Accessible Requires Authentication Published by De Gruyter May 2, 2013

The role of clearance in Germany – release of materials, buildings and sites

Die Rolle der Freigabe in Deutschland – Entlassung von Stoffen, Gebäuden und Anlagenflächen aus dem Geltungsbereich des Atomgesetzes
S. Thierfeldt
From the journal Kerntechnik

Abstract

Clearance in Germany is far advanced. A complex regulatory framework exists in the Radiation Protection Ordinance (RPO/Strahlenschutzverordnung, StrlSchV) since 2001 which has replaced previous recommendations on clearance issued by the German Radiation Protection Commission (Strahlenschutzkommission, SSK). A number of options exist both for unconditional clearance (e. g. of all kinds of materials with no restrictions on the destination or future use) and for clearance for a specific purpose (e. g. recycling of metal scrap). For each clearance option there is a set of nuclide specific clearance levels which have been derived on the basis of the 10 Sv/a individual dose criterion using complex radiological models which are tailored to the respective material cycles (metal scrap, buildings, building rubble, waste for disposal, sites). The clearance levels have been thoroughly reviewed by the SSK. An extensive comparison to sets of clearance levels used in other countries or issued as guidance by international bodies revealed that the correspondence between values is between good and acceptable taking into account country-specific approaches and special assumptions which would not necessarily pertain to German situations. Clearance is a major factor in the material management, especially of nuclear installations undergoing decommissioning. The variety of clearance options leaves the operator of a nuclear installation sufficient flexibility for optimisation of the material management. Clearance is of particular importance in a country like Germany where the estimated costs for a future repository are very high and the interim storage facilities for radioactive material are limited and costly. While the licensee is responsible for his material management, the issuance of a clearance permit is done by the regulatory body upon application. The regulators may choose to use the clearance levels and regulations as stipulated by the RPO, or to impose site-specific regulations on the licensee. The actual clearance measurement, i. e. checking the compliance of the residual radionuclide content in or on a particular material, building or site with the clearance levels, is performed under the responsibility of the licensee's appointed radiation protection officer, with additional checks usually made by the regulator or an independent expert acting on his behalf. After compliance verification, the material will be reused, recycled or disposed of according to the clearance option, being then subject to the conventional waste legislation.

Kurzfassung

Die Freigabe radioaktiver Stoffe in Deutschland ist weit fortgeschritten. Seit 2001 existiert mit der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) ein komplexes Regelwerk, das die zuvor gültigen Empfehlungen der Strahlenschutzkommission (SSK) abgelöst hat. Man unterscheidet die uneingeschränkte Freigabe, bei der der weitere Verbleib des Materials nach der Freigabe radiologisch unerheblich ist, und die zweckgerichtete Freigabe, bei der der weitere Verbleib vorgeschrieben ist, z. B. Freigabe von Metallschrott zum Einschmelzen. Für die uneingeschränkte und die zweckgerichtete Freigabe existieren jeweils eine Anzahl von Freigabeoptionen. Jede Option basiert auf einem Satz von nuklidspezifischen Freigabewerten, die auf der Basis des Individualdosiskriteriums 10 Sv/a hergeleitet wurden. Hierzu wurden komplexe radiologische Modelle verwendet, die an die Anforderungen des jeweiligen Stoffkreislaufs angepasst wurden (Metallschrott, Gebäude, Bauschutt, Abfall zur Beseitigung, Anlagenflächen). Die Freigabewerte sind vor ihrer Aufnahme ins Regelwerk von der SSK geprüft worden. Numerische Unterschiede zu Sätzen von Freigabewerten, die im Ausland verwendet oder in internationalen Empfehlungen enthalten sind, wurden für die deutsche Situation als unerheblich angesehen, da sie sich u. a. auf landesspezifische Ansätze zurückführen lassen. Die Freigabe ist heute ein extrem wichtiger Faktor im Materialmanagement, insbesondere von in Stilllegung befindlichen kerntechnischen Anlagen. Die Auswahl von Freigabeoptionen lässt hierbei dem Betreiber die notwendige Flexibilität für die Optimierung des Reststoffmanagements. Die Freigabe ist besonders wichtig für ein Land wie Deutschland mit hohen Endlagerkosten für das (geplante) Endlager und geringen sowie teuren Möglichkeiten einer langfristigen Zwischenlagerung radioaktiver Stoffe. Während der Anlagenbetreiber für das Materialmanagement verantwortlich ist, wird der Freigabebescheid von seiner zuständigen Behörde auf Antrag erteilt. Die Behörden können sich hierbei unmittelbar an die in der StrlSchV festgelegten Vorgehensweisen und Freigabewerte halten, oder sie können eine anlagenspezifische Vorgehensweise festschreiben. Die eigentlichen Freigabemessungen, d. h. die Feststellung der Einhaltung der Freigabewerte bei freizugebenden Stoffen, Gebäuden oder Anlagenflächen, führt der zuständige Strahlenschutzbeauftragte des Anlagenbetreibers unter seiner Verantwortung durch. Zusätzliche Kontrollmessungen durch die Behörde bzw. von ihr beauftragte Sachverständige sind gebräuchlich. Nach Feststellung der Einhaltung der Freigabewerte kann das Material je nach der betreffenden Freigabeoption wiederverwertet, rezykliert oder beseitigt werden. Es unterliegt dann der Gesetzgebung für konventionellen Abfall zur Verwertung bzw. Abfall zur Beseitigung.

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Received: 2004-10-7
Published Online: 2013-05-02
Published in Print: 2005-02-01

© 2005, Carl Hanser Verlag, München