Radiologische Einordnung der geplanten Brennelement-Transporte von Jülich nach Ahaus

Brennelemente des früheren Hochtemperaturreaktors AVR in Jülich sollen in das Zwischenlager Ahaus transportiert werden. Die zuständige Jülicher Entsorgungsgesellschaft für Nuklearanlagen bietet auf ihrer Webseite umfangreiche Informationen zur geplanten Transportkampagne an. Die GRS, die im Rahmen eines durch das Bundesumweltministerium geförderten Forschungsvorhabens seit vielen Jahren radiologische Daten von Transporten radioaktiver Stoffe sammelt und auswertet, fasst hier die wesentlichen Daten zusammen und ordnet ihre radiologische Bedeutung ein.

In Jülich lagern aktuell in einem Zwischenlager der Jülicher Entsorgungsgesellschaft für Nuklearanlagen (JEN) knapp 290.000 kugelförmige Brennelemente aus dem ehemaligen Hochtemperaturreaktor der Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor GmbH. Die Brennelemente befinden sich dort in 152 Behältern des Typs CASTOR® THTR/AVR. Der Reaktor, aus dem sie stammen, war von 1967 bis 1988 in Betrieb und diente der Weiterentwicklung gasgekühlter Hochtemperaturreaktoren.

Die Behälter sollen durch Straßentransporte in das zentrale Zwischenlager Ahaus verbracht werden. Das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung als zuständige Behörde hat hierfür im Sommer 2025 eine bis zum 31. August 2027 befristete Transportgenehmigung erteilt. Pro Transport soll ein einzelner Behälter befördert werden, sodass insgesamt 152 Fahrten notwendig sind.

Wie stark strahlen die CASTOR-Behälter?

Dosisleistungen CASTOR-THTR/AVR-Transport-/Lagerbehälter, Messungen zur geplanten Transportkampagne 2026/2027

Dosisleistung der CASTOR-THTR/AVR-Transport-/Lagerbehälter

Während der Beladung der Behälter wurden die sogenannten Ortsdosisleistungen für Gamma- und Neutronenstrahlung an verschiedenen Punkten der Behälteroberfläche gemessen. Mit der Ortsdosisleistung wird angegeben, wie stark die Strahlung an einem bestimmten Ort ist und wie viel Strahlendosis ein Mensch dort in einem bestimmten Zeitraum – typischerweise eine Stunde – aufnehmen würde.

Die durch die Messungen ermittelten Werte liegen im Mittel bei 1,1 Mikrosievert pro Stunde (µSv/h) für Gammastrahlung und 1,4 µSv/h für Neutronenstrahlung. Direkt am Behälter ergibt sich damit eine durchschnittliche Dosisleistung von rund 2,5 µSv/h. Wer sich eine Stunde lang direkt an einem solchen Behälter aufhalten würde, nähme also eine Dosis von 2,5 µSv auf – was in etwa einem Viertel der Dosis entspricht, die bei einer zahnärztlichen Röntgenaufnahme anfällt. Schon in einem Meter Abstand sinkt die Dosisleistung im Durchschnitt auf knapp 1 µSv/h. Dies entspricht in etwa der durch die natürliche Höhenstrahlung verursachten Dosisleistung in ca. 3.000 Metern über dem Meeresspiegel, also beispielsweise auf der Zugspitze.

Welche Strahlendosis können Menschen in der Umgebung während der Transporte erhalten?

Beim Transport befinden sich die Behälter auf dem Transportfahrzeug innerhalb einer Schutzhülle (s. Grafik). Durch den Abstand zwischen dem Behälter und der Hülle sowie durch die abschirmende Wirkung der Hülle verringert sich die Strahlung so weit, dass sie bei Messungen an der Außenfläche des Transportfahrzeugs nicht mehr vom natürlichen Strahlungshintergrund unterscheidbar wäre.

Nur durch Berechnung mit spezieller Software konnte ermittelt werden, dass sich die durch die natürlicherweise vorhandene Strahlung verursachte Ortsdosisleistung neben einem Transportfahrzeug im Mittel um etwa 0,04 µSv/h erhöht. Dieser Wert liegt im Bereich der natürlichen Strahlung in Deutschland, die üblicherweise zwischen 0,05 und 0,2 µSv/h beträgt (tagesaktuelle Messwerte von rund 1.700 Messstellen sind auf der Webseite ODL -Info des Bundesamts für Strahlenschutz zu finden). Die zusätzliche Dosis, die eine Person hier bei einem einstündigen Aufenthalt erhielte, wäre rund 250-mal geringer als die durch eine zahnärztliche Röntgenaufnahme verursachte Dosis.