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Kapitel 2.7

Klasse 7 - Radioaktive Stoffe

2.7.1 Begriffsbestimmungen für die Klasse 7 - Radioaktive Stoffe

2.7.1.1 Radioaktive Stoffe sind alle Stoffe, die Radionuklide enthalten, bei denen sowohl die Aktivitätskonzentration in der Sendung und ihre Gesamtaktivität die in 2.7.7.2.1 - 2.7.7.2.6 angegebenen Werte überschreitet.

2.7.1.2 Folgende radioaktive Stoffe fallen für Zwecke dieses Codes nicht unter die Klasse 7:

1. radioaktive Stoffe, die integraler Bestandteil des Beförderungsmittels sind;
2. radioaktive Stoffe, die innerhalb von Anlagen befördert werden, in denen geeignete Sicherheitsvorschriften in Kraft sind und wo die Beförderung nicht auf öffentlichen Straßen oder mit der Schienenwegen erfolgt;
3. radioaktive Stoffe, die in Personen oder lebende Tiere für diagnostische oder therapeutische Zwecke implantiert oder inkorporiert wurden;
4. radioaktive Stoffe in Verbrauchs- und Gebrauchsprodukten, die eine vorschriftsmäßige Genehmigung / Zulassung erhalten haben, nach ihrem Verkauf an den Endverbraucher;
5. natürliche Stoffe und Erze, die in der Natur vorkommende Radionuklide enthalten und die entweder in ihrem natürlichen Zustand sind oder nur für andere Zwecke als der Extraktion der Radionuklide bearbeitet wurden, wobei eine Bearbeitung für den Gebrauch dieser Radionuklide nicht beabsichtigt ist, vorausgesetzt, die Aktivitätskonzentration dieser Stoffe überschreitet nicht das Zehnfache der in 2.7.7.2.1(b) angegebenen oder gemäß 2.7.7.2.2 bis 2.7.7.2.6 berechneten Werte;
6. nicht radioaktive feste Gegenstände, die denen die auf der Oberfläche vorhandenen Mengen radioaktiver Stoffe an kleiner Stelle den in der Begriffsbestimmung für Kontamination in 2.7.2 festgelegten Grenzwert überschreiten.

2.7.2 Begriffsbestimmungen

A₁ und A₂

A₁ ist der Wert der Aktivität eines radioaktiven Stoffes in besonderer Form, der in der Tabelle in 2.7.7.2.1 aufgeführt ist oder nach 2.7.7.2 abgeleitet wird und zur Bestimmung der Aktivitätsgrenzen für die Vorschriften dieses Code verwendet wird.

A₂ ist der Wert der Aktivität eines radioaktiven Stoffes außer radioaktiven Stoffen in besonderer Form, der in der Tabelle In 2.7.7.2.1 aufgeführt ist oder nach 2.7.7.2 abgeleitet wird und zur Bestimmung der Aktivitätsgrenzen für die Vorschriften dieses Code verwendet wird.

Alphastrahler niedriger Toxizität sind: Natururan, abgereichertes Uran, Naturthorium, Uran-235 oder Uran-238, Thorium-232, Thorium-228 und Thorium-230, wenn diese in Erzen oder in physikalischen oder chemischen Konzentraten enthalten sind, außerdem Alphastrahler mit einer Halbwertszeit von weniger als 10 Tagen.

Ausschließliche Verwendung ist die alleinige Verwendung eines Beförderungsmittels oder Großcontainers durch einen einzelnen Versender; sämtliche Belade- und Entladevorgänge zu Beginn, während und am Ende der Beförderung erfolgen gemäß den Anweisungen des Versenders oder Empfängers.

Bauart ist die Beschreibung von radioaktiven Stoffen in besonderer Form, eines gering dispergierbaren radioaktiven Stoffes, eines Versandstücks oder einer Verpackung, die deren vollständige Identifizierung kann Spezifikationen, technische Konstruktionszeichnungen, Berichte, über den Nachweis der Übereinstimmung mit den Vorschriften und andere relevante Unterlagen einschließen.

Dichte Umschließung ist die vom Konstrukteur spezifizierte Gesamtheit der Verpackungsbauteile zur Umschließung der radioaktiven Stoffe.

Einschließungssytem ist die der vom Konstrukteur spezifizierte und von der zuständigen Behörde genehmigte Gesamtheit von spaltbaren Stoffen und Verpackungsbauteilen zur Erhaltung der Kritikalitätssicherheit.

Frachtcontainer für die Beförderung radioaktiver Stoffe ist ein Beförderungsmittel, das konstruiert ist, um die Beförderung verpackter- oder unverpackter Güter durch einen oder mehrere Verkehrsträger ohne Umladung des Inhalts zu erleichtern; er muss dauerhaft geschlossen, ausreichend starr und widerstandsfähig für die wiederholte Verwendung, und mit Vorrichtungen versehen sein, die seinen Umschlag erleichtern, insbesondere beim Übergang von einem Beförderungsmittel auf ein anderes und von einem Verkehrsträger auf einen anderen. Ein kleiner Frachtcontainer ist ein Container mit äußeren Abmessungen von weniger als 1,5 m oder einem Fassungsraum von höchstens 3 m³. Alle anderen Frachtcontainer gelten als große Frachtcontainer.

Genehmigung-multilateral, unilateral

Multilaterale Genehmigung/Zulassung ist eine je nach Fall durch die jeweils zuständige Behörde des Ursprungslandes der Bauart oder der Beförderung erteilte Genehmigung/Zulassung und, sofern die Sendung durch oder in ein anderes Land zu befördern ist, eine durch die zuständige Behörde dieses Landes erteilte Genehmigung/Zulassung.

Unilaterale Genehmigung ist die Genehmigung eines Versandstückmusters, die nur von der zuständigen Behörde des Ursprungslandes des Versandstückmusters erteilt werden muss.

Gering dispergierbare Radioaktive Stoffe mit schwacher Ausbreitungsfähigkeit sind entweder feste radioaktive Stoffe oder feste radioaktive Stoffe in einer geschlossenen Kapsel, die eine begrenzte Ausbreitungsfähigkeit aufweisen und nicht pulverförmig sind (siehe 2.7.10).

Höchster normaler Betriebsdruck ist der höchste Druck über atmosphärischem Druck auf mittlerer Meereshöhe, der sich in der dichten Umschließung über einen Zeitraum von einem Jahr bei den Temperaturen und bei der Sonneneinstrahlung entwickeln kann, die den Umgebungsbedingunger^, entsprechen, sofern keine Entlüftung oder äußere Kühlung durch eine Hilfsanlage vorhanden ist oder keine betriebliche Kontrollen während der Beförderung durchgeführt werden.

Kennzahl für die Kritikalitätssicherheit (CSI), die Versandstücken, Umverpackungen oder Frachtcontainern mit spaltbaren Stoffen, zugeordnet wird, ist eine Zahl, die dazu dient, die Kontrolle über die Ansammlung von Versandstücken, Umverpackungen oder Frachtcontainern mit spaltbaren Stoffen zu ermöglichen.

Kontamination - nicht festhaftende, festhaftende

Kontamination ist ein auf einer Oberfläche vorhandener radioaktiver Stoff in Mengen von mehr als 0,4 Bq/cm² bei Beta- und Gammastrahlern sowie Alphastrahlern niedriger Toxizität oder 0,04 Bq/cm² bei allen anderen

Nicht festhaftende Kontamination ist eine Kontamination, die sich unter normalen Beförderungsbedingungen vorn einer Oberfläche lösen kann.

Festhaftende Kontamination ist jede Kontamination außer nicht festhaftender.

Oberflächenkontaminierter Gegenstand (SCO) siehe 2.7.5.

Radioaktiver Inhalt ist der radioaktive Stoff mit allen kontaminierten oder aktivierten festen und flüssigen Stoffen und Gasen in der Verpackung.

Radioaktiver Stoff in besonderer Form siehe 2.7.4.

Spaltbare Stoffe sind Uran-233, Uran-235, Plutonium-239, Plutonium-241 und jede Mischung dieser Radionuklide. Unter diese Begriffsbestimmung fallen nicht

1. unbestrahltes Natururan und unbestrahltes abgereichertes Uran,
2. Natururan und abgereichertes Uran, das nur in thermischen Reaktoren bestrahlt wurde.

Spezifische Aktivität eines Radionuklids ist die Aktivität je Masseeinheit dieses Nuklids. Die spezifische Aktivität eines Stoffes in dem die Radionuklide im wesentlichen gleichmäßig verteilt sind, ist die Aktivität je Masseeinheit oder Volumeneinheit dieses Stoffes.

Stoffe mit geringer spezifischer Aktivität (LSA) siehe 2.7.3.

Strahlungspegel ist die entsprechende Dosisleistung, angegeben in Millisievert je Stunde.

Transportkennzahl (TI) ist die einem Versandstück, einer Umverpackung oder einem Frachtcontainer oder unverpackten LSA-I-Stoffen oder SCO-I-Gegenständen zugeordnete Zahl, anhand derer die Strahlenexposition überprüft werden kann.

Unbestrahltes Thorium ist Thorium, das höchstens 10^-7 Gramm Uran-233 je Gramm Thorium-232 enthält.

Unbestrahltes Uran ist Uran, das höchstens 2 x 10³ Bq Plutonium je Gramm Uran-235, höchstens 9 x 10⁶ Bq Spaltprodukte je Gramm Uran-235 und höchstens 5 x 10^-3 Gramm Uran-236 je Gramm Uran 235 enthält.

Uran - Natururan, angereichertes und angereichertes Uran

Natururan ist Uran (das chemisch abgetrennt sein darf) mit der natürlich vorkommenden Verteilung von Uranisotopen (ca. 99,28 Masse-% Uran-238 und 0,72 Masse-% Uran-235).

Abgereichertes Uran ist Uran mit einem geringeren prozentualen Masseanteil Uran-235 als bei Natururan.

Verpackung ist die Gesamtheit aller für die vollständige Umschließung des radioaktiven Inhalts notwendigen Bestandteile. Sie kann insbesondere aus einem oder mehreren Gefäßen, saugfähigem Material, Abstandshaltern, Strahlenabschirmung, Bedienungseinrichtungen zum Befüllen, Entleeren, Belüften und zur Druckentlastung, Kühleinrichtungen, Stoßdämpfern, Vorrichtungen für die Handhabung und Befestigung, Wärmeschutzeinrichtungen und integrierten Bedienungseinrichtungen bestehen. Die Verpackung kann eine Kiste, ein Fass oder ähnliches Gefäß sein; sie kann außerdem ein Frachtcontainer, Tank oder IBC sein.

Versandstück ist die Verpackung mit ihrem radioaktiven Inhalt in versandfertigem Zustand. Die unter diese Vorschriften fallenden Arten von Versandstücken, die den Aktivitätsgrenzen und Stoffbeschränkungen nach 2.7.7 unterliegen und die die entsprechenden Vorschriften erfüllen, sind:

1. freigestelltes Versandstück,
2. Industrieversandstück Typ 1 (Typ IP-1-Versandstück),
3. Industrieversandstück Typ 2 (Typ IP-2-Versandstück),
4. Industrieversandstück Typ 3 (Typ IP-3-Versandstück),
5. Typ-A-Versandstück,
6. Typ-B(U)-Versandstück,
7. Typ-B(M)-Versandstück,
8. Typ-C-Versandstück.

2.7.3 Stoffe mit geringer spezifischer Aktivität (LSA), Bestimmung der Gruppen

2.7.3.1 Stoffe mit geringer spezifischer Aktivität (LSA) sind radioaktive Stoffe mit begrenzter spezifischer Eigenaktivität oder radioaktive Stoffe, für die die Grenzwerte der geschätzten mittleren spezifischen Aktivität gelten. Die LSA-Stoffe umgebendes abschirmendes Material darf bei der Bestimmung der geschätzten mittleren spezifischen Aktivität nicht berücksichtigt werden.

2.7.3.2 LSA-Stoffe werden in drei Gruppen unterteilt:

1. LSA-I
   1. Uran- und Thoriumerze und Konzentrate dieser Erze sowie andere Erze mit natürlich vorkommenden Radionukliden, die zum Zwecke der Verwendung dieser Radionuklide verarbeitet werden sollen;
   2. natürliches Uran, abgereichertes Uran, natürliches Thorium oder deren Verbindungen oder Gemische, vorausgesetzt, diese sind unbestrahlt und in festem oder flüssigem Zustand;
   3. radioaktive Stoffe, deren A2-Wert unbegrenzt ist, außer spaltbaren Stoffen in Mengen, die nach 6.4.11.2 nicht freigestellt sind;
   4. sonstige radioaktive Stoffe, in denen die Aktivität gleichmäßig verteilt ist und deren geschätzte mittlere spezifische Aktivität das 30fache der in 2.7.7.2.1 bis 2.7.7.2.6 genannten Werte für die Aktivitätskonzentration nicht überschreitet, außer spaltbaren Stoffen in Mengen, die nach 6.4.11.2 nicht freigestellt sind.
      
2. LSA-II
   1. Wasser mit einer Tritium-Konzentration bis zu 0,8 TBq/L
   2. andere Stoffe, in denen die Aktivität gleichmäßig verteilt ist und deren geschätzte mittlere spezifische Aktivität 10^-4A2/g bei festen Stoffen und Gasen und 10^-5 A₂/g bei flüssigen Stoffen nicht überschreitet.
      
3. LSA-III: Feste Stoffe (wie verfestigte Abfälle, aktivierte Stoffe) außer Pulvern, bei denen:
   1. die radioaktiven Stoffe in einem festen Stoff oder einer Ansammlung fester Gegenstände gleichmäßig verteilt sind oder in einem festen kompakten Bindemittel (z.B. Beton, Bitumen, Keramik usw.) im Wesentlichen gleichmäßig verteilt sind;
   2. die radioaktiven Stoffe relativ unlöslich sind oder in einer relativ unlöslichen Grundmasse enthalten sind, so dass selbst bei Verlust der Verpackung der sich durch Auslaugung ergebende Verlust an radioaktiven Stoffen auf höchstens 0,1 A₂ je Versandstück beschränkt ist, wenn dieses sieben Tage lang vollständig in Wasser eingetaucht wird;
   3. die geschätzte mittlere Aktivität des festen Stoffes ohne Berücksichtigung des Abschirmmaterials 2 x 10^-3 A₂/güberschreitet.

2.7.3.3 LSA-III-Stoffe müssen aus festen Stoffen von solcher Beschaffenheit bestehen, dass die Aktivität im Wasser bleibt, wenn der gesamte Inhalt eines Versandstücks der in 2.7.3.4 beschriebenen Prüfung unterzogen würde.

2.7.3.4 LSA-III-Stoffe müssen wie folgt geprüft werden:

Eine feste Stoffprobe, die den gesamten Inhalt des Versandstücks repräsentiert, ist 7 Tage lang bei Umgebungstemperatur in Wasser einzutauchen. Das für die Prüfung zu nutzende Wasservolumen muss so ausreichend sein, dass am Ende des Zeitraums von 7 Tagen das freie Volumen des nicht absorbierten und ungebundenen Wassers noch mindestens 10 % des Volumens des festen Prüfmusters beträgt. Das Wasser muss zu Beginn einen pH-Wert von 6-8 und eine maximale Leitfähigkeit von 1 mS/m bei 20 °C aufweisen. Im Anschluss an das 7tägige Eintauchen des Prüfmusters ist die Gesamtaktivität des freien Wasservolumens zu messen.

2.7.3.5 Die Einhaltung der Auslegungskriterien nach 2.7.3.4 muss gemäß 6.4.12.1 und 6.4.12.2 nachgewiesen werden.

2.7.4 Vorschriften für radioaktive Stoffe in besonderer Form

2.7.4.1 Radioaktiver Stoff in besonderer Form ist entweder:

1. ein nicht dispergierbarer fester radioaktiver Stoff oder
2. eine umschlossene Kapsel, die radioaktive Stoffe enthält, die so zu fertigen ist, dass sie nur durch Kapsel geöffnet werden kann.

Ein radioaktiver Stoff in besonderer Form muss mindestens eine Abmessung von wenigstens 5 mm aufweisen.

2.7.4.2 Ein radioaktiver Stoff in besonderer Form muss so beschaffen oder ausgelegt sein, dass er, wenn er den Prüfungen gemäß 2.7.4.4 - 2.7.4.8 unterzogen wird, die folgenden Vorschriften erfüllt:

1. Er darf bei den anzuwendenden Stoßempfindlichkeits-, Schlag- und Biegeprüfungen gemäß 2.7.4.5 (a), (b) und (c) und 2.7.4.6 (a) weder zerbrechen noch zersplittern.
2. Er darf während der anzuwendenden Erhitzungsprüfung gemäß 2.7.4.5 (d) oder 2.7.4.6 (b) weder schmelzen noch dispergieren.
3. Die durch die Auslaugprüfungen gemäß 2.7.4.7 und 2.7.4.8 vorhandene Aktivität im Wasser darf 2 kBq nicht überschreiten; alternativ darf bei umschlossenen Quellen die Leckagerate bei dem volumetrischen Dichtheitsprüfverfahren gemäß dem Dokument der Internationalen Organisation für Standardisierung ISO 9978:1992(E) "Radiation Protection - Sealed Radioactive Sources - Leakage Test Methods" den anwendbaren und von der zuständigen Behörde akzeptierten Grenzwert nicht überschreiten.

2.7.4.3 Der Nachweis der Einhaltung der in 2.7.4.2 geforderten Auslegungskriterien muss mit 6.4.12.1 und 6.4.12.2 übereinstimmen.

2.7.4.4 Prüfmuster, die den radioaktiven Stoff in besonderer Form darstellen oder simulieren, müssen der Stoßempfindlichkeitsprüfung, der Schlagprüfung, der Biegeprüfung und der Erhitzungsprüfung gemäß 2.7.4.6 unterzogen werden. Für jede Prüfung darf ein anderes Prüfmuster verwendet werden. Im Anschluss an jede Prüfung ist das Prüfmuster nach einem Verfahren, das mindestens so empfindlich ist wie die in 2.7.4.7 für nichtdispergierbare feste Stoffe oder in 2.7.4.8 für gekapselte Stoffe beschriebenen Verfahren, einer Auslaugprüfung oder einer volumetrischen Dichtheitsprüfung zu unterziehen.

2.7.4.5 Die zutreffenden Prüfverfahren sind:

1. Stoßempfindlichkeitsprüfung: Das Prüfmuster muss aus 9 m Höhe auf ein Aufprallfundament fallen. Das Aufprallfundament muss so beschaffen sein, dass es 6.4.14 entspricht.
2. Schlagprüfung: Das Prüfmuster wird auf eine Bleiplatte gelegt, die auf einer glatten, festen Unterlage aufliegt; ihm wird mit dem flachen Ende der Stahlstange ein Schlag versetzt, dessen Wirkung dem freien Fall von 1,4 kg aus 1 m Höhe entspricht. Die untere Seite der Stange muss einen Durchmesser von 25 mm haben, die Kanten sind auf einen Radius von (3,0 ± 0,3) mm abgerundet. Das Blei mit einer Vickershärte von 3,5 bis 4,5 und einer Dicke von maximal 25 mm muss eine größere Fläche als das Prüfmuster überdecken. Für jede Prüfung ist eine neue Bleiplatte zu verwenden. Die Stange muss das Prüfmuster so treffen, dass die größtmögliche Beschädigung eintritt.
3. Biegeprüfung: Die Prüfung gilt nur für lange, dünne Quellen mit einer Mindestlänge von 10 cm und einem Verhältnis von Länge zur minimalen Breite von mindestens 10. Das Prüfmuster wird starr waagerecht eingespannt, so dass eine Hälfte seiner Länge aus der Einspannung herausragt. Das Prüfmuster ist so auszurichten, dass es die größtmögliche Beschädigung erleidet, wenn seinem freien Ende mit der flachen Seite der Stahlstange ein Schlag versetzt wird. Die Stange muss das Prüfmuster so treffen, dass die Wirkung des Schlages dem freien Fall von 1,4 kg aus 1 m Höhe entspricht. Die untere Seite der Stange muss einen Durchmesser von 25 mm haben, die Kanten sind auf einen Radius von (3,0 ± 0,3) mm abgerundet.
4. Erhitzungsprüfung: Das Prüfmuster ist in Luftatmosphäre auf 800 °C zu erhitzen und 10 Minuten bei dieser Temperatur zu belassen, danach lässt man es abkühlen.

2.7.4.6 Prüfmuster, die in eine dichte Kapsel eingeschlossene radioaktive Stoffe darstellen oder simulieren, dürfen ausgenommen werden von:

1. den in 2.7.4.5 a) und b) vorgeschriebenen Prüfungen, sofern die Masse der radioaktiven Stoffe in besonderer Form
   1. kleiner als 200 g ist und die Prüfmuster alternativ der Stoßempfindlichkeitsprüfung (impact test) der Klasse 4 gemäß ISO-Norm 2919:1999 "Radiation protection - Sealed radioactive sources - General requirements and classification" ("Strahlenschutz - Umschlossene radioaktive Stoffe - Allgemeine Anforderungen und Klassifikation") unterzogen werden oder
   2. kleiner als 500 g ist und die Prüfmuster alternativ der Stoßempfindlichkeitsprüfung (impact test) der Klasse 5 gemäß ISO-Norm 2919:1999 "Radiation protection - Sealed radioactive sources - General requirements and classification" ("Strahlenschutz - Umschlossene radioaktive Stoffe - Allgemeine Anforderungen und Klassifikation") unterzogen werden, und
2. der in 2.7.4.5 (d) vorgeschriebenen Prüfung, wenn sie alternativ der Erhitzungsprüfung der Klasse 6 gemäß dem Dokument der Internationalen Organisation für Standardisierung ISO 2919:1999 "Radiation Protection - Sealed radioactive sources - General requirements and classificaton" ("Strahlenschutz - Umschlossene radioaktive Stoffe - Allgemeine Anforderungen und Klassifikationen") unterzogen werden.

2.7.4.7 Bei Prüfmustern, die nichtdispergierbare feste Stoffe darstellen oder simulieren, ist folgende Auslaugprüfung durchzuführen:

1. Das Prüfmuster ist 7 Tage in Wasser bei Umgebungstemperatur einzutauchen. Das für die Prüfung zu nutzende Wasservolumen muss so ausreichend sein, dass am Ende des Zeitraums von 7 Tagen das freie Volumen des nicht absorbierten und ungebundenen Wassers noch mindestens 10 % des Volumens des festen Prüfmusters beträgt. Das Wasser muss zu Beginn einen pH-Wert von 6-8 und eine maximale Leitfähigkeit von 1 mS/m bei 20 °C aufweisen.
2. Das Wasser mit dem Prüfmuster ist dann auf eine Temperatur von (50 ± 5) °C zu erhitzen und 4 Stunden bei dieser Temperatur zu belassen.
3. Danach ist die Aktivität des Wassers zu bestimmen.
4. Anschließend ist das Prüfmuster mindestens 7 Tage in unbewegter Luft bei mindestens 30 °C und einer relativen Feuchte von mindestens 90 % zu lagern.
5. Das Prüfmuster wird dann in Wasser von derselben Beschaffenheit wie in (a) eingetaucht, das Wasser mit dem Prüfmuster auf eine Temperatur von (50 ± 5) °C erhitzt und 4 Stunden bei dieser Temperatur belassen.
6. Danach ist die Aktivität des Wassers zu bestimmen.

2.7.4.8 Bei Prüfmustern, die in eine dichte Kapsel eingeschlossene radioaktive Stoffe darstellen oder simulieren, ist entweder eine Auslaugprüfung oder eine volumetrische Dichtheitsprüfung wie folgt durchzuführen:

1. Die Auslaugprüfung besteht aus folgenden Schritten:
   1. Das Prüfmuster ist in Wasser bei Umgebungstemperatur einzutauchen. Das Wasser muss zu Beginn einen pH-Wert von 6-8 und eine maximale Leitfähigkeit von 1 mS/m bei 20 °C aufweisen.
   2. Wasser und Prüfmuster werden auf eine Temperatur von (50 ± 5) °C erhitzt und 4 Stunden bei dieser Temperatur belassen.
   3. Danach ist die Aktivität des Wassers zu bestimmen.
   4. Anschließend ist das Prüfmuster mindestens 7 Tage in unbewegter Luft bei mindestens 30 °C und einer relativen Feuchte von mindestens 90 % zu lagern.
   5. Die Schritte gemäß (i), (ii) und (iii) sind zu wiederholen.
      
2. Die alternative volumetrische Dichtheitsprüfung muss eine der im Dokument der Internationalen Organisation für Standardisierung ISO 9978:1992(E) "Radiation Protection - Sealed Radioactive Sources - Leakage Test Methods" beschriebenen Prüfungen, die für die zuständige Behörde annehmbar sind, umfassen.

2.7.5 Oberflächenkontaminierte Gegenstände (SCO), Bestimmung der Gruppen

Oberflächenkontaminierter Gegenstand (SCO) ist ein fester Gegenstand, der selbst nicht radioaktiv ist, auf dessen Oberflächen jedoch radioaktive Stoffe verteilt sind. SCO werden in zwei Gruppen unterteilt:

1. SCO-I: Ein fester Gegenstand, auf dem
   1. die nicht festhaftende Kontamination auf der zugänglichen Oberfläche, gemittelt über 300 cm² (oder über die Gesamtoberfläche bei weniger als 300 cm²), 4 Bq/cm² für Beta- und Gammastrahler sowie Alphastrahler geringer Toxizität oder 0,4 Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler nicht überschreitet und
   2. die festhaftende Kontamination auf der zugänglichen Oberfläche, gemittelt über 300 cm² (oder über die Gesamtoberfläche bei weniger als 300 cm²), 4 x 10⁴ Bq/cm² für Beta- und Gammastrahler sowie Alphastrahler geringer Toxizität oder 4 x 10³ Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler nicht überschreitet und
   3. die Summe aus nicht festhaftender Kontamination und festhaftender Kontamination auf der unzugänglichen Oberfläche, gemittelt über 300 cm² (oder über die Gesamtoberfläche bei weniger als 300 cm²), 4 x 10⁴ Bq/cm² für Beta- und Gammastrahler sowie Alphastrahler geringer Toxizität oder 4 x 10³ Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler nicht überschreitet.
      
2. SCO-II: Ein fester Gegenstand, auf dessen Oberfläche entweder die festhaftende oder die nicht festhanftende Kontamination die unter (a) für SCO-I festgelegten, jeweils zutreffenden Grenzwerte überschreitet und auf dem
   1. die nicht festhaftende Kontamination auf der zugänglichen Oberfläche, gemittelt über 300 cm² (oder über die Gesamtoberfläche bei weniger als 300 cm²), 400 Bq/cm² für Beta- und Gammastrahler sowie Alphastrahler geringer Toxizität oder 40 Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler nicht überschreitet und
   2. die festhaftende Kontamination auf der zugänglichen Oberfläche, gemittelt über 300 cm² (oder über die Gesamtoberfläche bei weniger als 300 cm²), 8 x 10⁵ Bq/cm² für Beta- und Gammastrahler sowie Alphastrahler geringer Toxizität oder 8 x 10⁴ Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler nicht überschreitet und
   3. die Summe aus nicht festhaftender Kontamination und festhaftender Kontamination auf der unzugänglichen Oberfläche, gemittelt über 300 cm² (oder über die Gesamtoberfläche bei weniger als 300 cm²), 8 x 10⁵ Bq/cm² für Beta- und Gammastrahler sowie Alphastrahler geringer Toxizität oder 8 x 10⁴ Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler nicht überschreitet.

(Anm.: vgl. Strahlenschutzverordnung: Anlage III Tabelle 1: Freigrenzen, Freigabewerte für verschiedene Freigabeverfahren, Werte der Oberflächenkontamination für die Radionuklide gmäß Periodensystem der Elemente)

weiter .