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Artikel 41 Schutz vor Exposition durch terrestrische natürliche Strahlenquellen

Die Mitgliedstaaten verlangen für alle von ihnen entsprechend eingestuften Arbeiten die Schaffung geeigneter Vorkehrungen zur Überwachung der Expositionen und, soweit erforderlich,

1. die Durchführung von Abhilfemaßnahmen zur Reduzierung der Expositionen nach Titel IX bzw. Teilen davon;
2. die Durchführung von Strahlenschutzmaßnahmen nach den Titeln III, IV, V, VI und VIII bzw. Teilen davon.

Artikel 42 Schutz des fliegenden Personals

(1) Die Mitgliedstaaten treffen die erforderlichen Vorkehrungen, damit Unternehmen, die Flugzeuge betreiben, die Exposition des fliegenden Personals durch kosmische Strahlen berücksichtigen, wenn diese voraussichtlich mehr als 1 mSv jährlich beträgt. Die Unternehmen ergreifen geeignete Maßnahmen, um insbesondere

• die Exposition des betreffenden Personals zu ermitteln;
• bei der Aufstellung der Arbeitspläne der ermittelten Exposition im Hinblick auf eine Verringerung der Dosen für stark exponiertes fliegendes Personal Rechnung zu tragen;
• die betreffenden Arbeitnehmer über die gesundheitlichen Gefahren ihrer Arbeit zu unterrichten;
• Artikel 10 auf weibliche Mitglieder des fliegenden Personals anzuwenden.

Titel VIII
Durchführung des Schutzes der Bevölkerung vor Strahlen unter normalen Bedingungen

Artikel 43 Wichtigster Grundsatz

Die Mitgliedstaaten schaffen die Voraussetzungen, die zur Gewährleistung des größtmöglichen Schutzes der Bevölkerung gemäß den in Artikel 6 aufgeführten Grundsätzen und zur Anwendung der Grundprinzipien für Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung erforderlich sind.

Artikel 44 Bedingungen für die Genehmigung von Tätigkeiten, die mit einer Gefährdung durch ionisierende Strahlungen für die Bevölkerung verbunden sind

Die Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung unter normalen Bedingungen bei den genehmigungspflichtigen Tätigkeiten umfassen alle Maßnahmen und Kontrollen, die darauf abzielen, die Faktoren zu ermitteln und auszuschalten, die während einer beliebigen mit einer Strahlenexposition durch ionisierende Strahlung verbundenen Handlung für die Bevölkerung ein Expositionsrisiko zur Folge haben können, das aus der Sicht des Strahlenschutzes nicht außer acht gelassen werden darf. Diese Schutzmaßnahmen umfassen folgendes:

1. Prüfung und Genehmigung der Pläne für Anlagen, bei denen die Gefahr einer Strahlenexposition gegeben ist, sowie der Standortplanung für derartige Anlagen in dem betreffenden Gebiet unter dem Gesichtspunkt des Strahlenschutzes;
2. Abnahme der neuen Anlagen hinsichtlich eines angemessenen Schutzes vor Strahlenexposition und radioaktiver Kontamination, die sich auch außerhalb des Standorts der Anlage auswirken können, gegebenenfalls unter Berücksichtigung der demographischen, meteorologischen, geologischen, hydrologischen und ökologischen Verhältnisse;
3. Prüfung und Genehmigung von Plänen zur Abgabe von radioaktiven Ableitungen.

Die Ausführung dieser Aufgaben erfolgt nach Maßgabe der Modalitäten, die von den zuständigen Behörden entsprechend der Höhe des damit verbundenen Risikos der Strahlenexposition festgelegt worden sind.

Artikel 45 Abschätzungen der Bevölkerungsdosen

Die zuständigen Behörden

1. sorgen dafür, daß Abschätzungen der Dosen aus Tätigkeiten nach Artikel 44 für die Bevölkerung in ihrer Gesamtheit und für Bezugsbevölkerungsgruppen überall dort, wo gegebenenfalls solche Gruppen bestehen, so realistisch wie möglich vorgenommen werden;
2. legen die Häufigkeit der Ermittlungen fest und treffen alle erforderlichen Maßnahmen für die Feststellung der Bezugsbevölkerungsgruppen unter Berücksichtigung der effektiven Übertragungswege der radioaktiven Stoffe;
3. sorgen dafür, daß die Abschätzungen der Bevölkerungsdosen unter Berücksichtigung der radiologischen Gefährdung folgendes umfassen:
   • Ermittlung der Dosen infolge externer Strahlenexposition, gegebenenfalls unter Angabe der betreffenden Strahlungsart;
   • Ermittlung der Inkorporation von Radionukliden unter Angabe der Art der Radionuklide und gegebenenfalls ihrer physikalischen und chemischen Beschaffenheit sowie Bestimmung der Aktivität und Konzentrationen dieser Radionuklide;
   • Ermittlung der Dosen, die die Bezugsbevölkerungsgruppen erhalten können, und Spezifizierung der Kennmerkmale dieser Gruppen;
4. verlangen, daß Aufzeichnungen über die Messungen der externen Strahlenexposition, Abschätzungen der Radionuklidinkorporationen und radioaktiven Kontamination sowie über die Ergebnisse der Ermittlung der von Bezugsgruppen und von der Bevölkerung erhaltenen Dosen erstellt werden.

Artikel 46 Inspektion

Zum Gesundheitsschutz der Bevölkerung schaffen die Mitgliedstaaten ein Inspektionssystem, um die gemäß dieser Richtlinie getroffenen Maßnahmen durchzusetzen und um eine Überwachung im Bereich des Strahlenschutzes einzuführen.

Artikel 47 Verantwortlichkeiten der Unternehmen

(1) Die Mitgliedstaaten verlangen von dem für eine Tätigkeit nach Artikel 2 verantwortlichen Unternehmen, diese entsprechend den Grundsätzen des Gesundheitsschutzes der Bevölkerung im Bereich des Strahlenschutzes durchzuführen und insbesondere in seinen Anlagen folgendes zu veranlassen:

1. Herbeiführung und Aufrechterhaltung eines optimalen Schutzniveaus für Umwelt und Bevölkerung;
2. Überprüfung der Wirksamkeit der technischen Vorrichtungen für den Schutz der Umwelt und der Bevölkerung;
3. Abnahme - unter dem Gesichtspunkt der Überwachung des Strahlenschutzes - der Geräte und Verfahren zur Messung und gegebenenfalls zur Bewertung der Strahlenexposition und der radioaktiven Kontamination der Umwelt und der Bevölkerung;
4. regelmäßige Kalibrierung der Meßgeräte sowie regelmäßige Überprüfung ihrer einwandfreien Arbeitsweise und richtigen Verwendung.

(2) Diese Aufgaben sind von qualifizierten Sachverständigen und gegebenenfalls dem spezialisierten Strahlenschutzdienst im Sinne des Artikels 38 Absatz 4 wahrzunehmen.

Titel IX
Interventionen

Artikel 48 Anwendung

(1) Dieser Titel gilt für Interventionen im Fall radiologischer Notstandssituationen oder im Fall einer dauerhaften Exposition aufgrund der Folgen einer radiologischen Notstandssituation oder einer früheren oder alten Tätigkeit oder Arbeit.

(2) Durchführung und Umfang sämtlicher Interventionen werden unter Beachtung der nachstehenden Grundsätze geprüft:

• Eine Intervention erfolgt nur, wenn die Minderung der Beeinträchtigung durch Strahlung ausreicht, um den Schaden und die Kosten einschließlich der volkswirtschaftlichen Kosten der Intervention zu rechtfertigen;
• Form, Umfang und Dauer der Intervention werden so optimiert, daß der Nutzen der Minderung der gesundheitlichen Beeinträchtigung abzüglich des mit der Intervention verbundenen Schadens maximiert wird;
• bei Interventionen finden die Dosisgrenzwerte gemäß den Artikeln 9 und 13 keine Anwendung; jedoch stellen die nach Artikel 50 Absatz 2 erstellten Interventionswerte einen Hinweis dafür dar, in welchen Situationen eine Intervention angezeigt ist; zudem sollten bei unter Artikel 53 fallenden langfristigen Expositionen die Dosisgrenzwerte gemäß Artikel 9 normalerweise für mit Interventionen befaßte Arbeitskräfte angemessen sein.

Abschnitt I
Interventionen bei radiologischen Notstandssituationen

Artikel 49 Potentielle Strahlenexpositionen

Die Mitgliedstaaten verlangen gegebenenfalls, daß

• die Möglichkeit von radiologischen Notstandssituationen in Betracht gezogen wird, die sich aus der Durchführung der Tätigkeiten ergeben können, die dem in Titel III geregelten System der Anmeldung und Genehmigung unterliegen;
• die räumliche und zeitliche Verteilung der bei einer etwaigen radiologischen Notstandssituation freigesetzten radioaktiven Stoffe ermittelt wird;
• die entsprechenden potentiellen Strahlenexpositionen ermittelt werden.

Artikel 50 Vorbereitung der Intervention

(1) Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, daß dem Umstand Rechnung getragen wird, daß radiologische Notstandssituationen im Rahmen von Tätigkeiten innerhalb und außerhalb seines Hoheitsgebiets auftreten und dieses berühren können.

(2) Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, daß für die verschiedenen Arten von radiologischen Notstandssituationen unter Beachtung der allgemeinen Grundsätze des Strahlenschutzes bei der Intervention gemäß Artikel 48 Absatz 2 und den von den zuständigen Behörden festgelegten angemessenen Interventionsschwellen geeignete Interventionspläne auf gesamtstaatlicher oder örtlicher Ebene sowie für das Innere der Anlagen aufgestellt und regelmäßig in geeignetem Umfang getestet werden.

(3) Die Mitgliedstaaten sorgen gegebenenfalls dafür, daß besondere Teams für technische, medizinische und gesundheitliche Interventionen gebildet und in geeigneter Weise geschult werden.

(4) Die Mitgliedstaaten streben eine Zusammenarbeit mit anderen Mitgliedstaaten oder Drittstaaten im Hinblick auf mögliche radiologische Notstandssituationen in Anlagen in ihrem jeweiligen Hoheitsgebiet, die sich auf andere Mitgliedstaaten oder Drittstaaten auswirken können, an, um die Organisation des Strahlenschutzes in diesen Staaten zu erleichtern.

Artikel 51 Durchführung der Interventionen

(1) Die Mitgliedstaaten treffen Vorkehrungen, damit in ihrem jeweiligen Hoheitsgebiet eintretende radiologische Notstandssituationen unverzüglich durch das für die betreffenden Tätigkeiten verantwortliche Unternehmen bei den zuständigen Behörden gemeldet werden, und fordern alle geeigneten Maßnahmen zur Verringerung der Folgen.

(2) Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, daß bei einer radiologischen Notstandssituation in ihrem jeweiligen Hoheitsgebiet das für die betreffenden Tätigkeiten verantwortliche Unternehmen eine vorläufige erste Schätzung der Umstände und Folgen der Situation vornimmt und die Interventionen unterstützt.

(3) Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, falls dies aufgrund der Situation erforderlich ist, daß Vorkehrungen für Interventionen getroffen werden im Zusammenhang mit

• der Strahlenquelle zur Verringerung oder Ausschaltung von direkter Strahlung und Radionuklidfreisetzungen;
• der Umwelt zur Verringerung der Übertragung radioaktiver Stoffe auf Personen;
• Personen zur Verringerung der Strahlenexposition und zur Behandlung der Opfer.

(4) Bei einer radiologischen Notstandssituation innerhalb oder außerhalb ihres Hoheitsgebiets verlangen die Mitgliedstaaten

1. die Organisation geeigneter Interventionen unter Berücksichtigung der tatsächlichen Merkmale der Situation;
2. die Bewertung und Aufzeichnung der Folgen der radiologischen Notstandssituation und der Wirksamkeit der Intervention.

(5) Die Mitgliedstaaten nehmen bei einer radiologischen Notstandssituation in einer Anlage in ihrem Hoheitsgebiet oder bei einer Situation, bei der radiologische Folgen in ihrem Hoheitsgebiet zu erwarten sind, Beziehungen zur Herbeiführung einer Zusammenarbeit mit jedem anderen Mitgliedstaat oder Drittstaat auf, der betroffen sein kann.

Artikel 52 Berufsbedingte Notfallexposition

(1) Die Mitgliedstaaten treffen Vorkehrungen für die Fälle, in denen mit verschiedenen Arten der Intervention befaßte Arbeitskräfte oder Mitglieder des Interventionspersonals möglicherweise Notfallexpositionen oberhalb der Dosisgrenzwerte für strahlenexponierte Arbeitskräfte ausgesetzt sein können. Die Mitgliedstaaten legen unter Berücksichtigung der Sachzwänge und der Gesundheitsrisiken Expositionsschwellenwerte fest. Diese gelten als praxisbezogene Anhaltswerte. Eine Überexponierung, bei der diese besonderen Werte überschritten werden, ist in Ausnahmefällen zur Rettung von Menschenleben zulässig, jedoch nur für Freiwillige, die über die mit ihrem Einsatz verbundenen Risiken unterrichtet sind.

(2) Die Mitgliedstaaten verlangen eine radiologische Kontrolle und ärztliche Überwachung der speziellen Notfallteams für Interventionen.

Abschnitt II
Intervention bei dauerhafter Strahlenexposition

Artikel 53

Haben die Mitgliedstaaten eine Situation ermittelt, die aufgrund der Folgen einer radiologischen Notstandssituation oder der Ausübung einer früheren Tätigkeit zu einer dauerhaften Strahlenexposition führt, so sorgen sie erforderlichenfalls und unter Berücksichtigung des jeweiligen Ausmaßes des Expositionsrisikos dafür, daß

1. das betroffene Gebiet abgegrenzt wird;
2. ein System zur Überwachung der Strahlenexposition eingerichtet wird;
3. unter Berücksichtigung der tatsächlichen Merkmale der Situation alle geeigneten Interventionen durchgeführt werden;
4. der Zugang zu Gelände oder Bauten innerhalb des abgegrenzten Gebietes und deren Verwendung geregelt werden.

Titel X
Schlußbestimmungen

Artikel 54

In dieser Richtlinie werden die grundlegenden Sicherheitsnormen für den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte und der Bevölkerung gegen die Gefahren durch ionisierende Strahlungen mit dem Ziel ihrer einheitlichen Anwendung durch die Mitgliedstaaten festgelegt. Beabsichtigt ein Mitgliedstaat, strengere Dosisgrenzwerte als diejenigen dieser Richtlinie zu erlassen, so unterrichtet er die Kommission und die Mitgliedstaaten.

Artikel 55 Umsetzung in innerstaatliches Recht

(1) Die Mitgliedstaaten erlassen die erforderlichen Rechts- und Verwaltungsvorschriften, um dieser Richtlinie vor dem 13. März 2000 nachzukommen. Sie setzen die Kommission unverzüglich davon in Kenntnis.

Wenn die Mitgliedstaaten Vorschriften nach Absatz 1 erlassen, nehmen sie in den Vorschriften selbst oder durch einen Hinweis bei der amtlichen Veröffentlichung auf diese Richtlinie Bezug. Die Mitgliedstaaten regeln die Einzelheiten der Bezugnahme.

(2) Die Mitgliedstaaten teilen der Kommission den Wortlaut der wichtigsten innerstaatlichen Rechtsvorschriften mit, die sie auf dem unter diese Richtlinie fallenden Gebiet erlassen.

Artikel 56 Aufhebungen

Die Richtlinien vom 2. Februar 1959, die Richtlinie vom 5. März 1962, die Richtlinie 66/45/Euratom, die Richtlinie 76/579/Euratom, die Richtlinie 79/343/Euratom, die Richtlinie 80/836/Euratom und die Richtlinie 84/467/Euratom werden mit Wirkung vom 13. Mai 2000 aufgehoben.

Artikel 57

Diese Richtlinie ist an die Mitgliedstaaten gerichtet.

1) ABl. Nr. C 128 vom 09.05.1994 S. 209.

2) ABl. Nr. L 108 vom 19.04.1993 S. 48.

3) ABl. Nr. L 11 vom 20.02.1959 S. 211/59.

4) ABl. Nr. L 57 vom 06.07.1962 S. 1633/62.

5) ABl. Nr. L 216 vom 26.11.1966 S. 3693/66.

6) ABl. Nr. L 187 vom 12.07.1976 S. 1.

7) ABl. Nr. L 83 vom 03.04.1979 S. 18.

8) ABl. Nr. L 246 vom 17.09.1980 S. 1.

9) ABl. Nr. L 265 vom 05.10.1984 S. 4.

10) ABl. Nr. L 265 vom 05.10.1984 S. 1.

11) ABl. Nr. L 371 vom 30.12.1987 S. 1.

12) ABl. Nr. L 371 vom 30.12.1987 S. 11. Verordnung geändert durch die Verordnung (Euratom) Nr. 2218/89 (ABl. Nr. L 211 vom 22.07.1989 S. 19).

13) ABl. Nr. L 357 vom 07.12.1989 S. 31.

14) ABl. Nr. L 349 vom 13.12.1990 S. 21. Richtlinie geändert durch die Beitrittsakte von 1994.

15) ABl. Nr. L 35 vom 12.02.1992 S. 24.

16) ABl. Nr. L 148 vom 19.06.1993 S. 1.

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1. Eine Tätigkeit kann von der Anmeldepflicht gemäß Artikel 3 Absatz 2 Buchstabe a) oder b) ohne weitere Prüfung freigestellt werden, wenn entweder die Aktivität oder die Aktivitätskonzentration der betreffenden Radionuklide die Werte der Spalte 2 oder 3 der Tabelle A nicht überschreitet.

2. Für die Berechnung der Werte in Tabelle A für die Freistellung von Tätigkeiten sind folgende Grundkriterien anzuwenden:

1. Die mit der freigestellten Tätigkeit verbundenen radiologischen Risiken für Personen sind so gering, daß kein Regelungsbedarf besteht, und
2. die kollektive radiologische Auswirkung der freigestellten Tätigkeit ist so gering, daß unter den gegebenen Umständen kein Regelungsbedarf besteht, und
3. die freigestellte Tätigkeit ist ihrem Wesen nach ohne radiologische Bedeutung, und es besteht keine nennenswerte Wahrscheinlichkeit von Szenarios, die dazu führen könnten, daß die unter den Buchstaben a) und b) genannten Kriterien nicht erfüllt werden.

3. Ausnahmsweise kann ein einzelner Mitgliedstaat gemäß Artikel 3 beschließen, daß eine Tätigkeit gegebenenfalls ohne weitere Prüfung im Einklang mit den Grundkriterien auch dann freigestellt werden kann, wenn die betreffenden Radionuklide von den Werten in Tabelle A abweichen, sofern die folgenden Kriterien unter allen vertretbaren Umständen erfüllt werden:

1. Die von einer Einzelperson der Bevölkerung aufgrund der freigestellten Tätigkeit voraussichtlich aufgenommene effektive Dosis beträgt höchstens 10 µSv jährlich,
   und
2. entweder die kollektive effektive Dosis während eines Jahres der Ausübung der Tätigkeit beträgt nicht mehr als ca. 1 Mann-Sievert oder eine Bewertung der Schutzoptimierung ergibt, daß die Freistellung die optimale Lösung ist.

4. Für nicht in Tabelle A enthaltene Radionuklide bestimmt die zuständige Behörde im Bedarfsfall angemessene Werte für die Aktivität und die Aktivitätskonzentrationen je Masseneinheit. Die so festgelegten Werte ergänzen die Angaben in Tabelle A.

5. Die in Tabelle A festgelegten Werte gelten für den Gesamtbestand an radioaktiven Stoffen, die sich, bezogen auf eine bestimmte Tätigkeit, gleich zu welchem Zeitpunkt, im Besitz einer Person oder eines Unternehmens befinden.

6. Nuklide mit der Kennzeichnung "+" oder "sec" in Tabelle A sind Ausgangsnuklide in Gleichgewicht mit ihren entsprechenden Tochternukliden gemäß Tabelle B. Die in Tabelle A angegebenen Werte beziehen sich in diesem Fall ausschließlich auf das Ausgangsnuklid, berücksichtigen jedoch bereits vorhandene Tochternuklide.

7. In jedem anderen Fall eines Gemisches von mehr als einem Nuklid kann auf die vorgeschriebene Anmeldung verzichtet werden, wenn die Summe der Quotienten der Aktivität jedes Nuklids in der vorhandenen Gesamtmenge, dividiert durch den in Tabelle A angegebenen Wert, kleiner oder gleich 1 ist. Diese Summenregel gilt auch für Aktivitätskonzentrationen, wenn die verschiedenen zu betrachtenden Nuklide in derselben Matrix enthalten sind.

Tabellen A/B werden noch eingefügt

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A. Definition der in diesem Anhang verwendeten Begriffe

Umgebungs-Äquivalentdosis H* (d): Äquivalentdosis an einem Punkt in einem Strahlungsfeld, die im zugehörigen aufgeweiteten und ausgerichteten Feld in der ICRU-Kugel in einer Tiefe d auf dem der Richtung des ausgerichteten Feldes entgegengerichteten Radius erzeugt würde. Die Einheit der Umgebungs-Äquivalentdosis ist das Sievert (Sv).

Richtungs-Äquivalentdosis H' (d, Ω ): Äquivalentdosis an einem Punkt in einem Strahlungsfeld, die im zugehörigen aufgeweiteten Feld in der ICRU-Kugel in einer Tiefe d auf einem Radius in der festgelegten Richtung Ω erzeugt würde. Die Einheit der Richtungs-Äquivalentdosis ist das Sievert (Sv).

Aufgeweitetes und ausgerichtetes Feld: Strahlungsfeld, in dem die Fluenz und deren Richtungs- und Energieverteilung die gleichen sind wie im aufgeweiteten Feld, wobei aber die Fluenz in eine Richtung ausgerichtet ist.

Aufgeweitetes Feld: ein vom aktuellen Feld abgeleitetes Feld, in dem die Fluenz und ihre Richtungs- und Energieverteilung in dem gesamten interessierenden Volumen die gleichen Werte aufweisen wie am Bezugspunkt im aktuellen Feld.

Fluenz Φ: Quotient aus dN und da; dabei ist dN die Zahl der Teilchen, die in eine Kugel mit der Querschnittsfläche da eindringen:

Gemittelter Qualitätsfaktor (): Mittelwert des Qualitätsfaktors an einem bestimmten Punkt im Gewebe, wenn die Energiedosis durch Teilchen abgegeben wird, die unterschiedliche L-Werte haben. Er wird nach folgender Formel berechnet:

Dabei ist D(L)dL die Energiedosis in 10 mm zwischen dem linearen Energietransfer L und L + dL; Q(L) ist der zugehörige Qualitätsfaktor am interessierenden Punkt. Das Verhältnis Q-L ist in Abschnitt C wiedergegeben.

Personendosis H_p (d): die Äquivalentdosis in Weichteilgewebe in einer geeigneten Tiefe d unterhalb eines festgelegten Punkts im Körper. Die Einheit der Personendosis ist das Sievert (Sv).

Qualitätsfaktor (Q): Funktion des linearen Energieübertragungsvermögens (L), mit dessen Hilfe die Energiedosen an einem Punkt zur Berücksichtigung der Qualität der Strahlung gewichtet werden.

Strahlungs-Wichtungsfaktor (w_R): dimensionsloser Faktor, der zur Wichtung der Organdosis verwendet wird. Die entsprechenden Werte (w_R) sind in Abschnitt B wiedergegeben.

Organdosis (D_T): Quotient aus der gesamten an ein Gewebe oder Organ abgegebenen Energie und der Masse dieses Gewebes oder Organs.

Gewebe-Wichtungsfaktor (w_T): dimensionsloser Faktor, der zur Wichtung der Äquivalentdosis in einem Gewebe oder Organ (T) verwendet wird. Die entsprechenden Werte (w_T) sind in Abschnitt D wiedergegeben.

Unbeschränkte lineare Energieübertragung (L∞;): eine wie folgt definierte Größe:

L∞ = dE/dl

Dabei ist dE die von einem Teilchen der Energie E beim Zurücklegen einer Entfernung dl in Wasser abgegebene mittlere Energie. In der Richtlinie wird L∞; durch L wiedergegeben.

ICRU-Kugel: von der Internationalen Kommission für Radiologische Einheiten und Messungen (ICRU) eingeführtes Phantom zur Nachbildung des Menschen hinsichtlich der Energieaufnahme bei ionisierenden Strahlungen; dieses besteht aus einer gewebe-äquivalenten Kugel von 30 cm Durchmesser mit einer Dichte von 1 g cm^-3 und einer Massenzusammensetzung von 76,2 % Sauerstoff, 11,1 % Kohlenstoff, 10,1 % Wasserstoff und 2,6 % Stickstoff.

B. Werte des Strahlungs-Wichtungsfaktors w_R

Die Werte des Strahlungs-Wichtungsfaktors w_R richten sich nach der Art und Qualität des externen Strahlungsfelds oder nach der Art und Qualität der von einem intern abgelagerten Radionuklid emittierten Strahlung.

Setzt sich das Strahlungsfeld aus Arten und Energien mit unterschiedlichen Werten von w_R zusammen, so ist die Energiedosis in Gruppen, jeweils mit eigenem Wert, für w_R zu unterteilen und zur gesamten Äquivalentdosis zu addieren. Alternativ kann eine stetige Energieverteilung genommen werden, wobei jedes Element der Energiedosis zwischen E und E + dE mit dem w_R-Wert aus der entsprechenden Zeile in der nachstehenden Tabelle multipliziert wird.

In Berechnungen mit Neutronen können Schwierigkeiten beim Einsatz der Werte aus der Stufenfunktion auftreten. In diesen Fällen kann die Benutzung einer stetigen Funktion, die auf folgender mathematischer Beziehung beruht, vorzuziehen sein.

W_R = 5 + 17e^-(ln(2E))2/6

wobei E die Neutronenenergie in MeV ist.

Ein Vergleich der beiden Ansätze ist in Abbildung 1 wiedergegeben.

Abbildung 1: Strahlungs-Wichtungsfaktoren für Neutronen. Die gestrichelte Kurve ist als Näherung anzusehen.

Einfallende Neutronenenergie (MeV)

Für die nicht in der Tabelle enthaltenen Strahlungsarten und Energien kann eine Näherung von w_R durch die Berechnung des mittleren Qualitätsfaktors Q in einer Tiefe von 10 mm in einer ICRU-Kugel ermittelt werden.

C. Verhältnis zwischen dem Qualitätsfaktor Q(L) und dem unbeschränkten linearen Energietransfer L.

Werte des Gewebe-Wichtungsfaktors w_T (*)

Die Werte der Gewebe-Wichtungsfaktoren w_T sind im folgenden angegeben:

E. Operationelle Größen für externe Strahlung

Operationelle Größen für externe Strahlung finden Verwendung bei der individuellen Überwachung zu Strahlenschutzzwecken:

1. Individuelle Überwachung (Personendosimetrie):
   Personendosis H_p(d)
   d: Tiefe im Körper in mm.
2. Bereichsüberwachung (Ortsdosimetrie):
   Umgebungs-Äquivalentdosis H* (d)
   Richtungs-Äquivalentdosis H' (d, Ω)
   d: Tiefe unter der Oberfläche der Kugel gemäß A in mm
   Ω: Einfallswinkel.

Für durchdringende Strahlung wird eine Tiefe von 10 mm, für Strahlung mit geringer Eindringtiefe eine Tiefe von 0,07 mm für die Haut und 3 mm für das Auge empfohlen.

*) Die Werte wurden aus einer Bezugsbevölkerung der gleichen Anzahl beider Geschlechter und einem weiten Altersbereich ermittelt. Bei der Definition der effektiven Dosis gelten sie für die Arbeitskräfte, die Gesamtbevölkerung sowie für beide Geschlechter.

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A. Sofern nicht anders angegeben, gelten die Anforderungen für Dosen in der gesamten Richtlinie für die Summe der jeweiligen Dosen aus externer Exposition in einem angegebenen Zeitraum und der jeweiligen 50-Jahre-Folgedosen (für Kinder bis zum Alter von 70 Jahren) durch Inkorporationen während desselben Zeitraums. Der angegebene Zeitraum entspricht dem in den Artikeln 9 und 13 in bezug auf die Dosisgrenzwerte festgelegten Zeitraum.

Im allgemeinen wird die erhaltene effektive Dosis E einer Person in der Altersgruppe g nach folgender Formel ermittelt:

E = E_external + Σ_j h(g)_j,ing J_j,ing + Σ_j h(g)_j,inh J_j,inh

B. Dabei ist Eexternal die jeweilige effektive Dosis aus externer Strahlenexposition; h(g)_j,ing bzw. h(g)_j,inh sind die effektive Folgedosis pro Inkorporation des Radionuklids j bei Ingestion bzw. Inhalation (Sv/Bq) durch eine Person in der Altersgruppe g; bei J_j,ing bzw. J_j,inh handelt es sich um die jeweilige Inkorporation durch Ingestion bzw. Inhalation des Radionuklids j(Bq).

Mit Ausnahme von Radon-Zerfallsprodukten und Thoron-Zerfallsprodukten sind die Werte der effektiven Folgedosis pro Inkorporation bei Ingestion und Inhalation für Einzelpersonen der Bevölkerung und für Auszubildende und Studierende im Alter zwischen sechzehn und achtzehn Jahren in Tabelle A und Tabelle B angegeben.

Mit Ausnahme von Radon-Zerfallsprodukten und Thoron-Zerfallsprodukten sind die Werte der effektiven Folgedosis pro Inkorporation bei Ingestion und Inhalation für strahlenexponierte Arbeitskräfte und für Auszubildende und Studierende ab achtzehn Jahren in Tabelle C angegeben.

In bezug auf die Strahlenexposition von Einzelpersonen der Bevölkerung enthält Tabelle A (Ingestion) die Werte entsprechend den unterschiedlichen f₁-Faktoren (Anteil der Aktivität, die aus dem Darm in das Blut gelangt) für Kleinkinder und für ältere Personen. Ebenfalls in bezug auf die Strahlenexposition von Einzelpersonen der Bevölkerung enthält Tabelle B (Inhalation) die Werte für unterschiedliche Lungenretentionsklassen mit geeigneten f₁-Werten für die in den Magen-Darm-Trakt übergegangene Inkorporationskomponente. Falls zu diesen Parametern Informationen vorliegen, ist der geeignete Wert zu verwenden, andernfalls der restriktivste Wert. In bezug auf die berufliche Strahlenexposition enthält Tabelle C die Werte für die Ingestion entsprechend unterschiedlichen f₁-Faktoren und die Werte für die Inhalation für unterschiedliche Lungenretentionsklassen mit geeigneten f₁-Werten für die in den Magen-Darm-Trakt übergegangene Inkorporationskomponente.

In Tabelle D sind die f₁-Faktoren nach Element und Verbindungen für Arbeitskräfte und - soweit zutreffend - Einzelpersonen der Bevölkerung für die Inkorporation durch Ingestion dargestellt. In Tabelle E sind die Lungenabsorptionsklassen und f₁-Faktoren ebenfalls nach Element und Verbindungen ebenfalls für strahlenexponierte Arbeitskräfte und für Auszubildende und Studierende ab achtzehn Jahren für die Inkorporation durch Inhalation dargestellt.

Bei den Lungenabsorptionsklassen und f₁-Faktoren von Einzelpersonen der Bevölkerung ist die chemische Form des Elements auf der Grundlage der verfügbaren internationalen Leitfäden zu berücksichtigen. Falls über diese Parameter keine Informationen verfügbar sind, sollte im allgemeinen der konservativste Wert verwendet werden.

C. Für Radon-Zerfallsprodukte und Thoron-Zerfallsprodukte gelten die folgenden Standardumrechnungsfaktoren - effektive Dosis pro potentieller Alphaenergie-Exposition (Sv pro J.h.m^-3):

Potentielle Alphaenergie (von Radon-Zerfallsprodukten und Thoron-Zerfallsprodukten): Die gesamte Alphaenergie, die während des Zerfalls von Radon-Zerfallsprodukten und Thoron-Zerfallsprodukten innerhalb der Zerfallsreihe ausgesandt wird, und zwar bis ²¹⁰Pb für ²²²Rn-Zerfallsprodukte, ohne jedoch ²¹⁰Pb einzubeziehen, und bis zu stabilem ²⁰⁸Pb für ²²⁰Rn-Zerfallsprodukte. Die Einheit ist J (Joule). Für die Strahlenexposition bei einer bestimmten Konzentration für einen bestimmten Zeitraum ist die Einheit J.h.m^-3.

Tabellen:

1. Dosiskoeffizienten für die Ingestion bei Einzelpersonen der Bevölkerung.
2. Dosiskoeffizienten für die Inhalation bei Einzelpersonen der Bevölkerung.
3. Dosiskoeffizienten für die Inhalation und Ingestion bei Arbeitskräften.
4. f1-Werte für die Berechnung von Dosiskoeffizienten für die Ingestion.
5. Lungenabsorptionsklassen und f1-Werte für die chemischen Formen der Elemente zur Berechnung der Dosiskoeffizienten für die Inhalation.

ENDE