CELEX: 52012PC0242
Language: de
Date: 2012-05-30
Title: Vorschlag für eine RICHTLINIE DES RATES zur Festlegung grundlegender Sicherheitsnormen für den Schutz vor den Gefahren einer Exposition gegenüber ionisierender Strahlung

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		52012PC0242
		
			Vorschlag für eine RICHTLINIE DES RATES zur Festlegung grundlegender Sicherheitsnormen für den Schutz vor den Gefahren einer Exposition gegenüber ionisierender Strahlung /* COM/2012/0242 final - 2011/0254 (NLE) */
			
				
		
		
			
			   	BEGRÜNDUNG
1. Hintergrund
1.1. Hintergrund und Ziele
Die Exposition gegenüber ionisierender
Strahlung schadet der Gesundheit. Unter normalen Umständen
sind die Dosen sehr niedrig, so dass keine klinische Auswirkung auf das Gewebe
feststellbar ist, Spätwirkungen – insbesondere Krebs – sind jedoch möglich. Man
nimmt an, dass es für die Entstehung von Krebs keine Schwellendosis gibt. Jede
Exposition, so gering sie auch sei, kann im späteren Leben Krebs verursachen. Ferner
geht man davon aus, dass die Wahrscheinlichkeit von Spätfolgen proportional zur
Strahlendosis ist. Daher ist im Bereich des Strahlenschutzes ein spezifisches
Vorgehen nach den Grundsätzen der Rechtfertigung, der Optimierung und der
Dosisbegrenzung erforderlich; diese sind die Eckpfeiler des Schutzsystems, das
bereits vor Jahrzehnten von der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP)
konzipiert wurde. 
Die Euratom-Rechtsvorschriften folgen seit
jeher den Empfehlungen der ICRP. Diese hoch anerkannte
wissenschaftliche Organisation hat kürzlich neue Empfehlungen für den
Strahlenschutz herausgegeben (Veröffentlichung 103, 2007). Die ICRP behält
die bisherigen drei Eckpfeiler des Strahlenschutzsystems bei, führt jedoch die
Anwendung der Grundsätze in jeder Expositionssituation und unabhängig davon, ob
die Strahlenquelle menschlichen oder natürlichen Ursprung ist, genauer aus. Der
Strahlenschutz betrifft nicht nur die Exposition bei der Handhabung von
Strahlenquellen (geplante Exposition), sondern auch die Exposition in Notfällen
– z. B. nach einem Nuklearunfall – und anderen Situationen, insbesondere
solchen, in denen eine Exposition gegenüber natürlichen Strahlenquellen gegeben
ist, den sogenannten „bestehenden Expositionssituationen“. Die ICRP hat ferner
die Methodik für die Bewertung der effektiven Dosis und die Anwendung von
Dosisgrenzwerten auf der Grundlage der jüngsten wissenschaftlichen Daten
aktualisiert.
Ein großer Teil der Arbeitskräfte in
Industriezweigen, in denen natürlich vorkommende radioaktive Materialien (NORM)
verarbeitet werden, ist Dosen ausgesetzt, die über dem Dosisgrenzwert für
Einzelpersonen der Bevölkerung liegen, profitiert jedoch nicht von dem für
beruflich strahlenexponierte Personen vorgesehenen Schutz.
Diese Anomalie ist auf Dauer nicht tragbar; daher sollen durch die neuen
Empfehlungen der ICRP natürliche Strahlenquellen in das Gesamtsystem integriert
werden. Die geltenden Euratom-Vorschriften enthalten bereits seit 1996[1] Anforderungen für
Arbeitstätigkeiten, die mit natürlichen Strahlenquellen verbunden sind. Diese wurden
in einem eigenen Titel der Richtlinie zusammengefasst, jedoch nicht in den
Gesamtrahmen für den Strahlenschutz integriert. Außerdem waren die
Mitgliedstaaten sehr frei in ihren Entscheidungen z. B. darüber, welche
NORM-Industriezweige von Belang sind. Dies hat dazu geführt, dass die Kontrolle
dieser Industriezweige und der Schutz der darin tätigen Arbeitskräfte auf sehr
unterschiedliche Weise geregelt sind. Eine solche Situation ist nicht mit der
Aufgabe von Euratom vereinbar, einheitliche Normen vorzugeben. 
Die Exposition gegenüber Radon, einem
natürlich vorkommenden radioaktiven Edelgas, das aus dem Boden in Gebäude
eindringt, ist wesentlich bedeutender als die Exposition gegenüber jeder
anderen Strahlenquelle. In jüngsten epidemiologischen
Untersuchungen wurde bestätigt, dass Radonexposition Lungenkrebs verursachen
kann. Die WHO[2]
stuft diese Gefahr inzwischen als wichtiges Gesundheitsrisiko[3] ein. Die Radonexposition in
Gebäuden war 1990 Gegenstand einer Kommissionsempfehlung. Da nun bestätigt
wurde, dass die Exposition gegenüber Radon Lungenkrebs verursacht, sollten die
Maßnahmen zu ihrer Eindämmung in Europa durch verbindliche Vorschriften
verstärkt werden. Die Radioaktivität in Baumaterialien wurde in der
Bauprodukte-Richtlinie[4]
berücksichtigt, es wurden jedoch vom Europäischen Komitee für Normung (CEN)
noch immer keine entsprechenden Normen verabschiedet. In der geänderten Fassung
der Richtlinie über die grundlegenden Sicherheitsnormen wird nicht nur die
Verwendung von Rückständen aus den NORM-Industriezweigen in Baumaterialien
behandelt, sondern auch sichergestellt, dass ein kohärenter und einheitlicher
Schutz bezüglich anderer Baumaterialien mit erhöhten Radioaktivitätswerten
gegeben ist.
Neben dem Gesundheitsschutz des Menschen
beinhaltet das ICRP-Strahlenschutzsystem nun auch den Schutz von Tieren und
Pflanzen vor ionisierender Strahlung. Es wird allgemein
davon ausgegangen, dass in Bezug auf die Exposition von Pflanzen und Tieren
keine zusätzlichen Maßnahmen erforderlich sind. Diese Annahme ist nun durch die
Einhaltung bestimmter Kriterien und anhand einer einheitlichen Methodik zu
belegen. 
Es existiert eine beträchtliche Anzahl von
Euratom-Rechtsakten zu verschiedenen Strahlenschutzthemen, die im
Euratom-Vertrag als „Grundnormen“ angeführt werden. Da es
sich hier um eine langjährige Entwicklung handelt, sind zwangsläufig nicht
wenige Widersprüche zwischen den Rechtsakten sowie Verweise auf Rechtsakte, die
aufgrund der zwischenzeitlichen Aktualisierung der Vorschriften hinfällig sind,
festzustellen. Diese Ungereimtheiten müssen im Einklang mit der Politik der
Kommission zur Vereinfachung der EU-Vorschriften beseitigt werden.
Im Einzelnen handelt es sich dabei um folgende
Problembereiche: 
–                        
Die Rechtsvorschriften entsprechen nicht
vollständig dem Stand der Wissenschaft.
–                        
Es existieren Widersprüche zwischen den
Rechtsakten.
–                        
Durch die Rechtsvorschriften sind natürliche
Strahlenquellen und der Schutz der Umwelt nicht vollständig abgedeckt. 
Damit ergeben sich vier Handlungsziele:
–                        
Vornahme der notwendigen sachlichen Änderungen, um
die jüngsten wissenschaftlichen Daten und die Erfahrungen aus der Praxis zu
berücksichtigen;
–                        
Klärung der Anforderungen und Gewährleistung der
Kohärenz innerhalb der EU-Rechtsvorschriften;
–                        
Gewährleistung der Übereinstimmung mit den
internationalen Empfehlungen;
–                        
Abdeckung sämtlicher Expositionssituationen und ‑kategorien.
1.2. Subsidiarität
Nach Artikel 2 Buchstabe b des
Euratom-Vertrags „hat die Gemeinschaft nach Maßgabe des Vertrags (…)
einheitliche Sicherheitsnormen für den Gesundheitsschutz der Bevölkerung und
der Arbeitskräfte aufzustellen und für ihre Anwendung zu sorgen“. So erklären die Mitgliedstaaten in der Präambel des Vertrags, dass sie
entschlossen sind, „die Voraussetzungen für die Entwicklung einer mächtigen
Kernindustrie zu schaffen“, und bestrebt, „die Sicherheiten zu schaffen, die
erforderlich sind, um alle Gefahren für das Leben und die Gesundheit ihrer
Völker auszuschließen“. Euratom hat den Auftrag, „einheitliche
Sicherheitsnormen für den Gesundheitsschutz der Bevölkerung und der
Arbeitskräfte aufzustellen und für ihre Anwendung zu sorgen.“ Somit wird die
Zuständigkeit von Euratom für die Regulierung im Bereich des Schutzes der
Gesundheit vor den Gefahren ionisierender Strahlung im Euratom-Vertrag
ausdrücklich festgelegt.
Grundsätzlich muss aufgrund der
ausschließlichen gesetzgeberischen Zuständigkeit von Euratom gemäß den
Artikeln 30 und 31 Euratom-Vertrag das Subsidiaritätsprinzip nicht
angewendet werden. Laut den genannten Artikeln muss die
Kommission ihre Vorschläge für Rechtsakte einer Gruppe von Experten zur
Stellungnahme vorlegen, die der Ausschuss für Wissenschaft und Technik benennt.
1.3. Geltende Rechtsvorschriften
Nach Inkrafttreten des Euratom-Vertrags wurden auf der Grundlage seines
Artikels 31 umfassende Rechtsvorschriften zur Festlegung grundlegender
Sicherheitsnormen erlassen.
Der tragende Rechtsakt in diesem Zusammenhang
ist die Richtlinie 96/29/Euratom des Rates zur Festlegung der
grundlegenden Sicherheitsnormen für den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte
und der Bevölkerung gegen die Gefahren durch ionisierende Strahlungen
(Euratom-Grundnormenrichtlinie). Weitere Rechtsakte auf
der Grundlage des Artikels 31 Euratom-Vertrag sind:
- Entscheidung
87/600/Euratom des Rates vom 14. Dezember 1987
über Gemeinschaftsvereinbarungen für den beschleunigten Informationsaustausch
im Fall einer radiologischen Notstandssituation.
- Verordnung (Euratom) Nr.
3954/87 des Rates vom 22. Dezember 1987 zur
Festlegung von Höchstwerten an Radioaktivität in Nahrungsmitteln und
Futtermitteln im Falle eines nuklearen Unfalls oder einer anderen
radiologischen Notstandssituation und die damit zusammenhängenden Rechtsakte, Verordnung (Euratom) Nr.
944/89 der Kommission vom 12. April 1989 zur
Festlegung von Höchstwerten an Radioaktivität in Nahrungsmitteln von geringerer
Bedeutung im Falle eines nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen
Notstandssituation, und Verordnung (Euratom) Nr.
770/90 der Kommission 1990 zur Festlegung von
Höchstwerten an Radioaktivität in Futtermitteln im Fall eines nuklearen Unfalls
oder einer anderen radiologischen Notstandssituation[5];
- 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,
- Empfehlung 90/143/Euratom
der Kommission vom 21. Februar 1990 zum Schutz der
Bevölkerung vor Radonexposition innerhalb von Gebäuden;
- Richtlinie 90/641/Euratom des
Rates vom 4. Dezember 1990 über den Schutz externer
Arbeitskräfte, die einer Gefährdung durch ionisierende Strahlungen beim Einsatz
im Kontrollbereich ausgesetzt sind;
- Verordnung (Euratom)
Nr. 1493/93 des Rates vom 8. Juni 1993 über
die Verbringung radioaktiver Stoffe zwischen den Mitgliedstaaten;
- Richtlinie 97/43/Euratom des
Rates vom 30. Juni 1997 über den Gesundheitsschutz von Personen
gegen die Gefahren ionisierender Strahlung bei medizinischer Exposition und zur
Aufhebung der Richtlinie 84/466/Euratom vom 3. September 1984; 
- Empfehlung
2001/928/Euratom der Kommission vom 20. Dezember 2001
über den Schutz der Öffentlichkeit vor der Exposition gegenüber Radon im
Trinkwasser;
- Richtlinie
2003/122/Euratom des Rates vom 22. Dezember 2003
zur Kontrolle hoch radioaktiver umschlossener Strahlenquellen und herrenloser
Strahlenquellen;
- Richtlinie
2006/117/Euratom des Rates vom 20. November 2006
über die Überwachung und Kontrolle der Verbringungen radioaktiver Abfälle und
abgebrannter Brennelemente;
- Richtlinie 2009/71/Euratom des
Rates vom 25. Juni 2009 über einen Gemeinschaftsrahmen für die
nukleare Sicherheit kerntechnischer Anlagen.
Die Grundnormenrichtlinie wurde unter
Berücksichtigung der jeweils neuesten wissenschaftlichen Erkenntnisse über die
Folgen ionisierender Strahlung im Einklang mit den ICRP-Empfehlungen und auf
der Grundlage der Erfahrungen aus der Praxis regelmäßig aktualisiert (1962,
1966, 1976, 1980, 1984 und 1996). Seit 1984 werden
medizinische Expositionen in eigenen Rechtsakten berücksichtigt. Spezifische
Problembereiche werden durch drei „assoziierte Richtlinien“ (die Richtlinie
über hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen, die Richtlinie über externe
Arbeitskräfte und die Richtlinie über die Unterrichtung der Bevölkerung)
abgedeckt. Die Analyse der auf der Grundlage von Artikel 31
Euratom-Vertrag erlassenen Rechtsvorschriften ergibt, dass die Richtlinie über
medizinische Exposition, die Richtlinie über hoch radioaktive umschlossene
Strahlenquellen, die Richtlinie über externe Arbeitskräfte und die Richtlinie
über die Unterrichtung der Bevölkerung eng mit der Grundnormenrichtlinie 96/29
verbunden sind, da sie die Anforderungen der letztgenannten Richtlinie weiter
ausführen oder sich auf einzelne Bestimmungen dieser Richtlinie beziehen. Daher
werden Gegenstand und Anwendungsbereich dieser Richtlinien in dem Vorschlag für
eine neue Grundnormenrichtlinie behandelt.
Die Kommission wird eine eigene Richtlinie zur
Festlegung von Anforderungen an den Schutz der Gesundheit der Bevölkerung
hinsichtlich radioaktiver Stoffe in Wasser für den menschlichen Gebrauch
vorschlagen (KOM(2011) 385). Diese Euratom-Richtlinie
wird die geltende Richtlinie 98/83/EG in Bezug auf deren Anwendung auf
radioaktive Stoffe ersetzen und zusätzlich technische Anhänge zur Häufigkeit
der Probenahmen, zu Analysemethoden und zu Nachweisgrenzen enthalten. Der
Inhalt der Richtlinie erlaubt gegebenenfalls eine Aufnahme in die
Grundnormenrichtlinie im Rahmen einer Neufassung. Da die Richtlinie jedoch nur
Anforderungen, die im Rahmen von Rechtsvorschriften auf der Grundlage des
EG-Vertrags bereits bestanden, in Euratom-Vorschriften überträgt und dies
keinesfalls als inhaltliche Änderung verstanden werden soll, ist es zum
gegenwärtigen Zeitpunkt sinnvoller, sie nicht in einen Vorschlag für eine
geänderte Grundnormenrichtlinie aufzunehmen. Außerdem war man sich zu dem
Zeitpunkt, zu dem die Sachverständigengruppe nach Artikel 31 zur
überarbeiteten Grundnormenrichtlinie Stellung nahm, immer noch uneinig darüber,
ob die Richtlinie über radioaktive Stoffe in Wasser für den menschlichen
Gebrauch sich auf den Euratom-Vertrag oder den EG-Vertrag stützen sollte. Unter
diesen Umständen entschied man, den Vorschlag für eine geänderte
Grundnormenrichtlinie in der Form vorzulegen, in der er im Februar 2010 von der
Sachverständigengruppe nach Artikel 31 bestätigt worden war.
Die anderen Rechtsvorschriften auf der
Grundlage von Artikel 31 Euratom-Vertrag (siehe Folgenabschätzung)
verwenden entweder ein anderes Instrument oder ihr Anwendungsbereich fällt
weitgehend nicht unter den Strahlenschutz oder die Vorschriften gelten nur für
bestimmte Anlagentypen.
1.4. Vereinfachung
2005 veröffentlichte die Europäische
Kommission eine Initiative für eine bessere Rechtsetzung „Umsetzung des
Lissabon-Programms der Gemeinschaft: Eine Strategie zur
Vereinfachung des ordnungspolitischen Umfelds“ (KOM(2005) 535 endg.)
infolge der Aufforderung durch das Europäische Parlament und den Rat, die
EU-Rechtsvorschriften zu vereinfachen und zu verbessern. Diese Initiative ist
der Ausgangspunkt für die Konsolidierung der genannten fünf Richtlinien. Es ist
weder sinnvoll noch durchführbar, diese Richtlinien in einer Neufassung mit den
anderen Rechtsvorschriften unter Titel II Kapitel 3 des
Euratom-Vertrags zusammenzufassen.
1.5. Internationaler Kontext
Die internationalen Sicherheitsgrundnormen
(International Basic Safety Standards) spiegeln den internationalen Konsens
darüber wider, was beim Schutz von Mensch und Umwelt vor den schädlichen
Auswirkungen ionisierender Strahlung ein hohes Sicherheitsniveau darstellt. Die Normen werden vom Gouverneursrat der IAEO genehmigt; ihre
Einhaltung ist nicht verbindlich. Das wichtigste Dokument zum Strahlenschutz
ist „Safety Series No. 115 - International Basic Safety Standards for
Protection against Ionising Radiation and for the Safety of Radiation Sources“
(internationale Sicherheitsgrundnormen zum Schutz vor ionisierender Strahlung
und für die Sicherheit von Strahlenquellen) (IAEO, 1996). 2006 begann die IAEO
gemeinsam mit anderen internationalen Organisationen (FAO, ILO, NEA/OECD, PAHO
und WHO) mit der Überarbeitung der „Safety Standards No. 115“. Die Arbeiten
sind noch im Gange und werden durch die 2007 veröffentlichten neuen
ICRP-Empfehlungen (Veröffentlichung Nr. 103) unterstützt. 
Die Europäische Kommission hat bei der
Überarbeitung der internationalen Sicherheitsgrundnormen eng mit der IAEO und
anderen internationalen Organisationen zusammengearbeitet.
Es ist jedoch hervorzuheben, dass die Euratom-Richtlinie über grundlegende
Sicherheitsnormen kein Mittel ist, um den internationalen Anforderungen
Rechtsverbindlichkeit zu verleihen. Vor allem aus zwei Gründen können sich EU-Rechtsvorschriften
nicht auf die internationalen Grundnormen beziehen bzw. diese übernehmen. Zum
einen entspricht die Formulierung der internationalen Normen nicht den
EU-Regeln für die Abfassung von Rechtstexten. Außerdem sind die internationalen
Normen zuweilen viel zu detailliert und gehen über das hinaus, was im
Euratom-Vertrag unter „grundlegenden“ Normen verstanden wird. Bei den
Euratom-Grundnormen sind ferner die Vorschriften für den Binnenmarkt zu
beachten. Zum anderen wird bei den internationalen Sicherheitsgrundnormen
berücksichtigt, dass alle Länder weltweit – bei einem unterschiedlichen
Regulierungsniveau und unterschiedlich entwickelter technischer Infrastruktur –
in der Lage sein müssen, sie einzuhalten. Die EU-Vorschriften sind
anspruchsvoller. Euratom hat gemäß dem Vertrag die Aufgabe, einheitliche
grundlegende Sicherheitsnormen festzulegen. Die Übernahme der internationalen
Sicherheitsgrundnormen in einen EU-Rechtsakt ist daher nicht nur schwierig,
sondern würde auch der wichtigen Rolle widersprechen, die Euratom seit 1959
spielt, sowie der Tatsache, dass bereits eine beträchtliche Anzahl von
Rechtsvorschriften erlassen worden sind. Die Kommission strebt jedoch eine
weitestmögliche Übereinstimmung zwischen den Euratom-Normen und den internationalen
Normen an und erwägt, im Namen von Euratom die internationalen Normen
gegebenenfalls zu unterstützen.
2. Anhörung interessierter Kreise und
Folgenabschätzung
2.1. Interessierte Kreise
Die Kommission (GD ENER) hat mehrere Projekte
und Studien zu spezifischen Strahlenschutzthemen initiiert und unterstützt,
deren Ergebnisse von der Europäischen Kommission veröffentlicht wurden
(Radiation Protection Series)[6]. Im Rahmen der Projekte, Studien und Konferenzen wurden besondere
Schwierigkeiten bei der Umsetzung der geltenden Strahlenschutzvorschriften
sowie Problembereiche ermittelt, die im derzeitigen Strahlenschutzsystem nicht
ausreichend berücksichtigt sind. 
2009 leitete die Kommission eine Konsultation
zu einem Vorschlag für neue Bestimmungen zu natürlichen Strahlenquellen in der
Richtlinie über grundlegende Sicherheitsnormen ein. Die
Arbeitsgruppe für natürliche Strahlenquellen der Sachverständigengruppe nach
Artikel 31 schlug ein umfassendes Konzept für die Regulierung der
NORM-Industriezweige, der Radonstrahlung und der Baumaterialien vor. Dieses
Dokument wurde auf der Website der Kommission veröffentlicht, und auf der EANNORM
‑Website wurde darauf hingewiesen[7].
Die Konsultation fand vom 2. Februar bis zum 20. April 2009
statt. 
Nützlich für die Überarbeitung der
Euratom-Sicherheitsgrundnormen waren die fortlaufenden Kontakte mit zwei
Vertreterorganisationen wichtiger Akteure, HERCA (Heads of the European
Radiological Protection Competent Authorities) und IRPA (International
Radiation Protection Association). Auf Sitzungen im
Dezember 2008 und 2009 sowie im Juni 2010 wurde HERCA ein Überblick über die
Überarbeitung der Sicherheitsgrundnormen gegeben. Die Reaktion der
Strahlenschutzbehörden war positiv. HERCA sprach keine wichtigen Probleme an,
die eine Änderung des Konzepts erfordert hätten. Die Überarbeitungsvorschläge
wurden anlässlich des internationalen IRPA-Kongresses (Buenos Aires 2008) und
europäischer IRPA-Kongresse (Brasov 2006, Helsinki 2010) vorgestellt, ebenso
bei Jahrestagungen der europäischen IRPA-Unterverbände. Der europäische Teil
des IRPA setzte eine Arbeitsgruppe zur Sammlung von Kommentaren der
Unterverbände zur Überarbeitung der internationalen und der
Euratom-Sicherheitsgrundnormen ein. Regelmäßige Kontakte wurden auch mit
FORATOM (European Atomic Forum) gepflegt, das die Akteure der Nuklearindustrie
vertritt.
Die Sachverständigengruppe nach
Artikel 31 (d. h. die nach Artikel 31 Euratom-Vertrag zu
konsultierenden Experten) ist das wichtigste Gremium für die Interaktion mit
den Akteuren. Im Februar 2010 gab die
Sachverständigengruppe eine Stellungnahme zur möglichen Änderung der
EU-Rechtsvorschriften in Form einer (im Entwurf vorliegenden) Richtlinie ab. Diese
war das Ergebnis intensiver Arbeit der Arbeitsgruppen der
Sachverständigengruppe, bei der die von der Kommission durchgeführten Studien
sowie andere Informationsquellen (Konferenzen, Netze) berücksichtigt wurden.
Der Wortlaut des nun von der Kommission
vorgelegten Entwurfs ist weitgehend derselbe wie der des Entwurfs, zu dem die
Sachverständigengruppe nach Artikel 31 Stellung genommen hat. Es wurden nur einige redaktionelle Änderungen vorgenommen und einige
Definitionen hinzugefügt. Die Sachverständigen überließen es der Kommission, zu
entscheiden, ob die Definition der hoch radioaktiven umschlossenen
Strahlenquellen (HASS - High Activity Sealed Sources) weiterhin die der
Richtlinie 2003/122/Euratom sein oder dem IAEO-Verhaltenskodex für die
Sicherheit und Sicherung radioaktiver Strahlenquellen angeglichen werden soll. Die
Kommission hat sich für Letzteres entschieden. 
In ihrer Stellungnahme schlägt die
Sachverständigengruppe nach Artikel 31 ferner vor, den Wortlaut von
Artikel 54 der Richtlinie 96/29/Euratom beizubehalten, wonach die
Mitgliedstaaten von der einheitlichen Anwendung der Sicherheitsgrundnormen
zurücktreten können, wenn sie z. B. aufgrund neuer wissenschaftlicher
Erkenntnisse nach Verabschiedung der Richtlinie strengere Dosisgrenzwerte
erlassen wollen. Dies würde die Umsetzung des
Euratom-Vertrags gefährden, der die Festlegung einheitlicher Normen
vorschreibt. Daher ist in dem Richtlinienvorschlag keine solche Klausel
enthalten. Im Urteil des Gerichtshofes vom 25. November 1992 in der
Rechtssache Kommission der Europäischen Gemeinschaften gegen Königreich Belgien
(Rechtssache C-376/90[8])
heißt es: „Mangels einer ausdrücklichen gegenteiligen Bestimmung ist die
Richtlinie (…) dahin auszulegen, dass sie es den Mitgliedstaaten gestattet, (…)
strengere als die in ihr vorgesehenen Dosisgrenzwerte festzulegen (…)“. Daher
wurde ausdrücklich ein Satz zur einheitlichen Anwendung der Normen in den
Vorschlag für die geänderte Grundnormenrichtlinie aufgenommen.
2.2. Folgenabschätzung
Es wurde eine umfassende Folgenabschätzung zur
Bewertung der Optionen im Hinblick auf folgende Ziele vorgenommen:
1.                      
Anpassung des Gesundheitsschutzes der
Arbeitskräfte, der Bevölkerung und der Patienten an jüngste wissenschaftliche
Erkenntnisse und die Erfahrung aus der Praxis;
2.                      
Straffung der bestehenden EU-Rechtsvorschriften im
Bereich des Strahlenschutzes;
3.                      
Gewährleistung der Übereinstimmung mit
internationalen Normen und Empfehlungen;
4.                      
Abdeckung aller Expositionssituationen,
einschließlich gegenüber natürlichen Strahlenquellen im häuslichen Bereich,
sowie des Schutzes der Umwelt.
Vor dem
Hintergrund dieser Ziele wird in der Folgenabschätzung ein breites Spektrum von
Optionen geprüft, sowohl im Hinblick auf den Umfang der Konsolidierung mit
anderen Rechtsvorschriften als auch im Hinblick auf Anwendungsbereich und
Inhalt der aufgenommenen Vorschriften.
Option 1: Unveränderte Beibehaltung der bestehenden Rechtsvorschriften (Status
quo). 
Option 2: Überarbeitung der Richtlinie über die grundlegenden Sicherheitsnormen
und der Richtlinie über medizinische Exposition. Diese Option beinhaltet eine
Änderung der zwei Richtlinien, um sie den jüngsten ICRP-Empfehlungen sowie
neuen wissenschaftlichen Erkenntnissen anzupassen.
Option 3: Überarbeitung
und Konsolidierung der Richtlinien über die grundlegenden Sicherheitsnormen und
über medizinische Exposition sowie Integration der Richtlinien über externe
Arbeitskräfte, die Unterrichtung der Bevölkerung und hoch radioaktive
umschlossene Strahlenquellen. Fragen der natürlichen Strahlung und des Schutzes
nicht menschlicher Arten sollen durch nicht legislative Maßnahmen geregelt
werden. Bei dieser Option wird die Richtlinie über die grundlegenden
Sicherheitsnormen dadurch geändert, dass Bestimmungen über medizinische
Exposition, Unterrichtung der Bevölkerung, externe Arbeitskräfte und hoch
radioaktive umschlossene Strahlenquellen aufgenommen werden. Im Rahmen dieser
Option werden die Grundnormenrichtlinie 96/29 und die damit zusammenhängenden
Rechtsakte (Richtlinien über medizinische Exposition (97/43/Euratom), externe
Arbeitskräfte (90/641/Euratom), hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen
(2003/122/Euratom) und die Unterrichtung der Bevölkerung (89/618/Euratom) sowie
die Empfehlung 90/143/Euratom der Kommission) zusammengefasst, und die
Anforderungen der Grundnormenrichtlinie und der Richtlinie über medizinische
Exposition werden gleichzeitig dem Stand der Wissenschaft und der Erfahrung aus
der Regulierungspraxis angepasst.
Option 4: Überarbeitung
der Grundnormenrichtlinie und Erweiterung ihres Anwendungsbereichs auf die
Exposition gegenüber natürlicher Strahlung im häuslichen Bereich. Bei dieser
Option wird ein umfassendes Konzept für den Umgang mit der Exposition gegenüber
natürlicher Strahlung in die Bestimmungen der Euratom-Grundnormenrichtlinie
aufgenommen. Bei den Vorschriften wird unterschieden zwischen geplanten und
bestehenden Expositionssituationen (siehe ICRP-Veröffentlichung 103). Die
berufliche Exposition gegenüber natürlichen Strahlenquellen (sowie die
Exposition der Bevölkerung durch Rückstände oder Ableitungen der
NORM-Industriezweige) wird bereits im Rahmen der Optionen 1 bis 3
berücksichtigt. Bei Option 4 wird noch ausdrücklich die Exposition
gegenüber natürlichen Strahlenquellen im häuslichen Umfeld einbezogen. 
Option 5: Überarbeitung
der Grundnormenrichtlinie und Erweiterung ihres Anwendungsbereichs um den
Schutz nicht menschlicher Arten. Gegenstand und Zweck der
Grundnormenrichtlinie 96/29/Euratom ist der Schutz der Gesundheit von
Bevölkerung und Arbeitskräften vor den Gefahren ionisierender Strahlungen. Die
Richtlinie dient auch dem Schutz der Umwelt des Menschen, jedoch nur insoweit,
als die Umwelt zur Exposition des Menschen führt. Im Einklang mit den
ICRP-Empfehlungen wird bei Option 5 auch die Exposition von Tieren und
Pflanzen in der Umwelt insgesamt besonders berücksichtigt. Es würde von den
Mitgliedstaaten verlangt, einen angemessenen Schutz nicht menschlicher Arten in
ihren Strahlenschutzvorschriften vorzusehen.
Option 6: Überarbeitung
und Konsolidierung der Richtlinie über die grundlegenden Sicherheitsnormen und
der Richtlinie über medizinische Exposition, Integration der Richtlinien über
externe Arbeitskräfte, die Unterrichtung der Bevölkerung und hoch radioaktive
umschlossene Strahlenquellen sowie Erweiterung des Anwendungsbereichs um die
Exposition der Bevölkerung gegenüber natürlicher Strahlung und den Schutz nicht
menschlicher Arten. Diese Option beinhaltet sämtliche Elemente der
Option 3 (Überarbeitung der Grundnormenrichtlinie und Integration der vier
anderen Richtlinien). Die Überarbeitung der Grundnormenrichtlinie umfasst alle
genannten Themen und erweitert den Anwendungsbereich um sämtliche
Expositionssituationen, einschließlich der Exposition der Bevölkerung gegenüber
Radon und Baumaterialien in Gebäuden, sowie alle Kategorien der Exposition des
Menschen und nicht menschlicher Exposition.
Bewertet werden die Wirksamkeit der
vorgeschlagenen Optionen im Hinblick auf die Ziele, die Effizienz der
zusätzlichen Anforderungen in Bezug auf gesundheitliche und ökologische
Auswirkungen, den wirtschaftlichen Nutzen und die Verwaltungskosten sowie die
Übereinstimmung der Richtlinie mit dem Euratom- und EU-Recht insgesamt. Die Änderungen der Richtlinie über die grundlegenden Sicherheitsnormen
und der Richtlinie über medizinische Exposition werden sich in folgenden
Bereichen stark auswirken:
- sozialer Bereich und Gesundheit: Im sozialen Bereich wird ein angemessener Schutz der Arbeitskräfte der
NORM-Industriezweige sichergestellt. Die Folgen für die Gesundheit werden sich
insbesondere im Zusammenhang mit medizinischen Expositionen bemerkbar machen,
vor allem dadurch, dass unnötig häufige radiologische Untersuchungen oder
solche mit hoher Strahlendosis (z. B. Computertomografien), durch die sich
die Zahl der Krebserkrankungen erhöht, vermieden werden. Bestimmte
Berufsgruppen (z. B. Kardiologen) werden von der Herabsetzung des
Dosisgrenzwertes für die Augenlinse profitieren (Vermeidung strahlungsbedingter
Katarakte).
- Wirtschaft: Zum
gegenwärtigen Zeitpunkt können zwar keine quantifizierten Angaben zu den
wirtschaftlichen Folgen gemacht werden, die NORM-Industriezweige werden jedoch
von der Angleichung der Anforderungen in den Mitgliedstaaten profitieren.
- Verwaltungskosten: Das
Prinzip der Optimierung des Schutzes verlangt, die Dosen so niedrig zu halten,
wie dies unter Berücksichtigung der wirtschaftlichen und sozialen Faktoren
möglich und vertretbar (ALARA - ‘as low as reasonably achievable’) ist, was für
die Gewährleistung eines angemessenen Kosten-Nutzen-Verhältnisses in der
Strahlenschutzpraxis entscheidend ist. Das neue Konzept einer abgestuften
Vorgehensweise erweitert dieses Konzept dahingehend, dass die behördliche
Aufsicht effektiver sein muss und die administrativen Kosten für die Industrie
gesenkt werden müssen.
In den drei anderen Richtlinien werden
außerdem folgende Änderungen vorgenommen:
- Anpassung der Definition hoch radioaktiver
umschlossener Strahlenquellen (HASS) an die internationalen Normen;
- Aufnahme spezifischer Anforderungen zum
Schutz externer Arbeitskräfte, wobei die Zuständigkeiten der Arbeitgeber und
der Unternehmen, in denen die eine Exposition bewirkenden Tätigkeiten
durchgeführt werden, genau definiert werden;
- Aufnahme von Anforderungen an die
Unterrichtung der Bevölkerung vor und während einer Notfallsituation, innerhalb
des überarbeiteten Gesamtrahmens für den Umgang mit Notfall-Expositionssituationen.
Die Zusammenfassung der fünf Richtlinien ist
ein wichtiger Erfolg im Hinblick auf die Kohärenz der
Euratom-Rechtsvorschriften. Die aufgrund des breiteren
Anwendungsbereichs der Grundnormenrichtlinie notwendige Umstrukturierung hat
außerdem zur Folge, dass der Richtlinientext klarer ist und die Anforderungen
in der Praxis besser umgesetzt werden können. 
Der breitere Anwendungsbereich der neuen
Richtlinie führt zu weiteren wesentlichen Änderungen:
Im Zusammenhang mit „bestehenden Expositionssituationen“
werden Referenzwerte für die Radonkonzentration in Gebäuden und für die externe
Exposition gegenüber Baumaterialien angegeben. Die
Mitgliedstaaten werden einen umfassenden, transparenten Radon-Maßnahmenplan
erstellen müssen, der an die nationalen Bedürfnisse und die geologischen
Gegebenheiten der verschiedenen Regionen angepasst ist. Einheitliche
Anforderungen an Baumaterialien werden eine weitere Festlegung von Normen im
Rahmen der Bauprodukte-Richtlinie (Richtlinie 89/106/EWG des Rates) ermöglichen.
Die Verbraucher und die im Bausektor Tätigen werden von der Überwachung und
Kennzeichnung der Baumaterialien profitieren, und für die Industrie wird der
Verwaltungsaufwand durch eine angemessene Wahl der Referenzwerte und die Liste
der Materialarten, die von Belang sind, auf ein Minimum reduziert.
Die Anforderungen der
Euratom-Grundnormenrichtlinie im Zusammenhang mit dem Schutz nicht menschlicher
Arten können von den Mitgliedstaaten auf eine Weise in ihre nationale
Umweltpolitik übernommen werden, dass die Kohärenz mit den geltenden
Gesundheitsschutzbestimmungen im Bereich ionisierender Strahlung gewahrt
bleibt. Die Umweltverträglichkeitsprüfung im Rahmen dieser
neuen Vorschriften hat im Wesentlichen die Vermeidung von Umweltschäden bei
Unfällen zum Gegenstand. Im Zusammenhang mit dem Normalbetrieb einer
Einrichtung geht es eher um den Nachweis, dass keine Folgen für die Umwelt
entstehen.
3. Rechtliche Aspekte
Die Neufassung von fünf Richtlinien ergibt
eine umfangreiche Richtlinie mit über 100 Artikeln und zahlreichen
Anhängen. Angesichts von Umfang und Komplexität der
Änderungen wird kein förmliches Neufassungsverfahren verfolgt. Es können hier
nicht alle einzelnen Punkte des Vorschlags angeführt werden. Daher werden
nachstehend die wichtigsten Elemente jedes Kapitels zusammenfassend
dargestellt.
3.1. Kapitel I: Gegenstand und
Anwendungsbereich
In diesem Kapitel wird der Anwendungsbereich
der Richtlinie festgelegt (allgemeines Ziel der Richtlinie für verschiedene
Expositionskategorien und Expositionssituationen, besondere Ziele aufgrund der
Aufnahme der Vorschriften für hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen und
die Unterrichtung der Bevölkerung, Ausschluss nicht kontrollierbarer
Expositionen). Der Anwendungsbereich der Richtlinie wird
erweitert um die Exposition des fliegenden Personals gegenüber kosmischer
Strahlung, die Exposition im häuslichen Umfeld gegenüber Radon in der
Innenraumluft, die externe Exposition gegenüber Gammastrahlung aus
Baumaterialien und den Schutz der Umwelt über die für die Exposition des
Menschen relevanten Pfade hinaus. 
3.2. Kapitel II: Begriffsbestimmungen
Kapitel II umfasst sämtliche
Begriffsbestimmungen aus den früheren Richtlinien, mit einigen Anpassungen zur
Beseitigung von Widersprüchen sowie zur Angleichung an die neue Terminologie
der ICRP-Veröffentlichung 103 und den Entwurf der internationalen
Sicherheitsgrundnormen. 
3.3. Kapitel III: Strahlenschutzsystem
Dieses Kapitel enthält die allgemeinen
Grundsätze des Strahlenschutzes: Rechtfertigung,
Optimierung und Dosisbegrenzung. Die größere Rolle der Dosisrichtwerte und
Referenzwerte bei der Optimierung wird erläutert; Anhang I enthält die von
der ICRP vorgeschlagenen Bandbreiten für Referenzwerte für bestehende und
Notfall-Expositionssituationen. Die Dosisgrenzwerte werden nicht geändert,
abgesehen von einer einheitlichen Definition des Jahresgrenzwertes für
beruflich Strahlenexponierte (kein Mittelwert über 5 Jahre) und einem
niedrigeren Organdosisgrenzwert für die Augenlinse entsprechend der Empfehlung
der ICRP. Die neue Richtlinie umfasst nicht mehr die technischen Messungen, die
Teil der Definition der effektiven Dosis sind, sowie andere Faktoren, die für
die Ermittlung von Dosen relevant sind; sie verweist in diesem Zusammenhang auf
die ICRP-Veröffentlichung 103. Außerdem enthält sie keine langen Listen
radionuklidspezifischer Dosiskoeffizienten mehr (Dosen pro Inkorporation bei
Ingestion und Inhalation), sondern verweist vielmehr auf eine demnächst
geplante konsolidierte Veröffentlichung der ICRP, die kostenlos heruntergeladen
werden kann.
3.4. Kapitel IV: Anforderungen an
Ausbildung, Fortbildung und Unterweisung im Bereich des Strahlenschutzes
In diesem Kapitel werden die unterschiedlichen
Anforderungen an Aus- und Fortbildung der verschiedenen Richtlinien zusammengefasst. Es beinhaltet ferner Bestimmungen für die Anerkennung des
„Strahlenschutzexperten“ und des „Medizinphysik-Experten“. 
3.5. Kapitel V: Rechtfertigung und
aufsichtsrechtliche Kontrolle der Tätigkeiten
Die Anwendung des Rechtfertigungsgrundsatzes obliegt
weiterhin den Mitgliedstaaten. Besondere Aufmerksamkeit
gilt der Rechtfertigung von Tätigkeiten, bei denen Menschen zwecks nicht
medizinischer Bildgebung (z. B. bei der Sicherheitskontrolle in Flughäfen)
bewusst Strahlung ausgesetzt werden.
Die Regelung für die aufsichtsrechtliche
Kontrolle ist nun dreistufig (Notifizierung, Registrierung,
Erlaubniserteilung), anstelle des früheren zweistufigen Systems der Meldung und
„vorherigen Genehmigung“. Das Kapitel enthält eine
detailliertere Liste der Arten von Tätigkeiten, die entweder registriert oder
für die eine Erlaubnis eingeholt werden muss. Im Rahmen des Konzepts einer
„abgestuften Vorgehensweise“ bei der aufsichtsrechtlichen Kontrolle wird
ausdrücklich die Möglichkeit vorgesehen, auf nationaler Ebene bestimmte
Tätigkeiten von der Notifizierung und Genehmigung auszunehmen. Die
Standardwerte für eine Freistellung auf der Grundlage der
Radioaktivitätskonzentration sind nun die des IAEA Safety Guide RS-G-1.7. Die
gleichen Standardwerte gelten für die Entlassung aus der aufsichtsrechtlichen
Kontrolle (Freigabewerte); es können jedoch spezifische Werte in europäischen
Leitlinien festgelegt werden. Die Mitgliedstaaten können die
Standardfreigabewerte der geltenden nationalen Vorschriften sowie die
bestehenden Freistellungswerte für geringe Materialmengen beibehalten. Einzelheiten
zu den Freistellungskriterien sowie Freistellungs- und Freigabewerte enthält
Anhang VI.
Dieses Kapitel enthält auch genauere
Bestimmungen zu den Informationen, die bei einem Erlaubnisantrag vorzulegen
sind (die Erteilung von Ableitungsgenehmigungen für luftgetragene oder flüssige
radioaktive Stoffe ist Gegenstand von Kapitel VIII).
3.6. Kapitel VI: Schutz von
Arbeitskräften, Auszubildenden und Studierenden
Dieses Kapitel enthält – mit geringfügigen
Änderungen – die Bestimmungen zur beruflichen Strahlenexposition der Richtlinie
96/29/Euratom. Ferner wurden an dieser Stelle die
spezifischen Anforderungen der Richtlinie über externe Arbeitskräfte
aufgenommen, und es wird eine klare Aufteilung der Zuständigkeiten zwischen dem
Arbeitgeber und dem Unternehmen vorgenommen, in dem die Arbeiten durchgeführt
werden. Das Datensystem für die individuelle Strahlenüberwachung
strahlenexponierter Arbeitskräfte und die Mindestdaten, die über externe Arbeitskräfte
mitzuteilen sind, wurden auf der Grundlage der Empfehlungen der HERCA
aktualisiert.
Es wird nicht zwischen dem Umgang mit der
beruflichen Exposition in den NORM-Industriezweigen und der Exposition bei
anderen Tätigkeiten unterschieden, bei ersteren kann jedoch bei der
aufsichtsrechtlichen Kontrolle eine „abgestufte Vorgehensweise“ angewendet
werden, auf der Grundlage der jeweils vorherrschenden Exposition und der
Möglichkeit ihrer Zunahme im Laufe der Zeit.
Dieses Kapitel umfasst nun berufliche Strahlenexpositionen
in allen Expositionssituationen, weshalb der Schutz der Notfalleinsatzkräfte
sowie der Arbeitskräfte, die an ihrem Arbeitsplatz (in Gebäuden) einer hohen
Radonkonzentration ausgesetzt sind, jetzt expliziter formuliert ist. 
3.7. Kapitel VII: Schutz von Patienten
und anderen Personen bei medizinischer Exposition 
Dieses Kapitel enthält die relevanten
Anforderungen der Richtlinie über medizinische Expositionen, verstärkt sie
jedoch, insbesondere im Hinblick auf 
– die Anwendung des Rechtfertigungsgrundsatzes,
– die Unterrichtung der Patienten über
Gesundheitsrisiken und gesundheitlichen Nutzen,
– die Information über Dosen,
– diagnostische Referenzwerte,
– die Einbindung des Medizinphysik-Experten,
– die Vermeidung zufälliger und unbeabsichtigter
medizinischer Expositionen.
3.8. Kapitel VIII:
Schutz der Bevölkerung
Dieses Kapitel enthält die Anforderungen an
den Schutz der Bevölkerung der Richtlinie 96/29/Euratom, wobei die Erteilung
von Genehmigungen für Ableitungen radioaktiver Stoffe (auch mit Bezug auf die
Empfehlung 2004/2/Euratom der Kommission) expliziter behandelt wird.
Der Abschnitt zu
Notfall-Expositionssituationen beinhaltet die Anforderungen der Richtlinie über
die Unterrichtung der Bevölkerung.
Der Abschnitt zu bestehenden Expositionssituationen
behandelt die Radonexposition innerhalb von Gebäuden, wobei im Einklang mit den
ICRP- und WHO-Empfehlungen ein etwas niedrigerer maximaler Referenzwert für
bestehende Wohngebäude angesetzt wird als in der Empfehlung 90/143/Euratom der
Kommission. Ferner enthält er Vorschriften für die
Klassifizierung von Baumaterialien auf der Grundlage eines Radioaktivitätsindex
sowie einen einheitlichen Referenzwert für die Jahresdosis bei Personen, die in
mit den entsprechenden Baumaterialien gebauten Wohnungen leben.
3.9. Kapitel IX: Umweltschutz
Mit diesem Kapitel sollen entsprechend dem
weiteren Anwendungsbereich der Richtlinie im Einklang mit den internationalen
Sicherheitsgrundnormen Mittel bereitgestellt werden, um die Einhaltung von
Umweltkriterien nachzuweisen. Die ICRP hat eine Methodik
für die Dosisabschätzung bei Tieren und Pflanzen veröffentlicht, eine
Veröffentlichung zur Anwendung der Kriterien steht noch aus. Bis diese
vorliegt, obliegt es den nationalen Behörden, die Dosen, denen repräsentative
Tiere und Pflanzen ausgesetzt sind, im Hinblick auf den Schutz des Ökosystems
zu bewerten.
Ferner sind geeignete technische Maßnahmen zu
ergreifen, um ökologische Folgen einer nicht beabsichtigten Freisetzung zu
vermeiden und die bestehenden Radioaktivitätskonzentrationen in der Umwelt aus
der Perspektive des Umwelt- und des Gesundheitschutzes zu überwachen.
3.10. Kapitel X: Anforderungen an die
aufsichtsrechtliche Kontrolle
In diesem Kapitel werden alle Zuständigkeiten
der Aufsichtsbehörden in sämtlichen Expositionssituationen behandelt. Es ist in folgende Abschnitte gegliedert:
– Institutionelle Infrastruktur;
– Kontrolle umschlossener Strahlenquellen (mit
den Anhängen II, XII, XIII, XIV, XV werden verschiedene Aspekte der Richtlinie
über hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen übernommen);
– herrenlose Strahlenquellen (mit neuen
Anforderungen in Bezug auf die Metallkontamination);
– Notfall-Expositionssituationen (Aufbau eines
Notfallmanagementsystems und internationale Zusammenarbeit; die Anforderungen im Zusammenhang mit dem Schutz der Arbeitskräfte und
der Bevölkerung in einer Notfallsituation sind in den Kapiteln V bzw. VIII
enthalten);
– bestehende Expositionssituationen
(allgemeine Bestimmungen für kontaminierte Gebiete, Radon-Maßnahmenplan);
– Kontrollsystem (Inspektionsprogramm und
Folgen bei Mängeln).
Im ersten Abschnitt (Institutionelle
Infrastruktur) wird eine klare Festlegung der Zuständigkeiten der Behörden
vorgeschrieben. Der Kommission sind regelmäßig
aktualisierte Daten zu vermitteln, die im Amtsblatt veröffentlicht werden. In
diesem Abschnitt werden auch die Zuständigkeiten des „Strahlenschutzexperten“,
des Strahlenschutzbeauftragten“ (in der geltenden Grundnormenrichtlinie waren
diese Funktionen in der Person des „qualifizierten Sachverständigen“ vereinigt)
und des „Medizinphysik-Experten“ festgelegt.
3.11. Kapitel XI: Schlussbestimmungen 
Für die Umsetzung der neuen Richtlinie in
nationales Recht dürfte kein bedeutender gesetzgeberischer Aufwand erforderlich
sein, daher sollte eine Umsetzungsfrist von zwei Jahren ausreichen. Einige Bestimmungen zu neuen Aspekten (z. B. Umweltschutz) können
später umgesetzt werden.
Im Einklang mit dem Euratom-Vertrag müssen die
Grundnormen in allen Mitgliedstaaten einheitlich angewendet werden, abgesehen
von den Bestimmungen, für die die Richtlinie Abweichungen vorsieht. Die Dosisgrenzwerte, die Standardfreistellungswerte, die Referenzwerte
für Baumaterialien usw. sind jedoch ausdrücklich einheitlich umzusetzen und
anzuwenden.
4. Auswirkungen auf den Haushalt
Der Vorschlag hat keine Auswirkungen auf den
EU-Haushalt.
2011/0254 (NLE)
Vorschlag für eine
RICHTLINIE DES RATES
zur Festlegung grundlegender
Sicherheitsnormen für den Schutz vor den Gefahren einer Exposition gegenüber
ionisierender Strahlung
DER RAT DER EUROPÄISCHEN UNION –
gestützt auf den Vertrag zur Gründung der
Europäischen Atomgemeinschaft, insbesondere auf die Artikel 31 und 32,
auf Vorschlag der Kommission, der nach
Stellungnahme der Gruppe der vom Ausschuss für Wissenschaft und Technik bestellten
wissenschaftlichen Sachverständigen der Mitgliedstaaten und nach Anhörung des
Europäischen Wirtschafts- und Sozialausschusses ausgearbeitet worden ist,
nach Stellungnahme des Europäischen
Wirtschafts- und Sozialausschusses,
nach Stellungnahme des Europäischen
Parlaments,
in Erwägung nachstehender Gründe:
(1)              
Artikel 2 Buchstabe b des Vertrags sieht vor, dass
einheitliche Sicherheitsnormen für den Gesundheitsschutz der Arbeitskräfte und
der Bevölkerung aufgestellt werden; in Artikel 30 des
Vertrags werden „Grundnormen“ für den Gesundheitsschutz der Arbeitskräfte und
der Bevölkerung vor den Gefahren ionisierender Strahlung definiert.
(2)              
Um dieser Aufgabe nachzukommen, hat die
Gemeinschaft gemäß Artikel 218 des Vertrags zum ersten Mal im Jahr 1959 mit den
Richtlinien vom 2. Februar 1959 zur Festlegung der Grundnormen für den
Gesundheitsschutz der Bevölkerung und der Arbeitskräfte gegen die Gefahren
ionisierender Strahlungen[9] Grundnormen erlassen. Die
Richtlinien wurden mehrmals geändert, zum letzten Mal 1996 durch die Richtlinie
96/29/Euratom des Rates vom 13. Mai 1996 zur Festlegung der
grundlegenden Sicherheitsnormen für den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte
und der Bevölkerung gegen die Gefahren durch ionisierende Strahlungen[10], mit der die früheren Richtlinien
aufgehoben wurden.
(3)              
In der Richtlinie 96/29/Euratom werden die
grundlegenden Sicherheitsnormen festgelegt. Diese
Richtlinie gilt für den Normalfall und für Notfallsituationen und wurde durch
spezifischere Rechtsvorschriften ergänzt.
(4)              
Die Richtlinie 97/43/Euratom des Rates vom
30. Juni 1997 über den Gesundheitsschutz von Personen gegen die Gefahren
ionisierender Strahlung bei medizinischer Exposition und zur Aufhebung der
Richtlinie 84/466/Euratom[11],
die 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[12],
die Richtlinie 90/641/Euratom des Rates vom 4. Dezember 1990 über den Schutz
externer Arbeitskräfte, die einer Gefährdung durch ionisierende Strahlungen
beim Einsatz im Kontrollbereich ausgesetzt sind[13], und die Richtlinie
2003/122/Euratom des Rates vom 22. Dezember 2003 zur Kontrolle hoch
radioaktiver umschlossener Strahlenquellen und herrenloser Strahlenquellen[14] decken unterschiedliche
Einzelaspekte ab, die die Richtlinie 96/29/Euratom ergänzen.
(5)              
Im Laufe der Zeit haben sich die in diesen
Rechtsakten verwendeten Begriffe weiterentwickelt und die Begriffsbestimmungen
wurden an den spezifischen Anwendungsbereich angepasst; allerdings
waren zahlreiche Anforderungen zwar für den ursprünglichen Kontext zum
Zeitpunkt der Verabschiedung der Rechtsakte angemessen, können jedoch nicht im
Rahmen der Richtlinie 96/29//Euratom verwendet werden.
(6)              
Der vom Ausschuss für Wissenschaft und Technik
benannten Sachverständigengruppe zufolge sollten die nach den Artikeln 30
und 31 Euratom-Vertrag erstellten grundlegenden Sicherheitsnormen die neuen
Empfehlungen der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP), insbesondere
die der Veröffentlichung 103 (2007)[15],
berücksichtigen und auf der Grundlage neuer wissenschaftlicher Erkenntnisse und
der Erfahrungen aus der Praxis überarbeitet werden. 
(7)              
Bei dieser Richtlinie sollte das in der
ICRP-Veröffentlichung 103 eingeführte, auf Expositionssituationen
beruhende Konzept angewandt werden, wobei zwischen bestehenden, geplanten und
Notfall-Expositionssituation zu unterscheiden ist. Unter Berücksichtigung
dieser neuen Vorgaben sollte die Richtlinie alle Expositionssituationen und
alle Expositionskategorien (berufliche Exposition, Exposition der Bevölkerung,
medizinische Exposition) abdecken.
(8)              
In dieser Richtlinie sollte auch eine von der ICRP
eingeführte neue Dosisberechnungsmethode auf der Grundlage der neuesten Erkenntnisse
zu Strahlungsrisiken berücksichtigt werden.
(9)              
Die geltenden Jahresdosisgrenzwerte für die
berufliche Exposition und die Exposition der Bevölkerung werden beibehalten. Es dürfte jedoch kein Mittelwert über fünf Jahre mehr notwendig sein,
abgesehen von besonderen Umständen, die in den nationalen Rechtsvorschriften
festgelegt werden.
(10)          
Aufgrund neuer wissenschaftlicher Erkenntnisse zu
den Auswirkungen auf das Gewebe sollte der Optimierungsgrundsatz gegebenenfalls
auch auf Organdosen angewendet werden, um die Dosen so niedrig zu halten, wie
dies möglich und vertretbar ist. Die Richtlinie sollte ferner der neuen
Empfehlung der ICRP zum Organdosisgrenzwert für die Augenlinse bei beruflicher
Exposition folgen.
(11)          
Durch die Tätigkeit der Industriezweige, in denen
natürlich vorkommende radioaktive Materialien (NORM) aus der Erdrinde
verarbeitet werden, sind Arbeitskräfte und, wenn das Material in die Umwelt
freigesetzt wird, auch die Bevölkerung erhöhter Strahlung ausgesetzt.
(12)          
Der Schutz vor Strahlung aus natürlichen Quellen
sollte nicht getrennt in einem eigenen Abschnitt behandelt, sondern vollständig
in die allgemeinen Anforderungen integriert werden. Insbesondere
sollten Industriezweige, in denen Materialien verarbeitet werden, die natürlich
vorkommende Radionuklide enthalten, innerhalb desselben Rechtsrahmens wie
andere Tätigkeiten behandelt werden.
(13)          
Die neuen Vorschriften für Radioaktivität in
Baumaterialien sollten den freien Verkehr der Baumaterialien ermöglichen.
(14)          
Durch jüngste epidemiologische Untersuchungen in
Wohngebäuden wurde ein Lungenkrebsrisiko durch Radonexposition in Gebäuden ab
etwa 100 Bq m-3 nachgewiesen. Aufgrund
des neuen Konzepts der Expositionssituationen können die Bestimmungen der
Empfehlung 90/143/Euratom der Kommission zum Schutz der Bevölkerung vor
Radonexposition innerhalb von Gebäuden[16]
in die verbindlichen Anforderungen der Grundnormenrichtlinie aufgenommen
werden, wobei gleichzeitig ausreichend Flexibilität für die Umsetzung gegeben
ist.
(15)          
Die Exposition des fliegenden Personals gegenüber kosmischer
Strahlung sollte als geplante Exposition behandelt werden.
Der Betrieb von Raumfahrzeugen sollte unter diese Richtlinie fallen und als
gesondert genehmigte Strahlenexposition behandelt werden.
(16)          
Beim Gesundheitsschutz der Bevölkerung wird das
Vorhandensein radioaktiver Stoffe in der Umwelt berücksichtigt. Neben den direkten umweltbedingten Expositionspfaden ist innerhalb
eines umfassenden, kohärenten Gesamtrahmens der Schutz der Umwelt insgesamt zu
beachten, einschließlich der Exposition von Tieren und Pflanzen. Da der Mensch
Teil dieser Umwelt ist, dient ein solches Vorgehen dem langfristigen
Gesundheitsschutz. 
(17)          
Im medizinischen Bereich haben bedeutende
wissenschaftliche und technologische Entwicklungen zu einer merklich höheren
Strahlenbelastung der Patienten geführt. Diesbezüglich
sollte in der Richtlinie die Notwendigkeit hervorgehoben werden, dass die
medizinische Exposition, einschließlich der Exposition asymptomatischer
Personen, zu rechtfertigen ist, und es sollten höhere Anforderungen an die
Information der Patienten, die Erfassung und Übermittlung der im Rahmen
medizinischer Verfahren verabreichten Dosen, die Verwendung diagnostischer
Referenzwerte und die Verfügbarkeit von Dosimetern gestellt werden.
(18)          
Unfallbedingte und unbeabsichtigte medizinische
Expositionen geben Anlass zur Sorge. Vorbeuge- und
gegebenenfalls Folgemaßnahmen sind umfassend zu berücksichtigen. Die Bedeutung
von Qualitätssicherungsprogrammen, einschließlich der Risikoanalyse bei der
Radiotherapie, im Hinblick auf die Vermeidung solcher Vorfälle sollte
hervorgehoben werden; in solchen Fällen sollten Erfassung, Meldung, Analyse und
Korrekturmaßnahmen vorgeschrieben werden.
(19)          
Die in der Richtlinie 97/43/Euratom eingeführten
„medizinisch-rechtlichen Expositionen“ werden nun eindeutig als absichtliche
Exposition von Personen aus anderen als medizinischen Gründen, nämlich als
„Exposition zwecks nicht medizinischer Bildgebung“ bezeichnet. Solche Tätigkeiten müssen aufsichtsrechtlich entsprechend überwacht
werden und sollten wie medizinische Expositionen gerechtfertigt werden. Bei
Verfahren, die von medizinischem Personal mit medizinischen Geräten angewendet
werden und solchen, die von nicht medizinischem Personal mit nicht
medizinischen Geräten praktiziert werden, ist jedoch unterschiedlich
vorzugehen. Grundsätzlich sollten die Jahresdosisgrenzwerte und die
entsprechenden Richtwerte für die Exposition der Bevölkerung gelten.
(20)          
Die Mitgliedstaaten sollten verpflichtet werden,
bestimmte Tätigkeiten, die Gefahren durch ionisierende Strahlung beinhalten,
einem System der aufsichtsrechtlichen Kontrolle zu unterwerfen oder sie zu
verbieten. Die Mitgliedstaaten sollten bei der
aufsichtsrechtlichen Kontrolle eine „abgestufte Vorgehensweise“ anwenden
können, entsprechend dem Umfang und der Wahrscheinlichkeit von Expositionen im
Rahmen der Tätigkeiten und entsprechend der Wahrscheinlichkeit, dass durch eine
aufsichtsrechtliche Kontrolle die Expositionen verringert oder die Sicherheit
der Einrichtungen erhöht werden können.
(21)          
Es ist sinnvoll, dass für die Freistellung von
Tätigkeiten von der aufsichtsrechtlichen Kontrolle und die Freigabe von
Material bei regulierten Tätigkeiten dieselben Aktivitätskonzentrationswerte
gelten. Nach umfassender Prüfung wurde beschlossen, dass
die im IAEO-Dokument RS-G-1.7[17]
empfohlenen Werte sowohl als Standardwerte für die Freistellung – anstelle der
Aktivitätskonzentrationswerte des Anhangs I der Richtlinie 96/29/Euratom –
als auch als generelle Freigabewerte – anstelle der von der Kommission in dem
Dokument Radiation Protection 122[18]
empfohlenen Werte – verwendet werden können.
(22)          
Die Mitgliedstaaten können bestimmte Tätigkeiten,
bei denen die Aktivitätswerte über den Freistellungswerten liegen, von der
Genehmigungspflicht ausnehmen.
(23)          
Spezifische Freigabewerte, die über den Standardwerten
für Freistellung und Freigabe liegen, sowie entsprechende
Gemeinschaftsleitlinien[19]
sind nach wie vor wichtige Instrumente beim Umgang mit großen Materialmengen,
die beim Rückbau genehmigter Anlagen anfallen.
(24)          
Die Mitgliedstaaten sollten sicherstellen, dass
externe Arbeitskräfte den gleichen Schutz genießen wie strahlenexponierte
Arbeitskräfte, die dauerhaft von Unternehmen beschäftigt werden, bei deren
Tätigkeiten Strahlenquellen eingesetzt werden. Die
spezifischen Vorschriften der Richtlinie 90/641/Euratom für externe
Arbeitskräfte sollten auch für die Arbeit in Überwachungsbereichen gelten.
(25)          
Im Bereich des Umgangs mit
Notfallexpositionssituationen sollte das derzeitige Konzept auf der Basis von
Interventionsschwellen durch ein umfassenderes System ersetzt werden, das
Bedrohungsanalysen, ein Notfallmanagementsystem, Notfallpläne für ermittelte
Bedrohungen sowie im Voraus geplante Strategien für den Umgang mit postulierten
Ereignissen beinhaltet.
(26)          
Die Einführung von Referenzwerten für
Notfall-Expositionssituationen und bestehende Expositionssituationen ermöglicht
sowohl den Personenschutz als auch die Berücksichtigung anderer
gesellschaftlicher Kriterien, wie dies bei geplanten Expositionssituationen
durch Dosisgrenz- und Dosisrichtwerte der Fall ist.
(27)          
Das wirksame Management eines Nuklearnotfalls mit
grenzüberschreitenden Folgen erfordert eine stärkere Zusammenarbeit zwischen
den Mitgliedstaaten bei Notfallplanung und ‑einsatz.
(28)          
Auf der Grundlage der neuen
ICRP-Veröffentlichung 103 überprüfen derzeit die Internationale
Atomenergie-Organisation (IAEO), die Weltgesundheitsorganisation (WHO), die
Ernährungs- und Landwirtschaftsorganisation (FAO), die Internationale
Arbeitsorganisation (ILO), die Kernenergie-Agentur der Organisation für
wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung (NEA) und die Panamerikanische
Gesundheitsorganisation (PAHO) die internationalen Sicherheitsgrundnormen.
(29)          
Funktion und Zuständigkeiten der nationalen Dienste
und Experten, die sicherstellen, dass die technischen und praktischen Aspekte
des Strahlenschutzes mit hoher Kompetenz behandelt werden, sind zu klären.
(30)          
Genauere Bestimmungen sind für die Erteilung von
Ableitungsgenehmigungen und die Überwachung der Ableitungen aufzunehmen. Mit der Empfehlung 2004/2/Euratom der Kommission vom 18. Dezember
2003 zu standardisierten Informationen über Ableitungen radioaktiver Stoffe mit
der Fortluft und dem Abwasser aus Kernkraftwerken und
Wiederaufarbeitungsanlagen in die Umwelt im Normalbetrieb[20] wurde die Standardisierung der
Informationen für die Übermittlung von Daten über Ableitungen aus
Kernkraftwerken und Wiederaufarbeitungsanlagen eingeführt.
(31)          
Bei der jüngsten Richtlinie 2003/122/Euratom zur
Kontrolle hoch radioaktiver umschlossener Strahlenquellen und herrenloser
Strahlenquellen sind, abgesehen von der Erweiterung des Anwendungsbereichs
einiger Vorschriften auf alle umschlossenen Strahlenquellen, keine wesentlichen
Änderungen notwendig. Einige Probleme mit herrenlosen
Strahlenquellen sind jedoch noch ungelöst, und es waren signifikante Importe
von kontaminiertem Metall aus Drittländern zu verzeichnen. Daher sollte die
Meldung von Vorfällen mit herrenlosen Strahlenquellen oder kontaminiertem
Metall vorgeschrieben werden. Im Zusammenhang mit den internationalen
Sicherheitsbestimmungen ist es ferner wichtig, die Werte, oberhalb derer eine
Strahlenquelle als „hoch radioaktive umschlossene Strahlenquelle“ anzusehen
ist, denen der IAEO anzupassen.
(32)          
Im Einklang mit der Gemeinsamen Politischen
Erklärung der Mitgliedstaaten und der Kommission vom 28. September 2011 zu
„erläuternden Dokumenten“ haben sich die Mitgliedstaaten verpflichtet, in
begründeten Fällen bei der Mitteilung von Umsetzungsmaßnahmen ein erläuterndes
Dokument oder mehrere derartige Dokumente zu übermitteln, in denen die
Beziehungen zwischen den Bestandteilen einer Richtlinie und den entsprechenden
Teilen des einzelstaatlichen Umsetzungsinstruments erläutert werden. Im
Zusammenhang mit der vorliegenden Richtlinie ist der Gesetzgeber der
Auffassung, dass die Übermittlung solcher Unterlagen gerechtfertigt ist.
(33)          
Die Richtlinien 89/618/Euratom, 90/641/Euratom,
96/29/Euratom, 97/43/Euratom und 2003/122/Euratom sollten daher aufgehoben
werden –
HAT FOLGENDE RICHTLINIE ERLASSEN:
KAPITEL I
GEGENSTAND UND ANWENDUNGSBEREICH
Artikel 1 
Gegenstand
1.                      
In dieser Richtlinie werden die grundlegenden
Sicherheitsnormen für den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte, der
Bevölkerung sowie der Patienten und sonstigen Einzelpersonen, die medizinischer
Exposition ausgesetzt sind, vor den Gefahren durch ionisierende Strahlungen
zwecks ihrer einheitlichen Anwendung durch die Mitgliedstaaten festgelegt.
2.                      
Die Richtlinie gilt für den Schutz der Umwelt als
ein Pfad, über den Strahlenquellen zu einer Exposition des Menschen führen,
gegebenenfalls ergänzt um spezielle Erwägungen hinsichtlich der Exposition von
Tieren und Pflanzen in der Umwelt als Ganzes.
3.                      
Diese Richtlinie legt Anforderungen an die
Kontrolle der Sicherheit und Sicherung radioaktiver Quellen und die
Vorkehrungen für eine angemessene Information in einer Notfall-Expositionssituation
fest. 
4.                      
Diese Richtlinie enthält Anforderungen, mit denen
vermieden werden soll, dass es aufgrund einer unzureichenden Kontrolle
herrenloser Strahlenquellen und hoch radioaktiver umschlossener Strahlenquellen
zu einer Exposition von Arbeitskräften und Einzelpersonen der Bevölkerung
gegenüber ionisierenden Strahlungen kommt, und mit denen die in den
Mitgliedstaaten bereits eingeführten Kontrollen harmonisiert werden sollen,
indem spezifische Anforderungen festgelegt werden, durch die eine fortlaufende
Kontrolle jeder einzelnen der genannten Quellen sichergestellt wird.
5.                      
Mit dieser Richtlinie werden gemeinschaftsweit
gemeinsame Ziele im Hinblick auf die Maßnahmen und Verfahren zur Unterrichtung
der Bevölkerung festgelegt, um deren Gesundheitsschutz in einer
Notfallsituation zu verbessern.
Artikel 2
Anwendungsbereich
1.                      
Diese Richtlinie gilt für jede geplante, jede
bestehende und jede Notfall-Expositionssituation, die mit einer Gefährdung
durch ionisierende Strahlung verbunden ist, die unter Strahlenschutzgesichtspunkten
in Bezug auf den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte, der Bevölkerung sowie
der Patienten und sonstigen Einzelpersonen, die medizinischer Exposition
ausgesetzt sind, oder in Bezug auf den Schutz der Umwelt nicht außer Acht gelassen
werden kann.
2.                      
Diese Richtlinie gilt für alle Tätigkeiten, die mit
Strahlenquellen verbunden sind, d.h. für
(a)                   
die Herstellung, die Bearbeitung, die Handhabung,
die Verwendung, die Lagerung, den Besitz, die Beförderung, die Verbringung, die
Einfuhr in und die Ausfuhr aus der Gemeinschaft und die Beseitigung
radioaktiven Materials;
(b)                   
den Betrieb von elektrischer Ausrüstung, die
ionisierende Strahlung aussendet, und den Betrieb von elektrischer Ausrüstung,
die mit einer Potenzialdifferenz von mehr als 5 kV betrieben wird;
(c)                   
Tätigkeiten, bei denen natürliche Strahlenquellen
vorhanden sind, durch die sich die Exposition von Arbeitskräften oder von
Einzelpersonen der Bevölkerung erheblich erhöht, insbesondere
i)       der Betrieb
von Luft- und Raumfahrzeugen;
ii)       Radonexposition
an Arbeitsplätzen;
iii)      die
Tätigkeiten der Industriezweige, in denen Materialien verarbeitet werden, die
natürlich vorkommende Radionuklide enthalten, oder Tätigkeiten im Zusammenhang
mit solcher Verarbeitung;
(d)                   
jegliche andere von einem Mitgliedstaat besonders
angegebene Tätigkeit.
3.                      
Diese Richtlinie gilt für den Umgang mit
bestehenden Expositionssituationen, insbesondere die Exposition der Bevölkerung
gegenüber Radon in Gebäuden, die externe Exposition durch Baumaterialien sowie
Fälle einer dauerhaften Exposition aufgrund der Folgen einer radiologischen
Notfallsituation oder einer früheren Tätigkeit.
4.                      
Diese Richtlinie gilt für den Umgang mit
Notfall-Expositionssituationen, soweit diese eine Intervention zum Schutz der
Gesundheit der Bevölkerung oder der Arbeitskräfte oder zum Schutz der Umwelt
erfordern; potenzielle Expositionen wie auch
Notfallvorsorge und -planung werden im Zusammenhang mit geplanten
Expositionssituationen berücksichtigt.
Artikel 3
Ausschluss vom Anwendungsbereich
Diese Richtlinie gilt weder für im
menschlichen Körper natürlicherweise enthaltene Radionuklide noch für kosmische
Strahlen in Bodenhöhe noch für die oberirdische Exposition gegenüber
Radionukliden in der nicht durch Eingriffe beeinträchtigten Erdrinde.
KAPITEL II
BEGRIFFSBESTIMMUNGEN
Artikel 4
Für die Zwecke dieser Richtlinie gelten folgende
Begriffsbestimmungen:
(1)         
Medizinische Exposition: die
Exposition, die Patienten oder asymptomatische Personen als Teil ihrer eigenen
medizinischen oder zahnmedizinischen Diagnose oder Behandlung, die der
Gesundheit oder dem Wohlbefinden zugute kommen sollen, erhalten, sowie die
Exposition von Betreuungs- und Begleitpersonen wie auch Probanden im Rahmen der
biomedizinischen Forschung.
(2)         
Ionisierende Strahlung: Transfer
von Energie in Form von Teilchen oder elektromagnetischen Wellen mit einer
Wellenlänge von 100 Nanometern oder weniger (einer Frequenz von 3×1015 Hertz
oder mehr), die direkt oder indirekt Ionen erzeugen können.
(3)         
Notfall: eine nicht
routinemäßige Situation oder ein nicht routinemäßiges Ereignis, die bzw. das
unverzügliche Maßnahmen erfordert, in erster Linie, um eine Gefährdung oder
nachteilige Folgen für Gesundheit, Sicherheit, Lebensqualität und Eigentum von
Menschen sowie für die Umwelt zu mindern. Dies schließt nukleare und radiologische
Notfälle ein. 
(4)         
Notfall-Expositionssituation: Expositionssituation
infolge eines plötzlichen Ereignisses, das verlangt, dringend Entscheidungen
zur Beherrschung dieser Situation zu treffen. Das Ereignis kann durch einen
Unfall (der als potenzielle Exposition eingeplant ist oder nicht) oder eine
böswillige Handlung entstehen.
(5)         
Exposition: das Exponieren
oder das Exponiertsein gegenüber ionisierender Strahlung, die außerhalb des
Körpers (externe Exposition) oder innerhalb des Körpers (interne Exposition)
ausgesendet wird.
(6)         
Expositionssituation: eine
Situation, in der es zu einer Strahlenexposition kommt, einschließlich der
Strahlenquellen und der Tätigkeiten oder Handlungen, die sich auf die
Exposition durch diese Strahlenquellen auswirken können.
(7)         
Einzelpersonen der Bevölkerung: Einzelpersonen, die der Strahlenexposition der Bevölkerung ausgesetzt
sind.
(8)         
Strahlenquelle: ein Objekt,
das Strahlenexposition verursachen kann – etwa durch Aussenden ionisierender
Strahlung oder Freisetzung radioaktiver Stoffe – und zu Schutz- und
Sicherheitszwecken als einzelnes Objekt angesehen werden kann.
(9)         
Radioaktive Quelle: eine
Strahlenquelle, die radioaktives Material zum Zweck der Nutzung der
Radioaktivität enthält.
(10)     
Radioaktives Material: Material,
das radioaktive Stoffe enthält.
(11)     
Herrenlose Quelle: eine
umschlossene Strahlenquelle, die weder von der aufsichtsrechtlichen Kontrolle
freigestellt wurde noch einer solchen unterliegt, entweder weil sie nie einer
aufsichtsrechtlichen Kontrolle unterstellt war oder weil die Quelle aufgegeben
wurde, verloren gegangen ist oder verlegt, entwendet oder ohne ordnungsgemäße
Genehmigung weitergegeben wurde.
(12)     
Baumaterial: ein Produkt, das
hergestellt wird, um in einem Gebäude dauerhaft eingebaut zu werden.
(13)     
Endlagerung: die Einlagerung
radioaktiver Abfälle oder abgebrannter Brennelemente in einer genehmigten
Anlage, wobei eine Rückholung nicht beabsichtigt ist.
(14)     
Bestehende Expositionssituation: Expositionssituation, die bereits besteht, wenn eine Entscheidung über
ihre Kontrolle getroffen werden muss und die keine dringenden Maßnahmen
erfordert oder solche Maßnahmen nicht mehr erfordert.
(15)     
Natürliche Strahlenquelle: Quelle
ionisierender Strahlung natürlichen terrestrischen oder kosmischen Ursprungs.
(16)     
Geplante Expositionssituation:
Expositionssituation, die durch den geplanten Betrieb oder die Einführung einer
Strahlenquelle oder durch Tätigkeiten, die Expositionspfade verändern,
entsteht, so dass eine Exposition oder potenzielle Exposition von Mensch oder
Umwelt verursacht wird. Geplante Expositionssituationen können sowohl normale
als auch potenzielle Expositionen umfassen.
(17)     
Potenzielle Exposition: Exposition,
die nicht mit Sicherheit zu erwarten ist, die jedoch durch ein Ereignis oder
eine Folge von Ereignissen probabilistischer Natur hervorgerufen werden kann,
wozu auch das Versagen technischer Einrichtungen sowie Bedienungsfehler
gehören.
(18)     
Strahlenschutz: Schutz des
Menschen vor den schädlichen Auswirkungen ionisierender Strahlung und die
hierfür eingesetzten Mittel.
(19)     
Tätigkeit: eine Handlung, die
den Betrieb oder die Einführung einer Strahlenquelle mit sich bringt oder die
Expositionspfade verändert und als geplante Expositionssituation behandelt
wird.
(20)     
Radon: das Isotop Rn-222 und
gegebenenfalls seine Zerfallsprodukte (Radonexposition ist Exposition gegenüber
Radon-Zerfallsprodukten).
(21)     
Lagerung: die Aufbewahrung
radioaktiver Quellen oder radioaktiver Abfälle in einer Anlage, in der für
angemessenen Einschluss gesorgt wird, wobei eine Rückholung beabsichtigt ist.
(22)     
Optimierung: ein
vorausschauendes iteratives Vorgehen zur Festlegung geeigneter Schutzmaßnahmen
unter Berücksichtigung der gegebenen Umstände, der verfügbaren Optionen und der
Art der Expositionssituation mit dem Ziel, die Größenordnung und
Wahrscheinlichkeit der Exposition sowie die Anzahl der exponierten Personen so
niedrig wie möglich und vertretbar zu halten.
(23)     
Exposition der Bevölkerung: Exposition
von Einzelpersonen, mit Ausnahme beruflicher oder medizinischer Expositionen.
(24)     
Berufliche Exposition: Exposition
von Arbeitskräften während ihrer Arbeit.
(25)     
Gesundheitliche Schädigung: abgeschätztes
Risiko einer Verkürzung und qualitativen Verschlechterung des Lebens in einer
Bevölkerungsgruppe aufgrund einer Exposition. Hierzu zählen Schädigungen
infolge von Auswirkungen auf das Gewebe, von Krebs und von schwerwiegenden
genetischen Störungen.
(26)     
Effektive Dosis (E): die Summe
der gewichteten Äquivalentdosen in allen Geweben und Organen des Körpers aus
interner und externer Strahlenexposition. Sie wird definiert durch die
Gleichung
wobei
DT,R die über ein Gewebe oder ein Organ
T gemittelte Energiedosis durch die Strahlung R, 
wR der Strahlungswichtungsfaktor und
wT der Gewebewichtungsfaktor für das
Gewebe oder Organ T ist.
Die entsprechenden wT- und wR-Werte
sind in der Veröffentlichung 103 der Internationalen
Strahlenschutzkommission angegeben. Die Einheit der
effektiven Dosis ist das Sievert.
(27)     
Dosisgrenzwert: der Wert der
effektiven Dosis oder der Äquivalentdosis in einem bestimmten Zeitraum, der für
eine Einzelperson nicht überschritten werden darf. Der Dosisgrenzwert gilt für
die Summe der Expositionen durch alle zugelassenen Tätigkeiten.
(28)     
Dosisrichtwert: ein Richtwert,
der als prospektive Obergrenze einer individuellen Dosis festgesetzt und
verwendet wird, um die Palette der Möglichkeiten festzulegen, die bei der
Optimierung für eine bestimmte Strahlenquelle in einer geplanten
Expositionssituation betrachtet werden. 
(29)     
Äquivalentdosis (HT): aufgenommene Energiedosis im Gewebe oder Organ T, gewichtet nach Art
und Qualität der Strahlung R. Sie wird ausgedrückt durch:
wobei
– DT,R die über ein Gewebe oder ein
Organ T gemittelte Energiedosis durch die Strahlung R und
– wR der Strahlungswichtungsfaktor ist.
Setzt sich das Strahlungsfeld aus Arten und
Energien mit unterschiedlichen Werten von wR zusammen, so gilt für
die gesamte Äquivalentdosis HT:
Die entsprechenden wR-Werte sind in der
Veröffentlichung 103 der Internationalen Strahlenschutzkommission
angegeben. Die Einheit der Äquivalentdosis ist das
Sievert.
(30)     
Externe Arbeitskraft: jede
strahlenexponierte Arbeitskraft der Kategorie A, die nicht von dem Unternehmen
beschäftigt wird, das für die Überwachungs- und die Kontrollbereiche
verantwortlich ist, die aber Tätigkeiten in diesen Bereichen ausführt,
einschließlich Praktikanten, Auszubildende und Studierende.
(31)     
Unternehmen: jede natürliche
oder juristische Person, die die rechtliche Verantwortung für die Durchführung
einer Tätigkeit oder für eine Strahlenquelle trägt (einschließlich Fällen, in
denen der Eigentümer oder Besitzer einer Strahlenquelle keine entsprechenden
Tätigkeiten durchführt).
(32)     
Risikorichtwert: ein
Richtwert, der als eine Beschränkung des individuellen Strahlenrisikos
festgesetzt wird (wobei Risiko zu verstehen ist im Sinne der Wahrscheinlichkeit
einer gesundheitlichen Schädigung infolge einer potenziellen Exposition, das
sich ergibt aus der Wahrscheinlichkeit eines unbeabsichtigten Ereignisses, das
die Aufnahme einer Dosis verursacht, und aus der Wahrscheinlichkeit einer
Schädigung durch diese Dosis).
(33)     
Betreuungs- und Begleitpersonen: Personen, die sich wissentlich und willentlich ionisierender Strahlung
aussetzen, indem sie außerhalb ihrer beruflichen Tätigkeit bei der
Unterstützung und Betreuung von Personen helfen, die sich medizinischen
Expositionen unterziehen oder unterzogen haben.
(34)     
Referenzwert: in
Notfall-Expositionssituationen oder bestehenden Expositionssituationen der
Dosis- oder Risikowert, bei dessen Überschreitung Expositionen nicht zugelassen
werden sollten und bei dessen Unterschreitung weiterhin eine Optimierung des
Schutzes durchgeführt werden sollte.
(35)     
Strahlenexponierte Arbeitskraft: Selbständiger oder Arbeitnehmer, der bei seiner Arbeit einer
Strahlenexposition aus einer unter diese Richtlinie fallenden Tätigkeit
ausgesetzt ist und der Dosen erhalten kann, die einen der für die Exposition
der Bevölkerung festgelegten Dosisgrenzwerte übersteigen.
(36)     
Sievert (Sv): Einheit der
Äquivalent- oder effektiven Dosis. Ein Sievert entspricht einem Joule pro
Kilogramm: 1 Sv = 1 J kg-1.
(37)     
Aktivitätszufuhr: Aktivität
der Radionuklide, die aus der äußeren Umgebung in den Körper gelangen.
(38)     
Auszubildender: Person, die
innerhalb eines Unternehmens im Hinblick auf die Ausübung einer bestimmten
Tätigkeit ausgebildet oder unterrichtet wird.
(39)     
Effektive Folgedosis: (E(t)): die Summe der Organ- oder Gewebe-Äquivalent-Folgedosen (HT(t)) aus einer
Aktivitätszufuhr, jeweils multipliziert mit dem entsprechenden
Gewebe-Gewichtungsfaktor wT. Sie ist wie folgt definiert:
Bei der Angabe von E(t) ist t die Zahl der Jahre, über die
die Integration erfolgt. Für die Zwecke der Einhaltung der
in dieser Richtlinie festgelegten Dosisgrenzwerte ist t für Erwachsene ein Zeitraum
von 50 Jahren nach Aktivitätszufuhr und für Kinder ein Zeitraum bis zum
Alter von 70 Jahren. Die Einheit der effektiven Folgedosis
ist das Sievert.
(40)     
Medizinphysik-Experte: eine
Person, die über die Sachkenntnis, Ausbildung und Erfahrung verfügt, um in
Fragen der bei medizinischen Expositionen angewandten Strahlenphysik tätig zu
werden oder Rat geben zu können, dessen Befähigung von den zuständigen Behörden
anerkannt ist;
(41)     
Arbeitsmedizinischer Dienst: ein
Angehöriger der Heilberufe oder eine Stelle, der oder die über das Fachwissen
für die medizinische Überwachung strahlenexponierter Arbeitskräfte verfügt und
dessen Befähigung auf diesem Gebiet von den zuständigen Behörden anerkannt ist.
(42)     
Strahlenschutzexperte: eine
Person, die über die erforderliche Sachkenntnis, Ausbildung und Erfahrung
verfügt, um in Fragen des Strahlenschutzes Rat geben zu können, um den
wirksamen Schutz von Einzelpersonen zu gewährleisten, und dessen Befähigung von
den zuständigen Behörden anerkannt ist.
(43)     
Hoch radioaktive umschlossene Strahlenquelle: eine umschlossene Strahlenquelle, in der die Menge des radioaktiven
Materials die in Anhang II festgelegten Werte überschreitet.
(44)     
Notfallplan: Vorkehrungen zur
Planung adäquater Reaktionen auf eine Notfallexpositionssituation im
Zusammenhang mit einer bestimmten Anlage oder Tätigkeit anhand postulierter
Ereignisse und entsprechender Szenarien.
(45)     
Notfalleinsatzkraft ist eine Person mit einer
festgelegen Rolle als Arbeitskraft in einem Notfall, die bei ihrem Einsatz in
dem Notfall Strahlung ausgesetzt sein könnte.
(46)     
Dosimetrie-Dienst: Stelle oder
Person, die über das Fachwissen für das Kalibrieren, Ablesen und Auswerten der
von individuellen Überwachungsgeräten registrierten Werte bzw. für die Messung
der Radioaktivität im menschlichen Körper oder in biologischen Proben bzw. für
die Bewertung von Dosen verfügt und deren Befähigung von den zuständigen
Behörden anerkannt ist.
(47)     
Notfallmanagementsystem: rechtlicher
oder administrativer Rahmen, mit dem Zuständigkeiten für die Notfallvorsorge
und –bekämpfung sowie Vorkehrungen für die Entscheidungsfindung in einer
Notfall-Expositionssituation festgelegt werden.
(48)     
Medizinisch-radiologisch: mit
einem Bezug auf strahlendiagnostische und strahlentherapeutische Verfahren
sowie interventionelle Radiologie oder sonstige Radiologie zur
Behandlungsplanung und –steuerung, bei der ionisierende Strahlung eingesetzt
wird;
(49)     
Praktische Aspekte medizinischer
Expositionsverfahren: die konkrete Durchführung einer
medizinischen Exposition und unterstützende Aspekte, einschließlich Handhabung
und Benutzung medizinisch-radiologischer Ausrüstung, sowie die Ermittlung
technischer und physikalischer Parameter, einschließlich Strahlendosen, Kalibrierung
und Wartung von Ausrüstung, Zubereitung und Verabreichung von Radiopharmaka und
die u.a. von Radiologen und Technikern der Nuklearmedizin und Strahlentherapie
durchgeführte Bildverarbeitung.
(50)     
Anwendende Fachkraft: ein
Arzt, Zahnarzt oder ein anderer Angehöriger der Heilberufe, der befugt ist,
entsprechend den einzelstaatlichen Anforderungen die klinische Verantwortung
für eine einzelne medizinische Exposition zu übernehmen.
(51)     
Diagnostische Referenzwerte: Dosiswerte
bei strahlendiagnostischen medizinischen Tätigkeiten oder interventionellen
Radiologieanwendungen oder, im Falle von Radiopharmaka, Aktivitätswerte für
typische Untersuchungen an einer Gruppe von Patienten mit Standardmaßen oder an
Standardphantomen für allgemein definierte Arten von Ausrüstung. 
(52)     
Aktivierung: der Vorgang, bei
dem ein stabiles Nuklid durch Bestrahlung der es enthaltenden Materials mit
Partikeln oder hochenergetischen Photonen in ein Radionuklid umgewandelt wird.
(53)     
Radioaktiver Stoff: jeder
Stoff, der ein Radionuklid oder mehrere Radionuklide enthält und dessen
Aktivitätskonzentration unter Strahlenschutzgesichtspunkten nicht außer Acht
gelassen werden kann.
(54)     
Exposition zwecks nicht medizinischer Bildgebung: absichtliche Exposition von Personen zu Bildgebungszwecken, bei der
die Gründe für die Exposition nicht in erster Linie mit der Gesundheit oder dem
Wohlbefinden der strahlenexponierten Person in Zusammenhang stehen.
(55)     
Notifizierung: Vorlage eines
Schriftstücks bei der zuständigen Behörde, mit dem die Absicht mitgeteilt wird,
eine von dieser Richtlinie erfasste Tätigkeit durchzuführen.
(56)     
Registrierung: die von der
zuständigen Behörde in Form eines Bescheids erteilte oder nach
einzelstaatlichem Recht gegebene Erlaubnis zur Durchführung einer Tätigkeit im
Einklang mit den einzelstaatlichen Rechtsvorschriften.
(57)     
Verbraucherprodukt: eine
Vorrichtung oder ein hergestellter Gegenstand, in die bzw. den absichtlich
Radionuklide eingefügt wurden oder in der bzw. dem Radionuklide durch
Aktivierung erzeugt worden sind oder die bzw. der ionisierende Strahlung
erzeugt und die bzw. der ohne besondere Überwachung oder aufsichtsrechtliche
Kontrolle nach dem Verkauf Einzelpersonen der Bevölkerung verkauft oder zur
Verfügung gestellt werden kann.
(58)     
Beschleuniger: Gerät oder
Anlage, in dem bzw. in der Teilchen beschleunigt werden und das bzw. die
ionisierende Strahlung mit einer Energie von mehr als 1 Megaelektronvolt
(MeV) aussendet.
(59)     
Ausgediente Strahlenquelle: eine
umschlossene Strahlenquelle, die für die Tätigkeit, für die die Genehmigung
erteilt wurde, nicht mehr eingesetzt wird und auch nicht eingesetzt werden
soll.
(60)     
Inspektion: eine Nachprüfung
durch eine zuständige Behörde mit dem Ziel festzustellen, ob die
einzelstaatlichen Vorschriften eingehalten werden.
(61)     
Strahlengenerator: eine
Vorrichtung, die in der Lage ist, ionisierende Strahlung wie Röntgenstrahlen,
Neutronen, Elektronen oder andere geladene Teilchen zu erzeugen, die zu
wissenschaftlichen, industriellen oder medizinischen Zwecken eingesetzt werden
kann.
(62)     
Radioaktive Abfälle: radioaktives
Material, für das keine weitere Verwendung vorgesehen ist.
(63)     
Qualitätssicherung: alle
planmäßigen und systematischen Maßnahmen, die notwendig sind, um ausreichend zu
garantieren, dass Anlagen, Systeme, Komponenten oder Verfahren im Einklang mit
vereinbarten Normen zufriedenstellend funktionieren. Die Qualitätskontrolle ist
ein Bestandteil der Qualitätssicherung.
(64)     
Erlaubnis: die von der
zuständigen Behörde auf Antrag erteilte Bewilligung zur Durchführung einer
Tätigkeit gemäß den in einem speziellen Erlaubnisbescheid festgelegten
Bedingungen.
(65)     
Freigabewerte: von der
zuständigen Behörde oder in den einzelstaatlichen Rechtsvorschriften
festgelegte Werte, ausgedrückt als Aktivitätskonzentrationen, bis zu deren
Erreichen Materialien aus einer notifizierungs- oder genehmigungspflichtigen
Tätigkeit von den Anforderungen dieser Richtlinie ausgenommen werden können. 
(66)     
Überwachungsbereich: Bereich,
der aus Gründen des Schutzes vor ionisierender Strahlung der Überwachung
unterliegt.
(67)     
Kontrollbereich: Bereich, der
aus Gründen des Schutzes vor ionisierender Strahlung und zur Verhinderung der
Ausbreitung einer radioaktiven Kontamination besonderen Vorschriften unterliegt
und dessen Zugang geregelt ist.
(68)     
Unfallbedingte Strahlenexposition: Strahlenexposition von Personen, die nicht Notfalleinsatzkräfte sind,
infolge eines Unfalls. 
(69)     
Berufsbedingte Notfallexposition: berufliche Exposition, die Einzelpersonen in einer
Notfall-Expositionssituation bei ihrem Vorgehen zur Abschwächung der Folgen des
Notfalls erhalten. 
(70)     
Reihenuntersuchung: ein
Verfahren, bei dem radiologische Anlagen zur Frühdiagnose bei Risikogruppen in
der Bevölkerung eingesetzt werden.
(71)     
Radongefährdeter Bereich: ein
geografischer Bereich oder eine Verwaltungsregion, der bzw. die anhand von
Erhebungen festgelegt wurde, aus denen sich ergibt, dass der Prozentsatz an
Wohnräumen, die die nationalen Referenzwerte voraussichtlich überschreiten,
beträchtlich höher ist als in anderen Teilen des Landes. 
(72)     
Medizinisch-radiologisches Verfahren: ein Verfahren, das zu medizinischer Strahlenexposition führt.
(73)     
Überweisende Person: ein Arzt,
Zahnarzt oder ein anderer Angehöriger der Heilberufe, der befugt ist,
entsprechend den einzelstaatlichen Anforderungen Personen zur Anwendung
medizinisch-radiologischer Verfahren an eine anwendende Fachkraft zu überweisen.
(74)     
Schädigung des Einzelnen: klinisch
feststellbare schädliche Wirkungen bei Personen oder deren Nachkommen, die
entweder sofort oder verzögert auftreten, wobei in letzterem Falle der Eintritt
nicht sicher sein muss, aber mit einer gewissen Wahrscheinlichkeit erfolgt.
(75)     
Interventionelle Radiologie: der
Einsatz von Röntgenbildgebungstechniken, zusätzlich zu Bildgebungstechniken mit
Ultraschall oder magnetischer Resonanz oder sonstigen Techniken ohne
ionisierende Strahlung, zur Einführung und Steuerung von Geräten im Körper zu
Diagnose- oder Behandlungszwecken. 
(76)     
Strahlendiagnostisch: mit
Bezug auf nuklearmedizinische In-vivo-Diagnostik, medizinische diagnostische
Radiologie, bei der ionisierende Strahlung eingesetzt wird, und
zahnmedizinische Radiologie.
(77)     
Strahlentherapeutisch: mit
Bezug auf Strahlentherapie einschließlich Nuklearmedizin zu therapeutischen
Zwecken.
(78)     
Klinische Verantwortung: Verantwortung
einer anwendenden Fachkraft für einzelne medizinische Expositionen,
insbesondere Rechtfertigung, Optimierung, klinische Auswertung, Zusammenarbeit
mit anderen Spezialisten und gegebenenfalls dem Personal bei den praktischen
Aspekten medizinischer Expositionsverfahren, gegebenenfalls Heranziehung von
Erkenntnissen aus früheren Untersuchungen, nach Bedarf Bereitstellung
vorhandener medizinisch-radiologischer Informationen und/oder Unterlagen für
andere anwendende Fachkräfte und/oder die überweisende Person und
gegebenenfalls Aufklärung von Patienten und von anderen betroffenen Personen
über das Risiko ionisierender Strahlung.
(79)     
Klinische Kontrolle: eine
systematische Untersuchung oder Überprüfung der medizinisch-radiologischen
Verfahren, mit der die Qualität und das Ergebnis der Patientenversorgung durch
strukturierte Überprüfung verbessert werden soll und bei der medizinisch-radiologische
Anwendungen, Verfahren und Ergebnisse anhand vereinbarter Normen für gute
medizinisch-radiologische Verfahren untersucht werden, wobei die Praxis
geändert wird, wenn dies angezeigt ist, und neue Normen angewandt werden, falls
dies erforderlich ist.
(80)     
Medizinisch-radiologische Anlage: eine Einrichtung, die medizinisch-radiologische Ausrüstung enthält.
(81)     
Unbeabsichtigte Exposition: medizinische
Exposition, die sich erheblich von der zu einem bestimmten Zweck beabsichtigten
medizinischen Exposition unterscheidet. 
(82)     
Repräsentative Person: Person,
die eine Dosis erhält, die für eine höher exponierte Person einer
Bevölkerungsgruppe repräsentativ ist.
(83)     
Strahlenschutzbeauftragter: eine
Person, die in Strahlenschutzfragen, die für eine bestimmte Art von Tätigkeit
relevant sind, fachlich kompetent ist und die von dem Unternehmen bestellt
worden ist, um die Umsetzung der Strahlenschutzvorkehrungen des Unternehmens zu
beaufsichtigen.
(84)     
Abhilfemaßnahmen: Beseitigung
einer Strahlenquelle oder Verringerung der Aktivität oder Menge einer
Strahlenquelle zum Zweck der Vermeidung oder Verringerung der Dosen, die
ansonsten in einer bestehenden Expositionssituation aufgenommen werden könnten.
(85)     
Schutzmaßnahmen: Maßnahmen,
die keine Abhilfemaßnahmen sind, zum Zweck der Vermeidung oder Verringerung der
Dosen, die ansonsten in einer Notfall-Expositions- oder bestehenden
Expositionssituation aufgenommen werden könnten.
(86)     
Genehmigung: die von einer
zuständigen Behörde auf Antrag erteilte schriftliche Bewilligung zur
Durchführung bestimmter Tätigkeiten, die der behördlichen Aufsicht unterliegen,
in Form einer Registrierung oder Erlaubnis.
(87)     
Umschlossene Strahlenquelle: eine
radioaktive Quelle, in der das radioaktive Material ständig in einer Kapsel
eingeschlossen oder in fester Form eng verbunden ist.
(88)     
Lieferant: natürliche oder
juristische Person, die eine umschlossene Strahlenquelle liefert bzw. zur
Verfügung stellt.
(89)     
Behältnis der Strahlenquelle: die
Ummantelung einer umschlossenen Strahlenquelle, die kein fester Bestandteil der
Strahlenquelle ist, sondern der Abschirmung der Strahlenquelle während ihrer
Verwendung, Beförderung, Handhabung usw. dient.
(90)     
Thoron: das Isotop Rn-220.
(91)     
Restdosis: die Dosis, die sich
nach vollständiger Durchführung von Schutzmaßnahmen oder bei dem Beschluss, keine
Schutzmaßnahmen durchzuführen, aus allen Expositionspfaden voraussichtlich
ergibt;
(92)     
Energiedosis (D): die pro
Masseneinheit absorbierte Energie
wobei
–  die mittlere
Energie ist, die durch die ionisierende Strahlung auf die Materie in einem
Volumenelement übertragen wird;
– dm die Masse der Materie in diesem
Volumenelement ist.
In dieser Richtlinie bezeichnet die Energiedosis
die über ein Gewebe oder ein Organ gemittelte Dosis. Die
Einheit der Energiedosis ist Gray.
(93)     
Gray (Gy) ist die Einheit der Energiedosis. Ein Gray = 1 Joule pro Kilogramm: 1 Gy = 1 J kg-1.
(94)     
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:
Die Einheit der Aktivität ist das Becquerel.
(95)     
Becquerel (Bq): Einheit der
Aktivität. Ein Becquerel entspricht einem Kernzerfall pro Sekunde: 1 Bq = 1 s-1.
(96)     
Folgeäquivalentdosis (H(t)): Zeitintegral
(t) der
Äquivalentdosisleistung (im Gewebe oder Organ T), die eine Einzelperson
aufgrund einer Aktivitätszufuhr erhält. Sie wird
ausgedrückt durch:
für eine Aktivitätszufuhr zum Zeitpunkt t0; dabei ist
die entsprechende
Äquivalentdosisleistung (im Organ oder Gewebe T) zum Zeitpunkt t;
t der
Zeitraum, über den die Integration erfolgt.
Bei der Angabe von HT(t) wird t in Jahren angeführt. Erfolgt keine Angabe für t, so wird für Erwachsene ein Zeitraum von 50 Jahren, für Kinder ein
Zeitraum bis zum Alter von 70 Jahren unterstellt. Die
Einheit der Folgeäquivalentdosis ist das Sievert.
(97)     
Normale Exposition: Exposition
unter normalen Betriebsbedingungen einer Anlage oder Tätigkeit (einschließlich
Instandhaltung, Inspektion, Stilllegung), einschließlich möglicher
geringfügiger Unregelmäßigkeiten, die unter Kontrolle gehalten werden können,
d.h. während des normalen Betriebs und bei vorsorglich berücksichtigten
betrieblichen Vorkommnissen.
(98)     
Zu erwartende Dosis: Dosis,
deren Aufnahme erwartet würde, wenn keine Schutzmaßnahmen getroffen würden.
(99)     
Qualitätskontrolle: die
Gesamtheit der Maßnahmen (Planung, Koordination, Ausführung), die der
Aufrechterhaltung oder Verbesserung der Qualität dienen sollen. Dies beinhaltet
die Überwachung, Bewertung und anforderungsgerechte Aufrechterhaltung aller
Leistungsmerkmale für Ausrüstung, die definiert, gemessen und kontrolliert
werden können. 
(100) 
Einsatzstrategie: die
Gesamtheit verschiedener Schutzmaßnahmen als Reaktion auf postulierte oder
tatsächliche Ereignisse zur Bewältigung einer Notfall-Expositionssituation im
Einklang mit den erklärten Zielen. Innerhalb eines Notfallplans werden
Einsatzstrategien für jedes postulierte Ereignis oder Szenario aufgestellt.
KAPITEL III
STRAHLENSCHUTZSYSTEM
Artikel 5
Allgemeine Grundsätze
Die Mitgliedstaaten legen rechtliche
Anforderungen und ein geeignetes System der aufsichtsrechtlichen Kontrolle
fest, so dass für sämtliche Expositionssituationen ein Strahlenschutzsystem auf
der Grundlage der nachstehend erläuterten Grundsätze der Rechtfertigung,
Optimierung und Dosisbegrenzung greift:
(a)                   
Rechtfertigung: Entscheidungen,
mit denen eine Strahlenquelle, ein Expositionspfad oder tatsächliche
Expositionen eingeführt bzw. bewirkt oder verändert wird/werden, müssen
insofern gerechtfertigt sein, als solche Entscheidungen mit der Absicht
getroffen werden, zu gewährleisten, dass der mit ihnen verbundene Nutzen für
den Einzelnen und für die Gesellschaft die durch sie verursachte Schädigung
überwiegt.
(b)                   
Optimierung: In sämtlichen Expositionssituationen
ist der Strahlenschutz mit dem Ziel zu optimieren, die Größenordnung und
Wahrscheinlichkeit der Exposition sowie die Anzahl der exponierten Personen so
niedrig zu halten, wie dies möglich und vertretbar ist, wobei wirtschaftliche
und gesellschaftliche Faktoren zu berücksichtigen sind; die Optimierung des
Strahlenschutzes von Personen, die medizinischer Exposition ausgesetzt sind,
muss dem in Artikel 55 beschriebenen medizinischen Zweck der Exposition
angemessen sein. Dieser Grundsatz wird in Bezug auf die effektive Dosis wie
auch Organdosen als Vorsorgemaßnahme angesichts der Unsicherheiten hinsichtlich
der gesundheitlichen Schädigung unter dem Schwellenwert bei deterministischen
Wirkungen angewandt.
(c)                   
Dosisbegrenzung: In geplanten
Expositionssituationen darf die Summe der Dosen, der eine Einzelperson durch
alle Strahlenquellen ausgesetzt ist, die für berufliche Strahlenexpositionen
oder für die Strahlenexposition der Bevölkerung festgelegten Dosisgrenzwerte
nicht überschreiten. Dosisgrenzwerte gelten nicht für medizinische
Strahlenexpositionen.
Abschnitt 1
Optimierungsinstrumente
Artikel 6
Dosisrichtwerte für berufliche Expositionen
und Expositionen der Bevölkerung 
1.                      
Für die berufliche Exposition wird der
Dosisrichtwert als ein praktisches Instrument für die Optimierung von dem
Unternehmen unter der allgemeinen Aufsicht der zuständigen Behörden festgelegt. Bei externen Arbeitskräften wird der Dosisrichtwert in Zusammenarbeit
zwischen dem Arbeitgeber und dem Unternehmen festgelegt. 
2.                      
Für die Exposition der Bevölkerung wird der
Dosisrichtwert für die individuelle Dosis festgelegt, die Einzelpersonen der
Bevölkerung durch den geplanten Betrieb einer bestimmten Strahlenquelle
erhalten. Die zuständigen Behörden setzen den Richtwert so
fest, dass der Dosisgrenzwert für die Summe der Dosen, der dieselbe
Einzelperson aus allen genehmigten Tätigkeiten ausgesetzt ist, eingehalten
wird.
3.                      
In Bezug auf potenzielle Expositionen beinhaltet
Optimierung den adäquaten Umgang mit der Sicherheit und der Sicherung von
Quellen und Anlagen. Gegebenenfalls können
Risikorichtwerte festgelegt werden.
4.                      
Dosisrichtwerte werden als individuelle effektive
Dosen oder individuelle Äquivalentdosen für ein Jahr oder einen angemessenen
kürzeren Zeitraum festgelegt. 
5.                      
Werden Dosisrichtwerte zur Beschränkung einer über
einen längeren Zeitraum akkumulierten Exposition eingeführt, werden diese als
jährliche effektive Dosen oder Äquivalentdosen für ein Organ festgelegt.
Artikel 7
Dosisrichtwerte für medizinische
Expositionen
Dosisrichtwerte gelten nicht für die medizinische
Exposition von Patienten.
Für Betreuungs- und Begleitpersonen wie auch
Probanden im Rahmen der medizinischen und biomedizinischen Forschung (für die
von der Exposition kein direkter medizinischer Nutzen erwartet wird) werden
Dosisrichtwerte als individuelle Dosis festgelegt, die für den Zeitraum der
jeweiligen Untersuchung oder Behandlung oder des betreffenden
Forschungsprojekts voraussichtlich nicht überschritten wird.
Artikel 8
Referenzwerte 
1.                      
Referenzwerte werden für Notfall- und bestehende
Expositionssituationen als ein Wert der effektiven Dosis oder Organdosis
festgelegt, oberhalb dessen Expositionen in Notfall- oder bestehenden
Expositionssituationen nicht zugelassen werden sollten.
2.                      
Optimierte Schutzstrategien werden mit dem Ziel
geplant und umgesetzt, individuelle Dosen unter den Referenzwerten zu halten. Die für Referenzwerte gewählten Werte hängen von der Art der
Expositionssituation ab.
3.                      
Bei der Optimierung des Schutzes wird Expositionen
oberhalb des Referenzwerts Vorrang eingeräumt. Bei der
Wahl von Referenzwerten werden sowohl Anforderungen des Strahlenschutzes als
auch gesellschaftliche Kriterien berücksichtigt.
4.                      
Bei der Wahl von Referenzwerten für die effektive
Dosis werden die drei in Anhang I Nummer 1 festgelegten
Bandbreiten für Referenzwerte berücksichtigt.
Abschnitt 2
Dosisbegrenzung
Artikel 9
Altersbegrenzung für strahlenexponierte
Arbeitskräfte
Unbeschadet des Artikels 12 Absatz 2
dürfen Personen unter 18 Jahren nicht mit einer Tätigkeit beauftragt werden,
die sie zu strahlenexponierten Arbeitskräften macht.
Artikel 10
Dosisgrenzwerte für berufliche Expositionen
1.                      
Der Grenzwert der effektiven Dosis für berufliche
Expositionen beträgt 20 mSv für ein einzelnes Jahr. Unter
besonderen Umständen oder für bestimmte in den einzelstaatlichen
Rechtsvorschriften festgelegte Expositionssituationen kann jedoch eine höhere
effektive Dosis von bis zu 50 mSv für ein einzelnes Jahr zugelassen
werden, sofern die durchschnittliche Dosis in fünf aufeinander folgenden Jahren
20 mSv pro Jahr nicht überschreitet.
Für Notfalleinsatzkräfte kann im Einklang mit
Artikel 52 eine höhere effektive Dosis zugelassen werden. 
2.                      
Zusätzlich zu den in Absatz 1 festgelegten
Grenzwerten der effektiven Dosis gelten die folgenden Grenzwerte der
Äquivalentdosis:
(a)                   
Der Grenzwert der Äquivalentdosis für die
Augenlinse beträgt 20 mSv im Jahr oder ist gegebenenfalls derselbe Wert,
der als Grenzwert der effektiven Dosis festgelegt ist;
(b)                   
der Grenzwert der Äquivalentdosis für die Haut
beträgt 500 mSv im Jahr; dieser Grenzwert gilt für
die über jede beliebige Hautfläche von 1 cm² gemittelte Dosis, unabhängig
von der exponierten Fläche;
(c)                   
der Grenzwert der Äquivalentdosis für Hände,
Unterarme, Füße und Knöchel beträgt 500 mSv im Jahr.
Artikel 11
Schutz von Schwangeren
1.                      
Sobald eine Schwangere dem Unternehmen gemäß den
einzelstaatlichen Rechtsvorschriften oder den einzelstaatlichen Gepflogenheiten
ihre Schwangerschaft mitgeteilt hat, ist dem ungeborenen Kind ein Schutz zu
gewähren, der mit dem Schutz von Einzelpersonen der Bevölkerung vergleichbar
ist. Die Beschäftigungsbedingungen der Schwangeren sind so zu gestalten, dass
die Äquivalentdosis für das ungeborene Kind so niedrig ist, wie dies möglich
und vertretbar ist, und voraussichtlich zumindest während der verbleibenden
Zeit der Schwangerschaft 1 mSv nicht überschreitet.
2.                      
Sobald eine stillende Frau das Unternehmen von
ihrem Zustand unterrichtet, darf sie keine Arbeiten ausführen, bei denen ein
beträchtliches Risiko der Inkorporation von Radionukliden besteht.
Artikel 12
Dosisgrenzwerte für Auszubildende und
Studierende
1.                      
Die Dosisgrenzwerte für Auszubildende ab 18 Jahren
und Studierende ab 18 Jahren, die aufgrund ihres Studiums gezwungen sind, mit
Strahlenquellen zu arbeiten, entsprechen den in Artikel 10 für berufliche
Expositionen festgelegten Dosisgrenzwerten.
2.                      
Der Grenzwert der effektiven Dosis für
Auszubildende zwischen 16 und 18 Jahren und für Studierende zwischen 16 und 18
Jahren, die aufgrund ihres Studiums gezwungen sind, mit Strahlenquellen zu arbeiten, beträgt
6 mSv pro Jahr. 
Zusätzlich zu den in Unterabsatz 1
festgelegten Grenzwerten der effektiven Dosis gelten die folgenden Grenzwerte
der Äquivalentdosis:
(a)         
Der Grenzwert der Äquivalentdosis für die
Augenlinse beträgt 20 mSv im Jahr;
(b)         
der Grenzwert der Äquivalentdosis für die Haut
beträgt 150 mSv im Jahr, gemittelt über jede beliebige Fläche von
1 cm² unabhängig von der exponierten Fläche;
(c)         
der Grenzwert der Äquivalentdosis für Hände,
Unterarme, Füße und Knöchel beträgt 150 mSv im Jahr.
3.                      
Die Dosisgrenzwerte für nicht unter die
Absätze 1 und 2 fallende Auszubildende und Studierende entsprechen den
Dosisgrenzwerten für Einzelpersonen der Bevölkerung nach Artikel 13.
Artikel 13
Dosisgrenzwerte für die Exposition der
Bevölkerung
1.                      
Der Grenzwert der effektiven Dosis für die
Exposition der Bevölkerung beträgt 1 mSv im Jahr.
2.                      
Zusätzlich zu dem in Absatz 1 festgelegten
Dosisgrenzwert gelten die folgenden Grenzwerte der Äquivalentdosis:
(a)         
Der Grenzwert der Äquivalentdosis für die
Augenlinse beträgt 15 mSv im Jahr;
(b)         
der Grenzwert der Äquivalentdosis für die Haut
beträgt 50 mSv im Jahr, gemittelt über jede beliebige Hautfläche von
1 cm² unabhängig von der exponierten Fläche.
Artikel 14
Schätzung der effektiven Dosis und der
Äquivalentdosis
Zur Schätzung der effektiven Dosis und der
Äquivalentdosis werden die folgenden Werte und Beziehungen herangezogen: 
(a)         
Bei einer externen Strahlenexposition werden zur
Abschätzung der effektiven Dosis und der Äquivalentdosis die in der
Veröffentlichung 103 der Internationalen Strahlenschutzkommission festgelegten
Werte und Beziehungen herangezogen.
(b)         
Bei einer internen Strahlenexposition durch ein
Radionuklid oder ein Radionuklidgemisch werden zur Abschätzung der effektiven
Folgedosen die in der Veröffentlichung 103 der Internationalen
Strahlenschutzkommission festgelegten Werte und Beziehungen und die in der
Veröffentlichung 72 der Internationalen Strahlenschutzkommission
festgelegten Dosiskoeffizienten für die Ingestion und Inhalation herangezogen.
KAPITEL IV
ANFORDERUNGEN AN AUSBILDUNG, FORTBILDUNG
UND UNTERWEISUNG IM BEREICH DES STRAHLENSCHUTZES
Artikel 15
Allgemeine Zuständigkeiten für Ausbildung,
Fortbildung und Unterweisung
1.                      
Die Mitgliedstaaten schaffen einen geeigneten
rechtlichen und administrativen Rahmen für eine angemessene Ausbildung,
Fortbildung und Unterweisung im Bereich des Strahlenschutzes für alle Personen,
deren Aufgabe spezielle Fachkenntnisse im Strahlenschutz erfordern. Die Fortbildung, Aktualisierung der Fachkunde und Unterweisung
einschlägiger Personen ist in geeigneten Zeitabschnitten zu wiederholen und zu
dokumentieren.
2.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen für Aus- und Fortbildung
sowie die Aktualisierung der Fachkunde im Hinblick auf die Anerkennung von
Strahlenschutzexperten, Medizinphysik-Experten, arbeitsmedizinischen Diensten
und Dosimetrie-Diensten. 
Artikel 16
Fortbildung von strahlenexponierten
Arbeitskräften, Auszubildenden und Studierenden und deren Unterweisung
1.                      
Die Mitgliedstaaten verlangen von dem Unternehmen
oder dem Arbeitgeber, strahlenexponierte Arbeitskräfte, Auszubildende und
Studierende, die einer beruflichen Exposition ausgesetzt sind, über Folgendes
zu unterrichten:
(a)         
die mit ihrer Arbeit verbundenen
Gesundheitsrisiken;
(b)         
die allgemeinen Strahlenschutzverfahren und die zu
ergreifenden Vorsichtsmaßnahmen, insbesondere diejenigen, die mit den Betriebs-
und Arbeitsbedingungen verbunden sind, unter Berücksichtigung sowohl der
Tätigkeit im Allgemeinen als auch jeder Art von Arbeitsplatz oder Arbeit, der
bzw. die ihnen zugewiesen werden kann;
(c)         
die Notfallpläne und –verfahren;
(d)         
die Bedeutung, die der Beachtung der technischen,
ärztlichen und verwaltungstechnischen Vorschriften zukommt.
2.                      
Die Mitgliedstaaten verlangen von dem Unternehmen
oder dem Arbeitgeber, Frauen darauf hinzuweisen, dass es wichtig ist, eine
Schwangerschaft im Hinblick auf die Risiken einer Strahlenexposition für das
ungeborene Kind und das Risiko einer Kontaminierung des Säuglings nach der
Inkorporation von Radionukliden frühzeitig mitzuteilen. 
3.                      
Die Mitgliedstaaten verlangen von dem Unternehmen
oder dem Arbeitgeber, geeignete Fortbildungs- und Unterweisungsprogramme für
ihr Personal im Bereich des Strahlenschutzes anzubieten.
4.                      
Zusätzlich zu der Unterweisung und Fortbildung im
Bereich des Strahlenschutzes gemäß den Absätzen 1, 2 und 3 sorgt ein für hoch
radioaktive umschlossene Strahlenquellen zuständiges Unternehmen dafür, dass
solche Fortbildungen auch spezielle Anweisungen für den sicheren Umgang mit
hoch radioaktiven umschlossenen Strahlenquellen und deren Sicherung umfassen,
um die betreffenden Arbeitskräfte angemessen auf Ereignisse vorzubereiten, die
sich auf ihre eigene Sicherheit oder den Strahlenschutz anderer Personen
auswirken. Bei der Unterweisung und Fortbildung ist
besonderes Gewicht auf die erforderlichen Sicherheitsanforderungen zu legen; sie
enthält ferner spezifische Informationen über die möglichen Folgen des Verlusts
einer angemessenen Kontrolle über hoch radioaktive umschlossene
Strahlenquellen.
Artikel 17
Unterweisung und Fortbildung von
Arbeitskräften, die einer potenziellen Exposition durch herrenlose
Strahlenquellen ausgesetzt sind 
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass
Betriebsleitung und Arbeitskräfte von Einrichtungen, bei denen es äußerst
wahrscheinlich ist, dass herrenlose Strahlenquellen vorhanden sind oder
verarbeitet werden, insbesondere große Schrottplätze und Großanlagen für die
Altmetallverwertung, sowie von wichtigen Transitknotenpunkten,
(a)         
über die Möglichkeit unterrichtet werden, dass sie
auf eine Strahlenquelle stoßen können;
(b)         
Hinweise darüber erhalten, wie sie Strahlenquellen
und ihre Behältnisse optisch erkennen können, und entsprechend geschult werden;
(c)         
grundlegende Informationen über ionisierende
Strahlung und ihre Folgen erhalten;
(d)         
über Systeme zur Entdeckung unterrichtet werden;
(e)         
über Maßnahmen unterrichtet werden, die vor Ort bei
der Entdeckung bzw. der vermuteten Entdeckung einer Strahlenquelle zu ergreifen
sind, und entsprechend geschult werden.
Artikel 18
Unterweisung und Fortbildung der
Notfalleinsatzkräfte 
1.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass
Notfalleinsatzkräfte und sonstige Personen, die bei Rettungsmaßnahmen im Falle
eines Notfalls eingesetzt werden können, über die Risiken, die ihr Einsatz für
ihre Gesundheit mit sich bringen würde, und über die Vorsichtsmaßnahmen, die in
einem solchen Fall zu treffen sind, angemessene und regelmäßig aktualisierte
Informationen erhalten. Diese Informationen tragen den
verschiedenen Fällen potenzieller Notfallsituationen Rechnung.
2.                      
Die in Absatz 1 genannten Informationen
werden, sobald ein Notfall eintritt, entsprechend den besonderen Umständen des
jeweiligen Falls durch geeignete Informationen ergänzt.
3.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass
Notfalleinsatzkräfte regelmäßige Fortbildungen erhalten, wie dies in dem in
Artikel 97 beschriebenen Notfallmanagementsystem vorgesehen ist.
Gegebenenfalls umfasst diese Fortbildung praktische Übungen.
4.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass
Einsatzkräfte zusätzlich zu der in Absatz 3 genannten Fortbildung für
Notfalleinsätze geeignete Fortbildung und Unterweisung im Strahlenschutz von
der für den Schutz der Notfalleinsatzkräfte zuständigen Organisation im Sinne
von Artikel 30 Absatz 1 Buchstabe b erhalten.
Artikel 19
Ausbildung, Unterweisung und Fortbildung im
Bereich medizinischer Exposition
1.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass die
anwendenden Fachkräfte und die an den praktischen Aspekten medizinischer
Expositionsverfahren beteiligten Personen eine angemessene Ausbildung,
Unterweisung sowie theoretische und praktische Fortbildung für
medizinisch-radiologische Tätigkeiten erhalten und über relevante
Fachkenntnisse im Strahlenschutz verfügen.
Zu diesem Zweck sorgen die Mitgliedstaaten für die
Festlegung geeigneter Lehrpläne und erkennen die entsprechenden Diplome,
Zeugnisse oder sonstigen Qualifikationsnachweise an.
2.                      
Die Teilnehmer der betreffenden
Fortbildungsprogramme können bei den praktischen Aspekten medizinischer
Expositionsverfahren gemäß Artikel 56 Absatz 4 mitwirken.
3.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass Weiter- und
Fortbildungsmöglichkeiten nach dem Erwerb der Qualifikation angeboten werden
und dass - im Sonderfall der klinischen Anwendung neuer Techniken - eine
Fortbildung in diesen Techniken und den entsprechenden
Strahlenschutzvorschriften organisiert wird.
4.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass es
Mechanismen gibt für die rechtzeitige Verbreitung von Informationen zum
Strahlenschutz bei medizinischen Expositionen, die aus den Erfahrungen mit
bedeutsamen Ereignissen gewonnnen wurden.
5.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass in den
Basislehrplan der medizinischen und zahnmedizinischen Ausbildungsstätten ein
Strahlenschutzlehrgang aufgenommen wird.
KAPITEL V
RECHTFERTIGUNG UND AUFSICHTSRECHTLICHE
KONTROLLE DER TÄTIGKEITEN
Artikel 20
Rechtfertigung von Tätigkeiten
1.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass neue Arten
von Tätigkeiten, die zu einer Exposition gegenüber ionisierender Strahlung führen,
vor ihrer Zulassung gerechtfertigt werden.
2.                      
Die Mitgliedstaaten führen in Rechtsvorschriften
oder Verwaltungsakten die zugelassenen Arten von Tätigkeiten auf.
3.                      
Die Rechtfertigung bestehender Tätigkeitsarten muss
überprüft werden, sobald wesentliche neue Erkenntnisse über den Nutzen bzw. die
potenziellen Auswirkungen der Tätigkeit vorliegen.
Artikel 21
Rechtfertigung von Tätigkeiten mit Geräten
oder Produkten, die ionisierende Strahlung aussenden
1.                      
Die Mitgliedstaaten verlangen von Unternehmen, die
eine neue Art von Geräten oder Produkten, die ionisierende Strahlung aussenden,
herstellen, einführen oder ausführen wollen, dass sie den zuständigen Behörden
die in Anhang III Abschnitt A aufgeführten einschlägigen Informationen
bereitstellen, damit die Behörden in die Lage versetzt werden, anhand der
Bewertung der Informationen gemäß Anhang III Abschnitt B zu
entscheiden, ob die beabsichtigte Verwendung des Geräts oder Produkts
gerechtfertigt werden kann. 
2.                      
Die zuständige Behörde übermittelt die im Einklang
mit Absatz 1 erhaltenen Informationen den zuständigen Behörden der anderen
Mitgliedstaaten, um diesen zu ermöglichen, ihre eigene Entscheidung über die
Rechtfertigung der beabsichtigten Verwendung des Geräts oder Produkts zu
treffen.
3.                      
Das Unternehmen wird über die Entscheidungen der
zuständigen Behörden der Mitgliedstaaten innerhalb einer Frist von sechs
Monaten unterrichtet.
Artikel 22
Verbot von Tätigkeiten
Die Mitgliedstaaten verbieten den absichtlichen
Zusatz radioaktiver Stoffe bei der Herstellung von Lebensmitteln, Spielwaren,
persönlichen Schmuckgegenständen und kosmetischen Erzeugnissen und verbieten
die Einfuhr oder Ausfuhr derartiger Produkte. Unbeschadet
der Richtlinie 1999/2/EG des Europäischen Parlaments und des Rates[21] gelten Tätigkeiten, die eine Aktivierung
von Material bewirken und somit zu einer Zunahme der Aktivität in den
zugehörigen Produkten führen, als nicht gerechtfertigt.
Artikel 23
Tätigkeiten mit einer absichtlichen
Exposition von Menschen zu nicht medizinischen Zwecken
1.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen durch Erhebungen oder
andere geeignete Mittel für die Ermittlung von Tätigkeiten, die mit einer
Exposition zwecks nicht medizinischer Bildgebung verbunden und in Anhang IV
genannt sind.
2.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass der
Rechtfertigung von Tätigkeiten, die mit einer Exposition zwecks nicht
medizinischer Bildgebung verbunden sind, besondere Aufmerksamkeit gewidmet
wird:
(a)         
alle in Anhang IV aufgeführten Arten von
Tätigkeiten, die mit einer Exposition zwecks nicht medizinischer Bildgebung
verbunden sind, sind vor der generellen Zulassung im Voraus zu rechtfertigen;
(b)         
jede besondere Anwendung einer generell
zugelassenen Art von Tätigkeit ist im Voraus zu rechtfertigen;
(c)         
jedes einzelne in Anhang IV Abschnitt A
aufgeführte Expositionsverfahren zwecks nicht medizinischer Bildgebung, das von
medizinischem Personal mit medizinisch-radiologischer Ausrüstung angewendet
wird, ist im Voraus unter Berücksichtigung der besonderen Ziele des Verfahrens
und der Merkmale der betroffenen Person zu rechtfertigen;
(d)         
die allgemeine und besondere Rechtfertigung von
unter den Buchstaben a und b genannten Tätigkeiten, die mit einer
Exposition zwecks nicht medizinischer Bildgebung verbunden sind, sind von der
zuständigen Behörde regelmäßig zu überprüfen.
3.                      
Hat ein Mitgliedstaat festgestellt, dass eine
besondere Tätigkeit, die mit einer Exposition zwecks nicht medizinischer
Bildgebung verbunden ist, gerechtfertigt ist, sorgt er dafür, dass
(a)         
jede Tätigkeit genehmigungspflichtig ist; 
(b)         
die zuständige Behörde gegebenenfalls in Zusammenarbeit
mit anderen entsprechenden Stellen und Berufsverbänden Anforderungen an die
Tätigkeit, einschließlich Kriterien für die einzelne Anwendung, aufstellt;
(c)         
für jede Tätigkeit Dosisrichtwerte aufgestellt
werden. Diese liegen deutlich unter den Dosisgrenzwerten für Einzelpersonen der
Bevölkerung, einschließlich – soweit dies möglich ist – für die in
Anhang IV Abschnitt A genannten Verfahren, die von medizinischem
Personal mit medizinischer Ausrüstung angewendet werden; für sonstige, in
Anhang IV Abschnitt B genannte Tätigkeiten hat der Dosisrichtwert die
Anforderungen des Artikels 6 Absatz 2 zu erfüllen;
(d)         
die entsprechenden in Kapitel VII genannten
Anforderungen, einschließlich derjenigen an Ausrüstung, Optimierung,
Zuständigkeiten und besonderen Schutz während der Schwangerschaft, für
Verfahren erfüllt werden, die von medizinischem Personal mit
medizinisch-radiologischer Ausrüstung angewendet werden;
(e)         
die Zustimmung nach Inkenntnissetzung der Person,
die exponiert werden soll, eingeholt wird, wobei Fälle zugelassen werden, in
denen Strafverfolgungsbehörden nach den einzelstaatlichen Rechtsvorschriften
auch ohne Zustimmung tätig werden dürfen;
(f)           
dass die untersuchten Personen in den Fällen, in
denen die Exposition routinemäßig aus Sicherheitsgründen eingesetzt wird, eine
andere Technik wählen können, die mit keiner Exposition gegenüber ionisierender
Strahlung verbunden ist.
Artikel 24
Ermittlung von Tätigkeiten mit natürlich
vorkommenden radioaktiven Materialien
Die Mitgliedstaaten sorgen für die Ermittlung von
Tätigkeiten, die mit natürlich vorkommenden radioaktiven Materialien verbunden
sind und die zu einer Exposition von Arbeitskräften und Einzelpersonen der
Bevölkerung führen, die unter Strahlenschutzgesichtspunkten nicht außer Acht
gelassen werden kann. Eine solche Ermittlung wird durch
Erhebungen oder andere geeignete Mittel unter Berücksichtigung der in
Anhang V aufgeführten Industriezweige durchgeführt.
Artikel 25
Notifizierung
1.                      
Die Mitgliedstaaten unterwerfen alle Tätigkeiten,
einschließlich der gemäß Artikel 24 ermittelten, einer
Notifizierungspflicht, mit Ausnahme von gerechtfertigten Tätigkeiten, die
Folgendes betreffen:
(a)         
Materialien, die radioaktive Stoffe enthalten, wenn
die betreffenden Mengen an Aktivität insgesamt die Freistellungswerte in
Anhang VI oder von den zuständigen Behörden für spezielle Anwendungen
genehmigte höhere Werte, die den allgemeinen Freistellungs- und
Freigabekriterien des Anhangs VI genügen, nicht überschreiten; oder
(b)         
Materialien, die radioaktive Stoffe enthalten, wenn
deren Aktivitätskonzentrationen je Masseneinheit die Freistellungswerte in
Tabelle A des Anhangs VI oder von den zuständigen Behörden für
spezielle Anwendungen genehmigte höhere Werte, die den allgemeinen
Freistellungs- und Freigabekriterien des Anhangs VI genügen, nicht
überschreiten; oder
(c)         
für die Darstellung von Bildern bestimmte
Kathodenstrahlröhren oder mit einer Potenzialdifferenz von nicht mehr als
30 kV betriebene sonstige elektrische Geräte oder sonstige Geräte oder
Produkte, deren Bauart von den zuständigen Behörden des Mitgliedstaats
zugelassen ist, sofern
(i) die Dosisleistung unter normalen
Betriebsbedingungen im Abstand von 0,1 m von der berührbaren Oberfläche
des Gerätes 1 µSv h-1 nicht überschreitet; und
(ii) die radioaktiven Stoffe, die sie
möglicherweise enthalten, in einer Kapsel eingebettet oder an einer festen
Halterung angebracht sind, und 
(iii) die zuständigen Behörden Bedingungen für die
Beseitigung festgelegt haben.
2.                      
Die Mitgliedstaaten können weitere Arten von
Tätigkeiten von der Notifizierungspflicht freistellen, sofern die in
Anhang VI Nummer 3 aufgestellten allgemeinen Freistellungskriterien
eingehalten werden, oder in Fällen, in denen eine Bewertung der
Schutzoptimierung ergibt, dass die Freistellung die optimale Lösung ist.
3.                      
Gemäß Artikel 24 ermittelte Tätigkeiten, die
mit natürlich vorkommenden radioaktiven Materialien verbunden sind und
Rückstände erzeugen oder verarbeiten, die bekanntlich in ermittelten
Baumaterialien verwendet werden, sind notifizierungspflichtig, wenn davon
auszugehen ist, dass der Radioaktivitätsindex im Sinne von Anhang VII in
den resultierenden Baumaterialien voraussichtlich über 1 liegt. Das Unternehmen unterrichtet in diesem Fall den Verwender des
Rückstands über die Aktivitätskonzentration des Rückstands.
4.                      
In von den Mitgliedstaaten ermittelten Situationen,
in denen die Sorge besteht, dass eine gemäß Artikel 24 ermittelte
Tätigkeit zu dem Vorhandensein natürlich vorkommender Radionuklide in Wasser
führt, das sich auf die Qualität von Trinkwasser auswirkt, oder sich auf einen
anderen Expositionspfad auswirkt, so dass es unter
Strahlenschutzgesichtspunkten bedenklich ist, kann die zuständige Behörde
ungeachtet des Absatzes 1 Buchstabe b die Tätigkeit einer
Notifizierungspflicht unterwerfen.
5.                      
Für notifizierungspflichtige Arten von Tätigkeiten
legen die Mitgliedstaaten fest, welche Informationen von dem Unternehmen
vorzulegen sind, damit die zuständige Behörde geeignete Mittel der
aufsichtsrechtlichen Kontrolle vorsehen kann.
6.                      
Für die Zwecke der Freistellung im Einklang mit
Absatz 1 Buchstabe c tauschen die Mitgliedstaaten Informationen aus
über die erteilten Bauartzulassungen und die Unterlagen und Bewertungen, die
ihnen zugrunde liegen. Die zuständigen Behörden
berücksichtigen solche bei ihnen eingehenden Informationen sowie geltende
europäische und internationale Normen bei ihren eigenen Entscheidungen über die
Freistellung entsprechender Tätigkeiten.
Artikel 26
Aufsichtsrechtliche Kontrolle
1.                      
Die Mitgliedstaaten verlangen, das jede
notifizierte Tätigkeit einer aufsichtsrechtlichen Kontrolle entsprechend dem
Umfang und der Wahrscheinlichkeit von Expositionen im Rahmen der Tätigkeit und
entsprechend der Wahrscheinlichkeit, dass durch eine aufsichtsrechtliche
Kontrolle die Expositionen verringert oder die Sicherheit der Einrichtungen
erhöht werden können, unterworfen wird. 
2.                      
Notifizierte Tätigkeiten können von der
Genehmigungspflicht freigestellt werden.
3.                      
Im Falle von geringen Materialmengen, die von den
Mitgliedstaaten bestimmt werden, können die in Anhang VI Tabelle B
Spalte 2 festgelegten Aktivitätskonzentrationswerte für die Freistellung
herangezogen werden.
4.                      
Notifizierte Tätigkeiten, die nicht freigestellt
sind, müssen durch Registrierung oder Erlaubnis genehmigt werden.
Artikel 27
Genehmigung
1.                      
In Fällen, in denen wegen eines begrenzten Risikos
einer Exposition eine Einzelfallprüfung nicht erforderlich ist und die
Tätigkeit gemäß den in einzelstaatlichen Rechtsvorschriften festgelegten
Bedingungen durchgeführt wird, können die zuständigen Behörden die
aufsichtsrechtliche Kontrolle auf die Registrierung der Tätigkeit und auf in
sinnvollen Abständen erfolgende Inspektionen beschränken.
2.                      
Für die folgenden Tätigkeiten verlangen die
Mitgliedstaaten die Einholung einer Erlaubnis:
(a)         
den Betrieb und die Stilllegung jeder Anlage des
Kernbrennstoffkreislaufs sowie den Betrieb und die Stilllegung von
Uranbergwerken;
(b)         
den absichtlichen Zusatz radioaktiver Stoffe bei
der Produktion und Herstellung von Verbraucherprodukten oder sonstigen
Produkten, einschließlich Arzneimitteln, und die Einfuhr oder die Ausfuhr
solcher Produkte;
(c)         
die Herstellung, Verwendung oder Inbesitznahme
einer hoch radioaktiven umschlossenen Strahlenquelle;
(d)         
den Betrieb und die Stilllegung einer Anlage zur
Aufbereitung, Zwischen- oder Endlagerung radioaktiver Abfälle; 
(e)         
Tätigkeiten, bei denen davon auszugehen ist, dass
Arbeitskräfte im Normalbetrieb und unter normalen Arbeitsbedingungen eine
effektive Jahresdosis von mehr als 6 mSv erhalten;
(f)           
Tätigkeiten, bei denen erhebliche Mengen
luftgetragener oder flüssiger radioaktiver Stoffe an die Umwelt abgegeben
werden.
3.                      
Für die folgenden Tätigkeiten verlangen die
Mitgliedstaaten entweder eine Registrierung oder die Einholung einer Erlaubnis:
(a)         
die absichtliche Verabreichung radioaktiver Stoffe
an Personen und, sofern der Strahlenschutz von Menschen betroffen ist, Tiere
zum Zwecke der ärztlichen oder tierärztlichen Diagnose, Behandlung oder
Forschung;
(b)         
die Verwendung von Strahlengeneratoren oder
radioaktiven Quellen für die industrielle Radiographie, die Behandlung von
Produkten oder die Forschung sowie die Verwendung von Beschleunigern mit
Ausnahme von Elektronenmikroskopen;
(c)         
der Einsatz von Strahlengeneratoren oder
radioaktiven Quellen für medizinische Expositionen;
(d)         
die Herstellung und den Betrieb von elektrischer
Ausrüstung, die ionisierende Strahlung aussendet und mit einer
Potenzialdifferenz von mehr als 30 kV betrieben wird, sowie die Ein- und
Ausfuhr solcher Ausrüstung;
(e)         
Tätigkeiten, bei denen davon auszugehen ist, dass
Arbeitskräfte im Normalbetrieb und unter normalen Arbeitsbedingungen eine
effektive Jahresdosis von mehr als 1 mSv erhalten;
(f)           
von den Mitgliedstaaten gemäß Artikel 24
ermittelte industrielle Tätigkeiten, die mit natürlich vorkommenden
radioaktiven Materialien verbunden sind und bei denen davon auszugehen ist,
dass sie für eine Einzelperson der Bevölkerung zu einer effektiven Dosis
führen, die 0,3 mSv pro Jahr entspricht oder darüber liegt.
4.                      
Die Mitgliedstaaten können für andere als die in
den Absätzen 2 und 3 aufgeführten Arten von Tätigkeiten eine Registrierung
oder die Einholung einer Erlaubnis verlangen.
Artikel 28
Genehmigungsverfahren
1.                      
Zu Genehmigungszwecken verlangen die
Mitgliedstaaten die Bereitstellung von Informationen entsprechend der Art der
Tätigkeit und der damit verbundenen Risiken. 
2.                      
Die für den Zweck der Erteilung einer Erlaubnis
erforderlichen Informationen beinhalten zumindest Folgendes:
(a)         
Zuständigkeiten und organisatorische Vorkehrungen
für Schutz und Sicherheit; 
(b)         
Fachkenntnisse des Personals, einschließlich
Unterweisung und Fortbildung,
(c)         
Auslegungsmerkmale der Anlage und Strahlenquellen;
(d)         
vorsorglich berücksichtigte berufliche Exposition
und Exposition der Bevölkerung im Normalbetrieb;
(e)         
sicherheitstechnische Bewertung der Tätigkeiten und
der Anlage zur 
(i) Ermittlung von Situationen, in denen es zu
potenziellen Expositionen oder unfallbedingten und unbeabsichtigten
medizinischen Expositionen kommen könnte;
(ii) soweit durchführbar Abschätzung der
Wahrscheinlichkeit und Größenordung potenzieller Expositionen;
(iii) Bewertung der Qualität und des Umfangs von
Schutz- und Sicherheitsvorkehrungen, einschließlich technischer Merkmale und
Verwaltungsverfahren;
(iv) Festlegung der Betriebsgrenzwerte und
Betriebsbedingungen;
(f)           
Verfahren für Notfälle und
Kommunikationsverbindungen;
(g)         
Wartung, Prüfung, Inspektion und Bedienung, so dass
die Strahlenquelle und die Anlage die Auslegungsanforderungen, Betriebsgrenzen
und Betriebsbedingungen während ihrer gesamten Betriebszeit erfüllen; 
(h)         
Entsorgung radioaktiver Abfälle und Vorkehrungen
für die Endlagerung solcher Abfälle im Einklang mit den geltenden rechtlichen
Anforderungen;
(i)           
Entsorgung ausgedienter umschlossener
Strahlenquellen;
(j)           
Qualitätssicherung.
3.                      
Eine Erlaubnis enthält spezifische Bedingungen, mit
denen gewährleistet wird, dass die Bestandteile der Erlaubnis rechtlich
durchsetzbar sind, oder mit denen angemessene Einschränkungen der
Betriebsgrenzwerte oder Betriebsbedingungen vorgeschrieben werden. In den Bedingungen wird auch die förmliche, dokumentierte Umsetzung
des Optimierungsgrundsatzes vorgeschrieben.
4.                      
Gegebenfalls enthält eine Erlaubnis eine
Ableitungsgenehmigung, die gemäß den Auflagen des Kapitels VIII für die
Abgabe flüssiger oder luftgetragener radioaktiver Stoffe an die Umwelt erteilt
wird.
5.                      
Die Mitgliedstaaten verlangen von dem Unternehmen,
unverzüglich das Eintreten signifikanter Vorfälle zu melden, die zu einer
Exposition einer Einzelperson führen oder voraussichtlich führen werden, die in
Bezug auf berufliche Expositionen oder die Exposition der Bevölkerung über die
in den Auflagen der Erlaubnis festgelegten Betriebsgrenzwerte oder Betriebsbedingungen
oder bei medizinischen Expositionen über die von den Behörden festgelegten
Grenzwerte und Bedingungen hinausgeht.
Artikel 29
Freigabe aus der aufsichtsrechtlichen
Kontrolle
1.                      
Für die sich aus einer genehmigungspflichtigen
Tätigkeit ergebende Beseitigung, Wiederverwertung oder Wiederverwendung von
radioaktiven Materialien ist eine Genehmigung vorgeschrieben.
2.                      
Die Materialien, die der Beseitigung,
Wiederverwertung oder Wiederverwendung zugeführt werden sollen, können von den
Anforderungen dieser Richtlinie ausgenommen werden, sofern deren
Aktivitätskonzentrationen je Masseneinheit 
(a)         
die Werte in Anhang VI Tabelle A
Teil 1 nicht überschreiten; oder
(b)         
spezifische Freigabewerte und damit verbundene
Anforderungen an bestimmte Materialien oder Materialien, die aus bestimmten
Arten von Tätigkeiten stammen, einhalten; diese spezifischen Freigabewerte
werden zusätzlich zu den allgemeinen Freigabewerten im Sinne von
Buchstabe a von der nationalen zuständigen Behörde gemäß den allgemeinen
Freistellungskriterien in Anhang VI Nummer 3 und unter Berücksichtigung
technischer Leitlinien der Gemeinschaft festgelegt.
3.                      
Für die Freigabe von Materialien, die natürlich
vorkommende Radionuklide enthalten, sind als Werte für die
Aktivitätskonzentrationen je Masseneinheit die Werte in Anhang VI
Tabelle A Teil 2 zugrunde zu legen. Jedoch
gelten die folgenden Anforderungen:
(a)         
Für Tätigkeiten, für die gemäß Artikel 27
Absatz 3 Buchstabe f eine Erlaubnis erteilt werden muss, müssen die
Dosiskriterien für die Freigabe von Materialien, die natürlich vorkommende
Radionuklide enthalten, eingehalten werden.
(b)         
Für sonstige Tätigkeiten, für die eine Erlaubnis
erteilt wurde, insbesondere solche, die Teil des Kernbrennstoffkreislaufs sind,
müssen die Freigabewerte die Dosiskriterien für die Freigabe von Materialien,
die künstliche Radionuklide enthalten, einhalten.
(c)         
Für genehmigte notifizierungspflichtige Tätigkeiten
gemäß Artikel 25 Absatz 3 müssen die entsprechenden Anforderungen an
das Inverkehrbringen von Baumaterial eingehalten werden.
4.                      
Die absichtliche Verdünnung radioaktiver
Rückstände, die keine Vermischung von Materialien darstellt, die im
Normalbetrieb erfolgt, wenn Radioaktivität nicht von Belang ist, ist nicht
erlaubt. Die zuständige Behörde kann in bestimmten
Situationen das Vermischen radioaktiver Rückstände, die natürlich vorkommende
Radionuklide enthalten, mit anderen Materialien genehmigen, um die
Wiederverwendung und Wiederverwertung dieser Materialien zu fördern und die
Exposition der Bevölkerung zu verringern.
KAPITEL VI
Schutz von
Arbeitskräften, Auszubildenden und Studierenden
Artikel 30
Zuständigkeiten
1.                      
Die Anforderungen dieses Kapitels und der
Artikel 9, 10, 11 und 12 im Zusammenhang mit der beruflichen Exposition
gelten für den Schutz von Arbeitskräften in allen Expositionssituationen, in
denen ein Unternehmen oder eine andere juristische Person die rechtliche
Verantwortung für ihre Exposition am Arbeitsplatz oder infolge ihrer Arbeit
trägt, z. B.
(a)         
der Arbeitgeber der externen Arbeitskräfte,
(b)         
die für den Schutz der Notfalleinsatzkräfte
zuständige Organisation,
(c)         
die für die Sanierung von kontaminierten Flächen,
Gebäuden und sonstigen Bauten zuständige Organisation,
(d)         
der Arbeitgeber, der in der in Artikel 53
Absatz 4 genannten Situation rechtlich für die Exposition der Arbeitskräfte
gegenüber Radon am Arbeitsplatz verantwortlich ist.
2.                      
Ein Unternehmen ist auch bei Auszubildenden und
Studierenden, die im Rahmen ihrer Ausbildung mit Strahlenquellen umgehen
müssen, für die berufliche Exposition verantwortlich, ebenso bei Selbständigen
oder Personen, die freiwillig oder für eine Wohltätigkeitsorganisation
arbeiten.
3.                      
Das Unternehmen ist für die Bewertung und
Durchführung der Vorkehrungen für den Strahlenschutz strahlenexponierter
Arbeitskräfte verantwortlich.
Artikel 31
Maßnahmen zum Schutz der Arbeitskräfte
Die
Maßnahmen zum Schutz strahlenexponierter Arbeitskräfte stützen sich auf
(a)         
eine vorherige Einschätzung von Art und
Größenordnung des radiologischen Risikos für die strahlenexponierten
Arbeitskräfte; 
(b)         
die Anwendung des Prinzips der Optimierung des
Strahlenschutzes unter allen Arbeitsbedingungen;
(c)         
die Einteilung der Arbeitskräfte in verschiedene
Kategorien;
(d)         
die Anwendung von Kontroll- und
Überwachungsmaßnahmen auf die verschiedenen Arbeitsbereiche und
Arbeitsbedingungen, erforderlichenfalls einschließlich einer individuellen
Überwachung;
(e)         
die medizinische Überwachung.
Artikel 32
Konsultation des Strahlenschutzexperten
Die
Mitgliedstaaten schreiben vor, dass das Unternehmen einen
Strahlenschutzexperten hinsichtlich der Prüfung und Kontrolle der
Schutzvorrichtungen und Messgeräte konsultiert, insbesondere bei
(a)         
der vorherigen kritischen Prüfung von Plänen für
Anlagen unter Strahlenschutzgesichtspunkten;
(b)         
der Abnahme bei der Inbetriebnahme neuer oder
umgebauter Strahlenquellen unter Strahlenschutzgesichtspunkten;
(c)         
der regelmäßigen Überprüfung der Wirksamkeit der
Schutzvorrichtungen und ‑verfahren;
(d)         
der regelmäßigen Kalibrierung der Messgeräte sowie
der regelmäßigen Überprüfung ihrer einwandfreien Arbeitsweise und richtigen
Verwendung.
Artikel 33
Vorkehrungen am Arbeitsplatz
1.                      
Für alle Arbeitsplätze, an denen das Risiko einer
Exposition gegenüber ionisierender Strahlung mit möglicher Überschreitung einer
effektiven Dosis von 1 mSv pro Jahr oder einer Äquivalentdosis von
15 mSv pro Jahr für die Augenlinse bzw. 50 mSv pro Jahr für Haut
und Extremitäten gegeben ist, sind Strahlenschutzvorkehrungen zu treffen. Diese Vorkehrungen sind der Art der Anlagen und der Strahlenquellen
sowie dem Umfang und der Art der Gefahren anzupassen.
2.                      
Für Tätigkeiten, bei denen natürlich vorkommende
radioaktive Materialien eingesetzt werden und bei denen es wahrscheinlich ist,
dass die von den Arbeitskräften aufgenommene effektive Dosis höher als
6 mSv pro Jahr ist, gelten die Anforderungen dieses Kapitels. Beträgt die von den Arbeitskräften aufgenommene effektive Dosis
6 mSv pro Jahr oder weniger, schreiben die zuständigen Behörden den
Unternehmen mindestens vor, die Expositionen fortlaufend zu überwachen, wobei
die Möglichkeiten eines besseren Schutzes sowie die Möglichkeit, dass die Dosen
aufgrund veränderter Prozesse oder einer veränderten Arbeitsgestaltung mit der
Zeit höher werden, zu berücksichtigen sind.
3.                      
Die relevanten Bestimmungen dieses Kapitels gelten
auch für Unternehmen, die Flugzeuge betreiben, wenn die vom fliegenden Personal
aufgrund kosmischer Strahlung aufgenommene effektive Dosis wahrscheinlich mehr
als 6 mSv pro Jahr beträgt. Beträgt die vom
fliegenden Personal aufgenommene effektive Dosis höchstens 6 mSv und
wahrscheinlich mehr als 1 mSv pro Jahr, schreiben die zuständigen Behörden
den Unternehmen mindestens vor, die Expositionen fortlaufend zu überwachen,
wobei die Möglichkeit zu berücksichtigen ist, dass die Dosen sich mit der Zeit
oder aufgrund einer veränderten Arbeitsgestaltung ändern. Die Unternehmen
ergreifen geeignete Maßnahmen, um insbesondere
(a)         
die Exposition des betreffenden Personals zu
ermitteln;
(b)         
bei der Aufstellung der Arbeitspläne der
ermittelten Exposition im Hinblick auf eine Verringerung der Dosen für stark
exponiertes Personal Rechnung zu tragen;
(c)         
die betreffenden Arbeitnehmer über die
gesundheitlichen Gefahren ihrer Arbeit und ihre individuelle Dosis zu
unterrichten.
Artikel 34
Einstufung der Arbeitsstätten
1.                      
Arbeitsstätten werden auf der Grundlage einer
Abschätzung der erwarteten Jahresdosen und der Wahrscheinlichkeit und
Größenordnung potenzieller Strahlenexpositionen gegebenenfalls in verschiedene
Bereiche eingeteilt.
2.                      
Es ist zu unterscheiden zwischen Kontrollbereichen
und Überwachungsbereichen. Die zuständigen Behörden legen
unter Berücksichtigung besonderer Umstände die Kriterien zur Einstufung der
Kontroll- und der Überwachungsbereiche fest.
3.                      
Die Arbeitsbedingungen in Kontroll- und
Überwachungsbereichen sind von dem Unternehmen fortlaufend zu überwachen.
Artikel 35
Anforderungen für Kontrollbereiche
1.                      
Für Kontrollbereiche gelten folgende
Mindestanforderungen:
(a)         
Der Kontrollbereich ist abzugrenzen und der Zugang
ist auf Personen zu beschränken, die entsprechende Anweisungen erhalten haben; ferner sind Zugangskontrollen gemäß von dem Unternehmen schriftlich festgelegten
Verfahren durchzuführen. Besteht eine nennenswerte Gefahr der Ausbreitung
radioaktiver Kontamination, sind besondere Vorkehrungen zu treffen, u. a.
für den Zugang und Abgang von Personen und Gütern sowie für die Überwachung der
Kontamination im Kontrollbereich und in benachbarten Bereichen.
(b)         
Unter Berücksichtigung von Art und Umfang der
Strahlenrisiken im Kontrollbereich ist eine radiologische Überwachung des
Arbeitsumfeldes gemäß Artikel 37 einzurichten.
(c)         
Es ist eine Beschilderung unter Angabe der Art des
Bereichs, der Art der Strahlenquellen und der mit diesen verbundenen Gefahren
vorzusehen.
(d)         
Ferner sind Arbeitsanweisungen vorzusehen, die den
mit den jeweiligen Strahlenquellen und Tätigkeiten verbundenen radiologischen
Risiken entsprechen.
2.                      
Das Unternehmen ist nach Absprache mit dem
Strahlenschutzexperten für die Erfüllung dieser Anforderungen verantwortlich.
Artikel 36
Anforderungen für Überwachungsbereiche
1.                      
Für Überwachungsbereiche gelten folgende
Anforderungen:
(a)         
Unter Berücksichtigung von Art und Umfang der
Strahlenrisiken im Überwachungsbereich ist eine radiologische Überwachung des
Arbeitsumfeldes gemäß Artikel 37 einzurichten.
(b)         
Es ist eine Beschilderung unter Angabe der Art des
Bereichs, der Art der Strahlenquellen und der mit diesen verbundenen Gefahren
vorzusehen.
(c)         
Ferner sind Arbeitsanweisungen vorzusehen, die den
mit den jeweiligen Strahlenquellen und Tätigkeiten verbundenen radiologischen
Risiken entsprechen.
2.                      
Das Unternehmen ist nach Absprache mit dem
Strahlenschutzexperten für die Erfüllung dieser Anforderungen verantwortlich.
Artikel 37
Radiologische Überwachung des
Arbeitsumfeldes
1.                      
Die in Artikel 35 Absatz 1
Buchstabe b und Artikel 36 Absatz 1 Buchstabe a genannte
radiologische Überwachung des Arbeitsumfeldes umfasst, soweit dies angebracht
ist,
(a)         
die Messung von externen Dosisleistungen unter
Angabe der Art und Qualität der betreffenden Strahlung;
(b)         
die Messung der Luftaktivitätskonzentration und der
Oberflächendichte der kontaminierenden Radionuklide unter Angabe ihrer Art und
ihrer physikalischen und chemischen Beschaffenheit;
(c)         
die Messung der Radonkonzentration am Arbeitsplatz.
2.                      
Die Ergebnisse der Messungen werden aufgezeichnet
und dienen erforderlichenfalls zur Abschätzung der individuellen Exposition
gemäß Artikel 39.
Artikel 38
Kategorien strahlenexponierter
Arbeitskräfte
1.                      
Zu Kontroll- und Überwachungszwecken wird zwischen
zwei Kategorien strahlenexponierter Arbeitskräfte unterschieden:
(a)         
Kategorie A: strahlenexponierte
Arbeitskräfte, bei denen davon auszugehen ist, dass sie eine höhere effektive Dosis
als 6 mSv pro Jahr oder eine höhere Äquivalentdosis als 15 mSv pro
Jahr für die Augenlinse oder als 150 mSv pro Jahr für Haut und
Extremitäten erhalten;
(b)         
Kategorie B: strahlenexponierte Arbeitskräfte, die
nicht der Kategorie A angehören.
2.                      
Die in Absatz 1 erläuterte Unterscheidung
zwischen zwei Kategorien strahlenexponierter Arbeitskräfte wird vor der
Einstellung einer Person für eine mit Strahlenexposition verbundene Arbeit
vorgenommen und ist auf der Grundlage der Arbeitsbedingungen und der Ergebnisse
der medizinischen Überwachung regelmäßig zu überprüfen.
3.                      
Bei Notfalleinsatzkräften wirkt sich die gegebenenfalls
getroffene Unterscheidung zwischen zwei Kategorien strahlenexponierter
Arbeitskräfte, die in Absatz 1 erläutert wird, nicht auf die Überwachungsanforderungen
nach den Artikeln 37 sowie 39 bis 43 aus, solange die Arbeitskräfte sich nicht
tatsächlich in einer Notfall-Expositionssituation befinden.
Artikel 39
Individuelle Überwachung
1.                      
Arbeitskräfte der Kategorie A werden anhand
individueller Messungen, die von einem Dosimetrie-Dienst vorgenommen werden,
systematisch überwacht. In den Fällen, in denen davon
auszugehen ist, dass Arbeitskräfte der Kategorie A einer erheblichen
internen Exposition ausgesetzt sind oder eine erhebliche Exposition der
Augenlinse oder der Extremitäten gegeben ist, ist ein geeignetes
Überwachungssystem einzurichten. Die zuständige Behörde achtet besonders
darauf, dass solche Arbeitskräfte ermittelt werden.
2.                      
Durch die Überwachung von Arbeitskräften der
Kategorie B muss zumindest nachgewiesen werden können, dass diese
Arbeitskräfte ordnungsgemäß in Kategorie B eingestuft sind. Die Mitgliedstaaten können für Arbeitskräfte der Kategorie B eine
individuelle Überwachung und, falls erforderlich, individuelle, von einem
Dosimetrie-Dienst vorzunehmende Messungen vorschreiben.
3.                      
Falls individuelle Messungen nicht durchführbar
oder ungeeignet sind, ist die individuelle Überwachung auf eine Schätzung zu
stützen, die anhand von individuellen Messungen bei anderen strahlenexponierten
Arbeitskräften oder den Ergebnissen der Überwachung des Arbeitsumfelds nach
Artikel 37 vorgenommen wird.
Artikel 40
Überwachung bei unfallbedingter
Strahlenexposition
Bei
unfallbedingter Strahlenexposition ermittelt das Unternehmen in Zusammenarbeit
mit dem Dosimetrie-Dienst die relevanten Dosen und ihre Verteilung im Körper.
Artikel 41
Erfassung und Übermittlung der Ergebnisse
1.                      
Für jede strahlenexponierte Arbeitskraft, die
individuell überwacht wird, wird eine Akte mit den Überwachungsergebnissen
erstellt.
2.                      
Für die Zwecke des Absatzes 1 sind folgende
Informationen über strahlenexponierte Arbeitskräfte zu berücksichtigen:
(a)         
eine Aufzeichnung der gemessenen oder
gegebenenfalls geschätzten Expositionen und der individuellen Dosen gemäß den
Artikeln 39, 40, 51 und 52;
(b)         
bei den in den Artikeln 40 und 52 angeführten
Expositionen die Berichte über die näheren Umstände und die ergriffenen
Maßnahmen;
(c)         
sofern erforderlich, die Ergebnisse der
Arbeitsplatzüberwachung, die zur Ermittlung der individuellen Dosen
herangezogen wurden.
3.                      
Die in Absatz 1 genannten Informationen sind
während der Dauer der mit einer Strahlenexposition verbundenen Beschäftigung
der Arbeitskräfte und danach so lange aufzubewahren, bis die betreffende Person
das 75. Lebensjahr vollendet oder vollendet hätte, mindestens jedoch
30 Jahre lang nach Beendigung der mit der Strahlenexposition verbundenen
Tätigkeit.
4.                      
Eine Exposition im Sinne der Artikel 40, 51 und 52
wird gesondert in der in Absatz 1 genannten Akte erfasst.
5.                      
Werden die Überwachungsergebnisse für den Umgang
mit geplanten Expositionssituationen verwendet, sind geeignete Vorkehrungen zu
treffen, damit Expositionen, die auf eine bestehende Expositionssituation
zurückzuführen sind – externe Hintergrundstrahlung oder Radoneintritt aus dem
Boden bei Industriezweigen, in denen natürlich vorkommende radioaktive
Materialien verarbeitet werden – nicht in die Aufzeichnungen aufgenommen
werden.
Artikel 42
Zugang zu den Ergebnissen
1.                      
Die Mitgliedstaaten schreiben vor, dass die
Ergebnisse der individuellen Überwachung nach den Artikeln 39, 40 und 52 
(a)         
den zuständigen Behörden, dem Unternehmen und dem
Arbeitgeber der externen Arbeitskräfte zugänglich gemacht werden,
(b)         
der betreffenden Arbeitskraft gemäß Artikel 43
Absatz 1 zugänglich gemacht werden,
(c)         
den arbeitsmedizinischen Diensten übermittelt
werden, damit diese ihre Auswirkungen auf die menschliche Gesundheit gemäß
Artikel 44 bewerten,
(d)         
in das Datensystem für die individuelle
Strahlenüberwachung eingegeben werden, das der jeweilige Mitgliedstaat im
Einklang mit Absatz 2 eingerichtet hat.
2.                      
Die Mitgliedstaaten legen fest, wie die Ergebnisse
der individuellen Überwachung zur Verfügung zu stellen sind.
3.                      
Über das Datensystem für die individuelle
Strahlenüberwachung sind mindestens die in Anhang VIII Abschnitt A
aufgeführten Daten zu übermitteln. 
4.                      
Bei unfallbedingter Strahlenexposition oder
Notfallexposition sind die Ergebnisse der individuellen Überwachung
unverzüglich mitzuteilen.
Artikel 43
Zugang
der Arbeitskräfte zu den Ergebnissen
1.                      
Die Mitgliedstaaten schreiben vor, dass die
Arbeitskräfte auf Ersuchen Zugang zu den Ergebnissen ihrer individuellen
Überwachung, einschließlich der für die Ergebnisermittlung gegebenenfalls
verwendeten Messergebnisse, oder zu den für sie als Ergebnis der Messungen am
Arbeitsplatz ermittelten Dosen erhalten.
2.                      
Die Mitgliedstaaten erleichtern den Austausch aller
relevanten Informationen über die bisher von einer Arbeitskraft aufgenommenen
Dosen zwischen den zuständigen Behörden, den arbeitsmedizinischen Diensten, den
Strahlenschutzexperten und den Dosimetrie-Diensten in der Union, damit die in
Artikel 44 vorgeschriebene medizinische Untersuchung vor der Einstellung
oder Einstufung als Arbeitskraft der Kategorie A durchgeführt und die
künftige Exposition der Arbeitskraft überwacht werden kann.
Artikel 44
Medizinische Überwachung
strahlenexponierter Arbeitskräfte
1.                      
Die medizinische Überwachung strahlenexponierter
Arbeitskräfte ist nach den allgemeinen Grundsätzen der Arbeitsmedizin
durchzuführen.
2.                      
Für die medizinische Überwachung von Arbeitskräften
der Kategorie A sind die arbeitsmedizinischen Dienste zuständig.
Diese medizinische Überwachung muss die
Beurteilung des Gesundheitszustands der überwachten Arbeitskräfte im Hinblick
auf ihre gesundheitliche Tauglichkeit zur Ausführung der ihnen übertragenen
Aufgaben ermöglichen. Zu diesem Zweck müssen die
arbeitsmedizinischen Dienste Zugang zu allen sachdienlichen Informationen,
einschließlich der Umgebungsbedingungen am Arbeitsplatz, erhalten.
3.                      
Die medizinische Überwachung umfasst
(a)         
eine medizinische Untersuchung vor der Einstellung
oder Einstufung als Arbeitskraft der Kategorie A, um die Tauglichkeit der
Arbeitskraft für einen für sie vorgesehenen Arbeitsplatz der Kategorie A
festzustellen,
(b)         
die regelmäßige Überprüfung des
Gesundheitszustands.
Der Gesundheitszustand
aller Arbeitskräfte der Kategorie A muss mindestens einmal jährlich
überprüft werden, damit festgestellt werden kann, ob sie weiterhin tauglich für
die Durchführung ihrer Aufgaben sind. Die Art dieser
Überprüfungen, die so oft vorgenommen werden können, wie die arbeitsmedizinischen
Dienste dies für notwendig halten, hängt von der Art der Arbeit und dem
Gesundheitszustand der jeweiligen Arbeitskraft ab.
4.                      
Die arbeitsmedizinischen Dienste können darauf
hinweisen, dass die medizinische Überwachung nach Beendigung der Arbeit so lange
fortzusetzen ist, wie sie dies zur Gewährleistung der Gesundheit der
betreffenden Person für erforderlich halten.
Artikel 45
Medizinische Einstufung
Für die Tauglichkeit als Arbeitskraft der
Kategorie A gilt folgende medizinische Einstufung:
(a)         
tauglich;
(b)         
bedingt tauglich;
(c)         
nicht tauglich.
Artikel 46
Verbot der Beschäftigung oder Einstufung
nicht tauglicher Arbeitskräfte als Kategorie-A-Arbeitskräfte
Keine Arbeitskraft darf für irgendeinen
Zeitraum für eine bestimmte Arbeit als Arbeitskraft der Kategorie A eingestellt
oder eingestuft werden, wenn bei der medizinischen Überwachung festgestellt
wurde, dass sie für diese bestimmte Arbeit untauglich ist.
Artikel 47
Gesundheitsakten
1.                      
Für jede Arbeitskraft der Kategorie A ist eine
Gesundheitsakte zu erstellen und während der Tätigkeit der Arbeitskraft in
dieser Kategorie auf dem neuesten Stand zu halten. Die
Akte ist danach so lange aufzubewahren, bis die betreffende Person das
75. Lebensjahr vollendet hat oder vollendet hätte, mindestens jedoch 30
Jahre lang nach Beendigung der mit einer Strahlenexposition verbundenen Arbeit.
2.                      
Die Gesundheitsakte enthält Angaben über die Art
der Arbeit, die Ergebnisse der ärztlichen Untersuchungen vor der Einstellung
oder Einstufung als Arbeitskraft der Kategorie A und der regelmäßigen
Überprüfung des Gesundheitszustands sowie die Aufzeichnung der Dosen gemäß
Artikel 41.
Artikel 48
Besondere medizinische Überwachung
1.                      
Zusätzlich zu der medizinischen Überwachung
strahlenexponierter Arbeitskräfte nach Artikel 44 sind alle weiteren
Maßnahmen zu treffen, die die arbeitsmedizinischen Dienste zum
Gesundheitsschutz strahlenexponierter Arbeitskräfte für notwendig halten,
z. B. weitere Untersuchungen, Dekontaminationsmaßnahmen oder dringende
Behandlungsmaßnahmen.
2.                      
Eine besondere medizinische Überwachung ist immer
dann vorzunehmen, wenn die effektive Jahresdosis über 50 mSv liegt oder
ein anderer Dosisgrenzwert nach Artikel 10 Absatz 2 überschritten
wurde.
3.                      
Die Bedingungen künftiger Strahlenexpositionen
unterliegen der Zustimmung der arbeitsmedizinischen Dienste.
Artikel 49
Rechtsbehelfe
Die Mitgliedstaaten legen das Verfahren für
Rechtsbehelfe gegen die Befunde und Entscheidungen nach den Artikeln 45, 46 und
48 fest.
Artikel 50
Schutz externer Arbeitskräfte
1.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass externe
Arbeitskräfte durch das System der individuellen Strahlenüberwachung den
gleichen Schutz erhalten wie die vom Unternehmen auf Dauer beschäftigten
Arbeitskräfte.
2.                      
Das Unternehmen ist unmittelbar oder über
vertragliche Vereinbarungen mit dem Arbeitgeber der externen Arbeitskräfte für
die Maßnahmen zum Strahlenschutz der externen Arbeitskräfte verantwortlich.
3.                      
Insbesondere obliegt es dem Unternehmen, 
(a)         
sich davon zu überzeugen, dass die externe
Arbeitskraft für die ihr übertragene Tätigkeit als gesundheitlich tauglich
befunden wurde;
(b)         
sicherzustellen, dass die externe Arbeitskraft
neben der Grundausbildung im Strahlenschutz gemäß Artikel 16 eine
spezielle Fortbildung mit Bezug auf die Besonderheiten sowohl des
Kontrollbereichs als auch der Tätigkeit erhalten hat;
(c)         
sicherzustellen, dass die externe Arbeitskraft über
die erforderliche persönliche Schutzausrüstung verfügt;
(d)         
sicherzustellen, dass die Strahlenexposition der
externen Arbeitskraft in einer der Art der Tätigkeit angemessenen Weise
individuell überwacht wird und erforderlichenfalls entsprechende Maßnahmen zur
dosimetrischen Überwachung ergriffen werden;
(e)         
sicherzustellen, dass das Schutzsystem nach
Kapitel III angewendet wird;
(f)           
alle zweckdienlichen Maßnahmen zu gewährleisten
oder zu ergreifen, damit nach Beendigung einer Tätigkeit die in
Anhang VIII Abschnitt B Nummer 2 genannten individuellen
Strahlenüberwachungsdaten für jede externe Arbeitskraft erfasst werden.
4.                      
Die Arbeitgeber der externen Arbeitskräfte stellen
unmittelbar oder über vertragliche Vereinbarungen mit dem Unternehmen sicher,
dass der Strahlenschutz ihrer Arbeitskräfte den relevanten Bestimmungen dieser
Richtlinie entspricht, insbesondere, indem sie
(a)         
sicherstellen, dass das Schutzsystem nach
Kapitel III angewendet wird;
(b)         
für die Unterweisung und die Fortbildung auf dem
Gebiet des Strahlenschutzes gemäß Artikel 16 sorgen;
(c)         
gewährleisten, dass bei ihren Arbeitnehmern nach
Maßgabe des Artikels 37 und der Artikel 39 bis 48 die Strahlenexposition
ermittelt wird und sie medizinisch überwacht werden;
(d)         
sicherstellen, dass die radiologischen Daten über
die individuelle Strahlenüberwachung jeder ihrer Arbeitskräfte im Sinne von
Anhang VIII Abschnitt B Nummer 1 im Datensystem für die
individuelle Strahlenüberwachung nach Artikel 42 Absatz 1 Buchstabe d auf
dem neuesten Stand sind.
5.                      
Alle externen Arbeitskräfte sind verpflichtet,
selbst, soweit möglich, ihren Beitrag zu dem Schutz zu leisten, von dem sie im
Rahmen des in Absatz 1 genannten radiologischen Überwachungssystems
profitieren.
Artikel 51
Gesondert genehmigte Strahlenexpositionen
1.                      
Unter außergewöhnlichen von Fall zu Fall zu
beurteilenden Umständen, mit Ausnahme von Notfällen, können die zuständigen
Behörden, wenn dies zur Durchführung spezifischer Arbeitsvorgänge notwendig
ist, individuelle berufliche Strahlenexpositionen bestimmter freiwilliger
Arbeitskräfte genehmigen, die die in Artikel 10 festgelegten
Dosisgrenzwerte überschreiten, vorausgesetzt, diese Strahlenexpositionen sind
zeitlich begrenzt, auf bestimmte Arbeitsbereiche beschränkt und liegen innerhalb
der von den zuständigen Behörden für diesen speziellen Fall festgelegten
Expositionshöchstwerte. Dabei ist Folgendes zu
berücksichtigen: 
(a)         
solchen Strahlenexpositionen dürfen nur
Arbeitskräfte der Kategorie A im Sinne des Artikels 38 ausgesetzt werden;
(b)         
Auszubildende, Studierende, schwangere Frauen und,
sofern das Risiko der Inkorporation von Radionukliden besteht, stillende Frauen
sind von derartigen Strahlenexpositionen ausgeschlossen; 
(c)         
das Unternehmen hat solche Strahlenexpositionen im
Voraus sorgfältig zu rechtfertigen und eingehend mit den freiwilligen
Arbeitskräften, ihren Vertretern, den arbeitsmedizinischen Diensten bzw. dem
Strahlenschutzexperten zu erörtern;
(d)         
den betreffenden Arbeitskräften sind im Voraus
Informationen über die mit den Arbeitsvorgängen verbundenen Risiken und über
die während dieser Vorgänge zu ergreifenden Vorsorgemaßnahmen zu übermitteln;
(e)         
alle mit gesondert genehmigten Strahlenexpositionen
zusammenhängenden Dosen sind separat in die Gesundheitsakte nach
Artikel 47 und die individuelle Akte nach Artikel 41 aufzunehmen.
2.                      
Die Überschreitung von Dosisgrenzwerten im Rahmen
gesondert genehmigter Strahlenexpositionen rechtfertigt nicht zwangsläufig, die
Arbeitskräfte von ihrer normalen Tätigkeit auszuschließen oder ihnen einen
anderen Arbeitsplatz zuzuweisen, ohne ihr Einverständnis einzuholen.
3.                      
Eine Überschreitung der Dosisgrenzwerte bei der
Exposition des fliegenden Personals ist als gesondert zu genehmigende
Strahlenexposition zu behandeln.
Artikel 52
Berufsbedingte Notfallexposition
1.                      
Die Notfalleinrichtungen stellen sicher, dass keine
Notfalleinsatzkraft Tätigkeiten ausführt, die zur Aufnahme von höheren Dosen
als 50 mSv führt, abgesehen von bestimmten Fällen, die im nationalen
Notfallplan aufgeführt sind. In diesen Fällen werden
geeignete Referenzwerte oberhalb von 50 mSv festgelegt. In
Ausnahmesituationen kann zur Rettung von Leben, zur Vermeidung schwerer
strahlungsbedingter Gesundheitsschäden oder zur Vermeidung eines
Katastrophenzustands ein Referenzwert oberhalb von 100 mSv festgelegt werden.
2.                      
Die Notfalleinrichtungen stellen sicher, dass es
sich bei Notfalleinsatzkräften, die wahrscheinlich Tätigkeiten ausführen
werden, bei denen eine Dosis von 50 mSv überschritten werden kann, um
Freiwillige handelt, die im Voraus eindeutige und umfassende Informationen über
die mit den Tätigkeiten verbundenen Gesundheitsrisiken und die verfügbaren
Schutzmaßnahmen erhalten haben.
3.                      
Für Notfallexpositionen schreiben die
Mitgliedstaaten eine radiologische Kontrolle und die medizinische Überwachung
der Notfalleinsatzkräfte vor. Die individuelle Überwachung
und die Ermittlung der individuellen Dosen ist entsprechend den Umständen
durchzuführen.
Artikel 53
Radon am Arbeitsplatz
1.                      
Im Rahmen des in Artikel 103 genannten
Maßnahmenplans legen die Mitgliedstaaten nationale Referenzwerte für die
Radonkonzentration in Gebäuden fest. Diese dürfen einen
jährlichen Durchschnittswert von 1000 Bq m-3 am Arbeitsplatz
nicht überschreiten.
2.                      
Im Rahmen des nationalen Maßnahmenplans stellen die
Mitgliedstaaten sicher, dass in radongefährdeten Gebieten Radonmessungen an
Arbeitsplätzen im Erdgeschoss oder im Untergeschoss sowie an bestimmten Arten
von Arbeitsplätzen durchgeführt werden, die im Maßnahmenplan genannt sind. 
3.                      
Die Mitgliedstaaten verlangen von Unternehmen, in
denen der nationale Referenzwert für bestehende Arbeitsplätze überschritten
wird, dass sie im Einklang mit dem in Kapitel III beschriebenen
Optimierungsgrundsatz geeignete Maßnahmen zur Verringerung der
Radonkonzentration oder ‑exposition ergreifen.
4.                      
Wird an Arbeitsplätzen oder in bestimmten Räumen
innerhalb eines Gebäudes der Referenzwert trotz der nach Absatz 3
ergriffenen Maßnahmen weiterhin überschritten, behandeln die Mitgliedstaaten
diese Situation als geplante Expositionssituation und wenden die relevanten
Vorschriften des Artikels 30 Absatz 1 Buchstabe d für die berufliche
Exposition an.
KAPITEL VII
Schutz von
Patienten und anderen Personen bei medizinischer Exposition 
Artikel 54
Rechtfertigung
1.                      
Medizinische Expositionen müssen im Endergebnis
einen hinreichenden Nutzen erbringen, wobei ihr Gesamtpotenzial an
diagnostischem oder therapeutischem Nutzen, einschließlich des unmittelbaren
Nutzens für Gesundheit oder Wohlbefinden einer Einzelperson und des Nutzens für
die Gesellschaft, abzuwägen ist gegenüber der von der Exposition möglicherweise
verursachten Beeinträchtigung der Einzelperson; zu
berücksichtigen sind dabei die Wirksamkeit, der Nutzen und die Risiken
verfügbarer alternativer Verfahren, die demselben Zweck dienen, jedoch mit
keiner oder einer geringeren Exposition gegenüber ionisierender Strahlung
verbunden sind. 
Zu berücksichtigen ist ferner die individuelle
Schädigung medizinisch-radiologischer Fachkräfte und sonstiger Personen durch
die Exposition.
Folgende Anforderungen sind zu beachten:
(a)         
Alle neuen Arten von Anwendungen mit medizinischer
Exposition müssen gerechtfertigt werden, bevor sie allgemein übernommen werden.
(b)         
Bestehende Arten von Anwendungen mit medizinischer
Exposition müssen überprüft werden, sobald neue wichtige Erkenntnisse über ihre
Wirksamkeit oder Folgen vorliegen.
(c)         
Jede einzelne medizinische Exposition muss im
Voraus unter Berücksichtigung der spezifischen Ziele der Exposition und der
Merkmale der betroffenen Person gerechtfertigt werden.
Ist eine Anwendung mit medizinischer Exposition
nicht allgemein gerechtfertigt, so kann eine einzelne Exposition dieser Art
unter besonderen, von Fall zu Fall zu beurteilenden und zu dokumentierenden
Umständen gerechtfertigt sein.
Die überweisende Person und die anwendende
Fachkraft bemühen sich nach Möglichkeit darum, frühere diagnostische
Erkenntnisse oder medizinische Aufzeichnungen, die für die geplante Exposition
relevant sind, zu erhalten und die entsprechenden Daten zu berücksichtigen, um
unnötige Expositionen zu vermeiden.
2.                      
Medizinische Expositionen zu biomedizinischen und
medizinischen Forschungszwecken müssen von einer nach nationalen Verfahren
eingesetzten Ethik-Kommission und/oder von den zuständigen Behörden geprüft
werden.
3.                      
Für medizinisch-radiologische Verfahren im Rahmen
von Reihenuntersuchungen hat eine spezielle Rechtfertigung durch die
Gesundheitsbehörde in Abstimmung mit den entsprechenden Berufsverbänden zu
erfolgen.
4.                      
Bei der Exposition von Betreuungs- und
Begleitpersonen muss ein ausreichender Gesamtnutzen vorhanden sein, wobei der
unmittelbare gesundheitliche Nutzen für einen Patienten, der Nutzen für die
Betreuungs- und Begleitpersonen und die von der Exposition möglicherweise
verursachte Schädigung zu berücksichtigen sind.
5.                      
Jedes medizinisch-radiologische Verfahren, das bei
einer asymptomatischen Einzelperson zur Früherkennung einer Krankheit
angewendet wird, muss Teil einer Reihenuntersuchung sein oder setzt eine in
Abstimmung mit der überweisenden Person erstellte spezielle dokumentierte
Rechtfertigung der anwendenden Fachkraft für die betroffene Person voraus, die
den Leitlinien der entsprechenden Berufsverbände und der zuständigen Behörden
entspricht. Besonders zu beachten ist die Unterrichtung
der Patienten gemäß Artikel 56 Absatz 3.
6.                      
Ist eine Exposition nach den Absätzen 1 bis 5 nicht
zu rechtfertigen, ist sie zu untersagen. 
Artikel 55
Optimierung
1.                      
Alle Dosen aufgrund medizinischer Expositionen zu
strahlendiagnostischen und interventionsradiologischen Zwecken sind so niedrig
zu halten, wie dies unter Berücksichtigung wirtschaftlicher und sozialer
Faktoren zur Gewinnung der benötigten Bilddaten möglich und vertretbar ist.
Bei allen medizinischen Expositionen von Personen
zu strahlentherapeutischen Zwecken ist die Exposition im Zielvolumen
individuell festzulegen; zu berücksichtigen ist, dass die Dosen
für die nicht als Zielvolumen oder -gewebe geltenden Körperbereiche so niedrig
zu halten sind, wie dies im Hinblick auf den beabsichtigten
strahlentherapeutischen Zweck der Exposition möglich und vertretbar ist.
2.                      
Die Mitgliedstaaten stellen sicher, dass
Referenzwerte für strahlendiagnostische Untersuchungen und gegebenenfalls für
interventionsradiologische Verfahren festgelegt, regelmäßig überprüft und
zugrunde gelegt werden und dass Leitlinien hierfür verfügbar sind. 
3.                      
Die Mitgliedstaaten gewährleisten, dass bei jedem
biomedizinischen und medizinischen Forschungsprojekt
(a)         
die betreffenden Personen freiwillig teilnehmen,
(b)         
diese Personen über die Expositionsrisiken
aufgeklärt werden,
(c)         
Dosisrichtwerte für die Personen festgelegt werden,
für die kein unmittelbarer medizinischer Nutzen durch die Exposition erwartet
wird,
(d)         
im Falle von Patienten, die sich freiwillig einer
experimentellen diagnostischen oder therapeutischen Anwendung unterziehen und
bei denen davon ausgegangen wird, dass sie einen diagnostischen oder
therapeutischen Nutzen aus dieser Anwendung ziehen, die jeweiligen Dosiswerte
von der anwendenden Fachkraft und/oder der überweisenden Person auf
individueller Basis geprüft werden.
4.                      
Die Optimierung umfasst die Auswahl der Ausrüstung,
die konsistente Gewinnung geeigneter diagnostischer Informationen oder
therapeutischer Ergebnisse, die praktischen Aspekte medizinischer
Expositionsverfahren, die Qualitätssicherung sowie die Ermittlung und Bewertung
von Patientendosen und Personaldosen oder der verabreichten Aktivität unter
Berücksichtigung wirtschaftlicher und sozialer Faktoren.
5.                      
Die Mitgliedstaaten stellen sicher, dass
(a)         
Dosisrichtwerte für die Exposition von Betreuungs-
und Begleitpersonen festgelegt werden,
(b)         
geeignete Leitlinien für die Exposition von Betreuungs-
und Begleitpersonen festgelegt werden.
6.                      
Die Mitgliedstaaten gewährleisten, dass die
anwendende Fachkraft oder das Unternehmen bei der Behandlung oder Untersuchung
eines Patienten mit Radionukliden dem Patienten oder seinem gesetzlichen
Vertreter gegebenenfalls schriftliche Anweisungen erteilt, um die Strahlendosis
von Personen, die mit dem Patienten in Kontakt sind, soweit möglich und
vertretbar zu begrenzen, und über die Risiken ionisierender Strahlung zu
informieren.
Diese Anweisungen sind vor Verlassen des
Krankenhauses oder einer entsprechenden Einrichtung auszuhändigen.
Artikel 56
Zuständigkeiten
1.                      
Die überweisende Person und die anwendende
Fachkraft sind gemäß den Vorgaben der Mitgliedstaaten am Rechtfertigungsprozess
zu beteiligen.
2.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass jede
medizinische Exposition unter der klinischen Verantwortung einer anwendenden
Fachkraft durchgeführt wird.
3.                      
Die anwendende Fachkraft stellt sicher, dass der
Patient oder sein gesetzlicher Vertreter angemessene Informationen über Risiken
und Nutzen der bei der medizinischen Exposition aufgenommenen Strahlendosis
erhält, um eine Zustimmung nach Inkenntnissetzung zu ermöglichen. Betreuungs- und Begleitpersonen erhalten ebenfalls entsprechende
Informationen sowie Leitlinien nach Artikel 55 Absatz 5
Buchstabe b.
4.                      
Die praktischen Aspekte medizinischer
Expositionsverfahren können vom Unternehmen oder von der anwendenden Fachkraft
einer oder mehreren Personen übertragen werden, die berechtigt sind, in dieser
Hinsicht in einem anerkannten Spezialgebiet tätig zu werden.
Artikel 57
Verfahren
1.                      
Für jede Ausrüstung sind schriftliche Protokolle
für alle medizinisch-radiologischen Standardverfahren zu erstellen.
2.                      
Die Mitgliedstaaten stellen sicher, dass den
überweisenden Personen Überweisungsleitlinien für die medizinische Bildgebung
zur Verfügung stehen, in denen die Strahlendosen berücksichtigt werden.
3.                      
Bei medizinisch-radiologischen Anwendungen ist ein
Medizinphysik-Experte in angemessener Weise und in dem Umfang hinzuzuziehen,
wie es dem radiologischen Risiko der Anwendung entspricht.
Insbesondere gilt Folgendes:
(a)         
Bei anderen strahlentherapeutischen Anwendungen als
nuklearmedizinischen Standardtherapien ist ein Medizinphysik-Experte zu enger
Mitarbeit hinzuzuziehen. 
(b)         
Bei therapeutischen nuklearmedizinischen
Standardanwendungen und bei strahlendiagnostischen und
interventionsradiologischen Anwendungen ist ein Medizinphysik-Experte
hinzuzuziehen.
(c)         
Bei anderen einfachen strahlendiagnostischen
Verfahren ist gegebenenfalls ein Medizinphysik-Experte zur Beratung in Fragen
des Strahlenschutzes bei medizinischen Expositionen hinzuzuziehen.
4.                      
Klinische Kontrollen werden nach den nationalen
Verfahren durchgeführt.
5.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass bei jeder
ständigen Überschreitung von diagnostischen Referenzwerten geeignete örtliche
Überprüfungen vorgenommen und gegebenenfalls Korrekturmaßnahmen getroffen
werden.
Artikel 58
Fortbildung
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass bei
anwendenden Fachkräften, Medizinphysik-Experten und den in Artikel 56 Absatz 4
genannten Personen die in den Artikeln 15, 19 und 81 enthaltenen
Vorschriften für Fortbildung und Anerkennung eingehalten werden. 
Artikel 59
Ausrüstung
1.                      
Die Mitgliedstaaten unternehmen die Schritte, die
sie zur Vermeidung einer unnötigen Zunahme medizinisch-radiologischer
Ausrüstung für erforderlich halten.
2.                      
Die Mitgliedstaaten stellen sicher, dass
(a)         
alle im Einsatz befindlichen
medizinisch-radiologischen Ausrüstungen einer strengen Überwachung hinsichtlich
des Strahlenschutzes unterstellt werden,
(b)         
den zuständigen Behörden ein aktualisiertes
Bestandsverzeichnis der medizinisch-radiologischen Ausrüstung jeder
medizinisch-radiologischen Einrichtung zur Verfügung steht,
(c)         
das Unternehmen geeignete
Qualitätssicherungsprogramme durchführt und die Patientendosis oder die verabreichte
Aktivität in geeigneter Weise ermittelt und
(d)         
Abnahmeprüfungen unter Hinzuziehung des
Medizinphysik-Experten vor der ersten Benutzung der Ausrüstung zu medizinischen
Zwecken und anschließend Leistungsprüfungen in regelmäßigen Zeitabständen und
nach jeder größeren Wartungsmaßnahme durchgeführt werden.
3.                      
Die zuständigen Behörden unternehmen Schritte, um
dafür zu sorgen, dass das Unternehmen die erforderlichen Maßnahmen trifft, um
Unzulänglichkeiten und Mängel der medizinisch-radiologischen Ausrüstung zu beheben. Sie legen ferner spezifische Kriterien für die Zulässigkeit von
Ausrüstung fest, damit festgestellt werden kann, wann geeignete
Korrekturmaßnahmen erforderlich sind; diese schließen gegebenenfalls die
Außerbetriebnahme der Ausrüstung ein.
4.                      
Der Einsatz von Fluoroskopiegeräten ohne
Vorrichtung zur Kontrolle der Dosisrate oder ohne Bildverstärker bzw.
gleichwertige Vorrichtung ist zu untersagen. 
5.                      
Ausrüstung, die für interventionelle Radiologie und
Computertomografie eingesetzt wird, muss über eine Vorrichtung oder Funktion
verfügen, über die die anwendende Fachkraft über die Strahlungsmenge
unterrichtet wird, die von der Ausrüstung während des
medizinisch-radiologischen Verfahrens erzeugt wird. Jede
sonstige strahlendiagnostische medizinische Ausrüstung, die nach Inkrafttreten
dieser Richtlinie in Betrieb genommen wird, muss über eine solche Vorrichtung
oder Funktion oder über eine gleichwertige Möglichkeit zur Bestimmung der
erzeugten Strahlungsmenge verfügen. Die Strahlungsdosis ist im Bericht über die
Untersuchung zu nennen.
Artikel 60
Besondere Anwendungen
1.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass für
medizinische Expositionen
(a)         
von Kindern,
(b)         
im Rahmen von Reihenuntersuchungen,
(c)         
mit hohen Patientendosen, z. B. bei der
interventionellen Radiologie, der Computertomografie und der Strahlentherapie,
geeignete medizinisch-radiologische Ausrüstungen, Verfahren und Zusatzgeräte
verwendet werden.
Besonders zu beachten sind bei diesen Anwendungen
die Qualitätssicherungsprogramme und die Ermittlung der Patientendosis bzw. der
verabreichten Aktivität nach Artikel 59 Absatz 2 Buchstabe c.
2.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass die
anwendenden Fachkräfte und die in Artikel 56 Absatz 4 genannten sonstigen
Personen, die die in Absatz 1 genannten Expositionen durchführen, eine
geeignete Fortbildung in diesen medizinisch-radiologischen Anwendungen gemäß
Artikel 19 erhalten.
Artikel 61
Besonderer Schutz während Schwangerschaft
und Stillzeit
1.                      
Bei Frauen im gebärfähigen Alter haben sich die
überweisende Person und die anwendende Fachkraft gemäß den Vorgaben der
Mitgliedstaaten danach zu erkundigen, ob diese Frauen schwanger sind oder
stillen, sofern dies von Bedeutung ist.
Falls eine Schwangerschaft nicht ausgeschlossen
werden kann, ist je nach Art der medizinischen Exposition – insbesondere, wenn
Bauch- und Beckenregionen betroffen sind – der Rechtfertigung, insbesondere der
Dringlichkeit, und der Optimierung der medizinischen Exposition besondere
Aufmerksamkeit zu widmen, wobei die Exposition sowohl der Schwangeren als auch
des ungeborenen Kindes zu berücksichtigen ist.
2.                      
Bei einer stillenden Frau ist je nach Art der
medizinischen Untersuchung oder Behandlung in der Nuklearmedizin der
Rechtfertigung, insbesondere der Dringlichkeit, und der Optimierung der
medizinischen Exposition besondere Aufmerksamkeit zu widmen, wobei die
Exposition sowohl der Mutter als auch des Kindes zu berücksichtigen ist.
3.                      
Unbeschadet der Absätze 1 und 2 ergreifen die
Mitgliedstaaten Maßnahmen, die zu einer besseren Information der von diesem
Artikel betroffenen Frauen beitragen, z. B. durch öffentliche Hinweise an
geeigneten Stellen.
Artikel 62
Unfallbedingte und unbeabsichtigte
Expositionen
Die Mitgliedstaaten stellen sicher, dass
(a)         
alle vertretbaren Maßnahmen ergriffen werden, um
die Wahrscheinlichkeit und das Ausmaß unfallbedingter oder unbeabsichtigter
Expositionen von Patienten aufgrund medizinisch-radiologischer Verfahren so
gering wie möglich zu halten, wobei wirtschaftliche und soziale Faktoren zu
berücksichtigen sind,
(b)         
das Qualitätssicherungsprogramm bei strahlentherapeutischen
Anwendungen eine Risikostudie für unfallbedingte oder unbeabsichtigte
Expositionen beinhaltet,
(c)         
das Unternehmen für alle medizinischen Expositionen
ein System der Registrierung und Analyse von Vorfällen anwendet, bei denen
unfallbedingte oder unbeabsichtigte Expositionen vorkommen oder vorgekommen
sein können,
(d)         
das Unternehmen die zuständigen Behörden so bald
wie möglich über das Eintreten signifikanter Vorfälle entsprechend der
Definition der Behörden informiert und diesen die Ergebnisse der Untersuchung
der Vorfälle sowie die Maßnahmen zur Vermeidung solcher Vorfälle mitteilt. Die
zuständigen Behörden übermitteln diese Informationen den Behörden, die für die
mit der Richtlinie 93/42/EWG über Medizinprodukte eingeführte Überwachung nach
dem Inverkehrbringen zuständig sind,
(e)         
Vorkehrungen getroffen werden, um die überweisende
Person, die anwendende Fachkraft und den Patienten über eine unfallbedingte
oder unbeabsichtigte Exposition zu informieren.
Artikel 63
Abschätzung der Bevölkerungsdosis
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass die
Verteilung der abgeschätzten individuellen Dosen, die durch medizinische
Exposition verursacht werden, bestimmt wird, wobei Alter und Geschlecht der
exponierten Personen zu berücksichtigen sind.
KAPITEL VIII
Schutz der
Bevölkerung
Abschnitt 1
Schutz der Bevölkerung unter normalen Bedingungen
Artikel 64
Grundsätze des Schutzes der Bevölkerung
Die Mitgliedstaaten schaffen die
erforderlichen Voraussetzungen, um unter den gegebenen Bedingungen für einen
bestmöglichen Schutz der Bevölkerung zu sorgen, wobei die in Kapitel III
für das Strahlenschutzsystem dargelegten Grundsätze und die in diesem Kapitel
festgelegten Anforderungen zu berücksichtigen sind.
Artikel 65
Schutz der Bevölkerung
1.                      
Die Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung bei
erlaubnispflichtigen Tätigkeiten unter normalen Bedingungen umfassen alle
Vorkehrungen und Überprüfungen, die dazu dienen, die Faktoren zu ermitteln und
auszuschalten, die bei einer mit dem Einwirken ionisierender Strahlung
verbundenen Tätigkeit für die Bevölkerung ein Expositionsrisiko zur Folge haben
können, das unter Strahlenschutzgesichtspunkten nicht außer Acht gelassen
werden darf. Diese Schutzmaßnahmen umfassen
(a)         
die Prüfung und Genehmigung von Plänen für Anlagen,
die mit einem Expositionsrisiko verbunden sind, sowie der Standortplanung für
derartige Anlagen in dem betreffenden Gebiet unter
Strahlenschutzgesichtspunkten;
(b)         
die Abnahme bei der Inbetriebnahme neuer Anlagen,
die mit einem Expositionsrisiko verbunden sind, wobei auf einen angemessenen
Schutz vor Strahlenexposition und radioaktiver Kontamination zu achten ist, die
sich voraussichtlich auch außerhalb des Standorts der Anlage auswirken kann,
und gegebenenfalls demografische, meteorologische, geologische, hydrologische
und ökologische Verhältnisse zu berücksichtigen sind;
(c)         
die Prüfung und Genehmigung von Plänen zur
Ableitung radioaktiver Stoffe.
Diese Aufgaben werden gemäß den Bestimmungen
durchgeführt, die von den zuständigen Behörden auf der Grundlage des mit der
Tätigkeit verbundenen Expositionsrisikos festgelegt worden sind.
2.                      
Die zuständige Behörde legt Grenzwerte für die
Ableitung radioaktiver Stoffe fest. Diese
Ableitungsgenehmigungen müssen
(a)         
auf eine möglichst geringe Exposition der
Bevölkerung abzielen,
(b)         
bewährter Praxis beim Betrieb ähnlicher Anlagen
Rechnung tragen und
(c)         
eine Marge für die betriebliche Flexibilität der
Anlage vorsehen.
Artikel 66
Abschätzung der Dosen für Einzelpersonen
der Bevölkerung
1.                      
Die Mitgliedstaaten richten auf der Grundlage des
Expositionsrisikos ein System für die Abschätzung der Dosen für Einzelpersonen
der Bevölkerung ein, die durch geplante Expositionssituationen verursacht
werden. 
2.                      
Die zuständigen Behörden bestimmen Tätigkeiten, bei
denen eine realistische Ermittlung der Dosen für Einzelpersonen der Bevölkerung
erforderlich ist. Bei anderen Tätigkeiten können die Mitgliedstaaten sich
darauf beschränken, eine Ermittlung anhand genereller Daten vorzuschreiben.
3.                      
Im Hinblick auf eine realistische Ermittlung der
Dosen für Einzelpersonen der Bevölkerung
(a)         
stellt die zuständige Behörde sicher, dass
Dosisabschätzungen in Bezug auf Tätigkeiten gemäß Artikel 65 auf möglichst
realistische Weise für repräsentative Personen vorgenommen werden; 
(b)         
legt die zuständige Behörde die Häufigkeit der
Ermittlungen fest und trifft alle erforderlichen Maßnahmen, um die
repräsentative Person unter Berücksichtigung der effektiven Übertragungswege
der radioaktiven Stoffe zu bestimmen;
(c)         
sorgt die zuständige Behörde dafür, dass die
Abschätzungen der Dosen für Einzelpersonen der Bevölkerung unter
Berücksichtigung der radiologischen Risiken Folgendes umfassen:
i) Ermittlung der Dosen infolge externer
Strahlenexposition, gegebenenfalls unter Angabe der betreffenden Strahlungsart;
ii) Ermittlung der Inkorporation von
Radionukliden unter Angabe der Art der Radionuklide und gegebenenfalls ihrer
physikalischen und chemischen Beschaffenheit sowie Bestimmung der
Radioaktivität und Konzentrationen dieser Radionuklide;
iii) Ermittlung der Dosen, die die
repräsentative Person voraussichtlich aufnehmen würde und Festlegung der
Merkmale der repräsentativen Person;
(d)         
schreibt die zuständige Behörde vor, dass
Aufzeichnungen über die Messungen der externen Strahlenexposition, über
Abschätzungen der Radionuklidinkorporation und radioaktiven Kontamination sowie
über die Ergebnisse der Ermittlung der von der repräsentativen Person
aufgenommenen Dosen geführt werden.
Artikel 67
Überwachung der Ableitung radioaktiver
Stoffe
1.                      
Die Mitgliedstaaten verpflichten Unternehmen, die
für die mit Ableitungsgenehmigungen verbundenen Tätigkeiten verantwortlich
sind, die Ableitung luftgetragener und flüssiger radioaktiver Stoffe in die
Umwelt angemessen zu überwachen und die Ergebnisse dieser Überwachung der
zuständigen Behörde mitzuteilen. 
2.                      
Die Mitgliedstaaten verpflichten alle Unternehmen,
die für ein Kernkraftwerk oder eine Wiederaufarbeitungsanlage verantwortlich
sind, die Ableitungen im Normalbetrieb zu überwachen, wobei die
standardisierten Informationen für die Überwachung und Berichterstattung an die
Europäische Kommission gemäß der Empfehlung 2004/2/Euratom der Kommission[22] zu berücksichtigen sind.
Artikel 68
Aufgaben der Unternehmen
1.                      
Die Mitgliedstaaten verpflichten die Unternehmen
zur Erfüllung folgender Aufgaben:
(a)         
Erreichung und Aufrechterhaltung eines optimalen
Schutzniveaus;
(b)         
Prüfung der Wirksamkeit und der Wartung technischer
Geräte,
(c)         
Abnahme – hinsichtlich der Überwachung des
Strahlenschutzes – bei der Inbetriebnahme von Geräten und Verfahren zur
Messung und gegebenenfalls zur Ermittlung der Strahlenexposition der
Bevölkerung und der radioaktiven Kontamination der Umwelt;
(d)         
regelmäßige Kalibrierung der Messgeräte sowie
regelmäßige Überprüfung ihrer einwandfreien Arbeitsweise und richtigen
Verwendung.
2.                      
Bei den in Absatz 1 genannten Aufgaben sind
Strahlenschutzexperten und gegebenenfalls Strahlenschutzbeauftragte
hinzuzuziehen.
Artikel 69
Umweltüberwachungsprogramm
Die Mitgliedstaaten sorgen für die Einrichtung
eines angemessenen Umweltüberwachungsprogramms zur Abschätzung der Exposition
von Einzelpersonen der Bevölkerung.
Abschnitt 2
Notfall-Expositionssituationen
Artikel 70
Notfalleinsätze
1.                      
Die Mitgliedstaaten verpflichten das für eine
Tätigkeit verantwortliche Unternehmen, die zuständigen Behörden sofort über
jegliche Notfälle zu unterrichten, die sich in seiner Anlage ereignen oder mit
seinen Tätigkeiten in Verbindung stehen, und alle angemessenen Maßnahmen zur
Verringerung der Folgen zu treffen.
2.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass bei einem
Notfall in ihrem jeweiligen Hoheitsgebiet das Unternehmen eine vorläufige erste
Schätzung der Umstände und Folgen des Notfalls vornimmt und bei den
Schutzmaßnahmen Hilfe leistet.
3.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass Vorkehrungen
für Schutzmaßnahmen in Bezug auf folgende Aspekte getroffen werden:
(a)         
die Strahlenquelle: Verringerung
oder Beendigung der direkten Strahlung und der Emissionen von Radionukliden
bzw. Verhinderung einer Exposition oder Kontamination durch herrenlose
Strahlenquellen;
(b)         
die Umwelt: Verringerung der Übertragung
radioaktiver Stoffe auf Personen;
(c)         
Personen: Verringerung ihrer Exposition.
4.                      
In Bezug auf Notfälle, die sich innerhalb oder
außerhalb seines Hoheitsgebiets ereignet, schreibt der Mitgliedstaat oder seine
Notfalleinsatzbehörde vor,
(a)         
dass unter Berücksichtigung der tatsächlichen
Merkmale des Notfalls und im Einklang mit der optimierten Schutzstrategie im
Rahmen des Notfallplans angemessene Schutzmaßnahmen organisiert werden, wobei
die in Anhang IX Abschnitt B angegebenen Elemente in einen Notfallplan
aufzunehmen sind;
(b)         
dass die Folgen des Notfalls und die Wirksamkeit
der Schutzmaßnahmen ermittelt und aufgezeichnet werden.
5.                      
Erforderlichenfalls sorgen die Mitgliedstaaten oder
ihre Notfalleinsatzbehörde dafür, dass Vorkehrungen für die Organisation der
medizinischen Behandlung von Opfern getroffen werden.
Artikel 71
Informationen für die von einem Notfall
wahrscheinlich betroffene Bevölkerung
1.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass die von
einem Notfall wahrscheinlich betroffene Bevölkerung über die für sie geltenden
Gesundheitsschutzmaßnahmen sowie über die von ihr in einem solchen Notfall zu
treffenden Maßnahmen unterrichtet wird.
2.                      
Die übermittelten Informationen umfassen mindestens
die in Anhang X Abschnitt A genannten Angaben.
3.                      
Die Informationen werden der in Absatz 1
bezeichneten Bevölkerung unaufgefordert übermittelt.
4.                      
Die Informationen werden von den Mitgliedstaaten
aktualisiert und regelmäßig sowie im Falle wesentlicher Änderungen mitgeteilt. Diese Informationen müssen der Öffentlichkeit ständig zugänglich sein.
Artikel 72
Informationen für die von einem Notfall
tatsächlich betroffene Bevölkerung
1.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass die von
einem Notfall tatsächlich betroffene Bevölkerung unverzüglich über die
Einzelheiten des Notfalls und die zu unternehmenden Schritte unterrichtet wird
und entsprechend dem jeweiligen Fall Hinweise für die zu ergreifenden
Gesundheitsschutzmaßnahmen erhält.
2.                      
Die entsprechenden Informationen erstrecken sich
auf diejenigen der in Anhang X Abschnitt B aufgeführten Punkte, die
für die jeweilige Art des Notfalls relevant sind.
Abschnitt 3
Bestehende Expositionssituationen
Artikel 73
Kontaminierte Bereiche
1.                      
Die Strategien für den Umgang mit kontaminierten
Bereichen umfassen gegebenenfalls Folgendes:
(a)         
Abgrenzung der betroffenen Gebiete und Bestimmung
der betroffenen Bevölkerung;
(b)         
Berücksichtigung der Notwendigkeit und des Ausmaßes
der Schutzmaßnahmen für die betroffenen Gebiete und die betroffene Bevölkerung;
(c)         
Berücksichtigung der Notwendigkeit, den Zugang zu
den betroffenen Gebieten zu sperren oder zu kontrollieren oder Beschränkungen
für die Lebensbedingungen in diesen Gebieten vorzusehen;
(d)         
Ermittlung der Exposition unterschiedlicher
Bevölkerungsgruppen und der Mittel zur Verringerung der Exposition, die
Einzelpersonen zur Verfügung stehen;
(e)         
Ziele und langfristig angestrebte Ergebnisse der
Strategie und entsprechende Referenzwerte.
2.                      
In Bereichen mit einer lang anhaltenden
Restkontamination, die der Mitgliedstaat für Bewohner sowie für
gesellschaftliche und wirtschaftliche Tätigkeiten freigegeben hat, sorgen die
Mitgliedstaaten in Abstimmung mit den beteiligten Akteuren dafür, dass
erforderlichenfalls Vorkehrungen für die ständige Begrenzung der Exposition
getroffen wurden, damit als normal zu betrachtende Lebensbedingungen geschaffen
werden, z. B. durch
(a)         
die Festlegung von Referenzwerten für den Alltag;
(b)         
die Einrichtung einer Infrastruktur zur
Unterstützung kontinuierlicher Selbsthilfe-Schutzmaßnahmen in den betroffenen
Bereichen, etwa durch die Bereitstellung von Informationen sowie durch Beratung
und Überwachung.
Artikel 74
Radon in Wohnräumen und öffentlich
zugänglichen Gebäuden
1.                      
Im Rahmen des in Artikel 103 genannten
Maßnahmenplans legen die Mitgliedstaaten nationale Referenzwerte für die
Radonkonzentration in Gebäuden fest, die (im jährlichen Durchschnitt) folgende
Werte nicht überschreiten dürfen:
(a)         
200 Bq m-3 in neuen Wohnräumen und neuen
öffentlich zugänglichen Gebäuden;
(b)         
300 Bq m-3 in bestehenden Wohnräumen;
(c)         
300 Bq m-3 in bestehenden öffentlich zugänglichen
Gebäuden. In bestimmten Fällen, bei denen die Aufenthaltsdauer nur kurz ist,
kann ein Referenzwert von bis zu 1 000 Bq m-3 festgelegt werden. 
2.                      
Im Rahmen des nationalen Maßnahmenplans
(a)         
bestimmen die Mitgliedstaaten bestehende Wohnräume,
in denen der Referenzwert überschritten wird, und dazu anzuregen, Maßnahmen zur
Verringerung der Radonwerte in solchen Wohnräumen zu treffen;
(b)         
sorgen die Mitgliedstaaten dafür, dass in
öffentlich zugänglichen Gebäuden in radongefährdeten Gebieten Radonmessungen
durchgeführt werden. 
3.                      
Die Mitgliedstaaten legen besondere Bauvorschriften
fest, um einen Radoneintritt aus dem Boden sowie (gemäß dem nationalen
Maßnahmenplan) aus Baumaterialien zu verhindern und verpflichten insbesondere
in radongefährdeten Gebieten zur Einhaltung solcher Bauvorschriften, um
Radonkonzentrationen zu vermeiden, die den Referenzwert für neue Gebäude
überschreiten.
4.                      
Die Mitgliedstaaten stellen lokale und nationale
Daten über die vorhandenen Radonkonzentrationen, die damit verbundenen
Gesundheitsrisiken und die zur Verringerung vorhandener Radonkonzentrationen
verfügbaren technischen Mittel bereit.
Artikel 75
Baumaterialien
1.                      
Die Anforderungen dieses Artikels gelten für
(a)         
Baumaterialien, die von der zuständigen Behörde
unter Strahlenschutzgesichtspunkten als bedenklich eingestuft und in einer
Liste aufgeführt werden, wobei eine in Anhang XI hinsichtlich der
emittierten Gammastrahlung als Anhaltspunkt dienende Liste von Baumaterialien
zu berücksichtigen ist; und für
(b)         
Baumaterialien, die die zuständige Behörde im
Rahmen des nationalen Radon-Maßnahmenplans gemäß Artikel 103 als
bedenklich eingestuft hat.
2.                      
Hinsichtlich der ermittelten Arten von Baumaterial 
(a)         
bestimmen die Unternehmen, die diese Materialien
auf den Markt bringen, die Konzentrationen der in Anhang VII genannten
Radionuklide;
(b)         
übermitteln die Unternehmen, die diese Materialien
auf den Markt bringen, der zuständigen Behörde Informationen über die
Ergebnisse der Messungen und den entsprechenden Aktivitätskonzentrationsindex
gemäß Anhang VII.
3.                      
Die zuständige Behörde stellt sicher, dass
ermittelte Arten von Baumaterialien auf der Grundlage der beabsichtigten
Verwendung und des Aktivitätskonzentrationsindex gemäß Anhang VII
klassifiziert werden. 
4.                      
Ermittelte Arten von Baumaterial, deren Dosisabgabe
hinsichtlich der externen Exposition aus Baumaterialien in Gebäuden den
Referenzwert 1 mSv pro Jahr (zusätzlich zu der bestehenden externen
Exposition im Freien) voraussichtlich nicht überschreitet, sind unbeschadet des
Artikels 103 von den Anforderungen auf nationaler Ebene ausgenommen. Ungeachtet dessen werden solche Baumaterialien weiter überwacht, um
sicherzustellen, dass die Aktivitätskonzentration diesen Referenzwert auch
weiterhin nicht überschreitet. In Anhang VII aufgeführte Baumaterialien
der Kategorie A ist von Beschränkungen für das Inverkehrbringen in der
Europäischen Union ausgenommen.
5.                      
In Bezug auf ermittelte Arten von Baumaterial,
deren Dosisabgabe hinsichtlich der externen Exposition aus Baumaterial in
Gebäuden den Referenzwert 1 mSv pro Jahr (zusätzlich zu der vorhandenen
externen Exposition im Freien) voraussichtlich überschreitet, trifft die
zuständige Behörde eine Entscheidung über angemessene Maßnahmen, die von der
Registrierung und einer allgemeinen Anwendung der einschlägigen Bauvorschriften
bis zu besonderen Einschränkungen für die vorgesehene Verwendung solcher
Materialien reichen können.
6.                      
Informationen über die ermittelten Arten von
Baumaterial, die für die Anwendung der Bauvorschriften relevant sind,
einschließlich ihrer Radionuklidkonzentrationen, ihres
Aktivitätskonzentrationsindex und der entsprechenden Einstufung werden vor
ihrem Inverkehrbringen bereitgestellt.
KAPITEL IX
Umweltschutz
Artikel 76
Umweltkriterien
Die Mitgliedstaaten nehmen in ihren
Rechtsrahmen für den Strahlenschutz und insbesondere in ihr Gesamtsystem für
den Schutz der menschlichen Gesundheit auch Bestimmungen über den
Strahlenschutz nicht menschlicher Arten in der Umwelt auf.
Dieser Rechtsrahmen sieht zum Schutz von Populationen gefährdeter oder
repräsentativer nicht menschlicher Arten Umweltkriterien vor, die der Bedeutung
dieser Arten innerhalb des Ökosystems Rechnung tragen. Gegebenenfalls werden
Arten von Tätigkeiten bestimmt, die eine aufsichtsrechtliche Kontrolle
erfordern, damit die Vorgaben dieses Rechtsrahmens umgesetzt werden. 
Artikel 77
Genehmigte Ableitungsgrenzwerte
Bei der Festlegung von Grenzwerten für die
Ableitung radioaktiver Stoffe gemäß Artikel 65 Absatz 2 achten die
zuständigen Behörden der Mitgliedstaaten auch auf einen angemessenen Schutz
nicht menschlicher Arten. Zur Vergewisserung über die Einhaltung der
Umweltkriterien kann in diesem Zusammenhang eine generelle Untersuchung
durchgeführt werden.
Artikel 78
Unfallbedingte Freisetzungen
Die Mitgliedstaaten verpflichten die
Unternehmen, angemessene technische Maßnahmen zu treffen, um im Falle einer
unfallbedingten Freisetzung wesentliche Umweltschäden zu verhindern oder das
Ausmaß solcher Schäden zu begrenzen.
Artikel 79
Umweltüberwachung
Bei der Festlegung von
Umweltüberwachungsprogrammen und bei der Verpflichtung zur Durchführung solcher
Programme berücksichtigen die zuständigen Behörden der Mitgliedstaaten
erforderlichenfalls auch repräsentative nicht menschliche Arten sowie
Umweltmedien, die einen Expositionspfad für Einzelpersonen der Bevölkerung
darstellen.
KAPITEL X
Anforderungen
an die aufsichtsrechtliche Kontrolle
Abschnitt 1
Institutionelle Infrastruktur
Artikel 80
Zuständige Behörde
1.                      
Die Mitgliedstaaten benennen die für die Aufgaben
im Rahmen dieser Richtlinie zuständige(n) Behörde(n).
2.                      
Die Mitgliedstaaten teilen der Kommission Name und
Anschrift der zuständigen Behörde(n) und ihre jeweiligen Zuständigkeitsbereiche
mit, um eine zügige Kommunikation mit diesen Behörden zu ermöglichen.
3.                      
Falls es in einem Mitgliedstaat mehr als eine
zuständige Behörde für die Kontrolle hoch radioaktiver umschlossener
Strahlenquellen und herrenloser Strahlenquellen gibt, nennt der Mitgliedstaat
einen zentralen Ansprechpartner für die Kommunikation mit den zuständigen
Behörden der anderen Mitgliedstaaten.
4.                      
Die Mitgliedstaaten unterrichten die Kommission
über jede Änderung der in den Absätzen 2 und 3 genannten Angaben.
5.                      
Die Kommission übermittelt die in den Absätzen 2, 3
und 4 genannten Angaben allen zuständigen Behörden und veröffentlicht sie
regelmäßig – mindestens alle zwei Jahre – im Amtsblatt der
Europäischen Union.
Artikel 81
Anerkennung von Diensten und Fachleuten
1.                      
Die Mitgliedstaaten treffen die nötigen
Vorkehrungen für die Anerkennung von 
(a)         
arbeitsmedizinischen Diensten,
(b)         
Dosimetrie-Diensten,
(c)         
Strahlenschutzexperten,
(d)         
Medizinphysik-Experten.
Die Mitgliedstaaten erlassen Bestimmungen, um den
Fortbestand des Fachwissens dieser Dienste und Fachleute zu sichern.
2.                      
Die Mitgliedstaaten legen die Voraussetzungen für
die Anerkennung fest und teilen sie der Kommission gemeinsam mit Namen und
Anschrift der für die Anerkennung zuständigen Behörden mit. Die Mitgliedstaaten
unterrichten die Kommission über jede Änderung dieser Angaben. 
3.                      
Die Mitgliedstaaten bestimmen weitere Dienste oder
Fachleute, die über besondere Qualifikationen im Bereich des Strahlenschutzes
verfügen müssen, sowie erforderlichenfalls das Verfahren für die Anerkennung
solcher Qualifikationen.
4.                      
Die Kommission leitet die gemäß Absatz 2
übermittelten Angaben an die Mitgliedstaaten weiter.
Artikel 82
Arbeitsmedizinische Dienste
Arbeitsmedizinische Dienste überwachen
strahlenexponierte Arbeitskräfte in Bezug auf die ionisierende Strahlung, der
sie ausgesetzt sind, und die Eignung für die ihnen zugewiesenen Aufgaben.
Artikel 83
Dosimetrie-Dienste
Dosimetrie-Dienste bestimmen die interne und
externe Dosis strahlenexponierter Arbeitskräfte, die einer individuellen
Überwachung unterliegen, und führen in Zusammenarbeit mit dem Unternehmen und
dem arbeitsmedizinischen Dienst Aufzeichnungen über diese Dosen.
Dosimetrie-Dienste umfassen die Kalibrierung, das Ablesen und die Auswertung
der Daten individueller Überwachungsgeräte und die Messung der Radioaktivität
im menschlichen Körper und in biologischen Proben.
Artikel 84
Strahlenschutzexperte
1.                      
Der Strahlenschutzexperte berät das Unternehmen in
kompetenter Weise und auf der Grundlage professioneller Einschätzungen,
Messungen und Bewertungen in Bezug auf die berufsbedingte Exposition und die
Exposition der Öffentlichkeit. 
2.                      
Die Beratung durch den Strahlenschutzexperten
umfasst – unter anderem – folgende Punkte:
(a)         
Pläne für neue Anlagen und Abnahme bei der
Inbetriebnahme neuer oder veränderter Strahlenquellen in Bezug auf technische
Kontrollen, Auslegungsmerkmale, Sicherheitsmerkmale und Warnvorrichtungen, die
für den Strahlenschutz relevant sind;
(b)         
Kategorisierung von Kontroll- und
Überwachungsbereichen;
(c)         
Klassifizierung von Arbeitskräften;
(d)         
Inhalt von Überwachungsprogrammen am Arbeitsplatz
sowie von individuellen Überwachungsprogrammen; 
(e)         
geeignete einzusetzende
Strahlungsüberwachungsgeräte;
(f)           
geeignete Methoden der Personendosimetrie;
(g)         
Optimierung und Festlegung angemessener
Dosisbeschränkungen;
(h)         
Qualitätssicherung;
(i)           
das Umweltüberwachungsprogramm;
(j)           
Anforderungen an die Endlagerung radioaktiver
Abfälle;
(k)         
Vorkehrungen zur Verhütung von Unfällen und
Störfällen;
(l)           
Vorbereitung auf und Einsätze bei
Notfall-Expositionssituationen;
(m)       
Aus- und Fortbildungsprogramme für
strahlenexponierte Arbeitnehmer.
3.                      
Gegebenenfalls können die Aufgaben des
Strahlenschutzexperten auch von einer Gruppe von Fachleuten übernommen werden,
die gemeinsam über das erforderliche Fachwissen verfügen.
Artikel 85
Medizinphysik-Experte
1.                      
Im Rahmen der medizinischen Versorgung handelt und
berät der Medizinphysik-Experte erforderlichenfalls bei Fragen zur
Strahlenphysik im Bereich der medizinischen Exposition.
2.                      
In Abhängigkeit von der medizinisch-radiologischen
Tätigkeit übernimmt der Medizinphysik-Experte die Verantwortung für die
Dosimetrie, einschließlich der physikalischen Messungen zur Bewertung der dem
Patienten verabreichten Dosis, berät hinsichtlich der
medizinisch-radiologischen Ausrüstung und trägt insbesondere zu Folgendem bei:
(a)         
Optimierung des Strahlenschutzes von Patienten und
von anderen einer medizinischen Exposition ausgesetzten Personen,
einschließlich der Anwendung diagnostischer Referenzwerte;
(b)         
Festlegung und Durchführung der Qualitätssicherung
für die medizinisch-radiologische Ausrüstung;
(c)         
Erstellung technischer Spezifikationen für die
medizinisch-radiologische Ausrüstung und die Auslegung der Anlagen;
(d)         
Überwachung medizinisch-radiologischer Anlagen im
Hinblick auf den Strahlenschutz;
(e)         
Auswahl der für die Strahlenschutzmessungen
erforderlichen Ausrüstung;
(f)           
Schulung von medizinischen Fachkräften und anderen
Arbeitskräften hinsichtlich relevanter Aspekte des Strahlenschutzes.
Gegebenenfalls können die Aufgaben des
Medizinphysik-Experten auch von einem Dienst für medizinische Physik übernommen
werden.
Artikel 86
Strahlenschutzbeauftragter
1.                      
Die Mitgliedstaaten legen fest, für welche
Tätigkeiten ein Strahlenschutzbeauftragter benannt werden muss, der
Strahlenschutzaufgaben in einem Unternehmen übernimmt. Die
Mitgliedstaaten verpflichten die Unternehmen, den Strahlenschutzbeauftragten
die zur Erfüllung ihrer Aufgaben erforderlichen Mittel zur Verfügung zu
stellen. Der Strahlenschutzbeauftragte ist direkt dem Unternehmen unterstellt. 
2.                      
In Abhängigkeit von der Art der medizinischen
Tätigkeit können die Aufgaben des Strahlenschutzbeauftragten Folgendes
umfassen:
(a)         
Sicherstellung, dass mit Strahlung verbundene
Arbeiten im Einklang mit den festgelegten Verfahren bzw. örtlichen Vorschriften
erfolgen;
(b)         
Überwachung der Umsetzung des Programms für die
Arbeitsplatzüberwachung;
(c)         
angemessene Aufzeichnungen über Strahlenquellen;
(d)         
Durchführung regelmäßiger Bewertungen des Zustands
der relevanten Sicherheits- und Warnsysteme;
(e)         
Überwachung der Umsetzung des Programms für die
persönliche Überwachung;
(f)           
Überwachung der Umsetzung des Programms für die
Gesundheitsüberwachung;
(g)         
Einführung in die örtlichen Regeln und Verfahren
für neue Mitarbeiter;
(h)         
Beratung und Kommentare zu Arbeitsplänen;
(i)           
Genehmigung von Arbeitsplänen;
(j)           
Berichterstattung an das Management vor Ort; 
(k)         
Beteiligung an den Vorkehrungen zur Prävention von
Notfall-Expositionssituationen sowie zur Vorbereitung darauf und für die
Notfalleinsätze in solchen Situationen;
(l)           
Abstimmung mit dem Strahlenschutzexperten.
Die Aufgaben des Strahlenschutzbeauftragten können
von einer Strahlenschutzabteilung innerhalb eines Unternehmens übernommen
werden.
Abschnitt 2
Kontrolle umschlossener Strahlenquellen
Artikel 87
Allgemeine Anforderungen
1.                      
Die Mitgliedstaaten treffen Vorkehrungen für eine
angemessene Kontrolle umschlossener Strahlenquellen in Bezug auf ihren Standort,
ihre Verwendung und die Einstellung ihrer Verwendung. 
2.                      
Die Mitgliedstaten verpflichten die Unternehmen,
über alle in ihre Zuständigkeit fallenden Strahlenquellen sowie über deren
Standort und Weitergabe Aufzeichnungen zu führen.
3.                      
Die Mitgliedstaaten richten ein System ein, über
das sie erforderlichenfalls im Einzelfall über die Weitergabe umschlossener
Strahlenquellen sowie in jedem Fall über die Weitergabe hoch radioaktiver
umschlossener Strahlenquellen angemessen informiert werden können. 
4.                      
Die Mitgliedstaaten verpflichten alle Unternehmen,
die sich im Besitz umschlossener Strahlenquellen befinden, die zuständige
Behörde umgehend über jeglichen Verlust, Diebstahl sowie über jegliche nicht
genehmigte Verwendung umschlossener Strahlenquellen zu unterrichten. 
Artikel 88
Anforderungen an die Kontrolle hoch
radioaktiver umschlossener Strahlenquellen
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass vor der
Genehmigung von Tätigkeiten im Zusammenhang mit einer hoch radioaktiven
umschlossenen Strahlenquelle 
(a)         
für den sicheren Umgang und die Sicherung von
Strahlenquellen, auch nach Einstellung ihrer Verwendung, angemessene
Vorkehrungen getroffen wurden. Solche Vorkehrungen können
die Weitergabe ausgedienter Strahlenquellen an den Lieferanten oder die Abgabe
in ein End- oder Zwischenlager oder eine Verpflichtung des Herstellers oder des
Lieferanten zur Rücknahme dieser Strahlenquellen umfassen;
(b)         
angemessene Vorkehrungen – in Form einer
finanziellen Absicherung oder sonstiger für die betreffende Strahlenquelle
geeigneter gleichwertiger Mittel – für den sicheren Umgang mit
ausgedienten Strahlenquellen getroffen wurden, und zwar auch für den Fall, dass
das Unternehmen zahlungsunfähig wird oder seine Geschäftstätigkeit einstellt.
Artikel 89
Besondere Anforderungen an die Zulassung
für den Umgang mit hoch radioaktiven umschlossenen Strahlenquellen
Neben der Einhaltung der in Kapitel V
aufgeführten allgemeinen Vorschriften für die Erlaubniserteilung sorgen die
Mitgliedstaaten dafür, dass die Erlaubnis zur Herstellung, Verwendung oder
Inbesitznahme einer hoch radioaktiven umschlossenen Strahlenquelle Folgendes
vorsieht:
(a)         
Mindestleistungskriterien für die Strahlenquelle,
den Behälter der Strahlenquelle und die zusätzliche Ausrüstung,
(b)         
einzuhaltende Arbeitsverfahren,
(c)         
sachgemäßer Umgang mit ausgedienten
Strahlenquellen, gegebenenfalls einschließlich Vereinbarungen über die
Weitergabe der ausgedienten Strahlenquellen an den Hersteller, den Lieferanten
oder ein anderes zugelassenes Unternehmen oder die Abgabe an ein Abfallend-
oder -zwischenlager.
Artikel 90
Aufzeichnungen des Unternehmens
Die Mitgliedstaaten schreiben vor, dass die
Aufzeichnungen über hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen die in
Anhang XII aufgeführten Informationen enthalten und dass das Unternehmen
den zuständigen Behörden diese Aufzeichnungen ganz oder teilweise, jedoch
mindestens gemäß Anhang XIII, in Kopie zur Verfügung stellt. Die Aufzeichnungen des Unternehmens werden der zuständigen Behörde zur
Überprüfung bereitgestellt.
Artikel 91
Aufzeichnungen der zuständigen Behörden
Die zuständigen Behörden führen Aufzeichnungen
über die für Tätigkeiten mit hoch radioaktiven umschlossenen Strahlenquellen
zugelassenen Unternehmen sowie über die hoch radioaktiven umschlossenen
Strahlenquellen, die sich in ihrem Besitz befinden. Diese
Aufzeichnungen müssen das jeweilige Radionuklid, die Radioaktivität zum
Zeitpunkt der Herstellung, oder, falls diese nicht bekannt ist, die
Radioaktivität zum Zeitpunkt des ersten Inverkehrbringens oder zum Zeitpunkt
des Erwerbs der Strahlenquelle durch das Unternehmen sowie die Art der
Strahlenquelle enthalten. Die zuständigen Behörden halten die Aufzeichnungen
auf dem neuesten Stand und berücksichtigen dabei unter anderem auch die
Weitergabe von Strahlenquellen.
Artikel 92
Sicherung hoch radioaktiver umschlossener
Strahlenquellen
1.                      
Unternehmen, die Tätigkeiten mit hoch radioaktiven
umschlossenen Strahlenquellen durchführen, müssen die in Anhang XIV
aufgeführten Anforderungen erfüllen.
2.                      
Der Hersteller, der Lieferant und jedes Unternehmen
sorgen dafür, dass hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen und ihre
Behälter die in Anhang XV aufgeführten Anforderungen an die
Identifizierung und Kennzeichnung erfüllen.
Abschnitt 3
Herrenlose Strahlenquellen
Artikel 93
Entdeckung herrenloser Strahlenquellen
1.                      
Die Mitgliedstaaten verpflichten alle Personen, die
eine herrenlose Strahlenquelle entdecken, die Notfallorganisation oder die
zuständige Behörde umgehend zu unterrichten und keine weiteren Handlungen an
der Strahlenquelle vorzunehmen, bis diese Stellen entsprechende Anweisungen
erteilt haben.
2.                      
Die Mitgliedstaaten treffen Vorkehrungen für die
Einrichtung von Systemen, die dazu dienen, herrenlose Strahlenquellen an Orten
wie z. B. großen Schrottplätzen und Großanlagen für die Altmetallverwertung, an
denen im Allgemeinen herrenlose Strahlenquellen vorhanden sein können, sowie
gegebenenfalls an wichtigen Transitknotenpunkten wie Zollstellen zu entdecken.
3.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass Personen,
die an den in Absatz 2 genannten Orten arbeiten und normalerweise nicht an
Tätigkeiten beteiligt sind, die Strahlenschutzanforderungen unterliegen,
umgehend fachlich beraten und unterstützt werden. Diese
Beratung und Unterstützung dient vor allem dem Strahlenschutz der Arbeitskräfte
und der Bevölkerung und der Sicherheit der Strahlenquelle. 
Artikel 94
Metall-Kontaminierung
Die Mitgliedstaaten verpflichten
Altmetallverwertungsanlagen dazu, die zuständige Behörde über das Schmelzen
herrenloser Strahlenquellen umgehend zu unterrichten und das kontaminierte
Metall ohne die Genehmigung der zuständigen Behörde nicht weiter zu bearbeiten.
Artikel 95
Bergung, Handhabung und Entsorgung
herrenloser Strahlenquellen
1.                      
Die Mitgliedstaaten stellen sicher, dass die
zuständigen Behörden darauf vorbereitet sind oder entsprechende Vorkehrungen
(einschließlich der Zuweisung von Verantwortungsbereichen) getroffen haben, um
herrenlose Strahlenquellen zu bergen und auf Notfälle, die durch herrenlose
Strahlenquellen ausgelöst werden, zu reagieren, und dass diese Behörden
entsprechende Pläne und Maßnahmen festgelegt haben.
2.                      
Die Mitgliedstaaten stellen sicher, dass
gegebenenfalls Projekte zur Bergung von herrenlosen Strahlenquellen
durchgeführt werden, die aus vergangenen Tätigkeiten stammen.
Solche Projekte können die finanzielle Beteiligung
der Mitgliedstaaten an den Kosten für die Bergung, die Handhabung und die
Entsorgung der Strahlenquellen sowie die Überprüfung alter Aufzeichnungen von
Behörden wie Zollstellen und Unternehmen wie Forschungsinstitute,
Materialprüfstellen und Krankenhäuser einschließen.
Artikel 96
Finanzielle Absicherung für den Umgang mit
herrenlosen Strahlenquellen
Die Mitgliedstaaten führen nach von ihnen
festzulegenden Bestimmungen ein System der finanziellen Absicherung oder
sonstige gleichwertige Mittel ein, um die Kosten der Einsätze im Zusammenhang
mit der Bergung herrenloser Strahlenquellen und der Anwendung des Artikels 95
zu decken.
Abschnitt 4
Notfall-Expositionssituationen
Artikel 97
Notfallmanagementsystem
1.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass der Tatsache
Rechnung getragen wird, dass sich auf ihrem Hoheitsgebiet Notfälle ereignen
können und dass sie auch von Notfällen außerhalb ihres Hoheitsgebiets betroffen
sein können. Die Mitgliedstaaten richten ein
Notfallmanagementsystem und geeignete Verwaltungsverfahren zur Aufrechterhaltung
eines solchen Systems ein.
2.                      
Das Notfallmanagementsystem wird entsprechend den
Ergebnissen einer Gefährdungsanalyse ausgelegt und muss es ermöglichen, wirksam
auf Notfall-Expositionssituationen im Zusammenhang mit Tätigkeiten oder
unvorhergesehenen Ereignissen zu reagieren, einschließlich böswilliger
Handlungen und der Entdeckung herrenloser Strahlenquellen.
3.                      
Das Notfallmanagementsystem umfasst Notfallpläne,
die dazu dienen, deterministische Wirkungen auf Personen innerhalb der
betroffenen Bevölkerungsgruppe zu verhindern und das Risiko stochastischer
Wirkungen zu verringern, wobei die allgemeinen Grundsätze des Strahlenschutzes
und die in Kapitel III genannten Referenzwerte zu berücksichtigen sind. Das Notfallmanagementsystem muss die in Anhang IX
Abschnitt A aufgeführten Elemente enthalten.
Artikel 98
Notfallvorsorge
1.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass für die
verschiedenen im Rahmen der Gefährdungsanalyse ermittelten Arten von Notfällen
vorab Notfallpläne erstellt werden.
2.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass die
Notfallpläne regelmäßig geprüft, kontrolliert und überarbeitet werden.
3.                      
Die Notfallpläne umfassen gegebenenfalls
einschlägige Elemente des in Artikel 97 genannten
Notfallmanagementsystems. 
4.                      
Die Notfallpläne enthalten die in Anhang IX
Abschnitt B aufgeführten Aspekte. 
Artikel 99
Internationale Zusammenarbeit
1.                      
Die Mitgliedstaaten arbeiten hinsichtlich möglicher
Notfälle, die sich in ihrem Hoheitsgebiet ereignen und auf andere
Mitgliedstaaten oder Drittländer auswirken können, mit anderen Mitgliedstaten
und Drittländern zusammen, um die Organisation des Strahlenschutzes in diesen
Mitgliedstaaten bzw. Drittländern zu erleichtern. 
2.                      
Die Mitgliedstaaten nehmen bei einem Notfall, der
sich in ihrem Hoheitsgebiet ereignet oder voraussichtlich radiologische Folgen
für ihr Hoheitsgebiet hat, mit allen anderen Mitgliedstaaten oder Drittländern
Kontakt auf, die betroffen sein könnten, um mit ihnen zusammenzuarbeiten.
3.                      
Unbeschadet einschlägiger Anforderungen an die
Vertraulichkeit und einschlägiger einzelstaatlicher Rechtsvorschriften tauschen
die Mitgliedstaaten umgehend Informationen im Zusammenhang mit dem Verlust, der
Beseitigung, dem Diebstahl und der Entdeckung von hoch radioaktiven
umschlossenen Strahlenquellen, sonstigen radioaktiven Strahlenquellen und
bedenklichen radioaktiven Materialien und den entsprechenden Folgemaßnahmen
oder Untersuchungen mit anderen betroffenen Mitgliedstaaten oder Drittländern
sowie mit den zuständigen internationalen Organisationen aus und arbeiten mit
ihnen zusammen.
Abschnitt 5
Bestehende Expositionssituationen
Artikel 100
Programme für bestehende
Expositionssituationen
1.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen dafür, dass Programme
eingeführt werden, um bestehende Expositionssituationen zu ermitteln und zu
bewerten und um zu bestimmen, welche beruflichen Expositionen und welche
Expositionen der Bevölkerung unter Strahlenschutzgesichtspunkten bedenklich
sind. 
2.                      
Die Vorschriften für bestehende
Expositionssituationen gelten für
(a)         
die Exposition aufgrund einer Kontamination von
Bereichen durch radioaktive Rückstände aus
i) vergangenen Tätigkeiten, die nie der
aufsichtsrechtlichen Kontrolle unterlagen oder nicht gemäß den in dieser
Richtlinie festgelegten Auforderungen reguliert wurden;
ii) einem Notfall, nachdem die
Notfall-Expositionssituation gemäß dem Notfallmanagementsystem für beendet
erklärt wurde;
iii) vergangenen Tätigkeiten, für die das
Unternehmen rechtlich nicht mehr verantwortlich ist;
(b)         
die Exposition durch natürliche Strahlenquellen,
darunter:
i) Radon- und Thoron-Exposition in Gebäuden
(Arbeitsplätze, Wohnräume und sonstige Gebäude);
ii) externe Exposition in Gebäuden durch
Baumaterialien;
(c)         
Exposition durch Waren, die Folgendes enthalten: 
i) Radionuklide aus kontaminierten
Bereichen gemäß Buchstabe a oder 
ii) natürlich vorkommende Radionuklide,
insbesondere in Nahrungsmitteln, Trinkwasser und Baumaterialien;
(d)         
sonstige bestehende Expositionssituationen, die
unter Strahlenschutzgesichtspunkten nicht außer Acht gelassen werden können.
3.                      
Die Mitgliedstaaten können entscheiden, dass eine
bestehende Exposition keine Schutzmaßnahmen erfordert, wenn dies dem
allgemeinen Grundsatz der Rechtfertigung entspricht.
4.                      
Bestehende Expositionssituationen, die rechtlich in
den Verantwortungsbereich eines Unternehmens fallen und unter Strahlenschutzgesichtspunkten
Anlass zu Bedenken geben, unterliegen den einschlägigen Vorschriften für
geplante Expositionssituationen.
Artikel 101
Festlegung von Strategien
1.                      
Die Mitgliedstaaten sorgen für die Festlegung von
Strategien, um sicherzustellen, dass mit bestehenden Expositionssituationen
angemessen umgegangen wird und dass die für den Umgang mit ihnen
bereitgestellten Ressourcen den Risiken und der Wirksamkeit der Schutzmaßnahmen
entsprechen. 
2.                      
Die mit der Festlegung einer Strategie für den
Umgang mit bestehenden Expositionssituationen beauftragte zuständige Behörde
stellt sicher, dass die Strategie Folgendes umfasst: 
(a)         
die mit der Strategie verfolgten Ziele;
(b)         
angemessene Referenzwerte unter Berücksichtigung
der in Anhang I festgelegten Bandbreiten für Referenzwerte.
Artikel 102
Durchführung der Strategien
1.                      
Die Mitgliedstaaten weisen einer zuständigen
Behörde sowie gegebenenfalls Registrierungspflichtigen, Erlaubnisinhabern und
sonstigen an der Umsetzung von Abhilfe- und Schutzmaßnahmen beteiligten
Akteuren Verantwortungsbereiche für die Durchführung der Strategien zum Umgang
mit bestehenden Expositionssituationen zu und sorgen gegebenenfalls dafür, dass
sich die Akteure an Entscheidungen über die Entwicklung und Durchführung von
Strategien für den Umgang mit Expositionen beteiligen.
2.                      
Art, Umfang und Dauer aller zur Durchführung einer
Strategie in Betracht gezogenen Schutzmaßnahmen werden optimiert. 
3.                      
Die Verteilung der Restdosen nach der Durchführung
einer Strategie wird ermittelt. Zur Verringerung von
Expositionen, die noch immer über dem Referenzwert liegen, werden weitere
Maßnahmen in Betracht gezogen.
4.                      
Während der gesamten Dauer der Durchführung einer
Strategie 
(a)         
bewertet die zuständige Behörde regelmäßig die zur
Erreichung der Ziele verfügbaren Abhilfe- und Schutzmaßnahmen und die
Wirksamkeit geplanter und umgesetzter Maßnahmen;
(b)         
stellt die zuständige Behörde strahlenexponierten
Personen regelmäßig Informationen zu möglichen Gesundheitsrisiken und zu den
verfügbaren Mitteln zur Verringerung ihrer Exposition bereit;
(c)         
gibt die zuständige Behörde regelmäßig Anleitungen
für den Umgang mit der Strahlenexposition auf individueller oder örtlicher
Ebene heraus;
(d)         
stellt die zuständige Behörde in Bezug auf
Tätigkeiten, die mit natürlich vorkommenden radioaktiven Stoffen verbunden sind
und nicht wie geplante Expositionssituationen behandelt werden, den Unternehmen
regelmäßig Informationen zu geeigneten Mitteln für die Überwachung der
Konzentrationen und Expositionen und für Schutzmaßnahmen im Rahmen der
Gesundheits- und Sicherheitsvorschriften insgesamt bereit.
Artikel 103
Radon-Maßnahmenplan
1.                      
Die Mitgliedstaaten erstellen einen Maßnahmenplan
für den Umgang mit langfristigen Risiken der Radon-Exposition in Wohnräumen,
öffentlich zugänglichen Gebäuden und an Arbeitsplätzen, und zwar hinsichtlich
jeglicher Radonquellen im Boden, in Baumaterialien oder im Wasser. Der Maßnahmenplan trägt den in Anhang XVI aufgeführten Punkten
Rechnung.
2.                      
Die Mitgliedstaaten übermitteln der Kommission den
Maßnahmenplan und Angaben zu allen ermittelten radongefährdeten Gebieten. Die Mitgliedstaaten aktualisieren den Maßnahmenplan und die Angaben zu
den radongefährdeten Gebieten regelmäßig.
Abschnitt 6
Durchsetzungssystem
Artikel 104
Inspektionen
1.                      
Die Mitgliedstaaten richten ein oder mehrere
Inspektionssysteme ein, um die gemäß dieser Richtlinie verabschiedeten
Bestimmungen durchzusetzen und alle erforderlichen Überwachungs- und
Korrekturmaßnahmen zu veranlassen.
2.                      
Die zuständige Behörde richtet ein systematisches
Inspektionsprogramm ein, das dem möglichen Ausmaß und der Art der mit den
Tätigkeiten verbundenen Gefahr, einer allgemeinen Bewertung von
Strahlenschutzfragen bei diesen Tätigkeiten und dem Stand der Einhaltung der
gemäß dieser Richtlinie verabschiedeten Bestimmungen Rechnung trägt. 
3.                      
Die Mitgliedstaaten stellen sicher, dass die
Ergebnisse jeder Inspektion festgehalten und die Berichte den betroffenen
Unternehmen übermittelt werden.
4.                      
Die Mitgliedstaaten veröffentlichen das
Inspektionsprogramm und die wichtigsten bei seiner Umsetzung gewonnenen
Erkenntnisse.
5.                      
Die zuständige Behörde stellt sicher, dass
Mechanismen vorhanden sind, um Informationen über Erkenntnisse, die sich aus
Inspektionen und gemeldeten Vorfällen und Unfällen in Bezug auf Schutz und
Sicherheit ergeben haben, und sonstige Erkenntnisse einschlägigen Akteuren
zeitnah zu übermitteln, darunter Hersteller und Lieferanten von Strahlenquellen
sowie gegebenenfalls internationale Organisationen.
Artikel 105
Durchsetzung
Die Mitgliedstaaten stellen sicher, dass die
zuständige Behörde befugt ist, Unternehmen zu verpflichten, Maßnahmen zur
Behebung von Mängeln zu ergreifen und deren erneutes Entstehen zu verhindern
oder gegebenenfalls Genehmigungen zu entziehen, wenn die Ergebnisse einer
aufsichtsrechtlichen Inspektion oder einer sonstigen aufsichtsrechtlichen Prüfung
darauf hindeuten, dass das Unternehmen die gemäß dieser Richtlinie
verabschiedeten Bestimmungen nicht einhält.
Artikel 106
Sanktionen
Die Mitgliedstaaten legen fest, welche
Sanktionen bei einem Verstoß gegen die innerstaatlichen Vorschriften zur Umsetzung
dieser Richtlinie zu verhängen sind, und treffen die zu deren Durchsetzung
erforderlichen Maßnahmen. Die Sanktionen müssen wirksam,
verhältnismäßig und abschreckend sein. Die Mitgliedstaaten teilen der
Kommission die von ihnen festgelegten Sanktionen spätestens zu dem in
Artikel 107 genannten Datum mit und melden ihr spätere Änderungen
unverzüglich.
KAPITEL XI
SCHLUSSBESTIMMUNGEN
Artikel 107
Umsetzung
1.                      
Die Mitgliedstaaten erlassen die erforderlichen
Rechts- und Verwaltungsvorschriften, um dieser Richtlinie spätestens am
[00.00.0000] nachzukommen. Die in Kapitel IX
enthaltenen Umweltschutzbestimmungen sind spätestens bis [00.00.0000]
umzusetzen. Sie teilen der Kommission unverzüglich den Wortlaut dieser
Rechtsvorschriften mit und fügen eine Tabelle der Entsprechungen zwischen der
Richtlinie und diesen innerstaatlichen Rechtsvorschriften bei.
2.                      
Bei Erlass dieser Vorschriften nehmen die
Mitgliedstaaten in den Vorschriften selbst oder durch einen Hinweis bei der
amtlichen Veröffentlichung auf diese Richtlinie Bezug. Die
Mitgliedstaaten regeln die Einzelheiten dieser Bezugnahme.
3.                      
Die Mitgliedstaaten teilen der Kommission den
Wortlaut der innerstaatlichen Rechtsvorschriften mit, die sie auf dem unter
diese Richtlinie fallenden Gebiet erlassen.
Artikel 108
Aufhebung
Die Richtlinien 89/618/Euratom,
90/641/Euratom, 96/29/Euratom, 97/43/Euratom und 2003/122/Euratom werden mit
Wirkung vom [00.00.0000] aufgehoben.
Artikel 109
Inkrafttreten
Diese Richtlinie tritt am zwanzigsten Tag nach
ihrer Veröffentlichung im Amtsblatt der Europäischen Union in Kraft.
Artikel 110
Adressaten
Diese Richtlinie ist an die Mitgliedstaaten
gerichtet.
Geschehen zu Brüssel am 
Im Namen des Rates
Der Präsident
ANHANG I
Bandbreiten für Referenzwerte für die Exposition der Bevölkerung
1. Bei der Optimierung der
Bevölkerungsexposition in bestehenden und Notfall-Expositionssituationen ist
ein Referenzwert zugrunde zu legen, der innerhalb der nachstehenden Bandbreiten
(ausgedrückt in mSv effektive Dosis (akute Dosis oder Jahresdosis) festzulegen
ist:
(a)                   
mehr als 20 bis einschließlich 100 
(b)                   
mehr als 1 bis einschließlich 20 
(c)                   
1 oder weniger. 
Bei der Wahl des Referenzwertes sind die
Bedingungen der Nummern 2 bis 5 zu erfüllen.
2. Unbeschadet der Referenzwerte für
Organdosen sind die als effektive Dosis ausgedrückten Referenzwerte für
bestehende Expositionssituationen in dem Bereich von 1 bis 20 mSv pro Jahr und
für Notfall-Expositionssituationen in dem Bereich von 20 bis 100 mSv
festzulegen.
3. In bestimmten Situationen kann ein
Referenzwert unterhalb der in Nummer 1 genannten Bandbreiten erwogen
werden. So kann
a) ein Referenzwert von weniger als
20 mSv für Notfall-Expositionssituationen festgelegt werden, in denen ein
angemessener Schutz möglich ist, ohne dass die entsprechenden Gegenmaßnahmen
eine unverhältnismäßige Schädigung oder übermäßige Kosten verursachen;
b) gegebenenfalls ein Referenzwert von weniger
als 1 mSv pro Jahr für bestehende Expositionssituationen mit spezifischen
Strahlenquellen oder Expositionspfaden festgelegt werden.
4. Für den Übergang von einer
Notfall-Expositionssituation zu einer bestehenden Expositionssituation sind
geeignete Referenzwerte festzulegen, insbesondere im Anschluss an langfristige
Gegenmaßnahmen wie Umsiedlung.
5. Bei der Festlegung der Referenzwerte sind
die Besonderheiten der jeweiligen Situation sowie gesellschaftliche Kriterien
zu berücksichtigen, z. B.
–     
a) bei Expositionen bis einschließlich 1 mSv
pro Jahr: die allgemeinen Informationen zur
Expositionshöhe, ohne besondere Berücksichtigung der individuellen Exposition;
–     
b) bei Expositionen bis einschließlich 20 mSv
pro Jahr: spezifische Informationen, die Einzelpersonen
möglichst in die Lage versetzen, ihre Exposition zu steuern;
–     
c) bei Expositionen bis einschließlich 100 mSv
pro Jahr: Ermittlung der individuellen Dosen und
spezifische Informationen zu Strahlungsrisiken sowie zu möglichen Maßnahmen zur
Expositionsverringerung.
ANHANG II
Aktivitätswerte
zur Definition hoch radioaktiver umschlossener Strahlenquellen
Für nicht in nachstehender Tabelle aufgeführte
Radionuklide entspricht der Aktivitätswert dem D-Wert der IAEO-Veröffentlichung
„Dangerous quantities of radioactive material (D-values)“ (gefährliche Mengen
von radioaktivem Material (D-Werte)) (EPR-D-VALUES 2006).
 Radionuklid || Aktivitätswert (TBq) 
 Am-241 || 610-2 
 Am-241/Be || 610-2 
 Cf-252 || 210-2 
 Cm-244 || 510-2 
 Co-60 || 310-2 
 Cs-137 || 110-1 
 Gd-153 || 1100 
 Ir-192 || 810-2 
 Pm-147 || 4101 
 Pu-238 || 610-2 
 Pu-239/Be[23]   || 610-2 
 Ra-226 || 410-2 
 Se-75 || 210-1 
 Sr-90 (Y-90) || 1100 
 Tm-170 || 2101 
 Yb-169 || 310-1 
ANHANG III
Inverkehrbringen
von Geräten oder Produkten
A. Jedes Unternehmen, das Geräte oder Produkte
in Verkehr bringen will, übermittelt den zuständigen Behörden alle
sachdienlichen Informationen, u. a. zu 
(1)                   
den technischen Eigenschaften des Geräts oder
Produkts,
(2)                   
den Möglichkeiten der Befestigung der
Strahlenquelle in einer Halterung und den Abschirmungsmöglichkeiten bei
Geräten, die radioaktive Stoffe enthalten,
(3)                   
den Dosisleistungen in den Entfernungen, aus denen
das Gerät oder Produkt verwendet wird, einschließlich der Dosisleistungen in
einer Entfernung von 0,1 m von jeder berührbaren Oberfläche,
(4)                   
der beabsichtigten Verwendung des Geräts oder
Produkts sowie zur relativen Leistungsfähigkeit des neuen Geräts oder Produkts
gegenüber bestehenden Geräten oder Produkten,
(5)                   
den Dosen, denen regelmäßige Benutzer des Geräts
oder Produkts ausgesetzt sein dürften.
B. Die zuständigen Behörden beurteilen die in
Abschnitt A aufgeführten Informationen, insbesondere, ob
(1)                   
die Leistung des Geräts oder Produkts die
beabsichtigte Nutzung rechtfertigt,
(2)                   
die Auslegung im Hinblick auf eine geringe
Exposition bei normaler Verwendung und eine geringe Wahrscheinlichkeit und
geringfügige Folgen bei falscher Verwendung oder unfallbedingter Exposition
angemessen ist,
(3)                   
bei Verbraucherprodukten diese so ausgelegt
sind, dass sie den Freistellungskriterien entsprechen und nach beendeter
Verwendung keine besonderen Vorsichtsmaßnahmen bei der Beseitigung erforderlich
sind,
(4)                   
bei Geräten oder Produkten für Tätigkeiten,
die von der Genehmigungspflicht freigestellt sind, die Anforderungen an die
Beseitigung angemessen sind,
(5)                   
das Gerät oder Produkt angemessen
gekennzeichnet ist und geeignete Unterlagen mit einer Anleitung für die
korrekte Verwendung und Beseitigung mitgeliefert werden.
ANHANG IV
Tätigkeiten, die mit einer Exposition
zwecks nicht medizinischer Bildgebung verbunden sind
Für die Zwecke des Artikels 23 ist die
folgende Liste von Tätigkeiten, die mit einer Exposition zwecks nicht
medizinischer Bildgebung verbunden sind, zu berücksichtigen:
A. Verfahren, die von medizinischem Personal
mit medizinisch-radiologischer Ausrüstung angewendet werden:
1.                      
radiologische Untersuchung des Gesundheitszustands
für Einstellungszwecke,
2.                      
radiologische Untersuchung des Gesundheitszustands
im Zusammenhang mit der Einwanderung,
3.                      
radiologische Untersuchung des Gesundheitszustands
für Versicherungszwecke,
4.                      
radiologische Untersuchung des Gesundheitszustands
für andere Zwecke, die nicht der Gesundheit und dem Wohlbefinden der
strahlenexponierten Person dienen,
5.                      
radiologische Untersuchung der körperlichen
Entwicklung von Kindern und Jugendlichen im Hinblick auf eine sportliche,
tänzerische oder ähnliche Karriere, 
6.                      
radiologische Altersbestimmung,
7.                      
Einsatz ionisierender Strahlung zur Abbildung von
im menschlichen Körper verborgenen Gegenständen.
B. Verfahren, die von nicht medizinischem
Personal mit nicht medizinischer Ausrüstung angewendet werden: 
1.                      
Einsatz ionisierender Strahlung zum Nachweis von am
menschlichen Körper getragenen oder befestigten verborgenen Gegenständen,
2.                      
Einsatz ionisierender Strahlung bei der
Frachtkontrolle zur Ermittlung verborgener Personen,
3.                      
sonstige Tätigkeiten mit Einsatz ionisierender
Strahlung zu rechtlichen Zwecken oder aus Sicherheitsgründen.
ANHANG V
Liste
industrieller Tätigkeiten mit Einsatz natürlich vorkommender radioaktiver
Materialien
Für die Zwecke des Artikels 24 ist die
folgende Liste industrieller Tätigkeiten, einschließlich relevanter
Sekundärprozesse, bei denen natürlich vorkommende radioaktive Materialien
eingesetzt werden, zu berücksichtigen:
(1)                   
Gewinnung seltener Erden aus Monazit,
(2)                   
Herstellung von Thoriumverbindungen und
thoriumhaltigen Produkten,
(3)                   
Verarbeitung von Niob-/Tantalerz,
(4)                   
Erdöl- und Erdgasproduktion,
(5)                   
Gewinnung geothermischer Energie,
(6)                   
TiO2‑Pigmentherstellung,
(7)                   
thermische Phosphorproduktion,
(8)                   
Zirkon- und Zirkonium-Industrie,
(9)                   
Herstellung von Phosphatdüngemitteln,
(10)               
Zementherstellung, Instandhaltung von Klinkeröfen,
(11)               
Kohlekraftwerke, Wartung von Heizkesseln,
(12)               
Herstellung von Phosphorsäure,

(13)               
Produktion von Primäreisen, 
(14)               
Zinn-/Blei-/Kupferschmelze,
(15)               
Grundwasserfilteranlagen,
(16)               
Förderung von anderen Erzen als Uranerz.
ANHANG VI
Freistellungs-
und Freigabekriterien
1. Freistellung
Tätigkeiten
können von den Anforderungen dieser Richtlinie freigestellt werden; entweder unmittelbar, wenn sie die in Abschnitt 2 festgelegten numerischen
Freistellungskriterien (Aktivitätswerte (Bq) oder Konzentrationswerte (Bq g-1))
einhalten, oder aber durch einen behördlichen Beschluss zur Freistellung der
Tätigkeit von weiteren Auflagen auf der Grundlage der mit der Notifizierung der
Tätigkeit übermittelten Informationen und entsprechend den allgemeinen
Freistellungskriterien nach Abschnitt 3.
2. Freistellungs-
und Freigabewerte
Die
Freistellungswerte für die Gesamtaktivität (Bq) gelten für die mit einer
Tätigkeit insgesamt verbundene Aktivität und sind für künstliche Radionuklide
und für einige natürlich vorkommende Radionuklide in Verbraucherprodukten in
Spalte 3 der Tabelle B festgelegt. Solche Werte gelten im
Allgemeinen nicht für andere Tätigkeiten mit natürlich vorkommenden
Radionukliden. 
Die
ausgenommenen Aktivitätskonzentrationswerte (Bq g-1) für die bei
einer Tätigkeit eingesetzten Materialien sind für künstliche Radionuklide in
Tabelle A Teil 1 und für natürlich vorkommende Radionuklide in
Tabelle A Teil 2 festgelegt. Die Werte in Tabelle A1
Teil 1 sind für einzelne Radionuklide angegeben, soweit erforderlich
einschließlich der kurzlebigen Radionuklide im Gleichgewicht mit dem jeweiligen
Ausgangsnuklid. Die Werte in Tabelle A Teil 2 gelten für
alle Radionuklide der Zerfallsreihen von U-238 und Th-232; für Teile der
Zerfallskette, die sich nicht im Gleichgewicht mit dem Ausgangsnuklid befinden,
können jedoch höhere Werte gelten. 
Die
Konzentrationswerte in der Tabelle A Teil 1 und Teil 2 gelten auch
für die Freigabe von Feststoffen für Wiederverwendung, Wiederverwertung,
konventionelle Beseitigung oder Verbrennung. Für bestimmte
Materialien oder bestimmte Expositionspfade können unter Berücksichtigung der
Gemeinschaftsleitlinien höhere Werte festgelegt werden, gegebenenfalls auch
zusätzliche Vorschriften für Oberflächenaktivität oder Überwachung. 
Bei
Gemischen künstlicher Radionuklide muss das Verhältnis von gewichteter Summe
der nuklidspezifischen Aktivitäten oder Konzentrationen (für verschiedene
Nuklide in derselben Matrix) und entsprechendem Freistellungswert kleiner als 1
sein. Diese Bedingung kann gegebenenfalls anhand der
zuverlässigsten Schätzungen der Zusammensetzung des Radionuklidgemischs
überprüft werden. Die Werte der Tabelle A Teil 2 gelten für jedes
einzelne Ausgangsnuklid. Einige Elemente der Zerfallskette, z. B. Po-210
oder Pb-210, können die Verwendung wesentlich (um bis zu zwei Größenordnungen)
höherer Werte rechtfertigen, wobei die Gemeinschaftsleitlinien zu
berücksichtigen sind.
Die
Werte der Tabelle A Teil 2 dürfen nicht dazu dienen, die Verwendung von
Rückständen aus Industriezweigen, in denen natürlich vorkommende radioaktive
Materialien verarbeitet werden, in Baumaterialien von Auflagen freizustellen. Eine solche Wiederverwertung von Rückständen aus bestimmten Industriezweigen
ist als genehmigte Tätigkeit zu behandeln oder auf der Grundlage der
allgemeinen Freistellungskriterien nach Abschnitt 3 von Auflagen
freizustellen. Hierfür ist zu überprüfen, ob die Summe der
Radionuklidkonzentrationen dem anwendbaren Wert des Radionuklidindex I für
Baumaterialien (siehe Anhang VII) entspricht.
Die in
Tabelle B Spalte 3 festgelegten Werte gelten für den Gesamtbestand an
radioaktiven Stoffen, die sich zu einem beliebigen Zeitpunkt im Zusammenhang
mit einer bestimmten Tätigkeit im Besitz einer Person oder eines Unternehmens
befinden. Die Aufsichtsbehörde kann jedoch diese Werte auf
kleinere Einheiten oder Bestände anwenden, zum Beispiel zur Freistellung der
Beförderung oder Lagerung freigegebener Verbraucherprodukte, sofern die allgemeinen
Freistellungskriterien nach Abschnitt 3 eingehalten werden.
3. Allgemeine
Freistellungs- und Freigabekriterien 
Es
gelten nachstehende allgemeine Kriterien für die Freistellung notifizierter
Tätigkeiten oder die Freigabe von Materialien bei genehmigten Tätigkeiten:
a) Die
mit der Tätigkeit verbundenen radiologischen Risiken für Personen sind so
gering, dass kein Regelungsbedarf besteht, und
b) die
Art der Tätigkeit wurde als gerechtfertigt eingestuft und
c) die
Tätigkeit ist ihrem Wesen nach sicher.
Bei
Tätigkeiten, bei denen kleine Mengen radioaktiver Stoffe eingesetzt werden oder
solchen mit geringen Aktivitätskonzentrationen, die mit den Freistellungswerten
der Tabellen A (Teil 1) oder B vergleichbar sind, sowie grundsätzlich
bei allen Tätigkeiten mit natürlich vorkommenden Radionukliden wird davon
ausgegangen, dass sie das Kriterium unter Buchstabe c erfüllen. 
Tätigkeiten,
bei denen Mengen radioaktiver Stoffe oder Aktivitätskonzentrationen eingesetzt
werden, die unter den Freistellungswerten der Tabellen A (Teil 1) oder B
liegen, entsprechen ohne weitere Prüfung dem Kriterium unter
Buchstabe a. Dies gilt auch für die Werte in Tabelle A Teil 2, mit
Ausnahme der Wiederverwertung von Rückständen in Baumaterialien oder
spezifischer Expositionspfade (z. B. Trinkwasser).
Bei
notifizierten Tätigkeiten, bei denen diese Werte nicht eingehalten werden, ist
die Exposition von Personen zu ermitteln. Zur Einhaltung
des allgemeinen Kriteriums unter a ist nachzuweisen, dass folgende
Dosiskriterien unter allen realisierbaren Umständen erfüllt werden: 
Künstliche
Radionuklide:
Die
von einer Person aufgrund der freigestellten Tätigkeit voraussichtlich
aufgenommene effektive Dosis beträgt höchstens 10 µSv jährlich.
Natürlich
vorkommende Radionuklide:
Die
Dosissteigerung, der – unter Berücksichtigung der Hintergrundstrahlung aus
natürlichen Quellen – eine Person aufgrund der freigestellten Tätigkeit
wahrscheinlich ausgesetzt ist, beträgt jährlich höchstens 300 µSv bei
Einzelpersonen der Bevölkerung und weniger als 1 mSv bei Arbeitskräften. 
Bei
der Ermittlung der Bevölkerungsdosen sind nicht nur luftgetragene oder flüssige
Ableitungen als Expositionspfade zu berücksichtigen, sondern auch die
Beseitigung oder Wiederverwertung fester Rückstände.
TABELLE A:
Aktivitätskonzentrationswerte für die
Freistellung oder Freigabe von Materialien, die für jede Menge und jede Art von
Feststoff als Standardwerte dienen können
TABELLE A Teil 1:
Künstliche Radionuklide
 Radionuklid || Aktivitäts-konzentration (Bq g-1) 
 H-3 || 100 
 Be-7 || 10 
 C-14 || 1 
 F-18 || 10 
 Na-22 || 0,1 
 Na-24 || 1 
 Si-31 || 1000 
 P-32 || 1000 
 P-33 || 1000 
 S-35 || 100 
 Cl-36 || 1 
 Cl-38 || 10 
 K-42 || 100 
 K-43 || 10 
 Ca-45 || 100 
 Ca-47 || 10 
 Sc-46 || 0,1 
 Sc-47 || 100 
 Sc-48 || 1 
 V-48 || 1 
 Cr-51 || 100 
 Mn-51 || 10 
 Mn-52 || 1 
 Mn-52m || 10 
 Mn-53 || 100 
 Mn-54 || 0,1 
 Mn-56 || 10 
 Fe-52a || 10 
 Fe-55 || 1000 
 Fe-59 || 1 
 Co-55 || 10 
 Co-56 || 0,1 
 Co-57 || 1 
 Co-58 || 1 
 Co-58m || 10 000 
 Co-60 || 0,1 
 Co-60m || 1000 
 Co-61 || 100 
 Co-62m || 10 
 Ni-59 || 100 
 Ni-63 || 100 
 Ni-65 || 10 
 Cu-64 || 100 
 Zn-65 || 0,1 
 Zn-69 || 1000 
 Zn-69ma || 10 
 Ga-72 || 10 
 Ge-71 || 10000 
 As-73 || 1000 
 As-74 || 10 
 As-76 || 10 
 As-77 || 1000 
 Se-75 || 1 
 Br-82 || 1 
 Rb-86 || 100 
 Sr-85 || 1 
 Sr-85m || 100 
 Sr-87m || 100 
 Sr-89 || 1000 
 Sr-90a || 1 
 Sr-91a || 10 
 Sr-92 || 10 
 Y-90 || 1000 
 Y-91 || 100 
 Y-91m || 100 
 Y-92 || 100 
 Y-93 || 100 
 Zr-93 || 10 
 Zr-95a || 1 
 Zr-97a || 10 
 Nb-93m || 10 
 Nb-94 || 0,1 
 Nb-95 || 1 
 Nb-97a || 10 
 Nb-98 || 10 
 Mo-90 || 10 
 Mo-93 || 10 
 Mo-99a || 10 
 Mo-101a || 10 
 Tc-96 || 1 
 Tc-96m || 1000 
 Tc-97 || 10 
 Tc-97m || 100 
 Tc-99 || 1 
 Tc-99m || 100 
 Ru-97 || 10 
 Ru-103a || 1 
 Ru-105a || 10 
 Ru-106a || 0,1 
 Rh-103m || 10000 
 Rh-105 || 100 
 Pd-103a || 1000 
 Pd-109a || 100 
 Ag-105 || 1 
 Ag-110ma || 0,1 
 Ag-111 || 100 
 Cd-109a || 1 
 Cd-115a || 10 
 Cd-115ma || 100 
 In-111 || 10 
 In-113m || 100 
 In-114ma || 10 
 In-115m || 100 
 Sn-113a || 1 
 Sn-125 || 10 
 Sb-122 || 10 
 Sb-124 || 1 
 Sb-125a || 0,1 
 Te-123m || 1 
 Te-125m || 1000 
 Te-127 || 1000 
 Te-127ma || 10 
 Te-129 || 100 
 Te-129ma || 10 
 Te-131 || 100 
 Te-131ma || 10 
 Te-132a || 1 
 Te-133 || 10 
 Te-133m || 10 
 Te-134 || 10 
 I-123 || 100 
 I-125 || 100 
 I-126 || 10 
 I-129 || 0,01 
 I-130 || 10 
 I-131 || 10 
 I-132 || 10 
 I-133 || 10 
 I-134 || 10 
 I-135 || 10 
 Cs-129 || 10 
 Cs-131 || 1000 
 Cs-132 || 10 
 Cs-134 || 0,1 
 Cs-134m || 1000 
 Cs-135 || 100 
 Cs-136 || 1 
 Cs-137a || 0,1 
 Cs-138 || 10 
 Ba-131 || 10 
 Ba-140 || 1 
 La-140 || 1 
 Ce-139 || 1 
 Ce-141 || 100 
 Ce-143 || 10 
 Ce-144 || 10 
 Pr-142 || 100 
 Pr-143 || 1000 
 Nd-147 || 100 
 Nd-149 || 100 
 Pm-147 || 1000 
 Pm-149 || 1000 
 Sm-151 || 1000 
 Sm-153 || 100 
 Eu-152 || 0,1 
 Eu-152m || 100 
 Eu-154 || 0,1 
 Eu-155 || 1 
 Gd-153 || 10 
 Gd-159 || 100 
 Tb-160 || 1 
 Dy-165 || 1000 
 Dy-166 || 100 
 Ho-166 || 100 
 Er-169 || 1000 
 Er-171 || 100 
 Tm-170 || 100 
 Tm-171 || 1000 
 Yb-175 || 100 
 Lu-177 || 100 
 Hf-181 || 1 
 Ta-182 || 0,1 
 W-181 || 10 
 W-185 || 1000 
 W-187 || 10 
 Re-186 || 1000 
 Re-188 || 100 
 Os-185 || 1 
 Os-191 || 100 
 Os-191m || 1000 
 Os-193 || 100 
 Ir-190 || 1 
 Ir-192 || 1 
 Ir-194 || 100 
 Pt-191 || 10 
 Pt-193m || 1000 
 Pt-197 || 1000 
 Pt-197m || 100 
 Au-198 || 10 
 Au-199 || 100 
 Hg-197 || 100 
 Hg-197m || 100 
 Hg-203 || 10 
 Tl-200 || 10 
 Tl-201 || 100 
 Tl-202 || 10 
 Tl-204 || 1 
 Pb-203 || 10 
 Bi-206 || 1 
 Bi-207 || 0,1 
 Po-203 || 10 
 Po-205 || 10 
 Po-207 || 10 
 At-211 || 1000 
 Ra-225 || 10 
 Ra-227 || 100 
 Th-226 || 1000 
 Th-229 || 0,1 
 Pa-230 || 10 
 Pa-233 || 10 
 U-230 || 10 
 U-231a || 100 
 U-232a || 0,1 
 U-233 || 1 
 U-236 || 10 
 U-237 || 100 
 U-239 || 100 
 U-240a || 100 
 Np-237a || 1 
 Np-239 || 100 
 Np-240 || 10 
 Pu-234 || 100 
 Pu-235 || 100 
 Pu-236 || 1 
 Pu-237 || 100 
 Pu-238 || 0,1 
 Pu-239 || 0,1 
 Pu-240 || 0,1 
 Pu-241 || 10 
 Pu-242 || 0,1 
 Pu-243 || 1000 
 Pu-244a || 0,1 
 Am-241 || 0,1 
 Am-242 || 1000 
 Am-242ma || 0,1 
 Am-243a || 0,1 
 Cm-242 || 10 
 Cm-243 || 1 
 Cm-244 || 1 
 Cm-245 || 0,1 
 Cm-246 || 0,1 
 Cm-247a || 0,1 
 Cm-248 || 0,1 
 Bk-249 || 100 
 Cf-246 || 1000 
 Cf-248 || 1 
 Cf-249 || 0,1 
 Cf-250 || 1 
 Cf-251 || 0,1 
 Cf-252 || 1 
 Cf-253 || 100 
 Cf-254 || 1 
 Es-253 || 100 
 Es-254a || 0,1 
 Es-254ma || 10 
 Fm-254 || 10000 
 Fm-255 || 100 
a          Ausgangsradionuklide und ihre Tochternuklide, deren Dosisbeitrag bei
der Dosisberechnung berücksichtigt wird (weshalb nur die Freistellungswerte der
Ausgangsradionuklide in Betracht zu ziehen sind), sind der nachstehenden
Tabelle zu entnehmen:
 Ausgangs-radionuklid || Tochternuklide 
 Fe-52 || Mn-52m 
 Zn-69m || Zn-69 
 Sr-90 || Y-90 
 Sr-91 || Y-91m 
 Zr-95 || Nb-95 
 Zr-97 || Nb-97m, Nb-97 
 Nb-97 || Nb-97m 
 Mo-99 || Tc-99m 
 Mo-101 || Tc-101 
 Ru-103 || Rh-103m 
 Ru-105 || Rh-105m 
 Ru-106 || Rh-106 
 Pd-103 || Rh-103m 
 Pd-109 || Ag-109m 
 Ag-110m || Ag-110 
 Cd-109 || Ag-109m 
 Cd-115 || In-115m 
 Cd-115m || In-115m 
 In-114m || In-114 
 Sn-113 || In-113m 
 Ausgangs-radionuklid || Tochternuklide 
 Sb-125 || Te-125m 
 Te-127m || Te-127 
 Te-129m || Te-129 
 Te-131m || Te-131 
 Te132 || I-132 
 Cs-137 || Ba-137m 
 Ce-144 || Pr-144, Pr-144m 
 U-232 || Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 
 U-240 || Np-240m, Np-240 
 Np237 || Pa-233 
 Pu-244 || U-240, Np-240m, Np-240 
 Am-242m || Np-238 
 Am-243 || Np-239 
 Cm-247 || Pu-243 
 Es-254 || Bk-250 
 Es-254m || Fm-254 
Für
nicht in Tabelle A Teil 1 enthaltene Radionuklide bestimmt die
zuständige Behörde im Bedarfsfall angemessene Werte für Aktivitätsmengen und ­­-konzentrationen
je Masseneinheit. Die so festgelegten Werte ergänzen die
Angaben in Tabelle A Teil 1. 
TABELLE A Teil 2:
Natürlich vorkommende Radionuklide
Freistellungs- oder
Freigabewerte für natürlich vorkommende Radionuklide in Feststoffen, die sich
im säkularen Gleichgewicht mit ihren Tochternukliden befinden:
 Natürliche Radionuklide der U-238-Reihe || 1 Bq g-1 
 Natürliche Radionuklide der Th-232-Reihe || 1 Bq g-1 
 K-40 || 10 Bq g-1 
TABELLE B:
Freistellungswerte für die Gesamtaktivität
(Spalte 3) und Freistellungswerte für die Aktivitätskonzentration in
geringen Materialmengen jeder Art (Spalte 2)
 Radionuklid || Aktivitäts-konzentration (Bq g-1) || Aktivität (Bq) 
 H-3 || 1 × 106 || 1 × 109 
 Be-7 || 1 × 103 || 1 × 107 
 C-14 || 1 × 104 || 1 × 107 
 O-15 || 1 × 102 || 1 × 109 
 F-18 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Na-22 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Na-24 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Si-31 || 1 × 103 || 1 × 106 
 P-32 || 1 × 103 || 1 × 105 
 P-33 || 1 × 105 || 1 × 108 
 S-35 || 1 × 105 || 1 × 108 
 Cl-36 || 1 × 104 || 1 × 106 
 Cl-38 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Ar-37 || 1 × 106 || 1 × 108 
 Ar-41 || 1 × 102 || 1 × 109 
 K-40[24] || 1 × 102 || 1 × 106 
 K-42 || 1 × 102 || 1 × 106 
 K-43 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Ca-45 || 1 × 104 || 1 × 107 
 Ca-47 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Sc-46 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Sc-47 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Sc-48 || 1 × 101 || 1 × 105 
 V-48 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Cr-51 || 1 × 103 || 1 × 107 
 Mn-51 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Mn-52 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Mn-52m || 1 × 101 || 1 × 105 
 Mn-53 || 1 × 104 || 1 × 109 
 Mn-54 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Mn-56 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Fe-52 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Fe-55 || 1 × 104 || 1 × 106 
 Fe-59 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Co-55 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Co-56 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Co-57 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Co-58 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Co-58m || 1 × 104 || 1 × 107 
 Co-60 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Co-60m || 1 × 103 || 1 × 106 
 Co-61 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Co-62m || 1 × 101 || 1 × 105 
 Ni-59 || 1 × 104 || 1 × 108 
 Ni-63 || 1 × 105 || 1 × 108 
 Ni-65 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Cu-64 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Zn-65 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Zn-69 || 1 × 104 || 1 × 106 
 Zn-69m || 1 × 102 || 1 × 106 
 Ga-72 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Ge-71 || 1 × 104 || 1 × 108 
 As-73 || 1 × 103 || 1 × 107 
 As-74 || 1 × 101 || 1 × 106 
 As-76 || 1 × 102 || 1 × 105 
 As-77 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Se-75 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Br-82 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Kr-74 || 1 × 102 || 1 × 109 
 Kr-76 || 1 × 102 || 1 × 109 
 Kr-77 || 1 × 102 || 1 × 109 
 Kr-79 || 1 × 103 || 1 × 105 
 Kr-81 || 1 × 104 || 1 × 107 
 Kr-83m || 1 × 105 || 1 × 1012 
 Kr-85 || 1 × 105 || 1 × 104 
 Kr-85m || 1 × 103 || 1 × 1010 
 Kr-87 || 1 × 102 || 1 × 109 
 Kr-88 || 1 × 102 || 1 × 109 
 Rb-86 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Sr-85 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Sr-85m || 1 × 102 || 1 × 107 
 Sr-87m || 1 × 102 || 1 × 106 
 Sr-89 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Sr-90b || 1 × 102 || 1 × 104 
 Sr-91 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Sr-92 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Y-90 || 1 × 103 || 1 × 105 
 Y-91 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Y-91m || 1 × 102 || 1 × 106 
 Y-92 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Y-93 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Zr-93b || 1 × 103 || 1 × 107 
 Zr-95 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Zr-97b || 1 × 101 || 1 × 105 
 Nb-93m || 1 × 104 || 1 × 107 
 Nb-94 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Nb-95 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Nb-97 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Nb-98 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Mo-90 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Mo-93 || 1 × 103 || 1 × 108 
 Mo-99 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Mo-101 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Tc-96 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Tc-96m || 1 × 103 || 1 × 107 
 Tc-97 || 1 × 103 || 1 × 108 
 Tc-97m || 1 × 103 || 1 × 107 
 Tc-99 || 1 × 104 || 1 × 107 
 Tc-99m || 1 × 102 || 1 × 107 
 Ru-97 || 1 × 102 || 1 × 107 
 Ru-103 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Ru-105 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Ru-106b || 1 × 102 || 1 × 105 
 Rh-103m || 1 × 104 || 1 × 108 
 Rh-105 || 1 × 102 || 1 × 107 
 Pd-103 || 1 × 103 || 1 × 108 
 Pd-109 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Ag-105 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Ag-108m || 1 × 101 || 1 × 106 
 Ag-110m || 1 × 101 || 1 × 106 
 Ag-111 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Cd-109 || 1 × 104 || 1 × 106 
 Cd-115 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Cd-115m || 1 × 103 || 1 × 106 
 In-111 || 1 × 102 || 1 × 106 
 In-113m || 1 × 102 || 1 × 106 
 In-114m || 1 × 102 || 1 × 106 
 In-115m || 1 × 102 || 1 × 106 
 Sn-113 || 1 × 103 || 1 × 107 
 Sn-125 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Sb-122 || 1 × 102 || 1 × 104 
 Sb-124 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Sb-125 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Te-123m || 1 × 102 || 1 × 107 
 Te-125m || 1 × 103 || 1 × 107 
 Te-127 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Te-127m || 1 × 103 || 1 × 107 
 Te-129 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Te-129m || 1 × 103 || 1 × 106 
 Te-131 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Te-131m || 1 × 101 || 1 × 106 
 Te-132 || 1 × 102 || 1 × 107 
 Te-133 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Te-133m || 1 × 101 || 1 × 105 
 Te-134 || 1 × 101 || 1 × 106 
 I-123 || 1 × 102 || 1 × 107 
 I-125 || 1 × 103 || 1 × 106 
 I-126 || 1 × 102 || 1 × 106 
 I-129 || 1 × 102 || 1 × 105 
 I-130 || 1 × 101 || 1 × 106 
 I-131 || 1 × 102 || 1 × 106 
 I-132 || 1 × 101 || 1 × 105 
 I-133 || 1 × 101 || 1 × 106 
 I-134 || 1 × 101 || 1 × 105 
 I-135 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Xe-131m || 1 × 104 || 1 × 104 
 Xe-133 || 1 × 103 || 1 × 104 
 Xe-135 || 1 × 103 || 1 × 1010 
 Cs-129 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Cs-131 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Cs-132 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Cs-134m || 1 × 103 || 1 × 105 
 Cs-134 || 1 × 101 || 1 × 104 
 Cs-135 || 1 × 104 || 1 × 107 
 Cs-136 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Cs-137b || 1 × 101 || 1 × 104 
 Cs-138 || 1 × 101 || 1 × 104 
 Ba-131 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Ba-140b || 1 × 101 || 1 × 105 
 La-140 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Ce-139 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Ce-141 || 1 × 102 || 1 × 107 
 Ce-143 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Ce-144b || 1 × 102 || 1 × 105 
 Pr-142 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Pr-143 || 1 × 104 || 1 × 106 
 Nd-147 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Nd-149 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Pm-147 || 1 × 104 || 1 × 107 
 Pm-149 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Sm-151 || 1 × 104 || 1 × 108 
 Sm-153 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Eu-152 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Eu-152m || 1 × 102 || 1 × 106 
 Eu-154 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Eu-155 || 1 × 102 || 1 × 107 
 Gd-153 || 1 × 102 || 1 × 107 
 Gd-159 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Tb-160 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Dy-165 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Dy-166 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Ho-166 || 1 × 103 || 1 × 105 
 Er-169 || 1 × 104 || 1 × 107 
 Er-171 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Tm-170 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Tm-171 || 1 × 104 || 1 × 108 
 Yb-175 || 1 × 103 || 1 × 107 
 Lu-177 || 1 × 103 || 1 × 107 
 Hf-181 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Ta-182 || 1 × 101 || 1 × 104 
 W-181 || 1 × 103 || 1 × 107 
 W-185 || 1 × 104 || 1 × 107 
 W-187 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Re-186 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Re-188 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Os-185 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Os-191 || 1 × 102 || 1 × 107 
 Os-191m || 1 × 103 || 1 × 107 
 Os-193 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Ir-190 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Ir-192 || 1 × 101 || 1 × 104 
 Ir-194 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Pt-191 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Pt-193m || 1 × 103 || 1 × 107 
 Pt-197 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Pt-197m || 1 × 102 || 1 × 106 
 Au-198 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Au-199 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Hg-197 || 1 × 102 || 1 × 107 
 Hg-197m || 1 × 102 || 1 × 106 
 Hg-203 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Tl-200 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Tl-201 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Tl-202 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Tl-204 || 1 × 104 || 1 × 104 
 Pb-203 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Pb-210b || 1 × 101 || 1 × 104 
 Pb-212b || 1 × 101 || 1 × 105 
 Bi-206 || 1 × 101 || 1 × 105 
 Bi-207 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Bi-210 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Bi-212b || 1 × 101 || 1 × 105 
 Po-203 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Po-205 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Po-207 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Po-210 || 1 × 101 || 1 × 104 
 At-211 || 1 × 103 || 1 × 107 
 Rn-220b || 1 × 104 || 1 × 107 
 Rn-222b || 1 × 101 || 1 × 108 
 Ra-223b || 1 × 102 || 1 × 105 
 Ra-224b || 1 × 101 || 1 × 105 
 Ra-225 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Ra-226b || 1 × 101 || 1 × 104 
 Ra-227 || 1 × 102 || 1 × 106 
 Ra-228b || 1 × 101 || 1 × 105 
 Ac-228 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Th-226b || 1 × 103 || 1 × 107 
 Th-227 || 1 × 101 || 1 × 104 
 Th-228b || 1 × 100 || 1 × 104 
 Th-229b || 1 x 10° || 1 × 103 
 Th-230 || 1 × 100 || 1 × 104 
 Th-231 || 1 × 103 || 1 × 107 
 Th-234b || 1 × 103 || 1 × 105 
 Pa-230 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Pa-231 || 1 × 100 || 1 × 103 
 Pa-233 || 1 × 102 || 1 × 107 
 U-230 || 1 × 101 || 1 × 105 
 U-231 || 1 × 102 || 1 × 107 
 U-232b || 1 × 100 || 1 × 103 
 U-233 || 1 × 101 || 1 × 104 
 U-234 || 1 × 101 || 1 × 104 
 U-235b || 1 × 101 || 1 × 104 
 U-236 || 1 × 101 || 1 × 104 
 U-237 || 1 × 102 || 1 × 106 
 U-238b || 1 × 101 || 1 × 104 
 U-239 || 1 × 102 || 1 × 106 
 U-240 || 1 × 103 || 1 × 107 
 U-240b || 1 × 101 || 1 × 106 
 Np-237b || 1 × 100 || 1 × 103 
 Np-239 || 1 × 102 || 1 × 107 
 Np-240 || 1 × 101 || 1 × 106 
 Pu-234 || 1 × 102 || 1 × 107 
 Pu-235 || 1 × 102 || 1 × 107 
 Pu-236 || 1 × 101 || 1 × 104 
 Pu-237 || 1 × 103 || 1 × 107 
 Pu-238 || 1 × 100 || 1 × 104 
 Pu-239 || 1 × 100 || 1 × 104 
 Pu-240 || 1 × 100 || 1 × 103 
 Pu-241 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Pu-242 || 1 × 100 || 1 × 104 
 Pu-243 || 1 × 103 || 1 × 107 
 Pu-244 || 1 × 100 || 1 × 104 
 Am-241 || 1 × 100 || 1 × 104 
 Am-242 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Am-242mb || 1 × 100 || 1 × 104 
 Am-243b || 1 × 100 || 1 × 103 
 Cm-242 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Cm-243 || 1 × 100 || 1 × 104 
 Cm-244 || 1 × 101 || 1 × 104 
 Cm-245 || 1 × 100 || 1 × 103 
 Cm-246 || 1 × 100 || 1 × 103 
 Cm-247 || 1 × 100 || 1 × 104 
 Cm-248 || 1 × 100 || 1 × 103 
 Bk-249 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Cf-246 || 1 × 103 || 1 × 106 
 Cf-248 || 1 × 101 || 1 × 104 
 Cf-249 || 1 × 100 || 1 × 103 
 Cf-250 || 1 × 101 || 1 × 104 
 Cf-251 || 1 × 100 || 1 × 103 
 Cf-252 || 1 × 101 || 1 × 104 
 Cf-253 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Cf-254 || 1 × 100 || 1 × 103 
 Es-253 || 1 × 102 || 1 × 105 
 Es-254 || 1 × 101 || 1 × 104 
 Es-254m || 1 × 102 || 1 × 106 
 Fm-254 || 1 × 104 || 1 × 107 
 Fm-255 || 1 × 103 || 1 × 106 
b          Ausgangsradionuklide
und ihre Tochternuklide, deren Dosisbeitrag bei der Dosisberechnung
berücksichtigt wird (weshalb nur die Freistellungswerte der
Ausgangsradionuklide in Betracht zu ziehen sind), sind der nachstehenden
Tabelle zu entnehmen:
 Sr-90 || Y-90 
 Zr-93 || Nb-93m 
 Zr-97 || Nb-97 
 Ru-106 || Rh-106 
 Ag-108m || Ag-108 
 Cs-137 || Ba-137m 
 Ba-140 || La-140 
 Ce-144 || Pr-144 
 Pb-210 || Bi-210, Po-210 
 Pb-212 || Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64) 
 Bi-212 || Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64) 
 Rn-220 || Po-216 
 Rn-222 || Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214 
 Ra-223 || Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211, Tl-207 
 Ra-224 || Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64) 
 Ra-226 || Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210 
 Ra-228 || Ac-228 
 Th-226 || Ra-222, Rn-218, Po-214 
 Th-228 || Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64) 
 Th-229 || Ra-225, Ac-225, Fr-221, At-217, Bi-213, Po-213, Pb-209 
 Th-234 || Pa-234m 
 U-230 || Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214 
 U-232 || Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64) 
 U-235 || Th-231 
 U-238 || Th-234, Pa-234m 
 U-240 || Np-240m 
 Np237 || Pa-233 
 Am-242m || Am-242 
 Am-243 || Np-239 
ANHANG VII
Definition
und Verwendung des Aktivitätskonzentrationsindex für die von Baumaterialien
emittierte Gammastrahlung
Für die Zwecke des Artikels 75
Absatz 2 sind für bestimmte Arten von Baumaterialien die Aktivitätskonzentrationen
der primordialen Radionuklide Ra-226, Th-232 (oder seines Zerfallsprodukts
Ra-228) und K-40 zu bestimmen. 
Der Aktivitätskonzentrationsindex I
ergibt sich aus folgender Formel:
I = CRa226/300 Bq/kg + CTh232/200
Bq/kg+ CK40/3000 Bq/kg,
wobei CRa226, CTh232 und
CK40 den Aktivitätskonzentrationen in Bq/kg der jeweiligen
Radionuklide im Baumaterial entsprechen. 
Der Index bezieht sich unmittelbar auf die
Gammastrahlendosis, die zusätzlich zur normalen Exposition im Freien in einem
Gebäude abgegeben wird, das aus einem bestimmten Baumaterial errichtet wurde. Er bezieht sich auf das Baumaterial, nicht auf dessen Bestandteile. Soll
der Index auf diese Bestandteile angewendet werden, insbesondere auf Rückstände
aus Industriezweigen, in denen natürlich vorkommende radioaktive Materialien
verarbeitet werden, die zur Wiederverwertung in Baumaterialien integriert
werden, ist ein geeigneter Teilungsfaktor zu verwenden. Der
Aktivitätskonzentrationsindex ist als Screening-Instrument für Materialien einzusetzen,
die freigestellt oder Auflagen unterworfen werden können. In diesem
Zusammenhang kann der Aktivitätskonzentrationsindex I zur Einstufung der
Materialien in vier Kategorien verwendet werden, die zwei Kategorien von
Baumaterialien entsprechen (A und B): 
   || Kategorie (und entsprechende Standarddosis) 
 Verwendung || A (≤ 1 mSv) || B (> 1 mSv) 
 1) in großen Mengen verwendete Materialien || A1 I≤1 || B1 I>1 
 2) Oberflächenmaterial und sonstige Materialien, die in beschränktem Umfang verwendet werden || A2 I≤6 || B2 I>6 
Die Materialien sind entsprechend den
nationalen Bauvorschriften in die Kategorien 1 oder 2 einzustufen.
Gegebenenfalls sind die tatsächlichen Dosen,
die mit dem Referenzwert verglichen werden, anhand komplexerer Modelle zu
ermitteln, wobei auch die externe Exposition gegenüber der Hintergrundstrahlung
im Freien (örtliche Aktivitätskonzentrationen in der nicht durch Eingriffe
beeinträchtigten Erdrinde) berücksichtigt werden können.
ANHANG VIII
Datensystem
für die individuelle Strahlenüberwachung 
Allgemeine
Bestimmungen 
Die
Datensysteme der Mitgliedstaaten für die individuelle Strahlenüberwachung
können als zentrale nationale Netze oder als nationale Dosisregister
eingerichtet werden. Diese Netze oder Register können
durch die Ausstellung persönlicher Strahlenschutzpässe für alle externen
Arbeitskräfte ergänzt werden.
1. Jedes Datensystem der Mitgliedstaaten für
die individuelle Überwachung strahlenexponierter Arbeitskräfte umfasst folgende
Teile:
(a)                   
Angaben zur Person der Arbeitskraft,
(b)                   
Angaben zur medizinischen Überwachung der
Arbeitskraft,
(c)                   
Angaben zu dem Unternehmen, das die Arbeitskraft
beschäftigt, und zum Arbeitgeber der Arbeitskraft bei externen Arbeitskräften, 
(d)                   
die Ergebnisse der individuellen Überwachung der
strahlenexponierten Arbeitskraft.
2. Die zuständigen Behörden der
Mitgliedstaaten ergreifen die erforderlichen Maßnahmen, um jeder Fälschung,
missbräuchlichen Nutzung oder rechtswidrigen Manipulation des Datensystems für
die individuelle Strahlenüberwachung vorzubeugen.
A: Daten, die in das
Datensystem für die individuelle Strahlenüberwachung aufzunehmen sind
3. Die Angaben zur Person der Arbeitskraft
müssen Folgendes enthalten: 
(a)                   
Familienname, 
(b)                   
Vorname, 
(c)                   
Geschlecht,
(d)                   
Geburtsdatum, 
(e)                   
Staatsangehörigkeit und 
(f)                     
persönliche Kennnummer.
4. Die
Angaben zur medizinischen Überwachung der Arbeitskraft müssen Folgendes
enthalten: 
(a)                   
die medizinische Einstufung der Arbeitskraft gemäß
Artikel 45 (tauglich, bedingt tauglich, nicht tauglich),
(b)                   
gegebenenfalls Angaben zu Einschränkungen in Bezug
auf die Arbeit mit Strahlung,
(c)                   
den Zeitpunkt der letzten routinemäßigen
Gesundheitsüberprüfung, 
(d)                   
den Namen des zuständigen arbeitsmedizinischen
Dienstes und
(e)                   
die Gültigkeitsdauer der Untersuchungsergebnisse. 
5. Die
Angaben zum Unternehmen müssen Namen, Anschrift und eindeutige Kennnummer des
Unternehmens umfassen. 
6. Die
Angaben zum Beschäftigungsverhältnis der Arbeitskraft müssen Folgendes
enthalten:
(a)                   
Name, Anschrift und eindeutige Kennnummer des
Arbeitgebers,
(b)                   
das Datum des Beginns des
Beschäftigungsverhältnisses und 
(c)                   
die Einstufung der Arbeitskraft nach
Artikel 38. 
7. Die
Ergebnisse der individuellen Überwachung der strahlenexponierten Arbeitskraft
müssen Folgendes umfassen:
(a)                   
die offiziellen Dosisaufzeichnungen für die letzten
5 Kalenderjahre (Jahr, effektive Dosis in mSv, bei nicht homogener Exposition
die Äquivalentdosis für unterschiedliche Körperteile in mSv, bei innerer
Kontamination die Folgedosis in mSv) und
(b)                   
die offiziellen Dosisaufzeichnungen für das
laufende Jahr (Zeitraum, effektive Dosis in mSv, bei nicht homogener Exposition
die Äquivalentdosis für unterschiedliche Körperteile in mSv, bei innerer
Kontamination die Folgedosis in mSv).
B: Daten zu externen Arbeitskräften, die über das Datensystem für die
individuelle Strahlenüberwachung zu übermitteln sind
1. Vor
Beginn jeder Tätigkeit übermittelt der Arbeitgeber der externen Arbeitskraft
über das Datensystem für die individuelle Strahlenüberwachung folgende Daten an
das Unternehmen:
(a)                   
Daten zum Arbeitgeber der externen Arbeitskraft
entsprechend Abschnitt A Nummer 6,
(b)                   
Daten zur medizinischen Überwachung der externen
Arbeitskraft entsprechend Abschnitt A Nummer 4,
(c)                   
Ergebnisse der individuellen Expositionsüberwachung
der externen Arbeitskraft entsprechend Abschnitt A Nummer 7.
2. Folgende
Daten werden (oder wurden) von dem Unternehmen nach Beendigung einer Tätigkeit
im Datensystem für die individuelle Strahlenüberwachung erfasst:
(a)                   
Zeitraum der Durchführung der Tätigkeit,
(b)                   
Schätzung der effektiven Dosis, die die externe
Arbeitskraft gegebenenfalls aufgenommen hat (Dosis für den Zeitraum der
Durchführung der Tätigkeit),
(c)                   
bei nicht homogener Exposition: die geschätzte Äquivalentdosis für die einzelnen Körperteile,
(d)                   
bei innerer Kontamination: Schätzung
der Aktivitätszufuhr bzw. der Folgedosis.
C. Bestimmungen für den persönlichen Strahlenschutzpass
1.                      
Die Mitgliedstaaten können beschließen, für jede
externe Arbeitskraft einen persönlichen Strahlenschutzpass auszustellen. 
2.                      
Der Strahlenschutzpass ist nicht übertragbar.
3.                      
Die Mitgliedstaaten ergreifen die erforderlichen
Maßnahmen, um zu verhindern, dass einer Arbeitskraft mehr als ein gültiger
persönlicher Strahlenschutzpass gleichzeitig ausgestellt wird.
4.                      
Neben den unter A und B geforderten Informationen
enthält der Strahlenschutzpass Name und Anschrift der ausstellenden Stelle und
das Ausstellungsdatum.
ANHANG IX
A. Im Rahmen eines Notfallmanagementsystems zu
berücksichtigende Aspekte 
1.                      
Gefahrenabschätzung,
2.                      
klare Festlegung der Zuständigkeiten von Personen
und Organisationen, die an der Notfallvorsorge und ‑bekämpfung beteiligt sind; dazu gehört die Schaffung von Notfalleinrichtungen, denen die
Gesamtverantwortung für den Umgang mit Notfall-Expositionssituationen zukommt,
und ihre Koordinierung, sowie gegebenenfalls die Einrichtung besonderer Teams
für die Durchführung von Schutzmaßnahmen,
3.                      
Erstellung von Notfallplänen auf nationaler und
lokaler Ebene sowie durch die Einrichtungen,
4.                      
eine zuverlässige Kommunikation und effiziente,
wirksame Vorkehrungen für Zusammenarbeit und Koordinierung innerhalb der
Einrichtungen sowie auf lokaler, nationaler und internationaler Ebene,
5.                      
Gesundheitsschutz der Notfalleinsatzkräfte,
6.                      
Aus- und Fortbildung der Notfalleinsatzkräfte und
aller sonstigen Personen, die bei Notfalleinsätzen Aufgaben zu erfüllen haben
bzw. Verantwortung tragen, einschließlich regelmäßiger Übungen, 
7.                      
Vorkehrungen für die individuelle Überwachung der
Notfalleinsatzkräfte und die Aufzeichnung der Dosen,
8.                      
Vorkehrungen für die Unterrichtung der Bevölkerung, 
9.                      
Einbeziehung von Interessenträgern, 
10.                  
Übergang vom Notfalleinsatz zu
Situationsbewältigung und Abhilfemaßnahmen.
B. Im Rahmen eines Notfallplans zu
berücksichtigende Aspekte 
Bei
der Notfallvorsorge:
1.                      
Referenzwerte, unter Berücksichtigung der in
Anhang I angeführten Kriterien,
2.                      
optimierte Schutzstrategien für
expositionsgefährdete Einzelpersonen der Bevölkerung, für unterschiedliche
postulierte Ereignisse und die entsprechenden Szenarios,
3.                      
zuvor festgelegte allgemeine Kriterien für
bestimmte Schutzmaßnahmen, ausgedrückt als zu erwartende und aufgenommene
Dosen, 
4.                      
Standardauslösekriterien oder operationelle
Kriterien (Messgrößen und Indikatoren der Bedingungen vor Ort),
5.                      
Vorkehrungen für die unverzügliche Koordinierung
mit Notfalleinrichtungen in benachbarten Mitgliedstaaten oder Nicht‑Mitgliedstaaten
für Anlagen in der Nähe einer Landesgrenze,
6.                      
Vorkehrungen für die Überprüfung und Überarbeitung
des Notfallplans, um Veränderungen oder Erfahrungen aus Übungen und Ereignissen
Rechnung zu tragen.
Im Voraus sind Vorkehrungen zu treffen, um
diese Aspekte gegebenenfalls während einer Notfall-Expositionssituation an die
sich während des Notfalleinsatzes weiterentwickelnden Bedingungen anpassen zu
können.
Beim
Notfalleinsatz:
Im Hinblick auf eine
Notfallexpositionssituation sind frühzeitig Notfallvorsorge- und ‑bekämpfungsmaßnahmen
zu ergreifen, die folgende Maßnahmen umfassen (sich jedoch nicht auf diese
beschränken):
1.                      
unverzügliche Durchführung von Schutzmaßnahmen,
soweit möglich vor Beginn einer Exposition,
2.                      
Beurteilung der Wirksamkeit der Strategien und
durchgeführten Maßnahmen und gegebenenfalls Anpassung an die gegebene
Situation, 
3.                      
Vergleich der erwarteten Restdosen mit dem
geltenden Referenzwert, wobei der Schwerpunkt auf den Gruppen liegt, deren
Strahlenbelastung den Referenzwert überschreitet,
4.                      
gegebenenfalls Anwendung weiterer Schutzstrategien
entsprechend den jeweiligen Bedingungen und verfügbaren Informationen.
ANHANG X
A. Im Voraus
bereitzustellende Informationen für die in einer Notfallsituation
voraussichtlich betroffenen Einzelpersonen der Bevölkerung
1.                      
Grundbegriffe der Radioaktivität und Auswirkungen
der Radioaktivität auf Mensch und Umwelt;
2.                      
berücksichtigte Arten von Notfällen und ihre Folgen
für Bevölkerung und Umwelt;
3.                      
geplante Notfallmaßnahmen zur Warnung, zum Schutz
und zur Rettung der Bevölkerung bei einem Notfall;
4.                      
geeignete Informationen darüber, wie sich die
Bevölkerung bei einem Notfall verhalten sollte.
B. In einem Notfall bereitzustellende
Informationen für die betroffenen Einzelpersonen der Bevölkerung
1.                      
Entsprechend dem zuvor in den Mitgliedstaaten
erstellten Notfallplan müssen die tatsächlich betroffenen Einzelpersonen der
Bevölkerung im Falle eines Notfalls rasch und wiederholt Folgendes erhalten:
(a)                   
Informationen über die eingetretene
Notfallsituation und nach Möglichkeit über deren Merkmale (wie Ursprung,
Ausbreitung und voraussichtliche Entwicklung);
(b)                   
Schutzanweisungen, die je nach Fall
i)       insbesondere
folgende Punkte umfassen können: Beschränkung des Verzehrs bestimmter
Nahrungsmittel und von Wasser, die bzw. das voraussichtlich kontaminiert sind
bzw. ist, einfache Hygiene- und Dekontaminationsregeln; Empfehlungen zum
Verbleiben im Haus; Verteilung und Verwendung von Schutzwirkstoffen; Vorkehrungen
für den Fall der Evakuierung;
ii)       gegebenenfalls
mit speziellen Warnhinweisen für bestimmte Bevölkerungsgruppen verbunden werden
können;
(c)                   
Empfehlungen zur Zusammenarbeit im Rahmen der
Anweisungen und Aufrufe der zuständigen Behörden.
2.                      
Geht dem Notfall eine Vorwarnstufe voraus, so
müssen die voraussichtlich betroffenen Einzelpersonen der Bevölkerung bereits
auf dieser Stufe Informationen und Anweisungen erhalten, wie z. B.:
(a)                   
eine Aufforderung an die Einzelpersonen der
Bevölkerung, entsprechende Kommunikationskanäle einzuschalten;
(b)                   
vorbereitende Anweisungen für Einrichtungen, die
besondere Gemeinschaftsaufgaben zu erfüllen haben;
(c)                   
Empfehlungen für besonders betroffene
Berufsgruppen.
3.                      
Ergänzend zu diesen Informationen und Anweisungen
sind je nach verfügbarer Zeit die Grundbegriffe der Radioaktivität und ihre
Auswirkungen auf Mensch und Umwelt in Erinnerung zu rufen.
ANHANG XI
Als
Anhaltspunkt dienende Liste von Baumaterialien, für die Kontrollmaßnahmen
hinsichtlich der emittierten Gammastrahlen in Betracht zu ziehen sind
1.                      
Natürliche Materialien 
(a)                   
Alaunschiefer;
(b)                   
Baumaterialien oder –zusätze natürlichen
vulkanischen Ursprungs wie: 
–     
Granit;
–     
Gneis;
–     
Porphyre;
–     
Syenit;
–     
Basalt;
–     
Tuff;
–     
Puzzolan;
–     
Lava.
2.                      
Materialien mit Rückständen aus Industriezweigen,
in denen natürlich vorkommende radioaktive Materialien verarbeitet werden, wie
z.B.:
–     
Flugasche;
–     
Phosphorgips;
–     
Phosphorschlacke;
–     
Zinnschlacke;
–     
Kupferschlacke;
–     
Rotschlamm (Rückstand aus der Aluminiumproduktion);
–     
Rückstände aus der Stahlproduktion.
ANHANG XII
Informationen in den Aufzeichnungen über hoch radioaktive umschlossene
Strahlenquellen
ANHANG XIII
Bereitstellung
von Daten über hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen
Das Unternehmen übermittelt der zuständigen
Behörde eine elektronische oder schriftliche Kopie der Aufzeichnungen über hoch
radioaktive umschlossene Strahlenquellen gemäß Artikel 90, die die in
Anhang XII aufgeführten Informationen enthalten,
1.                      
unverzüglich zu Beginn der Erfassung, d. h.
schnellstmöglich nach dem Erwerb der Strahlenquelle;
2.                      
danach in von den Mitgliedstaaten festzulegenden
Abständen von höchstens 12 Monaten;
3.                      
bei einer Änderung der im Informationsblatt
enthaltenen Angaben;
4.                      
unverzüglich bei Beendigung der Erfassung einer
bestimmten Strahlenquelle, sobald das Unternehmen nicht mehr im Besitz dieser
Strahlenquelle ist; in diesem Fall ist der Name des
Unternehmens oder des Abfallend- oder –zwischenlagers, an den bzw. das die
Strahlenquelle weitergegeben wird, anzugeben;
5.                      
unverzüglich bei Beendigung der Erfassung, sobald
das Unternehmen nicht mehr im Besitz von Strahlenquellen ist.
ANHANG XIV
Anforderungen
an für hoch radioaktive umschlossene Strahlenquellen zuständige Unternehmen
Für hoch radioaktive umschlossene
Strahlenquellen zuständige Unternehmen
(a)                   
sorgen dafür, dass regelmäßig geeignete Tests, wie
z. B. Dichtheitstests gemäß internationalen Standards, zum Zweck der
Überprüfung und Wahrung der Unversehrtheit jeder einzelnen Strahlenquelle
durchgeführt werden;
(b)                   
prüfen in bestimmten Zeitabständen, die von den
Mitgliedstaaten festgelegt werden können, regelmäßig, ob sich jede
Strahlenquelle und gegebenenfalls die Schutzausrüstung, die die Strahlenquelle
enthält, noch tatsächlich und in sichtbar gutem Zustand am Verwendungs- bzw.
Lagerungsort befinden;
(c)                   
legen für jede ortsfeste und mobile Strahlenquelle
geeignete und dokumentierte Maßnahmen fest, z. B. schriftliche Protokolle und
Verfahren, die den unbefugten Zugang, den Verlust, den Diebstahl oder die
Beschädigung der Strahlenquelle durch Brand verhindern sollen;
(d)                   
melden der zuständigen Behörde unverzüglich den
Verlust oder Diebstahl oder eine unbefugte Nutzung einer Strahlenquelle,
veranlassen eine Überprüfung der Unversehrtheit jeder Strahlenquelle nach einem
Ereignis, einschließlich Brand, durch das die Strahlenquelle beschädigt worden sein
könnte, und unterrichten gegebenenfalls die zuständige Behörde hierüber und
über die getroffenen Maßnahmen;
(e)                   
geben jede ausgediente Strahlenquelle nach
Beendigung der Nutzung unverzüglich an den Lieferanten zurück oder an eine
Einrichtung zur Langzeit- bzw. Endlagerung ab oder an ein anderes zugelassenes
Unternehmen weiter, sofern die zuständige Behörde nichts anderes bestimmt hat;
(f)                     
vergewissern sich, dass der Empfänger über eine
geeignete Genehmigung verfügt, bevor eine Weitergabe erfolgt;
(g)                   
melden der zuständigen Behörde sofort jeden Unfall
oder Vorfall, der zu einer unbeabsichtigten Exposition eines Arbeitnehmers oder
einer Einzelperson der Bevölkerung geführt hat.
ANHANG XV
Identifizierung
und Kennzeichnung hoch radioaktiver umschlossener Strahlenquellen
1.                      
Der Hersteller oder Lieferant sorgt dafür, dass
(a)                   
jeder hoch radioaktiven umschlossenen
Strahlenquelle eine unverwechselbare Identifizierungsnummer zugeteilt wird. Diese Nummer wird - soweit dies möglich ist - auf der Strahlenquelle
eingraviert oder eingeprägt.
Die Nummer wird auch auf dem Behältnis der
Strahlenquelle eingraviert oder eingeprägt. Ist dies nicht
möglich oder werden wieder verwendbare Transportbehältnisse eingesetzt, so
müssen auf dem Behältnis der Strahlenquelle zumindest Angaben zur Art der
Strahlenquelle vorhanden sein.
(b)                   
Das Behältnis der Strahlenquelle und - soweit dies
möglich ist - die Strahlenquelle selbst werden mit einem entsprechenden Zeichen
zur Warnung vor der Strahlungsgefahr markiert und etikettiert.
2.                      
Der Hersteller legt eine Fotografie jedes
hergestellten Typs einer Strahlenquelle sowie eine Fotografie des typischen
Behältnisses einer Strahlenquelle vor.
3.                      
Das Unternehmen sorgt dafür, dass jeder hoch
radioaktiven umschlossenen Strahlenquelle schriftliche Unterlagen beigefügt
sind, wonach die Quelle entsprechend Nummer 1 über eine
Identifizierungsnummer verfügt und gekennzeichnet ist, und dass die in
Nummer 1 genannten Kennzeichnungen und Etiketten lesbar bleiben. Die Unterlagen enthalten ferner gegebenenfalls Fotografien der
Strahlenquelle, des Behältnisses der Strahlenquelle, der Transportverpackung,
der Vorrichtung und der Schutzausrüstung.
ANHANG XVI
Als Anhaltspunkt dienende Liste von
Punkten, die im nationalen Maßnahmenplan zum Umgang mit langfristigen Risiken
von Radon-Expositionen enthalten sein sollten 
1.                      
Strategie für die Durchführung von Erhebungen zu
Radonkonzentrationen in Gebäuden, für den Umgang mit Messdaten (nationale
Radon-Datenbank) und für die Aufstellung sonstiger Parameter (Boden- oder
Gesteinsarten, Bodengaskonzentration, Durchlässigkeit und Gehalt an Radium-226
in Gestein und Boden).
2.                      
Verfügbare Daten und Kriterien für die Abgrenzung
radongefährdeter Gebiete oder für die Ermittlung radongefährdeter Gebäude.
3.                      
Ermittlung von öffentlich zugänglichen Gebäuden und
von Arbeitsplätzen, z. B. von Schulen, unterirdischen Arbeitsplätzen oder
Badeanlagen, in denen Messungen erforderlich sind, ausgehend von einer
Risikoabschätzung, die auch Aufenthaltszeiten berücksichtigt.
4.                      
Grundlage für die Aufstellung von Referenzwerten
für bestehende Wohnräume, Arbeitsplätze, öffentlich zugängliche Gebäude und
neue Gebäude.
5.                      
Zuweisung von Zuständigkeiten (staatlich und
nicht-staatlich), Koordinierungsmechanismen und verfügbare Ressourcen für die
Umsetzung des Maßnahmenplans.
6.                      
Strategie für die Verringerung der Radon-Exposition
in Wohnräumen, insbesondere in radongefährdeten Gebieten.
7.                      
Strategie, darunter Methoden und Instrumente, zur
Verhinderung des Radon-Eintritts in neue Gebäude, einschließlich der Ermittlung
von Baumaterialien mit bedeutender Radon-Exhalation.
8.                      
Zeitpläne für Audits und Überprüfungen des
Maßnahmenplans.
9.                      
Kommunikationsstrategie zur Schärfung des
Bewusstseins der Öffentlichkeit und Unterrichtung örtlicher Entscheidungsträger
über die mit dem Rauchen verbundenen Radonrisiken.
10.                  
Gegebenenfalls Leitlinien für Messmethoden und
–instrumente sowie Abhilfemaßnahmen. Zu erwägen sind auch
Kriterien für die Akkreditierung von Mess- und Sanierungsdiensten.
11.                  
Gegebenenfalls Bereitstellung finanzieller Hilfe
für Radonerhebungen und für Abhilfemaßnahmen, insbesondere für private
Wohnräume mit sehr hohen Radonkonzentrationen.
12.                  
Langfristige Ziele in Bezug auf die Verringerung
des durch Radon-Exposition bedingten Lungenkrebsrisikos (für Raucher und
Nichtraucher).
[1]               Richtlinie 96/29/Euratom des Rates vom 13. Mai 1996
zur Festlegung der grundlegenden Sicherheitsnormen für den Schutz der
Gesundheit der Arbeitskräfte und der Bevölkerung gegen die Gefahren durch
ionisierende Strahlungen, ABl. L 159 vom 29.6.1996, S. 1.
[2]               Weltgesundheitsorganisation.
[3]               WHO Handbook on indoor radon, 2009, ISBN 978 92 4
154767.
[4]               Richtlinie 89/106/EWG des Rates, Anhang 1: „Das
Bauwerk muss derart entworfen und ausgeführt sein, dass die Hygiene und die
Gesundheit der Bewohner und der Anwohner insbesondere durch folgende
Einwirkungen nicht gefährdet werden: (…) Vorhandensein gefährlicher Teilchen
oder Gase in der Luft [oder] Emission gefährlicher Strahlen“. 
[5]               Diese Rechtsakte werden neu gefasst („Vorschlag für eine
Verordnung (EURATOM) des Rates zur Festlegung von Höchstwerten an Radioaktivität
in Nahrungsmitteln und Futtermitteln im Falle eines nuklearen Unfalls oder
einer anderen radiologischen Notstandssituation (Neufassung)“, KOM(2010) 184 endg.,
CNS 2010/0098).
[6]               Die
Veröffentlichungen der Europäischen Kommission zum Thema Strahlenschutz sind
abrufbar unter http://ec.europa.eu/energy/nuclear/radiation_protection/publications_en.htm.
[7]               Das
Ergebnis der Konsultation ist abrufbar auf der Website des „European ALARA
network for NORM industries“ (EANNORM): http://www.ean-norm.net/lenya/ean_norm/live/news.html.
[8]               Sammlung des Europäischen Gerichtshofs 1992, I-06153.
[9]               ABl. 11 vom 20.2.1959, S. 221.
[10]             ABl. L 159 vom 29.6.1996, S. 1.
[11]             ABl. L 180 vom 9.7.1997, S. 22.
[12]             ABl. L 357 vom 7.12.1989, S. 31.
[13]             ABl. L 349 vom 13.12.1990, S. 21.
[14]             ABl. L 346 vom 31.12.2003, S. 57.
[15]             Die Empfehlungen der Internationalen
Strahlenschutzkommission (ICRP) von 2007.
[16]             ABl. L 80 vom 27.3.1990, S. 26.
[17]             IAEA Safety Standards Series, 2004, RS-G-1.7, „Application of the
Concepts of Exclusion, Exemption and Clearance“.
[18]             Radiation Protection 122. Practical use of the Concepts of the Clearance and Exemption – Part
I, Guidance on General Clearance Levels for Practices.
[19]             Radiation Protection 89: Recommended radiological protection criteria for the recycling of
metals from dismantling of nuclear installations; Radiation
Protection 113: Recommended
Radiological Protection Criteria for the Clearance of Buildings and Building
Rubble from the Dismantling of Nuclear Installations; Radiation
Protection 122: Practical
Use of the Concepts of the Clearance and Exemption.
[20]             ABl. L 2 vom 6.1.2004, S. 36.
[21]             ABl. L 66 vom 13.3.1999, S. 16.
[22]             ABl. L 2 vom 6.1.2000, S. 36.
[23]             Angegeben ist die Aktivität des alphastrahlenden
Radionuklids.
[24]             Kaliumsalze in Mengen von weniger als 1000 kg sind
freigestellt.