KOMMISSION DER EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN 
K0M(93) 349 endg. 
Brüssel, den 20. Juli 1993 
Geänderter Vorschlag für eine 
piÇHTj IN IF DES RATES 
zur Festlegung der grundlegenden Sicherheitsnormen 
für den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte 
und der Bevölkerung gegen die Gefahren 
durch ionisierende Strahlungen 
(gemäß Artikel 149 Paragraph 3 des EWG-Vertrags 
von der Kommission vorgelegt) 
- fc_ 3 -
BEGRÜNDUNG 
Der EURATOM-Vertrag sieht in Artikel 2b) die Aufstellung einheitlicher 
Sicherheitsnormen für den Gesundheitsschutz der Bevölkerung und der 
Arbeitskräfte in der Gemeinschaft vor. Diese Grundnormen wurden zum 
ersten Mal 1959 durch eine Richtlinie des Rates1 festgelegt und 
danach unter Berücksichtigung der Entwicklung der wissenschaftlichen 
Kenntnisse mehrfach geändert. Die derzeit gültige Fassung der 
Grundnormen datiert aus dem Jahre 1980, die Änderungen der technischen 
Anhänge im wesentlichen aus dem Jahre 19842. 
Richtlinie zur Festlegung der Grundnormen für aen Gesundheitsschutz 
der Bevölkerung und der Arbeitskräfte gegen die Gefahren ionisierender 
Strahlungen (ABI. vom 20.2.1959). 
Richtlinie 80/836/EURATOM des Rates vom 15.7.1980 zur Änderung der 
Richtlinien, mit denen die Grundnormen für den Gesundheitsschut: de' 
Bevölkerung und der Arbeitskräfte gegen die Gefahren ionisierender 
Strahlungen festgelegt wurden (ABI. L 246 vom 17.9.80. S. 1). 
Richtlinie 84/467/EURATOM aes Rates vom 3.9.19S4 zur Änderung der 
Richtlinie 80/836/EURATOM hinsichtlich der G?undnormen tu: ütr 
Gesundheitsschutz aer Bevölkerung und der Arbeitskräfte gege^ die 
Gefahren ionisierender Strahlungen (ABI. L 265 vom 5.10.84, S. 4 
- 4 -
Bis, 1986 waren diese Grundnormen sowie eine Richtlinie zur Festlegung 
der grundlegenden Maßnahmen für den Strahlenschutz' bei ärztlichen 
Untersuchungen und Behandlungen3 die einzigen, von der Gemeinschaft 
im Bereich Strahlenschutz gemäß Artikel 31 des EURATOM-Vertrags 
angenommenen Rechts instrumente der Gemeinschaft. Seitdem wurden in der 
Folge des Unfalls von Tschernobyl eine Reihe von zusätzlichen 
Maßnahmen4 zur Verstärkung und Ergänzung der bestehenden 
Gemeinschaftsbestimmungen im Bereich des Gesundheitsschutzes gegen 
ionisierende Strahlungen ergriffen. 
Richtlinie 84/466/EURATOM des Rates vom 3.9.1984 zur Festlegung der 
grundlegenden Maßnahmen für den Strahlenschutz bei ärztlichen 
Untersuchungen und Behandlungen (ABI. L 265 vom 5.10.84, S. 1). 
Entscheidung 87/600/EURATOM des Rates vom 14.12.87 über 
Gemeinschaftsvereinbarungen für den beschleunigten 
Informationsaustausch im Fall einer radio logischen Notstandssituation 
(ABI. L 371 vom 30.12.87, S. 76). 
Richtlinie 89/618/EURATOM des Rates vom 27. November 1989 über die 
Unterrichtung der Bevölkerung über die bei einer radiologischen 
Notstandssituation geltenden Verhaltensmaßregeln und zu ergreifenden 
Gesundheitsschutzmaßnahmen (ABI. L 357 vom 7.12.89, S. 31). 
Richtlinie 90/641/EURATOM des Rates vom 4.12.1990 über den Schutz 
externer Arbeitskräfte, die einer Gefährdung durch ionsierende 
Strahlungen beim Einsatz im KontrolIbereich ausgesetzt sind (ABI. L 
349 vom 13.12.90, S. 21). 
Richtlinie 92/3/EURATOM des Rates vom 3.2.92 zur Überwachung und 
Kontrolle der Verbringungen radioaktiver Abfälle von einem 
Mitgliedstaat in einen anderen, in die Gemeinschaft und aus der 
Gemeinschaft (ABI. L 35 vom 12.2.92). 
Verordnung 87/3954/EURATOM des Rates vom 22.12.1987 zur Festlegung von 
Höchstwerten an Radioaktivität in Nahrungsmitteln und Futtermitteln im 
Falle eines nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen 
Notstandssituation (ABL. L 371 vom 30.12.1987, S. 11). 
5 -
Verordnung 89/944/EURATOM der Kommission vom 12. April 1989 zur 
Festlegung von Höchstwerten an Radioaktivität in Nahrungsmitteln von 
geringerer Bedeutung im Falle eines nuklearen Unfa I Is oder einer 
anderen radiologischen Notstandssituation (ABL. L 101 vom 13.4.1989, 
S. 17). 
Verordnung 89/2218/EURATOM des Rates vom 18. Juli 1989 zur Änderung 
der Verordnung (Euratom) Nr. 3954/87 zur Festlegung von Höchstwerten 
an Radioaktivität in Nahrungsmitteln und Futtermitteln im Falle eines 
nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen Notstandssituation 
(ABL. L 211 vom 22.7.1989, S.1). 
Verordnung 89/2219/EWG des Rates vom 18. Jul i 1989 über besondere 
Bedingungen für die Ausfuhr von Nahrungsmitteln und Futtermitteln im 
Falle eines nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen 
Notstandssituation (ABL. L 211 vom 22.7.1989, S. 4). 
Verordnung 90/737/EWG des Rates vom 22. März 1990 über die 
Einfuhrbedingungen für landwirtschaftliche Erezugnisse mit Ursprung in 
Drittländern nach dem Unfall im Kernkraftwerk Tschernobyl (ABL. L 82 
vom 29.3.1990, S.1). 
Verordnung 90/770/EURATOM der Kommission vom 29. März 1990 zur 
Festlegung von Höchstwerten an Radioaktivität in Futtermitteln im Fall 
eines nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen 
Notstandssituation (ABL. L 83 vom 30.3.1990, S. 78). 
Verordnung 93/1493/EURATOM des Rates vom 8. Juni 1993 über die 
Verbringung radioaktiver Stoffe zwischen den Mitgliedstaaten (ABI. 
L 148 vom 19.6.1993, S.1) 
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Verordnung 93/1518/EWG der Kommission vom 21. Juni 1993 (ersetzt die 
Verordnung 92/598/EWG der Kommission vom 9. März 1992 zur Festlegung 
einer Liste von Erzeugnissen, die von der Durchführung der Verordnung 
(EWG) Nr. 737/90 des Rates über die Einfuhrbedingungen für 
landwirtschaftliche Erzeugnisse mit Ursprung in Drittländern nach dem 
Unfall im Kernkraftwerk Tschernobyl ausgenommen sind (ABL. L 150 vom 
22.6.1993, S.30). 
Außerdem weist eine Empfehlung der Kommission aus dem Jahre 1990 die 
Mitgliedstaaten auf die Gefahren der Radonexposition innerhalb von 
Wohngebäuden hin5. 
3. Die Grundnormen der Gemeinschaft haben sich immer weitgehend auf die 
Empfehlungen der ICRP gestützt, die den neuesten Stand der 
Erkenntnisse im Bereich des Strahlenschutzes darstellen und auch die 
Grundlage für Empfehlungen anderer internationaler, in diesem Bereich 
zuständigen Organisationen bilden. Die ICRP hat ihre neuesten 
Empfehlungen (Veröffentlichung Nr. 60), die die Veröffentlichung Nr. 
26 aus dem Jahre 1977 ersetzen, Anfang 1991 veröffentlicht. Die 
Kommission hat ihrerseits die Bestimmungen der bestehenden Richtlinie 
nicht nur hinsichtlich der ICRP-Empfehlungen, sondern auch unter 
Berücksichtigung der bei der Anwendung derartiger Bestimmungen 
gewonnenen Erfahrung überarbeitet. Die Revision entspricht außerdem 
der 1987 vor dem Rat anläßlich der Annahme der Verordnung Nr.87/3954 
(siehe Fußnote Nr. 4) eingegangenen Verpflichtung zur Rev is ion.Bei der 
Revision wurden unter Wahrung der grundlegenden Struktur der 
bestehenden Richtlinie folgende Ziele gesetzt: 
- Gewährleistung eines Schutzes, der auf den neuesten 
wissenschaftlichen Erkenntnissen basiert, die den Arbeitnehmern und 
der Bevölkerung zugute kommen müssen; 
Empfehlung 90/143/EURATOM der Kommission vom 21. Februar 1990 zum 
Schutz der Bevölkerung vor Radonexposition innerhalb von Gebäuden 
(ABL. L 80 vom 27.3.1990, S.26). 
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- Gewährleistung einer fundierten technischen und wissenschaftlichen 
Grundlage und eines einheitlichen Ansatzes Lm Bereich des 
Strahlenschutzes, sowie einer technischen Übereinstimmung mit den 
Empfehlungen internationaler Organisationen wie IAE0, NEA-OECD, WGO 
und IAO; 
- Aktualisierung der Bestimmungen der bestehenden Richtlinie unter 
gleichzeitiger Berücksichtigung der für die Bestimmungen der 
Mitgliedstaaten ausschlaggebenden Grundstruktur; 
- im Hinblick auf die Vollendung des Gemeinsamen Marktes Wahrung 
einer möglichst weitgehenden Vereinheitlichung der im EURATOM-
Vertrag vorgesehenen Schutzmaßnahmen; 
- Verstärkung der Bestimmungen zur Kontrolle radioaktiver Stoffe 
gemäß der im Jahre 1992 bei der Annahme der Richtlinie 92/3/EURATOM 
zur Überwachung und Kontrolle der Verbringungen radioaktiver 
Abfälle von einem Mitgliedstaat in einen anderen, in die 
Gemeinschaft und aus der Gemeinschaft gegenüber dem Rat 
eingegangenen Verpflichtung; 
4. Unter Berücksichtigung dieser Punkte betreffen die wichtigsten in den 
Rieht I inienvorseh lag aufgenommenen Veränderungen folgende Bereiche: 
- Verwendung von Definitionen, Mengen- und Maßeinheiten sowie 
Wichtungsfaktoren für Strahlungen und Gewebe entsprechend den 
neuesten ICRP-Empfehlungen; 
- Einführung restriktiverer Dosisgrenzwerte gemäß den neuesten ICRP-
Empfehlungen, in denen neuere Schätzungen bezüglich des 
Krebsrisikos in Verbindung mit einer Exposition gegenüber 
ionisierenden Strahlungen berücksichtigt wurden, sowie Aufnahme 
eines umfassenden Begriffs der Gesundheitsschädigung; 
- Einführung von Bestimmungen für den Strahlenschutz bei bestimmten 
berufsbedingten Expositionen gegenüber natürIichen StrahlenquelIen; 
- Verbot bestimmter, nicht gerechtfertigter Verwendungen von 
Radioaktivität; 
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- Erweiterung der Schutzbestimmungen im Falle von Strahlenunfällen; 
- Einführung des Begriffs der quellenbezogenen "Dosisrestriktion"; 
- Änderung der als Bedingung für eine Genehmigung/Anmeldung gemäß der 
Richtlinie geltenden Radioaktivitätsniveaus; 
5. Die Auswirkungen der vorgeschlagenen Änderungen auf die Wirtschaft 
dürften begrenzt sein, weil die Änderungen den Charakter einer 
Fortentwicklung auf der Grundlage der Jeweils geltenden Richtlinie 
haben. Die Einführung von Bestimmungen für den Strahlenschutz bei 
bestimmten berufsbedingten Expositionen gegenüber natürlichen 
Strahlenquellen vollzieht sich in flexibler Weise, gerade damit die 
Bestimmungen stufenweise umgesetzt werden können. 
6. Im folgenden sollen die verschiedenen Titel des Vorschlags für eine 
neue Richtlinie kommentiert, sowie ihr jeweiliger Zweck, Umfang und 
Ziele erläutert werden. 
6.1 Im Vergleich zu der bestehenden Richtlinie wird der Anwendungsbereich 
der vorgeschlagenen Richtlinie erweitert (Titel II). Sie schließt nun 
ausdrücklich die Vermarktung und die Ausfuhr radioaktiver Stoffe sowie 
den Betrieb elektrischer Ausrüstung ein, die ionisierende Strahlen 
aussendet und Komponenten enthält, die mit einer Potentialdifferenz 
von mehr als 5 kV betrieben werden. Außerdem umfaßt sie die Exposition 
gegenüber natürlichen Strahlenquellen bei der Arbeit. 
6.2 Das System der Anmeldung und vorherigen Genehmigung von Tätigkeiten 
(Titel MI) wurde verändert: die Erfordernisse für die Anwendung des 
Systems wurden deutlicher als in der bestehenden Richtlinie 
formuliert, und insbesondere die Bedingungen, unter denen diese 
Anforderungen aufgehoben werden können, gründlich überarbeitet. Dies 
wird zu einer weiteren Vereinheitlichung der Genehmigungsverfahren 
innerhalb der Gemeinschaft beitragen, was sich auch auf die Vollendung 
des Gemeinsamen Binnenmarktes auswirken wird. 
- 9 -
6.3 Titel IV behält die drei Grundprinzipien des Strahlenschutzes 
(Rechtfertigung, Optimierung (ALARA) und Dosisgrenzwerte) bei; dabei 
wird spezifiziert, daß diese Dosisgrenzwerte nicht für medizinische, 
unfaiI bedingte oder Notfallexpositionen oder allgemein für 
Expositionen durch natürliche Strahlenquellen am Arbeitsplatz gelten. 
Hinsichtlich der Dosisgrenzwerte wurden folgende Maßnahmen ergriffen: 
- der neue Grenzwerte der effektiven Dosis für Arbeitskräfte beträgt 
über fünf aufeinanderfolgende Jahre gem itte It 20 mSv pro Jahr 
(100 mSv in fünf Jahren) wobei außerdem die effektive Dosis 50 mSv 
pro Jahr nicht überschreiten darf; 
- der neue Grenzwert der effektiven Dosis für Einzelpersonen der 
Bevölkerung beträgt 1 mSv pro Jahr. Allerdings kann unter 
besonderen Umständen ein höherer Wert pro Jahr zugelassen werden, 
sofern der Mittelwert über fünf aufeinanderfolgende Jahre 1 mSv pro 
Jahr nicht überschreitet. 
- Die Mitgliedstaaten haben die Möglichkeit, in Ausnamefällen 
Abweichungen von den Dosisgrenzwerten gemäß dem in Titel X 
festgelegten Verfahren einzuführen. 
Was den Schutz strahlenexponierter schwangerer Frauen am Arbeitsplatz 
angeht, so wurden die Bestimmungen dahingehend geändert, daß der Foetus 
gleichbedeutend mit einer Einzelperson der Bevölkerung geschützt wird. 
Bei stillenden Frauen sind die zuständigen Stellen verpflichtet, 
erforderlichenfalls entsprechende Dosisrestriktionen festzulegen, um den 
Schutz gegen eine radioaktive Kontamination des Kindes zu verstärken. 
6.4 Titel V betrifft die Methoden zur Berechnung der effektiven Dosis und 
enthält Verweise auf die Anhänge II und III. 
10 -
6.5 Wie in der bestehenden Fassung werden in der vorgeschlagenen 
Richtlinie die Hauptgrundsätze für Maßnahmen* zum Schutz 
strahlenexponierter Arbeitskräfte in Titel VI ausgeführt. Sie gelten 
auch für Auszubildende und Studierende, da auch diese beiden Gruppen 
Tätigkeiten durchführen können, die zu einer Exposition führen-. Im 
Vergleich zu der bestehenden Richtlinie wurde die Einteilung der 
Strahlenschutzbereiche (Kontroll- und Überwachungsbereich) je nach Art 
der Gefährdung beibehalten, während die Kriterien zur Überwachung 
dieser Einteilung vereinfacht wurden und dem Arbeitgeber/Betreiber 
zusätzliche Verantwortlichkeit übertragen wurde. 
Die Einteilung der strahlenexponierten Arbeitskräfte in die Kategorien 
A und B wird in dem Vorschlag der Kommission beibehalten, obwohl sie 
in den neuesten Empfehlungen der ICRP nicht mehr vorgesehen ist, da 
sie sich in den Jahren ihrer Anwendung, insbesondere vom 
organisatorischen Standpunkt des Strahlenschutzes her, bewährt hat. 
6.6 Für die Strahlenexposition durch natürliche Strahlenquellen bei der 
Arbeit enthält die vorgeschlagene Richtlinie besondere Regelungen 
(Titel VII). Titel VII verlangt, daß die Mitgliedstaaten gehalten 
sind, zunächst entsprechende Untersuchungen durchzuführen, um 
festzustellen, in welchen Regionen ihres Staatsgebietes, bei welchen 
Aktivitäten und unter welchen Arbeitsbedingungen Arbeitnehmer in 
signifikativer Weise gegenüber Gammastrahlung oder Radon aus 
natürlichen Strahlenquellen exponiert sind. Ausgehend von den 
Ergebnissen der Untersuchungen sind die in der Richtlinie 
beschriebenen Maßnahmen zu ergreifen. Als Beispiele für Tätigkeiten, 
für die derartige Untersuchungen durchgeführt werden müssen und 
folglich entsprechende Maßnahmen notwendig werden können, nennt der 
Rieht I inienvorseh lag Arbeitsvorgänge in Bergwerken oder sonstigen 
Untertagebauen, Arbeitsvorgänge mit Stoffen, die erhebliche Spuren 
natürlicher Radionuklide enthalten sowie den Betrieb von 
Düsenflugzeugen während des Fluges. 
- 11 -
6.7 Titel VIII enthält die Hauptgrundsätze für Maßnahmen zum Schutz der 
Bevölkerung unter normalen Umständen. Unter anderem sehen diese 
Bestimmungen die Einrichtung eines Inspektionssystems in den einzelnen 
Mitgliedstaaten vor, das der Überwachung des Strahlenschutzes der 
Bevölkerung sowie der Überprüfung der Einhaltung der einzelStaat liehen 
Vorschriften zur Umsetzung dieser Richtlinie dienen soll. In dieser 
Hinsicht werden dem Betreiber/Arbeitgeber eine Reihe von 
Verpflichtungen auferlegt. 
6.8 Titel IX stellt infolge der Erfahrungen mit dem Unfall von Tschernobyl 
eine Erweiterung der früheren Fassung dar und umfaßt jetzt 
potentielle, unfallbedingte und Notfallexpositionen. Die 
Mitgliedstaaten müssen jetzt den Ablauf sämtlicher eventuellen 
radio log Ischen Notfällen auf ihrem Staatsgebiet vor, während und nach 
diesem Ereignis berücksichtigen. 
Außerdem sind die Mitgliedstaaten gehalten, Verbindungen mit den 
anderen Mitgliedstaaten sowie mit Drittländern aufzunehmen, um für 
jeden möglichen Fall besser gerüstet zu sein und eine einheitliche 
Handlungsweise im Fall eines eventuellen Notfalls gewährleisten zu 
können. 
6.9 Titel X enthält die Schlußbestimmungen mit folgenden Hauptpunkten: 
- es wurde ein Verfahren festgelegt, das eine Änderung der Liste der 
unter Artikel 3 und 4 fallenden Tätigkeiten sowie in Ausnahmefällen 
Abweichungen von den Dosisgrenzwerten gestattet; 
- jeder Mitgliedstaat hat der Kommission alle zwei Jahre über die 
Durchführung der Richtlinie Bericht zu erstatten, damit die 
Kommission ihrerseits Berichte für das Europäische Parlament, den 
Rat sowie den Wirtschafts- und Sozialausschuß erstellen kann*, 
- die Mitgliedstaaten müssen die Richtlinie innerhalb der angegebenen 
Frist in nationales Recht umsetzen; 
- der oben angegebene Termin stellt eine einheitliche Frist dar, 
wobei alle zeitlichen Fristen der vorherigen Richtlinien aufgehoben 
werden. 
- 12 -
6.10 Anhänge 
Der Rieht I iniènvorschlag bezieht sich auf die in den drei Anhängen 
angegebenen Werte, die in Übereinstimmung mit den Bestimmungen dieses 
Richtlinienvorseh lags überarbeitet wurden. 
Was Anhang I anbetrifft, so wurden in der bestehenden Richtlinie die 
Ausnahmen von dem System der Anmeldung/Genehmigung in Funktion der 
Gesamtaktivität (Werte zwischen 5.103 und 5.106 Bq gemäß den vier 
Toxizitätskategorien aus Anhang I der bestehenden Richtlinie) sowie 
entsprechend der massenspezifischen Aktivität (100 Bq/g für künstliche 
Radionuklide und 500 Bq/g für feste natürliche Radionuklide) 
festgelegt. 
Man kam zu der Erkenntnis, daß diese Einteilung nicht wirklich das 
potentielle Risiko wiederspiegelt, daß sich aufgrund von Verwendung, 
Mißbrauch oder Beseitigung radioaktiver Stoffe für die Arbeitskräfte und 
Einzelpersonen derBevölkerung ergibt. Die überarbeitete Fassung von Anhang 
I enthält daher die nuklidspezifischen Aktivitätswerte und die 
massenspezifischen Aktivitätswerte, und zwar in diesem Stadium zunächst auf 
provisorischer Basis. 
Anhang II umfaßt die Wichtungsfaktoren für Strahlungen und Gewebe 
entsprechend den neuesten Empfehlungen der ICRP. Überprüfungen der 
Relationen zwischen dosimetrisehen Mengen und Fortschritte in der 
radio logischen Forschung können jedoch künftige Änderungen dieser 
Größen bedingen. 
Die in Anhang IM der bestehenden Richtlinie enthaltenen abgeleiteten 
Grenzwerte müssen unter Berücksichtigung der neuen Wichtungsfaktoren 
für das Gewebe und der neuen Angaben über den Metabolismus sowie zur 
Erzielung einer größeren Übereinstimmung mit den vorgeschlagenen 
Dosisgrenzwerten überarbeitet werden. Da jedoch eine Neubewertung der 
Metabolismusmodelle im Gange ist und weder eine Unterbrechung der 
Revision der Grundnormen noch eine Revision der Tabellen zum jetzigen 
Zeitpunkt angezeigt scheint, gibt Anhang IM die vorläufig 
anzuwendenden Methoden an. 
- 13 -
Geänderter Vorschlag für einen 
RICHTLINIE DES RATES 
zur Festlegung der grundlegenden Sicherheitsnormen für den 
Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte und der Bevölkerung 
gegen die Gefahren durch ionisierende Strahlungen 
DER RAT DER EUROPA ISCHEN GEMEINSCHAFTEN -
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 ausgearbeitet worden ist, 
nach Stellungnahme des Europäischen Par laments*1), 
nach Stellungnahme des Wirtschafts- und Sozialausschusses<2>, 
in Erwägung nachstehender Gründe: 
Der Vertrag schreibt in Artikel 2 Buchstabe b) vor, daß einheitliche Grund­
normen für den Gesundheitsschutz der Arbeitskräfte und der Bevölkerung 
festgelegt werden sollen; 
(1) ABI. Nr. ... 
(2) ABI. Nr. C 108, 19.4.93, S.48. 
- 14 -
Gemäß Artikel 30 des Vertrages sind die Grundnormen für den Gesundheits­
schutz der Arbeltskräfte und der Bevölkerung gegen die Gefahren ionisieren­
der Strahlungen definiert als 
a) die zulässigen Höchstdosen, die ausreichende Sicherheit gewähren;. 
b) die Höchstgrenze für die Aussetzung gegenüber schädlichen Einflüssen 
und für schädlichen Befall; 
c) die Grundsätze für die ärztliche Überwachung der Arbeitskräfte-, 
Jeder Mitgliedstaat erläßt gemäß Artikel 33 des Vertrages die geeigneten 
Rechts- und Verwaltungsvorschriften, um die Beachtung dieser Grundnormen 
sicherzustellen, und trifft die für den Unterricht, die Erziehung und 
Berufsausbildung erforderlichen Maßnahmen; 
Um dieser Aufgabe nachzukommen, hat der Rat gemäß Artikel 218 des Vertrags 
zum ersten Mal im Jahre 1959 Grundnormen erlassen*3), die in der Folge 
überarbeitet*4^ und 
(3) ABI. Nr. 11 vom 20. 2.1959, S. 211/59. 
(4) - Richtlinie des Rates vom 5.3.1962 (ABI. vom 6.7.1962); 
- Richtlinie 66/45/EURAT0M des Rates vom 27.10.1966 (ABI. vom 
26.11.1966, S.3693/66); 
- Richtlinie 76/579/EURATOM des Rates vom 1.6.1976 (ABI. Nr. L 187 
vom 12.7.1976, S. 1); 
- Richtlinie 79/343/EURATOM des Rates vom 27.3.1979 (ABI. Nr. L 83 
vom 3.4.1979, S. 18); 
- Richtlinie 80/836/EURATOM des Rates vom 15.7.1980 (ABI. Nr. L 246 
vom 17.9.1980, S. 1); 
- Richtlinie 84/467/EURATOM vom 3.9.1984 (ABI. Nr. L 265 vom 
5.10.1984, S. 4). 
- 15 -
ergänzt worden sind*5); 
(5) - Richtlinie 84/466/EURAT0M des Rates vom 3.9.1984 zur Festlegung der 
grundlegenden Maßnahmen für den Strahlenschutz bei ärztlichen 
Untersuchungen und Behandlungen (ABI. Nr. L 265 vom 5.10.1984, 
S. 1); 
- Richtlinie 89/618/EURATOM des Rates vom 27.11.1989 über die Unter-
rjchtung der Bevölkerung über die bei einer radio logischen 
Notstandssituation geltenden Verhaltensmaßregeln und zu 
ergreifenden Gesundheitsschutzmaßnahmen (ABI. Nr. L 357 vom 
7.12.1989, S. 31); 
- Richtlinie 90/641/EURATOM des Rates vom 4.12.1990 über den Schutz 
externer Arbeitskräfte, die einer Gefährdung durch ionisierende 
Strahlungen beim Einsatz im Kontrolibère ich ausgesetzt sind (ABI. 
Nr. L 349 vom 13.12.1990, S. 21); 
- Verordnung 87/3954/EURATOM des Rates vom 22.12.1987 zur Festlegung 
von Höchstwerten an Radioaktivität in Nahrungsmitteln und 
Futtermitteln im Falle eines nuklearen Unfalls oder einer anderen 
radio logischen Notstandssituation (ABI. Nr. L 371 vom 30.12.1987, 
S. 11); 
- Richtlinie 92/3/EURATOM des Rates vom 3.2.1992 zur Überwachung und 
Kontrolle der Verbringungen radioaktiver Abfälle von einem 
Mitgliedstaat in einen anderen, in die Gemeinschaft und aus der 
Gemeinschaft (ABI. Nr. L 35 vom 12.2.1992, S. 24); 
- Verordnung 93/1493/EURATOM vom 8.6.1993 über die Verbringung 
radioaktiver Stoffe zwischen den Mitgliedstaaten (ABI. L 148 vom 
19.6.1993, S. 1); 
- Empfehlung 90/143/EURATOM der Kommission vom 21.2.1990 zum Schutz 
der Bevölkerung vor Radonexposition innerhalb von Gebäuden (ABI. 
Nr. L 80 vom 27.3.1990, S. 26); 
- Entscheidung 87/600/EURAT0M des Rates vom 14.12.1987 über Gemein­
schaftsvereinbarungen für den beschleunigten Informationsaustausch 
im Fall einer radio logischen Notstandssituation (ABI. Nr. L 371 vom 
30.12.1987, S. 76). 
- 16 -
Die Entwicklung der wissenschaftlichen Erkenntnisse im Bereich des 
Strahlenschutzes macht es erforderlich, die Grundnormen zu'überarbeiten und 
in einem neuen Rechts instrument festzulegen, das an die Stelle der 
Richtlinien 76/579/EURATOM und 80/836/EURATOM tritt. 
Diese Entwicklung hat zu einer Neubewertung der bei der Verwendung von 
ionisierenden Strahlungen bestehenden Risiken und zu der Erkenntnis 
geführt, daß der Gesundheitsschutz am Arbeitsplatz gegen die Gefahren aus 
der Exposition gegenüber natürlichen Strahlenquellen rührenden Gefahren 
verbessert und daß das Bewußtsein für die Notwendigkeit von Unfallverhü­
tungsmaßnahmen geschärft werden muß. 
Die innerhalb der Gemeinschaft festzulegenden Grundnormen müssen die 
Erfordernisse des Gemeinsamen Marktes auf dem Kerngebiet gemäß Titel 2 
Kapitel IX des Vertrags sowie des nach dem Vertrag zur Gründung zur 
Europäischen Wirtschaftsgemeinschaft geschaffenen Binnenmarktes gemäß 
Artikel 232 Absatz 2 dieses Vertrags berücksichtigen. 
Um die obengenannten Ziele zu erreichen, ist es erforderlich, den Anwen­
dungsbereich der Grundnormen zu definieren und dabei die Vermarktung radio­
aktiver Stoffe, den Betrieb bestimmter elektrischer Ausrüstungen sowie die 
Exposition gegenüber natürlichen Strahlenquellen am Arbeitsplatz einzube-
/ 
ziehen. 
Um die Einhaltung der Grundnormen zu gewährleisten, sind die Mitglied­
staaten gehalten, bestimmte, mit einer Gefährdung durch ionisierende 
Strahlung verbundene Tätigkeiten zu verbieten oder sie je nach dem Grad der 
Gefährdung der Meldepflicht und der Pflicht zur vorherigen Genehmigung zu 
unterwerfen. 
Ein System des Strahlenschutzes für bestimmte Tätigkeiten sollte auf dem 
Grundsatz der Rechtfertigung der Exposition, der Optimierung des Schutzes 
und der Dosisbegrenzung beruhen und die besondere Situation der verschiede­
nen exponierten Personengruppen wie Arbeitskräfte, stillende und schwangere 
Frauen, Auszubildende und Studierende sowie Einzelpersonen der Bevölkerung 
berücksichtigen; zu diesem Zweck sind Dosisbegrenzungen und abgeleitete 
Grenzwerte festzulegen. 
- 17 -
Der operationeile Schutz von exponierten Arbeitskräften, Auszubildenden und 
Studierenden erfordert die Durchführung entsprechende!: Maßnahmen am 
Arbeitsplatz; diese Maßnahmen müssen die vorherige Ermittlung der damit 
verbundenen Gefahr, die Einteilung von Arbeitsplätzen und Arbeitskräften, 
die Überwachung von Bereichen und Arbeitsbedingungen sowie die ärztliche 
Überwachung umfassen. 
Es ist offensichtlich, daß Arbeitskräfte vor einer Exposition gegenüber 
natürlichen Strahlenquellen am Arbeitsplatz zu schützen sind; die 
Mitgliedstaaten sind daher verpflichtet, Untersuchungen zur Bestimmung der 
Bereiche, Tätigkeiten und Arbeitsbedingungen durchzuführen, in denen 
Arbeitskräfte in nennenswerter Weise gegenüber derartigen Strahlenquellen 
exponiert sind; auf der Grundlage dieser Untersuchungen haben die Mitglied­
staaten angemessene Schutzmaßnahmen zu ergreifen. 
Der Operationelle Schutz der Bevölkerung unter normalen Bedingungen 
erfordert die Schaffung eines Überwachungssystems zur Kontrolle des 
Strahlenschutzes der Bevölkerung und der Einhaltung der Grundnormen. 
Aufgrund der bei dem Unfall von Tschernobyl gewonnenen Erfahrung sind die 
Mitgliedstaaten gehalten, die Entwicklung sämtlicher radiologischer 
Notfälle auf ihrem Hoheitsgebiet vor, während und nach einem Unfall zu 
berücksichtigen und alle erforderlichen Maßnahmen zur Verringerung ihrer 
Folgen zu ergreifen; es hat sich erwiesen, daß durch die Zusammenarbeit 
zwischen den Mitgliedstaaten und mit Drittländern die Vorbereitung auf 
derart ige FälJe verbessert wird -
HAT FOLGENDE RICHTLINIE ERLASSEN 
- 18 -
TITEL I -
BEGRIFFSBESTIMMUNGEN 
Artikel 1 
Für die Anwendung dieser Richtlinie gelten folgende Begriffsbestimmungen: 
Energiedosis (D): pro Masseneinheit absorbierte Energie 
d / 
D . 
dm 
Dabei ist: - d /die mittlere Energie, die durch 
die ionisierende Strahlung auf die 
Materie in einem Volumenelement 
übertragen wird; 
dm die Masse der Materie in diesem 
Volumenelement. 
In dieser Richtlinie bezeichnet die Energiedosis die über ein Gewebe oder 
ein Organ gemittelte Dosis. Die Einheit der Energiedosis ist Gray. 
Beschleuniger: Gerät oder Anlage, die ionisierende Strahlung mit einer 
Energie von mehr als 1 Mev aussenden. 
UnfalI : unbeabsichtigtes Ereignis, das Schäden an einer Strahlenquelle 
verursacht oder eine Strahlenexposition von Einzelpersonen der Bevölkerung, 
die die entsprechende Interventionsschwelle übersteigt, oder die Strahlen­
exposition von Arbeitskräften, die die entsprechenden Dosisgrenzwerte 
überschreitet, zur Folge hat oder haben kann. 
UnfalI bedingte Strahlenexpos it Ion: zufällige und ungewollte Strahlenexposi­
tion von Einzelpersonen im Gefolge eines Unfalls. 
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Aktivierung: Vorgang, bei dem ein stabiles Nuklid in ein Radionuklid 
transformiert wird durch Bestrahlung der es enthaltenden Materie mit 
Partikeln oder hochenergetischen Gammastrahlen. 
Aktivität (A): die Aktivität A einer Menge eines Radionuklids in einem 
bestimmten Energiezustand zu einer gegebenen Zeit ist der Quotient aus dN 
und dt; dabei ist dN der Erwartungswert der Anzahl der spontanen 
Kernübergänge aus diesem Energiezustand im Zeitintervall dt. 
dN 
dt 
Die Einheit der Aktivität ist das Becquerel. 
AuszubiIdender: Person, die innerhalb eines Unternehmens im Hinblick auf 
die Ausübung eines bestimmten Berufes ausgebildet und unterrichtet wird. 
Behördlich ermächtigter Arzt: für die ärztliche Überwachung von Arbeits­
kräften der Kategorie A im Sinne des Artikels 21 verantwortlicher Arzt, 
dessen Qualifikation und Autorität von den zuständigen Behörden anerkannt 
sind. 
Behördlich ermächtigte arbeitsmedizinische Dienste: eine für den Strahlen­
schutz und die ärztliche Überwachung strahlenexponierter Arbeitskräfte 
gemäß Artikel 21 verantwortliche Einrichtung, deren Qualifikation und 
Autorität von den zuständigen Behörden anerkannt sind. 
Becquerel (Bo): besonderer Name für die Einheit der Aktivität. Ein 
Becquerel entspricht einem Übergang pro Sekunde. 
1 Bq - 1 s -1 
- 20 -
Effektive Folgedosis EC»): die Summe der Organ- oder Gewebe-Aquivalent-
Folgedosen aus einer Inkorporation, Jeweils multizipfiziert mit dem 
entsprechenden Gewebegewichtungsfaktor WT. Sie wird definiert durch: 
E(*) - 2? WTHT(T) 
T 
Bei der Angabe von E(r) ist r die Zahl der Jahre, über die die Integration 
erfolgt. Die Einheit für die effektive Folgedosis ist das Sievert. 
Foloeäouivalentdosis (HT(r)): Integral über der Zeit (t) der Äquivalent­
dosisleistung im Gewebe oder Organ T, die einer Einzelperson nach einer 
Inkorporation radioaktiver Stoffe erteilt wird. Sie wird ausgedrückt durch 
für eine Inkorporation zum Zeitpunkt t* dabei ist 
o 
HT(t) die entsprechende Äquivalentdosisleistung im Organ oder Gewebe 
T zum Zeitpunkt t 
T der Zeitraum, über den die Integration vorgenommen wird. 
Bei der Angabe von HT (r) wird r in Jahren angeführt. Erfolgt keine 
Angabe für T, so wird für Erwachsene ein Zeitraum von 50 Jahren, für 
Kinder ein Zeitraum von 70 Jahren unterstellt. Die Einheit der Folge­
äquivalentdosis ist das Sievert. 
Empfänger : eine natürliche oder juristische Person, zu der ein radioaktiver 
Stoff verbracht wird. 
KontrolIbereich: Bereich, der aus Gründen des Schutzes gegen ionisierende 
Strahlungen und zur Verhinderung der Ausbreitung einer radioaktiven 
Kontamination besonderen Vorschriften unterliegt, dessen Zugang geregelt 
und Arbeitnehmern vorbehalten ist, die angemessene Anweisungen erhalten 
haben. 
- 21 -
Dosisrestrikt ion: eine Einschränkung der Dosen für Einzelpersonen durch 
bestimmte StrahlenquelIen zur Optimierung des Strahlenschutzes. 
Dosisgrenzwerte: in Titel IV festgelegte Grenzwerte für die Dosen, die aus 
der Exposition der Arbeitskräfte, der Auszubildenden und der Studierenden 
sowie der Einzelpersonen der Bevölkerung durch ionisierende Strahlung aus 
den in dieser Richtlinie erfaßten Tätigkeiten herrühren. 
Effektive Dosis (E): die Summe der gewichteten Äquivalentdosen in allen 
Geweben und Organen des Körpers aus interner und externer Strahlenexposi­
tion. Sie wird definiert durch die Gleichung 
E -2wTHT -£WT£WR DT>R 
T TR 
Dabei ist 
Djp die Energiedosis für das Organ aus der Strahlung R, 
WR der Strahlungswichtungsfaktor und 
WT der Gewebewichtungsfaktor für das Gewebe oder Organ T. 
Die entsprechenden Werte für WT und WR sind in Anhang II angegeben. Die 
Einheit der effektiven Dosis ist Sievert. 
NotfalI expos it ion: unter anomalen Bedingungen gerechtfertigte Strahlen­
exposition, um in Gefahr befindlichen Einzelpersonen Hilfe zu leisten, die 
Strahlenexposition einer großen Zahl von Personen zu verhindern oder ein 
wertvolles Unternehmen oder eine Strahlenquelle vor der Zerstörung zu 
bewahren, und bei der einer der für strahlenexponierte Arbeitskräfte 
festgelegten Dosisgrenzwerte überschritten werden könnte. 
- 22 -
Äquivalentdos is (HT): Energiedosis im Gewebe oder Organ T, gewichtet nach 
Art und Beschaffenheit der Strahlung R. Sie wird ausgedrückt durch: 
HT,R - WR DT,R 
Dabei ist: 
Dj R die Energiedosis im Gewebe oder Organ T aus der Strahlung R und 
WR der Strahlungswichtungsfaktor. 
Besteht das Strahlungsfeld aus Arten und Energien mit unterschiedlichen 
Werten von WR, so gilt für die gesamte Aquivalentdosis HT 
HT-\£wRnT,R 
R 
Die entsprechenden Werte für WR sind in Anhang II angegeben. Die Einheit 
der Aquivalentdosis ist Sievert. 
Strahlenexponierte Arbeitskräfte: Personen im Alter von mindestens 18 
Jahren, die einer Strahlenexposition aus den in dieser Richtlinie erfaßten 
Tätigkeiten ausgesetzt sind, die Dosen bewirken können, die einen der 
Dosisgrenzwerte für Einzelpersonen der Bevölkerung übersteigen. 
Strahlenexpos it ion: EXPOS it ion durch ionisierende Strahlung. 
Gray (Gv): besonderer Name für die Einheit der Energiedosis. Ein Gray -
1 Joule durch Kilogramm 
1 Gy - 1 J kg"1 
Schaden: klinisch feststellbare Schadwirkungen bei Einzelpersonen oder 
ihren Nachkommen. Dies schließt die Wahrscheinlichkeit derartiger Folgen 
ein. 
- 23 -
Besitzer: eine natürliche oder Juristische Person, die nach 
einzelstaatliehern Recht für radioaktive Stoffe vor deren Verbringung 
rechtlich verantwortlich ist und beabsichtigt, eine Verbringung zu einem 
Empfänger vorzunehmen. 
Inkorporat ion: Aufnahme von Radionukliden aus der äußeren Umgebung durch 
den Organismus. 
Intervention: menschliche Tätigkeit zur Reduzierung der Gesamtstrafe len-
exposition von Einzelpersonen durch Beseitigung vorhandener Strahlen­
quellen, Veränderung bestehender Expositionspfade oder Verringerung der 
Anzahl der einer vorhandenen Strahlenquelle ausgesetzten Einzelpersonen. 
Intervent ionsschwelle: Wert der Äquivalentdosis, der effektiven Dosis oder 
abgeleiteter Wert, bei dem Interventionsmaßnahmen erwogen werden sollten. 
Die Dosis oder der abgeleitete Wert entspricht nur dem Expositionspfad, für 
den die Interventlonsmaßnahme gelten soll. 
Ionisierende Strahlung; Transfer von Energie im Raum in Form elektromagne­
tischer Wellen oder Teilchen mit Energiequantitäten von mehr als 12,4 eV 
entsprechend einer Wellenlänge von 100 Nanometer oder einer Frequenz von 
3x10(15) Hertz. 
Einzelpersonen der Bevölkerung: Einzelpersonen, ausgenommen strahlen­
exponierte Arbeitskräfte, Auszubildende und Studierende während ihrer 
Arbeitszeit. 
Natürliche Strahlenquellen: Quellen ionisierender Strahlung natürlichen 
terrestrischen oder kosmischen Ursprungs. 
Andere Strahlenoue11 en : radioaktive Stoffe, bei denen es sich nicht um 
umschlossene Strahlenquellen handelt und deren ionisierende Strahlungen 
direkt oder indirekt für medizinische, tiermedizinische, gewerbliche, 
kommerzielle, wissenschaftliche oder landwirtschaftliche Zwecke genutzt 
werden sol Ien. 
- 24 -
Vermarktung; jede kostenpflichtige oder kostenlose Bereitstellung außer zu 
Lagerzwecken, an die sich eine Ausfuhr aus dem Hoheitsgebiet der Gemein­
schaft oder eine Beseitigung anschließt. Die Einfuhr in das Hoheitsgebiet 
der Gemeinschaft von radioaktiven Stoffen oder Erzeugnissen, die derartige 
Stoffe enthalten, gilt im Sinne dieser Richtlinie als Vermarktung. 
Potentielle Strahlenexpos It ion: Strahlenexposition mit einer Vorkommens­
wahrscheinlichkeit und Größenordnung, die bei einem Ereignis wie einem 
Unfall oder einem Versagen von Anlagenteilen vorhersehbar sind. 
Tätigkeit: menschliche Betätigung, die die Gesamtstrahlenexposition von 
Einzelpersonen durch Strahlenbelastung aus einer Strahlenquelle erhöhen 
kann. 
Qual Ifizierter Sachverständiger: Person, die über die erforderliche Sach­
kenntnis und Ausbildung verfügt, um physikalische, technische oder radio­
chemische Untersuchungen durchführen, Dosen abschätzen und Rat geben zu 
können, um den wirksamen Schutz von Einzelpersonen und die einwandfreie 
Bedienung von Schutzausrüstungen zu gewährleisten, und deren Befähigung, 
als qualifizierter Sachverständiger tätig werden zu können, von den 
zuständigen Behörden anerkannt ist. 
Radiologische Notstandssi tuât ion: Folge eines Unfalls, bei der die Mit­
gliedstaaten die Ergreifung weitreichender Maßnahmen zum Schutz der 
Einzelpersonen der Bevölkerung beschließen. 
Radioaktive Kontamination: Kontamination eines beliebigen Materials, einer 
beliebigen Oberfläche, einer beliebigen Umgebung oder einer Person durch 
radioaktive Stoffe. Im Sonderfall des menschlichen Körpers umfaßt diese 
radioaktive Kontamination sowohl die äußere Kontamination der Haut als auch 
die innere Kontamination, gleichgültig, auf welche Weise sie erfolgt. 
Radioaktiver Stoff: Jeder eines oder mehrere Radionuklide enthaltende 
Stoff, dessen Aktivität oder Konzentration im Zusammenhang mit dem 
Strahlenschutz nicht außer acht gelassen werden kann. 
- 25 -
BezuosbevöIkerungsgruppe : eine Gruppe, die Personen umfaßt, die einer 
einigermaßen homogenen Strahlenexposition ausgesetzt sind,, die für die .am 
stärksten gegenüber dieser Strahlenquelle exponierten Einzelpersonen der 
Bevölkerung repräsentativ ist. 
UmschIossene StrahlenqueIle: Strahlenquelle, deren Aufbau so beschaffen 
ist, daß bei üblicher betriebsmäßiger Beanspruchung jede Verbreitung der 
radioaktiven Stoffe in die Umwelt verhindert wird. 
Verbringung; die Vorgänge zur Beförderung radioaktiver Stoffe vom Ausgangs-
zum Bestimmungsort, einschließlich Be- und Entladung. 
Si evert (Sv): besonderer Name für die Einheit der Äquivalent- und 
effektiven Dosis. Ein Sievert entspricht einem Joule pro Kilogramm. 
1 Sv - 1 J Kg"1 
Strahlenouelle: Apparat, Stoff oder Anlage, die die Fähigkeit haben, 
ionisierende Strahlung oder radioaktive Stoffe auszusenden und keine 
natürliche Strahlenquelle darstellen. 
überwachunosbere i ch: Bereich, in dem die Arbeitsbedingungen überwacht 
werden, für den aber besondere, wie die für KontrolIbereiche geltenden Vor­
kehrungen, normalerweise nicht notwendig sind. 
- 26 -
TITEL II 
ANWENDUNGSBEREICH 
Artikel 2 
Diese Richtlinie gilt für jede mit einer Gefährdung durch ionisierende 
Strahlung verbundene Tätigkeit oder Intervention, insbesondere: 
a) die Herstellung, Bearbeitung, Handhabung, Verwendung, den Besitz, die 
Lagerung, Beförderung, Vermarktung, Ausfuhr und Beseitigung radio­
aktiver Stoffe; 
b) den Betrieb einer elektrischen Ausrüstung, die ionisierende Strahlung 
aussendet und Komponenten enthält, die mit einer Potentialdifferenz 
von mehr als 5 kV betrieben werden; 
c) Strahlenexposition durch natürliche Strahlenquellen bei der Arbeit 
(i) in Uranbergwerken; und 
(ii) an anderen Arbeitsplätzen gemäß Titel VII. 
27 -
TITEL III 
ANMELDUNG UND GENEHMIGUNG 
Artikel 3 
Anmeldung 
1. Jeder Mitgliedstaat unterwirft alle Personen oder Unternehmen, die die 
in Artikel 2 genannten Tätigkeiten ausführen, einer Anmeldepflicht für 
diese Tätigkeiten. 
2. Für folgende Tätigkeiten ist jedoch keine Anmeldung vorgeschrieben: 
a) die Verwendung radioaktiver Stoffe oder ihre anschließende 
Beseitigung, wenn insgesamt die Werte in Spalte 2 der Tabelle A des 
Anhangs I nicht überschritten werden; oder 
b) die Verwendung radioaktiver Stoffe oder ihre anschließende 
Beseitigung, wenn deren Aktivitätskonzentration je Masseneinheit die 
Werte in Spalte 3 der Tabelle A des Anhangs I nicht übersteigt; oder 
c) die Verwendung von Geräten, die radioaktive Stoffe enthalten, die die 
unter den Buchstaben a) oder b) angegebenen Werte oder Aktivitäts­
konzentrat ionen überschreiten; dabei gilt folgendes: 
1. ihre Bauart muß von der zuständigen Behörde des Mitgliedstaats 
zugelassen sein; und 
2. sie müssen als umschlossene Strahlungsquellen ausgeführt sein und 
einen wirksamen Schutz gegen jede Berührung der radioaktiven Stoffe 
und gegen das Entweichen dieser Stoffe gewährleisten; und 
- 28 -
3. die Dosisleistung darf unter normalen Betriebsbedingungen 1 fiSv h_1 
im Abstand von 0,1 m von der berührbaren Oberfläche des Gerätes 
nicht überschreiten; 
d) der Betrieb aller elektrischen Ausrüstungen, auf die die RichtJinie 
Anwendung findet; dabei gilt folgendes: 
1. ihre Bauart muß von der zuständigen Behörde des Mitgliedstaats 
zugelassen sein; und 
2. die Dosisleistung darf unter normalen Betriebsbedingungen 1 /uSv h~ 
1 im Abstand von 0,1 m von der berührbaren Oberfläche des Gerätes 
nicht überschreiten; 
e) für die Darstellung von Bildern bestimmte Kathodenstrahlröhren, bei 
denen die Dosisleistung unter normalen Betriebsbedingungen im Abstand 
von 0,1 m von der berührbaren Oberfläche des Gerätes 1 /tSv h~1 nicht 
überschreitet; oder 
f) der Aufenthalt in Gebäuden und sonstige Expositionen gegenüber natür­
lichen Strahlenquellen, unbeschadet der Bestimmungen des Artikels 2 
Buchstabe c). 
3. Die Liste der Tätigkeiten gemäß Absatz 2 kann entsprechend dem in 
Artikel 56 festgelegten Verfahren überarbeitet werden. 
Artikel 4 
Genehmigung 
1. Eine vorherige Genehmigung ist für folgende Tätigkeiten 
vorgeschr ieben: 
a) Bau, Betrieb und Stillegung Jedes Unternehmens des nuklearen Brenn-
stoffkreislaufs; 
- 29 -
b) die Beseitigung radioaktiver Stoffe oder die Rückführung von Materia­
lien, die radioaktive Stoffe enthalten, aus allen beliebigen 
industriellen, ärztlichen, tierärztlichen oder Forschungsunternehmen, 
es sei denn, die von den zuständigen Behörden festgelegten Bedingungen 
sind erfüllt; 
c) den absichtlichen Zusatz radioaktiver Stoffe bei der Produktion und 
Herstellung von Arzneimitteln und Konsumgütern und die Vermarktung 
solcher Erzeugnisse; 
d) die absichtliche Verabreichung radioaktiver Stoffe an Personen und 
Tiere zum Zweck der ärztlichen oder tierärztlichen Diagnose, 
Behandlung oder Forschung; 
e) die Verwendung von Röntgenanlagen oder radioaktive Stoffe enthaltenden 
Strahlenquellen für die industrielle Radiographie oder Behandlung von 
Erzeugnissen sowie die Verwendung von Beschleunigern, ausgenommen 
EIektronenmi kroskope; 
f) Verwendung von Beschleunigern, Röntgenanlagen oder radioaktiven 
Strahlenquellen zum Zweck der ärztlichen oder tierärztlichen 
Behandlung oder Forschung; 
2. Für andere als die in Absatz 1 angegebenen Tätigkeiten kann eine 
vorherige Genehmigung erforderlich sein, die nach dem in Artikel 56 
angegebenen Verfahren festzulegen ist. 
3. Genehmigungen können für eine fortlaufende Tätigkeit ausgestellt 
werden und die Verwendung mehrerer Strahlenquellen über einen bestimmten 
Zeitraum umfassen. Sie können erneuerbar sein. 
- 30 -
Artikel 5 
Unzulässiges Vorgehen 
Der absichtliche Zusatz radioaktiver Stoffe bei der Herstellung von Lebens­
mitteln, Spielwaren, persönlichen Schmuckgegenständen und kosmetischen 
Erzeugnissen und die absichtliche Aktivierung derartiger Erzeugnisse sowie 
ihre Vermarktung sind untersagt. 
Artikel 6 
Verbringung radioaktiver Stoffe 
1. Jeder Mitgliedstaat trifft Vorkehrungen dafür, daß Verbringungen 
radioaktiver Stoffe in seinem Hoheitsgebiet nur an Empfänger erfolgen 
können, die sämtlichen geltenden Bestimmungen zur Durchführung dieser 
Richtlinie und den einschlägigen einzelStaat Iichen Anforderungen bezüglich 
der Verwendung, der Behandlung, der Bearbeitung, der sicheren Lagerung oder 
der Entsorgung solcher radioaktiver Stoffe entsprochen haben. 
2. Der Besitzer umschlossener Strahlenquellen, der diese an einen 
Empfänger in einem anderen Mitgliedstaat verbringen oder verbringen lassen 
will, muß von dem Empfänger der umschlossenen Strahlenquellen eine 
vorherige schriftliche Erklärung einholen, wonach der Empfänger in dem 
Mitgliedstaat, in den die Verbringung erfolgt, allen geltenden Bestimmungen 
zur Durchführung dieser Richtlinie sowie den einschlägigen 
einzelStaat Iichen Anforderungen bezüglich der Verwendung, der Behandlung, 
der Bearbeitung, der sicheren Lagerung oder der Entsorgung dieser Kategorie 
von Strahlenquellen entsprochen hat. 
Der Empfänger sendet die Erklärung an die zuständigen Behörden des 
Mitgliedstaats, in den die Verbringung erfolgt. Der Empfang der Erklärung 
ist von der zuständigen Behörde zu bescheinigen; die Erklärung ist 
anschließend vom Empfänger an den Besitzer zu senden. 
- 31 -
3. Der Besitzer von umschlossenen Strahlenquellen oder anderen 
Strahlenquellen, der diese zu einem Empfänger in. einem anderen 
Mitgliedstaat verbracht hat oder hat verbringen lassen, übermittelt den 
zuständigen Behörden des Bestimmungsmitgliedstaats binnen 21 Tagen nach dem 
Jeweiligen Quartalsende folgende Angaben über die in dem Quartal erfo.lgten 
Lieferungen: 
- Name und Anschrift der Empfänger; 
- Gesamtaktivität je Isotop, das an den jeweiligen Empfänger 
geliefert wurde, sowie Anzahl der Lieferungen; 
- höchste Einzelmenge eines Jeden an den Jeweiligen Empfänger 
ge11efer ten Isotops; 
- Art des Stoffes: umschlossene Strahlenquelle oder andere 
Strahlenquelle. 
- 32 -
TITEL IV 
TAT IGKEITSBEZOGENES STRAHLENSCHUTZSYSTEM 
KAPITEL I 
ALLGEMEINE GRUNDSATZE 
Artikel 7 
1. Jeder Mitgliedstaat schafft auf der Grundlage folgender allgemeiner 
Grundsätze ein tatigkeitsbezogenes Strahlenschutzsystem und schreibt seine 
Anwendung vor : 
a) alle Tätigkeiten, die eine Strahlenexposition mit sich bringen, müssen 
hinsichtlich der damit verbundenen Vorteile im voraus gerechtfertigt 
und ständig überprüft werden; 
b) jede Strahlenexposition ist so niedrig zu halten, wie dies unter 
Berücksichtigung wirtschaftlicher und sozialer Faktoren vernünftiger­
weise erreichbar ist; für bestimmte Arten von Tätigkeiten werden von 
den zuständigen Behörden allgemeine Dosisrestriktionen eingeführt; 
c) unbeschadet des Artikels 13 darf die Summe der von allen einschlägigen 
Tätigkeiten erhaltenen Dosen die in diesem Titel festgelegten 
Dosisgrenzwerte für strahlenexponierte Arbeitskräfte, Auszubildende, 
Studierende und Einzelpersonen der Bevölkerung nicht überschreiten. 
2. Die unter Ziffer 1 Buchstaben a) und b) festgelegten Grundsätze gelten 
für alle Strahlenexpositionen einschließlich der medizinischen Exposi­
tionen. Der unter Absatz 1 Buchstabe c) festgelegte Grundsatz gilt nicht 
für eine der folgenden Expositionen: 
a) die Exposition von Personen im Rahmen ihrer eigenen ärztlichen 
Diagnose oder Behandlung; 
- 33 -
b) Notfallexpositionen unbeschadet des Artikels 55; 
c) Expositionen durch natürliche Strahlenquellen, ausgenommen 
Expositionen in Uranbergwerken sowie entsprechend Titel VII; 
d) die Exposition von Personen, die wissentlich und willentlich (Jedoch 
nicht als Teil ihrer Beschäftigung) bei der Unterstützung und Pflege 
von Patienten in ärztlicher Diagnose oder Behandlung entweder im 
Krankenhaus oder zu Hause helfen, unbeschadet der Bestimmungen des 
Absatzes 3; 
e) die Exposition von freiwilligen Teilnehmern eines medizinischen oder 
biomedizinischen Forschungsprogramms, unbeschadet der Bestimmungen des 
Absatzes 3. 
3. Jeder Mitgliedstaat schafft Anleitungen für angemessene Verfahren, die 
für die in dem obenstehendem Absatz 2 Buchstaben d) und e) genannten 
Personen gelten. Außerdem sind angemessene Dosisbeschränkungen für die im 
vorstehenden Absatz 2 Buchstabe e) genannten Freiwilligen zu schaffen. 
KAPITEL II 
DOSISBEGRENZUNGEN BEI STRAHLENEXPONIERTEN ARBEITSKRÄFTEN 
Artikel 8 
Altersbegrenzung für exponierte Arbeitskräfte 
Unbeschadet des Artikels 12 Ziffer 2 dürfen Personen unter 18 Jahren nicht 
mit irgendeiner Tätigkeit beauftragt werden, die sie zu strahlenexponierten 
Arbeitskräften macht. 
- 34 -
Artikel 9 
Dosisgrenzwerte für strahlenexponierte Arbeitskräfte 
1. Der Grenzwert der effektiven Dosis für strahlenexponierte 
Arbeltskräfte beträgt über fünf aufeinanderfolgende Jahre gemittelt 20 mSv 
pro Jahr (100 mSv in fünf Jahren), wobei die effektive Dosis 50 mSv pro 
Jahr nicht überschreiten darf. Dieser Grenzwert gilt für die Summe der ent­
sprechenden Dosen aus der externen Strahlenexposition in dem angegebenen 
Zeitraum und der 50-Jahr-Folgeäquivalentdosis durch Inkorporationen im 
gleichen Zeitraum. 
2. Unbeschadet des Absatzes 1 gelten für Augenlinse, Haut und 
Extremitäten folgende Grenzwerte: 
Der Grenzwert der Äquivalentdosis für die Augenlinse beträgt 150 mSv 
pro Jahr; 
der Grenzwert der Aquivalentdosis für die Haut beträgt 500 mSv pro 
Jahr. Dieser Grenzwert gilt unabhängig von der exponierten Fläche für 
die mittlere Dosis an Jeder Oberfläche von 1 cm2-, 
der Grenzwert der Aquivalentdosis für Hände, Unterarme, Füße und 
Knöchel beträgt 500 mSv pro Jahr. 
Artikel 10 
Schutz schwangerer Frauen 
Sobald eine Schwangere der Betriebsleitung gemäß den nationalen 
Rechtsvorschriften und/oder den nationalen Praktiken ihre Schwangerschaft 
mitgeteilt hat, ist der Fötus möglichst wirksam zu schützen, und zwar so, 
als ob es sich um eine Einzelperson der Bevölkerung handele. Die 
arbeitsbedingte Strahlenexposition der Schwangeren ist so niedrig zu 
halten, wie dies vernünftigerweise erreichbar ist, und ihre 
Arbeitsbedingungen sind so zu gestalten, daß sichergestellt ist, daß die 
Aquivalentdosis für den Fetus während der restlichen Schwangerschaft 1 mSv 
nicht überschreitet. 
- 35 
Artikel 11 
Schutz stillender Frauen 
1. Stillende Frauen dürfen keine Arbeiten ausführen, bei denen die Gefahr 
einer radioaktiven Kontamination besteht. 
2. Insbesondere ist die Möglichkeit einer radioaktiven Kontamination des 
Körpers zu berücksichtigen. Erforderlichenfalls legen die zuständigen 
Behörden entsprechende Dosisrestriktionen fest. 
KAPITEL III 
DOSISBEGRENZUNGEN BEI AUSZUBILDENDEN UND STUDIERENDEN 
Artikel 12 
1. Die Dosisgrenzwerte für Auszubildende ab 18 Jahren, die die Ausbildung 
für einen mit einer Strahlenexposition verbundenen Beruf durchlaufen, und 
Studierende ab 18 Jahren, die aufgrund ihres Studiums gezwungen sind, 
Strahlenquellen zu verwenden, sind gleich den in Artikel 9 für 
strahlenexponierte Arbeitskräfte festgelegten Dosisgrenzwerten. 
2. Der Grenzwert der effektiven Dosis für Auszubildende zwischen 16 und 
18 Jahren, die einen mit einer Strahlenexposition verbundenen Beruf 
anstreben, und für Studierende zwischen 16 und 18 Jahren, die aufgrund 
ihres Studiums gezwungen sind, Strahlenquellen zu verwenden, beträgt 6 mSv 
pro Jahr. Die Dosisgrenzwerte für die Augenlinse, Haut und Extremitäten 
sind gleich 3/10 der in Artikel 9 Ziffer 2 festgelegten Dosisgrenzwerte für 
strahlenexponierte Arbeitskräfte. 
3. Die Dosisgrenzwerte für nicht unter die Absätze 1 und 2 fallende 
Auszubildende und Studierende sind die gleichen wie die Dosisgrenzwerte für 
Einzelpersonen der Bevölkerung nach Artikel 14. 
- 36 -
KAPITEL IV 
BESONDERS GENEHMIGTE STRAHLENEXPOSITIONEN 
Artikel 13 
1. Unter außergewöhnlichen, von Fall zu Fall zu beurteilenden Umständen 
können die zuständigen Behörden individuelle berufliche Strahlenexposi­
tionen bestimmter Arbeitskräfte genehmigen, die die in Artikel 9 fest­
gelegten Dosisgrenzwerte überschreiten, jedoch innerhalb der von den 
zuständigen Behörden für diesen speziellen Fall festgelegten Expositions­
höchstwerte liegen, wenn dies zur Durchführung spezifischer Arbeitsvorgänge 
notwendig ist. Dabei gelten folgende Bedingungen: 
a) Besonders genehmigten Strahlenexpositionen dürfen nur Arbeitskräfte 
der Kategorie A im Sinne des Artikels 23 ausgesetzt werden. 
b) Schwangere und stillende Frauen sind von derartigen 
StrahlenexpositIonen ausgeschlossen; 
c) diese Strahlenexpositionen sind sorgfältig zu rechtfertigen und 
eingehend mit der Betriebsleitung, den betreffenden Arbeitskräften, 
ihren Vertretern, den behördlich ermächtigten arbeitsmedizinischen 
Diensten oder dem behördlich ermächtigten Arzt und dem qualifizierten 
Sachverständigen zu erörtern; 
d) über die damit verbundenen Gefahren und über die während dieser 
Vorgänge zu ergreifenden Vorsichtsmaßnahmen sind angemessene 
Informationen zu vermitteln-, 
e) alle mit besonders genehmigten Strahlenexpositionen zusammenhängenden 
Dosen sind separat in die Gesundheitsakte einzutragen. 
2. Die Überschreitung von Grenzwerten im Rahmen besonders genehmigter 
Strahlenexpositionen begründet an sich keinen Ausschluß der Arbeitskraft 
von ihrer normalen Beschäftigung. 
- 37 -
KAPITEL V 
DOSISBEGRENZUNGEN FÜR DIE BEVÖLKERUNG 
Artikel 14 
Dosisgrenzwerte für Einzelpersonen der Bevölkerung 
1. Unbeschadet des Artikels 15 sind die in den nachfolgenden Absätzen 2 
und 3 festgelegten Dosisgrenzwerte für Einzelpersonen der Bevölkerung 
einzuhalten. 
2. Der Grenzwert der effektiven Dosis beträgt 1 mSv pro Jahr. Allerdings 
kann unter besonderen Umständen ein höherer Wert der effektiven Dosis pro 
Jahr zugelassen werden, sofern der Mittelwert über 5 aufeinanderfolgende 
Jahre 1 mSv pro Jahr nicht überschreitet. Dieser Grenzwert gilt für die 
Summe der entsprechenden Dosen aus der externen Strahlenexposition in dem 
angegebenen Zeitraum und der 50-Jahr-Folgedosis (bis zum Alter von 
20 Jahren bei Kindern) durch Inkorporationen im gleichen Zeitraum. 
3. überdies wird 
- der Grenzwert der Aquivalentdosis für die Augenlinse auf 15 mSv pro 
Jahr festgelegt; 
- der Grenzwert der Äquivalentdosis für die Haut auf 50 mSv pro Jahr, 
gemittelt über jede beliebige Hautfläche von 1 cm2 unabhängig von 
der exponierten Fläche festgelegt; 
- der Grenzwert der Äquivalentdosis für Hände, Unterarme, Füße und 
Knöchel auf 50 mSv pro Jahr festgelegt. 
38 -
Artikel 15 
Strahlenexposition der Gesamtbevölkerung 
1. Jeder Mitgliedstaat hat dafür Sorge zu tragen, daß der Beitrag jeder 
Tätigkeit zur Strahlenexposition der Gesamtbevölkerung unter Berücksichti­
gung der Grundsätze nach Artikel 7 Ziffer 1 Buchstaben a) und b) so niedrig 
gehalten wird, wie dies vernünftigerweise erreichbar ist. 
2. Die Summe dieser Beiträge ist regelmäßig zu ermitteln. 
3. Die Mitgliedstaaten teilen die Ergebnisse dieser Ermittlungen 
regelmäßig der Kommission mit. 
KAPITEL VI 
ARTIKEL 16 
Wenn dies aufgrund außerordentlicher Umstände erforderlich ist, so können 
in Übereinstimmung mit dem in Artikel 56 festgelegten Verfahren Grenzwerte 
genehmigt werden, die von den in diesem Titel festgelegten Grenzwerten 
abweichen. Eine derartige Genehmigung muß ordnungsgemäß begründet sowie in 
Anwendungsbereich, Dauer und räumlichem Geltungsbereich begrenzt sein. 
TITEL V 
SCHÄTZUNG DER EFFEKTIVEN DOSIS 
Artikel 17 
Zur Schätzung der effektiven Dosis sind die in diesem Titel genannten 
Methoden oder sonstige geeignete Methoden heranzuziehen. 
- 39 -
Artikel 18 
1. Bei einer externen Strahlenexposition können zur Abschätzung der 
entsprechenden Aquivalentdosis und der effektiven Dosis die Werte in 
Anhang II benutzt werden. 
2. Bei einer internen Strahlenexposition durch ein Radionuklid oder ein 
Radionuklidgemisch können zur Abschätzung der effektiven Dosen die Methoden 
in Anhang M und IM benutzt werden. 
TITEL VI 
HAUPTGRUNDSÄTZE FÜR MASSNAHMEN ZUM SCHUTZ 
DER STRAHLENEXPONIERTEN ARBEITSKRÄFTE, AUSZUBILDENDEN 
UND STUDIERENDEN 
Artikel 19 
Die Maßnahmen zum Schutz der strahlenexponierten Arbeitskräfte beruhen auf 
folgenden Grundsätzen: 
a) vorherige Bewertung von Art und Größenordnung der Strahlengefährdung 
der strahlenexponierten Arbeitskräfte 
b) Einteilung der Arbeitsplätze in verschiedene Bereiche, gegebenenfalls 
im Zusammenhang mit einer Bewertung der erwarteten Jahresdosen und der 
erwarteten Häufigkeit und möglichen Folgen kleinerer Zwischenfälle; 
c) Einteilung der Arbeitskräfte in verschiedene Kategorien-, 
d) Anwendung von Kontroll- und Uberwachungsmaßnahmen auf die 
verschiedenen Arbeitsbereiche und Arbeitsbedingungen; 
e) ärztliche Überwachung. 
- 40 -
KAPITEL I 
MASSNAHMEN ZUR EXPOSITIONSBEGRENZUNG 
ABSCHNITT 1 
EINTEILUNG UND ABGRENZUNG DER STRAHLENSCHUTZBEREICHE 
Artikel 20 
Vorkehrungen am Arbeitsplatz 
1. Für alle Arbeitsplätze, an denen das Risiko einer Strahlenexposition 
durch ionisierende Strahlen mit einer Überschreitung der entsprechenden 
Dosisgrenzwerte für Einzelpersonen der Bevölkerung gegeben ist, sind unter 
Berücksichtigung der Titel II und VII StrahlenschutzVorkehrungen zu 
treffen. Diese Vorkehrungen sind der Art der Anlage und der Strahlenquellen 
sowie dem Umfang und der Art der Gefahren anzupassen. Der Umfang der 
Schutz- und Uberwachungseinrichtungen sowie deren Art und Beschaffenheit 
müssen der mit der Strahlenexposition bei der Arbeit verbundenen Gefahr 
entsprechen. 
2. Es ist zu unterscheiden zwischen KontrolIbereich und Überwachungs­
bereich. 
3. Besondere Vorkehrungen gelten für KontrolIberei che, gleich wo eine 
nennenswerte Gefahr der Ausbreitung radioaktiver Kontamination besteht. 
4. Die zuständigen Behörden legen unter Berücksichtigung der jeweiligen 
Umstände die Kriterien zur Abgrenzung des Kontroll- und Überwachungs­
bereichs fest. 
5. Die Arbeitsbedingungen in Kontroll- und Überwachungsbereichen sind von 
der Betriebsleitung zu überwachen. 
- 41 -
Artikel 21 
Anforderungen für KontrolIbereiche 
Für einen KontrolIbereich ist als Mindestanforderung eine Abgrenzung und 
Zugangskontrolle gemäß den von der Betriebsleitung festgelegten schrift­
lichen Verfahren vorzusehen. 
Artikel 22 
Maßnahmen nach freiem Ermessen für Kontroll- und Uberwachungsbereiche 
Unter Berücksichtigung von Art und Umfang der Strahlengefährdung im 
Kontroll- und Überwachungsbereich: 
a) ist eine Kennzeichnung unter Angabe der Art des Bereichs, der Art der 
Strahlenquellen und der damit verbundenen Gefahren vorzusehen; 
b) sind der im Zusammenhang mit den Strahlenquellen und den betreffenden 
Tätigkeiten der Strahlengefährdung entsprechende Arbeitsanweisungen 
vorzusehen; 
c) ist eine radio logische UmweItüberwachung gemäß den Bestimmungen aus 
Artikel 26 einzurichten. 
Diese Aufgaben fallen in den Zuständigkeitsbereich der qualifizierten 
Sachverständigen. 
ABSCHNITT 2 
EINTEILUNG DER STRAHLENEXPONIERTEN ARBEITSKRÄFTE, 
AUSZUBILDENDEN UND STUDIERENDEN 
42 -
Artikel 23 
Einteilung strahlenexponierter Arbeitnehmer 
Zu Kontroll- und Uberwachungszwecken wird zwischen zwei Kategorien' von 
strahlenexponierten Arbeitskräften unterschieden: 
Kategorie A: Arbeitskräfte, die routinemäßig in KontrolIbereichen 
arbeiten, und solche, bei denen davon auszugehen ist, daß sie eine 
höhere effektive Dosis als 6 mSv pro Jahr oder eine höhere 
Aquivalentdosis als drei Zehntel der Dosisgrenzwerte für die 
Augenlinse, Haut und Extremitäten gemäß Artikel 9 Ziffer 2 erhalten 
können -, 
Kategorie B: strahlenexponierte Arbeitskräfte, die nicht der 
Kategorie A angehören und die routinemäßig in Uberwachungsbereichen 
oder gelegentlich in KontrolIbereichen arbeiten. 
Artikel 24 
Unterrichtung und Ausbildung 
Strahlenexponierte Arbeitskräfte, Auszubildende und Studierende 
a) - sind über die mit ihrer Arbeit verbundenen Gesundheitsrisiken zu 
unterrichten; 
- sind über die allgemeinen Strahlenschutzverfahren und die zu 
ergreifenden Vorsichtsmaßnahmen zu unterrichten, insbesondere über 
diejenigen, die mit den Betriebs- und Arbeitsbedingungen 
zusammenhängen, und zwar unter Berücksichtigung sowohl des 
Unternehmens im allgemeinen als auch jeder Art von Arbeitsplatz 
oder Tätigkeit; 
- sind auf die Bedeutung hinzuweisen, die der Beachtung der techni­
schen, ärztlichen und verwaltungstechnischen Vorschriften zukommt; 
- 43 -
b) - sind im Fall weiblicher Arbeitskräfte auf ihre spezifischen 
Gesundheitsrisiken hinzuweisen; diese Informationen sind im Fall 
einer Schwangerschaft zu ergänzen; 
c) - müssen eine Ausbildung auf dem Gebiet des Strahlenschutzes 
erhalten. 
ABSCHNITT 3 
VORKEHRUNGEN FÜR DEN STRAHLENSCHUTZ 
STRAHLENEXPONIERTER ARBEITSKRÄFTE 
Artikel 25 
1. Die Bewertung der Vorkehrungen für den Strahlenschutz 
strahlenexponierter Arbeitskräfte ist von der Betriebsleitung 
durchzuführen. 
2. Die Prüfung und Kontrolle der Schutzvorrichtungen und Meßgeräte ist 
Aufgabe der qualifizierten Sachverständigen und umfaßt: 
a) die vorherige kritische Prüfung geplanter Strahlenquellen aus der 
Sicht des Strahlenschutzes; 
b) die Abnahme bei der Inbetriebnahme neuer oder umgebauter Strahlen­
quellen aus der Sicht des Strahlenschutzes; 
c) die regelmäßige Überprüfung der Wirksamkeit der Schutzvorrichtungen 
und -verfahren; 
d) die regelmäßige Eichung der Meßgeräte und regelmäßige Überprüfung 
ihrer einwandfreien Arbeitsweise und richtigen Verwendung. 
- 44 -
KAPITEL II 
ERMITTLUNG DER STRAHLENEXPOSITION 
ABSCHNI TT 1 
ÜBERWACHUNG DES ARBEITSPLATZES 
Artikel 26 
1. Die in Artikel 22 genannte radio logische Umweltüberwachung umfaßt: 
a) die Messung der Dosisleistungen, erforderlichenfalls unter Angabe der 
Art und Beschaffenheit der betreffenden Strahlung-, 
b) die Messung der Luftkonzentration und Oberflächendichte kontaminieren­
der radioaktiver Stoffe, erforderlichenfalls unter Angabe ihrer Art 
und ihrer physikalischen und chemischen Beschaffenheit. 
2. Die Ergebnisse der Messungen werden aufgezeichnet und dienen erforder­
lichenfalls zur Schätzung der Einzeldosen gemäß Abschnitt 2. 
ABSCHNITT 2 
INDIVIDUELLE ÜBERWACHUNG 
Artikel 27 
Überwachung - allgemein 
1. Die individuelle Überwachung ist bei strahlenexponierten 
Arbeitskräften der Kategorie A systematisch durchzuführen. Die Überwachung 
ist auf individuelle Messungen oder, falls diese nicht durchführbar oder 
unzureichend sind, auf eine Schätzung zu stutzen, die über individuelle 
Messungen bei anderen strahlenexponierten Arbeitskräften oder über 
Ergebnisse der Arbeitsplatzüberwachung nach Artikel 26 gewonnen wird. 
- 45 -
2. Die zuständige Behörde liefert allgemeine Kriterien zur Feststellung 
derjenigen Arbeitskräfte der Kategorie A, bei denen davon.auszugehen ist. 
daß sie eine erhebliche interne Kontamination erfahren, um ein angemessenes 
System zu ihrer Überwachung einzurichten. 
3. Bei Arbeitskräften der Kategorie B ist eine individuelle Überwachung 
bei Betreten eines KontrolIbereichs vorzunehmen. Falls keine individuellen 
Messungen durchgeführt wurden, ist unter anderen Umständen eine Schätzung 
der individuellen Dosen anhand der Ergebnisse der Überwachung des 
Arbeitsplatzes nach Artikel 26 vorzunehmen. 
Artikel 28 
Untersuchungen nach unfallbedingten Strahlenexpositionen 
Bei unfallbedingten Strahlenexpositionen ist eine Untersuchung zur Fest­
stellung der Umstände und zur Ermittlung und Aufzeichnung der betreffenden 
Dosen und ihrer Verteilung im Körper durchzuführen. 
Artikel 29 
Aufzeichnung von Notfallexpositionen 
Bei Notfallexpositionen sind die Ergebnisse der individuellen Überwachung 
bzw. der Dosisermittlungen separat und individuell aufzuzeichnen. 
Artikel 30 
Vorlage der Ergebnisse 
1. Die Ergebnisse der individuellen Überwachung nach Artikel 27 bis 29 
sind 
den zuständigen Behörden, der Betriebsleitung und der Arbeitskraft 
gemäß Artikel 41 Ziffer 2 zugänglich zu machen-, 
- 46 -
den behördlich ermächtigten arbeitsmedizinischen Strahlenschutz-
diensten oder einem behördlich ermächtigten Arzt zu-übermitteln. Bei 
einem Unfall oder Notfall sind die Ergebnisse so bald' wie möglich 
vorzulegen. 
2. Die Betriebsleitung hat dafür zu sorgen, daß die Bestimmungen dieses 
Artikels eingehalten werden. 
ABSCHNITT 3 
ÜBERWACHUNG ZUM ZWECK DER OPTIMIERUNG 
Artikel 31 
Zusätzlich zu der Überwachung nach den Artikeln 26 bis 29 ist eine weitere 
Überwachung zu veranlassen, wann immer dies zur Bestätigung der Optimierung 
des Strahlenschutzes notwendig ist. 
ABSCHNITT 4 
AUFZEICHNUNG DER ERGEBNISSE 
Artikel 32 
1. Für jede strahlenexponierte Arbeitskraft der Kategorie A ist eine als 
Strahlenexpositionsteil der Gesundheitsakte bezeichnete Aufzeichnung mit 
den Ergebnissen der individuellen Überwachung vorzunehmen. 
2. Während der mit der Strahlenexposition verbundenen Beschäftigungsdauer 
strahlenexponierter Arbeitskräfte und danach bis zu dem Zeitpunkt, an dem 
der Betreffende sein 75. Lebensjahr vollendet oder vollendet hätte, 
mindestens jedoch 30 Jahre nach Beendigung der Arbeit, die zur Strahlen­
exposition geführt hat, ist folgendes aufzubewahren: 
a) eine Aufzeichung der gemessenen bzw. geschätzten Expositionen und der 
individuellen Dosen gemäß Artikel 27 bis 29; 
b) bei den in den Artikeln 28 und 29 angeführten Expositionen die 
Berichte über die näheren Umstände und die ergriffenen Maßnahmen; 
c) alle Ergebnisse der Arbeitsplatzüberwachung, die spezifisch zur 
Bewertung oder Abschätzung der Dosis einer Einzelperson herangezogen 
worden sind, für die nach dem obenstehenden Buchstaben a) eine 
Strahlenexpositionskarte erforderlich ist, sind in diese Strahlen­
expositionskarte aufzunehmen und entsprechend aufzubewahren. 
KAPITEL IM 
ÄRZTLICHE ÜBERWACHUNG STRAHLENEXPONIERTER ARBEITSKRÄFTE 
Artikel 33 
Unter Berücksichtigung der spezifischen Merkmale des Strahlenschutzes und 
unbeschadet der Artikel 34 bis 39 ist die ärztliche Überwachung der 
strahlenexponierten Arbeitskräfte nach den üblichen Grundsätzen der 
Arbeitsmedizin durchzuführen. 
ABSCHNITT 1 
ÄRZTLICHE ÜBERWACHUNG DER 
ARBEITSKRÄFTE DER KATEGORIE A 
Artikel 34 
Ärztliche Überwachung 
1. Die ärztliche Überwachung der Arbeitskräfte der Kategorie A wird durch 
behördlich ermächtigte arbeitsmedizinische Dienste oder durch behördlich 
ermächtigte Ärzte ausgeübt. 
- 48 -
2. Die ärztliche Überwachung umfaßt: 
a) eine ärztliche Einstellungsuntersuchung 
Diese Untersuchung hat zum Ziel, die Tauglichkeit der Arbeitskraft für 
den ersten für ihn bestimmten Arbeitsplatz im Rahmen der derzeitigen 
Beschäftigung sowie für jeden nachfolgenden neuen Arbeitsplatz 
festzustellen, der eine Änderung der Gefährdung mit sich bringt. Die 
Untersuchung besteht aus einer Anamnese, in der alle bisherigen 
bekannten Strahlenexpositionen, die durch die bisherige Tätigkeit oder 
durch medizinische Untersuchungen und Behandlungen hervorgerufen 
wurden, vermerkt sind-, sie umfaßt ferner eine allgemeine klinische 
Untersuchung und alle anderen für die Ermittlung des allgemeinen 
Gesundheitszustands der Arbeitskräfte notwendigen Untersuchungen. 
b) eine allgemeine ärztliche Überwachung 
Die behördlich ermächtigten arbeitsmedizinischen Dienste oder der 
behördlich ermächtigte Arzt müssen Zugang zu allen sachdienlichen 
Informationen erhalten, die sie zur Begutachtung des Gesundheits­
zustands der überwachten Arbeitskräfte und für die Ermittlung der 
Arbeitsplatzbedingungen, sofern diese Einfluß auf die gesundheitliche 
Tauglichkeit der Arbeitskräfte zur Ausführung der ihnen übertragenen 
Aufgaben haben könnten, für notwendig halten; 
c) eine regelmäßige Überprüfung der Gesundheit 
Die Gesundheit der Arbeitskräfte ist so oft zu überprüfen, wie die 
behördlich ermächtigten arbeitsmedizinischen Dienste oder der behörd­
lich ermächtigte Arzt dies für notwendig halten, um festzustellen, ob 
die Arbeitskräfte weiterhin tauglich für die Durchführung ihrer 
Aufgaben sind. Die Art dieser Untersuchung hängt von der Art der 
Arbeit und dem Gesundheitszustand der Arbeitskraft ab. Jede 
Arbeitskraft muß mindestens einmal im Jahr untersucht werden. 
3. Die behördlich ermächtigten arbeitsmedizinischen Dienste oder der 
behördlich ermächtigte Arzt können darauf hinweisen, daß die ärztliche 
Überwachung nach Beendigung der Arbeit solange fortzusetzen ist, wie sie 
dies zur Sicherung der Gesundheit des Betreffenden für erforderlich halten. 
Artikel 35 
Medizinische Einteilung 
Für die Tauglichkeit der Arbeitskräfte der Kategorie A gilt folgende 
med i z i n i sehe Einteilung: 
tauglich; 
bedingt tauglIch; 
untauglich. 
Artikel 36 
Keine Arbeitskraft darf während irgendeines Zeitraums als Arbeitskraft der 
Kategorie A eingesetzt werden, wenn die ärztlichen Befunde dagegen 
sprechen. 
Artikel 37 
Medizinische Berichte 
1. Für jede Arbeitskraft der Kategorie A ist ein medizinischer Teil der 
Gesundheitsakte anzulegen und während der Tätigkeit des Betreffenden als 
Arbeitskraft dieser Kategorie auf dem laufenden zu halten. Die Akte ist 
anschließend aufzubewahren, bis der Betreffende das 75. Lebensjahr erreicht 
hat oder hätte, in jedem Fall aber mindestens 30 Jahre lang nach Beendigung 
der Arbeit, die zur Strahlenexposition geführt hat. 
2. Der medizinische Teil der Gesundheitsakte enthält Angaben über die 
Verwendung der Arbeitskraft, die Ergebnisse der ärztlichen Einstellungs­
untersuchungen und der regelmäßigen Überprüfung des Gesundheitszustandes. 
- 50 -
ABSCHNITT 2 
AUSSERGEWÖHNLICHE MASSNAHMEN ZUR ÄRZTLICHEN ÜBERWACHUNG 
Artikel 36 
Besondere ärztliche Überwachung 
1. Eine' außergewöhnliche ärztliche Überwachung findet in allen Fällen 
einer Strahlenexposition statt, bei denen die effektive Dosis von 50 mSv 
gemäß Artikel 9 Ziffer 1 oder einer der anderen Dosisgrenzwerte nach 
Artikel 9 Ziffer 2 überschritten wurde. 
2. Die Bedingungen künftiger Strahlenexpositionen unterliegen der 
Genehmigung der behördlich ermächtigten arbeitsmedizinischen Dienste oder 
des behördlich ermächtigten Arztes. 
Artikel 39 
ZusatzIiche ärztIiche Überwachung 
Zusätzlich zu der ärztlichen Überwachung strahlenexponierter Arbeitskräfte 
nach Artikel 33 und 34 sind alle weiteren Untersuchungen, Dekontaminations­
maßnahmen und dringlichen Behandlungsmaßnahmen zu veranlassen, die die 
behördlich ermächtigten arbeitsmedizinischen Dienste oder der behördlich 
ermächtigte Arzt für notwendig halten, und darüber hinaus alle weiteren 
Maßnahmen im Zusammenhang mit dem Gesundheitsschutz der strahlenexponierten 
Arbeitskraft. 
ABSCHNITT 3 
RECHTSMITTEL 
Artikel 40 
Jeder Mitgliedstaat legt die Rechtsmittel gegen die Befunde und Entschei 
düngen nach Artikel 35, 36 und 38 fest. 
KAPITEL IV 
AUFGABEN DES MITGLIEDSTAATS ZUM SCHUTZ 
STRAHLENEXPONIERTER ARBEITSKRÄFTE 
Artikel 41 
1. Jeder Mitgliedstaat richtet ein oder mehrere Aufsichtssysteme ein, um 
die gemäß dieser Richtlinie getroffenen Maßnahmen durchzusetzen und 
Uberwachungs- und Interventionsmaßnahmen in allen Fällen zu veranlassen, in 
denen sich diese als erforderlich erweisen. 
2. Jeder Mitgliedstaat verlangt, daß die Arbeitskräfte auf ihr Ersuchen 
Zugang zu den Ergebnissen ihrer individuellen KontrolImessungen oder 
Dosisermittlungen als Ergebnis der Arbeitsplatzmessungen oder der 
biologischen Überwachung erhalten. 
3. Jeder Mitgliedstaat trifft die erforderlichen Vorkehrungen für die 
Anerkennung der Qualifikation 
- der qualifizierten Sachverständigen; 
- der behördlich ermächtigten Arzte bzw. behördlich ermächtigten 
arbeitsmedizinischen Dienste. 
Zu diesem Zweck trifft jeder Mitgliedstaat Vorkehrungen für die Ausbildung 
solcher Fachleute. 
4. Jeder Mitgliedstaat verlangt, daß die Leitung eines Unternehmens dem 
Arbeiter die für einen geeigneten Strahlenschutz erforderlichen materiellen 
Mittel zur Verfügung stellt. Erforderlichenfalls wird ein spezialisierter 
Strahlenschutzdienst eingerichtet. Dieser Dienst, der von mehreren 
Unternehmen gemeinsam benutzt werden kann, fällt in die Zuständigkeit der 
Betriebsleitung und ist getrennt von allen Produktions- und 
Betriebsabteilungen zu führen. 
- 52 -
5. Jeder Mitgliedstaat schafft die Voraussetzungen für einen Austausch 
innerhalb der Gemeinschaft von allen sachdienlichen Informationen über die 
bisher von einer Arbeitskraft erhaltenen Dosen, damit die künftige 
Exposition der Arbeitskraft überwacht und die nach Artikel 34 
vorgeschriebene ärztliche EinsteMungsuntersuchung durchgeführt werden 
kann. 
KAPITEL V 
MASSNAHMEN ZUM SCHUTZ DER AUSZUBILDENDEN UND STUDIERENDEN 
Artikel 42 
1. Die Artikel 10 und 19 gelten auch für die in Artikel 12 Ziffer 1 und 
Artikel 12 Ziffer 2 genannten Auszubildenden und Studierenden. 
2. Die .Schutzmaßnahmen für Auszubildende und Studierende im Alter von 
18 Jahren oder darüber entsprechen jeweils denen der strahlenexponierten 
Arbeitskräfte der Kategorie A bzw. B. 
3. Die Schutzmaßnahmen für Auszubildende und Studierende im Alter 
zwischen 16 und 18 Jahren entsprechen denen der strahlenexponierten 
Arbeitskräfte der Kategorie B. 
TITEL VI I 
STRAHLENEXPOSITION DURCH NATÜRLICHE STRAHLENQUELLEN BEI DER ARBEIT 
Artikel 43 
Anwendung 
1. Dieser Titel gilt für Strahlenexpositionen durch natürliche Strahlung 
bei der Arbeit, falls die zuständige Behörde nach einer gemäß Artikel 44 
Ziffer 1 durchgeführten Untersuchung erklärt hat, daß die Exposition durch 
diese natürlichen Strahlenquellen Uberwachungspflichtig ist. 
2. Insbesondere gilt dieser Titel für-. 
a) Arbeitsvorgänge an Arbeitsplätzen, für die die zuständigen Behörden 
erklärt haben, daß Radon- oder Gammastrahlung Aufmerksamkeit 
erfordern, wie z.B. Arbeitsvorgänge in Badeanlagen, StoJIen, 
Bergwerken (ausgenommen Uranbergwerken) und anderen unterirdischen 
Arbeitsstätten; 
b) bestimmte Arbeitsvorgänge mit und die Lagerung von normalerweise 
nicht als radioaktiv geltenden Stoffen, die jedoch erhebliche 
Spuren natürlicher Radionuklide enthalten; 
c) bestimmte Betriebvorgänge von Düsenflugzeugen während des Fluges. 
3. Unbeschadet der Absätze 1 und 2 gilt er nicht für Kalium-40 im Körper, 
kosmische Strahlen in Bodenhöhe und Radionuklide in der Erdkruste. 
Artikel 44 
Untersuchungen und Schutzmaßnahmen 
1. Jeder Mitgliedstaat verlangt die Durchführung von Untersuchungen, um 
festzustellen, in welchen Bereichen seines Hoheitsgebiets und bei welchen 
Tätigkeiten und unter welchen Arbeitsbedingungen Arbeitskräfte mit einer 
nennenswerten Exposition durch Gammastrahlung oder Radongas und seine 
TochterProdukte oder durch Arbeiten mit Stoffen, die nennenswerte Mengen 
natürlicher Radionuklide enthalten, zu rechnen haben. 
2. Die Mitgliedstaaten verlangen auf der Grundlage solcher Untersuchungen 
und für alle bestimmten Bereiche, Tätigkeiten und Arbeitsbedingungen je 
nach Sachlage: 
a) Vorkehrungen für geeignete Messungen zur Ermittlung der von den 
Arbeitskräften erhaltenen Dosen-, 
b) die Anwendung der Grundsätze nach Artikel 7 am Arbeitsplatz; 
- 54 -
c) die Erarbeitung von Vorschriften, Normen oder Merkblättern für die 
Errichtung neuer Arbeitsstätten-, 
d) die Anlage eines Radonteils in der Gesundheitsakte von Arbeitskräften. 
Artikel 45 
Schutz von Flugzeugbesatzungen 
Jeder Mitgliedstaat trifft nach Artikel 43 Ziffer 2 Buchstabe c) Vorkehrun­
gen für die Ermittlung der Strahlenexposition von Düsenflugzeugbesatzungen 
durch deren Arbeitgeber und stuft gegebenenfalls die Flugzeugbesatzungen 
als strahlenexponierte Arbeitskräfte ein. 
TITEL VI I I 
HAUPTGRUNDSATZE FÜR MASSNAHMEN ZUM SCHUTZ 
DER BEVÖLKERUNG UNTER NORMALEN BEDINGUNGEN 
Artikel 46 
Wichtigster Grundsatz 
Jeder MitgMedstaat trifft alle erforderlichen Maßnahmen, um den 
angemessenen Schutz der Bevölkerung zu gewährleisten. 
Artikel 47 
Bedingungen für die Genehmigung von Tätigkeiten, 
die eine Gefahr durch ionisierende Strahlungen 
für die Bevölkerung bergen 
In den von jedem Mitgliedstaat Je nach dem Ausmaß der Expositionsrisiken 
festgelegten Fällen nehmen die zuständigen Behörden hinsichtlich der einer 
vorherigen Genehmigung bedürfenden Tätigkeiten folgende Aufgaben wahr: 
a) Prüfung und Genehmigung der Pläne für Unternehmen, bei denen die 
Gefahr einer Strahlenexposition gegeben ist, sowie der Standortplanung 
für derartige Unternehmen in dem betreffenden Gebiet unter dem 
Gesichtspunkt des Strahlenschutzes; 
b) Abnahme der neuen Unternehmen vorbehaltlich eines angemessenen 
Schutzes vor Strahlenexposition und radioaktiver Kontamination, die 
sich auch außerhalb des Umkreises auswirken können, gegebenenfalls 
unter Berücksichtigung der demographischen, meteorologischen, 
geologischen, hydrologischen und ökologischen Verhältnisse-, 
c) Prüfung und Genehmigung von Plänen zur Entsorgung radioaktiver 
Abfälle. 
- 56 
Artikel 48 
Schätzungen der Bevölkerungsdosen 
Die zuständigen Behörden: 
1. sorgen dafür, daß Schätzungen der Dosen aus allen Strahlenquellen für 
die Gesamtbevölkerung des betreffenden Gebiets und für Bezugs­
bevölkerungsgruppen überall dort, wo gegebenenfalls solche Gruppen 
bestehen, vorgenommen werden; 
2. legen die Häufigkeit der Ermittlungen fest und sorgen für die Fest­
stellung der Bevölkerungsbezugsgruppen und der Berücksichtigung der 
effektiven Ubertragungswege der radioaktiven Stoffe; 
3. sorgen dafür, daß die Schätzungen der Bevölkerungsdosen unter 
Berücksichtigung der radio logischen Gefährdung folgendes umfassen: 
a) Ermittlung der Dosen infolge externer Strahlenexposition, je 
nachdem unter Angabe der betreffenden Strahlungsart; 
b) Ermittlung der Inkorporation von Radionukliden unter Angabe der Art 
der Radionuklide und gegebenenfalls ihrer physikalischen und 
chemischen Beschaffenheit, sowie die Bestimmung der Aktivität und 
Konzentrationen dieser Radionuklide; 
c) Ermittlung der Dosen, bei denen davon auszugehen ist, daß sie die 
Bevölkerungsbezugsgruppen erhalten können, und die Spezifizierung 
der Kennmerkmale dieser Gruppen; 
4. verlangen, daß die Aufzeichnungen über die Messungen der externen 
Strahlenexposition, Schätzungen der Radionuklidinkorporationen und 
radioaktiven Kontamination sowie die Ergebnisse der Ermittlung der von 
Bezugsgruppen und von der Bevölkerung erhaltenen Dosen aufbewahrt 
werden. 
Artikel 49 
Inspektion 
1. Jeder Mitgliedstaat schafft ein Inspektionssystem zur 
Überwachung des Strahlenschutzes der Bevölkerung; 
Überprüfung der Einhaltung der einzelstaatlichen Vorschriften zur 
Umsetzung dieser Richtlinie. 
2. Strahlenschutz-Kontrollen bei der Verbringung von umschlossenen 
Strahlenquellen und anderen Strahlenquellen aufgrund gemeinschaftlicher 
oder einzelstaatlicher Rechtsvorschriften erfolgen als Teil der 
Kontrollverfahren, die in dem gesamten Hoheitsgebiet des Mitgliedstaats in 
nicht diskriminierender Weise angewandt werden. 
Artikel 50 
Aufgaben in Unternehmen 
1. Jeder Mitgliedstaat verlangt von der für eine Tätigkeit nach Artikel 2 
zuständigen Betriebsleitung, ihre Aufgabe entsprechend den allgemeinen 
Grundsätzen des Gesundheitsschutzes der Bevölkerung wahrzunehmen und 
insbesondere in ihrem Unternehmen folgendes zu veranlassen: 
a) Herbeiführung und Aufrechterhaltung eines optimalen Schutzniveaus; 
b) Überprüfung der Wirksamkeit der technischen Vorrichtungen für den 
Schutz der Umgebung und der Bevölkerung; 
c) die Abnahme unter dem Gesichtspunkt der Überwachung des Strahlen­
schutzes von Geräten und Verfahren zur Messung der Strahlenexposition 
und der radioaktiven Kontamination der Umwelt und der Bevölkerung-, 
d) die regelmäßige Eichung der Meßgeräte sowie die regelmäßige 
Überprüfung ihrer einwandfreien Arbeitsweise und richtigen Verwendung. 
- 58 -
2. Für die Wahrnehmung der Aufgaben nach Absatz 1 sind qualifizierte 
Sachverständige zuständig. -
TITEL IX 
POTENTIELLE, UNFALLBEDINGTE UND 
NOTFALLEXPOSITIONEN 
Artikel 51 
Aufgaben der entsprechenden Behörden 
1. Jeder Mitgliedstaat verlangt, daß die Möglichkeiten von Unfällen und 
daraus erwachsenden potentiellen Expositionen in den seiner Zuständigkeit 
unterstehenden Unternehmen oder Strahlenquellen geprüft und entsprechende 
Interventionspläne aufgestellt sowie regelmäßig in geeignetem Umfang 
getestet werden. 
2. Die Interventionspläne berücksichtigen insbesondere folgende Aspekte: 
a) die nachstehenden allgemeinen Grundsätze des Strahlenschutzes sind 
bei Interventionen zu beachten*. 
- die aus der Dosisverringerung herrührende Minderung der 
Gesundheitsschädigung durch Strahlung sollte ausreichen, um den 
Schaden und die Kosten einschließlich der volkswirtschaftlichen 
Kosten der Intervention zu rechtfertigen-, 
- Form, Umfang und Dauer der Intervention sind so zu optimieren, daß 
der Nutzen der Minderung der strahlenbedingten 
Gesundheitsschädigung abzüglich des mit der Intervention 
verbundenen Schadens maximiert wird; 
- bei Interventionen finden Dosisgrenzwerte gemäß Artikel 9 und 14 
keine Anwendung. Anhaltspunkte für die Situationen, bei denen eine 
Intervention angebracht ist, werden Jedoch durch die in 
Buchstabe c) angegebenen Interventionsschwellenwerte gegeben. 
b) Jeder Mitgliedstaat verlangt, daß Vorkehrungen für Interventionen 
getroffen werden im Zusammenhang mit 
- der Strahlenquelle: zur Verringerung oder Ausschaltung der direkten 
Strahlung und Emission von Radionukliden; 
- der Umwelt: zur Verringerung der Übertragung radioaktiver Stoffe 
auf Personen; 
- Personen: zur Verringerung der unfallbedingten Strahlenexposition 
und zur Behandlung der Opfer. 
c) Jeder Mitgliedstaat erläßt unter Berücksichtigung aller durch das 
Gemeinschaftsrecht festgelegten InterventionsschwelIen entsprechende 
Interventionsschwellen. 
d) Soweit notwendig, sorgt jeder Mitgliedstaat für die Einsetzung 
besonderer Teams für technische, medizinische und gesundheitliche 
Interventionen auf nationaler Ebene sowie für deren Ausbildung gemäß 
Artikel 7 der Richtlinie 89/618/Euratom. Erforderlichenfalls werden 
diese Vorkehrungen in Zusammenarbeit mit den zuständigen Organisatio­
nen anderer Staaten veranlaßt. 
e) Jeder Mitgliedstaat veranlaßt bei einem größeren Unfall auf seinem 
Hoheitsgebiet oder außerhalb davon die Organisation der Intervention. 
f) Jeder Mitgliedstaat ermittelt und registriert die Folgen jedes 
Unfalls und die Wirksamkeit der Intervention. 
- 60 -
Artikel 52 
Zusammenarbeit mit anderen Staaten 
1. Unbeschadet des einschlägigen Gemeinschaftsrechts und der 
internationalen Übereinkommen nimmt jeder Mitgliedstaat bei einem 
radio logischen Notfall in einem Unternehmen auf seinem Hoheitsgebiet oder 
bei einem Unfall, bei dem radiologische Folgen auf seinem Hoheitsgebiet zu 
erwarten sind, Beziehungen zur Herbeiführung einer Zusammenarbeit mit jedem 
anderen Mitgliedstaat oder Drittstaat auf, der betroffen sein kann. 
2. Jeder Mitgliedstaat verlangt die Aufstellung von Notstandsplänen auf 
seinem Hoheitsgebiet im Zusammenhang mit möglichen radio logischen Notfällen 
in Unternehmen außerhalb seines eigenen Hoheitsgebiets entsprechend 
Artikel 51. 
3. Jeder Mitgliedstaat strebt eine Zusammenarbeit mit anderen Mitglied­
staaten oder Drittstaaten im Hinblick auf mögliche radiologische Notfälle 
in Unternehmen auf seinem eigenen Hoheitsgebiet an, um die Organisation des 
Strahlenschutzes in diesen Staaten entsprechend Artikel 51 zu erleichtern. 
Artikel 53 
Potentiel le Strahlenexpositionen 
Jeder Mitgliedstaat verhält sich gegebenenfalls folgendermaßen: 
er erwägt Wahrscheinlichkeit und Ausmaß potentieller Strahlenexposi­
tionen aus Tätigkeiten von Personen und Unternehmen, die dem in 
Titel IM geregelten System der Anmeldung und Genehmigung unterliegen; 
er bemüht sich im Bewußtsein zunehmender Schwierigkeiten bei einem 
Rückgang der Vorkommenswahrscheinlichkeit des Unfalls um die 
Ermittlung der räumlichen und zeitlichen Verteilung der nach möglichen 
Unfällen freigesetzten radioaktiven Stoffe; 
er stellt technische Normen für die Unternehmen oder Strahlenquellen 
sowie Interventionspläne für die verschiedenen Unfallarten auf und 
sorgt für die Ausbildung besonderer Notfallteams. 
Artikel 54 
Aufgaben der Betriebsleitung 
1. Jeder Mitgliedstaat verlangt, daß die Betriebsleitungen Interventions­
pläne für die ihnen unterstehenden Unternehmen erstellen. 
2. Jeder Mitgliedstaat trifft Vorkehrungen für die unverzügliche Meldung 
der auf seinem Hoheitsgebiet eintretenden Unfälle durch die für die 
betreffende Tätigkeit zuständige Betriebsleitung bei den zuständigen 
Behörden und trifft alle geeigneten Maßnahmen zur Verringerung der Folgen. 
3. Jeder Mitgliedstaat verlangt, daß die verantwortliche Betriebsleitung 
bei einem Unfall eine vorläufige erste Abschätzung der Unfall folgen und 
nachfolgende Abschätzungen anhand anschließender Messungen der radioaktiven 
Kontamination vornimmt. 
Artikel 55 
Notfallexpositionen 
1. Jeder Mitgliedstaat trifft Vorkehrungen für die Fälle, in denen mit 
verschiedenen Arten der Intervention befaßte Arbeitskräfte oder 
Interventionspersonal möglicherweise Notfallbestrahlungen oberhalb der 
Dosisgrenzwerte für strahlenexponierte Arbeitskräfte ausgesetzt sein 
können. Jeder Mitgliedstaat legt unter Berücksichtigung der Sachzwänge und 
der Gesundheitsrisiken Expositionsschwellenwerte fest, die als praxis­
bezogene Anhaltswerte gelten. Eine Uberexponierung durch Überschreitung 
dieser besonderen Werte ist in Ausnahmefällen zur Rettung von Menschen­
leben zulässig, jedoch nur durch Freiwillige, die über die mit ihrem 
Einsatz verbundenen Risiken unterrichtet sind. 
2. Jeder Mitgliedstaat verlangt eine Kontrolle und ärztliche Überwachung 
der in den Notfallteams strahlenexponierten Personen. 
- 62 -
TITEL X 
SCHLUSSBESTIMMUNGEN 
Artikel 56 
Beschleunigtes Verfahren 
1. In Fällen, in denen das in diesem Artikel festgelegte Verfahren 
anzuwenden ist, hat die Kommission dem Rat nach Anhörung der Gruppe von 
Sachverständigen nach Artikel 31 des Euratom-Vertrags einen Vorschlag zu 
unterbreiten. 
2. Der Rat hat mit qualifizierter Mehrheit innerhalb von drei Monaten 
eine Entscheidung über diesen Vorschlag zu treffen. 
3. Die Kommission hat Jede Forderung eines Mitgliedstaates nach einem 
entsprechenden Vorschlag zu prüfen. 
Artikel 57 
Berichte über die Durchführung 
1. Alle zwei Jahre, und zwar erstmals am (Datum noch festzulegen) 
legt jeder Mitgliedstaat der Kommission einen Bericht über die Durchführung 
dieser Richtlinie einschließlich der Ergebnisse der Regelungen gemäß 
Artikel 15 vor. 
2. Auf der Grundlage dieser Berichte erstellt die Kommission einen zusam­
menfassenden Bericht für das Europäische Parlament, den Rat sowie den 
Wirtschafts- und SoziaIausschuß. 
Artikel 58 
Umsetzung in innerstaatliches Recht der Mitgliedstaaten 
1. Die Mitgliedstaaten erlassen die erforderlichen Rechts- und Verwal­
tungsvorschriften, um dieser Richtlinie am 31. Dezember 1994 nachzukommen. 
Sie unterrichten die Kommission unverzüglich davon. 
Wenn die Mitgliedstaaten die in Absatz 1 genannten Vorschriften 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 faMenden Gebiet erlassen. 
Artikel 59 
Aufhebungen 
Die Richtlinien 76/579/EURATOM und 80/836/EURATOM sowie die Verordnung 
93/1493/EURATOM werden zum 31. Dezember 1994 aufgehoben. 
Artikel 60 
Diese Richtlinie ist an die Mitgliedstaaten gerichtet 
Geschehen zu Brüssel am Im Namen des Rates 
Der Präsident 
64 -
ANHANG I 
Werte für Mengen und Konzentrationen von Radionukliden zur Anwendung des 
Artikels 3. 
1. Die folgende Tabelle A enthält die Werte für Quantitäten und 
Aktivitätskonzentrationen Je Masseneinheit für die wichtigsten radioaktiven 
Nuklide, die gemäß Artikel 3 Buchstabe a) bzw. b) nicht überschritten 
werden dürfen. 
2. Für nicht in Tabelle A enthaltene Radionuklide hat die zuständige 
Behörde im Bedarfsfall angemessene Werte für Quantitäten und Aktivitäts­
konzentrationen je Masseneinheit zu bestimmen. Die so festgelegten Werte 
ergänzen die Angaben in Tabelle A. 
3. Die in Tabelle A festgelegten Werte gelten für den Gesamtbestand an 
radioaktiven Stoffen im Besitz einer Person oder eines Unternehmens, gleich 
zu welchem Zeitpunkt. 
4. Die in Tabelle A Spalte 3 angegebenen Werte für die Aktivitäts­
konzentration je Masseneinheit beziehen sich auf die Verwendung geringer 
Mengen radioaktiver Stoffe; sie sind nicht anzuwenden für andere 
Tätigkeiten, die niedrige Radioaktivitätswerte beinhalten, sofern nicht 
nachgewiesen werden kann, daß eine Zugrundelegung der gleichen Werte 
gerechtfertigt ist; die von den zuständigen Behörden festgelegten Werte für 
die allgemeine oder spezifische Genehmigung zur Entsorgung oder Rückführung 
von Abfallstoffen sind so zu halten, daß sichergestellt ist, daß die in die 
Umwelt freigesetzten Stoffe nicht die in Tabelle A angegebenen Werte 
überschreiten. 
5. Nuklide mit der Kennzeichnung * + ' oder 'sec' in Tabelle A sind 
AusgangsnukM de in säkularem Gleichgewicht mit ihren, entsprechenden 
TochternuklI den gemäß Tabelle B. Die in Tabelle A angegebenen Werte 
beziehen sich in diesem Fall ausschließlich auf das AusgangsnukIid, 
berücksichtigen Jedoch bereits vorhandene Tochternuklide. 
6. In Jedem anderen Fall eines Gemischs von mehr als einem Nuklid kann 
auf die vorgeschriebene Anmeldung verzichtet werden, wenn die Summe der 
Verhältniszahlen für jedes Nuklid der vorhandenen Gesamtmenge, dividiert 
durch den in Tabelle A angegebenen Wert, kleiner oder gleich 1 ist. Diese 
Summenregel gilt auch für Aktivitätskonzentrationen, bei denen die 
entsprechenden verschiedenen Nuklide in derselben Matrix enthalten sind. 
- 66 -
1. Tabelle A: Werte für Quantitäten und Aktivitätskonzentrationen je 
Masseneinheit für die wichtigsten radioaktiven Nuklide, die gemäß 
Artikel 3 Buchstabe a) bzw. b) nicht überschritten werden dürfen: 
Nuklld Quantität (Bq) Konzentration 
(kBq/kg) 
H-3 
Be-7 
C-14 
0-15 
F-18 
Na-22 
Na-24 
Si-31 
P-32 
P-33 
S-35 
CI-36 
CI-38 
Ar-37 
Ar-41 
K-42 
K-43 
Ca-45 
Ca-47 
Sc-46 
Sc-47 
Sc-48 
V-48 
Cr-51 
Fe-52 
Fe-55 
Fe-59 
Mn-51 
Mn-52 
Mn-52m 108 
108 
106 
109 
105 
106 
105 
105 
105 
107 
107 
105 
105 
1012 
109 
106 
105 
106 
105 
106 
106 
105 
105 
107 
106 
106 
106 
105 
105 
105 106 
102 
10* 
103 
10 
1 
1 
102 
102 
105 
105 
103 
1 
10? 
103 
10 
10 
10< 
10 
1 
10 
1 
1 
102 
10 
10« 
1 
10 
1 
1 
Nuklid 
Mn-53 
Mn-54 
Mn-56 
Co-55 
Co-56 
Co-57 
Co-58 
Co-58m 
Co-60 
Co-60m 
Co-61 
Co-62m 
Ni-59 
Ni-63 
Ni-65 
Cu-64 
Zn-65 
Zn-69 
Zn-69m 
Ge-71 
Ga-72 
As-73 
As-74 
As-76 
As-77 
Se-75 
Br-82 
Kr-74 
Kr-76 
Kr-77 
Kr-79 
Kr-81 
Kr-83m 
Kr-85 Quantität (Bq) 
108 
106 
105 
105 
105 
105 
105 
107 
104 
106 
105 
105 
10? 
10? 
105 
106 
105 
105 
106 
109 
105 
106 
105 
105 
105 
106 
105 
109 
10™ 
109 
101° 
ion 
ion 
10™ Konzentration 
(kBq/kg) 
104 
10 
1 
1 
1 
10 
10 
10* 
1 
103 
10 
1 
10« 
105 
10 
10 
10 
102 
10 
103 
1 
103 
10 
10 
102 
10 
1 
103 
103 
103 
10* 
105 
106 
106 
- 68 -
Nuklid 
Kr-85m 
Kr-87 
Kr-88 
Sr-85 
$r-85m 
Sr-87m 
Sr-89 
Sr-90+ 
$r-91 
Sr-92 
Y-90 
Y-91 
Y-91m 
Y-92 
Y-93 
Rb-86 
Zr-93+ 
Zr-95 
Zr-97+ 
Nb-93m 
Nb-94 
Nb-95 
Nb-97 
Nb-98 
Tc-96 
Tc-96m 
Tc-97 
Tc-97m 
Tc-99 
Tc-99m 
Mo-90 
M©-93 
Mo-99 
Mo-101 Quantitat (Bq) 
10™ 
109 
109 
106 
106 
106 
10« 
10* 
10« 
10« 
10« 
10« 
10? 
10« 
10« 
10« 
106 
106 
10« 
10? 
106 
106 
10« 
10« 
106 
10Ö 
107 
106 
106 
107 
10« 
10? 
10« 
10« Konzentration 
(kBq/kg) 
104 
103 
103 
10 
10 
10 
102 
10 
10 
1 
10 
.102 
10 
10 
10 
10 
103 
10 
10 
103 I 
1 
10 
10 
1 
1 
102 
103 
103 
10* 
10 
10 
103 
10 
1 
Nuklid 
Ru-97 
Ru-103 
Ru-105 
RU-106+ 
Rh-103m 
Rh-105 
Pd-103 
Pd-109 
Cd-109 
Cd-115 
Cd-115m 
Ag-105 
Ag-110m 
Ag-111 
ln-111 
ln-113m 
ln-114m 
ln-115m 
Sn-113 
Sn-125 
Sb-122 
Sb-124 
Sb-125 
1-123 
1-125 
1-126 
1-129 
1-130 
1-131 
1-132 
1-133 
1-134 
1-135 Quant I tat (Bq) 
10^ 
106 
105 
105 
108 
106 
107 
105 
106 
105 
105 
106 
106 
105 
106 
105 
105 
10« 
106 
10« 
10« 
10« 
106 
107 
10« 
10« 
104 
10« 
10« 
10« 
10« 
10« 
10« Konzentrat iorj 
(kBq/kg) 
10 
10 
10 
10 
103 
102 
103 
102 
103 
10 
102 
10 
1 
102 
10 
10 
102 
10 
102 
10 
10 
1 
10 
10 
102 ! 
10 
102 
1 
10 
1 
10 
1 
1 
- 70 -
Nuklid 
Cs-129 
Cs-131 
Cs-132 
Cs-134m 
Cs-134 
Cs-135 
Cs-136 
Cs-137+ 
Cs-138 
Te-123m 
Te-125m 
Te-127 
Te-127m 
Te-129 
Te-129m 
Te-131 
Te-131m 
Te-132 
Te-133 
Te-133m 
Te-134 
Xe-131m 
Xe-133 
Xe-135 
Ce-139 
Ce-141 
Ce-143 
Ce-144+ 
Ba-131 
Ba-140+ 
La-140 
Pr-142 
Pr-143 Quantitat (Bq) 
106 
106 
106 
10« 
10« 
106 
10« 
10« 
10* 
106 
106 
10« 
106 
10« 
10« 
10« 
106 
106 
10« 
10« 
10« 
1010 
101(> 
1010 
106 
106 
10« 
10« 
106 
10« 
10« 
10« 
106 Konzentration 
(kBq/kg) 
10 
102 
10 
102 
1 
104 
1 
10 
1 
10 
102 ! 
102 
103 
10 
102 
10 
1 
10 
10 
1 
10 
10« 
10* 
104 
10 
102 
10 
10 
10 
1 
1 
10 
102 
Nuk1 id : 
Pm-147 
Pm-149 
Nd-147 
Nd-149 
Sm-151 
Sm-153 
Eu-152 
Eu-152m 
Eu-154 
Eu-155 
Gd-153 
Gd-159 
Tb-160 
Oy-165 
Dy-166 
Ho-166 
Er-169 
Er-171 
Tm-170 
Tm-171 
Yb-175 
Lu-177 
Ta-182 
Hf-181 
W-181 
W-185 
W-187 
Re-186 
Re-188 
Os-185 
Os-191 
0s-191m 
Os-193 
lr-190 Quantitat (Bq) 
"- - '" ' 1 
106 
10« 
10« 
10« 
107 
10« 
106 
10« 
106 
106 
106 
10« 
10« 
10« 
106 
10« 
106 
10« 
106 
107 
106 
106 
10« 
10« 
107 
106 
10« 
10« 
10« 
106 
106 
106 
10« 
106 Konzentration . 
(kBq/kg) 
104 
102 
10 
10 
10« 
102 
1 
10 
1 
102 
10 
102 
1 
102 
102 
10 
104 
10 
102 
104 
102 
102 
1 
10 
102 
10* 
10 
102 
10 
10 
102 
103 
102 
i 
1 
- 72 -
Nuklid 
lr-192 
lr-194 
Pt-191 
Pt-193m 
Pt-197 
Pt-197m 
Hg-197 
Hg-197m 
Hg-203 
Au-198 
Au-199 
TI-200 
TI-201 
TI-202 
TI-204 
Bi-206 
Bi-207 
Bi-210 
BI-212+ 
Pb-203 
Pb-210+ 
Pb-212+ 
Po-203 
Po-205 
Po-207 
Po-210 
At-211 
Rn-220+ 
Rn-222+ 
Ra-223+ 
Ra-224+ 
Ra-225 Quantitat (Bq) 
10« 
10« 
106 
106 
10« 
10« 
106 
10« 
106 
10« 
106 
106 
106 
106 
10« 
10« 
106 
10« 
10« 
106 
103 
10« 
10« 
106 
106 
103 
106 
107 
108 
104 
104 
104 Konzentration • 
(kBq/kg) 
10 
10 
10 
102 
102 
102 
102 
102 
10 
10 
102 
1 
10 
10 
102 
1 
1 
102 
1 
10 
10 
1 
1 
1 
1 
10 
102 
10* 
1 
10 
1 
102 
i 
Nuklid 
Ra-226+ 
Ra-227 
Ra-228+ 
Th-226+ 
Th-227 
Th-228+ 
Th-229+ 
Th-230 
Th-231 
Th-232sec 
Th-234+ 
AC-227+ 
Ac-228 
Pa-230 
Pa-231 
Pa-233 
U-230+ 
U-231 
U-232+ 
U-233 
U-234 
U-235+ 
U-236 
U-237 
U-238+ 
U-238S6C 
U-239 
U-240 
U-240+ 
NP-237+ 
Np-239 Quantitat (Bq) 
103 
10« 
104 
106 
104 
104 
103 
103 
107 
102 
10« 
103 
10« 
106 
103 
106 
104 
106 
103 
104 
104 
104 
104 
10« 
104 
103 
10« 
106 
10« 
103 
106 
1 Konzentration 
(kBq/kg) 
1 
10 
10 
102 
10 
1 
10 
10 
102 
1 
10 
10 
10 
10 
10 
10 
102 
102 
1 
102 
102 
102 
102 
10 
10 
1 
102 
103 
1 
10 
10 
- 74 -
Nuklid 
| Np-240 
| Pu-234 
| Pu-235 
| Pu-236 
| Pu-337 
| Pu-238 
| Pu-239 
| Pu-240 
| Pu-241 
| Pu-242 
| Pu-243 
| Pu-244 
| Am-241 
| Am-242 
| Am-242ra+ 
| A1D-243+ 
| Gm-242 
| Qo-243 
| On-244 
| Gm-245 
| Cto-246 
| Cto-247 
| Cta-248 
| Bk-249 
| Cf-246 
| Cf-248 J 
| Cf-249 | 
| Cf-250 | 
| Cf-251 | 
1 Cf-252 | 
| Cf-253 | 
| Cf-254 | 
i » Quantitat (Bq) 
105 | 
lfjB | 
lfjB | 
10* | 
10? | 
103 | 
103 | 
1Ö3 | 
105 | 
103 | 
irjB | 
103 | 
lfj3 | 
lCß | 
103 | 
103 | 
105 | 
1& | 
10* | 
1Ö3 | 
103 | 
103 | 
103 | 
100 | 
10ß | 
10* | 
103 | 
10* | 
103 | 
10* | 
106 | 
1& | 
• Konzentration 
(kBq/kg) 
1 
l& 
102 
1Ö2 
102 
10 
10 
10 
103 
10 
108 
10 
10 
102 
102 
10 
id» 
10 
102 
10 
10 
xo 
10 
10* , 
io3 
102 
10 
102 
10 
102 
10* 
10 
- 75 -
Nuklid Quantität (Bq) Konzentration 
(kBq/kg) 
Es-253 10« 103 
Es-254 10* 102 
Es-254m 10« 10 
Fm-254 107 10* 
Fm-255 10« 103 _ I » 
_ ii — 
- 76 -
5. Tabelle B: Liste der Nuklide in säkularem Gleichgewicht entsprechend 
Punkt 5. 
Ausgangs­
nuk I i d Tochternuklide 
Sr-80+ 
Sr-90+ 
Zr-93+ 
Zr-97+ 
RÜ-106+ 
CS-137+ 
Ce-134+ 
Ce-144+ 
Öa-140+ 
BI-212+ 
Pb-212+ 
Rh-220+ 
RH-222+ 
Râ-223+ 
Rä-224+ 
Rà-226+ 
Ra-228+ 
th-226+ 
Th-228+ 
Th-229+ 
Th-232^ Rb-80 
Y-90 
Nb-93m 
Nb-97 
Rh-106 
Ba-137 
La-134 
Pr-144 
La-140 
TI-208.PO-
Bi-212,TI-
PO-2Ü 
Po-218,Pb-
RH-219.PO-
Rn-220,Po-
Po-212 
Rn-222,Po-
Bi-210,Po-
Ac-228 
Ra-222,Rn-
Ra-224,Rn-
TI-208.PO-
Ra-225,Ac-
Po-213,Pb-
Ra-228,Ac-
Po-216,Pb--212 
•208.PO-212 
214,Bi-214 
215,Pb-211,Bi-211 
216,Pb-212,Bi-212,TI-208, 
218,Pb-214,Bi-214,Pb-210, 
210 
218, Po-214 
220,Po-216,Pb-2l2,Bi-212, 
212 
225,Fr-221,At-217,Bi-213, 
209 
228,Th-228,Ra-224,ftn-220, 
212,Bi-212,TI-2öe,Pö-212 
- 77 -
Ausgangs- Tochternuklide 
nuklld 
TH-234+ Pa-234m 
AC-227+ Fr-223,Ra-223,Rn-219,Po-215,Pb-211, 
Bi-211 
U-230+ Th-226,Ra-222,Rn-218,Po-214 
U-232+ Th-228,Ra-224,Rn-220,Po-216,Pb-212, 
B1-212.TI-208.PO-212 
U-235+ Th-231 
U-238+ Th-234,Pa-234m 
U-238>j^ Th-234,Pa-234m,U-234,Th-230,Ra-226, 
Rn-222,Po-218,Pb-214,Bi-214,Pb-210, 
Bi-210,Po-210 
U-240+ Np-240 
Np-237+ Pa-233 
Am-242m+ Am-242 
Am-243+ Np-239 
- 78 -
ANHANG M 
A. Definition der in diesem ANHANG benutzten Begriffe 
Effektiver Qualitätsfaktor (Q): Mittelwert des Qualitätsfaktors, wenn 
die Energiedosis durch Teilchen abgegeben wird, die unterschied!iche 
L Werte haben. Er wird nach folgendem Verhältnis berechnet: 
Q - 1/bJT- Q (dD/dL ) dL 
o 
QualItätsfaktor (Q): Funktion des linearen 
Energieübertragungsvermögens (L ), mit dessen Hilfe die Energiedosen 
Im Hinblick auf ihre Bewertung für Strahlenschutzzwecke gewichtet 
werden. 
Strahlenwichtunasfaktor (wp): dimensions loser Faktor, der zur 
Wichtung der Energiedosis verwendet wird. Die entsprechenden WR-
Werte sind in diesem Anhang angegeben. 
Gewebewichtiingsfaktor (wT^: dimensions loser Faktor, der zur Wichtung 
der Aquivalentdosis verwendet wird. Die entsprechenden Werte sind in 
diesem Anhang angegeben. 
Unbeschränkte lineare Energieübertragung (Leo): die unbeschränkte 
lineare Energieübertragung ist definiert als: 
dE 
Lee» • 
di 
dabei Ist dE die von einem Teilchen der Energie E beim Zurücklegen 
einer Entfernung dl abgegebene mittlere Energie. In der Richtlinie 
wird L oo durch L wiedergegeben. 
- 79 -
B. Werte des Strahlenwichtungsfaktors wR 
Die Werte des Stralilenwichtungsfaktors wR richten sich nach der Art 
und Beschaffenheit des externen Strahlungsfelds oder nach der Art und 
Beschaffenheit der durch ein intern abgelagertes Radionuklid 
emittierten Strahlung. 
Setzt sich das - Strahlungsfeld aus Arten und Energien mit 
unterschiedlichen Werten von wR zusammen, so ist die Energiedosis in 
Gruppen zu unterteilen, jeweils mit eigenem Wert für wR und zur 
gesamten Aquivalentdosis addiert. Alternativ können die Werte als 
kontinuierliche Verteilung in Energie ausgedrückt werden, wobei jedes 
Element der Energiedosis aus dem Energieelement zwischen E und E + dE 
mit dem wR-Wert aus dem entsprechenden Wert in nachstehender Tabelle 
multipliziert wird. 
- 80 -
Art und Energiebereich Strahlenwlchtungsfaktor 
wR 
Photonen, alle Energien 
Elektronen und Myonen, alle Energien 
Neutronen, Energie<10 keV 
10 keV bis 100 keV 
>100 keV bis 2 MeV 
>2 MeV bis 20 MeV 
>20 MeV 
Protonen außer Rückstoßprotonen, 
Energie > 2 MeV 
Alphateilchen, Spaltfragmente, 
schwere Kerne 1 
1 
5 
10 
20 
10 
5 
20 
In Berechnungen mit Neutronen können Schwierigkeiten beim Einsatz der 
Größen gestufter Funktionen auftreten. In diesen Fällen kann die 
Benutzung einer stetigen Funktion, die auf folgender mathematischer 
Beziehung beruht, vorzuziehen sein: 
"R 5 + i7e-<in<2E))2/6 
wobei E die Neutronenenergie in MeV ist. 
Ein direkter Vergleich der beiden Ansätze ist in Abbildung 1 
wiedergebeben. 
(Abbildung siehe Original) 2*t 
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- 81 -
Für die nicht in der Tabelle enthaltenen Strahlungsarten und Energien 
kann eine Annäherung von wR durch die Berechnung von Q ermittelt 
werden, und zwar in 10 mm Tiefe in einer gewebeäquivalenten Kugel von 
30 cm Durchmesser mit einer Dichte von 1 cm*"3 und einer Massen-
Zusammensetzung von 76,2% Sauerstoff, 11,1 % Kohlenstoff, 10,1 X 
Wasserstoff und 2,6 % Stickstoff: 
dabei ist D(L)dL die absorbierte Dosis in 10 mm zwischen dem linearen 
Energietransfer L und L + dL, sowie Q(L) der Qualitätsfaktor von L in 
10 mm. Die Verhältnisse Q - L sind in B wiedergegeben. 
C. Verhältnis zwischen dem Qualitätsfaktor Q(L) und dem unbeschränkten 
linearen Energietransfer L. 
Unbeschränkter linearer 
Energietransfer L in Wasser 
(keV /air1) Q (L) 
X10 
10 - 100 
>100 1 
0.32L - 2,2 
300/VlT 
- 82 -
D. Werte des Gewebewichtungsfaktors w-r1 
Die Werte der Gewebewichtungsfaktoren WT sind- in folgenden 
angegeben: 
Die Werte wurden aus einer Bezugspopulation der gleichen Anzahl beider 
Geschlechter und einem weiten Altersspektrum ermittelt. Bei der 
Definition der effektiven Dosis gelten sie für die Arbeitskräfte, die 
Gesamtbevölkerung sowie für beide Geschlechter. 
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Gewebe oder Organ Gewebewichtungsfaktoren wj 
Gonaden 
Knochenmark (rot) 
Dickdarm 
Lunge 
Magen 
Blase 
Brust 
Leber 
Speiseröhre 
Schilddrüse 
Haut 
Knochenoberflache 
Andere Organe oder Gewebe 0,20 
0,12 
0,12 
0,12 
0,12 
0,05 
0,05 
0,05 
0,05 
0,05 
0,01 
0,01 
0.052 
Für die Berechnungszwecke setzen sich die anderen Organe oder Gewebe 
wie folgt zusammen: Nebennieren, Gehirn, oberer Dickdarm, Dünndarm, 
Niere, Muskeln, Bauspeicheldrüse, Milz, Thymusdrüse und Gebärmutter. 
Die Liste schließt Organe ein, die selektiv bestrahlt werden können. 
Von einigen der in der Liste aufgeführten Organen ist bekannt, daß 
eine Krebs Induktion wahrscheinlich ist. Wenn bei anderen Geweben und 
Organen nachfolgend ein signifikantes Risiko der Krebs Induktion 
festgestellt wird, werden diese entweder mit einem spezifischen wT 
ausgestattet oder in diese zusätzliche Liste der sonstigen Organe oder 
Gewebe aufgenommen. Letztere kann auch sonstige selektiv bestrahlte 
Gewebe oder Organe umfassen. 
In den außergewöhnlichen Fällen, in denen ein einziges der sonstigen 
Gewebe oder Organe eine Aquivalentdosis erhält, die die höchste Dosis 
für jedes der 12 Organe übersteigt; für die ein Wichtungsfaktor 
angegeben Ist, sollte ein Wichtungsfaktor von 0,025 für dieses Gewebe 
oder Organ sowie ein Wichtungsfaktor von 0,025 für die 
durchschnittliche Dosis der restlichen anderen Organe oder Gewebe 
entsprechend den obigen Angaben gelten. 
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ANHANG HI 
Verfahren iur Bewertung der effektiven Dosen durch Inkorporation 
Die Grenzwerte der effektiven Dosis gemäflj Artikel 9, 12 und 14 gelten für 
die Summe der In ddm spezifischen Zeitraum erhaltenen effektiven Dosis und 
die effektive Folgedosis durch Inkorporationen während desselben Zeitraums. 
Das Verhältnis von Inkorporation und effektiver Folgedosis richtet sich 
nach dem Alter der Einzelperson, der physikalischen und chemischen Form des 
radioaktiven Stoffes sowie dem Inkorporationspfad. 
Diese Verhältnisse können dann zur Schätzung der entsprechenden effektiven 
Posen herangezogen werden. Wenn abgeleitete Grenzwerte für die externe 
Exposition und die Inkorporationen verwendet werden, kann der Grenzwert der 
effektiven Dosis durch folgenden Ausdruck für jede der entsprechenden 
Altersgruppen verwendet werden: 
(Dieser Anhang wird für sämtliche relevanten Radionuklide 
Dosiskoeffizienten (Sv/Bq) vorsehen, die auf Inhalation und Ingestion 
sowie auf verschiedene Altersgruppen der Gesamtbevölkerung und auf 
Arbeitnehmer bezogen sind. Bei der Exposition gegenüber Edelgasen 
werden die Koeffizienten in der Einheit Svy~1/Bqro"3 angegeben.) 
-SS-
ISSN 0254-1467 
KO M (93) 349 endg. 
DOKUMENTE 
DE 04 05 
Katalognummer : CB-CO-93-381-DE-C 
ISBN 92-77-58076-3 
Amt fur amtliche Veröffentlichungen der Europäischen Gemeinschaften 
L-2985 Luxemburg