E-06
3.88E-06
3.54E-06
4.60E-06
71
H
1.25E-06
1.05E-06
1.22E-06
1.06E-06
9.72E-07
1.28E-06
H+A
1.28E-06
1.08E-06
1.26E-06
1.09E-06
1.00E-06
1.31E-06
Bemerkung: H … Dosen nur aus der Hydrosphäre
H+A … gesamte Dosen aus der Atmosphäre + aus der Hydrosphäre
Die Trends der Änderungen mit der Entfernung von der neuen Kernkraftanlage weichen bei den Dosen aus
der Hydrosphäre selbstverständlich von den Dosen aus der Luft ab (Abbildung 11). Die Anfangsdosis ist hier
höher und bleibt praktisch auf unverändertem Niveau bis zur 6. Zone (vor den Zusammenfluss von Jihlava
mit Oslava. Danach sinkt sie stark und bleibt lange am erreichten wesentlich niedrigeren Niveau bis zum
Zusammenfluss mit dem Fluss Dyje, wo sich die starke Verdünnung zeigt. Bei der Alternative C bewegen

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Gr. Zchn. A
sich die Dosen aus der Hydrosphäre bis zum Zusammenfluss mit Oslava am niedrigeren Niveau als in den
Alternativen A und B
Abb. 12 Änderungen der Gesamtdosen und der effektiven Folgedosen aus der Hydrosphäre mit der Entfernung
von der neuen Kernkraftanlage bei einzelnen Alternativen
Da es sich nur um die Dosen aus der Hydrosphäre handelt, deren Auswirkungen auf die Gesundheit mit den
Dosen aus der Atmosphäre summiert werden, wird ersichtlich, dass sich hier im Unterschied zu allen
sonstigen Sektoren in den beobachteten Zonen neben den Dosen aus der Atmosphäre auch die Dosen aus
der Hydrosphäre bemerkbar machen. Sie sind wesentlich höher. Aus den Tabellen ist dann ersichtlich, dass
der Zuwachs aus der Atmosphäre hier gering ist und sich die Dosis aus der Hydrosphäre praktisch nicht
verändert. Die Sektoren im Flussgebiet von Jihlava vom Wasserbecken Mohelno bis zum Zusammenfluss
von Jihlava und Oslava sind somit viel stärker mit der Strahlung belastet als alle sonstigen Sektoren der
beobachteten Zone.
3.4.4 Gesundheitsrisiken
Im vorherigen Kapitel wurden die wichtigsten Angaben aus dem Bericht ABmerit (2016a) über effektive
Dosen und effektive Folgedosen in den bedeutendsten Sektoren der beurteilten Zone konzentriert. In
diesem Kapitel beurteilen wir die gesundheitliche Bedeutsamkeit der angeführten Dosen, und dies in der
Reihenfolge, wie sie oben präsentiert wurden.
Das Ziel der Berechnungen ist die Schätzung der kumulierten lebenslangen Belastung eines erwachsenen
Menschen, der im gegebenen Gebiet unter der theoretischen Voraussetzung leben würde, dass sich die
Strahlungsbedingungen, beschrieben für das gegebene Jahr, sich in weiteren Jahren nicht ändern würden
(außer, obwohl gering, der wachsenden Gewichtsaktivität der deponierten Nuklide im Boden und der damit
zusammenhängenden Aktivitäten der Bestandteile der Umwelt und der Artikel der Nahrungsmittelketten, was
in den Berechnungen berücksichtigt wurde).
Die methodische Grundlage für die Beurteilung des Risikos ist der oben (Kapitel 3.2.4) zitierte Bericht der
Internationalen Kommission für den Strahlenschutz (ICPR) aus dem Jahr 2007. Sie orientiert sich
insbesondere auf niedrige Strahlendosen, d. h. effektive Dosen bis ungefähr 100 mSv (oder absorbierte
Dosen bis ungefähr 100 Gy low-LET Strahlung), die als Einzeldosis oder kumulierte Jahresdosis i wirken.
Wie bereits im genannten Artikel angeführt und begründet wurde, empfiehlt der genannte ICRP Bericht, das
Risiko des sog. Gesundheitsschadens mit Hilfe der neu festgelegten Koeffizienten (siehe Kapitel 3.2.4
Tabelle 1) auszuwerten.
Die effektiven Dosen und effektiven Folgedosen, berechnet in den ABmerit-Studien, stellen durchwegs die
jährlichen Strahlenbelastungen dar. Wenn wir von der konservativen Voraussetzung einer 70-jährigen
Exposition aller Einwohner während ihres Lebens ausgehen, entsprechen die kumulierten lebenslangen
Belastungen dem Siebzigfachen der angeführten jährlichen Dosen.
Unter Berücksichtigung dessen, dass die Strahlenbelastungen im Kindesalter anders als bei Erwachsenen
sein können, und dadurch die lebenslangen Schätzungen der gesundheitlichen Auswirkung beeinflusst
werden können, gehen wir bei den Ergebnissen der Berechnungen der effektiven Dosen und effektiven
0
5
10
15
20
25
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
µSv
Zone
A
B
C

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Gr. Zchn. A
Folgedosen für einzelne Altersschichten des Kinderalters (Alter 0-1 Jahre, 1-2 Jahre, 2-7 Jahre, 7-12 Jahre,
12-17 Jahre) auch von diesen Altersbesonderheiten aus. Aus den Tabellen sehen wir, dass die jährlichen
effektiven Dosen und effektiven Folgedosen bei Kindern etwas höher sind als bei Erwachsenen. Die
Unterschiede sind allerdings nur gering und sie können das oben angeführte Gesamtergebnis der
lebenslangen Gesundheitsrisiken nicht wesentlich verändern. Trotzdem verwenden wir sie im Bemühen um
die höchstmögliche Genauigkeit für die Berechnungen.
Bei veröffentlichten maximalen effektiven Dosen summieren wir die jährlichen effektiven Dosen und effektive
Folgedosen für 70 Jahre des Lebens. Falls wir diese Vorgehensweise unter der Einbeziehung der
Kinderangaben präzisieren, tragen sie zur lebenslangen Belastung der Altersgruppe 0-1 Jahr und 1-2 Jahre
mit einem Jahr bei und der Gruppen 2-7 Jahre, 7-12 Jahre und 12-17 Jahre je 5 Jahre. Für den erwachsene
Alter bleiben dann 53 Jahre über. Mit den angeführten Summen multiplizieren wir die Angaben über die
Dosen und Folgedosen der entsprechenden Altersgruppen und zur Bestimmung der lebenslangen Belastung
summieren und multiplizieren wir sie mit dem oben angeführten Koeffizient 0,057.
3.4.4.1 Maximale effektive Dosen einer repräsentativen Einzelperson in der nahen Umgebung der neuen
Kernkraftanlage
Mit der oben beschriebenen Vorgehensweise bewerten wir das Gesundheitsrisiko aus den angeführten
maximalen effektiven Dosen einer repräsentativen Einzelperson in der nahen Umgebung der NKKA,
angeführt in der Tabelle 7. Die Ergebnisse präsentieren wir in der Tabelle 17.
Tab. 17 Risiko eines Gesundheitsschadens durch die maximalen effektiven Dosen einer repräsentativen
Einzelperson in der nahen Umgebung der neuen Kernkraftanlage
Bemerkung: Max Sv …maximale effektive Dosis
Schaden… Risiko eines Gesundheitsschadens in 70 Lebensjahren (Max. Sv x 70 x 0,057)
Für das Risiko des Gesundheitsschadens gibt es keinen Grenzwert und auch kein empfohlenes Niveau. Es
ist hier die Sache der zuständigen Behörden, ob sie von den empfohlenen Prinzipien der ICRP ausgeht,
siehe oben (Kapitel 3.2.4), der Rechtfertigung und der Optimierung ausgehen. Es muss sorgfältig erwägt
werden, ob der erwartete Gesundheitsschaden durch den vorausgesetzten Beitrag für ein Individuum oder
für die Gesellschaft ausgewogen ist und ob verantwortlich nach Möglichkeiten einer Reduzierung der Dosen
auf das niedrigste vernünftigerweise erreichbare Niveau (ALARA) gesucht wird.
Solche Überlegungen zur gewünschten Optimierung sind allerdings dort unnötig, wo sich das Risiko am
Niveau 1.10
-6
bewegt (in Einheiten der Ordnung E-06). Die Einheit auf diesem Niveau gibt nämlich für ein 70
Jahre langes Leben die Wahrscheinlichkeit eines Gesundheitsschadens eines Menschen von 1 Million
Menschen, die gleich exponiert werden. An bösartigen Geschwülsten stirbt in unserer Bevölkerung ungefähr
1/4 der Menschen, d. h. von einer Million ungefähr 250.000. Ein berechneter Fall eines
Gesundheitsschadens geht darunter völlig verloren. Es ist kein reales Risiko mehr, sondern eher eine
mathematische Abstraktion, die mit dem realen Leben nichts zu tun hat. Bis zum bestimmten Maß gilt das
Gleiche auch für die Niveaus der Einheiten E-05, also nach langlebiger Ionendosis beträgt die
Wahrscheinlichkeit der Behinderung einer Person der Bevölkerungsgruppe hunderttausend Menschen.
Standort
Sektor
Alternative A
Alternative B
Alternative C
Max Sv
Schaden
Max Sv
Schaden
Max Sv
Schaden
Mohelno
28
2,38E-05
9,50E-05
2,16E-05
8,62E-05
1,64E-05
6,54E-05
Dukovany
52
2,80E-05
1,12E-04
2,37E-05
9,46E-05
1,84E-05
7,34E-05
Horní Dubňany
64
2,14E-06
8,54E-06
1,21E-06
4,83E-06
1,17E-06
4,67E-06
Rešice
88
6,32e-06
2,52E-05
4,02E-06
1,60E-05
3,89E-06
1,55E-05
Kordula
99
1,28E-05
5,11E-05
7,29E-06
2,91E-05
7,14E-06
2,85E-05
Rouchovany
136
3,22E-06
1,28E-05
1,79E-06
7,14E-06
1,72E-06
6,86E-06
Šemíkovice
124
2,57E-06
1,03E-05
1,33E-06
5,31E-06
1,30E-06
5,19E-06
Slavětice
172
2,84E-06
1,13E-05
1,45E-06
5,79E-06
1,41E-06
5,63E-06
Ivančice
56
2,34E-05
9,34E-05
2,10E-05
8,38E-05
1,57E-05
6,26E-05
Moravské
Bránice
57
6,90E-06
2,75E-05
5,71E-06
2,28E-05
4,96E-06
1,98E-05

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Größere Aufmerksamkeit verdienen die Gesundheitsschäden am Niveau E-04. Obwohl es sich ebenfalls um
ein sehr geringes Risiko handelt (1 Fall von 10.000), wäre es bereits jetzt günstig zu überlegen, ob es nicht
Wege zur Reduzierung der Dosen mindestens um 1 Größenordnung gibt. In unserem Fall betrifft das die
Sektoren, die sich auf diesem oder annähernd auf diesem Niveau befinden, bei der Alternative A und auch B
Mohelno, Dukovany und Ivančice. In der Wirklichkeit nur Ivančice und die Umgebung am oberen Lauf des
Flusses Jihlava (Hrubšice, Biskoupky), denn in den Katastern der Gemeinden Mohelno und Dukovany
breiten sich die bewohnten Gebiete nicht bis zum Fluss Jihlava aus bzw. sie werden nicht mit dem
Trinkwasser aus dem Fluss Jihlava, das den Hauptweg der Bestrahlung darstellt, versorgt. Die Lösung muss
von einer guten Kenntnis der Situation vor Ort und der potentiellen Möglichkeit ausgehen. Bei der Alternative
C sind die Werte des Gesundheitsrisikos etwas günstiger.
3.4.4.2 Höchste Gesamtdosis der Strahlung auf dem Gebiet der Nachbarstaaten
In der zitierten Studie ABmerit wurde auch die höchsten effektiven Dosen und effektive Folgedosen in
Österreich (sie wurden im Sektor 53 gefunden) und in der Slowakei (im Sektor 84) berechnet. Wir führten sie
in der Tabelle 8 an. Die lebenslangen Gesundheitsschäden berechnen wir hier in gleicher Weise wie im
vorherigen Fall (Dosis x 70 x 0,057). Die Ergebnisse führen wir in der Tabelle 18 an. Sie bleiben in der
Größenordnung 1:10
-6
und nach der gesundheitlichen Seite hin sind sie also vollkommen ausreichend. Aus
der Tatsache, dass es sich um maximale Werte handelt, ergibt sich, dass die Auswirkungen der
Strahlenexposition in allen anderen Sektoren auf dem Gebiet des gegebenen Staates noch nichtiger
werden.
Tab. 18 Risiko von Gesundheitsschäden durch die maximalen effektiven Dosen und die effektiven Folgedosen
in den Nachbarländern
Land
Sektor
Alternative A
Alternative B
Alternative C
Max Sv
Schaden
Max Sv
Schaden
Max Sv
Schaden
Österreich
83
1,70E-06
6,78E-06
1,47E-06
5,87E-06
1,34E-06
5,35E-06
Slowakei
84
1,62E-06
6,46E-06
1,41E-06
5,63E-06
1,29E-06
5,15E-06
Bemerkung: Max Sv …maximale effektive Dosis
Schaden… Risiko eines Gesundheitsschadens in 75 Lebensjahren (Max. Sv x 70 x 0,057)
3.4.4.3 Risiko eines Gesundheitsschadens in den Sektoren des südlichen Segmentes der beobachteten
Zone
Aus den Angaben über die Strahlendosen in den Sektoren des südlichen Segments, angeführt in den
Tabellen 10, 11 und 12, berechneten wir die lebenslangen Gesundheitsrisiken in der oben beschriebenen
Weise und auch unter der Verwendung der Dosen, die für einzelne Zeiträume des Kindesalters berechnet
wurden. Die Berechnung wird in der Anlage in den Tabellen P1, P2 und P3 präsentiert.
Eine Übersicht der Ergebnisse führen wir in der Tabelle 19 an. Es geht um die Sektoren, wo die
Strahlendosen aus der Atmosphäre kommen, die Hydrosphäre wird höchstens nur mit einem
vernachlässigbaren Minimum geltend gemacht. Die Risiken haben seit dem Beginn, von den nächsten nicht
bewohnten Sektoren, eine Größenordnung von 1:10
-5
und sind somit gesundheitlich passend. Da es um ein
Segment geht, das unter der Berücksichtigung der verwendeten Windrose anscheinend zu den am meisten
belasteten gehört, können wir zusammenfassend feststellen, dass alle Alternativen der neuen
Kernkraftanlage in Bezug auf die Ableitungen in die Atmosphäre unter dem Aspekt der gesundheitlichen
Auswirkungen auf die Bevölkerung gut akzeptabel sind. Die Unterschiede zwischen den Alternativen sind
bezüglich dieser Seite nur gering und unwesentlich.
Tab. 19 Risiko eines lebenslangen Gesundheitsschadens in den Sektoren des südlichen Segmentes der
beobachteten Zone
Sektor
Leistungsalternative der neuen
Kernkraftanlage
A
B
C
97
2,71E-05
2,41E-05
2,31E-05
98
5,79E-05
3,26E-05
3,20E-05
99
4,92E-05
2,74E-05
2,69E-05

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100
4,20E-05
2,37E-05
2,32E-05
101
3,11E-05
1,79E-05
1,90E-05
102
2,35E-05
1,39E-05
1,34E-05
103
1,67E-05
1,03E-05
9,77E-06
104
1,15E-05
7,32E-06
6,84E-06
105
4,91E-06
3,23E-06
2,98E-06
106
1,68E-06
1,14E-06
1,04E-06
107
8,54E-07
6,04E-07
5,48E-07
108
5,04E-07
3,70E-07
3,34E-07
3.4.4.4 Das Risiko eines Gesundheitsschadens in den Sektoren des Flussgebietes Jihlava
Aus den Angaben über effektive Dosen und effektive Folgedosen aus der Atmosphäre + Hydrosphäre (Sv) in
den Sektoren im Flussgebiet des Flusses Jihlava, angeführt in den Tabellen 14, 15 und 16, berechneten wir
das lebenslange Gesundheitsrisiko ebenfalls unter der Verwendung der Angaben für das Kinderalter. Die
Berechnung wird in der Anlage in den Tabellen P4, P5 und P6 präsentiert, die Übersicht der Ergebnisse ist
in den Tabellen 20 und 21 enthalten.
Tab. 20 Das lebenslange Risiko eines Gesundheitsschadens in den Sektoren des Flussgebietes Jihlava bis zum
Zusammenfluss mit dem Oslava
Sektor
Alternative der neuen Kernkraftanlage
A
B
C
28
9,25E-05
8,35E-05
6,32E-05
41
9,39E-05
8,29E-05
6,30E-05
54
9,16E-05
8,42E-05
6,42E-05
56
9,04E-05
8,06E-05
6,07E-05
Das relativ höhere Risiko eines Gesundheitsschadens, dem wir in der nächsten Umgebung der neuen
Kernkraftanlage begegnen, hält auf einem ähnlichen Niveau entlang des Flusses Jihlava bis zum
Zusammenfluss der Flüsse Jihlava und Oslava (Tabelle 20) an. Das lebenslange Risiko bewegt sich hier im
oberen Bereich der Wahrscheinlichkeit von1:10
-5
bzw. an ihrer Grenze mit der Zone 1:10
-4
. Es handelt sich
immer um ein Risiko von Einzelfälle aus der Bevölkerung von 100 000 Bewohnern, also immer noch
akzeptabel.
Hinter dem angeführten Zusammenfluss verliert das Risiko eines Gesundheitsschadens aus der
Hydrosphäre bereits an der Bedeutung, die Niveaus des gesamten Risikos sind ähnlich wie in gleich
entfernten Sektoren der beobachteten Zone (Tabelle 21).
Tab. 21 Das lebenslange Risiko eines Gesundheitsschadens in den Sektoren des Flussgebietes Jihlava hinter
dem Zusammenfluss mit dem Oslava
Sektor
Alternative der neuen Kernkraftanlage
A
B
C
57
2,66E-05
2,21E-05
1,92E-05
69
2,48E-05
2,09E-05
1,81E-05
70
2,43E-05
2,05E-05
1,77E-05
71
6,15E-06
5,57E-06
5,05E-06

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3.4.5 Strahlungshintergrund
Einen bemerkenswerten Einblick in die Rolle der atmosphärischen und auch flüssigen Ableitungen der
neuen Kernkraftanlage und EDU1-4 bei den Strahlungsbelastungen der Bevölkerung gewährt auch ihr
Vergleich mit den Auswirkungen des Strahlungshintergrunds. Wir gehen hier von den im Bericht ČVUT
veröffentlichten Angaben (Mai 2015) aus. Er ist eine Zusammenfassung von Informationen, Berechnungen
und fachlichen Schätzungen einzelner Komponenten der effektiven Jahresdosis für eine repräsentative
Einzelperson und die Einwohner in einer Entfernung von 5 - 20 km bis zur neuen Kernkraftanlage. Er
beurteilt die Strahlenexposition aus allen bedeutenden Quellen, einschließlich der natürlichen. Als
repräsentative Einzelperson wird hier ein Einwohner mit dauerhaftem Wohnsitz in der Zone mit einer
Entfernung von 5 km vom Objekt des Kraftwerks (unter Ausschluss der Mitarbeiter des Kraftwerks, die der
Strahlenexposition beruflich) ausgesetzt sind.
Die Beiträge sind relativ genau durch eine Labor- und in situ Messung oder Schätzung bestimmt (z. B. der
Beitrag von K-40, Inhalieren außer Rn und Th) und in der Tabelle 22. Im Falle des inhalierten Radons
wurden für die Berechnung der effektiven Dosis der Durchschnitt in vorigen Jahren im Rahmen des
Radonprogramms bestimmten Werte und neu gemessene Werte verwendet, damit in die Berechnung eine
möglichst große Menge an gemessenen Objekten miteinbezogen wird. In der Tabelle ist kein Ergebnis der
Berechnung der Bestrahlung einer repräsentativen Einzelperson beim Transport des radioaktiven Abfalls
oder radioaktiver Stoffen berücksichtigt, da ihr Wert ordnungsgemäß kleiner ist als andere angeführte Werte.
Dieser Beitrag ist nur theoretisch, in der Praxis wird er grundsätzlich null betragen.
Tab. 22 Jährliche effektive Dosen einer repräsentativen Einzelperson (0 - 5 km von der neuen Kernkraftanlage
entfernt) und Einwohner in einer Entfernung von 5-20 km zur neuen Kernkraftanlage
Strahlungsquelle
Bis 5 km
5-20 km
mSv/Jahr
%
mSv/Jahr
%
Außerhalb EDU
kosmische
0,264
6,33
0,278
5,50
terrestrisch
0,068
1,63
0,076
1,51
intern
0,44
10,55
0,3
5,94
medizinisch
0,8
19,18
0,8
15,84
Radon
2,3
55,16
3,12
61,78
Sonstiges *)
0,295
7,07
0,473
9,37
EDU1-4
Ableitungen
0,0027
0,06
0,0027
0,05
Insgesamt
4,17
100
5,05
100
*) Fallout, Inhalieren, Ingestion, Verbrauchsware, kosmogene Radionuklide u. a.
Die Tabelle zeigt, dass die jährliche effektive Dosis der repräsentativen Einzelperson 4,17 mSv und die der
Einwohner in einer Entfernung von 5 - 20 km 5,05 mSv beträgt. Beide Werte liegen über der geschätzten
durchschnittlichen Bestrahlung in der Tschechischen Republik, die sich ungefähr in der Nähe von 3,5 mSv
bewegt. Die Hauptkomponente sind Beiträge von Radon, medizinische Bestrahlung, kosmische Strahlung
natürlicher Radionuklide in Gesteinen (terrestrische Strahlung).
Die angeführten jährlichen Dosen, 4,17 mSv und 5,05 mSv entsprechen dem lebenslangen Risiko (in 70
Jahren) 1,66E-2 und 2,01E-2. Dies bedeutet nach den gegenwärtigen Erkenntnissen, dass die natürliche
und sonstige ionisierende Strahlung aus anderen Quellen als aus EDU1-4 und der neuen Kernkraftanlage
bei der Bevölkerung, die dauerhaft in diesem Gebiet angesiedelt ist, auf alle 100 Bewohner einen
Gesundheitsschaden bei ca. bei 2 Menschen verursacht.
Der Beitrag von EDU1-4 ist unter Berücksichtigung der anderen Komponenten völlig vernachlässigbar. Falls
er langfristig am angeführten Niveau wirken würde, würde er nach den Unterlagen des Berichtes von ČVUT
in beiden verglichenen Gebieten ein lebenslanges Risiko von 1.08 x 10
-5
, also ein Risiko um 3 Ordnungen, d.
h. tausendmal kleiner, darstellen. Dabei ist ersichtlich, dass sich durch die, beschriebene Realisierung der
neuen Kernkraftanlage die festgestellten jährlichen effektiven Dosen für eine repräsentative Einzelperson
und auch für Einwohner in größeren Entfernungen als 5 km von der neuen Kernkraftanlage nicht verändern
würden.

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3.4.6 Schlussfolgerungen zu den Auswirkungen der Strahlenexposition
Auch beim einem sehr konservativen Szenario der Lebensbedingungen der repräsentativen
Einzelperson bewegt sich das lebenslange Risiko eines Gesundheitsschadens aus Emissionen in die
Luft für die repräsentative Person (früher für die kritische Bevölkerungsgruppe) im Falle aller drei
beurteilten Leistungsalternativen der neuen Quellen ordnungsgemäß am Niveau 10
-5
und niedriger.
Dieses Maß an Risiko ist hinsichtlich der gesundheitlichen Seite gut akzeptabel.
Am meisten durch die Strahlung belastetes Gebiet ist die nächste Umgebung der neuen Kernkraftanlage
und der Küstenstreifen des Flusses Jihlava, vom Wasserbecken Mohelno zum Zusammenfluss des
Flusses Jihlava mit dem Oslava in Ivančice. Auch dort handelt es sich noch immer um ein lebenslanges
Risiko von Einzelfällen bei einer Einwohnerzahl von 100 000 Bewohner, also um ein akzeptables Risiko.
Der Vergleich mit dem radioaktiven Hintergrund im gegebenen Gebiet zeigte, dass im Vergleich mit
sonstiger ionisierender Strahlung der Beitrag der neuen Kernkraftanlage im Verhältnis zum lebenslangen
Risiko eines Gesundheitsschadens völlig vernachlässigbar ist.

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4
Strahlungsfreie Auswirkungen
In diesem Teil der Studie beurteilen wir potentielle Einflüsse der neuen Kernkraftanlage auf die Bevölkerung
durch die Verschmutzung der Luft, Lärm und weitere nicht strahlungsbedingte Faktoren, und dies im Laufe
des Baus und danach im Betrieb.
4.1
Identifikation der gesundheitlich bedeutsamen Auswirkungen
Der Bau und Betrieb der neuen Kernkraftanlage kann auf die Bevölkerung einerseits direkt vom Areal,
andererseits durch den anschließenden Verkehr wirken, und das hauptsächlich durch die Verschmutzung
der Luft und Lärm, eventuell auch durch weitere störende Faktoren des Fahrzeugverkehrs. Einen
ungünstigen Einfluss können auch elektromagnetische (elm) Felder in der Nähe einer
Hochspannungsleitung haben.
Andere bedeutsame strahlungsfreie Auswirkungen auf die öffentliche Gesundheit kommen nicht in Frage.
Aus den angeführten Gründen beurteilen wir hier für den Zeitraum des Baus und den Zeitraum des Betriebs
a) Luft, b) Lärm, c) elektrische und magnetische Felder.
4.2
Luftverschmutzung
Bei der Beurteilung der Auswirkungen der verschmutzten Luft gehen wir von der Streuungsstudie der Firma
Amec Foster Wheeler s.r.o. (RNDr. T. Bartoš, Ph.D., Brno Oktober 2016) aus, die den Einfluss aller
stationären, Linien- und flachen Quellen einerseits aus dem Betrieb der neuen Kernkraftanlage, andererseits
aus ihrem Bau behandelt. Es werden auch die Auswirkungen des hervorgerufenen Fahrzeugverkehrs
beurteilt.
Die Berechnungen wurden mit der Methode "SYMOS 97" Version 2013 durchgeführt und zwar für ein
rechteckiges Gebiet mit dem Abmessungen 15 x 12 km im Netz der Berechnungspunkte mit einem Schritt
von 500 m in der Höhe von ungefähr 1,5 m über dem Terrain. In der Nähe des beurteilten Vorhabens, im
inneren Gebiet mit den Abmessungen 4 x 4 km, wurde das angeführte Netz durch ein dichteres Netz der
Referenzpunkte mit einem Schritt von 200 m erweitert. Die Ergänzung der Referenzpunkte wurde auch
entlang von allen beurteilten Strecken durchgeführt, und dies in der Entfernung von jeweils 0 m, 100 m, 250
m und 500 m.
Die beurteilten Schadstoffe sind Stickstoffdioxid, suspendierte Partikel in der Luft, PM
10
sowie PM
2,5
, Benzol
und Benzo(a)pyren. Diese Auswahl charakterisiert in geeigneter Weise die gesundheitlich bedeutsamen
Verschmutzungen durch die relevanten stationären Quellen und auch durch den hervorgerufenen Verkehr.
Die Ergebnisse der Berechnungen der Immissionscharakteristiken werden kartographisch mit Hilfe von
Isolinien und außerdem auch nummerisch in ausgewählten Referenzpunkten präsentiert, die die nächsten
bewohnten Gebiete in der Nähe des Areals, die den stationären Quellen auch zum Zeitpunkt des Baus
ausgesetzt sind, charakterisieren.
Tab. 23 Ausgewählte Referenzpunkte im nächsten bewohnten Gebiet
Punkt Nr.
Adresse
Entfernung
*
)
1
Slavětice Konskriptions-Nr. 51
1,5 km
2
Dukovany Konskriptions-Nr. 270
1,8 km
3
Rouchovany Konskriptions-Nr. 410
2,6 km
4
Kordula Konskriptions-Nr. 170
2,1 km
5
Mohelno Konskriptions-Nr. 327
3,6 km
*
) ungefähre Entfernung zur nächsten Quelle in m

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Tab. 24 Am meisten durch Emissionen belastete Bezirke in Transitgemeinden
Bezeichnung
Gemeinde
Kommunikation
S
Slavětice
II/152
D
Dukovany
II/392
R
Rouchovany
II/396
J
Jamolice
II/152
H
Hrotovice
II/152
K
Kramolín
III/39218
M
Mohelno
II/392
Laufende Arbeiten mit verschmutzenden Auswirkungen (Tabelle 23) in den am stärksten exponierten
bewohnten Bezirken in den Gemeinden, belastet durch den anschließenden Verkehr (bezeichnet mit
Buchstaben, Tabelle 24).
In der folgenden Beurteilung der gesundheitlichen Einflüsse der verschmutzten Luft werden wir vor allem
von den Immissionsangaben für die angeführten Referenzpunkte ausgehen, denn sie charakterisieren
bündig die am meisten belastete bewohnte Umgebung.
Als Quellen der Verschmutzung in der Zeit des Betriebs wird in die Berechnungen der Streuungsstudie
Folgendes miteinbezogen:
Fahrzeugverkehr (für die Zeithorizonte der Jahre 2027, 2029 und 2034)
stationäre Quellen (Dieselaggregate u. Ä.), bestehende und für zukünftige,
Bautätigkeiten in den Jahren 2027 (Terrainaufbereitungen und Grabungsarbeiten) und 2029 (höchste
Belastung durch Fahrzeugverkehr); ausgewählt der Bau einer niedrigeren Leistungsalternative (2
neue Böcke mit 2 Kühltürme pro Block), die die höchstmöglichen Ansprüche und deshalb auch die
bedeutendsten Auswirkungen auf die Luftqualität darstellen.
Die Berechnungen wurden für den bestehenden Zustand und fünf zukünftige Szenarios durchgeführt:
Jahr 2027 ohne Auswirkungen der Realisierung einer neuen Kernkraftanlage,
Jahr
2027
mit
der
Realisierung
einer
neuen
Kernkraftanlage
(Zeitraum
der
groben
Terrainaufbereitungen),
Jahr 2029 ohne Auswirkungen der Realisierung einer neuen Kernkraftanlage,
Jahr 2029 mit der Realisierung einer neuen Kernkraftanlage (Zeitraum des Baus),
Jahr 2034 (Zeitraum des Betriebs der neuen Kernkraftanlage).
In den perspektivischen Szenarios (Jahre 2027, 2029 und 2034) wurden sowohl die durch die Realisierung
der neuen Kernkraftanlage hervorgerufenen Beiträge als auch die gesamten Immissionssituationen beurteilt.
Für die Beschreibung der bestehenden Immissionsbelastung des Standortes wurden in der Streuungsstudie
die Angaben von ČHMÚ für die Jahre 2011 - 2015 (Netz 1x1 km) genutzt. Für maximale kurzfristige
Konzentrationen von NO
2
, die in der angeführten Quelle nicht berücksichtigt sind, wurden die Daten aus der
Immissionsüberwachung (ČHMÚ) verwendet.
4.2.1 Stickstoffdioxid
Der Stickstoffdioxid (NO
2
) gehört zu den bedeutendsten und am meisten überwachten Schadstoffen der
Abgase. In Verbrennungsmotoren wird Stickstoffoxid (NO) freigesetzt, der unter dem Einfluss des Ozons und
der Sonnenstrahlung schrittweise zu NO
2
oxidiert, wobei die Geschwindigkeit dieser Reaktion wesentlich von
den Umgebungsbedingungen in der Atmosphäre abhängt. Das Gemisch dieser beiden Gase wird
zusammenfassend als Stickstoffoxide (NO
x
) bezeichnet. Es ist nicht nur ein Bestandteil der Abgase, sondern
auch der Emissionen aus jeder Verbrennung. Sein schädlichster Bestandteil ist NO
2
, Gas mit einem
brennenden, stickigen Geruch. Geruchsmäßig ist er bei Konzentrationen 200 - 400 g.m
-3
spürbar.

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Das Stickstoffdioxid stellt unter der Anwesenheit von Kohlenstoffen und ultravioletter Strahlung
(Sommersmog) die Hauptquelle des potentiell giftigen troposphärischen Ozons und weiterhin der Nitrat-
Aerosole dar, die eine bedeutende Fraktion von feinen suspendierten Partikeln in der Luft sind (PM
2,5
).
Die Auswirkungen höherer Konzentrationen des NO
2
auf den menschlichen Organismus sind einerseits
chronisch, und andererseits akut. Beim langfristigen Einatmen erhöhen sie das Vorkommen Symptome. Die
akuten Auswirkungen zeigen sich bei hohen Dosen bereits nach einer kurzen Ionendosis durch ungünstige
Beeinflussung der Atemwege und die Reizung der Augen.
In vielen epidemiologischen Studien wurde NO
2
als Identifikator eines Schadstoffgemisches der
Verbrennung, insbesondere aus dem Straßenverkehr, verwendet. Die Gesundheitseffekte in diesen Studien
werden dann auch der Anwesenheit von anderen Verbrennungsprodukten zugerechnet, deren
Auswirkungen man schwer vom NO
2
unterscheiden kann, wie suspendierte Partikel (speziell ultrafein),
Stickstoffoxid oder Benzol.
4.2.1.1 Auswertung des Dosis-Wirkungs-Zusammenhangs
Beim langfristigen Einatmen von erhöhten Konzentrationen des Stickstoffdioxids reagieren am sensibelsten
die Asthmatiker. Aus epidemiologischen Studien ergab sich, dass Bronchitissymptome bei asthmatischen
Kinder bei der Erhöhung der durchschnittlichen Konzentrationen des Stickstoffdioxids häufiger auftreten. Im
Falle von erhöhten Konzentrationen vom NO
2
, die in der freien Luft der europäischen und
nordamerikanischen Städte relativ üblich sind, wurde bei Kindern auch eine langsamere Entwicklung der
Lungenfunktionen beobachtet.
Im Fall der kurzfristigen Auswirkungen haben die Versuchsuntersuchungen wiederholt bewiesen, dass
gesunde Menschen bei kurzfristigem (zweistündigem) Einatmen von Konzentration des NO
2
unter 1 ppm
(1880
g.m
-3
) nicht betroffen sind. Bei Konzentrationen 3000 - 9000
g.m
-3
treten Änderungen der
Lungenfunktionen (Einstig des Atemwiderstands) bei gesunden Menschen nach 10 - 15 Minuten auf. Bei
Menschen, die an Bronchitis leiden, verschlechtern sich die Funktionen bei 3000 g.m
-3
bereits nach 5
Minuten. In toxikologischen Studien wurden akute gesundheitliche Auswirkungen bei stündlichen
Expositionen von 500 g.m
-3
NO
2
festgestellt. Direkte Auswirkungen des NO
2
auf die Lungenfunktionen von
Asthmatikern wurden bei stündlichen Konzentrationen von über 560 g.m
-3
beschrieben und bereits ab
Konzentrationen von 200 g.m
-3
war es möglich, durch eine spezielle Untersuchung den beginnenden
Anstieg der Reaktivität der Bronchen festzustellen. Andere Labore bestätigten allerdings bei so niedrigen
Konzentrationen bei Asthmatikern keine Auswirkung.
Der Richtwert der WHO für NO
2
beträgt 40 μg.m
-3
für den jährlichen Durchschnitt und 200 μg.m
-3
für den
Stundendurchschnitt. Diese Konzentrationen wurden auch in das Gesetz Nr. 201/2012 GBl. über den
Luftschutz als in der Tschechischen Republik verbindliche Grenzwerte festgelegt, unter der Voraussetzung,
dass der angeführte Stundendurchschnitt nicht mehrmals als 18 x im Kalenderjahr überschritten wird.
4.2.1.2 Bewertung der Exposition
Die Exposition der Einwohner ist durch die örtlichen Immissionskonzentrationen gegeben. Die
durchschnittlichen Immissionskonzentrationen des NO
2
in den beurteilten Zeiträumen führen wir in Tabelle
25 an, die maximalen Stundenkonzentrationen in Tabelle 26.
Tab. 25 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte -
durchschnittliche Konzentrationen des Stickstoffdioxids (µg.m
-3
)
Pun
kt
Akt.
Zusta
nd
2027 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2027 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2029 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2029 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2034 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2034 mit
neuer
Kernkraftanl
age
Nahe Umgebung von EDU
1
9.6
9.1
9.2
9.1
9.4
9.0
9.1
2
10.0
9.7
9.7
9.7
9.9
9.7
9.7
3
9.8
9.5
9.5
9.5
9.7
9.5
9.5
4
10.1
9.9
10.0
9.9
10.1
9.9
9.9
5
9.9
9.8
9.8
9.8
9.9
9.8
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In Transitgemeinden
S
9.8
8.4
8.5
8.4
9.0
8.3
8.7
D
10.1
9.7
9.8
9.7
9.9
9.7
9.7
R
9.8
8.9
9.0
8.9
9.4
8.9
9.2
J
10.3
8.8
9.0
8.8
9.5
8.8
9.0
H
11.8
10.8
10.8
10.8
11.0
10.7
10.8
K
9.4
9.1
9.1
9.1
9.2
9.1
9.1
M
11.6
11.3
11.3
11.3
11.4
11.3
11.3
Bemerkung: 1. Gültiger Immissionsgrenzwert 40,0 µg.m
-3
Tab. 26 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte - maximale
Stundenkonzentration des Stickstoffdioxids (µg.m
-3
)
Pun
kt
DG
S *)
2027 ohne
neue
Kernkraftanla
ge
2027 mit
neuer
Kernkraftanla
ge
2029 ohne
neue
Kernkraftanla
ge
2029 mit
neuer
Kernkraftanla
ge
2034 ohne
neue
Kernkraftanla
ge
2034 mit
neuer
Kernkraftanla
ge
Nahe Umgebung von EDU
1
25
69.0
86.0
69.0
79.0
69.0
72.0
2
10
70.0
75.0
70.0
79.0
70.0
72.0
3
8
75.0
85.0
75.0
78.0
75.0
76.0
4
7
79.0
84.0
79.0
83.0
78.0
79.0
5
10
78.0
82.0
78.0
82.0
78.0
79.0
In Transitgemeinden
S
18
55.0
68.0
50.0
70.0
50.0
55.0
D
9
72.0
75.0
72.0
80.0
72.0
73.0
R
8
73.0
82.0
72.0
77.0
72.0
73.0
J
6
57.0
58.0
55.0
68.0
55.0
57.0
H
14
69.0
70.0
69.0
75.0
69.0
71.0
K
16
75.0
77.0
75.0
81.0
75.0
76.0
M
6
75.0
79.0
74.0
77.0
74.0
75.0
Verhältnis 1: Gültiger Immissionsgrenzwert 200,0 µg.m
-3
2: Der bestehende Zustand des Hintergrunds geschätzt auf 80,0 µg.m
-3
*) Beitrag zur maximalen Stundenkonzentration unter dem Einfluss der Prüfung SBO DG EDU1-4
4.2.1.3 Charakteristik des Risikos
Aus der Tabelle 25 ist ersichtlich, dass in keinem der Referenzpunkte und in keinem Zeitraum der Anteil der
neuen Kernkraftanlage an der Summe mit dem für den bestehenden Hintergrund festgelegten Grenzwert 40
µg.m
-3
nicht übersteigt. Der höchste Anteil von 0,7 µg.m
-3
wurde für Jamolice berechnet. Gemeinsam mit
dem Hintergrund erreichen allerdings die Konzentrationen beim Wohnungsbaus die Niveaus bis 30 % des
festgestellten Grenzwertes.
Ähnlich ist die Beurteilung der maximalen stündlichen Immissionskonzentrationen NO2 (Tabelle 26). Der
höchste Anteil, der hier vorkommt, beträgt 13,0 µg.m
-3
in Jamolice. In der Summe mit dem Hintergrund
werden die Beiträge die gesamte Immissionskonzentration bis 86 µg.m
-3
bilden, d. h. 43 % des festgestellten
Grenzwerts.
Wir können somit feststellen, dass im exponierten Wohngebiet die Anteile der neuen Kernkraftanlage an den
durchschnittlichen und auch den maximalen Stundenkonzentrationen des Stickstoffdioxids in allen beurteilen
Zeithorizonten gesundheitlich nicht bedeutsam sind.

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4.2.2 Suspendierte Partikel in der Luft (PM
10
und PM
2,5
)
Außer den verschmutzenden Gasen kommen in der Luft gewöhnlich auch suspendierte Partikel (airborne
particulare matter) von unterschiedlichen Typs, verschiedener Größe und Ursprung vor. Ihre
Gesundheitsauswirkungen hängen vor allen von ihren chemischen, physikalischen und eventuell
biologischen Eigenschaften ab. Bedeutung hat außerdem auch ihre Größe. Die Partikel über 100 m werden
beinahe komplett in den oberen Atemwegen aufgefangen, sie dringen nicht in die unteren Atemwege ein und
sind somit gesundheitlich weniger bedeutsam. In der Luft halten sie nicht lange an, sie sedimentieren relativ
schnell. Mit der sinkenden Größe wächst die Zeit ihres Verbleibs in der Luft und der Anteil der Partikel, die in
die Lungen eindringen. Unter dem gesundheitlichen Aspekt werden in der bisherigen Praxis meistens
Partikel mit einem Durchmesser von bis zu 10 m beobachtet. Diese werden bei tieferer Untersuchung
weiterhin nach groben Partikeln mit einem Durchmesser von 10 bis 2,5
m, und feinen mit einem
Durchmesser von 2,5 m und kleiner sortiert. Sie werden mit der Abkürzung PM (particulare matter) und
dem Index der oberen Grenze ihrer Abmessung, also als PM
10
bzw. PM
2,5
, bezeichnet.
5
Es können sowohl
feste Stoffe als auch Tröpfchen von Flüssigkeiten sein. Die bei uns häufig verwendet Bezeichnung "feste
verschmutzende Stoffe" (TZL) ist deshalb ungenau.
In der Fraktion PM
10
befinden sich üblicherweise Staub, Pollen, Sporen, Asche und Partikel von Pflanzen
oder Insekten. Es entsteht vor allem bei mechanischen Prozessen wie Bauarbeiten und beim Aufwirbeln von
Staubs durch die Verkehrsmittel und Wind. Unter der Berücksichtigung der Messung mit Hilfe eines Filters ist
in dieser Klasse auch die Kategorie der kleineren, feinen Partikeln (PM
2,5
) enthalten, zu denen u. a. auch
sekundär gebildete Aerosole (durch Konversion von Gasen auf Partikel) zählen. Sie stammen überwiegend
aus Verbrennungsprozessen. Sie können auch schwere Metalle, kohlenstoffhaltige Stoffe einschließlich der
krebserregenden, Nitrite, Sulfate u. a. enthalten. Die Partikel aus der Fraktion PM
2,5
, und insbesondere bei
Abmessungen unter 1 m dringen in 90 und mehr Prozenten in die Lungenbläschen ein und beeinflussen
ihre Wände. Die enthaltenen Schadstoffe dringen hier einfach in den Blutkreislauf ein. Die Fraktion PM
2,5
wird deshalb zurecht als gesundheitlich bedeutsamer als PM
10
betrachtet.
Das Verhältnis der groben und feinen Partikel kann in verschiedenen Städten und Standorten
unterschiedlich sein. Üblicherweise wird das Verhältnis PM
2,5
/ PM
10
mit 0,5 angegeben, in Städten der hoch
entwickelten Länder bewegt es sich im Bereich 0,5 – 0,8.
4.2.2.1 Auswertung des Dosis-Wirkungs-Zusammenhangs
Die Studie befasst sich mit den kurzfristigen (24-stündigen) und langfristigen (jährlichen) Expositionen
beweisen eine ungünstige Auswirkung der suspendierten Partikel der Luft auf die Funktion und Gesundheit
des Atemapparates und auch auf das Herz-Gefäß-System. Bei erhöhten Expositionen wurden wiederholt
erhöhte Todesraten, eine größere Anzahl Fälle der Einweisung in ein Krankenhaus und weitere
Auswirkungen ermittelt. Bezüglich der Sensibilität gegenüber den schädlichen Auswirkungen der
suspendierten Partikel gibt es unter den Menschen große Unterschiede. Allgemein sind alte Menschen,
Kinder und insbesondere Patienten, die unter Respirations- und kardiovaskulären Krankheiten leiden,
sensibler. Besonders sensibel sind Asthmatiker.
Große Variabilität der suspendierten Partikel, die chemische und Größenzusammensetzung und auch die
erwähnten großen Unterschiede in der Sensibilität von Menschen erschweren eine wissenschaftlich
begründete Bestimmung von Grenzwerten. Bei beiden erwähnten Fraktionen war es nicht einfach beim
städtischen Typ der Partikel eine Schwelle zu bestimmen, unter der niemand betroffen ist. Bei feinen
Partikeln (PM
2,5
) wird er knapp unter der Konzentration 3 – 5 μg.m
-3
angenommen. Man kann nicht
sicherstellen, dass alle Grenzwerte jederzeit jeden Menschen vor allen möglichen ungünstigen
Gesundheitseffekten zuverlässig schützen können. Vielmehr geht es darum, sich um die Reduzierung von
Staub auf ein erreichbares zu bemühen. Die Grenzwerte, falls angegeben, sind somit eher eine Konvention,
die bei besonders sensiblen Menschen in geringem Umfang ungünstige Auswirkungen zulässt.
Auf der Basis der Analyse der modernen wissenschaftlichen Literatur führt die WHO Richtwerte der
langjährigen Wirkung (jährliche Durchschnitte) der Fraktion PM
2,5
von 10 μg.m
-3
an, der praktisch erreichbar
ist und dabei die Gesundheitsrisiken erheblich reduziert. Wir empfehlen dazu je nach der örtlichen
Möglichkeit durch einen Komplex von progressiven Zielen zu kommen, die wir übersichtlich in der Tabelle 27
anführen. Wir führen auch die Äquivalente der inzwischen häufiger verwendeten Charakteristik von PM
10
an.
5
In der Fachliteratur werden manchmal auch ultrafeine Partikel mit einem Durchmesser bis 0,1 m (PM
0,1
) unterschieden

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67 / 87
Gr. Zchn. A
Tab. 27 Richtwerte und Zwischenziele für suspendierte Stoffe in der Luft: jährliche durchschnittliche
Konzentrationen
(μg.m-
3
), WHO 2006
PM
10
PM
2,5
Kommentar
Ziel 1
70
35
Risiko der Sterblichkeit um ca. 15 % höher als beim Niveau AQG.
Ziel 2
50
25
Risiko der vorzeitigen Sterblichkeit um ca. 6 % niedriger als beim Ziel 1
1
).
Ziel 3
30
15
Risiko der Sterblichkeit um ca. 6 % niedriger als beim Ziel 2
1
).
AQG
2
)
20
10
Grundlegender Richtwert
1)
Außer anderen ungünstigen Auswirkungen auf die Gesundheit
2)
Richtwert (air quality guideline)
Bei kurzfristiger (24-stündigen) Exposition wird in den Richtlinien WHO ein Anstieg der Sterblichkeit um ca.
0,5 % für jeden Anstieg um 10 μg.m
-3
PM
10
in der täglichen Konzentration angeführt. Bei der Konzentration
150 μg.m
-3
wird somit ungefähr ein fünfprozentiges Wachstum der täglichen Sterblichkeit vorausgesetzt.
Auch hier sind progressive Ziele entwickelt worden (Tabelle 28).
Tab. 28 Richtwerte und progressive Ziele für suspendierte Stoffe in der Luft: 24-stündigen Konzentrationen
(μg.m
-3
), WHO 2006
PM
10
PM
2,5
Kommentar
Ziel 1
150
75
Risiko der kurzfristigen Sterblichkeit um ca. 5 % höher als bei AQG.
Ziel 2
100
50
Risiko der kurzfristigen Sterblichkeit um ca. 2,5 % höher als bei AQG.
Ziel 3
75
37,5
Risiko der kurzfristigen Sterblichkeit um ca. 1,2 % höher als bei AQG.
AQG
1
)
50
25
Basierend auf dem Verhältnis zwischen 24-stündigen und jährlichen
Niveaus PM
1)
Richtwert (air quality guideline)
Bei uns gilt der Grenzwert gemäß Ges. Nr. 201/2012 GBl., der für durchschnittliche jährliche
Konzentrationen PM
10
40 μg.m
-3
und für einen 24-stündigen Immissionsdurchschnitt von 50 μg.m
-3
beträgt,
unter der Voraussetzung, dass er im Kalenderjahr höchsten 35 x in überschritten werden darf. Der
Grenzwert für die durchschnittliche jährliche Konzentration von PM
2,5
wird in der Höhe von 25 μg.m
-3
bestimmt.
4.2.2.2 Beurteilung der Exposition
Die Immissionskonzentrationen bei suspendierten Stoffen in den beurteilten Zeithorizonten sind in den
Tabellen 29 (durchschnittlicher jährlicher PM
10
), 30 (maximaler täglicher PM
10
) und 31 (durchschnittlicher
jährlicher PM
2,5
) aufgeführt.
Tab. 29 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte -
durchschnittliche Konzentrationen von festen Stoffen der Fraktion PM
10
(µg.m
-3
)
Pun
kt
Akt.
Zusta
nd
2027 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2027 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2029 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2029 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2034 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2034 mit
neuer
Kernkraftanl
age
Nahe Umgebung von EDU
1
19.8
19.8
23.1
19.8
20.4
19.8
19.7
2
20.7
20.7
22.7
20.7
21.2
20.7
20.7
3
21.0
21.0
23.0
21.0
21.7
21.0
21.0
4
20.9
20.9
24.0
20.9
21.8
20.9
20.9
5
20.7
20.7
21.2
20.7
20.8
20.7
20.7
In Transitgemeinden
S
20.0
19.9
22.3
19.9
20.3
19.9
19.8
D
22.2
22.2
23.7
22.2
22.6
22.2
22.2
R
21.1
21.1
23.3
21.1
22.1
21.1
21.0

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68 / 87
Gr. Zchn. A
Pun
kt
Akt.
Zusta
nd
2027 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2027 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2029 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2029 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2034 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2034 mit
neuer
Kernkraftanl
age
J
22.1
22.0
22.3
22.0
22.2
22.0
21.9
H
22.6
22.5
23.1
22.5
22.7
22.5
22.5
K
19.9
19.9
20.3
19.9
20.3
19.9
19.9
M
22.4
22.4
22.9
22.4
22.6
22.4
22.4
Bemerkung: 1. Gültiger Immissionsgrenzwert 40,0 µg.m
-3
Tab. 30 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte - maximale
tägliche Konzentrationen von festen Stoffen der Fraktion PM
10
(µg.m
-3
)
Pun
kt
Akt.
Zusta
nd
2027 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2027 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2029 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2029 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2034 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2034 mit
neuer
Kernkraftanl
age
1
70,0
69.6
880
69.6
132
69.5
71.2
2
70,0
70.0
540
70.0
126
70.0
70.6
3
70,0
70.2
550
70.2
106
70.3
70.9
4
70,0
70.2
370
70.2
92
70.2
70.6
5
70,0
70.1
340
70.1
93
70.1
70.6
In Transitgemeinden
S
70,0
68.8
750
68.8
115
68.7
68.8
D
70,0
70.3
420
70.3
100
70.4
71.0
R
70,0
70.1
520
70.1
102
70.2
70.7
J
70,0
68.5
230
68.5
88
68.4
68.0
H
70,0
69.5
350
69.5
85
69.4
70.6
K
70,0
70.3
280
70.3
83
70.3
72.0
M
70,0
70.2
230
70.2
81
70.3
70.9
Bemerkung: 1. Gültiger Immissionsgrenzwert 50,0 µg.m
-3
Tab. 31 Anzahlen der Überschreibung des Grenzwertes für die maximale Konzentration PM
10
Pun
kt
Akt.
Zusta
nd
2027 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2027 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2029 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2029 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2034 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2034 mit
neuer
Kernkraftanl
age
1
8
16
8
9
8
8
8
2
10
15
10
11
10
10
10
3
10
16
10
12
10
10
10
4
10
19
10
12
10
10
10
5
10
11
10
10
10
10
10
In Transitgemeinden
S
8
14
8
9
8
8
8
D
14
18
14
15
14
14
14
R
11
17
11
13
11
10
11
J
13
14
13
14
13
13
13
H
14
16
14
15
14
14
14

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69 / 87
Gr. Zchn. A
Pun
kt
Akt.
Zusta
nd
2027 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2027 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2029 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2029 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2034 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2034 mit
neuer
Kernkraftanl
age
K
8
9
8
9
8
8
8
M
14
15
14
15
14
14
14
Bemerkung: Gültiger Immissionsgrenzwert: Überschreitung maximal 35x pro Jahr
Tab. 32 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte -
durchschnittliche Konzentrationen von festen Stoffen der Fraktion PM
2,5
(µg.m
-3
)
Pun
kt
Akt.
Zusta
nd
2027 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2027 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2029 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2029 mit
neuer
Kernkraftanl
age
2034 ohne
neue
Kernkraftanl
age
2034 mit
neuer
Kernkraftanl
age
1
15.9
15.9
16.2
15.9
16.0
15.9
15.9
2
16.6
16.6
16.8
16.6
16.7
16.6
16.6
3
16.9
16.9
17.1
16.9
17.1
16.9
16.9
4
16.7
16.7
17.0
16.7
16.9
16.7
16.7
5
16.5
16.5
16.6
16.5
16.5
16.5
16.5
In Transitgemeinden
S
16.0
16.0
16.1
16.0
16.1
15.9
15.9
D
17.4
17.4
17.5
17.4
17.5
17.4
17.4
R
17.0
17.0
17.2
17.0
17.2
17.0
17.0
J
17.7
17.6
17.7
17.6
17.7
17.6
17.6
H
18.0
18.0
18.0
18.0
18.0
18.0
18.0
K
15.9
15.9
15.9
15.9
16.0
15.9
15.9
M
17.8
17.8
17.8
17.8
17.8
17.8
17.8
Bemerkung: 1. Gültiger Immissionsgrenzwert 25,0 µg.m
-3
4.2.2.3 Charakteristik des Risikos
Wie die Tabelle 29 zeigt, bewegen sich die Beträge des Vorhabens zu durchschnittlichen Konzentrationen
PM
10
am Niveau von ca. 3 μg.m
-3
und in der Summe mit dem Hintergrund dann höchstens von 24,0 μg.m
-3
d.
h. 60 % des festgelegten Grenzwerts. Aus dem Vergleich mit der Tabelle 27 ergibt sich, dass das angeführte
Niveau sich nur mäßig über dem grundlegenden Richtwert der WHO befindet. Das ist momentan so und wird
ohne große Änderungen in allen beurteilten Zeithorizonten und Kombinationen so sein. Die neue
Kernkraftanlage hat keine bedeutsamen Auswirkungen.
Die Beiträge der neuen Kernkraftanlage zu den durchschnittlichen jährlichen Immissionskonzentrationen von
PM
2,5
im beobachteten Wohngebiet (Tabelle 32) sind im Verhältnis zum Grenzwert sehr niedrig, in der
Summe erreichen sie mit dem Hintergrund bis 18 μg.m
-3
(d. h. 72 % des Grenzwerts). Sie liegen also
moderat über dem Niveau des dritten progressiven Ziels der WHO (Tabelle 27). Auch hier gilt allerdings,
dass es um die gegenwärtige Situation handelt, die auch in der Zukunft andauert und dass die neue
Kernkraftanlage praktisch keine Auswirkungen hat.
Wichtiger sind die Angaben zu den maximalen kurzfristigen (24-stündige) Konzentrationen von PM
10
(Tabelle 30). Der aktuelle Zustand ist da über dem Grenzwert (um 40 %) und hält sich auf einem ähnlichen
Niveau auch in zukünftigen Zeithorizonten, falls sich der Bau der neuen Kernkraftanlage nicht auswirkt. Es
entspricht dem progressiven Ziel 3 gemäß WHO (siehe Tabelle 28), dass es gegenüber dem grundlegenden
Richtwert von 50 μg.m
-3
die kurzfristige Sterblichkeit um 1,2 % erhöht. Die Beiträge aus dem Bau des
Vorhabens verschlechtern die gegebene Situation wesentlich, insbesondere im Jahr 2027 (Terrain- und
Grabungsarbeiten) und in geringerem Umfang im Jahr 2029 (höchste Belastung durch Fahrzeugverkehr). Im
Jahr 2027 bewegen sich die maximalen kurzfristigen Immissionen von PM
10
im nächsten Wohngebiet z. B.

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70 / 87
Gr. Zchn. A
auf den Niveaus 340 bis 880 μg.m
-3
(d. h, ca. das 7-fache bis 18-fache des festgelegten Grenzwerts). Es
geht um sehr hohe Werte, der Autor ergänzte dazu auf Anfrage auch die Angaben über die Anzahl der
Überschreitung des Grenzwerts pro Jahr (Tabelle 31). Gemäß diesem Kriterium sollten in allen
Referenzpunkten die Anforderung des Gesetzes Nr. 201/2012 GBl. eingehalten werden.
Zu den angeführten hohen Werten der kurzfristigen maximalen Konzentrationen von PM
10
führt der Autor an,
dass sie vor allem (bis zu 90 %) die Folge des Transportes des Bodens sind. Er empfahl einige Maßnahmen
(vor allem die Befestigung der Baustellenverkehrswege und ihre regelmäßige Bewässerung und Reinigung,
und weiterhin eine Geschwindigkeitsbegrenzung auf der Baustelle), durch deren Anwendung man eine
bedeutende Reduktion der Emissionen und die Reduzierung des Beitrags zu den maximalen täglichen
Konzentrationen beim nächsten Wohnbau auf das Niveau von ca. 50-100 µg.m
-3
und bei weiteren
Maßnahmen auch unter 50 µg.m
-3
erwarten kann.
Diese Schlussfolgerungen können übernommen und im gegebenen Zeitraum eine besondere Sorgfalt und
die Kontrolle der empfohlenen Maßnahmen gefordert werden. Es ist u. a. auch trotzdem akzeptabel, weil die
Tage mit dem Risiko einer hohen maximalen Konzentration eher nur ausnahmsweise vorkommen werden, in
Zeiträumen einer besonders ungünstigen Kombination der meteorologischen Bedingungen.
4.2.3 Benzol
Benzol (C
6
H
6
) ist eine klare, farblose, flüchtige und brennende Flüssigkeit mit einem kräftigen aromatischen
Geruch und einem Siedepunkt von 80,1°C. In der Umwelt ist es überall anwesend, es entsteht bei jeder
Brennstoffverbrennung, es ist ein Bestandteil der Abgase und in einer relativ bedeutenden Menge ist es im
Tabakrauch enthalten (ein Raucher von 20 Zigaretten am Tag atmet 10 x mehr vom Benzol ein als ein
normaler Einwohnerwohner in städtischer Luft). Im Motorbenzin ist es in einer Menge von 0,5 bis 2 %
vertreten.
In hohen Konzentrationen reizt das Benzol Augen, Schleimhäute der Atemwege und die Haut und bei akuten
Dosen wirkt es giftig auf das zentrale Nervensystem. Bei chronischen Expositionen hoher Dosen dämpft es
die Bildung von Blutkörperchen im Knochenmark. Aus epidemiologischen Studien bei Arbeitern, die
langfristig hohen Konzentrationen des Benzols ausgesetzt sind (früher in der Leder verarbeitenden und
Gummiindustrie) wurde festgestellt, dass langfristiges Einatmen von niedrigen Dosen eine kumulative
Wirkung hat und das Risiko der akuten myeloiden Leukämie erhöht. Die amerikanische Behörde für den
Umweltschutz (US EPA) und auch die internationale Agentur für Krebsforschung (IARS) ordnen das Benzol
bei den menschlichen Karzinogenen ein.
4.2.3.1 Auswertung des Dosis-Wirkungs-Zusammenhangs
Der bei uns gültige Immissionsgrenzwert der jährlichen durchschnittlichen Konzentration des Benzols in der
freien Luft beträgt gemäß der oben angeführten Regierungsverordnung 5 μg.m
-3
.
Zur Durchführung einer Risikoanalyse stehen Koeffizienten zur Verfügung, die von der amerikanischen
Behörde für den Umweltschutz (US EPA) veröffentlicht wurden, und die eine Schätzung des inhalativen
Einheitsrisikos im Bereich von 7,1 x 10
-3
bis 2,5 x 10
-2
auf 1 ppm (3,19 mg.m
-3
) des Benzols in der Luft
anführt, was umgerechnet UR 2,2 bis 7,1 10
-6
na 1 μg.m
-3
entspricht. Dieser Wert bedeutet, dass wenn 1
Million Menschen lebenslang Luft mit der Konzentration 1 μg.m
-3
Benzol einatmen würden, würden davon
zusätzlich 2,2 bis 7,1 Personen an Leukämie sterben. Dazu führt die US EPA im Kommentar an, dass das
tatsächliche Risiko durch die Benzolexposition derzeit unter der Berücksichtigung der Unsicherheit in
Expositionsszenarios bei niedrigen Konzentrationen und unzureichenden Kenntnissen über den
Wirkungsmechanismus nicht bestimmt werden kann. Damit wird begründet, dass die Koeffizienten nicht mit
einer Zahl, sondern in einem Intervall festgelegt werden, und es wird betont, dass alle Werte innerhalb des
angeführten Intervalls über die gleiche wissenschaftliche Validität verfügen.
WHO (2000) führt für Exposition von1 μg.m
-3
Benzols ein lebenslanges Leukämie-Risiko von 6 x 10
-6
an.
4.2.3.2 Beurteilung der Exposition
Da es im Falle des Benzols um chronische kumulative Auswirkungen geht, hat es hier keinen Sinn,
kurzfristige Höchstwerte zu beurteilen, ausschlaggebend sind die jährlichen Durchschnitte. Ihre berechneten
Werte für die oben beschriebenen Referenzwerte am beurteilten Standort führen wir in der Tabelle 33 an.

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71 / 87
Gr. Zchn. A
Tab. 33 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte -
durchschnittliche Konzentrationen des Benzols (µg.m
-3
)
Pun
kt
Akt.
Zustan
d
2027 ohne
neue
Kernkraftanla
ge
2027 mit
neuer
Kernkraftanla
ge
2029 ohne
neue
Kernkraftanla
ge
2029 mit
neuer
Kernkraftanla
ge
2034 ohne
neue
Kernkraftanla
ge
2034 mit
neuer
Kernkraftanla
ge
1
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
3
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
4
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
5
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
In Transitgemeinden
S
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
D
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
R
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
J
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
H
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
K
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
1.2
M
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
1.3
Bemerkung: 1. Gültiger Immissionsgrenzwert 5 µg.m
-3
4.2.3.3 Charakteristik des Risikos
Aus der Tabelle 33 wird deutlich, dass sich in der Summe der Immissionskonzentrationen vom Benzol des
lokalen Hintergrunds und der Beiträge aus der neuen Kernkraftanlage die resultierenden Belastungen der
lokalen Bewohner durch das Benzol auf Niveaus nahe 26 % des festgelegten Grenzwertes bewegen. Sie
sind deshalb aus gesundheitlicher Sicht akzeptabel. Die neue Kernkraftanlage hat keine bedeutsamen
Auswirkungen.
4.2.4 Benzo(a)pyren
Benzo(a)pyren (BaP) ist der bekannteste und am besten untersuchte Repräsentant der Gruppe der
polyzyklischen aromatischen Kohlenwasserstoffe (PAU). Es geht um eine Gruppe organischer Verbindungen
mit zwei oder mehr kondensierten Benzolkernen.
Es sind relativ gering wasserlösliche Stoffe, in der Luft werden sie durch feste Partikel adsorbiert. Sie bilden
sich hauptsächlich in Folge von Pyrolyseprozessen, insbesondere bei unvollständiger Verbrennung
organischer Materialien. In die Umwelt gelangen sie insbesondere im Zusammenhang mit der Herstellung
von Koks, der Kohleverbrennung bei individueller Heizung und in der Industrie, und auch mit den Abgasen
von Motorfahrzeugen. Hohe Konzentrationen von PAU sind ebenfalls im Tabakrauch enthalten. In der Luft
wurden um 500 PAU identifiziert, die meisten in der Literatur angeführten Messungen wurden allerdings bei
BaP und einigen wenigen weiteren Repräsentanten dieser Gruppe durchgeführt. In der Luft der
europäischen Städte werden die Konzentrationen von BaP am häufigsten im Bereich von ungefähr von 1 bis
10 ng.m
-3
angegeben. Das Einatmen von PAU kann laut Literatur zur Entstehung vom Lungenkrebs
beitragen.
4.2.4.1 Auswertung des Dosis-Wirkungs-Zusammenhangs
Der Immissionsgrenzwert für BaP ist bei uns gemäß dem Gesetz Nr. 201/2012. für den jährlichen
Durchschnitt festgelegt und beträgt 1 ng.m
-3
.
Die Risikokoeffizienten für inhalatives Benzo(a)pyren sind von internationalen Institutionen erfasst.

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Gr. Zchn. A
4.2.4.2 Beurteilung der Exposition
Die berechneten durchschnittlichen jährlichen Immissionskonzentrationen des Benzo(a)pyrens in den
beobachteten Punkten führen wir in der Tabelle 34 an.
Tab. 34 Ergebnisse der Änderung der Immissionsbelastung für ausgewählte Berechnungspunkte -
durchschnittliche Konzentrationen des Benz(a)pyrens (ng.m
-3
)
Pun
kt
Akt.
Zustan
d
2027 ohne
neue
Kernkraftanla
ge
2027 mit
neuer
Kernkraftanla
ge
2029 ohne
neue
Kernkraftanla
ge
2029 mit
neuer
Kernkraftanla
ge
2034 ohne
neue
Kernkraftanla
ge
2034 mit
neuer
Kernkraftanla
ge
1
0.44
0.44
0.44
0.44
0.45
0.44
0.44
2
0.54
0.54
0.54
0.54
0.54
0.54
0.54
3
0.55
0.55
0.55
0.55
0.56
0.55
0.55
4
0.51
0.51
0.51
0.51
0.51
0.51
0.51
5
0.54
0.54
0.54
0.54
0.54
0.54
0.54
In Transitgemeinden
S
0.45
0.45
0.45
0.45
0.45
0.45
0.45
D
0.64
0.64
0.64
0.64
0.64
0.64
0.64
R
0.56
0.56
0.56
0.56
0.57
0.56
0.56
J
0.64
0.64
0.64
0.64
0.64
0.64
0.64
H
0.69
0.69
0.69
0.69
0.69
0.69
0.69
K
0.43
0.43
0.43
0.43
0.44
0.43
0.43
M
0.72
0.72
0.72
0.72
0.72