Dnr SSM 2011/1133

2011-03-17 Dnr SSM 2011/1133

Författare: Author:

Hans Möre Hans Möre

Avdelning: Division:

Avdelningen för strålskydd Dept. of Radiation Protection

Titel: Title:

Underlag till förslag om strålskyddsregle- ring av torvbrytning och hantering av torv- aska

Sammanfattning (Obligatorisk!): Summary: (Obligatorisk!) Förslag ges till reglering av askhantering

från energiproduktion med torvbränsle.

Harmonisering med redan givna föreksrifter för hantering av trädbränsleaska har genom- förts. De föreslagna föreskrifterna omfattar hantering av blandningar av torv- och träd- bränsle. Förslaget syftar till att begränsa stråldoserna till allmänheten från naturligt förekommande radioaktiva ämnen till 0,3 mSv/år till allmänheten per exponerings- scenario eller 0,1 mSv/år per exponerings- väg samt begränsa spridning av radioaktivi- tet till lägre kontaminerade områden. För

137Cs bibehålls dostillskottet 0,01 mSv/år per exponeringsväg från askhantering. Förslagen ansluter i huvudsak till EU:s och IAEA:s rekommendationer för NORM-avfall.

Innehållsförteckning

1. Inledning ... 1

2. Bakgrund ... 1

2.1 Energitorv ... 1

2.2 Torvaska, vad är strålskyddsproblemet? ... 2

2.3 Hur stort är problemet? ... 3

2.4 Vad görs och vad har gjorts? ... 4

3. Vad kan göras för att minska stråldos vid hantering av torvaska? ... 5

3.1 Begränsning vid torvbrytning ... 5

3.2 Begränsning vid askhantering ... 6

3.3 Begränsningsstrategi för torvbrytning och askhantering ... 7

4. Internationella organisationers synsätt på begränsning av stråldos från NORM ... 8

4.1 EU om NORM ... 8

4.1.1 EU:s Basic Safety Standard ... 8

4.1.2 EU:s rapportserie ... 9

4.1.2.1 RP122, ”Practical use of the concepts of clearance and exemption ... 9

4.1.2.1.1 Del I. Verksamheter med joniserande strålning ... 9

4.1.2.1.2 Del II. Verksamheter med NORM ... 12

4.1.2.2 RP 135, ”Effluent and dose control from EU NORM industries: ... 16

4.1.2.3 RP 112, ”Radiological protection principles concerning the natural radioactivity of building materials”... 17

4.1.3 Förslag om NORM-hantering i slutgiltigt utkast till nytt Euratomdirektiv: ”Basic Safety Standards”, daterad 2010-02-24 ... 18

4.1.4 EU:s reglering av kemiska risker i deponeringsdirektivet ... 20

4.2 IAEA om NORM ... 20

4.2.1 Åtgärder för att minska påverkan från restprodukter vid uranbrytning ... 22

4.3 ICRP om NORM ... 22

5. Reglering av naturligt förekommande radionuklider i dricksvatten ... 23

5.1 EU-reglering ... 23

5.1.1 EU:s dricksvattendirektiv ... 23

5.1.2 EU-kommissionens rekommendation om radon och långlivade döttrar i dricksvatten ... 23

5.2 Uran i dricksvatten i Sverige (kemisk toxicitet) ... 23

5.3 Nordisk rekommendation om långlivade radionuklider i dricksvatten ... 24

6. Strålskyddsreglering i Sverige och Norden ... 24

6.1 Strålskyddslagen ... 24

6.2 Strålskyddsförordningens undantagsnivåer... 24

6.3 SSM:s förslag till friklassning av material vid verksamhet med joniserande strålning ... 26

6.4 Det nationella miljökvalitetmålet Säker strålmiljö ... 28

6.5 Boverkets föreskrifter... 28

6.6 MSB:s bestämmelser om transport av radioaktiva ämnen ... 28

6.7 Nordiska rekommendationer om naturligt förekommande radioaktivitet ... 29

6.8 Reglering av byggnadsmaterial och aska i Finland ... 29

7. Handlingsstrategier för att begränsa dos ... 30

7.1 Berättigande ... 30

7.2 Optimering och dosrestriktioner ... 30

7.2.1 Pragmatiska gränser eller dosrestriktioner? ... 31

7.2.2 Förslag till dosrestriktion för exponeringsscenarier med aska och deras exponeringsvägar ... 31

7.3 Dosrestriktioner och referensvärden ... 33

7.4 Olika vägar för reglering – problembeskrivning ... 34

7.4.1 Reglering vid torvbrytning eller askhantering ... 34

7.4.2 Förslag till övergripande regleringsstrategi ... 34

7.4.3 Varierande halter av radionuklider i torvmyr ... 34

7.4.4 Reglering av radionuklider i aska... 35

7.4.5 Utspädning av NORM-aska ... 35

7.4.6 Mycket långa tidsperspektiv ... 36

7.4.7 Allmänhetens tilltro till strålskyddsåtgärder ... 36

8. Förslag till reglering av aska ... 38

8.1 Restriktion för att använda energitorv ... 38

8.1.1 Förslag till provtagning och mätning vid ansökan om bearbetningskoncession för torvtäkt. ... 39

8.1.1.1 Mätning av radionuklider vid ansökan om bearbetningskoncession ... 39

8.2 Restriktion vid hantering av aska ... 40

8.2.1 Definition av aska ... 40

8.2.2 Förbränningsanläggning ... 40

8.2.2.1 Rökgasutsläpp ... 40

8.2.2.1.1 Förslag till hur hantera begränsning av dos från stoft vid rökgasutsläpp ... 40

8.2.2.2 Kondensvattenutsläpp ... 41

8.2.2.2.1 Förslag till hur hantera begränsning av dos vid kondensvattenutsläpp ... 41

8.2.2.3 Förbränningsanläggningens ansvar att mäta torvaskan ... 41

8.2.3 Deponi ... 41

8.2.3.1 Förslag till aktivitetsindex för deponering ... 42

8.2.4 Återvinning ... 42

8.2.4.1 Förslag till aktivitetsindex för anläggningsarbete ... 42

8.2.4.2 Förslag om spridning på skogsmark... 43

8.2.4.3 Förslag om användning av kontaminerad aska i byggnadsmaterial ... 43

8.2.5 Motivering till valda referensvärden ... 43

8.2.6 Begränsning av externdosrat över avslutad deponi eller markutfyllnad ... 43

8.2.6.1 Förslag till gränsvärde för dosrat över markutfyllnad och avslutad deponi ... 44

8.2.6.2 Förslag till åtgärd för att minska dosrat ... 44

8.2.7 Åtgärder mot läckage vid deponi och markutfyllnad ... 44

8.2.8 Omgivningskontroll vid deponier och markutfyllnader ... 45

8.2.8.1 Lakvatten till dricksvattenbrunn i enskild vattentäkt ... 45

8.2.8.1.1 Förslag till tillskottet i aktivitetsindex i dricksvatten ... 45

8.2.8.1.2 Förenklad mätmetod för bestämning av aktivitetsindex i dricksvatten ... 46

8.2.8.2 Lakvatten till ytvattenrecipient... 46

8.2.8.2.1 Förslag till aktivitetsindex i lakvatten vid utsläpp till ytvattenrecipient ... 46

8.2.8.2.2 Förenklad mätmetod för bestämning av aktivitetsindex i lakvatten . 47 8.2.8.2.3 Optimering av skyddsåtgärder för att minska lakvattenutsläpp ... 47

8.2.8.3 Provtagningsfrekvens ... 47

8.2.9 Bostadsbyggande och intrång i deponi och markutfyllnad ... 48

8.2.9.1 Förslag till byggnadsrestriktion på deponier och markutfyllnader ... 48

8.2.10 Livsmedelsodling på deponi och markutfyllnad ... 49

8.2.10.1 Förslag till restriktion av livsmedelsodling på deponier och markutfyllnader ... 49

8.2.11 Byggnadsmaterial ... 49

8.2.11.1 Förslag till aktivitetsindex i byggnadsmaterial ... 49

8.2.11.2 Förslag till reglering av byggnadsmaterial ... 50

8.2.12 Friklassningsgräns för aska ... 50

8.2.12.1 Förslag till villkor för friklassning av aska ur externdossynpunkt ... 51

8.2.12.2 Förslag till aktivitetsindex för friklassning av aska ur interndossynpunkt ... 52

8.2.12.3 Förslag till aktivitetsindex för friklassning av aska ur intern- och externdossyn ... 52

8.2.12.4 Spridning av torvaska på åkermark ... 53

8.2.12.5 Alternativt villkor för friklassning av NORM-aska ... 53

9. Föreskrifterna ... 53

10. Sammanfattning av förslagen ... 54

11. Strålskyddsöverväganden för arbetstagare ... 56

11.1 Allmänt... 56

11.2 Strålskyddsprincipen ALARA ... 57

11.3 Dosövervakning och gränsvärden för arbetstagare ... 58

11.4 Dos till arbetstagare... 58

11.5 Planering av arbetet ... 60

11.6 Transportregler ... 61

12. Referenser ... 62

Bilagor ... 64

Bilaga 1. Aktivitetsindex för byggnadsmaterial och aska från STUK, Finland ... 64

Bilaga 2. Dostillskott från hantering av torvaska, SSI 2003:02 ... 67

Bilaga 3. Schematisk översikt för trädbränsleföreskrifterna SSMFS 2008:16 ... 69

Bilaga 4. Motivering för definition av trädbränsleaska ... 69

Bilaga 5. Parametrar vid beräkning av clearance/exemption-nivåer för aska samt vid inandning ... 70

Bilaga 6. Åtgärder för att minska påverkan från restprodukter vid uranbrytning ... 71

1. Inledning

Föreliggande rapport har som syfte att ge förslag för att begränsa stråldostillskott till all- mänheten från hantering av torvaska. Tidigare har SSI utrett resulterande dos till männi- ska vid hantering av torvaska som är kontaminerad med ¹³⁷Cs och de naturligt förekom- mande radionukliderna. Eftersom torv kan innehålla höga halter av uran och andra naturligt förekommande radioaktiva ämnen måste någon slags strålskyddsreglering skap- as. ¹³⁷Cs-halten kan vara hög i vissa torvmyrar i mellersta Norrland. Reglering finns redan för att begränsa dostillskott från ¹³⁷Cs vid hantering av trädbränsleaska. Ambitionen är att samordna regleringen för torv- och trädbränsleaskor till en enda föreskrift. Det är svårt att motivera två separata föreskrifter sett ur användarnas perspektiv och när regeringen gene- rellt meddelat att regleringen ska förenklas. Ett skäl till är att ofta blandas torv- och träd- bränslen av förbränningstekniska skäl.

Begreppen hantering och användning är likvärdiga i följande text.

I texten menas alltid effektiv dos när gränser för tillskottsdos till människa behandlas, vid mätning av dosrat över en askutfyllnad menas alltid miljödosekvivalentraten.

För att något begränsa omfånget på denna rapport hänvisas till underlagsrapporten om doskonsekvenser vid hantering av torvaska SSI 2003.

2. Bakgrund

2.1 Energitorv

Vid energiproduktion med biobränslen sker en koncentration av de radioaktiva ämnena i bränslet till askan. Strålskyddsproblem kan ibland uppstå vid hantering av askan.

I trädbränsleaska kan ¹³⁷Cs förekomma. I torvaska kan ¹³⁷Cs förekomma och de naturligt förekommande radioaktiva ämnena uran, radium och deras sönderfallsprodukter.

Vid användning av både trädbränsle- och torvaska kan allmänheten få doser över det obe- tydliga, 0,01 mSv/år under vissa omständigheter. Doser till allmänheten från hantering av trädbränsleaska begränsas till 0,01 mSv/år genom SSM:s föreskrifter och allmänna råd (SSMFS 2008:16) om hantering av aska som är kontaminerad med cesium-137. Dessa föreskrifter omfattar enbart aska som till någon del innehåller trädbränsleaska. Eldar man med endast torvbränsle gäller inte föreskrifterna i dagsläget, men det är inte orimligt att även torvaska bör omfattas av samma regler. Det är vanligt att torvbränsle sameldas med trädbränsle av förbränningstekniska skäl, då gäller i dagsläget föreskrifterna.

Doser till allmänheten från hantering av torvaska begränsas inte idag genom någon speci- fik reglering av SSM utöver den som gäller enligt strålskyddslagen och strålskyddsför- ordningen. Under arbetet med föreskrifterna om hantering av trädbränsleaska uttalade dåvarande SSI:s ledning att även hanteringen av torvaska borde regleras, men det behöv- de inte göras samtidigt i ett gemensamt dokument, eftersom problematiken skiljer sig på väsentliga punkter för de två bränsleslagen. Inför detta arbete är dock ambitionen att re- gleringen bör ske i samma dokument för att reducera mängden bestämmelser som en utövare ska hålla koll på.

De naturligt förekommande radioaktiva ämnena i torvaska gör att den klassificeras som

omfattande vägledande litteratur om begränsning av doskonsekvenser från NORM- verksamheter från Europeiska kommissionen och IAEA, men ännu ingen bindande EU- lagstiftning. I ett förslag 2010-02-24 till revison av EU:s direktiv Basic Safety Standards, BSS, behandlas NORM-verksamheter.

I denna skrift behandlas bara begränsning av dos till allmänheten från hantering av torv- aska från energiproduktion, arbetstagare skyddas av bestämmelser i Strålsäkerhetsmyn- dighetens författningssamling.

2.2 Torvaska, vad är strålskyddsproblemet?

Stråldoser kan uppstå i samband med torv- och torvaskehantering vid energiproduktion då torven kan innehålla både naturligt förekommande och konstgjorda radioaktiva ämnen.

De naturligt förekommande radioaktiva ämnen ur sönderfallskedjorna för uran-238 (²³⁸U), uran-235 (²³⁵U) och torium-232 (²³²Th) kan lösas ur berggrunden och fastna i torv.

Torven kan vara kontaminerad av ¹³⁷Cs-nedfall på markytan från kärnvapenprovspräng- ningarna på 1960- och 70-talen, som fördelades tämligen jämnt över landet och Tjernoby- lolyckan 1986, som drabbade främst södra och mellersta Norrland.

Varierande grad av exponering för strålning av människor och miljön kan förekomma vid de olika stegen vid torvanvändning. Stegen består av torvbrytning, utsläpp från förbrän- ningsanläggningen till omgivningen och askans vidare hantering. Några sätt att hantera askan är deponering och markutfyllnad. Att använda torvaska som gödningsmedel på skogsmark är inte aktuellt enligt Skogsstyrelsen. Om torvaska sätts till jordförbättrings- medel bör försiktighet iakttas vid odling av livsmedel i jorden, jämför med ¹³⁷Cs- kontaminerad trädbränsleaska som inte får spridas på jordbruksmark. Ett speciellt pro- blem med torvaska är de naturligt förekommande radioaktiva ämnena. Några av dessa ämnen har mycket långa halveringstider, i storleksordningen en miljard år eller mer.

När torven förbränns i en stor förbränningsanläggning koncentreras radionuklider i ask- partiklarnas hela volym om de är svårförångade eller anrikas på ytan av askpartiklarna om de är lättförångade. Svårförångade ämnen är torium och uran. Lättförångade ämnen är cesium, polonium och bly. Någonstans mittemellan finns radium. Detta leder till att hal- ten av de lättförångade radionukliderna är högst på de minsta flygaskepartiklarna, de an- rikas där. De här relationerna gäller oftast, utom vid ovanliga förhållanden vid förbrän- ningen.

Tre huvudsakliga strålskyddskonsekvenser kan identifieras vid energitorveldning och vid användning av askan:

 Radioaktiva ämnen i askan kan påverka omgivningen (gammastrålning, radioak- tiva ämnen lämnar förbränningen eller lakas ut från lagrad aska), med påföljande extern eller intern stråldos till människa.

 Radonexhalation från askan

 Potentiell återanvändning av aska om den institutionella kontrollen förloras över lagrad aska

Problemets kärna är att flera av de naturligt förekommande radionukliderna är mycket långlivade och att en del ger höga stråldoser per aktivitet om de kommer in i kroppen.

Den stora osäkerheten vid konsekvensbedömningen av olika användningssätt av askan är att uppskatta vilka radionuklider och hur mycket aktivitet som lakas ut från upplagd aska

och vilken interndos människor får från intag av föda, dricksvatten samt radon och ask- damm i luft. En bidragande del till osäkerheten är att askan kan bestå av små glaskulor under vissa förbränningsomständigheter. Uran och torium blir därmed svårlakade medan cesium, bly och polonium är mer lättlakade. Radonavgången minskar om radium finns i glasfasen och så vidare. Konsekvensen i form av externdos till människa är inte lika svår att uppskatta.

2.3 Hur stort är problemet?

Torvmark, med större torvdjup än 0,3 meter, täcker 15 procent av landarealen (6,4 miljo- ner hektar), merparten finns i Norrland, hela detta avsnitt refererar till SSI 2003. Cirka 5 procent av torvmarken beräknas vara utvinningsbar, energimängden uppskattas till 4000 terawattimmar (TWh). Energitorv utvinns på cirka 6600 ha, vilket ger 3-4 TWh per år under cirka 20 års tid, och på cirka 5 000 ha produceras torv till jordförbättringsändamål.

Torvbranschen uppskattar att den årliga torvtillväxten på all torvmark är större än 12 TWh. Produktionen av energitorv har länge legat på cirka 3,5 TWh per år¹. Som jämfö- relse kan nämnas att år 2006 producerades 33 TWh energi med trädbränsle inom skogsin- dustri och fjärrvärmeverk (EM 2007).

En förbränningsanläggning på 100 MW som drivs kontinuerligt (0,9 TWh per år) kan med rökgaskondensering beräknas ge cirka 7600 ton torvaska per år, utan kondensåter- vinning kan askmängden bli den dubbla vid eldning med frästorv. Vid produktionen 3,5 TWh per år blir askmängden mellan 30000 och 60000 ton per år. Det lägre värdet fås vid kondensåtervinning i rökgaserna och den högre utan. Sameldning mellan torv och trädbränslen är vanligt eftersom det ger gynnsammare förbränningsvillkor med mindre oönskade utfällningar i pannan. Den aska som produceras vid förbränning är då ofta en blandaska och ren torvaskmängd blir således lägre än beräknad. Torvbränsle används främst vid kommunal fjärrvärmeproduktion medan sågverk och massafabriker i första hand eldar med restprodukter ur den egna produktionen.

Om eller när de 67 TWh elenergi som produceras med kärnkraft idag ersätts med andra energikällor kan användning av torv för energiproduktion öka. De sammanlagda bryt- värda torvtillgången bedöms vara 4 000 TWh, varav torvbranschen bedömer att 12 TWh skulle kunna produceras per år. Det gör att de totala askmängderna skulle kunna öka från dagens mellan 30 000 och 60 000 ton/år till mellan 100 000 och 200 000 ton/år.

Om inga restriktioner, med avseende på aktivitetsinnehåll av de naturligt förekommande radionukliderna, funnes för torvbrytningen skulle de askmängder som överstiger den hög- aktiva referensaskans radionuklidhalter, se avsnittet nedan, öka från mellan 1 500 och 3 000 ton/år till mellan 5 000 och 10 000 ton/år. Dubbelt så mycket aska skulle ligga över det, i denna rapport, föreslagna gränsvärdet för ²³⁸U i energitorv.

Mängden torvaska som idag och i framtiden kan ha ¹³⁷Cs-halter över 10 kBq/kg är okänd.

Den beror av produktionssätt och ort. Förekomsten av ¹³⁷Cs-nedfall är välbestämd geo- grafiskt, så det är inga problem att avgöra om risk finns för höga halter för en specifik torvmyr. Således borde mängden aska över 10 kBq/kg kunna hållas obetydlig.

I framtiden skulle vid ökad torveldning något 10 000-tals ton aska/år kunna ge stråldoser till allmänhet och arbetstagare överstigande 0,1 mSv/år per exponeringsväg för de expo-

1 År 2006 sjönk den till 2 TWh pga. lagtekniska ändringar.

neringsscenarier som ligger bakom beräknade doser i bilaga 2, när halten är minst som i den högaktiva referensaskan i tabell 1. Detta skulle gälla om inga restriktioner funnes att begränsa ²³⁸U-halten i energitorv. Dubbelt så mycket aska skulle ligga över det föreslagna gränsvärdet för ²³⁸U i energitorv.

Utan någon reglering av halten av naturligt förekommande radioaktiva ämnen kan mycket höga uranhalter finnas i energitorvaska. I ett extremfall har så mycket som sex procent uran, motsvarande 741 kBq/kg ²³⁸U, i inaskad form uppmätts. Just denna myr var dock aldrig aktuell för energitorvbrytning, då den var för liten. En torvmyr Laurivouma, väster om Masugnsbyn, i Norrbotten består av torv som i inaskad form i medeltal innehåller 11 kBq/kg ²³⁸U. Det anmärkningsvärda är att omgivande granitberggrund inte var särde- les radioaktiv, men uranet i den var lättlakat.

2.4 Vad görs och vad har gjorts?

Idag begränsas stråldoserna till allmänheten genom att uran och torium analyseras i torv- volymen i myren vid ansökan om bearbetningskoncession för energitorvtäkt. Sveriges geologiska undersökning, SGU, avråder från brytning om uranhalten överstiger 200 ppm uran, motsvarande 2 470 Bq/kg ²³⁸U, i inaskat torvprov. SGU har undersökt 146 general- provtagna planerade energitorvmyrar över hela landet. I detta material skulle cirka 10 procent (2 stycken) av för övrigt lämpliga energitorvmyrar i praktiken undantas från bryt- ning. Mätningar av ²²⁶Ra, ¹³⁷Cs och andra radionuklider kan också rekommenderas av SGU. Den radiologiska restriktionen ligger således idag på brytningen av torv.

Vid ansökan om bearbetningskoncession enligt lag (1985:620) om vissa torvfyndigheter tas generalprover på den brytvärda delen av en energitorvmyr. Länsstyrelsen meddelar tillstånd för brytning, men de ger SGU tillfälle att yttra sig i ärendet. Vid bestämning av halten av olika ämnen i torven tas ett flertal borrkärnor spridda över hela den brytvärda torvvolymen. Från dessa kärnor tas prover representerande varje meter som läggs ihop till ett generalprov på vilket analysen görs. Det innebär att mätvärdet är ett medelvärde för hela den brytvärda torvvolymen. Halterna i de olika delvolymerna kan uppvisa en mycket stor spridning. Då de enskilda proverna tas på den nedre delen av varje meter kommer generalprovet att representera maximivärden för den analyserade torvvolymen.

Från SGU:s sida har önskemål framförts att SSM ska ge en formell vägledning för att begränsa stråldoserna. SGU har vid sina yttranden refererat till kärntekniklagens gräns för innehav av klyvbart material på 200 ppm uran. Hantering av torvaska har genom en före- skrift (SSMFS 2008:2) år 2008 undantagits från kärntekniklagen (detta undantag är på väg att tas bort med anledning av ett NORM-föreskriftsarbete år 2010 och 2011). Det är angeläget att reglera detta då man i Sverige under speciella geologiska förutsättningar kan hitta torv med höga halter av radioaktiva ämnen.

SSI har vid två tillfällen utrett doskonsekvenser av torveldning. Den första rapporten gjordes 1990 (SSI 90) och den andra 2003 (SSI 2003). I SSI 2003 antogs en normalaktiv referensaska och en högaktiv. Utifrån olika antagna exponeringsvägar beräknades den normalaktiva referensaskan inte ge upphov till några stråldoser av betydelse. Den högak- tiva referensaskan beräknades ge 0,1 mSv/år till kritisk grupp för att antal exponeringsvä- gar från en stor askdeponi. Den högaktiva referensaskan beräknades ge 0,1 mSv/år till mest utsatta arbetstagare vid asktransport och arbete på askdeponi. Den högaktiva refe- rensaskan hade halterna enligt tabell 1:

Tabell 1. Aktivitetshalter av radionuklider i högaktiv referensaska.

Nuklid Halt i aska (Bq/kg)

Nuklid Halt i aska (Bq/kg)

238U 4500 ²³⁵U 210

234U 4500 ²³¹Pa 210

230Th 1350 ²²⁷Ac 210

226Ra 1350 ²²⁷Th 210

210Pb 4000 ²²³Ra 210

210Po 4000

232Th 370 ¹³⁷Cs 10000

228Ra 370

228Th 370 ⁴⁰K 1 000 (externdos)

224Ra 370

Halterna för uran och torium är valda så att högst 5 procent av 146 generalprovsunder- sökta myrar i Sverige ligger över detta värde. Värdet för ²¹⁰Pb och ²¹⁰Po har valts konser- vativt ur vad som kan erhållas i de 25 översta centimetrarna i en torvmyr. Halten för ¹³⁷Cs är också konservativt vald, det kommer från medelvärdet på torvaska vid slutet på 1980- talet i de nedfallsdrabbade länen i Norrland. Värdet för ⁴⁰K har beräknats för mätningar gjorda i Finland, se vidare SSI 2003 för mer upplysningar.

3. Vad kan göras för att minska stråldos vid hantering av torvaska?

För att begränsa dos från hantering av torvaska finns två huvudstrategier dels reglering av torvbrytningen dels reglering av askhanteringen eller en kombination av båda. I texten används begränsning av torvbrytning synonymt med begränsning av radioaktivitet i ener- gitorv.

3.1 Begränsning vid torvbrytning

Att sätta begränsning på brytning av torv som innehåller för mycket radioaktiva ämnen har fördelen att behovet av mätningar begränsas till undersökningsstadiet, sedan kan tor- ven brytas under täktens livslängd, cirka 20 år eller mer, utan fler mätningar. En fördel till med reglering vid källan är att den blir så mycket enklare föreskriftsmässigt och organisa- toriskt för aktörerna än att reglera hantering av aska efter förbränningsanläggningen.

En tänkbar konsekvens av att lägga regleringen enbart på torvbrytningen, med målet att all tänkbar torvaskehantering inte ska ge mer än obetydligt/optimerat dostillskott till människa, är att många i övrigt lämpliga torvmyrar inte kommer att få brytas.

Importerad torv har inte kända halter av radionuklider, om inte exportländerna har någon övervakning, detta kan hanteras i en föreskrift. Importerad torv kommer idag från Est- land, Lettland och Vitryssland, där bedöms uranhalten vara låg eftersom berggrunden utgörs av kalksten (Åkerblom 2006). Ryssland bidrar också med leveranser. Torv från Finland kan innehålla radionuklider då berggrunden liknar den svenska.

Viss reglering av torvbrytningen är självklar, så att inte torvaska med för höga halter av naturligt förekommande radionuklider kommer in i askkretsloppet. Var gränsvärdet för torvbrytning ska sättas är en avvägningsfråga mellan olika intressen. En tänkbar övre gräns är 200 ppm uran (2470 Bq/kg ²³⁸U) i askan, däröver ansågs det förr som kärntek-

kärntekniklagen (och återinsatt enligt förslag år 2010). Ett annat alternativ är att sätta gränsen för torvbrytning vid 1000 Bq/kg ²³⁸U i askan, som följer undantagsnivåerna i EU och strålskyddsförordningen.

Det är små volymer torv som inte får användas som energitorv p.g.a. för hög aktivitet om man sätter gränsvärdet vid 200 ppm uran (2470 Bq/kg ²³⁸U). De extrema värdena har vanligen uppmätts i mycket små myrar, ointressanta för torvbrytning av andra skäl (Fred- riksson 2006). Variationen i halten av radionuklider kan vara stor i torvvolymen i täkten, vilket kan resultera i ett godkänt medelvärde men med oacceptabelt höga halter i delvo- lymer.

Sätts gränsvärdet vid torvkällan så krävs ett begränsat antal mätningar för varje torvtäkt.

Ett flertal radionuklider måste bestämmas. SGU anser att kunskapen om hur radioaktiva ämnen förekommer i olika typer av torvmarker och under olika geologiska förutsättningar i dag är så stor att provtagning och analyser kan styras på ett sätt så att tillfredsställande mätdata kan uppnås genom analyser ute i myrarna (Fredriksson 2006). De gamma- strålande radionukliderna är relativt billiga att bestämma, men några av radionukliderna är alfastrålare, vilka är dyrare att bestämma. Den kostnaden är dock lätt att bära för en torvtäkt.

Medveten utspädning av partier med torv som har hög halt av en radionuklid med ett parti som har lägre halt för att kunna komma under ett gränsvärde är inte tillåtet. Ett exempel på detta är att ett övre lager, som innehåller höga ¹³⁷Cs-halter från Tjernobylnedfall, på en torvmyr som hyvlats av vid öppnandet av en ny torvtäkt inte kontinuerligt får blandas in en senare produktion av torv från lägre liggande nivåer i myren. Däremot är det tillåtet att blanda olika torvlager som sker som en naturlig del i produktionsprocessen. Det är också tillåtet att blanda olika bränslepartier, eftersom detta är standardprocedur vid eldning för att optimera förbränningsparametrarna.

3.2 Begränsning vid askhantering

Gränsvärden kan sättas för halten av relevanta radionuklider vid hantering av torvaska.

Detta syftar främst till att begränsa externdosen, se avsnittet ”Reglering av aska i Fin- land”. För hantering av torvaska behövs också ett verkanskrav för läckage av radionukli- der från utfyllnader och deponier. Verkanskravet betyder att läckaget från askan till om- givningen inte får resultera i en högre dos till människor än dosrestriktionen.

Ett verkanskrav kan motiveras med att förutsättningarna för läckage varierar så mycket i olika tillämpningar att de inte är lämpligt att detaljreglera hur konstruktioner ska utföras.

Askmängderna kan variera, lakbarheten, fastläggning i marken, utspädning osv.

Verksamhetsutövarna är fria att välja skyddsåtgärder mot läckage så att dosrestriktionen uppfylls. Dosrestriktionen föreslås läggas vid 0,1 mSv/år över bakgrunden för de naturligt förekommande radioaktiva ämnena och 0,01 mSv/år för ¹³⁷Cs för varje exponeringsväg i ett exponeringsscenario (varje scenario kan ha flera exponeringsvägar). Detta ger minst detaljreglering men större svårigheter för den enskilde verksamhetsutövaren att veta om de gör rätt. Branschens centrala forskningsorganisationer kan utveckla metoder som upp- fyller verkanskravet vid återvinning och deponering.

Fördelen med begränsningar enbart på askan är att mer torv kan användas än jämfört med bara en begränsning vid torvbrytning, som ska klara alla användningssätt för aska.

Sätts gränsvärdet enbart för askhanteringen och ingen restriktion på torvbrytningen så krävs ett stort antal mätningar vid varje förbränningsanläggning. Varje transport som lämnar anläggningen måste föregås av en bedömning eller mätning av halten av radio- nuklider. Mätkostnaden för varje askparti som lämnar anläggningen kan bli orimligt hög, cirka 11 tkr per 30 ton TS för en gammamätning samt två stycken alfamätningar.

Arbetstagare som hanterar dammande aska kan få en intern stråldos från inandad aska i luften och ev. från inmundigad aska. Problemet för dem ökar om halten i askan är okänd.

3.3 Begränsningsstrategi för torvbrytning och askhantering

Hur reglering ska ske och hur omfattande och detaljerad den ska vara beror på risk för höga stråldoser, mängden aska det rör sig om som kan ge högre stråldoser och antalet exponerade personer ur allmänheten, vad det kostar med olika detaljeringsgrad i regle- ringen och avbräck för verksamhetsutövare och vad motsvarande vinst blir i minskad stråldos till allmänheten.

Huvudidén är optimerat strålskydd. Utifrån detta föreslås att det läggs krav på begräns- ning av vilken torv som får eldas. Mätningar görs med fördel av uran och vissa andra radionuklider vid ansökan om bearbetningskoncession för torvtäkt. Begränsningen undan- tar bara den helt olämpliga torven. Efter förbränning ska askan gå till deponi för minst icke-farligt avfall om ingen ytterligare mätning eller annan bedömning av halten av radionuklider görs på askan eller om mätning visar att gränsvärdena för återvinning över- skrids. Deponier och anläggningsarbeten, med kontaminerad aska, får krav på att ägaren ska optimera skyddet av dricksvatten mot läckage och detta kontrolleras med mätning av dricksvatten i närliggande vattentäkt. Ytvattenrecipient ska också skyddas från läckage med insamlat lakvatten. Mätning eller annan bedömning av lämpliga radionuklider vid förbränningsanläggningen avgör hur askan kan användas, återvinnas eller deponeras. För markutfyllnader måste ägaren bedöma om åtgärder mot läckage behöver vidtas samt om mätning av utlakade radionuklider i dricksvatten behöver göras, som en del i optimering- en av skyddet.

Denna dosbegränsningsstrategi för torveldning är något annorlunda än motsvarande be- gränsning vid trädbränsleeldning. Vid den senare finns inga restriktioner vid den primära energikällan, dvs. skogen och all vidare användning avgörs genom bedömning, under- stödd av mätning, av ¹³⁷Cs-halten i askan för att avgöra vad den kan användas till. Träd- bränsleaskan är friklassad om ¹³⁷Cs-halten är lägre eller lika med 0,5 kBq/kg TS (1 kBq/kg i nya förslaget) och friklassad med villkor om den är lägre än 10 kBq/kg TS. Samt belagd med kravet obligatorisk deponering om halten är större eller lika med 10 kBq/kg (mer precist; mätt värde plus mätosäkerheten vid en standardavvikelse).

Motivet för att inte lägga begränsningen på skogen var bl.a. att varje skogshygge är rela- tivt begränsat och att ved blandas från många små områden, som kan ligga skilda från varandra och därmed har veden olika ¹³⁷Cs-halter. Det vore ineffektivt att kräva mätning på avverkad ved från varje skifte eftersom den inte ger en uppfattning om vad halten är i bränslet som matas in i förbränningsanläggningen. Det är praxis att blanda olika bränslen från olika ställen av förbränningstekniska skäl. I vanliga fall är det mot strålskyddspraxis att tillåta en blandning av material med olika radionuklidhalter för att komma under ett gränsvärde, men det bedömdes allt för ineffektivt att kräva detta för skogsbränsle.

Läget är annorlunda vid torvbrytning. Torvmossarna är större och färre än antalet skogs- skiften. Vid ansökan om bearbetningskoncession för torvtäkt används nu förfarandet med

generalprovtagning och bestämning av vissa miljöskadliga kemiska ämnen som inte till- låts överstiga satta gränsvärden. Uran och torium ingår redan i dessa undersökta paramet- rar och ¹³⁷Cs och ²²⁶Ra kan läggas till vid behov. Tyvärr är dessa radioaktiva ämnen oftast lokalt fördelade i torvvolymen, så medelvärdet som ges av generalprovtagningen kan vara starkt missvisande för ett begränsat torvparti. För nya torvtäkter rekommenderas att flera radionuklider bestäms vid generalprovtagningen och att värdena förs vidare till förbrän- ningsanläggningen.

Krav på mätning av radionuklider i torvaska vid förbränningsanläggningen gäller om kontaminerad aska ska återvinnas. Mätning eller annan bedömning behövs inte om askan enbart går till deponi för icke-farligt avfall, men askan ska då behandlas som om den överskred alla gränsvärden.

Till sist kan nämnas att begränsning av dospåverkan från pågående verksamheter som hanterar torv och torvaska idag och i framtiden kan regleras med ett i omfattning relevant regelverk och dosgränser. Torvaska som redan ligger placerad någonstans från en avslu- tad verksamhet kan ses som historiskt avfall och då kan inte samma strikta regelverk eller dosgränser appliceras. Det blir då frågan om en intervention och då gäller vilka åtgärder som är rimliga att genomföra med hänsynstagande till ekonomiska och sociala omstän- digheter.

De i den kommande texten givna förslag gäller planerad och pågående verksamheter och gäller inte historiskt avfall, där interventionsstrategin, med andra dosgränser, får använ- das.

Olika producerade upplagda askpartier får inte blandas ihop för att komma under givna gränsvärden. Botten- och flygaska får blandas ihop om de kommer ut vid samma tidpunkt ur förbänningsprocessen. Generellt är uppfattningen inom både Naturvårdsverket och SSM att om man får ut två separat flöden av botten- och flygaska bör de fortsättningsvis behandlas separat. Medelhalten av radionuklider i askan i en container eller som på annat sätt lämnar förbränningsanläggningen avgör hur askan kan användas enligt förslagen senare i texten.

4. Internationella organisationers synsätt på begränsning av stråldos från NORM

4.1 EU om NORM

4.1.1 EU:s Basic Safety Standard

EU:s direktiv 96/29/Euratom Basic Safety Standard, BSS, omfattar strålskydd av arbets- tagare och allmänhet (EU 96). Direktivet är tvingande för enskilda länder som Sverige.

Direktivet är tillämpligt på all verksamhet som medför risk för joniserande strålning från en artificiell källa eller en naturlig strålkälla, där naturliga radionuklider behandlas eller har behandlats med hänsyn till sina radioaktiva, klyvbara eller fertila egenskaper (artikel 2.1). Direktivet är inte tillämpligt på exponering för radon i bostäder eller på den natur- liga strålningsnivån, dvs. radionuklider som finns i människokroppen, kosmisk strålning vid marknivå eller exponering ovanför marknivån för radionuklider som finns i den ostörda jordskorpan (artikel 2.4).

En särskild avdelning i BBS:en behandlar verksamheter som inte omfattas av artikel 2.1 men i vilka förekomsten av naturliga strålkällor medför att arbetstagare och allmänheten utsätts för bestrålning i en så mycket större omfattning att det inte kan förbises från strål- skyddssynpunkt (artikel 40.1). Medlemsländerna är skyldiga att identifiera de verksam- heter som kan komma att beröras (artikel 40.2). För de verksamheter med naturliga strål- källor som har identifierats kan medlemsstaten förklara att verksamheten behöver uppmärksammas och måste bli föremål för kontroll. I sådana fall ska strålningen överva- kas och landet kan välja att kräva att åtgärder ska vidtas för att minska strålningen, s.k.

intervention eller så kan valda delar eller alla av de strålskyddsåtgärder som gäller som följd av artikel 2.1 tillämpas. Detta avsnitt ger stor frihet för medlemslandet att välja vilka verksamheter som ska regleras, vilka dosgränser som ska tillämpas och hur många av strålskyddslagens krav som ska gälla. Medlemslandet kan således välja att helt eller del- vis för varje typ av verksamheter med NORM reglera dem såsom verksamheter med joni- serande strålning när det är lämpligt. I den kommande texten anges att EU-kommissionen föreslår ett gränsvärde på 0,3 mSv/år till allmänheten från NORM, men det är inte for- mellt fastslaget.

BSS:en är nu under revision, EU-kommissionen har uttryckt att det skiljer för mycket mellan länderna i tillämpningen för NORM under denna artikel och vill styra upp det med ett utförligare regelverk, dock är tidsschemat sådant att det dröjt till år 2010 innan försla- get kom och till 2014 före det ska vara implementerat i de enskilda ländernas lagstiftning.

Eftersom det dröjer tills ett bindande EU-direktiv kommer om NORM-hantering får vi under tiden reglera det enligt gällande EU-, IAEA-rekommendationer och svensk strål- skyddslagstiftning. Föreskrifter ska revideras periodiskt med cirka fem års mellanrum, så när direktivet är färdigt kommer det att ingå i revisionsunderlaget.

4.1.2 EU:s rapportserie

Begränsning av stråldos från hantering av NORM har således ännu inte fastslagits av kommissionen. Ett flertal EU-rapporter behandlar detta, vilka ger vägledning eller re- kommendationer hur NORM-frågor bör hanteras, men de är inte bindande för medlems- länderna. Rapporterna betecknas Radiation Protection XX, (RP XX)

4.1.2.1 RP122, ”Practical use of the concepts of clearance and exemption – Part I and II, Application of the concepts of clearance and exemption to natural radiation sources” (EU 2001).

4.1.2.1.1 Del I. Verksamheter med joniserande strålning

Verksamheter med joniserande strålning omfattar naturligt förekommande radioaktiva ämnen om de behandlats med avseende på deras radioaktiva egenskaper.

Begreppet ”clearance” (friklassning) används om material med artificiella och naturligt förekommande radionuklider som förs ut från en reglerad verksamhet med strålning för fri användning. ”General clearance” är värden på aktivitetshalter som med realistiskt sce- nario inte ger mer än 10 µSv/år till människa. Det är helt fritt att använda materialet ef- teråt, ingen spårbarhet behövs.

Skriften betonar att de clearance värden som ges för naturligt förekommande radionukli- der i verksamheter med strålning beräknas på samma sätt som för de artificiella och bara finns med för fullständighets skull eftersom NORM behandlas i en annan avdelning i

BSS:en, se vidare del II nedan. De rekommenderar att naturligt förekommande radionuk- lider från verksamheter med strålning behandlas fall för fall.

För jämförelsens skull finns de värden med som anges för ”general clearance” i tabell 2, där finns också ”specific clearance” nivåer för byggnadsrester från kärnteknisk verksam- het RP 113 och undantagsnivåerna från BSS:en. ”Specific clearance” kan användas när användningen är spårbar till en specifik användning.

Undantagsnivåerna (”exemption”) är beräknade för hantering av aktivitet i verksamhet med strålning, i begränsade mängder (exv. rökdetektorer, ytdensitetsmätare, läcktestare, tracers i biokemisk forskning osv.) med artificiella radionuklider och naturligt förekom- mande om de kommer från processer där de bearbetas pga. sina radioaktiva egenskaper.

De utvecklades inte med tanke på stora mängder avfall från kärntekniska anläggningar eller bulkmaterial med NORM från annan industri. Clearance nivåerna är beräknade uti- från större mängder avfall, general clearance gäller för vilket torrt material som helst och utan begränsning av den maximala kvantiten. Scenarierna och förutsättningarna beskrivs i RP 122 och RP 113. Vid förekomst av flera radionuklider gäller i samtliga fall villkoret

1

1



 n

i REF

i

C

C .

Tabell 2. Nivåer för ”general clearance” för verksamheter med joniserande strålning enligt RP 122 och ”specific clearance” för byggnadsrester enligt RP 113 och

undantagsnivåer enligt BSS.

Nuklid General clearance (kBq/kg)

Specific clea- rance för byggrester (kBq/kg)

Undantagsnivå (exemption) (kBq/kg)

Kommentar

Verksamheter med strålning

238U 1 Vid jämvikt med alla dotter-

produkter

238

U 1 1 10 Vid jämvikt med de närmaste

dotterprodukterna

234

U 1 1 10

230

Th 0,1 0,1 1

226

Ra 0,01 0,1 10² Vid jämvikt med de närmaste

dotterprodukterna

210

Pb 0,01 0,1³ 10 -  -

210

Po 0,01 1 10

232Th 0,01 - 1 Vid full jämvikt för alla dot-

terprodukter

232Th 0,1

2 Enligt BSS ingår även ²¹⁰Pb, ²¹⁰Bi och ²¹⁰Po

3 Enbart ²¹⁰Bi ingår.

228

Ra 0,01 0,1 10 Vid jämvikt med den närmaste

dotterprodukten

228

Th 0,1 0,1 1 Vid full jämvikt för alla dot-

terprodukter

224

Ra 1 - 10 -  -

235U 1 1 10 Vid jämvikt med den närmaste

dotterprodukten

231

Pa 0,01 0,1 1

227

Ac 0,01 - - Vid full jämvikt för alla dot-

terprodukter

227

Th 1 - 10

223

Ra 1 - 100 Vid full jämvikt för alla dot-

terprodukter

40K 1 1 100

137Cs 1 1 10

Observera att det är olika utgångsscenarier som ger helt olika värden för general clea- rance, specific clearance för byggnadsrester från kärnteknisk verksamhet och undantags- nivåer, fast alla utgår från doskriteriet 10 µSv/år och kollektivdosen högst 1 manSv. Det är viktigt att påpeka att 10 µSv/år är ett avrundat värde för dosberäkningsresultat mellan 30 µSv/år och 3 µSv/år.

För general clearance är exponeringsvägarna: extern strålning, inandning av damm, intag av material och damm på huden. Intag via vatten är viktigt där stora mängder avfall lagras som är utsatta för regn. Den känsligaste exponeringsvägen är via en enskild brunn. Intag via vatten och grönsaker anser de är för komplicerade att modellera för att de ska gälla allmänt, detta beror mycket på platsspecifika parametrar. Istället har parametrarna för intag av material valts så att de omfattar även exponeringsvägarna vatten och grönsaker.

För byggnadsrester som omfattar mindre än 100 ton/år från en plats får de nationella myndigheterna öka på specific clearance nivåerna med upp till en faktor 10 högre. Mas- san som medelvärdet tas över får vanligtvis inte överstiga 1 ton.

EU-kommissionen anser att det är ”good practice” att återanvända material som understi- ger ”clearance” nivåerna, men säger samtidigt att de nationella myndigheterna inte är skyldiga att följa dem, myndigheterna kan vilja ha en viss reglering av materialet när en specifik tillämpning kan ge doser som inte är obetydliga. BSS direktivet ger möjlighet att reglera verksamheter som hanterar NORM (work activity) som verksamheter med strål- ning eller att se det som en intervention, vilket ger olika dosgränser.

Undantagsnivåer (exemption) är den nivå under vilken en verksamhetsutövare inte behö- ver söka tillstånd hos strålskyddsmyndighet. En clearance nivå ska aldrig vara högre än motsvarande undantagsnivå som finns i BSS:en och strålskyddsförordningen. Att undan- tagsnivåer och clearance nivåer skiljer sig beror på olika antagna scenarier, värsta tänk- bara för clearance och några mer tänkbara för undantagsnivåerna som utgör underlag för beräkningarna.

De undantagsnivåer som finns i BSS:en har räknats ut för ett antal olika scenarier, inom verksamhet med strålning, för källor i mycket begränsade mängder. Kommissionen med- ger att respektive länder sätter egna undantagsnivåer utifrån specifika exponeringssituat- ioner. Dessa nya undantagsnivåer ska utgå från planeringsvärdet 10 µSv/år till en enskild individ ur befolkningen, samt en kollektivdos mindre än en mansievert/år. Det finns en möjlighet att sätta högre undantagsnivåer för särskilda tillämpningar bara doskriteriet är uppfyllt, det skulle kunna liknas vid ”friklassning med villkor”.

4.1.2.1.2 Del II. Verksamheter med NORM

Verksamheter med NORM omfattar naturligt förekommande radioaktiva ämnen som inte har behandlats med avseende på deras radioaktiva egenskaper.

För NORM-verksamheter föreslås doskriteriet vara 300 µSv/år, utöver den naturliga bak- grunden från externstrålning. Doskriteriet är högre än för verksamheter med strålning eftersom den naturliga bakgrunden varierar mer än 10 µSv/år. Värdet 300 µSv/år motive- ras med att det är jämförbart eller mindre än variationen i total dos från naturliga strål- ningsbakgrunden (bara extern strålning). Bara en källa antas påverka exponeringen för externstrålning. För utsläpp till luft och vatten se RP 135.

Då NORM-verksamheter omfattar stora bulkmängder av material så konvergerar clea- rance och exemption nivåerna till samma värde, i motsats till verksamheter med strålning där clearance omfattar större mängder än för exemption (därav olika värden fast doskrite- riet 10 µSv/år är detsamma).

Det kan tyckas inkonsekvent med hårdare dosvillkor för verksamheter med strålning än för NORM-verksamheter, men de förklarar det med dels den högre potentiella risken från verksamheter med strålning, dels med den stora variationen som är normal för exponering från naturliga strålkällor.

Tanken förs fram i RP 122 att det kan finnas argument för att spä ut och sprida NORM avfall, för det skulle vara att återställa de naturliga koncentrationerna. Vid tillsats av NORM-avfall i betong räknar de med att högst 10 procent aska kan tillsättas och i väg- byggnad 10 procent, det blir en sorts utspädning. För avfall från verksamheter med strål- ning är det förbjudet att blanda ut material för att komma under givna gränsvärden.

General clearance och undantagsnivåer har beräknats utifrån pessimistiska men tänkbara scenarier som inbegriper både allmänheten och arbetstagare som inte arbetar i uttryckliga NORM-verksamheter. Beräkningarna utgår från 14 scenarier, varav 10 för arbetstagare och 4 för allmänheten, doskriteriet är 0,3 mSv/år. Materialet föreligger i en mycket stor mängd. De antagna scenarierna omfattar de vanligaste återvinnings- och deponeringsmöj- ligheterna för NORM. De antas vara realistiska för en medelexponeringssituation för kritisk grupp, parametrarna har dock valts med ett visst mått av pessimism Varje scenario beräknas för NORM-avfall i typform som 1. restberg från metallutvinning, 2. aska vilken bildas efter termisk behandling av NORM-material, exv. kolaska och torvaska, 3. sand, 4.

slagg och 5. slam från olje- och gasindustrin. Scenarierna innefattar inte interventionsfall eller återställning av gamla gruvlokaler. De omfattar inte heller utsläpp från en NORM- industri till luft eller vattenrecipient, detta behandlas i RP 135.

Dosberäkningen görs för gammastrålning, inandning av damm, intag av damm. I scena- riet ”hus 25 meter från en askdeponi/markutfyllnad” tas hänsyn till läckage från askan till grundvattnet och till en privat brunn som används för att bevattna grönsaker. Däremot

ingår inte radon och intag från dricksvatten från brunnen. I en separat kommentar sägs att om dricksvatten används måste en specifik utvärdering göras.

Det scenario för varje nuklid och typform som ger lägst värde bestämmer undantagsnivån för den nukliden.

Det är värt att betona att aska är en typform, verklig aska kan ha olika egenskaper som storlek och lakbarhet beroende på slagginnehåll och förbränningstemperatur. Detta gör att en verklig aska kan hamna i olika kategorier.

General clearance och undantagsnivåerna har härletts ur doskriteriet 0,3 mSv/år för varje scenario, som i sig innehåller flera exponeringsvägar. Flera scenarier kan påverka en viss människa utan att målsättningen för strålskyddet på 1 mSv/år i BBS:en överskrids.

I tabell 3 anges värdena för general clearance och undantagsnivåer för scenarier med NORM för allmänhet och arbetstagare, där doskriteriet är 0,3 mSv/år.

Vid förekomst av flera radionuklider gäller att 1

1



 n

i REF

i

C

C .

Tabell 3. Nivåer för ”general clearance” och undantagsnivåer för NORM-avfall i alla typformer enligt RP 122 del II.

Nuklid General clearance och undantagsnivå (kBq/kg)

Kommentar

NORM-verksamheter, för alla typformer

238Usec 0,5 Vid full jämvikt för alla dotterprodukter, inklu- sive ²³⁵U:s alla dotterprodukter

Unaturlig 5 Vid jämvikt med de närmaste dotterprodukterna,

inklusive ²³⁵U och den närmaste dotterprodukten

230

Th 10

226

Ra 0,5 Vid jämvikt med de närmaste dotterprodukterna

210

Pb 5 Vid jämvikt med den närmaste dotterprodukten

210

Po 5

232Thsec 0,5 Vid full jämvikt för alla dotterprodukter

232

Th 5

228

Ra 1 Vid jämvikt med den närmaste dotterprodukten

228

Th 0,5 Vid full jämvikt för alla dotterprodukter

235Usec 1 Vid full jämvikt för alla dotterprodukter

235U 5 Vid jämvikt med den närmaste dotterprodukten

231

Pa 5

227

Ac 1 Vid full jämvikt för alla dotterprodukter

40K 5

För NORM är aldrig ²³⁵Usec eller ²³⁵U begränsande, eftersom det är ett fast förhållande för aktiviteterna mellan ²³⁸U och ²³⁵U i naturligt förekommande uran.

Kommissionen har klart indikerat att det inte finns enhetliga och alltid applicerbara un- dantagsnivåer som skulle gälla för alla arbetsplatser och material. De beror på kategori av arbetsplats och avfallskategori. Detta är den stora skillnaden mellan NORM och artifici- ella radionuklider, där det finns enhetliga undantagsnivåer enligt tabell A i BSS:en som kan användas generellt på olika situationer.

För allmänheten som exponeras för NORM-aska har scenarierna nedan beräknats. För varje scenario bedöms doser från exponeringsvägarna; extern bestrålning och intern be- strålning. Den interna bestrålningen delas upp i primär från direkt inandning och intag av damm och sekundärt intag från utlakade radionuklider som går ned i grundvatten, som används för bevattning av grödor. Scenariernas uppbyggnad beskrivs utförligt i Bilaga 5.

”Allmän plats med NORM”

”Boende nära deponi/markutfyllnad”

”Hus med NORM-väggar”

”Hus med gipsskivor”

Om bara typformen aska används blir clearance och undantagsnivåerna för allmänheten som i tabell 4. De angivna nivåerna är de verkliga mätta halterna, då bakgrundskorrekt- ioner ingår.

Vid förekomst av flera radionuklider gäller att 1

1



 n

i REF

i

C

C .

Tabell 4. Nivåer för ”general clearance” och undantagsnivåer för allmänheten för NORM-avfall i typformen aska samt begränsande scenario enligt RP 122 del II.

Nuklid General clearance och undantagsnivå (kBq/kg)

Kommentar

NORM-verksamheter med aska

Begränsande scenario

238Usec 1 Vid full jämvikt för alla dotter- produkter, inklusive ²³⁵U:s alla dotterprodukter

”Boende nära de-

poni/markutfyllnad” och

”Hus med NORM-väggar”

Unaturlig 30 Vid jämvikt med de närmaste

dotterprodukterna, inklusive

235U och den närmaste dotter- produkten

”Boende nära de- poni/markutfyllnad”

230

Th 40 ”Boende nära de-

poni/markutfyllnad”

226

Ra 1 Vid jämvikt med de närmaste dotterprodukterna

”Hus med NORM-väggar”

och ”Boende nära de- poni/markutfyllnad”

210

Pb 24 Vid jämvikt med den närmaste dotterprodukten

”Boende nära de- poni/markutfyllnad”

210

Po 14 ”Boende nära de-

poni/markutfyllnad”

232Thsec 0,7 Vid full jämvikt för alla dotter- produkter

”Hus med NORM-väggar”

och ”Boende nära de- poni/markutfyllnad”

232

Th 16 ”Boende nära de-

poni/markutfyllnad”

228

Ra 2 Vid jämvikt med den närmaste dotterprodukten

”Hus med NORM-väggar”

och ”Boende nära de- poni/markutfyllnad”

228

Th 1 Vid full jämvikt för alla dotter- produkter

”Hus med NORM-väggar”

och ”Boende nära de- poni/markutfyllnad”

235Usec 3 Vid full jämvikt för alla dotter- produkter

235U 15 Vid jämvikt med den närmaste dotterprodukten

231

Pa 15

227

Ac 4 Vid full jämvikt för alla dotter- produkter

40K 10

20

”Hus med NORM-väggar”

”Boende nära de- poni/markutfyllnad”

Scenariernas uppbyggnad och grad av realism kan alltid diskuteras (vilket gäller all gene- rell modellbyggnad), de mest begränsande scenarierna i tabell 4 är personer som bor 25 meter från en 10 meter hög askdeponi eller markutfyllnad om 10 ha eller som bor i ett hus med 10 procent NORM-material i byggnadsmaterialet.

Senare i denna rapport ställs ett förslag till index för att kunna använda askan som mark- utfyllnad. Referensvärdena för halterna har valts till:

Cref ²³⁸Usec, ²²⁶Ra = 1 kBq/kg Cref ²³²Thsec = 1 kBq/kg Cref ⁴⁰K = 20 kBq/kg

Scenariet som ligger bakom referensvärdena är ”hus nära deponi/markutfyllnad”. Scena- riet ”hus med NORM-väggar” har inte valts för att byggnadsmaterialet begränsas via ett separat index, samt att kalium bara ger extern bestrålning och dessa bidrag regleras via en högsta dosrat för avslutade deponier och markutfyllnader. Detta val av scenario höjer referensvärdet för ⁴⁰K från 10 kBq/kg för det känsligaste scenariet till 20 kBq/kg. Både EU och IAEA anger dock 10 kBq/kg för ⁴⁰K när det kan vara dags att undersöka om re- glering behövs.

För scenariet ”hus nära deponi/markutfyllnad” med ²³⁸U-halten 1 kBq/kg ger en utvärde- ring av exponeringsvägen konsumtion av dricksvatten ur brunn med grundvatten uranhal- ter över gränsvärdena från WHO:s och EU:s dricksvattendirektiv. Detta är en påminnelse

om att dricksvattenbrunnar nära askdeponier eller stora utfyllnader bör beaktas särskilt och möjliga doser ska utvärderas för de omständigheter som gäller det enskilda fallet.

4.1.2.2 RP 135, ”Effluent and dose control from EU NORM industries:

Assessment of current situation an proposal for a harmonised Community approach”

(EU 2003).

Denna rapport utgår från att de identifierar NORM-industrier som släpper ut aktivitet till luft och vatten eller som producerar avfall som kan ha betydelse för exponering av all- mänheten. Den identifierade NORM-industri i rapporten som ligger närmast torvförbrän- ning är fossilbränsleeldade kraftstationer. Rapporten omfattar kol, lignit, olja och natur- gas.

För kolaska gällde att i EU 15, år 1999, så användes cirka 60 procent av askan (bl.a. i byggnadsmaterial), 30 procent gick till markfyllnad och bara 10 procent deponerades.

Den största radiologiska påverkan har kolaska som används i byggnadsmaterial.

Vattenutsläpp från förbränningsanläggningar som är fossileldade bedöms inte ge några betydande tillskott av NORM-radionuklider till omgivningen. Vattnet kommer från av- svavling av rökgaser eller rökgaskondensering.

Rökgasutsläpp från moderna förbränningsanläggningar i Storbritannien och Holland med full rökgasrening bedöms inte ge några betydande doser till allmänheten.

Således vid kolförbränning är det när askan används i byggnadsmaterial som dos erhålls från gammastrålning och från radon.

Rapporten går igenom viktiga punkter som måste beaktas vid modellering som behövs för att uppskatta dostillskott till allmänheten från NORM-utsläpp till luft och vatten. Viktigt är att en antagen referensgrupp har realistiskt normala vanor, dvs. inte maximalt pessim- istiska för alla exponeringsvägar, utan en blandning. En referensgrupp bör omfatta repre- sentativa individer som troligen får de högsta doserna och den ska vara så liten att de har likartade vanor och är vanligen några tiotals personer, men kan i särfall bestå av två per- soner, fast de får inte ha extrema vanor. Generiska parametrar kan användas om man förväntar sig att dosen blir låg, men om detta beräkningssätt medför högre doser bör platsspecifika parametervärden användas.

Screeningnivån definierar den punkt under vilken ingen reglering behövs och över vilken en vidare bedömning behövs för att avgöra om reglering behövs för att skydda allmänhet- en. Screeningnivån sägs innehålla så konservativa antaganden att om denna aktivitet som släpps ut från en NORM-verksamhet underskrids är det mycket osannolikt att allmänhet- en skulle kunna få en dos som överstiger doskriteriet.

Screeningnivåer (GBq/år) räknas ut för utsläpp från skorsten (10 till 200 m hög) till atmo- sfären och till små, medelstora och stora floder. Screeningnivåerna har beräknats utifrån tre doskriterier: 10 µSv/år, 100 µSv/år eller 300 µSv/år till allmänheten. Ett exempel på beräkning finns också med för utsläpp till marin miljö, parametrarna i den marina miljön måste specificeras bättre i ett verkligt fall. Nivåerna har bara beräknats för vuxna med motiveringen att om beräkningen görs för åldergrupperna 1 och 10 år så skiljer värdena mellan en faktor 1 – 4 men osäkerheten i de beräknade screeningnivåerna är så stora att det inte motiverar en uppdelning i årsgrupper.

Rapporten framhåller att doskriteriet för utsläpp till luft och vatten från en NORM- verksamhet inte nödvändigtvis behöver vara 0,3 mSv/år. Variationen i naturlig expone- ring från luft- och vattenburen aktivitet är mindre än 0,3 mSv/år. Någonstans mellan 10

och 100 µSv/år föreslår de som rimligt med tanke på ovanstående samt att utsläpp till luft och vatten troligtvis innebär exponering från flera källor. Värdet ska förstås så att om beräknad dos ligger under dosrestriktionen behöver den exponeringsvägen definitivt inte regleras, ligger den över behövs en mer detaljerad beräkning antagligen med platsspeci- fika parametrar.

NRPB i Storbritannien har utvecklat ”generalised derived constraints” GDCs för utsläpp utgående från dosrestriktionen 0,3 mSv/år. Om ett verkligt utsläpp överstiger 30 procent av detta värde (0,1 mSv/år) måste platsspecifika parametrar användas.

Screeningnivåerna ska användas för screeningändamål och de använder generiskt satta förutsättningar med konservativa antaganden på parametervärdena. Om värdena under- skrids i en verksamhet och de har tillfredsställande kvalitetssäkring behövs ingen legal styrning av utsläppen. Om värdena överskrids ska i första hand de generiska förutsätt- ningarna granskas och platsspecifika parametrar användas. Denna nya utvärdering ska visa att de verkliga doserna som blir följden ska vara lägre än en tiondel av dosrestrikt- ionen. Alla radionuklider, exponeringsvägar och verksamheter(källor) måste ingå.

Om screeningnivån överskrids ska man först kontrollera hur mycket aktivitet släpps ut i verkligheten, kontrollera utsläppsomständigheterna (skorstenshöjd och flödet i vattendra- get), finns de antagna exponeringsvägarna och var befinner sig den kritiska gruppen. Be- stäm sedan om behov av platsspecifik utvärdering.

4.1.2.3 RP 112, ”Radiological protection principles concerning the natural radioactivity of building materials” (EU 99).

Skriften syftar till att ge rekommendationer för att sätta riktlinjer för kontroll av radioak- tivitet i byggnadsmaterial. De anser att byggnadsmaterial som inte ger mer dos än 0,3 mSv/år, utöver bakgrunden utomhus, till allmänheten bör undantas (exemption) från alla vidare strålskyddsrestriktioner. Om byggnadsmaterial ger mellan 0,3 till 1 mSv/år, utöver bakgrunden utomhus, rekommenderas att reglering införs. Doser över 1 mSv/år ska hanteras med strålskyddsreglering och bör bara tillåtas undantagsvis för traditionellt användna byggnadsmaterial.

Ett aktivitetsindex anges:

3000 300

200

K Ra

Th C C

I  C   , aktivitetskoncentrationen anges i Bq/kg i byggnadsmaterialet. Doskriteriet 0,3 mSv/år uppnås när I  0,5 när materialet används i bulkmaterial som betong. Doskriteriet 1 mSv/år uppnås när I  1 vid bulkan- vändning, detta är en övre gräns (upper limit). Om materialet används som ytbeläggning eller har begränsad användning (som golvplattor osv.) kan I  2 respektive I  6.

Dessa aktivitetsindex är bara givna som vägledning för nationella strålskyddsmyndighet- er. När ett index överskrids ska en mer utförlig dosuppskattning göras med specifika in- gångsparametrar. Det är i första hand producentens ansvar att visa att de radiologiska kraven uppfylls.

Det kan noteras att världsmedelvärdena för aktivitetskoncentrationerna av ²²⁶Ra = 40 Bq/kg, ²³²Th = 40 Bq/kg och ⁴⁰K = 400 Bq/kg i jordskorpan ger ett index = 0,5 och där- med en dos på 0,3 mSv/år. Detta gäller för bulkmaterial, men det kan vara högre halter i cement under förutsättning att de övriga materialet proportionellt sett har lägre halter.

Som jämförelse kan nämnas att medelvärdena för svensk betongballast är ²²⁶Ra = 48 Bq/kg, ²³²Th = 73 Bq/kg och ⁴⁰K = 820 Bq/kg vilket ger ett index = 0,8.

4.1.3 Förslag om NORM-hantering i slutgiltigt utkast till nytt Euratomdirek- tiv: ”Basic Safety Standards”, daterad 2010-02-24

En arbetsgrupp inom artikel 31 Euratom har reviderat nu gällande BSS ett slutligt förslag daterat 2010-02-24 finns tillgängligt. Det har varit en öppen remissomgång, men EU- kommissionen har ännu inte fastställt förslaget. Följande stycke ska därför bara ses som det troliga utfallet av BSS-revisionen. När det nedan står BSS betyder det förslaget till ny BSS.

BSS:en hanterar regleringen av NORM från verksamheter lite olika beroende på deras dospåverkan på människor och omgivningen. Det centrala för resonemangen i BSS:en är

”general exemption criteria” (generella undantagskriterier), som avgör när verksamheter kan undantas från tillståndsplikt enligt strålskyddslagen eller skyldigheten att underrätta myndigheterna. För konstgjorda radionuklider (t.ex. ¹³⁷Cs) kan verksamheten undantas om stråldosen (doskriteriet) till en individ är i storleksordningen 0,01 mSv/år eller lägre.

För naturligt förekommande radionuklider kan verksamheten undantas om stråldosen till individer ur allmänheten är i storleksordningen 0,3 mSv/år (utöver bakgrunden) eller lägre och mindre än 1 mSv/år (utöver bakgrunden) till arbetstagare. Vid uppskattning av dos till allmänheten ska alla exponeringsvägar inkluderas från luftburna och vattenburna utsläpp och från återvinning och deponering av fast avfall.

Undantagsnivåer har tagits fram för NORM-industrier. Om halterna för radionukliderna i de olika naturliga sönderfallskedjorna är i jämvikt och understiger värdena nedan så un- dantas fasta material från reglering. Dessa värden är inte tillämpbara om materialet ska användas som byggnadsmaterial, då krav på ett index ska uppfyllas

Naturliga radionuklider från uran-238 serien 1 kBq/kg Naturliga radionuklider från torium-232 serien 1 kBq/kg

40K 10 kBq/kg

I underlagsmaterialet från gruppen för artikel 31 Euratom framgår att sambandet mellan doskriterierna och undantagsnivåerna är ganska löst motiverade (EU 2007b). Det verkar inte bygga på dosmodellering. De säger bara att internationell erfarenhet från industriella aktiviteter med NORM säger att exponeringen för material som innehåller upp till dessa värden vanligen inte ger doser över 1 mSv/år till arbetstagare. För allmänheten säger de att exponeringen vanligen leder till doser under 0,3 mSv/år, förutom från byggnads- material och dricksvatten från läckande NORM-högar. Detta visar att EU-förslaget har arbetsplatsen i fokus och då i första hand är ämnat att skydda arbetstagare, det kan vara värt att ha i åtanke för vårt förslag, som ska skydda allmänheten, skiljer sig i struktur från EU:s.

Således förslås att om halterna ligger över de ovan föreslagna ska medlemsländerna över- väga att reglera verksamheterna (work activities) och att en ”graded approach” ska till- lämpas för att reglera yrkesmässig exponering. ”Graded approach” betyder att den dos som arbetstagare erhåller avgör omfattning av administrativa tillstånd och licenser. Under 1 mSv/år gäller ”good practice”, mellan 1 till 6 mSv/år gäller notifiering till strålskydds- myndighet, över 6 mSv/år gäller lagstiftningen fullt ut och över 20 mSv/år förbjuds verk- samheten. Över alla dosintervall gäller ALARA-principen. Vissa EU-länder har redan infört ”graded approach” i sin lagstiftning.