CELEX: 51993PC0349
Language: de
Date: 1993-07-20
Title: Vorschlag für eine Richtlinie des Rates zur Festlegung der grundlegenden Sicherheitsnormen für den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte und der Bevölkerung gegen die Gefahren durch ionisierende Strahlungen

KOMMISSION DER EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
                                             K0M(93) 349 endg.
                                             Brüssel, den 20. Juli 1993
                   Geänderter Vorschlag für eine
                         piÇHTj IN IF DES RATES
           zur Festlegung der grundlegenden Sicherheitsnormen
             für den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte
                 und der Bevölkerung gegen die Gefahren
                      durch ionisierende Strahlungen
          (gemäß Artikel 149 Paragraph 3 des EWG-Vertrags
                    von der Kommission vorgelegt)
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                                BEGRÜNDUNG
 Der EURATOM-Vertrag sieht in Artikel 2b) die Aufstellung einheitlicher
 Sicherheitsnormen für den Gesundheitsschutz der Bevölkerung und der
 Arbeitskräfte in der Gemeinschaft       vor. Diese Grundnormen wurden zum
 ersten  Mal   1959 durch   eine    Richtlinie   des   Rates 1  festgelegt  und
 danach unter Berücksichtigung der Entwicklung der wissenschaftlichen
 Kenntnisse   mehrfach   geändert.     Die   derzeit    gültige    Fassung  der
 Grundnormen datiert aus dem Jahre 1980, die Änderungen der technischen
 Anhänge im wesentlichen aus dem Jahre 1984 2 .
Richtlinie zur Festlegung der Grundnormen          für aen Gesundheitsschutz
der Bevölkerung und der Arbeitskräfte gegen die Gefahren ionisierender
Strahlungen (ABI. vom 20.2.1959).
Richtlinie 80/836/EURATOM des Rates vom          15.7.1980 zur    Änderung der
Richtlinien, mit denen die Grundnormen für den Gesundheitsschut: de'
Bevölkerung   und der Arbeitskräfte gegen        die Gefahren     ionisierender
Strahlungen festgelegt wurden (ABI. L 246 vom 17.9.80. S. 1 ) .
Richtlinie   84/467/EURATOM    aes Rates    vom   3.9.19S4 zur    Änderung der
Richtlinie    80/836/EURATOM     hinsichtlich    der    G?undnormen    tu:  ütr
Gesundheitsschutz   aer   Bevölkerung    und   der  Arbeitskräfte    gege^  die
Gefahren ionisierender Strahlungen (ABI. L 265 vom 5.10.84, S. 4
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Bis, 1986 waren diese Grundnormen sowie eine Richtlinie zur Festlegung
der   grundlegenden      Maßnahmen    für     den   Strahlenschutz' bei        ärztlichen
                                         3
Untersuchungen und Behandlungen              die einzigen, von der Gemeinschaft
 im  Bereich     Strahlenschutz      gemäß      Artikel 31      des    EURATOM-Vertrags
angenommenen Rechts instrumente der Gemeinschaft. Seitdem wurden in der
Folge    des    Unfalls    von   Tschernobyl        eine     Reihe   von    zusätzlichen
           4
Maßnahmen        zur     Verstärkung        und      Ergänzung       der     bestehenden
Gemeinschaftsbestimmungen         im   Bereich      des   Gesundheitsschutzes        gegen
 ionisierende Strahlungen ergriffen.
Richtlinie 84/466/EURATOM des Rates vom 3.9.1984 zur Festlegung der
grundlegenden       Maßnahmen     für    den      Strahlenschutz       bei     ärztlichen
Untersuchungen und Behandlungen (ABI. L 265 vom 5.10.84, S. 1).
Entscheidung        87/600/EURATOM         des      Rates      vom      14.12.87      über
Gemeinschaftsvereinbarungen                  für            den          beschleunigten
 Informationsaustausch im Fall einer radio logischen Notstandssituation
 (ABI. L 371 vom 30.12.87, S. 76).
Richtlinie    89/618/EURATOM      des Rates vom         27. November 1989 über         die
Unterrichtung      der   Bevölkerung      über     die    bei   einer     radiologischen
Notstandssituation geltenden Verhaltensmaßregeln und zu ergreifenden
Gesundheitsschutzmaßnahmen (ABI. L 357 vom 7.12.89, S. 31).
Richtlinie 90/641/EURATOM         des Rates       vom   4.12.1990     über   den   Schutz
externer     Arbeitskräfte,      die    einer      Gefährdung      durch     ionsierende
Strahlungen beim Einsatz         im KontrolIbereich ausgesetzt sind               (ABI. L
349 vom 13.12.90, S. 21).
Richtlinie    92/3/EURATOM      des   Rates     vom   3.2.92     zur   Überwachung     und
Kontrolle      der     Verbringungen        radioaktiver        Abfälle      von    einem
Mitgliedstaat      in einen    anderen,       in die     Gemeinschaft      und   aus   der
Gemeinschaft (ABI. L 35 vom 12.2.92).
Verordnung 87/3954/EURATOM des Rates vom 22.12.1987 zur Festlegung von
Höchstwerten an Radioaktivität in Nahrungsmitteln und Futtermitteln im
Falle   eines    nuklearen     Unfalls      oder    einer     anderen    radiologischen
Notstandssituation (ABL. L 371 vom 30.12.1987, S. 11).
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Verordnung   89/944/EURATOM      der   Kommission   vom    12.  April    1989   zur
Festlegung von Höchstwerten an Radioaktivität            in Nahrungsmitteln von
geringerer   Bedeutung    im   Falle   eines   nuklearen    Unfa I Is oder     einer
anderen radiologischen Notstandssituation (ABL. L 101 vom 13.4.1989,
S. 17).
Verordnung 89/2218/EURATOM des Rates vom 18. Juli             1989 zur Änderung
der Verordnung    (Euratom) Nr. 3954/87 zur Festlegung von Höchstwerten
an Radioaktivität    in Nahrungsmitteln und Futtermitteln         im Falle eines
nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen Notstandssituation
 (ABL. L 211 vom 22.7.1989, S.1).
Verordnung   89/2219/EWG    des   Rates   vom  18. Jul i 1989 über       besondere
Bedingungen für die Ausfuhr von Nahrungsmitteln und Futtermitteln im
Falle   eines   nuklearen    Unfalls    oder   einer   anderen     radiologischen
Notstandssituation (ABL. L 211 vom 22.7.1989, S. 4 ) .
Verordnung    90/737/EWG     des   Rates    vom   22.    März   1990    über    die
Einfuhrbedingungen für landwirtschaftliche Erezugnisse mit Ursprung in
Drittländern nach dem Unfall        im Kernkraftwerk Tschernobyl       (ABL. L 82
vom 29.3.1990, S.1).
Verordnung   90/770/EURATOM      der   Kommission    vom   29.   März   1990    zur
Festlegung von Höchstwerten an Radioaktivität in Futtermitteln im Fall
eines    nuklearen     Unfalls      oder    einer     anderen     radiologischen
Notstandssituation (ABL. L 83 vom 30.3.1990, S. 7 8 ) .
Verordnung   93/1493/EURATOM      des   Rates   vom   8. Juni    1993   über    die
Verbringung   radioaktiver     Stoffe   zwischen   den   Mitgliedstaaten      (ABI.
L 148 vom 19.6.1993, S.1)
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     Verordnung 93/1518/EWG der Kommission vom 21. Juni 1993 (ersetzt die
     Verordnung 92/598/EWG der Kommission vom 9. März 1992 zur Festlegung
     einer Liste von Erzeugnissen, die von der Durchführung der Verordnung
     (EWG)     Nr.    737/90     des     Rates    über     die    Einfuhrbedingungen      für
      landwirtschaftliche Erzeugnisse mit Ursprung               in Drittländern nach dem
     Unfall    im Kernkraftwerk Tschernobyl ausgenommen sind (ABL. L 150 vom
     22.6.1993, S.30).
Außerdem   weist   eine    Empfehlung      der   Kommission     aus  dem   Jahre    1990 die
Mitgliedstaaten      auf    die    Gefahren      der   Radonexposition       innerhalb    von
                   5
Wohngebäuden hin .
3.   Die Grundnormen der Gemeinschaft haben sich immer weitgehend auf die
     Empfehlungen       der     ICRP    gestützt,      die    den   neuesten      Stand   der
     Erkenntnisse      im Bereich des Strahlenschutzes darstellen und auch die
     Grundlage für Empfehlungen anderer             internationaler, in diesem Bereich
     zuständigen      Organisationen        bilden.     Die    ICRP   hat    ihre    neuesten
     Empfehlungen (Veröffentlichung Nr. 60), die die Veröffentlichung Nr.
     26   aus   dem   Jahre    1977 ersetzen,        Anfang    1991   veröffentlicht.     Die
     Kommission hat ihrerseits die Bestimmungen der bestehenden Richtlinie
     nicht    nur   hinsichtlich       der    ICRP-Empfehlungen,      sondern    auch   unter
     Berücksichtigung        der    bei    der    Anwendung     derartiger      Bestimmungen
     gewonnenen     Erfahrung überarbeitet. Die Revision entspricht                  außerdem
     der 1987 vor dem Rat anläßlich der Annahme der Verordnung Nr.87/3954
     (siehe Fußnote Nr. 4) eingegangenen Verpflichtung zur Rev is ion.Bei der
     Revision     wurden      unter     Wahrung     der    grundlegenden      Struktur    der
     bestehenden Richtlinie folgende Ziele gesetzt:
     -   Gewährleistung         eines       Schutzes,       der     auf     den      neuesten
         wissenschaftlichen Erkenntnissen basiert, die den Arbeitnehmern und
         der Bevölkerung zugute kommen müssen;
     Empfehlung    90/143/EURATOM        der   Kommission    vom   21. Februar      1990 zum
     Schutz    der   Bevölkerung      vor   Radonexposition       innerhalb    von   Gebäuden
     (ABL. L 80 vom 27.3.1990, S.26).
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   -   Gewährleistung einer fundierten technischen und wissenschaftlichen
      Grundlage    und     eines     einheitlichen      Ansatzes      Lm   Bereich    des
      Strahlenschutzes, sowie einer technischen Übereinstimmung mit den
      Empfehlungen internationaler Organisationen wie IAE0, NEA-OECD, WGO
      und IAO;
   -   Aktualisierung der Bestimmungen der bestehenden Richtlinie unter
      gleichzeitiger      Berücksichtigung      der     für   die    Bestimmungen     der
      Mitgliedstaaten ausschlaggebenden Grundstruktur;
   -   im Hinblick auf die Vollendung des Gemeinsamen Marktes Wahrung
      einer   möglichst     weitgehenden     Vereinheitlichung        der   im  EURATOM-
      Vertrag vorgesehenen Schutzmaßnahmen;
   -   Verstärkung    der   Bestimmungen     zur   Kontrolle     radioaktiver      Stoffe
      gemäß der im Jahre 1992 bei der Annahme der Richtlinie 92/3/EURATOM
      zur   Überwachung      und    Kontrolle    der    Verbringungen       radioaktiver
      Abfälle    von    einem     Mitgliedstaat      in   einen     anderen,     in   die
      Gemeinschaft      und     aus    der   Gemeinschaft       gegenüber      dem    Rat
      eingegangenen Verpflichtung;
4. Unter Berücksichtigung dieser Punkte betreffen die wichtigsten in den
   Rieht I inienvorseh lag aufgenommenen Veränderungen folgende Bereiche:
   -  Verwendung     von    Definitionen,     Mengen-      und    Maßeinheiten      sowie
      Wichtungsfaktoren       für   Strahlungen    und    Gewebe     entsprechend     den
      neuesten ICRP-Empfehlungen;
   -  Einführung restriktiverer Dosisgrenzwerte gemäß den neuesten ICRP-
      Empfehlungen,       in    denen     neuere     Schätzungen        bezüglich     des
      Krebsrisikos      in    Verbindung     mit     einer     Exposition      gegenüber
      ionisierenden     Strahlungen     berücksichtigt      wurden,     sowie   Aufnahme
      eines umfassenden Begriffs der Gesundheitsschädigung;
   -  Einführung von Bestimmungen für den Strahlenschutz bei bestimmten
      berufsbedingten Expositionen gegenüber natürIichen StrahlenquelIen;
   -  Verbot    bestimmter,       nicht    gerechtfertigter        Verwendungen       von
      Radioaktivität;
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    -   Erweiterung der Schutzbestimmungen im Falle von Strahlenunfällen;
    -   Einführung des Begriffs der quellenbezogenen "Dosisrestriktion";
    -   Änderung der als Bedingung für eine Genehmigung/Anmeldung gemäß der
        Richtlinie geltenden Radioaktivitätsniveaus;
5.  Die Auswirkungen der vorgeschlagenen Änderungen auf die Wirtschaft
    dürften   begrenzt   sein,  weil   die  Änderungen   den  Charakter   einer
    Fortentwicklung auf der Grundlage der       Jeweils geltenden    Richtlinie
    haben. Die Einführung von Bestimmungen        für den Strahlenschutz bei
    bestimmten     berufsbedingten    Expositionen    gegenüber    natürlichen
    Strahlenquellen vollzieht sich in flexibler Weise, gerade damit die
    Bestimmungen stufenweise umgesetzt werden können.
6.   Im folgenden sollen die verschiedenen Titel des Vorschlags für eine
    neue Richtlinie kommentiert, sowie ihr jeweiliger Zweck, Umfang und
    Ziele erläutert werden.
6.1  Im Vergleich zu der bestehenden Richtlinie wird der Anwendungsbereich
    der vorgeschlagenen Richtlinie erweitert (Titel II). Sie schließt nun
    ausdrücklich die Vermarktung und die Ausfuhr radioaktiver Stoffe sowie
    den Betrieb elektrischer Ausrüstung ein, die        ionisierende   Strahlen
    aussendet und Komponenten enthält, die mit einer Potentialdifferenz
    von mehr als 5 kV betrieben werden. Außerdem umfaßt sie die Exposition
    gegenüber natürlichen Strahlenquellen bei der Arbeit.
6.2 Das System der Anmeldung und vorherigen Genehmigung von Tätigkeiten
    (Titel M I ) wurde verändert: die Erfordernisse für die Anwendung des
    Systems    wurden   deutlicher   als   in   der   bestehenden   Richtlinie
    formuliert,   und   insbesondere   die Bedingungen,    unter  denen   diese
    Anforderungen aufgehoben werden können, gründlich überarbeitet. Dies
    wird   zu einer weiteren Vereinheitlichung der       Genehmigungsverfahren
    innerhalb der Gemeinschaft beitragen, was sich auch auf die Vollendung
    des Gemeinsamen Binnenmarktes auswirken wird.
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 6.3  Titel IV     behält    die    drei    Grundprinzipien    des    Strahlenschutzes
      (Rechtfertigung, Optimierung (ALARA) und Dosisgrenzwerte) bei; dabei
      wird spezifiziert, daß diese Dosisgrenzwerte nicht für medizinische,
      unfaiI bedingte      oder     Notfallexpositionen      oder      allgemein     für
      Expositionen durch natürliche Strahlenquellen am Arbeitsplatz gelten.
      Hinsichtlich der Dosisgrenzwerte wurden folgende Maßnahmen ergriffen:
     -   der neue Grenzwerte der effektiven Dosis für Arbeitskräfte beträgt
         über    fünf   aufeinanderfolgende      Jahre gem itte It 20 mSv     pro  Jahr
         (100 mSv in fünf Jahren) wobei außerdem die effektive Dosis 50 mSv
         pro Jahr nicht überschreiten darf;
     -   der   neue Grenzwert      der effektiven Dosis für        Einzelpersonen der
         Bevölkerung      beträgt     1 mSv   pro    Jahr.  Allerdings     kann   unter
         besonderen Umständen ein höherer Wert pro Jahr zugelassen werden,
         sofern der Mittelwert über fünf aufeinanderfolgende Jahre 1 mSv pro
         Jahr nicht überschreitet.
     -   Die    Mitgliedstaaten      haben    die   Möglichkeit,    in   Ausnamefällen
         Abweichungen      von   den    Dosisgrenzwerten    gemäß    dem   in   Titel X
         festgelegten Verfahren einzuführen.
Was  den   Schutz    strahlenexponierter      schwangerer   Frauen    am  Arbeitsplatz
angeht, so wurden die Bestimmungen dahingehend geändert, daß der Foetus
gleichbedeutend mit einer Einzelperson der Bevölkerung geschützt wird.
Bei   stillenden      Frauen    sind    die    zuständigen   Stellen     verpflichtet,
erforderlichenfalls entsprechende Dosisrestriktionen festzulegen, um den
Schutz gegen eine radioaktive Kontamination des Kindes zu verstärken.
6.4  Titel V betrifft die Methoden zur Berechnung der effektiven Dosis und
     enthält Verweise auf die Anhänge II und III.
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6.5 Wie    in   der    bestehenden      Fassung    werden     in   der    vorgeschlagenen
    Richtlinie       die      Hauptgrundsätze        für     Maßnahmen*      zum      Schutz
    strahlenexponierter Arbeitskräfte           in Titel VI ausgeführt. Sie gelten
    auch für Auszubildende und Studierende, da auch diese beiden Gruppen
    Tätigkeiten durchführen können, die zu einer Exposition                     führen-. Im
    Vergleich    zu   der    bestehenden    Richtlinie wurde        die   Einteilung     der
    Strahlenschutzbereiche (Kontroll- und Überwachungsbereich) je nach Art
    der  Gefährdung      beibehalten, während        die Kriterien       zur   Überwachung
    dieser    Einteilung     vereinfacht    wurden und      dem Arbeitgeber/Betreiber
    zusätzliche Verantwortlichkeit übertragen wurde.
    Die Einteilung der strahlenexponierten Arbeitskräfte in die Kategorien
    A und B wird in dem Vorschlag der Kommission beibehalten, obwohl sie
     in den neuesten Empfehlungen der ICRP nicht mehr vorgesehen                    ist, da
    sie    sich     in    den     Jahren    ihrer     Anwendung,      insbesondere       vom
    organisatorischen Standpunkt des Strahlenschutzes her, bewährt hat.
6.6 Für die Strahlenexposition durch natürliche Strahlenquellen bei der
    Arbeit    enthält    die    vorgeschlagene     Richtlinie    besondere      Regelungen
    (Titel VII). Titel VII          verlangt,    daß   die   Mitgliedstaaten       gehalten
    sind,     zunächst      entsprechende      Untersuchungen        durchzuführen,       um
    festzustellen, in welchen Regionen ihres Staatsgebietes, bei welchen
    Aktivitäten     und    unter    welchen   Arbeitsbedingungen        Arbeitnehmer      in
    signifikativer       Weise     gegenüber     Gammastrahlung       oder     Radon     aus
    natürlichen      Strahlenquellen       exponiert      sind.    Ausgehend      von    den
    Ergebnissen      der     Untersuchungen       sind     die    in    der     Richtlinie
    beschriebenen Maßnahmen zu ergreifen. Als Beispiele für Tätigkeiten,
    für   die   derartige      Untersuchungen     durchgeführt      werden    müssen     und
    folglich entsprechende Maßnahmen notwendig werden können, nennt der
    Rieht I inienvorseh lag      Arbeitsvorgänge      in Bergwerken       oder    sonstigen
    Untertagebauen, Arbeitsvorgänge mit             Stoffen, die erhebliche          Spuren
    natürlicher       Radionuklide       enthalten       sowie     den     Betrieb       von
    Düsenflugzeugen während des Fluges.
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6.7 Titel VIII enthält die Hauptgrundsätze für Maßnahmen zum Schutz der
    Bevölkerung     unter    normalen   Umständen.   Unter    anderem   sehen   diese
    Bestimmungen die Einrichtung eines Inspektionssystems in den einzelnen
    Mitgliedstaaten     vor,    das der   Überwachung   des Strahlenschutzes      der
    Bevölkerung sowie der Überprüfung der Einhaltung der einzelStaat liehen
    Vorschriften zur Umsetzung dieser Richtlinie dienen soll. In dieser
    Hinsicht      werden      dem   Betreiber/Arbeitgeber       eine     Reihe    von
    Verpflichtungen auferlegt.
6.8 Titel IX stellt infolge der Erfahrungen mit dem Unfall von Tschernobyl
    eine   Erweiterung       der   früheren    Fassung    dar   und   umfaßt    jetzt
    potentielle,        unfallbedingte       und      Notfallexpositionen.        Die
    Mitgliedstaaten      müssen    jetzt   den   Ablauf    sämtlicher    eventuellen
    radio log Ischen Notfällen auf ihrem Staatsgebiet vor, während und nach
    diesem Ereignis berücksichtigen.
    Außerdem    sind   die   Mitgliedstaaten    gehalten,    Verbindungen   mit   den
    anderen Mitgliedstaaten sowie mit Drittländern aufzunehmen, um für
    jeden möglichen Fall besser gerüstet zu sein und eine einheitliche
    Handlungsweise     im Fall eines eventuellen Notfalls gewährleisten zu
    können.
6.9 Titel X enthält die Schlußbestimmungen mit folgenden Hauptpunkten:
    -  es wurde ein Verfahren festgelegt, das eine Änderung der Liste der
       unter Artikel 3 und 4 fallenden Tätigkeiten sowie in Ausnahmefällen
       Abweichungen von den Dosisgrenzwerten gestattet;
    -  jeder Mitgliedstaat hat der Kommission alle zwei Jahre über die
       Durchführung      der   Richtlinie   Bericht    zu   erstatten,    damit   die
       Kommission     ihrerseits Berichte für das Europäische Parlament, den
       Rat sowie den Wirtschafts- und Sozialausschuß erstellen kann*,
    -  die Mitgliedstaaten müssen die Richtlinie innerhalb der angegebenen
       Frist in nationales Recht umsetzen;
    -  der oben angegebene        Termin stellt eine einheitliche Frist          dar,
       wobei alle zeitlichen Fristen der vorherigen Richtlinien aufgehoben
       werden.
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6.10 Anhänge
     Der Rieht I iniènvorschlag bezieht        sich auf die     in den drei    Anhängen
     angegebenen Werte, die in Übereinstimmung mit den Bestimmungen dieses
     Richtlinienvorseh lags überarbeitet wurden.
     Was Anhang I anbetrifft, so wurden in der bestehenden Richtlinie die
     Ausnahmen   von dem System der Anmeldung/Genehmigung            in Funktion der
                                                  3
     Gesamtaktivität     (Werte zwischen 5.10        und 5.10 6 Bq gemäß den vier
     Toxizitätskategorien aus Anhang         I der bestehenden Richtlinie) sowie
     entsprechend der massenspezifischen Aktivität (100 Bq/g für künstliche
     Radionuklide     und    500   Bq/g   für    feste     natürliche    Radionuklide)
      festgelegt.
Man  kam   zu  der   Erkenntnis,    daß   diese    Einteilung    nicht   wirklich  das
potentielle   Risiko    wiederspiegelt,     daß   sich    aufgrund   von   Verwendung,
Mißbrauch oder Beseitigung radioaktiver Stoffe für die Arbeitskräfte und
Einzelpersonen derBevölkerung ergibt. Die überarbeitete Fassung von Anhang
I   enthält    daher     die    nuklidspezifischen       Aktivitätswerte     und   die
massenspezifischen Aktivitätswerte, und zwar in diesem Stadium zunächst auf
provisorischer Basis.
     Anhang II umfaßt      die Wichtungsfaktoren       für   Strahlungen   und  Gewebe
     entsprechend    den neuesten    Empfehlungen     der   ICRP. Überprüfungen    der
     Relationen    zwischen    dosimetrisehen    Mengen    und  Fortschritte    in der
     radio logischen   Forschung    können    jedoch    künftige   Änderungen   dieser
     Größen bedingen.
     Die in Anhang IM      der bestehenden Richtlinie enthaltenen abgeleiteten
     Grenzwerte müssen unter Berücksichtigung der neuen Wichtungsfaktoren
     für das Gewebe und der neuen Angaben über den Metabolismus sowie zur
     Erzielung   einer    größeren    Übereinstimmung      mit  den   vorgeschlagenen
     Dosisgrenzwerten überarbeitet werden. Da jedoch eine Neubewertung der
     Metabolismusmodelle      im Gange   ist und weder       eine  Unterbrechung   der
     Revision der Grundnormen noch eine Revision der Tabellen zum jetzigen
     Zeitpunkt     angezeigt     scheint,     gibt     Anhang IM      die    vorläufig
     anzuwendenden Methoden an.
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                         Geänderter Vorschlag für einen
                               RICHTLINIE DES RATES
           zur Festlegung der grundlegenden Sicherheitsnormen für den
          Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte und der Bevölkerung
                gegen die Gefahren durch ionisierende Strahlungen
 DER RAT DER EUROPA ISCHEN GEMEINSCHAFTEN -
 gestützt   auf den Vertrag zur Gründung der Europäischen Atomgemeinschaft,
 insbesondere auf die Artikel 31 und 32,
 auf Vorschlag der Kommission, der nach Stellungnahme der Gruppe der vom
 Ausschuß    für  Wissenschaft   und   Technik  bestellten  wissenschaftlichen
 Sachverständigen der Mitgliedstaaten ausgearbeitet worden ist,
nach Stellungnahme des Europäischen Par laments*1),
nach Stellungnahme des Wirtschafts- und Sozialausschusses<2>,
 in Erwägung nachstehender Gründe:
Der Vertrag schreibt in Artikel 2 Buchstabe b) vor, daß einheitliche Grund-
normen   für   den Gesundheitsschutz der Arbeitskräfte und    der  Bevölkerung
festgelegt werden sollen;
(1)  ABI. Nr. ...
(2)  ABI. Nr. C 108, 19.4.93, S.48.
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Gemäß Artikel 30 des Vertrages sind die Grundnormen für den Gesundheits-
schutz der Arbeltskräfte und der Bevölkerung gegen die Gefahren ionisieren-
der Strahlungen definiert als
a)   die zulässigen Höchstdosen, die ausreichende Sicherheit gewähren;.
b)   die Höchstgrenze für die Aussetzung gegenüber schädlichen Einflüssen
     und für schädlichen Befall;
c)   die Grundsätze für die ärztliche Überwachung der Arbeitskräfte-,
Jeder Mitgliedstaat erläßt gemäß Artikel 33 des Vertrages die geeigneten
Rechts- und Verwaltungsvorschriften, um die Beachtung dieser         Grundnormen
sicherzustellen, und    trifft  die für   den  Unterricht,   die  Erziehung    und
Berufsausbildung erforderlichen Maßnahmen;
Um dieser Aufgabe nachzukommen, hat der Rat gemäß Artikel 218 des Vertrags
zum ersten Mal   im Jahre   1959 Grundnormen erlassen* 3 ), die    in der    Folge
überarbeitet*4^ und
(3)  ABI. Nr.  11 vom 20. 2.1959, S. 211/59.
(4)  -  Richtlinie des Rates vom 5.3.1962 (ABI. vom 6.7.1962);
     -  Richtlinie  66/45/EURAT0M    des   Rates   vom  27.10.1966     (ABI.   vom
        26.11.1966, S.3693/66);
     -  Richtlinie 76/579/EURATOM des Rates vom 1.6.1976        (ABI. Nr. L 187
        vom 12.7.1976, S. 1);
     -  Richtlinie 79/343/EURATOM des Rates vom 27.3.1979 (ABI. Nr. L           83
        vom 3.4.1979, S. 18);
     -  Richtlinie 80/836/EURATOM des Rates vom 15.7.1980 (ABI. Nr. L 246
        vom 17.9.1980, S. 1);
     -  Richtlinie  84/467/EURATOM    vom   3.9.1984   (ABI.   Nr.   L   265   vom
        5.10.1984, S. 4 ) .
 ---pagebreak---                                        - 15 -
ergänzt worden sind* 5 );
(5)  -  Richtlinie 84/466/EURAT0M des Rates vom 3.9.1984 zur Festlegung der
        grundlegenden     Maßnahmen   für   den    Strahlenschutz      bei    ärztlichen
        Untersuchungen     und  Behandlungen     (ABI.   Nr. L 265     vom    5.10.1984,
        S. 1);
     -   Richtlinie 89/618/EURATOM des Rates vom 27.11.1989 über die Unter-
        rjchtung    der    Bevölkerung   über     die   bei   einer     radio logischen
        Notstandssituation        geltenden       Verhaltensmaßregeln          und    zu
        ergreifenden       Gesundheitsschutzmaßnahmen         (ABI. Nr. L 357        vom
        7.12.1989, S. 31);
     -  Richtlinie 90/641/EURATOM des Rates vom 4.12.1990 über den Schutz
        externer   Arbeitskräfte,    die einer      Gefährdung    durch    ionisierende
        Strahlungen beim Einsatz im Kontrolibère ich ausgesetzt sind (ABI.
        Nr. L 349 vom 13.12.1990, S. 21);
     -  Verordnung 87/3954/EURATOM des Rates vom 22.12.1987 zur Festlegung
        von   Höchstwerten      an   Radioaktivität       in   Nahrungsmitteln       und
        Futtermitteln    im Falle eines nuklearen Unfalls oder einer anderen
        radio logischen Notstandssituation (ABI. Nr. L 371 vom 30.12.1987,
        S. 11);
     -  Richtlinie 92/3/EURATOM des Rates vom 3.2.1992 zur Überwachung und
        Kontrolle    der    Verbringungen     radioaktiver      Abfälle      von   einem
        Mitgliedstaat    in einen anderen,      in die Gemeinschaft        und aus der
        Gemeinschaft (ABI. Nr. L 35 vom 12.2.1992, S. 24);
     -  Verordnung    93/1493/EURATOM     vom    8.6.1993    über    die    Verbringung
        radioaktiver Stoffe zwischen den Mitgliedstaaten              (ABI. L 148 vom
        19.6.1993, S. 1);
     -  Empfehlung 90/143/EURATOM der Kommission vom 21.2.1990 zum Schutz
        der Bevölkerung     vor Radonexposition      innerhalb von Gebäuden        (ABI.
        Nr. L 80 vom 27.3.1990, S. 26);
     -  Entscheidung 87/600/EURAT0M des Rates vom 14.12.1987 über Gemein-
        schaftsvereinbarungen für den beschleunigten Informationsaustausch
        im Fall einer radio logischen Notstandssituation (ABI. Nr. L 371 vom
        30.12.1987, S. 76).
 ---pagebreak---                                         - 16 -
Die    Entwicklung    der   wissenschaftlichen       Erkenntnisse     im   Bereich   des
Strahlenschutzes macht es erforderlich, die Grundnormen zu'überarbeiten und
in   einem   neuen   Rechts instrument     festzulegen,    das   an   die   Stelle   der
Richtlinien 76/579/EURATOM und 80/836/EURATOM tritt.
Diese Entwicklung hat zu einer Neubewertung der bei der Verwendung von
 ionisierenden    Strahlungen    bestehenden     Risiken    und   zu   der   Erkenntnis
geführt, daß der Gesundheitsschutz am Arbeitsplatz gegen die Gefahren aus
der   Exposition   gegenüber    natürlichen    Strahlenquellen     rührenden   Gefahren
verbessert und daß das Bewußtsein für die Notwendigkeit von Unfallverhü-
tungsmaßnahmen geschärft werden muß.
Die    innerhalb   der   Gemeinschaft    festzulegenden     Grundnormen     müssen   die
Erfordernisse des Gemeinsamen Marktes auf dem Kerngebiet                 gemäß Titel 2
Kapitel IX des Vertrags        sowie   des   nach   dem  Vertrag    zur   Gründung   zur
Europäischen     Wirtschaftsgemeinschaft       geschaffenen     Binnenmarktes      gemäß
Artikel 232 Absatz 2 dieses Vertrags berücksichtigen.
Um die obengenannten Ziele zu erreichen, ist es erforderlich, den Anwen-
dungsbereich der Grundnormen zu definieren und dabei die Vermarktung radio-
aktiver Stoffe, den Betrieb bestimmter elektrischer Ausrüstungen sowie die
Exposition gegenüber natürlichen Strahlenquellen am Arbeitsplatz einzube-
                                                  /
ziehen.
Um die Einhaltung der Grundnormen           zu gewährleisten, sind die Mitglied-
staaten    gehalten,   bestimmte,    mit    einer   Gefährdung    durch    ionisierende
Strahlung verbundene Tätigkeiten zu verbieten oder sie je nach dem Grad der
Gefährdung der Meldepflicht und der Pflicht zur vorherigen Genehmigung zu
unterwerfen.
Ein System des Strahlenschutzes für bestimmte Tätigkeiten sollte auf dem
Grundsatz der Rechtfertigung der Exposition, der Optimierung des Schutzes
und der Dosisbegrenzung beruhen und die besondere Situation der verschiede-
nen exponierten Personengruppen wie Arbeitskräfte, stillende und schwangere
Frauen, Auszubildende und Studierende sowie Einzelpersonen der Bevölkerung
berücksichtigen; zu diesem        Zweck sind Dosisbegrenzungen und          abgeleitete
Grenzwerte festzulegen.
 ---pagebreak---                                         - 17 -
Der operationeile Schutz von exponierten Arbeitskräften, Auszubildenden und
Studierenden     erfordert    die   Durchführung   entsprechende!:    Maßnahmen   am
Arbeitsplatz; diese Maßnahmen müssen die vorherige Ermittlung der damit
verbundenen Gefahr, die Einteilung von Arbeitsplätzen und Arbeitskräften,
die Überwachung von Bereichen und Arbeitsbedingungen sowie die ärztliche
Überwachung umfassen.
Es  ist offensichtlich, daß Arbeitskräfte vor einer           Exposition gegenüber
natürlichen    Strahlenquellen      am   Arbeitsplatz    zu   schützen   sind;   die
Mitgliedstaaten sind daher verpflichtet, Untersuchungen zur Bestimmung der
Bereiche,    Tätigkeiten    und   Arbeitsbedingungen    durchzuführen,     in  denen
Arbeitskräfte     in nennenswerter Weise gegenüber derartigen Strahlenquellen
exponiert sind; auf der Grundlage dieser Untersuchungen haben die Mitglied-
staaten angemessene Schutzmaßnahmen zu ergreifen.
Der   Operationelle     Schutz   der   Bevölkerung   unter   normalen   Bedingungen
erfordert    die    Schaffung   eines   Überwachungssystems    zur   Kontrolle   des
Strahlenschutzes der Bevölkerung und der Einhaltung der Grundnormen.
Aufgrund der bei dem Unfall von Tschernobyl gewonnenen Erfahrung sind die
Mitgliedstaaten      gehalten,    die   Entwicklung    sämtlicher    radiologischer
Notfälle auf     ihrem Hoheitsgebiet    vor, während und nach einem Unfall        zu
berücksichtigen und alle erforderlichen Maßnahmen zur Verringerung             ihrer
Folgen zu ergreifen; es hat sich erwiesen, daß durch die Zusammenarbeit
zwischen   den Mitgliedstaaten und       mit  Drittländern   die Vorbereitung    auf
derart ige FälJe verbessert wird -
HAT FOLGENDE RICHTLINIE ERLASSEN
 ---pagebreak---                                      - 18 -
                                    TITEL I                  -
                            BEGRIFFSBESTIMMUNGEN
                                   Artikel 1
Für die Anwendung dieser Richtlinie gelten folgende Begriffsbestimmungen:
Energiedosis (D): pro Masseneinheit absorbierte Energie
                                         d /
                                    D .
                                         dm
Dabei ist: -                              d /die mittlere Energie, die durch
                                          die ionisierende Strahlung   auf die
                                         Materie    in  einem   Volumenelement
                                         übertragen wird;
                                         dm die Masse der Materie in diesem
                                         Volumenelement.
In dieser Richtlinie bezeichnet die Energiedosis die über ein Gewebe oder
ein Organ gemittelte Dosis. Die Einheit der Energiedosis ist Gray.
Beschleuniger: Gerät oder Anlage, die       ionisierende Strahlung mit einer
Energie von mehr als 1 Mev aussenden.
UnfalI : unbeabsichtigtes Ereignis, das Schäden an einer        Strahlenquelle
verursacht oder eine Strahlenexposition von Einzelpersonen der Bevölkerung,
die die entsprechende Interventionsschwelle übersteigt, oder die Strahlen-
exposition   von  Arbeitskräften,   die  die   entsprechenden  Dosisgrenzwerte
überschreitet, zur Folge hat oder haben kann.
UnfalI bedingte Strahlenexpos it Ion: zufällige und ungewollte Strahlenexposi-
tion von Einzelpersonen im Gefolge eines Unfalls.
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Aktivierung: Vorgang,      bei   dem   ein  stabiles   Nuklid    in ein    Radionuklid
 transformiert   wird   durch   Bestrahlung    der  es   enthaltenden    Materie   mit
Partikeln oder hochenergetischen Gammastrahlen.
Aktivität    (A): die Aktivität A einer Menge eines Radionuklids              in einem
bestimmten Energiezustand zu einer gegebenen Zeit ist der Quotient aus dN
und   dt;   dabei   ist   dN   der   Erwartungswert    der   Anzahl    der   spontanen
Kernübergänge aus diesem Energiezustand im Zeitintervall dt.
                                           dN
                                           dt
Die Einheit der Aktivität ist das Becquerel.
AuszubiIdender: Person, die innerhalb eines Unternehmens             im Hinblick auf
die Ausübung eines bestimmten Berufes ausgebildet und unterrichtet wird.
Behördlich ermächtigter Arzt: für die ärztliche Überwachung von Arbeits-
kräften der Kategorie A im Sinne des Artikels 21 verantwortlicher Arzt,
dessen Qualifikation und Autorität von den zuständigen Behörden anerkannt
sind.
Behördlich ermächtigte arbeitsmedizinische Dienste: eine für den Strahlen-
schutz   und   die  ärztliche    Überwachung    strahlenexponierter     Arbeitskräfte
gemäß   Artikel 21    verantwortliche     Einrichtung,    deren   Qualifikation    und
Autorität von den zuständigen Behörden anerkannt sind.
Becquerel    (Bo): besonderer      Name   für  die   Einheit    der  Aktivität.    Ein
Becquerel entspricht einem Übergang pro Sekunde.
                                     1 Bq - 1 s-1
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 Effektive Folgedosis EC»): die Summe der Organ- oder Gewebe-Aquivalent-
 Folgedosen    aus  einer   Inkorporation,    Jeweils  multizipfiziert          mit  dem
 entsprechenden Gewebegewichtungsfaktor W T . Sie wird definiert durch:
                                                   E(*) - 2? W T H T ( T )
                                                          T
 Bei der Angabe von E(r) ist r die Zahl der Jahre, über die die Integration
 erfolgt. Die Einheit für die effektive Folgedosis ist das Sievert.
 Foloeäouivalentdosis (H T (r)): Integral über der Zeit (t) der Äquivalent-
 dosisleistung im Gewebe oder Organ T, die einer Einzelperson nach einer
 Inkorporation radioaktiver Stoffe erteilt wird. Sie wird ausgedrückt durch
 für eine Inkorporation zum Zeitpunkt t* dabei ist
      o
     H T (t) die entsprechende Äquivalentdosisleistung      im Organ oder Gewebe
     T zum Zeitpunkt t
     T der Zeitraum, über den die Integration vorgenommen wird.
     Bei der Angabe von H T (r) wird r      in Jahren angeführt. Erfolgt keine
     Angabe für T, so wird für Erwachsene ein Zeitraum von 50 Jahren, für
     Kinder ein Zeitraum von 70 Jahren unterstellt. Die Einheit der Folge-
     äquivalentdosis ist das Sievert.
Empfänger : eine natürliche oder juristische Person, zu der ein radioaktiver
Stoff verbracht wird.
KontrolIbereich: Bereich, der aus Gründen des Schutzes gegen               ionisierende
Strahlungen    und  zur   Verhinderung   der   Ausbreitung    einer        radioaktiven
Kontamination besonderen Vorschriften unterliegt, dessen Zugang geregelt
und Arbeitnehmern vorbehalten      ist, die angemessene Anweisungen            erhalten
haben.
 ---pagebreak---                                          - 21 -
Dosisrestrikt ion: eine Einschränkung der Dosen         für Einzelpersonen durch
bestimmte StrahlenquelIen zur Optimierung des Strahlenschutzes.
Dosisgrenzwerte: in Titel IV festgelegte Grenzwerte für die Dosen, die aus
der Exposition der Arbeitskräfte, der Auszubildenden und der Studierenden
sowie der Einzelpersonen der Bevölkerung durch ionisierende Strahlung aus
den in dieser Richtlinie erfaßten Tätigkeiten herrühren.
Effektive Dosis (E): die Summe der gewichteten Äquivalentdosen           in allen
Geweben und Organen des Körpers aus interner und externer Strahlenexposi-
tion. Sie wird definiert durch die Gleichung
                      E - 2 w T H T - £ W T £ W R DT>R
                           T             T R
Dabei ist
     D j p die Energiedosis für das Organ aus der Strahlung R,
     W R der Strahlungswichtungsfaktor und
     W T der Gewebewichtungsfaktor für das Gewebe oder Organ T.
Die entsprechenden Werte für W T und W R sind in Anhang II angegeben. Die
Einheit der effektiven Dosis ist Sievert.
NotfalI expos it ion: unter   anomalen     Bedingungen gerechtfertigte  Strahlen-
exposition, um in Gefahr befindlichen Einzelpersonen Hilfe zu leisten, die
Strahlenexposition einer großen Zahl von Personen zu verhindern oder ein
wertvolles   Unternehmen   oder    eine Strahlenquelle   vor der Zerstörung zu
bewahren,   und bei der einer         der für strahlenexponierte    Arbeitskräfte
festgelegten Dosisgrenzwerte überschritten werden könnte.
 ---pagebreak---                                          - 22 -
Äquivalentdos is (H T ): Energiedosis im Gewebe oder Organ T, gewichtet nach
Art und Beschaffenheit der Strahlung R. Sie wird ausgedrückt durch:
                                    H
                                      T,R - W R DT,R
Dabei ist:
     Dj R die Energiedosis im Gewebe oder Organ T aus der Strahlung R und
     W R der Strahlungswichtungsfaktor.
Besteht   das Strahlungsfeld      aus Arten und Energien mit unterschiedlichen
Werten von W R , so gilt für die gesamte Aquivalentdosis H T
                                HT-\£wRnT,R
                                       R
Die entsprechenden Werte für W R sind in Anhang II angegeben. Die Einheit
der Aquivalentdosis ist Sievert.
Strahlenexponierte     Arbeitskräfte:     Personen     im Alter  von  mindestens  18
Jahren, die einer Strahlenexposition aus den in dieser Richtlinie erfaßten
Tätigkeiten   ausgesetzt    sind, die     Dosen    bewirken  können,  die einen  der
Dosisgrenzwerte für Einzelpersonen der Bevölkerung übersteigen.
Strahlenexpos it ion:   EXPOS it ion durch ionisierende Strahlung.
Gray (Gv): besonderer Name für die Einheit der Energiedosis. Ein Gray -
1 Joule durch Kilogramm
                                   1 Gy - 1 J kg"1
Schaden:   klinisch   feststellbare      Schadwirkungen    bei  Einzelpersonen  oder
ihren Nachkommen. Dies schließt die Wahrscheinlichkeit derartiger Folgen
ein.
 ---pagebreak---                                          - 23 -
 Besitzer:     eine     natürliche     oder     Juristische     Person,     die     nach
 einzelstaatliehern    Recht   für   radioaktive    Stoffe   vor   deren   Verbringung
 rechtlich verantwortlich      ist und beabsichtigt, eine Verbringung zu einem
 Empfänger vorzunehmen.
 Inkorporat ion: Aufnahme von Radionukliden aus der äußeren Umgebung durch
 den Organismus.
 Intervention: menschliche      Tätigkeit    zur Reduzierung     der Gesamtstrafe len-
 exposition    von  Einzelpersonen     durch    Beseitigung   vorhandener    Strahlen-
 quellen, Veränderung      bestehender   Expositionspfade oder      Verringerung     der
Anzahl der einer vorhandenen Strahlenquelle ausgesetzten Einzelpersonen.
 Intervent ionsschwelle: Wert der Äquivalentdosis, der effektiven Dosis oder
abgeleiteter Wert, bei dem Interventionsmaßnahmen erwogen werden sollten.
Die Dosis oder der abgeleitete Wert entspricht nur dem Expositionspfad, für
den die Interventlonsmaßnahme gelten soll.
 Ionisierende Strahlung; Transfer von Energie im Raum in Form elektromagne-
tischer Wellen oder Teilchen mit Energiequantitäten von mehr als 12,4 eV
entsprechend einer Wellenlänge von 100 Nanometer oder einer Frequenz von
3x10(15) Hertz.
Einzelpersonen     der   Bevölkerung:     Einzelpersonen,     ausgenommen    strahlen-
exponierte    Arbeitskräfte,     Auszubildende     und  Studierende    während    ihrer
Arbeitszeit.
Natürliche    Strahlenquellen: Quellen       ionisierender    Strahlung   natürlichen
terrestrischen oder kosmischen Ursprungs.
Andere Strahlenoue11 en : radioaktive Stoffe, bei denen es sich nicht um
umschlossene    Strahlenquellen    handelt    und deren    ionisierende   Strahlungen
direkt   oder    indirekt   für   medizinische,     tiermedizinische,    gewerbliche,
kommerzielle,    wissenschaftliche oder        landwirtschaftliche    Zwecke    genutzt
werden sol Ien.
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Vermarktung; jede kostenpflichtige oder kostenlose Bereitstellung außer zu
Lagerzwecken, an die sich eine Ausfuhr aus dem Hoheitsgebiet der Gemein-
schaft oder eine Beseitigung anschließt. Die Einfuhr           in das Hoheitsgebiet
der Gemeinschaft von radioaktiven Stoffen oder Erzeugnissen, die derartige
Stoffe enthalten, gilt im Sinne dieser Richtlinie als Vermarktung.
Potentielle Strahlenexpos It ion: Strahlenexposition mit einer            Vorkommens-
wahrscheinlichkeit    und Größenordnung, die bei        einem    Ereignis wie einem
Unfall oder einem Versagen von Anlagenteilen vorhersehbar sind.
Tätigkeit: menschliche Betätigung, die die Gesamtstrahlenexposition von
Einzelpersonen durch      Strahlenbelastung aus einer       Strahlenquelle erhöhen
kann.
Qual Ifizierter Sachverständiger: Person, die über die erforderliche Sach-
kenntnis und Ausbildung verfügt, um physikalische, technische oder radio-
chemische Untersuchungen durchführen, Dosen abschätzen und Rat geben zu
können, um den wirksamen Schutz von Einzelpersonen und die einwandfreie
Bedienung von Schutzausrüstungen zu gewährleisten, und deren Befähigung,
als   qualifizierter   Sachverständiger      tätig  werden    zu   können,   von   den
zuständigen Behörden anerkannt ist.
Radiologische Notstandssi tuât ion: Folge eines Unfalls, bei der die Mit-
gliedstaaten    die  Ergreifung     weitreichender    Maßnahmen     zum  Schutz    der
Einzelpersonen der Bevölkerung beschließen.
Radioaktive Kontamination: Kontamination eines beliebigen Materials, einer
beliebigen Oberfläche, einer beliebigen Umgebung oder einer Person durch
radioaktive Stoffe.     Im Sonderfall des menschlichen Körpers umfaßt            diese
radioaktive Kontamination sowohl die äußere Kontamination der Haut als auch
die innere Kontamination, gleichgültig, auf welche Weise sie erfolgt.
Radioaktiver   Stoff:    Jeder  eines   oder   mehrere   Radionuklide    enthaltende
Stoff,   dessen   Aktivität    oder   Konzentration    im   Zusammenhang    mit    dem
Strahlenschutz nicht außer acht gelassen werden kann.
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BezuosbevöIkerungsgruppe : eine      Gruppe,     die   Personen   umfaßt,   die  einer
einigermaßen homogenen Strahlenexposition ausgesetzt sind,, die für die .am
stärksten gegenüber dieser Strahlenquelle exponierten Einzelpersonen der
Bevölkerung repräsentativ ist.
UmschIossene StrahlenqueIle: Strahlenquelle, deren Aufbau               so beschaffen
 ist, daß bei üblicher betriebsmäßiger Beanspruchung            jede Verbreitung der
radioaktiven Stoffe in die Umwelt verhindert wird.
Verbringung; die Vorgänge zur Beförderung radioaktiver Stoffe vom Ausgangs-
zum Bestimmungsort, einschließlich Be- und Entladung.
Si evert  (Sv): besonderer      Name    für   die    Einheit   der   Äquivalent-   und
effektiven Dosis. Ein Sievert entspricht einem Joule pro Kilogramm.
                                 1 Sv - 1 J Kg" 1
Strahlenouelle:   Apparat,   Stoff    oder    Anlage,    die  die   Fähigkeit   haben,
ionisierende   Strahlung   oder   radioaktive      Stoffe    auszusenden   und   keine
natürliche Strahlenquelle darstellen.
überwachunosbere i ch:  Bereich,     in   dem   die    Arbeitsbedingungen    überwacht
werden, für den aber besondere, wie die für KontrolIbereiche geltenden Vor-
kehrungen, normalerweise nicht notwendig sind.
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                                   TITEL II
                              ANWENDUNGSBEREICH
                                  Artikel 2
Diese Richtlinie gilt   für  jede mit einer   Gefährdung durch  ionisierende
Strahlung verbundene Tätigkeit oder Intervention, insbesondere:
a)   die Herstellung, Bearbeitung, Handhabung, Verwendung, den Besitz, die
     Lagerung, Beförderung, Vermarktung, Ausfuhr     und Beseitigung radio-
     aktiver Stoffe;
b)   den Betrieb einer elektrischen Ausrüstung, die ionisierende Strahlung
     aussendet und Komponenten enthält, die mit einer Potentialdifferenz
     von mehr als 5 kV betrieben werden;
c)   Strahlenexposition durch natürliche Strahlenquellen bei der Arbeit
     (i)  in Uranbergwerken; und
     (ii) an anderen Arbeitsplätzen gemäß Titel VII.
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                                     TITEL III
                            ANMELDUNG UND GENEHMIGUNG
                                     Artikel 3
                                     Anmeldung
1.   Jeder Mitgliedstaat unterwirft alle Personen oder Unternehmen, die die
in Artikel 2 genannten      Tätigkeiten   ausführen,    einer  Anmeldepflicht  für
diese Tätigkeiten.
2.   Für folgende Tätigkeiten ist jedoch keine Anmeldung vorgeschrieben:
a)   die    Verwendung     radioaktiver     Stoffe    oder    ihre   anschließende
     Beseitigung, wenn insgesamt die Werte         in Spalte 2 der Tabelle A des
     Anhangs I nicht überschritten werden; oder
b)   die    Verwendung     radioaktiver    Stoffe     oder    ihre   anschließende
     Beseitigung, wenn deren Aktivitätskonzentration je Masseneinheit die
     Werte in Spalte 3 der Tabelle A des Anhangs I nicht übersteigt; oder
c)   die Verwendung von Geräten, die radioaktive Stoffe enthalten, die die
     unter   den Buchstaben a) oder     b) angegebenen Werte oder      Aktivitäts-
     konzentrat ionen überschreiten; dabei gilt folgendes:
     1. ihre Bauart    muß   von  der  zuständigen    Behörde  des Mitgliedstaats
         zugelassen sein; und
     2. sie müssen als umschlossene Strahlungsquellen ausgeführt sein und
        einen wirksamen Schutz gegen jede Berührung der radioaktiven Stoffe
        und gegen das Entweichen dieser Stoffe gewährleisten; und
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3.   die Dosisleistung darf unter normalen Betriebsbedingungen 1 fiSv h _ 1
      im Abstand    von 0,1 m  von  der   berührbaren   Oberfläche des Gerätes
     nicht überschreiten;
d)   der Betrieb aller elektrischen Ausrüstungen, auf die die RichtJinie
     Anwendung findet; dabei gilt folgendes:
      1. ihre Bauart muß von der      zuständigen Behörde des Mitgliedstaats
         zugelassen sein; und
      2. die Dosisleistung darf unter normalen Betriebsbedingungen 1 /uSv h~
         1 im Abstand von 0,1 m von der berührbaren Oberfläche des Gerätes
         nicht überschreiten;
e)    für die Darstellung von Bildern bestimmte Kathodenstrahlröhren, bei
     denen die Dosisleistung unter normalen Betriebsbedingungen im Abstand
     von 0,1 m von der berührbaren Oberfläche des Gerätes 1 /tSv h~1 nicht
     überschreitet; oder
f)   der Aufenthalt in Gebäuden und sonstige Expositionen gegenüber natür-
      lichen Strahlenquellen, unbeschadet      der Bestimmungen des Artikels 2
     Buchstabe c ) .
3.   Die Liste der Tätigkeiten gemäß Absatz 2 kann entsprechend dem in
Artikel 56 festgelegten Verfahren überarbeitet werden.
                                   Artikel 4
                                  Genehmigung
1.   Eine     vorherige    Genehmigung     ist    für    folgende  Tätigkeiten
vorgeschr ieben:
a)   Bau, Betrieb und Stillegung Jedes Unternehmens des nuklearen Brenn-
     stoffkreislaufs;
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b)   die Beseitigung radioaktiver Stoffe oder die Rückführung von Materia-
      lien,   die   radioaktive      Stoffe    enthalten,     aus    allen    beliebigen
      industriellen, ärztlichen, tierärztlichen oder            Forschungsunternehmen,
     es sei denn, die von den zuständigen Behörden festgelegten Bedingungen
     sind erfüllt;
c)   den absichtlichen Zusatz radioaktiver Stoffe bei der Produktion und
     Herstellung   von Arzneimitteln und Konsumgütern             und die Vermarktung
     solcher Erzeugnisse;
d)   die absichtliche Verabreichung radioaktiver             Stoffe an Personen und
     Tiere    zum   Zweck   der     ärztlichen     oder    tierärztlichen      Diagnose,
     Behandlung oder Forschung;
e)   die Verwendung von Röntgenanlagen oder radioaktive Stoffe enthaltenden
     Strahlenquellen für die industrielle Radiographie oder Behandlung von
     Erzeugnissen    sowie   die Verwendung       von   Beschleunigern,      ausgenommen
     EIektronenmi kroskope;
f)   Verwendung    von   Beschleunigern,       Röntgenanlagen       oder    radioaktiven
     Strahlenquellen     zum    Zweck     der    ärztlichen      oder     tierärztlichen
     Behandlung oder Forschung;
2.   Für andere als die       in Absatz     1 angegebenen Tätigkeiten kann eine
vorherige   Genehmigung   erforderlich      sein,   die   nach    dem    in Artikel   56
angegebenen Verfahren festzulegen ist.
3.   Genehmigungen    können    für    eine   fortlaufende     Tätigkeit     ausgestellt
werden und die Verwendung mehrerer Strahlenquellen über einen bestimmten
Zeitraum umfassen. Sie können erneuerbar sein.
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                                       Artikel 5
                                Unzulässiges Vorgehen
Der absichtliche Zusatz radioaktiver Stoffe bei der Herstellung von Lebens-
mitteln,    Spielwaren,    persönlichen     Schmuckgegenständen     und   kosmetischen
Erzeugnissen und die absichtliche Aktivierung derartiger Erzeugnisse sowie
 ihre Vermarktung sind untersagt.
                                       Artikel 6
                          Verbringung radioaktiver Stoffe
1.    Jeder    Mitgliedstaat    trifft   Vorkehrungen    dafür,    daß  Verbringungen
radioaktiver     Stoffe   in seinem    Hoheitsgebiet    nur  an   Empfänger   erfolgen
können,   die    sämtlichen   geltenden    Bestimmungen    zur   Durchführung   dieser
Richtlinie und den einschlägigen einzelStaat Iichen Anforderungen bezüglich
der Verwendung, der Behandlung, der Bearbeitung, der sicheren Lagerung oder
der Entsorgung solcher radioaktiver Stoffe entsprochen haben.
2.    Der   Besitzer    umschlossener     Strahlenquellen,     der   diese   an  einen
Empfänger    in einem anderen Mitgliedstaat verbringen oder verbringen lassen
will,   muß    von   dem   Empfänger    der   umschlossenen    Strahlenquellen    eine
vorherige    schriftliche    Erklärung   einholen, wonach     der   Empfänger   in dem
Mitgliedstaat, in den die Verbringung erfolgt, allen geltenden Bestimmungen
zur     Durchführung       dieser     Richtlinie      sowie      den    einschlägigen
einzelStaat Iichen Anforderungen bezüglich der Verwendung, der Behandlung,
der Bearbeitung, der sicheren Lagerung oder der Entsorgung dieser Kategorie
von Strahlenquellen entsprochen hat.
Der   Empfänger    sendet   die   Erklärung    an  die   zuständigen    Behörden   des
Mitgliedstaats, in den die Verbringung erfolgt. Der Empfang der Erklärung
ist   von   der   zuständigen    Behörde    zu  bescheinigen;     die  Erklärung   ist
anschließend vom Empfänger an den Besitzer zu senden.
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3.   Der     Besitzer     von    umschlossenen    Strahlenquellen    oder    anderen
Strahlenquellen,      der    diese    zu   einem   Empfänger    in. einem    anderen
Mitgliedstaat verbracht hat oder hat verbringen            lassen, übermittelt   den
zuständigen Behörden des Bestimmungsmitgliedstaats binnen 21 Tagen nach dem
Jeweiligen Quartalsende folgende Angaben über die in dem Quartal erfo.lgten
Lieferungen:
     -   Name und Anschrift der Empfänger;
     -   Gesamtaktivität      je    Isotop,   das  an   den   jeweiligen   Empfänger
         geliefert wurde, sowie Anzahl der Lieferungen;
     -   höchste    Einzelmenge     eines   Jeden   an  den   Jeweiligen   Empfänger
         ge11efer ten Isotops;
     -   Art    des    Stoffes:      umschlossene    Strahlenquelle   oder    andere
        Strahlenquelle.
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                                    TITEL IV
                  TAT IGKEITSBEZOGENES STRAHLENSCHUTZSYSTEM
                                   KAPITEL I
                            ALLGEMEINE GRUNDSATZE
                                   Artikel 7
1.   Jeder Mitgliedstaat schafft auf der Grundlage folgender          allgemeiner
Grundsätze ein tatigkeitsbezogenes Strahlenschutzsystem und schreibt seine
Anwendung vor :
a)   alle Tätigkeiten, die eine Strahlenexposition mit sich bringen, müssen
     hinsichtlich der damit verbundenen Vorteile im voraus gerechtfertigt
     und ständig überprüft werden;
b)   jede Strahlenexposition    ist so niedrig      zu halten, wie    dies unter
     Berücksichtigung wirtschaftlicher und sozialer Faktoren vernünftiger-
     weise erreichbar   ist; für bestimmte Arten von Tätigkeiten werden von
     den zuständigen Behörden allgemeine Dosisrestriktionen eingeführt;
c)   unbeschadet des Artikels 13 darf die Summe der von allen einschlägigen
     Tätigkeiten   erhaltenen   Dosen    die    in  diesem   Titel   festgelegten
     Dosisgrenzwerte für strahlenexponierte Arbeitskräfte, Auszubildende,
     Studierende und Einzelpersonen der Bevölkerung nicht überschreiten.
2.   Die unter Ziffer 1 Buchstaben a) und b) festgelegten Grundsätze gelten
für  alle  Strahlenexpositionen   einschließlich     der  medizinischen   Exposi-
tionen. Der unter Absatz 1 Buchstabe c) festgelegte Grundsatz gilt nicht
für eine der folgenden Expositionen:
a)   die  Exposition   von  Personen    im   Rahmen   ihrer  eigenen   ärztlichen
     Diagnose oder Behandlung;
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b)    Notfallexpositionen unbeschadet des Artikels 55;
c)    Expositionen    durch    natürliche     Strahlenquellen,    ausgenommen
      Expositionen in Uranbergwerken sowie entsprechend Titel VII;
d)   die Exposition von Personen, die wissentlich und willentlich (Jedoch
     nicht als Teil ihrer Beschäftigung) bei der Unterstützung und Pflege
     von Patienten    in ärztlicher   Diagnose oder  Behandlung  entweder  im
     Krankenhaus oder zu Hause helfen, unbeschadet der Bestimmungen des
     Absatzes 3;
e)   die Exposition von freiwilligen Teilnehmern eines medizinischen oder
     biomedizinischen Forschungsprogramms, unbeschadet der Bestimmungen des
     Absatzes 3.
3.   Jeder Mitgliedstaat schafft Anleitungen für angemessene Verfahren, die
für die    in dem obenstehendem   Absatz 2 Buchstaben d) und    e) genannten
Personen gelten. Außerdem sind angemessene Dosisbeschränkungen für die im
vorstehenden Absatz 2 Buchstabe e) genannten Freiwilligen zu schaffen.
                                  KAPITEL II
          DOSISBEGRENZUNGEN BEI STRAHLENEXPONIERTEN ARBEITSKRÄFTEN
                                  Artikel 8
                Altersbegrenzung für exponierte Arbeitskräfte
Unbeschadet des Artikels 12 Ziffer 2 dürfen Personen unter 18 Jahren nicht
mit irgendeiner Tätigkeit beauftragt werden, die sie zu strahlenexponierten
Arbeitskräften macht.
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                                         Artikel 9
              Dosisgrenzwerte für strahlenexponierte Arbeitskräfte
 1.   Der    Grenzwert        der    effektiven    Dosis      für    strahlenexponierte
Arbeltskräfte beträgt über fünf aufeinanderfolgende Jahre gemittelt 20 mSv
pro Jahr (100 mSv        in fünf Jahren), wobei die effektive Dosis 50 mSv pro
Jahr nicht überschreiten darf. Dieser Grenzwert gilt für die Summe der ent-
sprechenden Dosen aus der externen Strahlenexposition in dem angegebenen
 Zeitraum  und    der   50-Jahr-Folgeäquivalentdosis        durch   Inkorporationen     im
gleichen Zeitraum.
2.    Unbeschadet      des     Absatzes    1  gelten    für    Augenlinse,      Haut   und
Extremitäten folgende Grenzwerte:
      Der Grenzwert der Äquivalentdosis für die Augenlinse beträgt 150 mSv
      pro Jahr;
      der Grenzwert der Aquivalentdosis für die Haut beträgt 500 mSv pro
      Jahr. Dieser Grenzwert gilt unabhängig von der exponierten Fläche für
      die mittlere Dosis an Jeder Oberfläche von 1 cm2-,
      der  Grenzwert      der   Aquivalentdosis   für   Hände, Unterarme,        Füße und
      Knöchel beträgt 500 mSv pro Jahr.
                                        Artikel 10
                                Schutz schwangerer Frauen
Sobald    eine     Schwangere      der    Betriebsleitung     gemäß    den     nationalen
Rechtsvorschriften und/oder den nationalen Praktiken ihre Schwangerschaft
mitgeteilt hat, ist der Fötus möglichst wirksam zu schützen, und zwar so,
als   ob  es    sich    um    eine   Einzelperson   der   Bevölkerung      handele.    Die
arbeitsbedingte      Strahlenexposition      der  Schwangeren     ist   so   niedrig    zu
halten,     wie     dies      vernünftigerweise      erreichbar      ist,     und     ihre
Arbeitsbedingungen sind so zu gestalten, daß sichergestellt                 ist, daß die
Aquivalentdosis für den Fetus während der restlichen Schwangerschaft 1 mSv
nicht überschreitet.
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                                     Artikel 11
                             Schutz stillender Frauen
1.   Stillende Frauen dürfen keine Arbeiten ausführen, bei denen die Gefahr
einer radioaktiven Kontamination besteht.
2.    Insbesondere ist die Möglichkeit einer radioaktiven Kontamination des
Körpers   zu   berücksichtigen.    Erforderlichenfalls   legen   die  zuständigen
Behörden entsprechende Dosisrestriktionen fest.
                                    KAPITEL III
             DOSISBEGRENZUNGEN BEI AUSZUBILDENDEN UND STUDIERENDEN
                                     Artikel 12
1.   Die Dosisgrenzwerte für Auszubildende ab 18 Jahren, die die Ausbildung
für einen mit einer Strahlenexposition verbundenen Beruf durchlaufen, und
Studierende    ab  18 Jahren, die aufgrund      ihres Studiums gezwungen    sind,
Strahlenquellen     zu    verwenden,   sind   gleich   den   in   Artikel 9   für
strahlenexponierte Arbeitskräfte festgelegten Dosisgrenzwerten.
2.   Der Grenzwert der effektiven Dosis für Auszubildende zwischen 16 und
18 Jahren,    die   einen   mit  einer   Strahlenexposition   verbundenen   Beruf
anstreben, und für Studierende zwischen 16 und 18 Jahren, die aufgrund
ihres Studiums gezwungen sind, Strahlenquellen zu verwenden, beträgt 6 mSv
pro Jahr. Die Dosisgrenzwerte für die Augenlinse, Haut und Extremitäten
sind gleich 3/10 der in Artikel 9 Ziffer 2 festgelegten Dosisgrenzwerte für
strahlenexponierte Arbeitskräfte.
3.   Die Dosisgrenzwerte für nicht unter die Absätze           1 und 2 fallende
Auszubildende und Studierende sind die gleichen wie die Dosisgrenzwerte für
Einzelpersonen der Bevölkerung nach Artikel 14.
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                                    KAPITEL IV
                    BESONDERS GENEHMIGTE STRAHLENEXPOSITIONEN
                                    Artikel 13
 1.   Unter außergewöhnlichen, von Fall zu Fall zu beurteilenden Umständen
können die zuständigen Behörden        individuelle berufliche Strahlenexposi-
 tionen bestimmter Arbeitskräfte genehmigen, die die          in Artikel 9 fest-
gelegten    Dosisgrenzwerte    überschreiten,   jedoch   innerhalb  der   von  den
zuständigen Behörden für diesen speziellen Fall festgelegten Expositions-
höchstwerte liegen, wenn dies zur Durchführung spezifischer Arbeitsvorgänge
notwendig ist. Dabei gelten folgende Bedingungen:
a)    Besonders genehmigten Strahlenexpositionen dürfen nur Arbeitskräfte
      der Kategorie A im Sinne des Artikels 23 ausgesetzt werden.
b)    Schwangere      und     stillende     Frauen     sind     von     derartigen
      StrahlenexpositIonen ausgeschlossen;
c)    diese    Strahlenexpositionen   sind   sorgfältig   zu   rechtfertigen   und
      eingehend mit der Betriebsleitung, den betreffenden Arbeitskräften,
       ihren Vertretern, den behördlich ermächtigten         arbeitsmedizinischen
      Diensten oder dem behördlich ermächtigten Arzt und dem qualifizierten
      Sachverständigen zu erörtern;
d)    über   die damit    verbundenen  Gefahren und über     die während    dieser
      Vorgänge     zu   ergreifenden    Vorsichtsmaßnahmen     sind   angemessene
      Informationen zu vermitteln-,
e)    alle mit besonders genehmigten Strahlenexpositionen zusammenhängenden
      Dosen sind separat in die Gesundheitsakte einzutragen.
2.    Die Überschreitung von Grenzwerten       im Rahmen besonders genehmigter
Strahlenexpositionen begründet an sich keinen Ausschluß der Arbeitskraft
von ihrer normalen Beschäftigung.
 ---pagebreak---                                     - 37 -
                                  KAPITEL V
                    DOSISBEGRENZUNGEN FÜR DIE BEVÖLKERUNG
                                  Artikel 14
             Dosisgrenzwerte für Einzelpersonen der Bevölkerung
1.   Unbeschadet des Artikels 15 sind die in den nachfolgenden Absätzen 2
und  3  festgelegten   Dosisgrenzwerte  für  Einzelpersonen der  Bevölkerung
einzuhalten.
2.   Der Grenzwert der effektiven Dosis beträgt 1 mSv pro Jahr. Allerdings
kann unter besonderen Umständen ein höherer Wert der effektiven Dosis pro
Jahr zugelassen werden, sofern der Mittelwert über 5 aufeinanderfolgende
Jahre 1 mSv pro Jahr nicht überschreitet. Dieser Grenzwert gilt für die
Summe der entsprechenden Dosen aus der externen Strahlenexposition in dem
angegebenen   Zeitraum   und  der  50-Jahr-Folgedosis  (bis  zum  Alter  von
20 Jahren bei Kindern) durch Inkorporationen im gleichen Zeitraum.
3.   überdies wird
     -  der Grenzwert der Aquivalentdosis für die Augenlinse auf 15 mSv pro
        Jahr festgelegt;
     -  der Grenzwert der Äquivalentdosis für die Haut auf 50 mSv pro Jahr,
        gemittelt über jede beliebige Hautfläche von 1 cm 2 unabhängig von
        der exponierten Fläche festgelegt;
     -  der Grenzwert der Äquivalentdosis für Hände, Unterarme, Füße und
        Knöchel auf 50 mSv pro Jahr festgelegt.
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                                   Artikel 15
                   Strahlenexposition der Gesamtbevölkerung
1.    Jeder Mitgliedstaat hat dafür Sorge zu tragen, daß der Beitrag jeder
Tätigkeit zur Strahlenexposition der Gesamtbevölkerung unter Berücksichti-
gung der Grundsätze nach Artikel 7 Ziffer 1 Buchstaben a) und b) so niedrig
gehalten wird, wie dies vernünftigerweise erreichbar ist.
 2.   Die Summe dieser Beiträge ist regelmäßig zu ermitteln.
3.    Die  Mitgliedstaaten    teilen   die  Ergebnisse  dieser    Ermittlungen
 regelmäßig der Kommission mit.
                                  KAPITEL VI
                                  ARTIKEL 16
Wenn dies aufgrund außerordentlicher Umstände erforderlich     ist, so können
 in Übereinstimmung mit dem in Artikel 56 festgelegten Verfahren Grenzwerte
genehmigt  werden, die von den     in diesem Titel  festgelegten   Grenzwerten
abweichen. Eine derartige Genehmigung muß ordnungsgemäß begründet sowie in
Anwendungsbereich, Dauer und räumlichem Geltungsbereich begrenzt sein.
                                    TITEL V
                        SCHÄTZUNG DER EFFEKTIVEN DOSIS
                                  Artikel 17
Zur  Schätzung  der effektiven Dosis sind     die in diesem  Titel   genannten
Methoden oder sonstige geeignete Methoden heranzuziehen.
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                                  Artikel 18
1.    Bei  einer  externen  Strahlenexposition   können  zur  Abschätzung  der
entsprechenden   Aquivalentdosis  und  der   effektiven  Dosis  die  Werte   in
Anhang II benutzt werden.
2.    Bei einer internen Strahlenexposition durch ein Radionuklid oder ein
Radionuklidgemisch können zur Abschätzung der effektiven Dosen die Methoden
 in Anhang M und IM benutzt werden.
                                   TITEL VI
                  HAUPTGRUNDSÄTZE FÜR MASSNAHMEN ZUM SCHUTZ
            DER STRAHLENEXPONIERTEN ARBEITSKRÄFTE, AUSZUBILDENDEN
                               UND STUDIERENDEN
                                  Artikel 19
Die Maßnahmen zum Schutz der strahlenexponierten Arbeitskräfte beruhen auf
folgenden Grundsätzen:
a)    vorherige Bewertung von Art und Größenordnung der Strahlengefährdung
      der strahlenexponierten Arbeitskräfte
b)    Einteilung der Arbeitsplätze in verschiedene Bereiche, gegebenenfalls
      im Zusammenhang mit einer Bewertung der erwarteten Jahresdosen und der
      erwarteten Häufigkeit und möglichen Folgen kleinerer Zwischenfälle;
c)    Einteilung der Arbeitskräfte in verschiedene Kategorien-,
d)    Anwendung   von   Kontroll-    und    Uberwachungsmaßnahmen   auf    die
      verschiedenen Arbeitsbereiche und Arbeitsbedingungen;
e)    ärztliche Überwachung.
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                                        KAPITEL I
                       MASSNAHMEN ZUR EXPOSITIONSBEGRENZUNG
                                      ABSCHNITT 1
              EINTEILUNG UND ABGRENZUNG DER STRAHLENSCHUTZBEREICHE
                                       Artikel 20
                           Vorkehrungen am Arbeitsplatz
1.    Für alle Arbeitsplätze, an denen das Risiko einer Strahlenexposition
durch   ionisierende Strahlen mit        einer   Überschreitung der     entsprechenden
Dosisgrenzwerte für Einzelpersonen der Bevölkerung gegeben ist, sind unter
Berücksichtigung     der   Titel II      und   VII    StrahlenschutzVorkehrungen    zu
treffen. Diese Vorkehrungen sind der Art der Anlage und der Strahlenquellen
sowie   dem   Umfang  und  der   Art   der   Gefahren    anzupassen.  Der  Umfang  der
Schutz- und Uberwachungseinrichtungen sowie deren Art und Beschaffenheit
müssen der mit der Strahlenexposition bei der Arbeit               verbundenen Gefahr
entsprechen.
2.    Es  ist zu unterscheiden       zwischen    KontrolIbereich und     Überwachungs-
bereich.
3.   Besondere Vorkehrungen       gelten    für KontrolIberei che, gleich     wo eine
nennenswerte Gefahr der Ausbreitung radioaktiver Kontamination besteht.
4.   Die zuständigen Behörden        legen unter Berücksichtigung der jeweiligen
Umstände    die  Kriterien   zur   Abgrenzung     des   Kontroll- und    Überwachungs-
bereichs fest.
5.   Die Arbeitsbedingungen in Kontroll- und Überwachungsbereichen sind von
der Betriebsleitung zu überwachen.
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                                     Artikel 21
                       Anforderungen für KontrolIbereiche
Für einen KontrolIbereich      ist als Mindestanforderung eine Abgrenzung und
Zugangskontrolle gemäß den von der Betriebsleitung festgelegten schrift-
 lichen Verfahren vorzusehen.
                                     Artikel 22
    Maßnahmen nach freiem Ermessen für Kontroll- und Uberwachungsbereiche
Unter    Berücksichtigung   von   Art   und  Umfang  der  Strahlengefährdung  im
Kontroll- und Überwachungsbereich:
a)     ist eine Kennzeichnung unter Angabe der Art des Bereichs, der Art der
      Strahlenquellen und der damit verbundenen Gefahren vorzusehen;
b)    sind der im Zusammenhang mit den Strahlenquellen und den betreffenden
      Tätigkeiten   der  Strahlengefährdung    entsprechende  Arbeitsanweisungen
      vorzusehen;
c)    ist eine radio logische UmweItüberwachung gemäß den Bestimmungen aus
      Artikel 26 einzurichten.
Diese    Aufgaben  fallen  in   den   Zuständigkeitsbereich  der  qualifizierten
Sachverständigen.
                                    ABSCHNITT 2
               EINTEILUNG DER STRAHLENEXPONIERTEN ARBEITSKRÄFTE,
                        AUSZUBILDENDEN UND STUDIERENDEN
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                                      Artikel 23
                  Einteilung strahlenexponierter Arbeitnehmer
Zu Kontroll- und Uberwachungszwecken wird            zwischen  zwei   Kategorien' von
strahlenexponierten Arbeitskräften unterschieden:
     Kategorie    A:  Arbeitskräfte,     die   routinemäßig    in KontrolIbereichen
     arbeiten, und solche, bei denen davon auszugehen             ist, daß sie eine
     höhere    effektive    Dosis    als    6 mSv   pro   Jahr   oder   eine    höhere
     Aquivalentdosis     als    drei    Zehntel    der   Dosisgrenzwerte     für   die
     Augenlinse, Haut und Extremitäten gemäß Artikel 9 Ziffer 2 erhalten
     können -,
     Kategorie     B:   strahlenexponierte       Arbeitskräfte,     die   nicht    der
     Kategorie A angehören und die routinemäßig            in Uberwachungsbereichen
     oder gelegentlich in KontrolIbereichen arbeiten.
                                     Artikel 24
                          Unterrichtung und Ausbildung
Strahlenexponierte Arbeitskräfte, Auszubildende und Studierende
a)   -  sind über die mit      ihrer Arbeit verbundenen Gesundheitsrisiken zu
        unterrichten;
     -  sind    über  die   allgemeinen      Strahlenschutzverfahren     und  die   zu
        ergreifenden Vorsichtsmaßnahmen zu unterrichten, insbesondere über
        diejenigen,     die    mit     den    Betriebs-    und   Arbeitsbedingungen
        zusammenhängen,      und   zwar     unter   Berücksichtigung     sowohl    des
        Unternehmens    im allgemeinen als auch        jeder Art   von Arbeitsplatz
        oder Tätigkeit;
     -  sind auf die Bedeutung hinzuweisen, die der Beachtung der techni-
        schen, ärztlichen und verwaltungstechnischen Vorschriften zukommt;
 ---pagebreak---                                          - 43 -
b)   -   sind   im   Fall   weiblicher     Arbeitskräfte    auf    ihre   spezifischen
         Gesundheitsrisiken hinzuweisen; diese         Informationen sind      im Fall
         einer Schwangerschaft zu ergänzen;
c)   -   müssen    eine   Ausbildung     auf   dem  Gebiet    des    Strahlenschutzes
         erhalten.
                                      ABSCHNITT 3
                       VORKEHRUNGEN FÜR DEN STRAHLENSCHUTZ
                        STRAHLENEXPONIERTER ARBEITSKRÄFTE
                                      Artikel 25
1.   Die     Bewertung       der     Vorkehrungen     für      den      Strahlenschutz
strahlenexponierter       Arbeitskräfte       ist    von     der      Betriebsleitung
durchzuführen.
2.   Die Prüfung und Kontrolle der Schutzvorrichtungen und Meßgeräte ist
Aufgabe der qualifizierten Sachverständigen und umfaßt:
a)   die vorherige kritische Prüfung          geplanter   Strahlenquellen aus der
     Sicht des Strahlenschutzes;
b)   die Abnahme bei der        Inbetriebnahme neuer oder umgebauter Strahlen-
     quellen aus der Sicht des Strahlenschutzes;
c)   die regelmäßige Überprüfung der Wirksamkeit           der Schutzvorrichtungen
     und -verfahren;
d)   die   regelmäßige    Eichung   der Meßgeräte und      regelmäßige     Überprüfung
     ihrer einwandfreien Arbeitsweise und richtigen Verwendung.
 ---pagebreak---                                       - 44 -
                                    KAPITEL II
                       ERMITTLUNG DER STRAHLENEXPOSITION
                                   ABSCHNI TT 1
                         ÜBERWACHUNG DES ARBEITSPLATZES
                                    Artikel 26
1.    Die in Artikel 22 genannte radio logische Umweltüberwachung umfaßt:
a)    die Messung der Dosisleistungen, erforderlichenfalls unter Angabe der
      Art und Beschaffenheit der betreffenden Strahlung-,
b)    die Messung der Luftkonzentration und Oberflächendichte kontaminieren-
      der radioaktiver Stoffe, erforderlichenfalls unter Angabe      ihrer Art
      und ihrer physikalischen und chemischen Beschaffenheit.
2.    Die Ergebnisse der Messungen werden aufgezeichnet und dienen erforder-
 lichenfalls zur Schätzung der Einzeldosen gemäß Abschnitt 2.
                                   ABSCHNITT 2
                            INDIVIDUELLE ÜBERWACHUNG
                                   Artikel 27
                            Überwachung - allgemein
1.    Die     individuelle    Überwachung      ist  bei    strahlenexponierten
Arbeitskräften der Kategorie A systematisch durchzuführen. Die Überwachung
ist auf   individuelle Messungen oder, falls diese nicht durchführbar oder
unzureichend sind, auf eine Schätzung zu stutzen, die über        individuelle
Messungen    bei   anderen   strahlenexponierten   Arbeitskräften  oder   über
Ergebnisse der Arbeitsplatzüberwachung nach Artikel 26 gewonnen wird.
 ---pagebreak---                                       - 45 -
2.    Die zuständige Behörde    liefert allgemeine Kriterien zur Feststellung
derjenigen Arbeitskräfte der Kategorie A, bei denen davon.auszugehen ist.
daß sie eine erhebliche interne Kontamination erfahren, um ein angemessenes
System zu ihrer Überwachung einzurichten.
3.   Bei Arbeitskräften der Kategorie B ist eine individuelle Überwachung
bei Betreten eines KontrolIbereichs vorzunehmen. Falls keine individuellen
Messungen durchgeführt wurden, ist unter anderen Umständen eine Schätzung
der    individuellen  Dosen   anhand   der   Ergebnisse der  Überwachung   des
Arbeitsplatzes nach Artikel 26 vorzunehmen.
                                   Artikel 28
           Untersuchungen nach unfallbedingten Strahlenexpositionen
Bei unfallbedingten Strahlenexpositionen ist eine Untersuchung zur Fest-
stellung der Umstände und zur Ermittlung und Aufzeichnung der betreffenden
Dosen und ihrer Verteilung im Körper durchzuführen.
                                   Artikel 29
                     Aufzeichnung von Notfallexpositionen
Bei Notfallexpositionen sind die Ergebnisse der individuellen Überwachung
bzw. der Dosisermittlungen separat und individuell aufzuzeichnen.
                                   Artikel 30
                            Vorlage der Ergebnisse
1.   Die Ergebnisse der    individuellen Überwachung nach Artikel 27 bis 29
sind
     den zuständigen Behörden, der Betriebsleitung und der       Arbeitskraft
     gemäß Artikel 41 Ziffer 2 zugänglich zu machen-,
 ---pagebreak---                                       - 46 -
     den   behördlich   ermächtigten     arbeitsmedizinischen   Strahlenschutz-
     diensten oder einem behördlich ermächtigten Arzt zu-übermitteln. Bei
     einem Unfall oder    Notfall   sind die Ergebnisse so bald' wie möglich
     vorzulegen.
2.   Die Betriebsleitung hat dafür zu sorgen, daß die Bestimmungen dieses
Artikels eingehalten werden.
                                  ABSCHNITT 3
                    ÜBERWACHUNG ZUM ZWECK DER OPTIMIERUNG
                                   Artikel 31
Zusätzlich zu der Überwachung nach den Artikeln 26 bis 29 ist eine weitere
Überwachung zu veranlassen, wann immer dies zur Bestätigung der Optimierung
des Strahlenschutzes notwendig ist.
                                  ABSCHNITT 4
                         AUFZEICHNUNG DER ERGEBNISSE
                                   Artikel 32
1.   Für jede strahlenexponierte Arbeitskraft der Kategorie A ist eine als
Strahlenexpositionsteil   der  Gesundheitsakte bezeichnete Aufzeichnung mit
den Ergebnissen der individuellen Überwachung vorzunehmen.
2.   Während der mit der Strahlenexposition verbundenen Beschäftigungsdauer
strahlenexponierter Arbeitskräfte und danach bis zu dem Zeitpunkt, an dem
der  Betreffende   sein  75. Lebensjahr     vollendet  oder   vollendet  hätte,
mindestens jedoch 30 Jahre nach Beendigung der Arbeit, die zur Strahlen-
exposition geführt hat, ist folgendes aufzubewahren:
a)   eine Aufzeichung der gemessenen bzw. geschätzten Expositionen und der
     individuellen Dosen gemäß Artikel 27 bis 29;
 ---pagebreak--- b)    bei den   in den   Artikeln    28  und   29  angeführten   Expositionen  die
     Berichte über die näheren Umstände und die ergriffenen Maßnahmen;
c)   alle   Ergebnisse    der   Arbeitsplatzüberwachung,     die   spezifisch  zur
     Bewertung oder Abschätzung der Dosis einer Einzelperson herangezogen
     worden   sind,  für    die  nach   dem   obenstehenden   Buchstaben a)   eine
     Strahlenexpositionskarte erforderlich        ist, sind   in diese Strahlen-
     expositionskarte aufzunehmen und entsprechend aufzubewahren.
                                   KAPITEL IM
          ÄRZTLICHE ÜBERWACHUNG STRAHLENEXPONIERTER ARBEITSKRÄFTE
                                    Artikel 33
Unter Berücksichtigung der spezifischen Merkmale des Strahlenschutzes und
unbeschadet   der  Artikel 34    bis  39   ist   die  ärztliche   Überwachung  der
strahlenexponierten    Arbeitskräfte     nach   den   üblichen   Grundsätzen   der
Arbeitsmedizin durchzuführen.
                                   ABSCHNITT 1
                            ÄRZTLICHE ÜBERWACHUNG DER
                         ARBEITSKRÄFTE DER KATEGORIE A
                                    Artikel 34
                              Ärztliche Überwachung
1.   Die ärztliche Überwachung der Arbeitskräfte der Kategorie A wird durch
behördlich ermächtigte arbeitsmedizinische Dienste oder durch behördlich
ermächtigte Ärzte ausgeübt.
 ---pagebreak---                                     - 48 -
2. Die ärztliche Überwachung umfaßt:
a) eine ärztliche Einstellungsuntersuchung
   Diese Untersuchung hat zum Ziel, die Tauglichkeit der Arbeitskraft für
   den ersten für ihn bestimmten Arbeitsplatz im Rahmen der derzeitigen
   Beschäftigung    sowie   für   jeden    nachfolgenden   neuen    Arbeitsplatz
   festzustellen, der eine Änderung der Gefährdung mit sich bringt. Die
   Untersuchung   besteht   aus  einer    Anamnese,   in der   alle   bisherigen
   bekannten Strahlenexpositionen, die durch die bisherige Tätigkeit oder
   durch   medizinische    Untersuchungen    und   Behandlungen   hervorgerufen
   wurden, vermerkt sind-, sie umfaßt       ferner eine allgemeine klinische
   Untersuchung   und   alle anderen    für  die   Ermittlung  des   allgemeinen
   Gesundheitszustands der Arbeitskräfte notwendigen Untersuchungen.
b) eine allgemeine ärztliche Überwachung
   Die  behördlich    ermächtigten   arbeitsmedizinischen    Dienste   oder   der
   behördlich   ermächtigte Arzt    müssen    Zugang  zu allen   sachdienlichen
   Informationen erhalten, die sie zur Begutachtung des Gesundheits-
   zustands der überwachten Arbeitskräfte und          für die Ermittlung der
   Arbeitsplatzbedingungen, sofern diese Einfluß auf die gesundheitliche
   Tauglichkeit der Arbeitskräfte zur Ausführung der ihnen übertragenen
   Aufgaben haben könnten, für notwendig halten;
c) eine regelmäßige Überprüfung der Gesundheit
   Die Gesundheit der Arbeitskräfte ist so oft zu überprüfen, wie die
   behördlich ermächtigten arbeitsmedizinischen Dienste oder der behörd-
   lich ermächtigte Arzt dies für notwendig halten, um festzustellen, ob
   die  Arbeitskräfte    weiterhin   tauglich    für  die  Durchführung     ihrer
   Aufgaben sind. Die Art dieser Untersuchung hängt           von der Art der
   Arbeit   und   dem    Gesundheitszustand     der   Arbeitskraft    ab.    Jede
   Arbeitskraft muß mindestens einmal im Jahr untersucht werden.
 ---pagebreak---  3.   Die    behördlich   ermächtigten    arbeitsmedizinischen   Dienste   oder  der
behördlich ermächtigte Arzt         können  darauf  hinweisen, daß die ärztliche
Überwachung nach Beendigung der Arbeit solange fortzusetzen            ist, wie sie
dies zur Sicherung der Gesundheit des Betreffenden für erforderlich halten.
                                       Artikel 35
                               Medizinische Einteilung
Für   die   Tauglichkeit    der  Arbeitskräfte    der  Kategorie  A  gilt   folgende
med i z i n i sehe Einteilung:
      tauglich;
      bedingt tauglIch;
      untauglich.
                                       Artikel 36
Keine Arbeitskraft darf während irgendeines Zeitraums als Arbeitskraft der
Kategorie A      eingesetzt   werden,    wenn   die   ärztlichen  Befunde    dagegen
sprechen.
                                      Artikel 37
                                Medizinische Berichte
1.    Für jede Arbeitskraft der Kategorie A ist ein medizinischer Teil der
Gesundheitsakte anzulegen und während der Tätigkeit des Betreffenden als
Arbeitskraft dieser Kategorie auf dem          laufenden zu halten. Die Akte ist
anschließend aufzubewahren, bis der Betreffende das 75. Lebensjahr erreicht
hat oder hätte, in jedem Fall aber mindestens 30 Jahre lang nach Beendigung
der Arbeit, die zur Strahlenexposition geführt hat.
2.    Der medizinische Teil       der Gesundheitsakte enthält Angaben über die
Verwendung der Arbeitskraft, die Ergebnisse der ärztlichen Einstellungs-
untersuchungen und der regelmäßigen Überprüfung des Gesundheitszustandes.
 ---pagebreak---                                      - 50 -
                                  ABSCHNITT 2
           AUSSERGEWÖHNLICHE MASSNAHMEN ZUR ÄRZTLICHEN ÜBERWACHUNG
                                   Artikel 36
                        Besondere ärztliche Überwachung
 1.   Eine' außergewöhnliche ärztliche Überwachung findet    in allen Fällen
 einer Strahlenexposition statt, bei denen die effektive Dosis von 50 mSv
gemäß Artikel 9    Ziffer 1 oder    einer  der anderen  Dosisgrenzwerte nach
Artikel 9 Ziffer 2 überschritten wurde.
2.    Die   Bedingungen   künftiger   Strahlenexpositionen  unterliegen  der
Genehmigung der behördlich ermächtigten arbeitsmedizinischen Dienste oder
des behördlich ermächtigten Arztes.
                                   Artikel 39
                      ZusatzIiche ärztIiche Überwachung
Zusätzlich zu der ärztlichen Überwachung strahlenexponierter Arbeitskräfte
nach Artikel 33 und 34 sind alle weiteren Untersuchungen, Dekontaminations-
maßnahmen und dringlichen Behandlungsmaßnahmen zu veranlassen, die die
behördlich ermächtigten arbeitsmedizinischen Dienste oder der behördlich
ermächtigte Arzt für notwendig halten, und darüber hinaus alle weiteren
Maßnahmen im Zusammenhang mit dem Gesundheitsschutz der strahlenexponierten
Arbeitskraft.
                                  ABSCHNITT 3
                                 RECHTSMITTEL
                                  Artikel 40
Jeder Mitgliedstaat legt die Rechtsmittel gegen die Befunde und Entschei
düngen nach Artikel 35, 36 und 38 fest.
 ---pagebreak---                                      KAPITEL IV
                     AUFGABEN DES MITGLIEDSTAATS ZUM SCHUTZ
                        STRAHLENEXPONIERTER ARBEITSKRÄFTE
                                    Artikel 41
 1.  Jeder Mitgliedstaat richtet ein oder mehrere Aufsichtssysteme ein, um
die   gemäß   dieser   Richtlinie    getroffenen   Maßnahmen   durchzusetzen   und
Uberwachungs- und Interventionsmaßnahmen in allen Fällen zu veranlassen, in
denen sich diese als erforderlich erweisen.
2.    Jeder Mitgliedstaat verlangt, daß die Arbeitskräfte auf ihr Ersuchen
Zugang   zu  den   Ergebnissen    ihrer   individuellen   KontrolImessungen   oder
Dosisermittlungen     als    Ergebnis   der   Arbeitsplatzmessungen     oder   der
biologischen Überwachung erhalten.
3.   Jeder Mitgliedstaat trifft die erforderlichen Vorkehrungen für die
Anerkennung der Qualifikation
     -   der qualifizierten Sachverständigen;
     -   der   behördlich   ermächtigten Arzte     bzw. behördlich ermächtigten
         arbeitsmedizinischen Dienste.
Zu diesem Zweck trifft jeder Mitgliedstaat Vorkehrungen für die Ausbildung
solcher Fachleute.
4.   Jeder Mitgliedstaat verlangt, daß die Leitung eines Unternehmens dem
Arbeiter die für einen geeigneten Strahlenschutz erforderlichen materiellen
Mittel zur Verfügung stellt. Erforderlichenfalls wird ein spezialisierter
Strahlenschutzdienst     eingerichtet.    Dieser    Dienst,   der   von   mehreren
Unternehmen gemeinsam benutzt werden kann, fällt in die Zuständigkeit der
Betriebsleitung     und     ist   getrennt     von    allen    Produktions-    und
Betriebsabteilungen zu führen.
 ---pagebreak---                                         - 52 -
5.    Jeder Mitgliedstaat schafft die Voraussetzungen für einen Austausch
 innerhalb der Gemeinschaft von allen sachdienlichen Informationen über die
bisher    von  einer   Arbeitskraft     erhaltenen  Dosen,   damit    die   künftige
Exposition     der    Arbeitskraft     überwacht   und    die    nach     Artikel 34
vorgeschriebene     ärztliche   EinsteMungsuntersuchung      durchgeführt     werden
kann.
                                     KAPITEL V
           MASSNAHMEN ZUM SCHUTZ DER AUSZUBILDENDEN UND STUDIERENDEN
                                     Artikel 42
1.    Die Artikel 10 und 19 gelten auch für die in Artikel 12 Ziffer 1 und
Artikel 12 Ziffer 2 genannten Auszubildenden und Studierenden.
2.    Die .Schutzmaßnahmen für Auszubildende und Studierende          im Alter von
18 Jahren oder darüber entsprechen jeweils denen der           strahlenexponierten
Arbeitskräfte der Kategorie A bzw. B.
3.    Die   Schutzmaßnahmen   für   Auszubildende    und   Studierende     im  Alter
zwischen    16  und   18  Jahren   entsprechen   denen   der   strahlenexponierten
Arbeitskräfte der Kategorie B.
                                     TITEL VI I
     STRAHLENEXPOSITION DURCH NATÜRLICHE STRAHLENQUELLEN BEI DER ARBEIT
                                    Artikel 43
                                     Anwendung
1.   Dieser Titel gilt für Strahlenexpositionen durch natürliche Strahlung
bei der Arbeit, falls die zuständige Behörde nach einer gemäß Artikel 44
Ziffer 1 durchgeführten Untersuchung erklärt hat, daß die Exposition durch
diese natürlichen Strahlenquellen Uberwachungspflichtig ist.
 ---pagebreak--- 2.    Insbesondere gilt dieser Titel für-.
      a) Arbeitsvorgänge an Arbeitsplätzen, für die die zuständigen Behörden
         erklärt   haben,    daß  Radon-   oder  Gammastrahlung   Aufmerksamkeit
         erfordern,    wie   z.B.  Arbeitsvorgänge    in  Badeanlagen,   StoJIen,
         Bergwerken (ausgenommen Uranbergwerken) und anderen unterirdischen
         Arbeitsstätten;
      b) bestimmte Arbeitsvorgänge mit und die Lagerung von normalerweise
         nicht   als  radioaktiv    geltenden  Stoffen,  die  jedoch   erhebliche
         Spuren natürlicher Radionuklide enthalten;
      c) bestimmte Betriebvorgänge von Düsenflugzeugen während des Fluges.
3.    Unbeschadet der Absätze 1 und 2 gilt er nicht für Kalium-40 im Körper,
kosmische Strahlen in Bodenhöhe und Radionuklide in der Erdkruste.
                                     Artikel 44
                       Untersuchungen und Schutzmaßnahmen
1.    Jeder Mitgliedstaat verlangt die Durchführung von Untersuchungen, um
festzustellen, in welchen Bereichen seines Hoheitsgebiets und bei welchen
Tätigkeiten und unter welchen Arbeitsbedingungen Arbeitskräfte mit einer
nennenswerten   Exposition    durch   Gammastrahlung  oder  Radongas   und   seine
TochterProdukte oder durch Arbeiten mit Stoffen, die nennenswerte Mengen
natürlicher Radionuklide enthalten, zu rechnen haben.
2.   Die Mitgliedstaaten verlangen auf der Grundlage solcher Untersuchungen
und  für alle bestimmten Bereiche, Tätigkeiten und Arbeitsbedingungen je
nach Sachlage:
a)   Vorkehrungen    für   geeignete   Messungen  zur  Ermittlung  der   von   den
     Arbeitskräften erhaltenen Dosen-,
b)   die Anwendung der Grundsätze nach Artikel 7 am Arbeitsplatz;
 ---pagebreak---                                    - 54 -
c)   die Erarbeitung von Vorschriften, Normen oder Merkblättern für die
     Errichtung neuer Arbeitsstätten-,
d)   die Anlage eines Radonteils in der Gesundheitsakte von Arbeitskräften.
                                 Artikel 45
                       Schutz von Flugzeugbesatzungen
Jeder Mitgliedstaat trifft nach Artikel 43 Ziffer 2 Buchstabe c) Vorkehrun-
gen für die Ermittlung der Strahlenexposition von Düsenflugzeugbesatzungen
durch deren Arbeitgeber und stuft gegebenenfalls die Flugzeugbesatzungen
als strahlenexponierte Arbeitskräfte ein.
 ---pagebreak---                                      TITEL VI I I
                   HAUPTGRUNDSATZE FÜR MASSNAHMEN ZUM SCHUTZ
                  DER BEVÖLKERUNG UNTER NORMALEN BEDINGUNGEN
                                     Artikel 46
                               Wichtigster Grundsatz
Jeder    MitgMedstaat     trifft    alle    erforderlichen    Maßnahmen,    um  den
angemessenen Schutz der Bevölkerung zu gewährleisten.
                                     Artikel 47
               Bedingungen für die Genehmigung von Tätigkeiten,
                die eine Gefahr durch ionisierende Strahlungen
                            für die Bevölkerung bergen
In den von jedem Mitgliedstaat Je nach dem Ausmaß der Expositionsrisiken
festgelegten Fällen nehmen die zuständigen Behörden hinsichtlich der einer
vorherigen Genehmigung bedürfenden Tätigkeiten folgende Aufgaben wahr:
a)    Prüfung und   Genehmigung    der   Pläne  für  Unternehmen, bei    denen die
      Gefahr einer Strahlenexposition gegeben ist, sowie der Standortplanung
      für  derartige   Unternehmen     in  dem   betreffenden   Gebiet   unter  dem
     Gesichtspunkt des Strahlenschutzes;
b)   Abnahme    der   neuen   Unternehmen     vorbehaltlich    eines   angemessenen
     Schutzes vor Strahlenexposition und radioaktiver Kontamination, die
     sich auch außerhalb des Umkreises auswirken können, gegebenenfalls
     unter    Berücksichtigung       der    demographischen,     meteorologischen,
     geologischen, hydrologischen und ökologischen Verhältnisse-,
c)   Prüfung   und   Genehmigung     von   Plänen   zur  Entsorgung    radioaktiver
     Abfälle.
 ---pagebreak---                                       - 56
                                    Artikel 48
                      Schätzungen der Bevölkerungsdosen
Die zuständigen Behörden:
1.   sorgen dafür, daß Schätzungen der Dosen aus allen Strahlenquellen für
     die   Gesamtbevölkerung    des   betreffenden    Gebiets   und  für  Bezugs-
     bevölkerungsgruppen überall      dort, wo gegebenenfalls solche Gruppen
     bestehen, vorgenommen werden;
2.    legen die Häufigkeit der Ermittlungen fest und sorgen für die Fest-
     stellung der Bevölkerungsbezugsgruppen und der Berücksichtigung der
     effektiven Ubertragungswege der radioaktiven Stoffe;
3.   sorgen   dafür,   daß   die   Schätzungen    der   Bevölkerungsdosen    unter
     Berücksichtigung der radio logischen Gefährdung folgendes umfassen:
     a) Ermittlung   der   Dosen    infolge   externer   Strahlenexposition,    je
         nachdem  unter Angabe der betreffenden Strahlungsart;
     b) Ermittlung der Inkorporation von Radionukliden unter Angabe der Art
         der  Radionuklide   und    gegebenenfalls    ihrer   physikalischen   und
         chemischen Beschaffenheit, sowie die Bestimmung der Aktivität und
         Konzentrationen dieser Radionuklide;
     c) Ermittlung der Dosen, bei denen davon auszugehen ist, daß sie die
         Bevölkerungsbezugsgruppen erhalten können, und die Spezifizierung
         der Kennmerkmale dieser Gruppen;
4.   verlangen, daß die Aufzeichnungen über die Messungen der externen
     Strahlenexposition,    Schätzungen    der  Radionuklidinkorporationen     und
     radioaktiven Kontamination sowie die Ergebnisse der Ermittlung der von
     Bezugsgruppen und    von der Bevölkerung erhaltenen Dosen         aufbewahrt
     werden.
 ---pagebreak---                                   Artikel 49
                                  Inspektion
1.   Jeder Mitgliedstaat schafft ein Inspektionssystem zur
     Überwachung des Strahlenschutzes der Bevölkerung;
     Überprüfung   der Einhaltung der     einzelstaatlichen Vorschriften     zur
     Umsetzung dieser Richtlinie.
2.   Strahlenschutz-Kontrollen    bei   der   Verbringung   von    umschlossenen
Strahlenquellen und anderen     Strahlenquellen aufgrund    gemeinschaftlicher
oder   einzelstaatlicher    Rechtsvorschriften     erfolgen    als    Teil   der
Kontrollverfahren, die in dem gesamten Hoheitsgebiet des Mitgliedstaats in
nicht diskriminierender Weise angewandt werden.
                                  Artikel 50
                           Aufgaben in Unternehmen
1.   Jeder Mitgliedstaat verlangt von der für eine Tätigkeit nach Artikel 2
zuständigen  Betriebsleitung,   ihre Aufgabe    entsprechend   den   allgemeinen
Grundsätzen   des  Gesundheitsschutzes    der  Bevölkerung   wahrzunehmen    und
insbesondere in ihrem Unternehmen folgendes zu veranlassen:
a)   Herbeiführung und Aufrechterhaltung eines optimalen Schutzniveaus;
b)   Überprüfung  der Wirksamkeit    der  technischen Vorrichtungen für den
     Schutz der Umgebung und der Bevölkerung;
c)   die Abnahme unter dem Gesichtspunkt der Überwachung des Strahlen-
     schutzes von Geräten und Verfahren zur Messung der Strahlenexposition
     und der radioaktiven Kontamination der Umwelt und der Bevölkerung-,
d)   die   regelmäßige   Eichung   der   Meßgeräte    sowie   die    regelmäßige
     Überprüfung ihrer einwandfreien Arbeitsweise und richtigen Verwendung.
 ---pagebreak---                                      - 58 -
2.   Für die Wahrnehmung der Aufgaben nach Absatz 1 sind qualifizierte
Sachverständige zuständig.                                      -
                                    TITEL IX
                       POTENTIELLE, UNFALLBEDINGTE UND
                              NOTFALLEXPOSITIONEN
                                   Artikel 51
                    Aufgaben der entsprechenden Behörden
1.   Jeder Mitgliedstaat verlangt, daß die Möglichkeiten von Unfällen und
daraus erwachsenden potentiellen Expositionen in den seiner Zuständigkeit
unterstehenden Unternehmen oder Strahlenquellen geprüft und entsprechende
Interventionspläne   aufgestellt    sowie  regelmäßig    in   geeignetem     Umfang
getestet werden.
2.   Die Interventionspläne berücksichtigen insbesondere folgende Aspekte:
     a) die nachstehenden allgemeinen Grundsätze des Strahlenschutzes sind
     bei Interventionen zu beachten*.
     -  die   aus    der    Dosisverringerung    herrührende       Minderung    der
        Gesundheitsschädigung durch Strahlung sollte ausreichen, um den
        Schaden und die Kosten einschließlich der volkswirtschaftlichen
        Kosten der Intervention zu rechtfertigen-,
     -  Form, Umfang und Dauer der Intervention sind so zu optimieren, daß
        der      Nutzen      der      Minderung      der       strahlenbedingten
        Gesundheitsschädigung     abzüglich    des    mit    der      Intervention
        verbundenen Schadens maximiert wird;
     -  bei  Interventionen finden Dosisgrenzwerte gemäß Artikel 9 und 14
        keine Anwendung. Anhaltspunkte für die Situationen, bei denen eine
        Intervention    angebracht    ist,   werden    Jedoch     durch   die    in
        Buchstabe c) angegebenen Interventionsschwellenwerte gegeben.
 ---pagebreak--- b) Jeder Mitgliedstaat verlangt, daß Vorkehrungen für Interventionen
getroffen werden im Zusammenhang mit
-  der Strahlenquelle: zur Verringerung oder Ausschaltung der direkten
   Strahlung und Emission von Radionukliden;
-  der Umwelt: zur Verringerung der Übertragung radioaktiver Stoffe
   auf Personen;
-  Personen: zur Verringerung der unfallbedingten Strahlenexposition
   und zur Behandlung der Opfer.
c) Jeder Mitgliedstaat erläßt unter Berücksichtigung aller durch das
Gemeinschaftsrecht  festgelegten  InterventionsschwelIen entsprechende
Interventionsschwellen.
d) Soweit notwendig, sorgt    jeder Mitgliedstaat   für die Einsetzung
besonderer  Teams  für  technische, medizinische   und  gesundheitliche
Interventionen auf nationaler Ebene sowie für deren Ausbildung gemäß
Artikel 7 der Richtlinie 89/618/Euratom. Erforderlichenfalls werden
diese Vorkehrungen in Zusammenarbeit mit den zuständigen Organisatio-
nen anderer Staaten veranlaßt.
e) Jeder Mitgliedstaat veranlaßt bei einem größeren Unfall auf seinem
Hoheitsgebiet oder außerhalb davon die Organisation der Intervention.
f) Jeder Mitgliedstaat ermittelt    und registriert   die Folgen  jedes
Unfalls und die Wirksamkeit der Intervention.
 ---pagebreak---                                      - 60 -
                                   Artikel 52
                      Zusammenarbeit mit anderen Staaten
1.    Unbeschadet    des    einschlägigen     Gemeinschaftsrechts    und    der
internationalen    Übereinkommen    nimmt   jeder   Mitgliedstaat   bei   einem
radio logischen Notfall in einem Unternehmen auf seinem Hoheitsgebiet oder
bei einem Unfall, bei dem radiologische Folgen auf seinem Hoheitsgebiet zu
erwarten sind, Beziehungen zur Herbeiführung einer Zusammenarbeit mit jedem
anderen Mitgliedstaat oder Drittstaat auf, der betroffen sein kann.
2.    Jeder Mitgliedstaat verlangt die Aufstellung von Notstandsplänen auf
seinem Hoheitsgebiet im Zusammenhang mit möglichen radio logischen Notfällen
in   Unternehmen   außerhalb   seines   eigenen   Hoheitsgebiets   entsprechend
Artikel 51.
3.    Jeder Mitgliedstaat strebt eine Zusammenarbeit mit anderen Mitglied-
staaten oder Drittstaaten im Hinblick auf mögliche radiologische Notfälle
in Unternehmen auf seinem eigenen Hoheitsgebiet an, um die Organisation des
Strahlenschutzes in diesen Staaten entsprechend Artikel 51 zu erleichtern.
                                   Artikel 53
                       Potentiel le Strahlenexpositionen
Jeder Mitgliedstaat verhält sich gegebenenfalls folgendermaßen:
     er erwägt Wahrscheinlichkeit und Ausmaß potentieller Strahlenexposi-
      tionen aus Tätigkeiten von Personen und        Unternehmen, die dem    in
     Titel IM geregelten System der Anmeldung und Genehmigung unterliegen;
     er bemüht sich    im Bewußtsein zunehmender Schwierigkeiten bei einem
     Rückgang    der   Vorkommenswahrscheinlichkeit    des   Unfalls   um   die
     Ermittlung der räumlichen und zeitlichen Verteilung der nach möglichen
     Unfällen freigesetzten radioaktiven Stoffe;
 ---pagebreak---       er stellt technische Normen für die Unternehmen oder Strahlenquellen
      sowie  Interventionspläne für die verschiedenen Unfallarten auf und
      sorgt für die Ausbildung besonderer Notfallteams.
                                    Artikel 54
                          Aufgaben der Betriebsleitung
1.    Jeder Mitgliedstaat verlangt, daß die Betriebsleitungen Interventions-
pläne für die ihnen unterstehenden Unternehmen erstellen.
2.    Jeder Mitgliedstaat trifft Vorkehrungen für die unverzügliche Meldung
der   auf  seinem   Hoheitsgebiet    eintretenden   Unfälle   durch   die  für   die
betreffende    Tätigkeit    zuständige   Betriebsleitung    bei   den   zuständigen
Behörden und trifft alle geeigneten Maßnahmen zur Verringerung der Folgen.
3.    Jeder Mitgliedstaat verlangt, daß die verantwortliche Betriebsleitung
bei einem Unfall eine vorläufige erste Abschätzung der Unfall folgen und
nachfolgende Abschätzungen anhand anschließender Messungen der radioaktiven
Kontamination vornimmt.
                                    Artikel 55
                                Notfallexpositionen
1.    Jeder Mitgliedstaat trifft Vorkehrungen für die Fälle, in denen mit
verschiedenen     Arten    der    Intervention    befaßte    Arbeitskräfte      oder
 Interventionspersonal    möglicherweise    Notfallbestrahlungen     oberhalb    der
Dosisgrenzwerte     für  strahlenexponierte     Arbeitskräfte    ausgesetzt     sein
können. Jeder Mitgliedstaat legt unter Berücksichtigung der Sachzwänge und
der   Gesundheitsrisiken Expositionsschwellenwerte       fest, die     als praxis-
bezogene Anhaltswerte gelten. Eine Uberexponierung durch Überschreitung
dieser besonderen Werte ist in Ausnahmefällen zur Rettung von Menschen-
leben zulässig, jedoch nur durch Freiwillige, die über die mit                 ihrem
Einsatz verbundenen Risiken unterrichtet sind.
2.    Jeder Mitgliedstaat verlangt eine Kontrolle und ärztliche Überwachung
der in den Notfallteams strahlenexponierten Personen.
 ---pagebreak---                                      - 62 -
                                    TITEL X
                              SCHLUSSBESTIMMUNGEN
                                  Artikel 56
                           Beschleunigtes Verfahren
1.    In Fällen,   in denen das    in diesem Artikel     festgelegte Verfahren
anzuwenden ist, hat die Kommission dem Rat nach Anhörung der Gruppe von
Sachverständigen nach Artikel 31 des Euratom-Vertrags einen Vorschlag zu
unterbreiten.
2.    Der Rat hat mit qualifizierter Mehrheit      innerhalb von drei Monaten
eine Entscheidung über diesen Vorschlag zu treffen.
3.    Die Kommission hat Jede Forderung eines Mitgliedstaates nach einem
entsprechenden Vorschlag zu prüfen.
                                  Artikel 57
                        Berichte über die Durchführung
1.    Alle zwei Jahre, und zwar erstmals am           (Datum noch festzulegen)
 legt jeder Mitgliedstaat der Kommission einen Bericht über die Durchführung
dieser   Richtlinie  einschließlich   der   Ergebnisse   der  Regelungen gemäß
Artikel 15 vor.
2.    Auf der Grundlage dieser Berichte erstellt die Kommission einen zusam-
menfassenden Bericht für das Europäische Parlament, den Rat sowie den
Wirtschafts- und SoziaIausschuß.
 ---pagebreak---                                   Artikel 58
           Umsetzung in innerstaatliches Recht der Mitgliedstaaten
 1.   Die Mitgliedstaaten erlassen die erforderlichen Rechts- und Verwal-
 tungsvorschriften, um dieser Richtlinie am 31. Dezember 1994 nachzukommen.
Sie unterrichten die Kommission unverzüglich davon.
Wenn die Mitgliedstaaten die in Absatz 1 genannten Vorschriften erlassen,
nehmen sie in den Vorschriften selbst oder durch einen Hinweis bei der
amtlichen Veröffentlichung auf diese Richtlinie Bezug. Die Mitgliedstaaten
 regeln die Einzelheiten der Bezugnahme.
2.    Die Mitgliedstaaten teilen der Kommission den Wortlaut der wichtigsten
 innerstaatlichen  Rechtsvorschriften mit, die     sie  auf  dem unter diese
Richtlinie faMenden Gebiet erlassen.
                                  Artikel 59
                                 Aufhebungen
Die Richtlinien 76/579/EURATOM und 80/836/EURATOM       sowie die Verordnung
93/1493/EURATOM werden zum 31. Dezember 1994 aufgehoben.
                                 Artikel 60
Diese Richtlinie ist an die Mitgliedstaaten gerichtet
Geschehen zu Brüssel am                   Im Namen des Rates
                                           Der Präsident
 ---pagebreak---                                       64 -
                                   ANHANG I
Werte für Mengen und Konzentrationen von Radionukliden zur Anwendung des
Artikels 3.
1.   Die   folgende   Tabelle  A  enthält   die  Werte  für   Quantitäten  und
Aktivitätskonzentrationen Je Masseneinheit für die wichtigsten radioaktiven
Nuklide, die gemäß Artikel     3 Buchstabe a) bzw. b) nicht überschritten
werden dürfen.
2.   Für nicht    in Tabelle A enthaltene Radionuklide hat die zuständige
Behörde im Bedarfsfall angemessene Werte für Quantitäten und Aktivitäts-
konzentrationen je Masseneinheit zu bestimmen. Die so festgelegten Werte
ergänzen die Angaben in Tabelle A.
3.   Die in Tabelle A festgelegten Werte gelten für den Gesamtbestand an
radioaktiven Stoffen im Besitz einer Person oder eines Unternehmens, gleich
zu welchem Zeitpunkt.
4.   Die   in Tabelle A Spalte 3 angegebenen Werte       für die Aktivitäts-
konzentration je Masseneinheit beziehen sich auf die Verwendung geringer
Mengen   radioaktiver   Stoffe;  sie   sind   nicht  anzuwenden    für  andere
Tätigkeiten, die niedrige Radioaktivitätswerte beinhalten, sofern nicht
nachgewiesen   werden  kann, daß eine    Zugrundelegung   der  gleichen  Werte
gerechtfertigt ist; die von den zuständigen Behörden festgelegten Werte für
die allgemeine oder spezifische Genehmigung zur Entsorgung oder Rückführung
von Abfallstoffen sind so zu halten, daß sichergestellt ist, daß die in die
Umwelt  freigesetzten   Stoffe nicht   die  in Tabelle A    angegebenen Werte
überschreiten.
 ---pagebreak--- 5.   Nuklide mit     der    Kennzeichnung   * + ' oder   'sec'   in Tabelle    A   sind
AusgangsnukM de     in   säkularem    Gleichgewicht    mit   ihren, entsprechenden
TochternuklI den   gemäß    Tabelle   B.  Die   in Tabelle    A   angegebenen    Werte
beziehen   sich  in    diesem    Fall  ausschließlich    auf   das   AusgangsnukIid,
berücksichtigen Jedoch bereits vorhandene Tochternuklide.
6.    In Jedem anderen Fall eines Gemischs von mehr als einem Nuklid kann
auf die vorgeschriebene Anmeldung verzichtet werden, wenn die Summe der
Verhältniszahlen für jedes Nuklid der vorhandenen Gesamtmenge, dividiert
durch den in Tabelle A angegebenen Wert, kleiner oder gleich 1 ist. Diese
Summenregel   gilt     auch    für  Aktivitätskonzentrationen,      bei   denen    die
entsprechenden verschiedenen Nuklide in derselben Matrix enthalten sind.
 ---pagebreak---                                   - 66 -
1. Tabelle A: Werte für Quantitäten und Aktivitätskonzentrationen je
   Masseneinheit  für die wichtigsten radioaktiven Nuklide, die gemäß
   Artikel 3 Buchstabe a) bzw. b) nicht überschritten werden dürfen:
           Nuklld      Quantität (Bq)       Konzentration
                                              (kBq/kg)
           H-3               10 8               10 6
           Be-7              108                102
           C-14              10 6               10*
                                9
           0-15              10                 103
           F-18              10 5               10
                                6
           Na-22             10                 1
                                5
           Na-24             10                 1
                                5
           Si-31             10                 102
                                5
           P-32              10                 102
           P-33              107                105
           S-35              107                105
           CI-36             105                10 3
                                5
           CI-38             10                 1
           Ar-37             1012               10?
           Ar-41             109                10 3
           K-42              10 6               10
                                5
           K-43              10                 10
                                6
           Ca-45             10                 10<
           Ca-47             105                10
                                6
           Sc-46             10                 1
                                6
           Sc-47             10                 10
                                5
           Sc-48             10                 1
                                5
           V-48              10                 1
           Cr-51             107                102
           Fe-52             106                10
                                6
           Fe-55             10                 10«
                                6
           Fe-59             10                 1
                                5
           Mn-51             10                 10
           Mn-52             10 5               1
                                5
           Mn-52m            10                 1
 ---pagebreak--- Nuklid  Quantität (Bq) Konzentration
                         (kBq/kg)
 Mn-53        108          104
                 6
 Mn-54        10            10
                 5
 Mn-56        10            1
                 5
 Co-55        10            1
                 5
 Co-56        10           1
 Co-57        10 5         10
                 5
 Co-58        10           10
 Co-58m       107          10*
 Co-60        104          1
 Co-60m       10 6         103
 Co-61        10 5         10
                 5
 Co-62m       10           1
 Ni-59        10?          10«
 Ni-63       10?           105
 Ni-65       10 5          10
                 6
Cu-64        10            10
 Zn-65       10 5          10
                5
 Zn-69       10            102
                 6
 Zn-69m      10            10
                 9
Ge-71        10            103
Ga-72        10 5          1
                 6
As-73        10            103
As-74        10 5          10
                5
As-76        10            10
                5
As-77        10            102
                6
Se-75        10            10
Br-82        10 5          1
                9
Kr-74        10            103
Kr-76        10™           103
Kr-77        10 9          103
Kr-79        10 1 °        10*
Kr-81        ion           105
Kr-83m       ion           106
Kr-85        10™           106
 ---pagebreak---                   - 68 -
Nuklid  Quantitat (Bq)   Konzentration
                           (kBq/kg)
 Kr-85m       10™             10 4
 Kr-87        109             10 3
 Kr-88        109             10 3
 Sr-85        106             10
 $r-85m       106             10
 Sr-87m       106             10
 Sr-89        10«             102
 Sr-90+       10*             10
 $r-91        10«             10
 Sr-92        10«             1
 Y-90         10«             10
 Y-91         10«            .102
 Y-91m        10?             10
 Y-92         10«             10
 Y-93         10«             10
 Rb-86        10«             10
 Zr-93+       106             10 3
 Zr-95        106             10
 Zr-97+       10«             10
 Nb-93m       10?             103      I
 Nb-94        106             1
 Nb-95        106             10
 Nb-97        10«             10
 Nb-98        10«             1
 Tc-96        106             1
 Tc-96m       10Ö             10 2
 Tc-97        107             10 3
 Tc-97m       106             10 3
 Tc-99        106             10*
 Tc-99m       107             10
 Mo-90        10«             10
 M©-93        10?             10 3
 Mo-99        10«             10
 Mo-101       10«             1
 ---pagebreak--- Nuklid   Quant I tat (Bq) Konzentrat iorj
                            (kBq/kg)
 Ru-97          10^           10
                   6
 Ru-103         10            10
                   5
 Ru-105         10            10
                   5
 RU-106+        10            10
 Rh-103m        108           103
 Rh-105         106           102
 Pd-103         107           10 3
 Pd-109         10 5          102
                   6
 Cd-109         10            10 3
 Cd-115         10 5          10
 Cd-115m        105           102
 Ag-105         106           10
                   6
 Ag-110m        10            1
                   5
 Ag-111         10            102
                   6
 ln-111         10            10
                   5
 ln-113m        10            10
                   5
 ln-114m        10            102
 ln-115m        10«           10
                   6
 Sn-113         10            102
 Sn-125         10«           10
 Sb-122         10«           10
 Sb-124         10«           1
                   6
 Sb-125         10            10
 1-123          107           10
 1-125         10«            102         !
 1-126         10«            10
                  4
 1-129         10             102
 1-130         10«            1
 1-131         10«            10
 1-132         10«            1
 1-133         10«            10
 1-134         10«            1
 1-135         10«            1
 ---pagebreak---                     - 70 -
Nuklid   Quantitat (Bq)    Konzentration
                             (kBq/kg)
 Cs-129        106             10
 Cs-131        106             102
 Cs-132        106             10
 Cs-134m       10«             102
 Cs-134        10«             1
 Cs-135        106             10 4
 Cs-136        10«             1
 Cs-137+       10«             10
 Cs-138        10*             1
 Te-123m       106             10
 Te-125m       106             102       !
 Te-127        10«             102
 Te-127m       106             10 3
 Te-129        10«             10
 Te-129m       10«             102
 Te-131        10«             10
 Te-131m       106             1
 Te-132        106             10
 Te-133        10«             10
 Te-133m       10«             1
 Te-134        10«             10
 Xe-131m       1010            10«
 Xe-133          1(
               10 >            10*
 Xe-135        10 10
                               10 4
 Ce-139        106             10
 Ce-141        106             102
 Ce-143        10«             10
 Ce-144+       10«             10
 Ba-131        106             10
 Ba-140+       10«             1
 La-140        10«             1
 Pr-142        10«             1
                                 0
 Pr-143        106             10 2
 ---pagebreak---  Nuk1 id : Quantitat (Bq)        Konzentration .
                                  (kBq/kg)
                   "- -   '" ' 1
Pm-147          106                  10 4
Pm-149          10«                  102
Nd-147          10«                  10
Nd-149          10«                  10
Sm-151          107                  10«
Sm-153          10«                  102
Eu-152          106                   1
Eu-152m         10«                  10
Eu-154          106                   1
Eu-155          106                  102
Gd-153          106                  10
Gd-159          10«                  102
Tb-160          10«                   1
Oy-165          10«                  102
Dy-166          106                  102
Ho-166          10«                  10
Er-169          106                  10 4
Er-171          10«                  10
Tm-170          106                  102
Tm-171          107                  10 4
Yb-175          106                  102
Lu-177          106                  102
Ta-182          10«                   1
Hf-181          10«                  10
W-181           107                  102
W-185           106                  10*
W-187           10«                  10
Re-186
                10«                  102
Re-188
                10«                  10
Os-185
                106                  10
Os-191
                106                  102
0s-191m
                106                  10 3
                10«                  102
Os-193
                106                            i
lr-190                                1
 ---pagebreak---                     - 72 -
 Nuklid Quantitat (Bq)      Konzentration •
                             (kBq/kg)
lr-192      10«                 10
lr-194      10«                 10
Pt-191      106                 10
Pt-193m     106                 102
Pt-197      10«                 10 2
Pt-197m     10«                 102
Hg-197      106                 10 2
Hg-197m     10«                 102
Hg-203      106                 10
Au-198      10«                 10
Au-199      106                 102
TI-200      106                  1
TI-201      106                 10
TI-202      106                 10
TI-204      10«                 102
Bi-206      10«                  1
Bi-207      106                  1
Bi-210      10«                 102
BI-212+     10«                  1
Pb-203      106                 10
               3
Pb-210+     10                  10
Pb-212+     10«                  1
Po-203      10«                  1
Po-205      106                  1
Po-207      106                  1
               3
Po-210      10                  10
At-211      106                 10 2
Rn-220+     107                 10*
Rn-222+     108                  1
               4
Ra-223+     10                  10
               4
Ra-224+     10                   1
               4
Ra-225      10                  102
                          i
 ---pagebreak---  Nuklid   Quantitat (Bq)   Konzentration
                              (kBq/kg)
Ra-226+       103                1
Ra-227        10«               10
Ra-228+       104               10
Th-226+       106               102
Th-227        104               10
Th-228+       104                1
                 3
Th-229+       10                10
Th-230        103               10
Th-231        107               102
Th-232sec     102                1
Th-234+       10«               10
                 3
AC-227+       10                10
Ac-228        10«               10
Pa-230        106               10
                 3
Pa-231        10                10
Pa-233        106               10
                 4
U-230+        10                102
U-231         106               102
                 3
U-232+        10                 1
                 4
U-233         10                102
U-234         104               102
U-235+        104               102
U-236         104               102
U-237         10«               10
U-238+        104               10
                 3
U-238S6C      10                 1
U-239         10«               102
U-240         106               10 3
U-240+        10«                1
NP-237+       103               10
Np-239        106               10
                         1
 ---pagebreak---                              - 74 -
     Nuklid      Quantitat (Bq)       Konzentration
                                        (kBq/kg)
  | Np-240           105          |        1
  | Pu-234           lfjB         |       l&
  | Pu-235           lfjB         |       102
  | Pu-236           10*          |       1Ö 2
  | Pu-337           10?          |       102
  | Pu-238           103          |       10
  | Pu-239           103          |       10
                         3
  | Pu-240           1Ö           |       10
                         5
  | Pu-241           10           |       103
                         3
  | Pu-242           10           |       10
  | Pu-243           irjB         |       108
  | Pu-244           103          |       10
  | Am-241           lfj3         |       10
  | Am-242           lCß          |       102
  | Am-242ra+        103          |       102
  | A1D-243+         103          |       10
                         5
  | Gm-242           10           |       id»
  | Qo-243           1&           |       10
  | On-244           10*          |       102
                         3
  | Gm-245           1Ö           |       10
  | Cto-246          103          |       10
  | Cto-247          103          |       xo
 |  Cta-248          103          |       10
 |  Bk-249           100          |       10*       ,
 |  Cf-246           10ß          |       io3
 |  Cf-248    J      10*          |       102
 |  Cf-249     |     103         |        10
 |  Cf-250     |     10*         |        102
 |  Cf-251     |     103         |        10
 1  Cf-252     |     10*         |        102
 |  Cf-253     |     106         |        10*
 |  Cf-254     |     1&          |        10
i             »                     •
 ---pagebreak---                         - 75 -
   Nuklid   Quantität (Bq)      Konzentration
                                   (kBq/kg)
  Es-253         10«                 10 3
  Es-254         10*                 10 2
  Es-254m        10«                 10
                    7
  Fm-254         10                  10*
  Fm-255         10«                 10 3
_         I                   »
                      _ i i —
 ---pagebreak---                                          - 76 -
5. Tabelle B: Liste der Nuklide in säkularem Gleichgewicht entsprechend
   Punkt 5.
          Ausgangs-                          Tochternuklide
           nuk I i d
        Sr-80+         Rb-80
        Sr-90+         Y-90
        Zr-93+         Nb-93m
        Zr-97+         Nb-97
        RÜ-106+        Rh-106
        CS-137+        Ba-137
        Ce-134+        La-134
        Ce-144+        Pr-144
        Öa-140+        La-140
        BI-212+        TI-208.PO- -212
        Pb-212+        B i - 2 1 2 , T I - •208.PO-212
        Rh-220+        PO-2Ü
        RH-222+        Po-218,Pb- 214,Bi-214
        Râ-223+        RH-219.PO- 215,Pb-211,Bi-211
        Rä-224+        Rn-220,Po- 2 1 6 , P b - 2 1 2 , B i - 2 1 2 , T I - 2 0 8 ,
                       Po-212
        Rà-226+        Rn-222,Po- 218,Pb-214,Bi-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-2l2,Bi-212,
                       TI-208.PO- 212
        Th-229+        Ra-225,Ac- 2 2 5 , F r - 2 2 1 , A t - 2 1 7 , B i - 2 1 3 ,
                       Po-213,Pb- 209
        Th-232^        Ra-228,Ac- 228,Th-228,Ra-224,ftn-220,
                       Po-216,Pb- 212,Bi-212,TI-2öe,Pö-212
 ---pagebreak---                     - 77 -
 Ausgangs-            Tochternuklide
  nuklld
TH-234+    Pa-234m
AC-227+    Fr-223,Ra-223,Rn-219,Po-215,Pb-211,
           Bi-211
U-230+     Th-226,Ra-222,Rn-218,Po-214
U-232+     Th-228,Ra-224,Rn-220,Po-216,Pb-212,
           B1-212.TI-208.PO-212
U-235+     Th-231
U-238+     Th-234,Pa-234m
U-238>j^   Th-234,Pa-234m,U-234,Th-230,Ra-226,
           Rn-222,Po-218,Pb-214,Bi-214,Pb-210,
           Bi-210,Po-210
U-240+     Np-240
Np-237+    Pa-233
Am-242m+   Am-242
Am-243+    Np-239
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                                  ANHANG     M
A. Definition der in diesem ANHANG benutzten Begriffe
   Effektiver Qualitätsfaktor (Q): Mittelwert des Qualitätsfaktors, wenn
   die Energiedosis durch Teilchen abgegeben wird, die unterschied!iche
   L Werte haben. Er wird nach folgendem Verhältnis berechnet:
      Q - 1/bJT-       Q (dD/dL     ) dL
              o
   QualItätsfaktor          (Q):            Funktion        des        linearen
   Energieübertragungsvermögens (L       ) , mit dessen Hilfe die Energiedosen
    Im Hinblick auf    ihre Bewertung      für Strahlenschutzzwecke   gewichtet
   werden.
   Strahlenwichtunasfaktor      (wp):    dimensions loser   Faktor,   der   zur
   Wichtung  der   Energiedosis    verwendet    wird.  Die  entsprechenden  WR-
   Werte sind in diesem Anhang angegeben.
   Gewebewichtiingsfaktor (w T ^: dimensions loser Faktor, der zur Wichtung
   der Aquivalentdosis verwendet wird. Die entsprechenden Werte sind in
   diesem Anhang angegeben.
   Unbeschränkte    lineare  Energieübertragung      (Leo):  die  unbeschränkte
   lineare Energieübertragung ist definiert als:
                                           dE
                                  Lee» •
                                           di
   dabei  Ist dE die von einem Teilchen der Energie E beim Zurücklegen
   einer Entfernung dl abgegebene mittlere Energie.          In der Richtlinie
   wird L o o durch L wiedergegeben.
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B. Werte des Strahlenwichtungsfaktors w R
   Die Werte des Stralilenwichtungsfaktors w R richten sich nach der Art
   und Beschaffenheit des externen Strahlungsfelds oder nach der Art und
   Beschaffenheit    der   durch   ein    intern   abgelagertes     Radionuklid
   emittierten Strahlung.
   Setzt    sich   das - Strahlungsfeld    aus   Arten    und    Energien   mit
   unterschiedlichen Werten von w R zusammen, so ist die Energiedosis in
   Gruppen zu unterteilen,     jeweils mit    eigenem  Wert   für w R  und  zur
   gesamten   Aquivalentdosis addiert. Alternativ      können   die Werte   als
   kontinuierliche Verteilung in Energie ausgedrückt werden, wobei jedes
   Element der Energiedosis aus dem Energieelement zwischen E und E + dE
   mit dem wR-Wert aus dem entsprechenden Wert in nachstehender Tabelle
   multipliziert wird.
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    Art und Energiebereich                                       Strahlenwlchtungsfaktor
                                                                                    wR
    Photonen, alle Energien                                                               1
    Elektronen und Myonen, alle Energien                                                  1
    Neutronen, Energie<10 keV                                                             5
                         10 keV bis 100 keV                                             10
                       >100 keV bis 2 MeV                                               20
                      >2 MeV bis 20 MeV                                                 10
                      >20 MeV                                                             5
    Protonen außer Rückstoßprotonen,
    Energie > 2 MeV
    Alphateilchen, Spaltfragmente,
    schwere Kerne                                                                       20
      In Berechnungen mit Neutronen können Schwierigkeiten beim Einsatz der
     Größen   gestufter   Funktionen        auftreten.                 In diesen                Fällen          kann die
     Benutzung einer stetigen Funktion, die auf folgender mathematischer
     Beziehung beruht, vorzuziehen sein:
                            "R   5 + i7e-<in<2E))2/6
     wobei E die Neutronenenergie in MeV ist.
     Ein   direkter   Vergleich   der           beiden            Ansätze              ist         in        Abbildung 1
     wiedergebeben.
                                           2*t
(Abbildung siehe Original)
                                      « 20
                                           is
                                       • 10
                                      c
                                   • 3»
                                     3 i                                                                             >,_
                                            1
                                            IQ'       10"      10
                                                                          x
                                                                         10        10      10         10       10
                                                                                                                        w
                                                                      IneSdvnt ntufron «»«rçy I MeVI
                                  •'"•*- •• Watlwitow »Hf hitngfocttfnfin twirriu. Jht Minwnti cfvy à. M» t»c WWW) •» «w »ppft'Min»««««.
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    Für die nicht in der Tabelle enthaltenen Strahlungsarten und Energien
    kann eine Annäherung     von w R  durch   die Berechnung    von Q ermittelt
    werden, und zwar in 10 mm Tiefe in einer gewebeäquivalenten Kugel von
    30 cm   Durchmesser  mit   einer   Dichte  von   1 cm*"3 und   einer Massen-
    Zusammensetzung   von  76,2%     Sauerstoff,   11,1 %   Kohlenstoff,  10,1 X
    Wasserstoff und 2,6 % Stickstoff:
    dabei ist D(L)dL die absorbierte Dosis in 10 mm zwischen dem linearen
    Energietransfer L und L + dL, sowie Q(L) der Qualitätsfaktor von L in
    10 mm. Die Verhältnisse Q - L sind in B wiedergegeben.
C.  Verhältnis zwischen dem Qualitätsfaktor Q(L) und dem unbeschränkten
    linearen Energietransfer L.
     Unbeschränkter linearer                  Q (L)
   Energietransfer L in Wasser
          (keV /air1)
             X10                                   1
            10 - 100                         0.32L -  2,2
              >100                               300/VlT
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D. Werte des Gewebewichtungsfaktors w-r1
   Die   Werte   der  Gewebewichtungsfaktoren   WT   sind-  in   folgenden
   angegeben:
   Die Werte wurden aus einer Bezugspopulation der gleichen Anzahl beider
   Geschlechter  und  einem  weiten  Altersspektrum  ermittelt.   Bei  der
   Definition der effektiven Dosis gelten sie für die Arbeitskräfte, die
   Gesamtbevölkerung sowie für beide Geschlechter.
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Gewebe oder Organ                            Gewebewichtungsfaktoren wj
Gonaden                                              0,20
Knochenmark (rot)                                    0,12
Dickdarm                                             0,12
Lunge                                                0,12
Magen                                                0,12
Blase                                                0,05
Brust                                                0,05
Leber                                                0,05
Speiseröhre                                          0,05
Schilddrüse                                          0,05
Haut                                                 0,01
Knochenoberflache                                    0,01
Andere Organe oder Gewebe                            0.052
      Für die Berechnungszwecke setzen sich die anderen Organe oder Gewebe
     wie folgt zusammen: Nebennieren, Gehirn, oberer Dickdarm, Dünndarm,
      Niere, Muskeln, Bauspeicheldrüse, Milz, Thymusdrüse und Gebärmutter.
     Die Liste schließt Organe ein, die selektiv bestrahlt werden können.
     Von einigen der     in der Liste aufgeführten Organen      ist bekannt, daß
     eine Krebs Induktion wahrscheinlich    ist. Wenn bei anderen Geweben und
     Organen    nachfolgend   ein  signifikantes   Risiko    der   Krebs Induktion
     festgestellt   wird, werden diese entweder mit einem spezifischen w T
     ausgestattet oder in diese zusätzliche Liste der sonstigen Organe oder
     Gewebe aufgenommen. Letztere kann auch sonstige selektiv bestrahlte
     Gewebe oder Organe umfassen.
      In den außergewöhnlichen Fällen, in denen ein einziges der sonstigen
     Gewebe oder Organe eine Aquivalentdosis erhält, die die höchste Dosis
     für   jedes  der  12 Organe    übersteigt;  für  die   ein   Wichtungsfaktor
     angegeben Ist, sollte ein Wichtungsfaktor von 0,025 für dieses Gewebe
     oder    Organ    sowie   ein    Wichtungsfaktor    von    0,025    für    die
     durchschnittliche    Dosis  der  restlichen  anderen   Organe   oder   Gewebe
     entsprechend den obigen Angaben gelten.
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                                  ANHANG H I
      Verfahren iur Bewertung der effektiven Dosen durch Inkorporation
Die Grenzwerte der effektiven Dosis gemäflj Artikel 9, 12 und 14 gelten für
die Summe der In dd m spezifischen Zeitraum erhaltenen effektiven Dosis und
die effektive Folgedosis durch Inkorporationen während desselben Zeitraums.
Das Verhältnis von Inkorporation und effektiver Folgedosis richtet sich
nach dem Alter der Einzelperson, der physikalischen und chemischen Form des
radioaktiven Stoffes sowie dem Inkorporationspfad.
Diese Verhältnisse können dann zur Schätzung der entsprechenden effektiven
Posen herangezogen werden. Wenn abgeleitete Grenzwerte         für die externe
Exposition und die Inkorporationen verwendet werden, kann der Grenzwert der
effektiven  Dosis durch    folgenden Ausdruck   für    jede der  entsprechenden
Altersgruppen verwendet werden:
     (Dieser    Anhang    wird   für    sämtliche     relevanten   Radionuklide
     Dosiskoeffizienten (Sv/Bq) vorsehen, die auf Inhalation und Ingestion
     sowie auf verschiedene Altersgruppen der Gesamtbevölkerung und auf
     Arbeitnehmer   bezogen  sind. Bei    der Exposition gegenüber    Edelgasen
                                                    1       3
     werden die Koeffizienten in der Einheit Svy~ /Bqro" angegeben.)
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                                                                    ISSN 0254-1467
                                                          KO M (93) 349 endg.
                                                     DOKUMENTE
DE                                                                        04 05
                                 Katalognummer : CB-CO-93-381-DE-C
                                                          ISBN 92-77-58076-3
Amt fur amtliche Veröffentlichungen der Europäischen Gemeinschaften
L-2985 Luxemburg