Unterrichtung durch die Bundesregierung
Vorschlag für eine Richtlinie des Rates zur Festlegung grundlegender Sicherheitsnormen für den Schutz vor den Gefahren einer Exposition gegenüber ionisierender Strahlung - Vorlage eines Entwurfs nach Artikel 31 Euratom-Vertrag zur Stellungnahme durch den Europäischen Wirtschafts- und Sozialausschuss KOM (2011) 593 endg.; Ratsdok. 14450/11

Übermittelt vom Bundesministerium für Wirtschaft und Technologie am 13. Oktober 2011 gemäß § 2 des Gesetzes über die Zusammenarbeit von Bund und Ländern in Angelegenheiten der Europäischen Union vom 12. März 1993 (BGBl. I S. 313), zuletzt geändert durch das Gesetz vom 22. September 2009 (BGBl. I S. 303 1).

Das Europäische Parlament wird an den Beratungen beteiligt. Hinweis: vgl. Drucksache 605/93 = AE-Nr. 932413

Brüssel, den 29.9.2011 KOM (2011) 593 endgültig 2011/0254 (NLE)

Vorschlag für Richtlinie des Rates zur Festlegung grundlegender Sicherheitsnormen für den Schutz vor den Gefahren einer Exposition gegenüber ionisierender Strahlung
Vorlage eines Entwurfs nach Artikel 31 Euratom-Vertrag zur Stellungnahme durch den Europäischen Wirtschafts- und Sozialausschuss

{SEC(2011) 1098}
{SEC(2011) 1099}

Begründung

1. Hintergrund

1.1. Hintergrund und Ziele

Die Exposition gegenüber ionisierender Strahlung schadet der Gesundheit. Unter normalen Umständen sind die Dosen sehr niedrig, so dass keine klinische Auswirkung auf das Gewebe feststellbar ist, Spätwirkungen - insbesondere Krebs - sind jedoch möglich. Man nimmt an, dass es für die Entstehung von Krebs keine Schwellendosis gibt. Jede Exposition, so gering sie auch sei, kann im späteren Leben Krebs verursachen. Ferner geht man davon aus, dass die Wahrscheinlichkeit von Spätfolgen proportional zur Strahlendosis ist. Daher ist im Bereich des Strahlenschutzes ein spezifisches Vorgehen nach den Grundsätzen der Rechtfertigung, der Optimierung und der Dosisbegrenzung erforderlich; diese sind die Eckpfeiler des Schutzsystems, das bereits vor Jahrzehnten von der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP) konzipiert wurde.

Die Euratom-Rechtsvorschriften folgen seit jeher den Empfehlungen der ICRP. Diese hoch anerkannte wissenschaftliche Organisation hat kürzlich neue Empfehlungen für den Strahlenschutz herausgegeben (Veröffentlichung 103, 2007). Die ICRP behält die bisherigen drei Eckpfeiler des Strahlenschutzsystems bei, führt jedoch die Anwendung der Grundsätze in jeder Expositionssituation und unabhängig davon, ob die Strahlenquelle menschlichen oder natürlichen Ursprung ist, genauer aus. Der Strahlenschutz betrifft nicht nur die Exposition bei der Handhabung von Strahlenquellen (geplante Exposition), sondern auch die Exposition in Notfällen - z.B. nach einem Nuklearunfall - und anderen Situationen, insbesondere solchen, in denen eine Exposition gegenüber natürlichen Strahlenquellen gegeben ist, den sogenannten "bestehenden Expositionssituationen". Die ICRP hat ferner die Methodik für die Bewertung der effektiven Dosis und die Anwendung von Dosisgrenzwerten auf der Grundlage der jüngsten wissenschaftlichen Daten aktualisiert.

Ein großer Teil der Arbeitskräfte in Industriezweigen, in denen natürlich vorkommende radioaktive Materialien (NORM) verarbeitet werden, ist Dosen ausgesetzt, die über dem Dosisgrenzwert für Einzelpersonen der Bevölkerung liegen, profitiert jedoch nicht von dem für beruflich strahlenexponierte Personen vorgesehenen Schutz. Diese Anomalie ist auf Dauer nicht tragbar; daher sollen durch die neuen Empfehlungen der ICRP natürliche Strahlenquellen in das Gesamtsystem integriert werden. Die geltenden Euratom-Vorschriften enthalten bereits seit 19961 Anforderungen für Arbeitstätigkeiten, die mit natürlichen Strahlenquellen verbunden sind. Diese wurden in einem eigenen Titel der Richtlinie zusammengefasst, jedoch nicht in den Gesamtrahmen für den Strahlenschutz integriert. Außerdem waren die Mitgliedstaaten sehr frei in ihren Entscheidungen z.B. darüber, welche NORM-Industriezweige von Belang sind. Dies hat dazu geführt, dass die Kontrolle dieser Industriezweige und der Schutz der darin tätigen Arbeitskräfte auf sehr unterschiedliche Weise geregelt sind. Eine solche Situation ist nicht mit der Aufgabe von Euratom vereinbar, einheitliche Normen vorzugeben.

Die Exposition gegenüber Radon, einem natürlich vorkommenden radioaktiven Edelgas, das aus dem Boden in Gebäude eindringt, ist wesentlich bedeutender als die Exposition gegenüber jeder anderen Strahlenquelle. In jüngsten epidemiologischen Untersuchungen wurde bestätigt, dass Radonexposition Lungenkrebs verursachen kann. Die WHO2 stuft diese Gefahr inzwischen als wichtiges Gesundheitsrisiko3 ein. Die Radonexposition in Gebäuden war 1990 Gegenstand einer Kommissionsempfehlung. Da nun bestätigt wurde, dass die Exposition gegenüber Radon Lungenkrebs verursacht, sollten die Maßnahmen zu ihrer Eindämmung in Europa durch verbindliche Vorschriften verstärkt werden. Die Radioaktivität in Baumaterialien wurde in der Bauprodukte-Richtlinie4 berücksichtigt, es wurden jedoch vom Europäischen Komitee für Normung (CEN) noch immer keine entsprechenden Normen verabschiedet. In der geänderten Fassung der Richtlinie über die grundlegenden Sicherheitsnormen wird nicht nur die Verwendung von Rückständen aus den NORM-Industriezweigen in Baumaterialien behandelt, sondern auch sichergestellt, dass ein kohärenter und einheitlicher Schutz bezüglich anderer Baumaterialien mit erhöhten Radioaktivitätswerten gegeben ist.

Neben dem Gesundheitsschutz des Menschen beinhaltet das ICRP-Strahlenschutzsystem nun auch den Schutz von Tieren und Pflanzen vor ionisierender Strahlung. Es wird allgemein davon ausgegangen, dass in Bezug auf die Exposition von Pflanzen und Tieren keine zusätzlichen Maßnahmen erforderlich sind. Diese Annahme ist nun durch die Einhaltung bestimmter Kriterien und anhand einer einheitlichen Methodik zu belegen.

Es existiert eine beträchtliche Anzahl von Euratom-Rechtsakten zu verschiedenen Strahlenschutzthemen, die im Euratom-Vertrag als "Grundnormen" angeführt werden. Da es sich hier um eine langjährige Entwicklung handelt, sind zwangsläufig nicht wenige Widersprüche zwischen den Rechtsakten sowie Verweise auf Rechtsakte, die aufgrund der zwischenzeitlichen Aktualisierung der Vorschriften hinfällig sind, festzustellen. Diese Ungereimtheiten müssen im Einklang mit der Politik der Kommission zur Vereinfachung der EU-Vorschriften beseitigt werden.

Im Einzelnen handelt es sich dabei um folgende Problembereiche:

1.2. Subsidiarität

Nach Artikel 2 Buchstabe b des Euratom-Vertrags "hat die Gemeinschaft nach Maßgabe des Vertrags ( ... ) einheitliche Sicherheitsnormen für den Gesundheitsschutz der Bevölkerung und der Arbeitskräfte aufzustellen und für ihre Anwendung zu sorgen". So erklären die Mitgliedstaaten in der Präambel des Vertrags, dass sie entschlossen sind, "die Voraussetzungen für die Entwicklung einer mächtigen Kernindustrie zu schaffen", und bestrebt, "die Sicherheiten zu schaffen, die erforderlich sind, um alle Gefahren für das Leben und die Gesundheit ihrer Völker auszuschließen". Euratom hat den Auftrag, "einheitliche Sicherheitsnormen für den Gesundheitsschutz der Bevölkerung und der Arbeitskräfte aufzustellen und für ihre Anwendung zu sorgen." Somit wird die Zuständigkeit von Euratom für die Regulierung im Bereich des Schutzes der Gesundheit vor den Gefahren ionisierender Strahlung im Euratom-Vertrag ausdrücklich festgelegt.

Grundsätzlich muss aufgrund der ausschließlichen gesetzgeberischen Zuständigkeit von Euratom gemäß den Artikeln 30 und 31 Euratom-Vertrag das Subsidiaritätsprinzip nicht angewendet werden. Laut den genannten Artikeln muss die Kommission ihre Vorschläge für Rechtsakte einer Gruppe von Experten zur Stellungnahme vorlegen, die der Ausschuss für Wissenschaft und Technik benennt.

1.3. Geltende Rechtsvorschriften

Nach Inkrafttreten des Euratom-Vertrags wurden auf der Grundlage seines Artikels 31 umfassende Rechtsvorschriften zur Festlegung grundlegender Sicherheitsnormen erlassen.

Der tragende Rechtsakt in diesem Zusammenhang ist die Richtlinie 96/29/Euratom des Rates zur Festlegung der grundlegenden Sicherheitsnormen für den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte und der Bevölkerung gegen die Gefahren durch ionisierende Strahlungen (Euratom-Grundnormenrichtlinie). Weitere Rechtsakte auf der Grundlage des Artikels 31 Euratom-Vertrag sind:

Die Grundnormenrichtlinie wurde unter Berücksichtigung der jeweils neuesten wissenschaftlichen Erkenntnisse über die Folgen ionisierender Strahlung im Einklang mit den ICRP-Empfehlungen und auf der Grundlage der Erfahrungen aus der Praxis regelmäßig aktualisiert (1962, 1966, 1976, 1980, 1984 und 1996). Seit 1984 werden medizinische Expositionen in eigenen Rechtsakten berücksichtigt. Spezifische Problembereiche werden durch drei "assoziierte Richtlinien" (die Richtlinie über hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen, die Richtlinie über externe Arbeitskräfte und die Richtlinie über die Unterrichtung der Bevölkerung) abgedeckt. Die Analyse der auf der Grundlage von Artikel 31 Euratom-Vertrag erlassenen Rechtsvorschriften ergibt, dass die Richtlinie über medizinische Exposition, die Richtlinie über hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen, die Richtlinie über externe Arbeitskräfte und die Richtlinie über die Unterrichtung der Bevölkerung eng mit der Grundnormenrichtlinie 096/29 verbunden sind, da sie die Anforderungen der letztgenannten Richtlinie weiter ausführen oder sich auf einzelne Bestimmungen dieser Richtlinie beziehen. Daher werden Gegenstand und Anwendungsbereich dieser Richtlinien in dem Vorschlag für eine neue Grundnormenrichtlinie behandelt.

Die Kommission wird eine eigene Richtlinie zur Festlegung von Anforderungen an den Schutz der Gesundheit der Bevölkerung hinsichtlich radioaktiver Stoffe in Wasser für den menschlichen Gebrauch vorschlagen (KOM (2011) 385). Diese Euratom-Richtlinie wird die geltende Richtlinie 98/83/EG in Bezug auf deren Anwendung auf radioaktive Stoffe ersetzen und zusätzlich technische Anhänge zur Häufigkeit der Probenahmen, zu Analysemethoden und zu Nachweisgrenzen enthalten. Der Inhalt der Richtlinie erlaubt gegebenenfalls eine Aufnahme in die Grundnormenrichtlinie im Rahmen einer Neufassung. Da die Richtlinie jedoch nur Anforderungen, die im Rahmen von Rechtsvorschriften auf der Grundlage des EG-Vertrags bereits bestanden, in Euratom-Vorschriften überträgt und dies keinesfalls als inhaltliche Änderung verstanden werden soll, ist es zum gegenwärtigen Zeitpunkt sinnvoller, sie nicht in einen Vorschlag für eine geänderte Grundnormenrichtlinie aufzunehmen. Außerdem war man sich zu dem Zeitpunkt, zu dem die Sachverständigengruppe nach Artikel 31 zur überarbeiteten Grundnormenrichtlinie Stellung nahm, immer noch uneinig darüber, ob die Richtlinie über radioaktive Stoffe in Wasser für den menschlichen Gebrauch sich auf den Euratom-Vertrag oder den EG-Vertrag stützen sollte. Unter diesen Umständen entschied man, den Vorschlag für eine geänderte Grundnormenrichtlinie in der Form vorzulegen, in der er im Februar 2010 von der Sachverständigengruppe nach Artikel 31 bestätigt worden war.

Die anderen Rechtsvorschriften auf der Grundlage von Artikel 31 Euratom-Vertrag (siehe Folgenabschätzung) verwenden entweder ein anderes Instrument oder ihr Anwendungsbereich fällt weitgehend nicht unter den Strahlenschutz oder die Vorschriften gelten nur für bestimmte Anlagentypen.

1.4. Vereinfachung

2005 veröffentlichte die Europäische Kommission eine Initiative für eine bessere Rechtsetzung "Umsetzung des Lissabon-Programms der Gemeinschaft: Eine Strategie zur Vereinfachung des ordnungspolitischen Umfelds" (KOM (2005) 535 endg.) infolge der Aufforderung durch das Europäische Parlament und den Rat, die EU-Rechtsvorschriften zu vereinfachen und zu verbessern. Diese Initiative ist der Ausgangspunkt für die Konsolidierung der genannten fünf Richtlinien. Es ist weder sinnvoll noch durchführbar, diese Richtlinien in einer Neufassung mit den anderen Rechtsvorschriften unter Titel II Kapitel 3 des Euratom-Vertrags zusammenzufassen.

1.5. Internationaler Kontext

Die internationalen Sicherheitsgrundnormen (International Basic Safety Standards) spiegeln den internationalen Konsens darüber wider, was beim Schutz von Mensch und Umwelt vor den schädlichen Auswirkungen ionisierender Strahlung ein hohes Sicherheitsniveau darstellt. Die Normen werden vom Gouverneursrat der IAEO genehmigt; ihre Einhaltung ist nicht verbindlich. Das wichtigste Dokument zum Strahlenschutz ist "Safety Series No. 115 - International Basic Safety Standards for Protection against Ionising Radiation and for the Safety of Radiation Sources" (internationale Sicherheitsgrundnormen zum Schutz vor ionisierender Strahlung und für die Sicherheit von Strahlenquellen) (IAEO, 1996). 2006 begann die IAEO gemeinsam mit anderen internationalen Organisationen (FAO, ILO, NEA/OECD, PAHO und WHO) mit der Überarbeitung der "Safety Standards No. 115". Die

Arbeiten sind noch im Gange und werden durch die 2007 veröffentlichten neuen ICRP-Empfehlungen (Veröffentlichung Nr. 103) unterstützt.

Die Europäische Kommission hat bei der Überarbeitung der internationalen Sicherheitsgrundnormen eng mit der IAEO und anderen internationalen Organisationen zusammengearbeitet. Es ist jedoch hervorzuheben, dass die Euratom-Richtlinie über grundlegende Sicherheitsnormen kein Mittel ist, um den internationalen Anforderungen Rechtsverbindlichkeit zu verleihen. Vor allem aus zwei Gründen können sich EU-Rechtsvorschriften nicht auf die internationalen Grundnormen beziehen bzw. diese übernehmen. Zum einen entspricht die Formulierung der internationalen Normen nicht den EU-Regeln für die Abfassung von Rechtstexten. Außerdem sind die internationalen Normen zuweilen viel zu detailliert und gehen über das hinaus, was im Euratom-Vertrag unter "grundlegenden" Normen verstanden wird. Bei den Euratom-Grundnormen sind ferner die Vorschriften für den Binnenmarkt zu beachten. Zum anderen wird bei den internationalen Sicherheitsgrundnormen berücksichtigt, dass alle Länder weltweit - bei einem unterschiedlichen Regulierungsniveau und unterschiedlich entwickelter technischer Infrastruktur - in der Lage sein müssen, sie einzuhalten. Die EU-Vorschriften sind anspruchsvoller. Euratom hat gemäß dem Vertrag die Aufgabe, einheitliche grundlegende Sicherheitsnormen festzulegen. Die Übernahme der internationalen Sicherheitsgrundnormen in einen EU-Rechtsakt ist daher nicht nur schwierig, sondern würde auch der wichtigen Rolle widersprechen, die Euratom seit 1959 spielt, sowie der Tatsache, dass bereits eine beträchtliche Anzahl von Rechtsvorschriften erlassen worden sind. Die Kommission strebt jedoch eine weitestmögliche Übereinstimmung zwischen den Euratom-Normen und den internationalen Normen an und erwägt, im Namen von Euratom die internationalen Normen gegebenenfalls zu unterstützen.

2. Anhörung interessierter Kreise und Folgenabschätzung 2. 1. Interessierte Kreise

Die Kommission (GD ENER) hat mehrere Projekte und Studien zu spezifischen Strahlenschutzthemen initiiert und unterstützt, deren Ergebnisse von der Europäischen Kommission veröffentlicht wurden (Radiation Protection Series)6. Im Rahmen der Projekte, Studien und Konferenzen wurden besondere Schwierigkeiten bei der Umsetzung der geltenden Strahlenschutzvorschriften sowie Problembereiche ermittelt, die im derzeitigen Strahlenschutzsystem nicht ausreichend berücksichtigt sind.

2009 leitete die Kommission eine Konsultation zu einem Vorschlag für neue Bestimmungen zu natürlichen Strahlenquellen in der Richtlinie über grundlegende Sicherheitsnormen ein. Die Arbeitsgruppe für natürliche Strahlenquellen der Sachverständigengruppe nach Artikel 31 schlug ein umfassendes Konzept für die Regulierung der NORM-Industriezweige, der Radonstrahlung und der Baumaterialien vor. Dieses Dokument wurde auf der Website der Kommission veröffentlicht, und auf der EANNORM -Website wurde darauf hingewiesen 7 . Die Konsultation fand vom 2. Februar bis zum 20. April 2009 statt.

Nützlich für die Überarbeitung der Euratom-Sicherheitsgrundnormen waren die fortlaufenden Kontakte mit zwei Vertreterorganisationen wichtiger Akteure, HERCA (Heads of the European Radiological Protection Competent Authorities) und IRPA (International Radiation Protection Association). Auf Sitzungen im Dezember 2008 und 2009 sowie im Juni 2010 wurde HERCA ein Überblick über die Überarbeitung der Sicherheitsgrundnormen gegeben. Die Reaktion der Strahlenschutzbehörden war positiv. HERCA sprach keine wichtigen Probleme an, die eine Änderung des Konzepts erfordert hätten. Die Überarbeitungsvorschläge wurden anlässlich des internationalen IRPA-Kongresses (Buenos Aires 2008) und europäischer IRPA-Kongresse (Brasov 2006, Helsinki 2010) vorgestellt, ebenso bei Jahrestagungen der europäischen IRPA-Unterverbände. Der europäische Teil des IRPA setzte eine Arbeitsgruppe zur Sammlung von Kommentaren der Unterverbände zur Überarbeitung der internationalen und der Euratom-Sicherheitsgrundnormen ein. Regelmäßige Kontakte wurden auch mit FORATOM (European Atomic Forum) gepflegt, das die Akteure der Nuklearindustrie vertritt.

Die Sachverständigengruppe nach Artikel 31 (d.h. die nach Artikel 31 Euratom-Vertrag zu konsultierenden Experten) ist das wichtigste Gremium für die Interaktion mit den Akteuren. Im Februar 2010 gab die Sachverständigengruppe eine Stellungnahme zur möglichen Änderung der EU-Rechtsvorschriften in Form einer (im Entwurf vorliegenden) Richtlinie ab. Diese war das Ergebnis intensiver Arbeit der Arbeitsgruppen der Sachverständigengruppe, bei der die von der Kommission durchgeführten Studien sowie andere Informationsquellen (Konferenzen, Netze) berücksichtigt wurden.

Der Wortlaut des nun von der Kommission vorgelegten Entwurfs ist weitgehend derselbe wie der des Entwurfs, zu dem die Sachverständigengruppe nach Artikel 31 Stellung genommen hat. Es wurden nur einige redaktionelle Änderungen vorgenommen und einige Definitionen hinzugefügt. Die Sachverständigen überließen es der Kommission, zu entscheiden, ob die Definition der hoch radioaktiven umschlossenen Strahlenquellen (HASS - High Activity Sealed Sources) weiterhin die der Richtlinie 2003/122/Euratom sein oder dem IAEO-Verhaltenskodex für die Sicherheit und Sicherung radioaktiver Strahlenquellen angeglichen werden soll. Die Kommission hat sich für Letzteres entschieden.

In ihrer Stellungnahme schlägt die Sachverständigengruppe nach Artikel 31 ferner vor, den Wortlaut von Artikel 54 der Richtlinie 96/29/Euratom beizubehalten, wonach die Mitgliedstaaten von der einheitlichen Anwendung der Sicherheitsgrundnormen zurücktreten können, wenn sie z.B. aufgrund neuer wissenschaftlicher Erkenntnisse nach Verabschiedung der Richtlinie strengere Dosisgrenzwerte erlassen wollen. Dies würde die Umsetzung des Euratom-Vertrags gefährden, der die Festlegung einheitlicher Normen vorschreibt. Daher ist in dem Richtlinienvorschlag keine solche Klausel enthalten. Im Urteil des Gerichtshofes vom 25. November 1992 in der Rechtssache Kommission der Europäischen Gemeinschaften gegen Königreich Belgien (Rechtssache C-376/908 ) heißt es:

"Mangels einer ausdrücklichen gegenteiligen Bestimmung ist die Richtlinie ( ... ) dahin auszulegen, dass sie es den Mitgliedstaaten gestattet, ( ... ) strengere als die in ihr vorgesehenen Dosisgrenzwerte festzulegen ( ... )". Daher wurde ausdrücklich ein Satz zur einheitlichen Anwendung der Normen in den Vorschlag für die geänderte Grundnormenrichtlinie aufgenommen.

2.2. Folgenabschätzung

Es wurde eine umfassende Folgenabschätzung zur Bewertung der Optionen im Hinblick auf folgende Ziele vorgenommen:

Vor dem Hintergrund dieser Ziele wird in der Folgenabschätzung ein breites Spektrum von Optionen geprüft, sowohl im Hinblick auf den Umfang der Konsolidierung mit anderen Rechtsvorschriften als auch im Hinblick auf Anwendungsbereich und Inhalt der aufgenommenen Vorschriften.

Option 1: Unveränderte Beibehaltung der bestehenden Rechtsvorschriften (Status quo).

Option 2: Überarbeitung der Richtlinie über die grundlegenden Sicherheitsnormen und der Richtlinie über medizinische Exposition. Diese Option beinhaltet eine Änderung der zwei Richtlinien, um sie den jüngsten ICRP-Empfehlungen sowie neuen wissenschaftlichen Erkenntnissen anzupassen.

Option 3: Überarbeitung und Konsolidierung der Richtlinien über die grundlegenden Sicherheitsnormen und über medizinische Exposition sowie Integration der Richtlinien über externe Arbeitskräfte, die Unterrichtung der Bevölkerung und hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen. Fragen der natürlichen Strahlung und des Schutzes nicht menschlicher Arten sollen durch nicht legislative Maßnahmen geregelt werden. Bei dieser Option wird die Richtlinie über die grundlegenden Sicherheitsnormen dadurch geändert, dass Bestimmungen über medizinische Exposition, Unterrichtung der Bevölkerung, externe Arbeitskräfte und hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen aufgenommen werden. Im Rahmen dieser Option werden die Grundnormenrichtlinie 096/29 und die damit zusammenhängenden Rechtsakte (Richtlinien über medizinische Exposition (97/43/Euratom), externe Arbeitskräfte (90/641/Euratom), hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen (2003/122/Euratom) und die Unterrichtung der Bevölkerung (89/618/Euratom) sowie die Empfehlung 090/143/Euratom der Kommission) zusammengefasst, und die Anforderungen der Grundnormenrichtlinie und der Richtlinie über medizinische Exposition werden gleichzeitig dem Stand der Wissenschaft und der Erfahrung aus der Regulierungspraxis angepasst.

Option 4: Überarbeitung der Grundnormenrichtlinie und Erweiterung ihres Anwendungsbereichs auf die Exposition gegenüber natürlicher Strahlung im häuslichen Bereich. Bei dieser Option wird ein umfassendes Konzept für den Umgang mit der Exposition gegenüber natürlicher Strahlung in die Bestimmungen der Euratom-Grundnormenrichtlinie aufgenommen. Bei den Vorschriften wird unterschieden zwischen geplanten und bestehenden Expositionssituationen (siehe ICRP-Veröffentlichung 103). Die berufliche Exposition gegenüber natürlichen Strahlenquellen (sowie die Exposition der Bevölkerung durch Rückstände oder Ableitungen der NORM-Industriezweige) wird bereits im Rahmen der Optionen 1 bis 3 berücksichtigt. Bei Option 4 wird noch ausdrücklich die Exposition gegenüber natürlichen Strahlenquellen im häuslichen Umfeld einbezogen.

Option 5: Überarbeitung der Grundnormenrichtlinie und Erweiterung ihres Anwendungsbereichs um den Schutz nicht menschlicher Arten. Gegenstand und Zweck der Grundnormenrichtlinie 96/29/Euratom ist der Schutz der Gesundheit von Bevölkerung und Arbeitskräften vor den Gefahren ionisierender Strahlungen. Die Richtlinie dient auch dem Schutz der Umwelt des Menschen, jedoch nur insoweit, als die Umwelt zur Exposition des Menschen führt. Im Einklang mit den ICRP-Empfehlungen wird bei Option 5 auch die Exposition von Tieren und Pflanzen in der Umwelt insgesamt besonders berücksichtigt. Es würde von den Mitgliedstaaten verlangt, einen angemessenen Schutz nicht menschlicher Arten in ihren Strahlenschutzvorschriften vorzusehen.

Option 6: Überarbeitung und Konsolidierung der Richtlinie über die grundlegenden Sicherheitsnormen und der Richtlinie über medizinische Exposition, Integration der Richtlinien über externe Arbeitskräfte, die Unterrichtung der Bevölkerung und hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen sowie Erweiterung des Anwendungsbereichs um die Exposition der Bevölkerung gegenüber natürlicher Strahlung und den Schutz nicht menschlicher Arten. Diese Option beinhaltet sämtliche Elemente der Option 3 (Überarbeitung der Grundnormenrichtlinie und Integration der vier anderen Richtlinien). Die Überarbeitung der Grundnormenrichtlinie umfasst alle genannten Themen und erweitert den Anwendungsbereich um sämtliche Expositionssituationen, einschließlich der Exposition der Bevölkerung gegenüber Radon und Baumaterialien in Gebäuden, sowie alle Kategorien der Exposition des Menschen und nicht menschlicher Exposition.

Bewertet werden die Wirksamkeit der vorgeschlagenen Optionen im Hinblick auf die Ziele, die Effizienz der zusätzlichen Anforderungen in Bezug auf gesundheitliche und ökologische Auswirkungen, den wirtschaftlichen Nutzen und die Verwaltungskosten sowie die Übereinstimmung der Richtlinie mit dem Euratom- und EU-Recht insgesamt. Die Änderungen der Richtlinie über die grundlegenden Sicherheitsnormen und der Richtlinie über medizinische Exposition werden sich in folgenden Bereichen stark auswirken:

In den drei anderen Richtlinien werden außerdem folgende Änderungen vorgenommen:

Die Zusammenfassung der fünf Richtlinien ist ein wichtiger Erfolg im Hinblick auf die Kohärenz der Euratom-Rechtsvorschriften. Die aufgrund des breiteren Anwendungsbereichs der Grundnormenrichtlinie notwendige Umstrukturierung hat außerdem zur Folge, dass der Richtlinientext klarer ist und die Anforderungen in der Praxis besser umgesetzt werden können.

Der breitere Anwendungsbereich der neuen Richtlinie führt zu weiteren wesentlichen Änderungen:

Im Zusammenhang mit "bestehenden Expositionssituationen" werden Referenzwerte für die Radonkonzentration in Gebäuden und für die externe Exposition gegenüber Baumaterialien angegeben. Die Mitgliedstaaten werden einen umfassenden, transparenten Radon-Maßnahmenplan erstellen müssen, der an die nationalen Bedürfnisse und die geologischen Gegebenheiten der verschiedenen Regionen angepasst ist. Einheitliche Anforderungen an Baumaterialien werden eine weitere Festlegung von Normen im Rahmen der Bauprodukte-Richtlinie (Richtlinie 89/106/EWG des Rates) ermöglichen. Die Verbraucher und die im Bausektor Tätigen werden von der Überwachung und Kennzeichnung der Baumaterialien profitieren, und für die Industrie wird der Verwaltungsaufwand durch eine angemessene Wahl der Referenzwerte und die Liste der Materialarten, die von Belang sind, auf ein Minimum reduziert.

Die Anforderungen der Euratom-Grundnormenrichtlinie im Zusammenhang mit dem Schutz nicht menschlicher Arten können von den Mitgliedstaaten auf eine Weise in ihre nationale Umweltpolitik übernommen werden, dass die Kohärenz mit den geltenden Gesundheitsschutzbestimmungen im Bereich ionisierender Strahlung gewahrt bleibt. Die Umweltverträglichkeitsprüfung im Rahmen dieser neuen Vorschriften hat im Wesentlichen die Vermeidung von Umweltschäden bei Unfällen zum Gegenstand. Im Zusammenhang mit dem Normalbetrieb einer Einrichtung geht es eher um den Nachweis, dass keine Folgen für die Umwelt entstehen.

3. Rechtliche Aspekte

Die Neufassung von fünf Richtlinien ergibt eine umfangreiche Richtlinie mit über 100 Artikeln und zahlreichen Anhängen. Angesichts von Umfang und Komplexität der Änderungen wird kein förmliches Neufassungsverfahren verfolgt. Es können hier nicht alle einzelnen Punkte des Vorschlags angeführt werden. Daher werden nachstehend die wichtigsten Elemente jedes Kapitels zusammenfassend dargestellt.

3. 1. Kapitel I: Gegenstand und Anwendungsbereich

In diesem Kapitel wird der Anwendungsbereich der Richtlinie festgelegt (allgemeines Ziel der Richtlinie für verschiedene Expositionskategorien und Expositionssituationen, besondere Ziele aufgrund der Aufnahme der Vorschriften für hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen und die Unterrichtung der Bevölkerung, Ausschluss nicht kontrollierbarer Expositionen). Der Anwendungsbereich der Richtlinie wird erweitert um die Exposition des fliegenden Personals gegenüber kosmischer Strahlung, die Exposition im häuslichen Umfeld gegenüber Radon in der Innenraumluft, die externe Exposition gegenüber Gammastrahlung aus Baumaterialien und den Schutz der Umwelt über die für die Exposition des Menschen relevanten Pfade hinaus.

3.2. Kapitel II: Begriffsbestimmungen

Kapitel II umfasst sämtliche Begriffsbestimmungen aus den früheren Richtlinien, mit einigen Anpassungen zur Beseitigung von Widersprüchen sowie zur Angleichung an die neue Terminologie der ICRP-Veröffentlichung 103 und den Entwurf der internationalen Sicherheitsgrundnormen.

3.3. Kapitel III: Strahlenschutzsystem

Dieses Kapitel enthält die allgemeinen Grundsätze des Strahlenschutzes: Rechtfertigung, Optimierung und Dosisbegrenzung. Die größere Rolle der Dosisrichtwerte und Referenzwerte bei der Optimierung wird erläutert; Anhang I enthält die von der ICRP vorgeschlagenen Bandbreiten für Referenzwerte für bestehende und Notfall-Expositionssituationen. Die Dosisgrenzwerte werden nicht geändert, abgesehen von einer einheitlichen Definition des Jahresgrenzwertes für beruflich Strahlenexponierte (kein Mittelwert über 5 Jahre) und einem niedrigeren Organdosisgrenzwert für die Augenlinse entsprechend der Empfehlung der ICRP. Die neue Richtlinie umfasst nicht mehr die technischen Messungen, die Teil der Definition der effektiven Dosis sind, sowie andere Faktoren, die für die Ermittlung von Dosen relevant sind; sie verweist in diesem Zusammenhang auf die ICRP-Veröffentlichung 103. Außerdem enthält sie keine langen Listen radionuklidspezifischer Dosiskoeffizienten mehr (Dosen pro Inkorporation bei Ingestion und Inhalation), sondern verweist vielmehr auf eine demnächst geplante konsolidierte Veröffentlichung der ICRP, die kostenlos heruntergeladen werden kann.

3.4. Kapitel IV: Anforderungen an Ausbildung, Fortbildung und Unterweisung im Bereich des Strahlenschutzes

In diesem Kapitel werden die unterschiedlichen Anforderungen an Aus- und Fortbildung der verschiedenen Richtlinien zusammengefasst. Es beinhaltet ferner Bestimmungen für die Anerkennung des "Strahlenschutzexperten" und des "Medizinphysik-Experten".

3.5. Kapitel V: Rechtfertigung und aufsichtsrechtliche Kontrolle der Tätigkeiten

Die Anwendung des Rechtfertigungsgrundsatzes obliegt weiterhin den Mitgliedstaaten. Besondere Aufmerksamkeit gilt der Rechtfertigung von Tätigkeiten, bei denen Menschen zwecks nicht medizinischer Bildgebung (z.B. bei der Sicherheitskontrolle in Flughäfen) bewusst Strahlung ausgesetzt werden.

Die Regelung für die aufsichtsrechtliche Kontrolle ist nun dreistufig (Notifizierung, Registrierung, Erlaubniserteilung), anstelle des früheren zweistufigen Systems der Meldung und "vorherigen Genehmigung". Das Kapitel enthält eine detailliertere Liste der Arten von Tätigkeiten, die entweder registriert oder für die eine Erlaubnis eingeholt werden muss. Im Rahmen des Konzepts einer "abgestuften Vorgehensweise" bei der aufsichtsrechtlichen Kontrolle wird ausdrücklich die Möglichkeit vorgesehen, auf nationaler Ebene bestimmte Tätigkeiten von der Notifizierung und Genehmigung auszunehmen. Die Standardwerte für eine Freistellung auf der Grundlage der Radioaktivitätskonzentration sind nun die des IAEA Safety Guide RS-G-1.7. Die gleichen Standardwerte gelten für die Entlassung aus der aufsichtsrechtlichen Kontrolle (Freigabewerte); es können jedoch spezifische Werte in europäischen Leitlinien festgelegt werden. Die Mitgliedstaaten können die Standardfreigabewerte der geltenden nationalen Vorschriften sowie die bestehenden Freistellungswerte für geringe Materialmengen beibehalten. Einzelheiten zu den Freistellungskriterien sowie Freistellungs- und Freigabewerte enthält Anhang VI.

Dieses Kapitel enthält auch genauere Bestimmungen zu den Informationen, die bei einem Erlaubnisantrag vorzulegen sind (die Erteilung von Ableitungsgenehmigungen für luftgetragene oder flüssige radioaktive Stoffe ist Gegenstand von Kapitel VIII).

3.6. Kapitel VI: Schutz von Arbeitskräften, Auszubildenden und Studierenden

Dieses Kapitel enthält - mit geringfügigen Änderungen - die Bestimmungen zur beruflichen Strahlenexposition der Richtlinie 96/29/Euratom. Ferner wurden an dieser Stelle die spezifischen Anforderungen der Richtlinie über externe Arbeitskräfte aufgenommen, und es wird eine klare Aufteilung der Zuständigkeiten zwischen dem Arbeitgeber und dem Unternehmen vorgenommen, in dem die Arbeiten durchgeführt werden. Das Datensystem für die individuelle Strahlenüberwachung strahlenexponierter Arbeitskräfte und die Mindestdaten, die über externe Arbeitskräfte mitzuteilen sind, wurden auf der Grundlage der Empfehlungen der HERCA aktualisiert.

Es wird nicht zwischen dem Umgang mit der beruflichen Exposition in den NORM-Industriezweigen und der Exposition bei anderen Tätigkeiten unterschieden, bei ersteren kann jedoch bei der aufsichtsrechtlichen Kontrolle eine "abgestufte Vorgehensweise" angewendet werden, auf der Grundlage der jeweils vorherrschenden Exposition und der Möglichkeit ihrer Zunahme im Laufe der Zeit.

Dieses Kapitel umfasst nun berufliche Strahlenexpositionen in allen Expositionssituationen, weshalb der Schutz der Notfalleinsatzkräfte sowie der Arbeitskräfte, die an ihrem Arbeitsplatz (in Gebäuden) einer hohen Radonkonzentration ausgesetzt sind, jetzt expliziter formuliert ist.

3.7. Kapitel VII: Schutz von Patienten und anderen Personen bei medizinischer Exposition

Dieses Kapitel enthält die relevanten Anforderungen der Richtlinie über medizinische Expositionen, verstärkt sie jedoch, insbesondere im Hinblick auf - die Anwendung des Rechtfertigungsgrundsatzes,

Der Abschnitt zu Notfall-Expositionssituationen beinhaltet die Anforderungen der Richtlinie über die Unterrichtung der Bevölkerung.

Der Abschnitt zu bestehenden Expositionssituationen behandelt die Radonexposition innerhalb von Gebäuden, wobei im Einklang mit den ICRP- und WHO-Empfehlungen ein etwas niedrigerer maximaler Referenzwert für bestehende Wohngebäude angesetzt wird als in der Empfehlung 090/143/Euratom der Kommission. Ferner enthält er Vorschriften für die Klassifizierung von Baumaterialien auf der Grundlage eines Radioaktivitätsindex sowie einen einheitlichen Referenzwert für die Jahresdosis bei Personen, die in mit den entsprechenden Baumaterialien gebauten Wohnungen leben.

3.9. Kapitel IX: Umweltschutz

Mit diesem Kapitel sollen entsprechend dem weiteren Anwendungsbereich der Richtlinie im Einklang mit den internationalen Sicherheitsgrundnormen Mittel bereitgestellt werden, um die Einhaltung von Umweltkriterien nachzuweisen. Die ICRP hat eine Methodik für die Dosisabschätzung bei Tieren und Pflanzen veröffentlicht, eine Veröffentlichung zur Anwendung der Kriterien steht noch aus. Bis diese vorliegt, obliegt es den nationalen Behörden, die Dosen, denen repräsentative Tiere und Pflanzen ausgesetzt sind, im Hinblick auf den Schutz des Ökosystems zu bewerten.

Ferner sind geeignete technische Maßnahmen zu ergreifen, um ökologische Folgen einer nicht beabsichtigten Freisetzung zu vermeiden und die bestehenden Radioaktivitätskonzentrationen in der Umwelt aus der Perspektive des Umwelt- und des Gesundheitschutzes zu überwachen.

3.10. Kapitel X: Anforderungen an die aufsichtsrechtliche Kontrolle

In diesem Kapitel werden alle Zuständigkeiten der Aufsichtsbehörden in sämtlichen Expositionssituationen behandelt. Es ist in folgende Abschnitt e gegliedert:

Im ersten Abschnitt (Institutionelle Infrastruktur) wird eine klare Festlegung der Zuständigkeiten der Behörden vorgeschrieben. Der Kommission sind regelmäßig aktualisierte Daten zu vermitteln, die im Amtsblatt veröffentlicht werden. In diesem Abschnitt werden auch die Zuständigkeiten des "Strahlenschutzexperten", des Strahlenschutzbeauftragten" (in der geltenden Grundnormenrichtlinie waren diese Funktionen in der Person des "qualifizierten Sachverständigen" vereinigt) und des "Medizinphysik-Experten" festgelegt.

3.11. Kapitel XI: Schlussbestimmungen

Für die Umsetzung der neuen Richtlinie in nationales Recht dürfte kein bedeutender gesetzgeberischer Aufwand erforderlich sein, daher sollte eine Umsetzungsfrist von zwei Jahren ausreichen. Einige Bestimmungen zu neuen Aspekten (z.B. Umweltschutz) können später umgesetzt werden.

Im Einklang mit dem Euratom-Vertrag müssen die Grundnormen in allen Mitgliedstaaten einheitlich angewendet werden, abgesehen von den Bestimmungen, für die die Richtlinie Abweichungen vorsieht. Die Dosisgrenzwerte, die Standardfreistellungswerte, die Referenzwerte für Baumaterialien usw. sind jedoch ausdrücklich einheitlich umzusetzen und anzuwenden.

4. Auswirkungen auf den Haushalt

Der Vorschlag hat keine Auswirkungen auf den EU-Haushalt.

Vorschlag für Richtlinie des Rates zur Festlegung grundlegender Sicherheitsnormen für den Schutz vor den Gefahren einer Exposition gegenüber ionisierender Strahlung
Vorlage eines Entwurfs nach Artikel 31 Euratom-Vertrag zur Stellungnahme durch den Europäischen Wirtschafts- und Sozialausschuss

Der Rat der Europäischen Union - gestützt auf den Vertrag zur Gründung der Europäischen Atomgemeinschaft, insbesondere auf die Artikel 31 und 32, auf Vorschlag der Kommission, der nach Stellungnahme der Gruppe der vom Ausschuss für Wissenschaft und Technik bestellten wissenschaftlichen Sachverständigen der Mitgliedstaaten und nach Anhörung des Europäischen Wirtschafts- und Sozialausschusses ausgearbeitet worden ist, nach Stellungnahme des Europäischen Wirtschafts- und Sozialausschusses, nach Stellungnahme des Europäischen Parlaments, in Erwägung nachstehender Gründe:

Hat folgende Richtlinie Erlassen:

Kapitel I
Gegenstand Anwendungsbereich

Artikel 1
Gegenstand

Artikel 2
Anwendungsbereich

Artikel 3
Ausschluss vom Anwendungsbereich

Diese Richtlinie gilt weder für im menschlichen Körper natürlicherweise enthaltene Radionuklide noch für kosmische Strahlen in Bodenhöhe noch für die oberirdische Exposition gegenüber Radionukliden in der nicht durch Eingriffe beeinträchtigten Erdrinde.

Kapitel II
Begriffsbestimmungen

Artikel 4

Für die Zwecke dieser Richtlinie gelten folgende Begriffsbestimmungen:

wobei DT,R die über ein Gewebe oder ein Organ T gemittelte Energiedosis durch die Strahlung R, wR der Strahlungswichtungsfaktor und wT der Gewebewichtungsfaktor für das Gewebe oder Organ T ist. Die entsprechenden wT- und wR-Werte sind in der Veröffentlichung 103 der Internationalen Strahlenschutzkommission angegeben. Die Einheit der effektiven Dosis ist das Sievert.

Sie wird ausgedrückt durch:

wobei

Setzt sich das Strahlungsfeld aus Arten und Energien mit unterschiedlichen Werten von wR zusammen, so gilt für die gesamte Äquivalentdosis HT:

Die entsprechenden wR-Werte sind in der Veröffentlichung 103 der Internationalen Strahlenschutzkommission angegeben. Die Einheit der Äquivalentdosis ist das Sievert.

Bei der Angabe von E(T) ist T die Zahl der Jahre, über die die Integration erfolgt. Für die Zwecke der Einhaltung der in dieser Richtlinie festgelegten Dosisgrenzwerte ist T für Erwachsene ein Zeitraum von 50 Jahren nach Aktivitätszufuhr und für Kinder ein Zeitraum bis zum Alter von 70 Jahren. Die Einheit der effektiven Folgedosis ist das Sievert.

wobei

In dieser Richtlinie bezeichnet die Energiedosis die über ein Gewebe oder ein Organ gemittelte Dosis. Die Einheit der Energiedosis ist Gray.

Die Einheit der Aktivität ist das Becquerel.

für eine Aktivitätszufuhr zum Zeitpunkt t0; dabei ist

H~ T(^)die entsprechende Äquivalentdosisleistung (im Organ oder Gewebe T) zum Zeitpunkt t;

^ der Zeitraum, über den die Integration erfolgt.

Bei der Angabe von HT(^) wird ^ in Jahren angeführt. Erfolgt keine Angabe für ^, so wird für Erwachsene ein Zeitraum von 50 Jahren, für Kinder ein Zeitraum bis zum Alter von 70 Jahren unterstellt. Die Einheit der Folgeäquivalentdosis ist das Sievert.

Kapitel III
Strahlenschutzsystem

Artikel 5
Allgemeine Grundsätze

Die Mitgliedstaaten legen rechtliche Anforderungen und ein geeignetes System der aufsichtsrechtlichen Kontrolle fest, so dass für sämtliche Expositionssituationen ein Strahlenschutzsystem auf der Grundlage der Grundsätze der Rechtfertigung, Optimierung und Dosisbegrenzung greift:

Abschnitt 1
Optimierungsinstrumente

Artikel 6
Dosisrichtwerte für berufliche Expositionen und Expositionen der Bevölkerung

Artikel 7
Dosisrichtwerte für medizinische Expositionen

Dosisrichtwerte gelten nicht für die medizinische Exposition von Patienten.

Für Betreuungs- und Begleitpersonen wie auch Probanden im Rahmen der medizinischen und biomedizinischen Forschung (für die von der Exposition kein direkter medizinischer Nutzen erwartet wird) werden Dosisrichtwerte als individuelle Dosis festgelegt, die für den Zeitraum der jeweiligen Untersuchung oder Behandlung oder des betreffenden Forschungsprojekts voraussichtlich nicht überschritten wird.

Artikel 8
Referenzwerte

Referenzwerte werden für Notfall- und bestehende Expositionssituationen als ein Wert der effektiven Dosis oder Organdosis festgelegt, oberhalb dessen Expositionen in Notfall- oder bestehenden Expositionssituationen nicht zugelassen werden sollten. Optimierte Schutzstrategien werden mit dem Ziel geplant und umgesetzt, individuelle Dosen unter den Referenzwerten zu halten. Die für Referenzwerte gewählten Werte hängen von der Art der Expositionssituation ab. Bei der Optimierung des Schutzes wird Expositionen oberhalb des Referenzwerts Vorrang eingeräumt. Bei der Wahl von Referenzwerten werden sowohl Anforderungen des Strahlenschutzes als auch gesellschaftliche Kriterien berücksichtigt. Bei der Wahl von Referenzwerten für die effektive Dosis werden die drei in Anhang I Nummer 1 festgelegten Bandbreiten für Referenzwerte berücksichtigt.

Abschnitt 2
Dosisbegrenzung

Artikel 9
Altersbegrenzung für strahlenexponierte Arbeitskräfte

Unbeschadet des Artikels 12 Absatz 2 dürfen Personen unter 18 Jahren nicht mit einer Tätigkeit beauftragt werden, die sie zu strahlenexponierten Arbeitskräften macht.

Artikel 10
Dosisgrenzwerte für berufliche Expositionen

Artikel 11
Schutz von Schwangeren

Artikel 12
Dosisgrenzwerte für Auszubildende und Studierende

Artikel 13
Dosisgrenzwerte für die Exposition der Bevölkerung

Der Grenzwert der effektiven Dosis für die Exposition der Bevölkerung beträgt 1 mSv im Jahr.

Zusätzlich zu dem in Unterabsatz 1 festgelegten Dosisgrenzwert gelten die folgenden Grenzwerte der Äquivalentdosis:

Artikel 14
Schätzung der effektiven Dosis und der Äquivalentdosis

Zur Schätzung der effektiven Dosis und der Äquivalentdosis werden die folgenden Werte und Beziehungen herangezogen:

Kapitel IV
Anforderungen an Ausbildung, FORTBILDUNG Unterweisung IM Bereich des Strahlenschutzes

Artikel 15
Allgemeine Zuständigkeiten für die Ausbildung, Fortbildung und Unterweisung

Die Mitgliedstaaten schaffen einen geeigneten rechtlichen und administrativen Rahmen für eine angemessene Ausbildung, Fortbildung und Unterweisung im Bereich des Strahlenschutzes für alle Personen, deren Aufgabe spezielle Fachkenntnisse im Strahlenschutz erfordern. Die Fortbildung, Aktualisierung der Fachkunde und Unterweisung einschlägiger Personen ist in geeigneten Zeitabschnitten zu wiederholen und zu dokumentieren.

Die Mitgliedstaaten sorgen für Aus- und Fortbildung sowie die Aktualisierung der Fachkunde im Hinblick auf die Anerkennung von Strahlenschutzexperten, Medizinphysik-Experten, arbeitsmedizinischen Diensten und Dosimetrie-Diensten.

Artikel 16
Fortbildung von strahlenexponierten Arbeitskräften, Auszubildenden und Studierenden und deren Unterweisung

Artikel 17
Unterweisung und Fortbildung von Arbeitskräften, die einer potenziellen Exposition durch herrenlose Strahlenquellen ausgesetzt sind

Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass Betriebsleitung und Arbeitskräfte von Einrichtungen, bei denen es äußerst wahrscheinlich ist, dass herrenlose Strahlenquellen vorhanden sind oder verarbeitet werden, insbesondere große Schrottplätze und Großanlagen für die Altmetallverwertung, sowie von wichtigen Transitknotenpunkten,

Artikel 18
Unterweisung und Fortbildung der Notfalleinsatzkräfte

Artikel 19
Ausbildung, Unterweisung und Fortbildung im Bereich medizinischer Exposition

Kapitel V
Rechtfertigung aufsichtsrechtliche Kontrolle der Tätigkeiten

Artikel 20
Rechtfertigung von Tätigkeiten

Artikel 21
Rechtfertigung von Tätigkeiten mit Geräten oder Produkten, die ionisierende Strahlung aussenden

Artikel 22
Verbot von Tätigkeiten

Die Mitgliedstaaten verbieten den absichtlichen Zusatz radioaktiver Stoffe bei der Herstellung von Lebensmitteln, Spielwaren, persönlichen Schmuckgegenständen und kosmetischen Erzeugnissen und verbieten die Einfuhr oder Ausfuhr derartiger Produkte. Unbeschadet der Richtlinie 1999/2/EG21 des Europäischen Parlaments und des Rates gelten Tätigkeiten, die eine Aktivierung von Material bewirken und somit zu einer Zunahme der Aktivität in den zugehörigen Produkten führen, als nicht gerechtfertigt.

Artikel 23
Tätigkeiten mit einer absichtlichen Exposition von Menschen zu nicht medizinischen Zwecken

Artikel 24
Ermittlung von Tätigkeiten mit natürlich vorkommenden radioaktiven Materialien

Die Mitgliedstaaten sorgen für die Ermittlung von Tätigkeiten, die mit natürlich vorkommenden radioaktiven Materialien verbunden sind und die zu einer Exposition von Arbeitskräften und Einzelpersonen der Bevölkerung führen, die unter Strahlenschutzgesichtspunkten nicht außer Acht gelassen werden kann. Eine solche Ermittlung wird durch Erhebungen oder andere geeignete Mittel unter Berücksichtigung der in Anhang V aufgeführten Industriezweige durchgeführt.

Artikel 25
Notifizierung

Artikel 26
Aufsichtsrechtliche Kontrolle

Artikel 27
Genehmigung

Artikel 28
Genehmigungsverfahren

Artikel 29
Freigabe aus der aufsichtsrechtlichen Kontrolle

Kapitel VI
Schutz von Arbeitskräften, AUSZUBILDENDEN Studierenden

Artikel 30
Zuständigkeiten

Artikel 31
Maßnahmen zum Schutz der Arbeitskräfte

Die Maßnahmen zum Schutz strahlenexponierter Arbeitskräfte stützen sich auf

Artikel 32
Konsultation des Strahlenschutzexperten

Die Mitgliedstaaten schreiben vor, dass das Unternehmen einen Strahlenschutzexperten hinsichtlich der Prüfung und Kontrolle der Schutzvorrichtungen und Messgeräte konsultiert, insbesondere bei

Artikel 33
Vorkehrungen am Arbeitsplatz

Artikel 34
Einstufung der Arbeitsstätten

Artikel 35
Anforderungen für Kontrollbereiche

Artikel 36
Anforderungen für Überwachungsbereiche

Artikel 37
Radiologische Überwachung des Arbeitsumfeldes

Artikel 38
Kategorien strahlenexponierter Arbeitskräfte

Artikel 39
Individuelle Überwachung

Artikel 40
Überwachung bei unfallbedingter Strahlenexposition

Bei unfallbedingter Strahlenexposition ermittelt das Unternehmen in Zusammenarbeit mit dem Dosimetrie-Dienst die relevanten Dosen und ihre Verteilung im Körper.

Artikel 41
Erfassung und Übermittlung der Ergebnisse

Artikel 42
Zugang zu den Ergebnissen

Artikel 43

Artikel 44
Medizinische Überwachung strahlenexponierter Arbeitskräfte

Diese medizinische Überwachung muss die Beurteilung des Gesundheitszustands der überwachten Arbeitskräfte im Hinblick auf ihre gesundheitliche Tauglichkeit zur Ausführung der ihnen übertragenen Aufgaben ermöglichen.

Zu diesem Zweck müssen die arbeitsmedizinischen Dienste Zugang zu allen sachdienlichen Informationen, einschließlich der Umgebungsbedingungen am Arbeitsplatz, erhalten.

Artikel 45
Medizinische Einstufung

Für die Tauglichkeit als Arbeitskraft der Kategorie A gilt folgende medizinische Einstufung:

Artikel 46
Verbot der Beschäftigung oder Einstufung nicht tauglicher Arbeitskräfte als Kategorie-A-Arbeitskräfte

Keine Arbeitskraft darf für irgendeinen Zeitraum für eine bestimmte Arbeit als Arbeitskraft der Kategorie A eingestellt oder eingestuft werden, wenn bei der medizinischen Überwachung festgestellt wurde, dass sie für diese bestimmte Arbeit untauglich ist.

Artikel 47
Gesundheitsakten

Artikel 48
Besondere medizinische Überwachung

Artikel 49
Rechtsbehelfe

Die Mitgliedstaaten legen das Verfahren für Rechtsbehelfe gegen die Befunde und Entscheidungen nach den Artikeln 45, 46 und 48 fest.

Artikel 50
Schutz externer Arbeitskräfte

Artikel 51
Gesondert genehmigte Strahlenexpositionen

Artikel 52
Berufsbedingte Notfallexposition

Artikel 53
Radon am Arbeitsplatz

Kapitel VII
Schutz von Patienten Anderen Personen bei medizinischer Exposition

Artikel 54
Rechtfertigung

Artikel 55
Optimierung

Diese Anweisungen sind vor Verlassen des Krankenhauses oder einer entsprechenden Einrichtung auszuhändigen.

Artikel 56
Zuständigkeiten

Artikel 57
Verfahren

Artikel 58
Fortbildung

Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass bei anwendenden Fachkräften, Medizinphysik-Experten und den in Artikel 56 Absatz 4 genannten Personen die in den Artikeln 81, 15 und 19 enthaltenen Vorschriften für Fortbildung und Anerkennung eingehalten werden.

Artikel 59
Ausrüstung

Artikel 60
Besondere Anwendungen

Artikel 61
Besonderer Schutz während Schwangerschaft und Stillzeit

Falls eine Schwangerschaft nicht ausgeschlossen werden kann, ist je nach Art der medizinischen Exposition - insbesondere, wenn Bauch- und Beckenregionen betroffen sind - der Rechtfertigung, insbesondere der Dringlichkeit, und der Optimierung der medizinischen Exposition besondere Aufmerksamkeit zu widmen, wobei die Exposition sowohl der Schwangeren als auch des ungeborenen Kindes zu berücksichtigen ist.

Artikel 62
Unfallbedingte und unbeabsichtigte Expositionen Die Mitgliedstaaten stellen sicher, dass

Artikel 63
Abschätzung der Bevölkerungsdosis

Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass die Verteilung der abgeschätzten individuellen Dosen, die durch medizinische Exposition verursacht werden, bestimmt wird, wobei Alter und Geschlecht der exponierten Personen zu berücksichtigen sind.

Kapitel VIII
Schutz der Bevölkerung

Abschnitt 1
Schutz der Bevölkerung UNTER normalen Bedingungen

Artikel 64
Grundsätze des Schutzes der Bevölkerung

Die Mitgliedstaaten schaffen die erforderlichen Voraussetzungen, um unter den gegebenen Bedingungen für einen bestmöglichen Schutz der Bevölkerung zu sorgen, wobei die in Kapitel III für das Strahlenschutzsystem dargelegten Grundsätze und die im vorliegenden Kapitel festgelegten Anforderungen zu berücksichtigen sind.

Artikel 65
Schutz der Bevölkerung

Artikel 66
Abschätzung der Dosen für Einzelpersonen der Bevölkerung

Artikel 67
Überwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe

Artikel 68
Aufgaben der Unternehmen

Artikel 69
Umweltüberwachungsprogramm

Die Mitgliedstaaten sorgen für die Einrichtung eines angemessenen Umweltüberwachungsprogramms zur Abschätzung der Exposition von Einzelpersonen der Bevölkerung.

Abschnitt 2
NOTFALL-EXPOSITIONSSITUATIONEN

Artikel 70
Notfalleinsätze

Artikel 71
Informationen für die von einem Notfall wahrscheinlich betroffene Bevölkerung

Artikel 72
Informationen für die von einem Notfall tatsächlich betroffene Bevölkerung

Abschnitt 3
Bestehende EXPOSITIONSSITUATIONEN

Artikel 73
Kontaminierte Bereiche

Artikel 74
Radon in Wohnräumen und öffentlich zugänglichen Gebäuden

Artikel 75
Baumaterialien

Kapitel IX
Umweltschutz

Artikel 76
Umweltkriterien

Die Mitgliedstaaten nehmen in ihren Rechtsrahmen für den Strahlenschutz und insbesondere in ihr Gesamtsystem für den Schutz der menschlichen Gesundheit auch Bestimmungen über den Strahlenschutz nicht menschlicher Arten in der Umwelt auf. Dieser Rechtsrahmen sieht zum Schutz von Populationen gefährdeter oder repräsentativer nicht menschlicher Arten Umweltkriterien vor, die der Bedeutung dieser Arten innerhalb des Ökosystems Rechnung tragen. Gegebenenfalls werden Arten von Tätigkeiten bestimmt, die eine aufsichtsrechtliche Kontrolle erfordern, damit die Vorgaben dieses Rechtsrahmens umgesetzt werden.

Artikel 77
Genehmigte Ableitungsgrenzwerte

Bei der Festlegung von Grenzwerten für die Ableitung radioaktiver Stoffe gemäß Artikel 65 Absatz 2 achten die zuständigen Behörden der Mitgliedstaaten auch auf einen angemessenen Schutz nicht menschlicher Arten. Zur Vergewisserung über die Einhaltung der Umweltkriterien kann in diesem Zusammenhang eine generelle Untersuchung durchgeführt werden.

Artikel 78
Unfallbedingte Freisetzungen

Die Mitgliedstaaten verpflichten die Unternehmen, angemessene technische Maßnahmen zu treffen, um im Falle einer unfallbedingten Freisetzung wesentliche Umweltschäden zu verhindern oder das Ausmaß solcher Schäden zu begrenzen.

Artikel 79
Umweltüberwachung

Bei der Festlegung von Umweltüberwachungsprogrammen und bei der Verpflichtung zur Durchführung solcher Programme berücksichtigen die zuständigen Behörden der Mitgliedstaaten erforderlichenfalls auch repräsentative nicht menschliche Arten sowie Umweltmedien, die einen Expositionspfad für Einzelpersonen der Bevölkerung darstellen.

Kapitel X
Anforderungen an die aufsichtsrechtliche Kontrolle

Abschnitt 1
Institutionelle Infrastruktur

Artikel 80
Zuständige Behörde

Artikel 81
Anerkennung von Diensten und Fachleuten

Artikel 82
Arbeitsmedizinische Dienste

Arbeitsmedizinische Dienste überwachen strahlenexponierte Arbeitskräfte in Bezug auf die ionisierende Strahlung, der sie ausgesetzt sind, und die Eignung für die ihnen zugewiesenen Aufgaben.

Artikel 83
Dosimetrie-Dienste

Dosimetrie-Dienste bestimmen die interne und externe Dosis strahlenexponierter Arbeitskräfte, die einer individuellen Überwachung unterliegen, und führen in Zusammenarbeit mit dem Unternehmen und dem arbeitsmedizinischen Dienst Aufzeichnungen über diese Dosen. Dosimetrie-Dienste umfassen die Kalibrierung, das Ablesen und die Auswertung der Daten individueller Überwachungsgeräte und die Messung der Radioaktivität im menschlichen Körper und in biologischen Proben.

Artikel 84
Strahlenschutzexperte

Artikel 85
Medizinphysik-Experte

Artikel 86
Strahlenschutzbeauftragter

Abschnitt 2
Kontrolle Umschlossener Strahlenquellen

Artikel 87
Allgemeine Anforderungen

Artikel 88
Anforderungen an die Kontrolle hoch radioaktiver umschlossener Strahlenquellen

Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass vor der Genehmigung von Tätigkeiten im Zusammenhang mit einer hoch radioaktiven umschlossenen Strahlenquelle

Artikel 89
Besondere Anforderungen an die Zulassung für den Umgang mit hoch radioaktiven umschlossenen Strahlenquellen

Neben der Einhaltung der in Kapitel V aufgeführten allgemeinen Vorschriften für die Erlaubniserteilung sorgen die Mitgliedstaaten dafür, dass die Erlaubnis zur Herstellung, Verwendung oder Inbesitznahme einer hoch radioaktiven umschlossenen Strahlenquelle Folgendes vorsieht:

Artikel 90
Aufzeichnungen des Unternehmens

Die Mitgliedstaaten schreiben vor, dass die Aufzeichnungen über hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen die in Anhang XII aufgeführten Informationen enthalten und dass das Unternehmen den zuständigen Behörden diese Aufzeichnungen ganz oder teilweise, jedoch mindestens gemäß Anhang XIII, in Kopie zur Verfügung stellt. Die Aufzeichnungen des Unternehmens werden der zuständigen Behörde zur Überprüfung bereitgestellt.

Artikel 91
Aufzeichnungen der zuständigen Behörden

Die zuständigen Behörden führen Aufzeichnungen über die für Tätigkeiten mit hoch radioaktiven umschlossenen Strahlenquellen zugelassenen Unternehmen sowie über die hoch radioaktiven umschlossenen Strahlenquellen, die sich in ihrem Besitz befinden. Diese Aufzeichnungen müssen das jeweilige Radionuklid, die Radioaktivität zum Zeitpunkt der Herstellung, oder, falls diese nicht bekannt ist, die Radioaktivität zum Zeitpunkt des ersten Inverkehrbringens oder zum Zeitpunkt des Erwerbs der Strahlenquelle durch das Unternehmen sowie die Art der Strahlenquelle enthalten. Die zuständigen Behörden halten die Aufzeichnungen auf dem neuesten Stand und berücksichtigen dabei unter anderem auch die Weitergabe von Strahlenquellen.

Artikel 92
Sicherung hoch radioaktiver umschlossener Strahlenquellen

Abschnitt 3
herrenlose Strahlenquellen

Artikel 93
Entdeckung herrenloser Strahlenquellen

Artikel 94
Metall-Kontaminierung

Die Mitgliedstaaten verpflichten Altmetallverwertungsanlagen dazu, die zuständige Behörde über das Schmelzen herrenloser Strahlenquellen umgehend zu unterrichten und das kontaminierte Metall ohne die Genehmigung der zuständigen Behörde nicht weiter zu bearbeiten.

Artikel 95
Bergung, Handhabung und Entsorgung herrenloser Strahlenquellen

Solche Projekte können die finanzielle Beteiligung der Mitgliedstaaten an den Kosten für die Bergung, die Handhabung und die Entsorgung der Strahlenquellen sowie die Überprüfung alter Aufzeichnungen von Behörden wie Zollstellen und Unternehmen wie Forschungsinstitute, Materialprüfstellen und Krankenhäuser einschließen.

Artikel 96
Finanzielle Absicherung für den Umgang mit herrenlosen Strahlenquellen

Die Mitgliedstaaten führen nach von ihnen festzulegenden Bestimmungen ein System der finanziellen Absicherung oder sonstige gleichwertige Mittel ein, um die Kosten der Einsätze im Zusammenhang mit der Bergung herrenloser Strahlenquellen und der Anwendung des Artikels 95 zu decken.

Abschnitt 4
NOTFALL-EXPOSITIONSSITUATIONEN

Artikel 97
Notfallmanagementsystem

Artikel 98
Notfallvorsorge

Artikel 99
Internationale Zusammenarbeit

Abschnitt 5
Bestehende EXPOSITIONSSITUATIONEN

Artikel 100
Programme für bestehende Expositionssituationen

Artikel 101
Festlegung von Strategien

Artikel 102
Durchführung der Strategien

Artikel 103
Radon-Maßnahmenplan

Abschnitt 6
Durchsetzungssystem

Artikel 104
Inspektionen

Artikel 105
Durchsetzung

Die Mitgliedstaaten stellen sicher, dass die zuständige Behörde befugt ist, Unternehmen zu verpflichten, Maßnahmen zur Behebung von Mängeln zu ergreifen und deren erneutes Entstehen zu verhindern oder gegebenenfalls Genehmigungen zu entziehen, wenn die Ergebnisse einer aufsichtsrechtlichen Inspektion oder einer sonstigen aufsichtsrechtlichen Prüfung darauf hindeuten, dass das Unternehmen die gemäß dieser Richtlinie verabschiedeten Bestimmungen nicht einhält.

Artikel 106
Sanktionen

Die Mitgliedstaaten legen fest, welche Sanktionen bei einem Verstoß gegen die innerstaatlichen Vorschriften zur Umsetzung dieser Richtlinie zu verhängen sind, und treffen die zu deren Durchsetzung erforderlichen Maßnahmen. Die Sanktionen müssen wirksam, verhältnismäßig und abschreckend sein. Die Mitgliedstaaten teilen der Kommission die von ihnen festgelegten Sanktionen spätestens zu dem in Artikel 107 genannten Datum mit und melden ihr spätere Änderungen unverzüglich.

Kapitel XI
Schlussbestimmungen

Artikel 107
Umsetzung

Artikel 108
Aufhebung

Die Richtlinien 089/618/Euratom, 090/641/Euratom, 96/29/Euratom, 97/43/Euratom und 2003/122/Euratom werden mit Wirkung vom 00.00.0000 aufgehoben.

Artikel 109
Inkrafttreten

Diese Richtlinie tritt am zwanzigsten Tag nach ihrer Veröffentlichung im Amtsblatt der Europäischen Union in Kraft.

Artikel 110
Adressaten

Diese Richtlinie ist an die Mitgliedstaaten gerichtet.

Geschehen zu Brüssel am
Im Namen des Rates
Der Präsident

Anhang I
Bandbreiten für Referenzwerte für die Exposition der Bevölkerung

Anhang II
Aktivitätswerte zur Definition hoch radioaktiver umschlossener Strahlenquellen

Für nicht in nachstehender Tabelle aufgeführte Radionuklide entspricht der Aktivitätswert dem D-Wert der IAEO-Veröffentlichung "Dangerous quantities of radioactive material (D-values)" (gefährliche Mengen von radioaktivem Material (D-Werte)) (EPR-D-VALUES 2006).

RadionuklidAktivitätswert (TBq)
Am-2416x 10-2
Am-241/Be6x 10-2
Cf-2522x 10-2
Cm-2445x 10-2
Co-603x 10-2
Cs-1371 x 10-1
Gd-1531x100
Ir-1928x 10-2
Pm-1474x 101
Pu-2386x 10-2
Pu-239/Be236x 10-2
Ra-2264x 10-2
Se-752x 10-1
Sr-90 (Y-90)1 x 100
Tm-1702x 101
Yb-1693x 10-1

Anhang III
Inverkehrbringen von Geräten oder Produkten

A. Jedes Unternehmen, das Geräte oder Produkte in Verkehr bringen will, übermittelt den zuständigen Behörden alle sachdienlichen Informationen zu

B. Die zuständigen Behörden beurteilen die in Abschnitt A aufgeführten Informationen, insbesondere, ob

Anhang IV
Tätigkeiten, die mit einer Exposition zwecks nicht medizinischer Bildgebung verbunden sind

Für die Zwecke des Artikels 23 ist die folgende Liste von Tätigkeiten, die mit einer Exposition zwecks nicht medizinischer Bildgebung verbunden sind, zu berücksichtigen:

A. Verfahren, die von medizinischem Personal mit medizinischradiologischer Ausrüstung angewendet werden:

A. Verfahren, die von nicht medizinischem Personal mit nicht medizinischer Ausrüstung angewendet werden:

Anhang V
Liste industrieller Tätigkeiten mit Einsatz natürlich vorkommender radioaktiver Materialien

Für die Zwecke des Artikels 24 ist die folgende Liste industrieller Tätigkeiten, einschließlich relevanter Sekundärprozesse, bei denen natürlich vorkommende radioaktive Materialien eingesetzt werden, zu berücksichtigen:

Anhang VI
Freistellungs- und Freigabekriterien

1. Freistellung

Tätigkeiten können von den Anforderungen dieser Richtlinie freigestellt werden; entweder unmittelbar, wenn sie die in diesem Anhang (Abschnitt 2) festgelegten numerischen Freistellungskriterien (Aktivitätswerte (Bq) oder Konzentrationswerte (Bq g-1)) einhalten, oder aber durch einen behördlichen Beschluss zur Freistellung der Tätigkeit von weiteren Auflagen auf der Grundlage der mit der Notifizierung der Tätigkeit übermittelten Informationen und entsprechend den allgemeinen Freistellungskriterien (Abschnitt 3).

2. Freistellungs- und Freigabewerte

Die Freistellungswerte für die Gesamtaktivität (Bq) gelten für die mit einer Tätigkeit insgesamt verbundene Aktivität und sind für künstliche Radionuklide und für einige natürlich vorkommende Radionuklide in Verbraucherprodukten in Spalte 3 der Tabelle B festgelegt. Solche Werte gelten im Allgemeinen nicht für andere Tätigkeiten mit natürlich vorkommenden Radionukliden.

Die ausgenommenen Aktivitätskonzentrationswerte (Bq g-1) für die bei einer Tätigkeit eingesetzten Materialien sind für künstliche Radionuklide in Tabelle A Teil 1 und für natürlich vorkommende Radionuklide in Tabelle A Teil 2 festgelegt. Die Werte in Tabelle A1 Teil 1 sind für einzelne Radionuklide angegeben, soweit erforderlich einschließlich der kurzlebigen Radionuklide im Gleichgewicht mit dem jeweiligen Ausgangsnuklid. Die Werte in Tabelle A Teil 2 gelten für alle Radionuklide der Zerfallsreihen von U-238 und Th-232; für Teile der Zerfallskette, die sich nicht im Gleichgewicht mit dem Ausgangsnuklid befinden, können jedoch höhere Werte gelten.

Die Konzentrationswerte in der Tabelle A Teil 1 und Teil 2 gelten auch für die Freigabe von Feststoffen für Wiederverwendung, Wiederverwertung, konventionelle Beseitigung oder Verbrennung. Für bestimmte Materialien oder bestimmte Expositionspfade können unter Berücksichtigung der Gemeinschaftsleitlinien höhere Werte festgelegt werden, gegebenenfalls auch zusätzliche Vorschriften für Oberflächenaktivität oder Überwachung.

Bei Gemischen künstlicher Radionuklide muss das Verhältnis von gewichteter Summe der nuklidspezifischen Aktivitäten oder Konzentrationen (für verschiedene Nuklide in derselben Matrix) und entsprechendem Freistellungswert kleiner als 1 sein. Diese Bedingung kann gegebenenfalls anhand der zuverlässigsten Schätzungen der Zusammensetzung des Radionuklidgemischs überprüft werden. Die Werte der Tabelle A Teil 2 gelten für jedes einzelne Ausgangsnuklid. Einige Elemente der Zerfallskette, z.B. Po-210 oder Pb-210, können die Verwendung wesentlich (um bis zu zwei Größenordnungen) höherer Werte rechtfertigen, wobei die Gemeinschaftsleitlinien zu berücksichtigen sind.

Die Werte der Tabelle A Teil 2 dürfen nicht dazu dienen, die Verwendung von Rückständen aus Industriezweigen, in denen natürlich vorkommende radioaktive Materialien verarbeitet werden, in Baumaterialien von Auflagen freizustellen. Eine solche Wiederverwertung von Rückständen aus bestimmten Industriezweigen ist als genehmigte Tätigkeit zu behandeln oder auf der Grundlage der allgemeinen Freistellungskriterien nach Abschnitt 3 von Auflagen freizustellen. Hierfür ist zu überprüfen, ob die Summe der Radionuklidkonzentrationen dem anwendbaren Wert des Radionuklidindex I für Baumaterialien (siehe Anhang VII) entspricht.

Die in Tabelle B Spalte 3 festgelegten Werte gelten für den Gesamtbestand an radioaktiven Stoffen, die sich zu einem beliebigen Zeitpunkt im Zusammenhang mit einer bestimmten Tätigkeit im Besitz einer Person oder eines Unternehmens befinden. Die Aufsichtsbehörde kann jedoch diese Werte auf kleinere Einheiten oder Bestände anwenden, zum Beispiel zur Freistellung der Beförderung oder Lagerung freigegebener Verbraucherprodukte, sofern die allgemeinen Freistellungskriterien nach Abschnitt 3 eingehalten werden.

3. Allgemeine Freistellungs- und Freigabekriterien

Es gelten nachstehende allgemeine Kriterien für die Freistellung notifizierter Tätigkeiten oder die Freigabe von Materialien bei genehmigten Tätigkeiten:

Bei Tätigkeiten, bei denen kleine Mengen radioaktiver Stoffe eingesetzt werden oder solchen mit geringen Aktivitätskonzentrationen, die mit den Freistellungswerten der Tabellen A (Teil 1) oder B vergleichbar sind, sowie grundsätzlich bei allen Tätigkeiten mit natürlich vorkommenden Radionukliden wird davon ausgegangen, dass sie das Kriterium unter Buchstabe c erfüllen.

Tätigkeiten, bei denen Mengen radioaktiver Stoffe oder Aktivitätskonzentrationen eingesetzt werden, die unter den Freistellungswerten der Tabellen A (Teil 1) oder B liegen, entsprechen ohne weitere Prüfung dem Kriterium unter Buchstabe a. Dies gilt auch für die Werte in Tabelle A Teil 2, mit Ausnahme der Wiederverwertung von Rückständen in Baumaterialien oder spezifischer Expositionspfade (z.B. Trinkwasser).

Bei notifizierten Tätigkeiten, bei denen diese Werte nicht eingehalten werden, ist die Exposition von Personen zu ermitteln. Zur Einhaltung des allgemeinen Kriteriums unter a ist nachzuweisen, dass folgende Dosiskriterien unter allen realisierbaren Umständen erfüllt werden:

Künstliche Radionuklide:

Die von einer Person aufgrund der freigestellten Tätigkeit voraussichtlich aufgenommene effektive Dosis beträgt höchstens 10 µSv jährlich.

Natürlich vorkommende Radionuklide:

Die Dosissteigerung, der - unter Berücksichtigung der Hintergrundstrahlung aus natürlichen Quellen - eine Person aufgrund der freigestellten Tätigkeit wahrscheinlich ausgesetzt ist, beträgt jährlich höchstens 300 µSv bei Einzelpersonen der Bevölkerung und weniger als 1 mSv bei Arbeitskräften.

Bei der Ermittlung der Bevölkerungsdosen sind nicht nur luftgetragene oder flüssige Ableitungen als Expositionspfade zu berücksichtigen, sondern auch die Beseitigung oder Wiederverwertung fester Rückstände.

Tabelle A:

Aktivitätskonzentrationswerte für die Freistellung oder Freigabe von Materialien, die für jede Menge und jede Art von Feststoff als Standardwerte dienen können Tabelle A Teil 1: Künstliche Radionuklide

RadionuklidAktivitätskonzentrationRadionuklidAktivitätskonzentrationRadionuklidAktivitätskonzentration
(Bq g-1)(Bq g-1)(Bq g-1)
H-3100Mn-52m10Ga-7210
Be-710Mn-53100Ge-7110000
C-141Mn-540,1As-731000
F-1810Mn-5610As-7410
Na-220,1Fe-52 a10As-7610
Na-241Fe-551000As-771000
Si-311000Fe-591Se-751
P-321000Co-5510Br-821
P-331000Co-560,1Rb-86100
S-35100Co-571Sr-851
Cl-361Co-581Sr-85m100
Cl-3810Co-58m10 000Sr-87m100
K-42100Co-600,1Sr-891000
K-4310Co-60m1000Sr-90a1
Ca-45100Co-61100Sr-91a10
Ca-4710Co-62m10Sr-9210
Sc-460,1Ni-59100Y-901000
Sc-47100Ni-63100Y-91100
Sc-481Ni-6510Y-91m100
V-481Cu-64100Y-92100
Cr-51100Zn-650,1Y-93100
Mn-5110Zn-691000Zr-9310
Mn-521Zn-69ma10Zr-95 a1
Zr-97a10Pd-1 09a100Te-131ma10
Nb-93m10Ag-1051Te-132 a1
Nb-940,1Ag- 11 0ma0,1Te-13310
Nb-951Ag-111100Te-133m10
Nb-97 a10Cd- 1 09a1Te-13410
Nb-9810Cd- 115 a10I-123100
Mo-9010Cd- 1 15ma100I-125100
Mo-9310In-1 1110I-12610
Mo-99a10In-1 13m100I-1290,01
Mo-101a10In- 1 14ma10I-13010
Tc-961In-1 15m100I-13110
Tc-96m1000Sn-1 13 a1I-13210
Tc-9710Sn-12510I-13310
Tc-97m100Sb-12210I-13410
Tc-991Sb-1241I-13510
Tc-99m100Sb-125 a0,1Cs-12910
Ru-9710Te-123m1Cs-1311000
Ru-103 a1Te-125m1000Cs-13210
Ru-105 a10Te-1271000Cs-1340,1
Ru-106 a0,1Te-127ma10Cs-134m1000
Rh-103m10000Te-129100Cs-135100
Rh-105100Te-129ma10Cs-1361
Pd-103 a1000Te-131100Cs-137 a0,1
Cs-13810Dy-1651000Pt- 19110
Ba-13110Dy-166100Pt-193m1000
Ba-1401Ho- 166100Pt- 1971000
La-1401Er- 1691000Pt- 1 97m100
Ce-1391Er-171100Au-19810
Ce-141100Tm-170100Au-199100
Ce-14310Tm-1711000Hg-197100
Ce-14410Yb-175100Hg-197m100
Pr-142100Lu-177100Hg-20310
Pr-1431000Hf- 1811Tl-20010
Nd-147100Ta-1820,1Tl-201100
Nd-149100W-18110Tl-20210
Pm-1471000W-1851000Tl-2041
Pm-1491000W-18710Pb-20310
Sm-1511000Re-1861000Bi-2061
Sm-153100Re-188100Bi-2070,1
Eu-1520,1Os-1851Po-20310
Eu-152m100Os-191100Po-20510
Eu-1540,1Os-191m1000Po-20710
Eu-1551Os-193100At-2111000
Gd-15310Ir- 1901Ra-22510
Gd-159100Ir- 1921Ra-227100
Tb-1601Ir- 194100Th-2261000
Th-2290,1Pu-2431000Es-254a0,1
Pa-23010Pu-244 a0,1Es-254ma10
Pa-23310Am-2410,1Fm-25410000
U-23010Am-2421000Fm-255100
U-23 1a100Am-242ma0,1
U-232 a0,1Am-243 a0,1
U-2331Cm-24210
U-23610Cm-2431
U-237100Cm-2441
U-239100Cm-2450,1
U-240a100Cm-2460,1
Np-237 a1Cm-247 a0,1
Np-239100Cm-2480,1
Np-24010Bk-249100
Pu-234100Cf-2461000
Pu-235100Cf-2481
Pu-2361Cf-2490,1
Pu-237100Cf-2501
Pu-2380,1Cf-2510,1
Pu-2390,1Cf-2521
Pu-2400,1Cf-253100
Pu-24110Cf-2541
Pu-2420,1Es-253100

a Ausgangsradionuklide und ihre Tochternuklide, deren Dosisbeitrag bei der Dosisberechnung berücksichtigt wird (weshalb nur die Freistellungswerte der Ausgangsradionuklide in Betracht zu ziehen sind), sind der nachstehenden Tabelle zu entnehmen:

Ausgangs- radionuklidTochternuklide
Fe-52Mn-52m
Zn-69mZn-69
Sr-90Y-90
Sr-91Y-91m
Zr-95Nb-95
Zr-97Nb-97m, Nb-97
Nb-97Nb-97m
Mo-99Tc-99m
Mo-101Tc-101
Ru-103Rh-103m
Ru-105Rh-105m
Ru-106Rh-106
Pd-103Rh-103m
Pd-109Ag-109m
Ag-110mAg-110
Cd-109Ag-109m
Cd-1 15In- 1 15m
Cd-1 15mIn- 1 15m
In- 1 14mIn- 114
Sn- 113In-113m
Sb-125Te-125m
Te-127mTe-127
Te-129mTe-129
Te-131mTe-131
Te132I-132
Cs-137Ba-137m
Ce-144Pr- 144, Pr- 1 44m
U-232Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208
U-240Np-240m, Np-240
Np237Pa-233
Pu-244U-240, Np-240m, Np-240
Am-242mNp-238
Am-243Np-239
Cm-247Pu-243
Es-254Bk-250
Es-254mFm-254

Für nicht in Tabelle A Teil 1 enthaltene Radionuklide bestimmt die zuständige Behörde im Bedarfsfall angemessene Werte für Aktivitätsmengen und -konzentrationen je Masseneinheit. Die so festgelegten Werte ergänzen die Angaben in Tabelle A Teil 1.

Tabelle A Teil 2: Natürlich vorkommende Radionuklide

Freistellungs- oder Freigabewerte für natürlich vorkommende Radionuklide in Feststoffen, die sich im säkularen Gleichgewicht mit ihren Tochternukliden befinden:

Natürliche Radionuklide der U-238-Reihe1 Bq g-1
Natürliche Radionuklide der Th-232-Reihe1 Bq g-1
K-4010 Bq g-1

Tabelle B: Freistellungswerte für die Gesamtaktivität (Spalte 3) und Freistellungswerte für die Aktivitätskonzentration in geringen Materialmengen jeder Art (Spalte 2)

RadionuklidAktivitäts-
konzentration
(Bq g-1)
Aktivität
(Bq)
H-31 × 1061 × 109
Be-71 × 1031 × 107
C-141 × 1041 × 107
O-151 × 1021 × 109
F-181 × 1011 × 106
Na-221 × 1011 × 106
Na-241 × 1011 × 105
Si-311 × 1031 × 106
P-321 × 1031 × 105
P-331 × 1051 × 108
S-351 × 1051 × 108
Cl-361 × 1041 × 106
Cl-381 × 1011 × 105
Ar-371 × 1061 × 108
Ar-411 × 1021 × 109
K-40241 × 1021 × 106
K-421 × 1021 × 106
K-431 × 1011 × 106
Ca-451 × 1041 × 107
Ca-471 × 1011 × 106
Sc-461 × 1011 × 106
Sc-471 × 1021 × 106
Sc-481 × 1011 × 105
V-481 × 1011 × 105
Cr-511 × 1031 × 107
Mn-511 × 1011 × 105
Mn-521 × 1011 × 105
Mn-52m1 × 1011 × 105
Mn-531 × 1041 × 109
Mn-541 × 1011 × 106
Mn-561 × 1011 × 105
Fe-521 × 1011 × 106
Fe-551 × 1041 × 106
Fe-591 × 1011 × 106
Co-551 × 1011 × 106
Co-561 × 1011 × 105
Co-571 × 1021 × 106
Co-581 × 1011 × 106
Co-58m1 × 1041 × 107
Co-601 × 1011 × 105
Co-60m1 × 1031 × 106
Co-611 × 1021 × 106

RadionuklidAktivitäts-
konzentration
(Bq g-1)
Aktivität
(Bq)
RadionuklidAktivitäts-
konzentration
(Bq g-1)
Aktivität
(Bq)
Co-62m1 × 1011 × 105Kr-851 × 1051 × 104
Ni-591 × 1041 × 108Kr-85m1 × 1031 × 1010
Ni-631 × 1051 × 108Kr-871 × 1021 × 109
Ni-651 × 1011 × 106Kr-881 × 1021 × 109
Cu-641 × 1021 × 106Rb-861 × 1021 × 105
Zn-651 × 1011 × 106Sr-851 × 1021 × 106
Zn-691 × 1041 × 106Sr-85m1 × 1021 × 107
Zn-69m1 × 1021 × 106Sr-87m1 × 1021 × 106
Ga-721 × 1011 × 105Sr-891 × 1031 × 106
Ge-711 × 1041 × 108Sr-90b1 × 1021 × 104
As-731 × 1031 × 107Sr-911 × 1011 × 105
As-741 × 1011 × 106Sr-921 × 1011 × 106
As-761 × 1021 × 105Y-901 × 1031 × 105
As-771 × 1031 × 106Y-911 × 1031 × 106
Se-751 × 1021 × 106Y-91m1 × 1021 × 106
Br-821 × 1011 × 106Y-921 × 1021 × 105
Kr-741 × 1021 × 109Y-931 × 1021 × 105
Kr-761 × 1021 × 109Zr-93 b1 × 1031 × 107
Kr-771 × 1021 × 109Zr-951 × 1011 × 106
Kr-791 × 1031 × 105Zr-97 b1 × 1011 × 105
Kr-811 × 1041 × 107Nb-93m1 × 1041 × 107
Kr-83m1 × 1051 × 1012Nb-941 × 1011 × 106
Nb-951 × 1011 × 106Ag-108m1 × 1011 × 106
Nb-971 × 1011 × 106Ag-110m1 × 1011 × 106
Nb-981 × 1011 × 105Ag-1111 × 1031 × 106
Mo-901 × 1011 × 106Cd-1091 × 1041 × 106
Mo-931 × 1031 × 108Cd- 1151 × 1021 × 106
Mo-991 × 1021 × 106Cd- 1 15m1 × 1031 × 106
Mo-1011 × 1011 × 106In-1 111 × 1021 × 106
Tc-961 × 1011 × 106In-1 13m1 × 1021 × 106
Tc-96m1 × 1031 × 107In- 1 14m1 × 1021 × 106
Tc-971 × 1031 × 108In-1 15m1 × 1021 × 106
Tc-97m1 × 1031 × 107Sn-1 131 × 1031 × 107
Tc-991 × 1041 × 107Sn-1251 × 1021 × 105
Tc-99m1 × 1021 × 107Sb-1221 × 1021 × 104
Ru-971 × 1021 × 107Sb-1241 × 1011 × 106
Ru-1031 × 1021 × 106Sb-1251 × 1021 × 106
Ru-1051 × 1011 × 106Te-123m1 × 1021 × 107
Ru-106b1 × 1021 × 105Te-125m1 × 1031 × 107
Rh-103m1 × 1041 × 108Te-1271 × 1031 × 106
Rh-1051 × 1021 × 107Te-127m1 × 1031 × 107
Pd-1031 × 1031 × 108Te-1291 × 1021 × 106
Pd-1091 × 1031 × 106Te-129m1 × 1031 × 106
Ag-1051 × 1021 × 106Te-1311 × 1021 × 105
Te-131m1 × 1011 × 106Cs-1341 × 1011 × 104
Te-1321 × 1021 × 107Cs-1351 × 1041 × 107
Te-1331 × 1011 × 105Cs-1361 × 1011 × 105
Te-133m1 × 1011 × 105Cs-137 b1 × 1011 × 104
Te-1341 × 1011 × 106Cs-1381 × 1011 × 104
I-1231 × 1021 × 107Ba-1311 × 1021 × 106
I-1251 × 1031 × 106Ba-140b1 × 1011 × 105
I-1261 × 1021 × 106La-1401 × 1011 × 105
I-1291 × 1021 × 105Ce-1391 × 1021 × 106
I-1301 × 1011 × 106Ce-1411 × 1021 × 107
I-1311 × 1021 × 106Ce-1431 × 1021 × 106
I-1321 × 1011 × 105Ce-144b1 × 1021 × 105
I-1331 × 1011 × 106Pr-1421 × 1021 × 105
I-1341 × 1011 × 105Pr- 1431 × 1041 × 106
I-1351 × 1011 × 106Nd-1471 × 1021 × 106
Xe-131m1 × 1041 × 104Nd-1491 × 1021 × 106
Xe-1331 × 1031 × 104Pm-1471 × 1041 × 107
Xe-1351 × 1031 × 1010Pm-1491 × 1031 × 106
Cs-1291 × 1021 × 105Sm- 1511 × 1041 × 108
Cs-1311 × 1031 × 106Sm-1531 × 1021 × 106
Cs-1321 × 1011 × 105Eu-1521 × 1011 × 106
Cs-134m1 × 1031 × 105Eu-152m1 × 1021 × 106
Eu- 1541 × 1011 × 106Os-1911 × 1021 × 107
Eu-1551 × 1021 × 107Os-191m1 × 1031 × 107
Gd-1531 × 1021 × 107Os-1931 × 1021 × 106
Gd-1591 × 1031 × 106Ir- 1901 × 1011 × 106
Tb- 1601 × 1011 × 106Ir- 1921 × 1011 × 104
Dy-1651 × 1031 × 106Ir- 1941 × 1021 × 105
Dy-1661 × 1031 × 106Pt- 1911 × 1021 × 106
Ho-1661 × 1031 × 105Pt-193m1 × 1031 × 107
Er-1691 × 1041 × 107Pt-1971 × 1031 × 106
Er-1711 × 1021 × 106Pt-197m1 × 1021 × 106
Tm-1701 × 1031 × 106Au-1981 × 1021 × 106
Tm-1711 × 1041 × 108Au-1991 × 1021 × 106
Yb-1751 × 1031 × 107Hg- 1971 × 1021 × 107
Lu-1771 × 1031 × 107Hg-197m1 × 1021 × 106
Hf- 1811 × 1011 × 106Hg-2031 × 1021 × 105
Ta- 1821 × 1011 × 104Tl-2001 × 1011 × 106
W-1811 × 1031 × 107Tl-2011 × 1021 × 106
W-1851 × 1041 × 107Tl-2021 × 1021 × 106
W-1871 × 1021 × 106Tl-2041 × 1041 × 104
Re-1861 × 1031 × 106Pb-2031 × 1021 × 106
Re-1881 × 1021 × 105Pb-210b1 × 1011 × 104
Os-1851 × 1011 × 106Pb-212 b1 × 1011 × 105
Bi-2061 × 1011 × 105Th-2301 × 1001 × 104
Bi-2071 × 1011 × 106Th-2311 × 1031 × 107
Bi-2101 × 1031 × 106Th-234b1 × 1031 × 105
Bi-212 b1 × 1011 × 105Pa-2301 × 1011 × 106
Po-2031 × 1011 × 106Pa-2311 × 1001 × 103
Po-2051 × 1011 × 106Pa-2331 × 1021 × 107
Po-2071 × 1011 × 106U-2301 × 1011 × 105
Po-2101 × 1011 × 104U-2311 × 1021 × 107
At-2111 × 1031 × 107U-232 b1 × 1001 × 103
Rn-220b1 × 1041 × 107U-2331 × 1011 × 104
Rn-222 b1 × 1011 × 108U-2341 × 1011 × 104
Ra-223 b1 × 1021 × 105U-235 b1 × 1011 × 104
Ra-224b1 × 1011 × 105U-2361 × 1011 × 104
Ra-2251 × 1021 × 105U-2371 × 1021 × 106
Ra-226b1 × 1011 × 104U-238 b1 × 1011 × 104
Ra-2271 × 1021 × 106U-2391 × 1021 × 106
Ra-228 b1 × 1011 × 105U-2401 × 1031 × 107
Ac-2281 × 1011 × 106U-240b1 × 1011 × 106
Th-226b1 × 1031 × 107Np-237 b1 × 1001 × 103
Th-2271 × 1011 × 104Np-2391 × 1021 × 107
Th-228 b1 × 1001 × 104Np-2401 × 1011 × 106
Th-229b1 x 10°1 × 103Pu-2341 × 1021 × 107
Pu-2351 × 1021 × 107Cf-2461 × 1031 × 106
Pu-2361 × 1011 × 104Cf-2481 × 1011 × 104
Pu-2371 × 1031 × 107Cf-2491 × 1001 × 103
Pu-2381 × 1001 × 104Cf-2501 × 1011 × 104
Pu-2391 × 1001 × 104Cf-2511 × 1001 × 103
Pu-2401 × 1001 × 103Cf-2521 × 1011 × 104
Pu-2411 × 1021 × 105Cf-2531 × 1021 × 105
Pu-2421 × 1001 × 104Cf-2541 × 1001 × 103
Pu-2431 × 1031 × 107Es-2531 × 1021 × 105
Pu-2441 × 1001 × 104Es-2541 × 1011 × 104
Am-2411 × 1001 × 104Es-254m1 × 1021 × 106
Am-2421 × 1031 × 106Fm-2541 × 1041 × 107
Am-242mb1 × 1001 × 104Fm-2551 × 1031 × 106
Am-243 b1 × 1001 × 103
Cm-2421 × 1021 × 105
Cm-2431 × 1001 × 104
Cm-2441 × 1011 × 104
Cm-2451 × 1001 × 103
Cm-2461 × 1001 × 103
Cm-2471 × 1001 × 104
Cm-2481 × 1001 × 103
Bk-2491 × 1031 × 106

b Ausgangsradionuklide und ihre Tochternuklide, deren Dosisbeitrag bei der Dosisberechnung berücksichtigt wird (weshalb nur die Freistellungswerte der Ausgangsradionuklide in Betracht zu ziehen sind), sind der nachstehenden Tabelle zu entnehmen:

Sr-90Y-90
Zr-93Nb-93m
Zr-97Nb-97
Ru-106Rh-106
Ag-108mAg-108
Cs-137Ba-137m
Ba-140La-140
Ce-144Pr-144
Pb-210Bi-2 10, Po-2 10
Pb-212Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Bi-212Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Rn-220Po-216
Rn-222Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214
Ra-223Rn-219, Po-215, Pb-21 1, Bi-21 1, Tl-207
Ra-224Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Ra-226Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210
Ra-228Ac-228
Th-226Ra-222, Rn-218, Po-214
Th-228Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Th-229Ra-225, Ac-225, Fr-221, At-217, Bi-213, Po-213, Pb-209
Th-234Pa-234m
U-230Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214
U-232Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
U-235Th-231
U-238Th-234, Pa-234m
U-240Np-240m
Np237Pa-233
Am-242mAm-242
Am-243Np-239

Anhang VII
Definition und Verwendung des Aktivitätskonzentrationsindex für die von Baumaterialien emittierte Gammastrahlung

Für die Zwecke des Artikels 75 Absatz 2 sind für bestimmte Arten von Baumaterialien die Aktivitätskonzentrationen der primordialen Radionuklide Ra-226, Th-232 (oder seines Zerfallsprodukts Ra-228) und K-40 zu bestimmen.

Der Aktivitätskonzentrationsindex I ergibt sich aus folgender Formel:

I = CRa226/300 Bq/kg + CTh232/200 Bq/kg+ CK40/3000 Bq/kg,

wobei CRa226, CTh232 und CK40 den Aktivitätskonzentrationen in Bq/kg der jeweiligen Radionuklide im Baumaterial entsprechen.

Der Index bezieht sich unmittelbar auf die Gammastrahlendosis, die zusätzlich zur normalen Exposition im Freien in einem Gebäude abgegeben wird, das aus einem bestimmten Baumaterial errichtet wurde. Er bezieht sich auf das Baumaterial, nicht auf dessen Bestandteile. Soll der Index auf diese Bestandteile angewendet werden, insbesondere auf Rückstände aus Industriezweigen, in denen natürlich vorkommende radioaktive Materialien verarbeitet werden, die zur Wiederverwertung in Baumaterialien integriert werden, ist ein geeigneter Teilungsfaktor zu verwenden. Der Aktivitätskonzentrationsindex ist als Screening-Instrument für Materialien einzusetzen, die freigestellt oder Auflagen unterworfen werden können. In diesem Zusammenhang kann der Aktivitätskonzentrationsindex I zur Einstufung der Materialien in vier Kategorien verwendet werden, die zwei Kategorien von Baumaterialien entsprechen (A und B):

Kategorie (und entsprechende Standarddosis)
VerwendungA (≤ 1 mSv)B (> 1 mSv)
1) in großen Mengen verwendete MaterialienA1 I≤1B1 I>1
2) Oberflächenmaterial
und sonstige
Materialien, die in
beschränktem Umfang
verwendet werden
A2 I<6
B2 I>6

Die Materialien sind entsprechend den nationalen Bauvorschriften in die Kategorien 1 oder 2 einzustufen.

Gegebenenfalls sind die tatsächlichen Dosen, die mit dem Referenzwert verglichen werden, anhand komplexerer Modelle zu ermitteln, wobei auch die externe Exposition gegenüber der Hintergrundstrahlung im Freien (örtliche Aktivitätskonzentrationen in der nicht durch Eingriffe beeinträchtigten Erdrinde) berücksichtigt werden können.

Anhang VIII
Datensystem für die individuelle Strahlenüberwachung

Allgemeine Bestimmungen

Die Datensysteme der Mitgliedstaaten für die individuelle Strahlenüberwachung können als zentrale nationale Netze oder als nationale Dosisregister eingerichtet werden. Diese Netze oder Register können durch die Ausstellung persönlicher Strahlenschutzpässe für alle externen Arbeitskräfte ergänzt werden.

A: Daten, die in das Datensystem für die individuelle Strahlenüberwachung aufzunehmen sind

B: Daten zu externen Arbeitskräften, die über das Datensystem für die individuelle Strahlenüberwachung zu übermitteln sind

C. Bestimmungen für den persönlichen Strahlenschutzpass

Anhang IX

A. Im Rahmen eines Notfallmanagementsystems zu berücksichtigende Aspekte

B. Im Rahmen eines Notfallplans zu berücksichtigende Aspekte

Bei der Notfallvorsorge:

Im Voraus sind Vorkehrungen zu treffen, um diese Aspekte gegebenenfalls während einer Notfall-Expositionssituation an die sich während des Notfalleinsatzes weiterentwickelnden Bedingungen anpassen zu können.

Beim Notfalleinsatz:

Im Hinblick auf eine Notfallexpositionssituation sind frühzeitig Notfallvorsorge- und -bekämpfungsmaßnahmen zu ergreifen, die folgende Maßnahmen umfassen (sich jedoch nicht auf diese beschränken):

Anhang X

A. Im Voraus bereitzustellende Informationen für die in einer Notfallsituation voraussichtlich betroffenen Einzelpersonen der Bevölkerung

B. In einem Notfall bereitzustellende Informationen für die betroffenen Einzelpersonen der Bevölkerung

Anhang XI
Als Anhaltspunkt dienende Liste von Baumaterialien, für die Kontrollmaßnahmen hinsichtlich der emittierten Gammastrahlen in Betracht zu ziehen sind

Anhang XII
Informationen in den Aufzeichnungen über hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen

Anhang XIII
Bereitstellung von Daten über hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen

Das Unternehmen übermittelt der zuständigen Behörde eine elektronische oder schriftliche Kopie der Aufzeichnungen über hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen gemäß Artikel 90, die die in Anhang XII aufgeführten Informationen enthalten,

Anhang XIV
Anforderungen an für hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen zuständige Unternehmen

Für hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen zuständige Unternehmen

Anhang XV
Identifizierung und Kennzeichnung hoch radioaktiver umschlossener Strahlenquellen

Anhang XVI
Als Anhaltspunkt dienende Liste von Punkten, die im nationalen Maßnahmenplan zum Umgang mit langfristigen Risiken von Radon-Expositionen enthalten sein sollten