CELEX: 51978PC0605
Language: de
Date: 1978-11-20
Title: Vorschlag für die Richtlinie (Euratom) des Rates zur Abänderung der Richtlinien, mit denen die Grundnormen für den Gesundheitsschutz der Bevölkerung und der Arbeitskräfte gegen die Gefahren ionisierender Strahlungen festgelegt wurden. (Von der Kommission an den Rat vorgelegt)

ARCHIVES HISTORIQUES
DE LA COMMISSION
COLLECTION RELIEE DES
DOCUMENTS "COM"
COM (78) 605
Vol. 1978/0234
 ---pagebreak--- Disclaimer
Conformément au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983
concernant l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique
européenne et de la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983,
p. 1), tel que modifié par le règlement (CE, Euratom) n° 1700/2003 du 22 septembre 2003
(JO L 243 du 27.9.2003, p. 1), ce dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents
classifiés présents dans ce dossier ont été déclassifiés conformément à l'article 5 dudit
règlement.
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983
concerning the opening to the public of the historical archives of the European Economic
Community and the European Atomic Energy Community (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as
amended by Regulation (EC, Euratom) No 1700/2003 of 22 September 2003 (OJ L 243,
27.9.2003, p. 1), this file is open to the public. Where necessary, classified documents in this
file have been declassified in conformity with Article 5 of the aforementioned regulation.
In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom 1.
Februar 1983 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen
Wirtschaftsgemeinschaft und der Europäischen Atomgemeinschaft (ABI. L 43 vom 15.2.1983,
S. 1), geändert durch die Verordnung (EG, Euratom) Nr. 1700/2003 vom 22. September 2003
(ABI. L 243 vom 27.9.2003, S. 1), ist diese Datei der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit
erforderlich, wurden die Verschlusssachen in dieser Datei in Übereinstimmung mit Artikel 5
der genannten Verordnung freigegeben.
 ---pagebreak--- KOMMISSION DER EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
                                                      605 endg«
                                -            Brüssel, den 20. November 1978
                                                         v
                            Vorschlag    für die Richtlinie ( Euratom )
              des Rates zur Abänderung der Richtlinien , mit denen
                 die Grundnormen für den Gesundheitsschutz der
             Bevölkerung und der Arbeitskräfte gegen die Gefahren
                 ionisierender Strahlungen festgelegt wurden
                       (Von der Kommisaion an den Rat vorgelegt )
  KCM(78 ) 605 endg.
 ---pagebreak---                          BEGRUENDUNG
       Die Grundnormen für den Gesundheitsschutz der Bevölkerung und
der Arbeitskräfte gegen die Gefahren ionisierender Strahlungen wurden
1976 überarbeitet ( Richtlinie des Rates vom 1 . Juni 1976 , veröffentlicht
im Amtsblatt Nr . L 187 vom 12. Juli 1976 ). Seit Juni 1977 liegt die Ver­
öffentlichung 26 der Internationalen Strahlenschutzkommission vor , einer
wissenschaftlichen Organisation mit weltweit anerkannter Kompetenz ,
auf die sich die Kommission von Euratom und später die der Europäischen
Gemeinschaften stets bei der Festlegung der Grundnormen für den Ge-
sundheitsschutz der Bevölkerung und der Arbeitskräfte gegen die Ge­
fahren ionisierender Strahlungen gestützt hat .
       Diese Veröffentlichung enthält eine Reihe von Empfehlungen , die ,
ohne die Grundsätze des Strahlenschutzes und seiner organisatorischen
Durchführung erneut in Frage zu stellen , neue Begriffe und neue Ein­
heiten definieren und den für den Gesundheitsschutz von Einzelpersonen
gegen jegliche Strahlungsgefahr Verantwortl ichen eine Reihe neuer
Werte zur Verfügung stellen , die in ihrer Konzeption wegen der Berück­
sichtigung neuer Daten über den Stoffwechsel kohärenter und in ihrer
Berechnungsweise logischer sind , da sie erstmals das Phänomen der
Additivität der durch die verschiedenen Organe und Gewebe aufgenomme­
nen Strahlungen berücksichtigen .
                                                 *
       Freilich unterscheiden sich die vorgeschlagenen Werte nur wenig
von den früheren Werten . Einige Werte , insbesondere für die Transurane ,
sind im allgemeinen strenger , andere etwas weniger streng ausgelegt .
Hierbei handelt es sich um ein neues , kohärenteres Berechnungssystem ,
das besser den tatsächlichen biologischen und metabolischen Gegeben­
heiten entspricht und unbedingt eingeführt werden muss , will man nicht
auf die neuesten wissenschaftlichen Erkenntnisse verzichten.
       Andere internationale Organisationen , insbesondere IAEO, OECD ,
WHO und ILO, arbeiten auf der Grundlage der oben genannten Veröffent­
 lichung Nr . 26 eine gemeinsame Empfehlung für die Mitgliedstaaten dieser
Organisationen aus , in der die ICRP -Empfehlungen berücksichtigt werden
sollen .
                                                    »
       Die Kommission kann sich daher nicht in Widerspruch zu diesen
anderen internationalen Organisationen setzen . Ebensowenig kann sie
zulassen , dass die Rechtsvorschriften der Mitgliedstaaten der Euro­
päischen Gemeinschaft nicht mit den neuesten wissenschaftlichen und
 technischen Erkenntnissen übereinstimmen . Dieses letztere Anliegen
wurde im übrigen auch vom Wirtschafts- und Sozialausschuss geteilt , der
auf seiner Vollversammlung vom 12.7. 1978 bedauerte , dass die Arbeit­
nehmer; und die Bevölkerung nur mit einer zeitlichen Verzögerung in den
Genuss des wissenschaftlichen und technischen Fortschritts kämen , wobei
er darüberhinaus die schleppende Angleichung der einzelstaatlichen Rechts - •
Vorschriften an die in der Richtlinie vom 1 » Juni 1976 in rechtsverbind­
 licher Form abgefassten Grundsätze der ICRP beklagte.
                                   χ
                              X          X
 5712 /78 d
 ---pagebreak---         Die wichtigsten Aenderungen des Richtlinienvorschlags lassen
 sich folgendermassen zusammenfassen :
        Titel I führt drei'neue Einheiten ein , lässt jedoch den Benutzern
 die Möglichkeit offen , während einer bestimmten Zeit die alten Einheiten
 weiterzuverwenden . Die Kommission ist sich nämlich der Gefahren be­
 wusst , die insbesondere im Bereich der Medizin und der Ueberwachung
 eihe übergangslose und vorzeitige Einführung der den meisten Benutzern
 noch nicht vertrauten Einheiten heraufbeschwören könnte.
        In Titel Ii wurden keine grundlegenden Aenderungen vorgeno'mmen .
  In den Titeln III und IV wurde die oben ausgeführte Philosophie berück­
 sichtigt . Ausserdem sind die Grenzdosen für Arbei tskräfte und Einzel­
 personen der Bevölkerung unverändert geblieben , wobei jedoch die
 Formel D » 5 (N-18), die höchstzulässige Viertel jahresdosis und die
 Grenzdosis 5 rem/ 30 Jahre pro Kopf der Gesamtbevölkerung aufgegeben
 wurden . Der Wegfall der letzteren Grenzdosis bedeutet jedoch keines­
 wegs eine Lockerung. In den Normen ist vielmehr genau festgelegt , dass
 jede Bestrahlung gerechtfertigt sein muss und die Schutzmassnahmen
 optimal gestaltet werden müssen . Gerade weil diese beiden Grundsätze
 der Optimierung und der Rechtfertigung auch und zum ersten Mal für den
 medizinischen Bereich gelten , wäre es weder möglich noch logisch ge­
 wesen , eine Grenzdosis für die Gesamtbevölkerung festzusetzen .
        Die Titel V, VI und VII über die organisatorische Durchführung
 des Strahlenschutzes bleiben praktisch unverändert .
        In Anhang Iii werden die vom ICRP festgelegten Werte für die höchst
 zulässige Inkorporation wiedergegeben. Die anderen Anhänge sind prak­
 tisch unverändert.
        Um die betreffenden Anhänge an den wissenschaftlichen und tech­
 nischen Fortschritt anzupassen und um möglichst rasch über die geeig­
 netsten Werte verfügen zu können , ist in den letzten Artikeln der Richt­
 linie die Bildung eines ständigen Anpassungsausschusses - kurz Aus­
 schluss genannt - vorgesehen. Die Mitgliedstaaten sollen die vom Aus­
 schluss festgelegten Werte nach einem beschleunigten Verfahren in ihre
 eigenen Rechtsvorschriften übernehmen. '*■
        Aus diesem Grund übermittelt die Kommission dem Ministerrat der
'Mitgliedstaaten der Europäischen Gemeinschaft den beiliegenden Richt-
 linienvorschlag, der die Richtlinie vom 1 , Juni 1976 gerihgfügig, jedoch
 nicht grundlegend ändert.
 5712/78 d
 ---pagebreak---                                                      ?2!Si=Nr._5020/l8d
                                     II
          . ( Nicht veröffentlichungsbediirftige Rechtsakte )
                                   RAT
                      VORGESCHLAGENE UEBERAPJBEITUNG
                                (MAI 1978 )
                                    der
                          RICHTLINIE DES RATES
                            vom 1 . Juni 1976
zur Festlegung der überarbeiteten Grundnormen fiir den Gesundheitsschutz der
Bevölkerung und der Arbeitskräfte gegen die Gefahren ionisierender Strahlungen
                            (76/579/Wratom ) V
                   *    #
 ---pagebreak---                               - 2 -
  DER HAT DER EUROPAEISCHEN GEMEINSCHAFTEN ,
  gestützt auf den Vertrag zur Gründung der Europäischen Atom­
  gemeinschaft , insbesondere auf die Artikel 31 und 32 ,
  auf Vorschlag der Kommission , der nach Stellungnahme der Gruppe von
  Persönlichkeiten ausgearbeitet worden ist , die der Ausschuss für
  Wissenschaft und Technik aus wissenschaftlichen Sachverständigen
  ernannt hat ,                                                   '
  nach Stellungnahme des Europäischen Parlaments ,
  nach Stellungnahme des Wirtschafts- und Sozialausschusses ,
  in Erwägung nachstehender Gründe : Der Vertrag zur Gründling der
  Europäischen Atomgemeinschaft schreibt ^ vor , dass die Grundnormen
  für den Gesundheitsschutz der Bevölkerung und der Arbeitskräfte
  gegen die Gefahren ionisierender Strahlungen , wie sie insbesondere
                                  I
  in Artikel 30 vorgesehen sind , so festgesetzt werden sollen , " dass
  jeder Mitgliedstaat in die Lage versetzt wird , gemäss Artikel 33
  die geeigneten Rechts- und Verwaltungsvorschriften zu erlassen , um
  die Beachtung dieser Grundnormen sicherzustellen , die für den Unter­
  richt , die Erziehung und Berufsbildung erforderlichen Massnahmen zu
  treffen und diese Vorschriften in Einklang mit den in den anderen
  Mitgliedstaaten auf diesem Gebiet geltenden Bestimmungen festzulegen .
                                                        \
  Der Rat hat am 2 . Februar 1959 Richtlinien zur Festsetzung solcher
  Grundnormen erlassen ( l ), die zuletzt durch die Richtlinie 76/579/
  Euratom ( 2 ) geändert worden Bind.
                                           '   ■ ■                   s
  Eine teilweise Ueberarbeitung dieser Richtlinien hat sich angesichts
  der Entwicklung der wissenschaftlichen Kenntnisse auf dem Gebiet des
  Strahlenschutzes als notwendig erwiesen .            . ,
             .                     • • .     ■     1
•                                                               -
  ( 1 ) Abl . Nr. 11 vom 20.2.1959 » S. 221/59
  ( 2 ) Abi . Nr. L 187 vom 12.7.1976
  Dok . Nr . S020 /78d
 ---pagebreak---                              - 3 -
Der Gesundheitsschutz der Arbeitskräfte und der Bevölkerung erfordert ,
dass jede Tätigkeit , die eine Gefährdung durch ionisierende
Strahlungen mit Bich bringt , durch Vorschriften geregelt wird .
Die Grundnormen müssen den Bedingungen , unter denen die Kernenergie
verwandt wird , angepasst werden . Sie Bind verschieden , je nachdem ,
ob es Bich um die individuelle Sicherheit der Arbeitskräfte , die
ionisierenden Strahlungen ausgesetzt Bind , oder um den Schutz der
Bevölkerung handelt .
Der Gesundheitsschutz der Arbeitskräfte , die ionisierenden Strahlungen
ausgesetzt Bind , erfordert einerseits den Aufbau einer Organisation
zur Verhütung und zur Abschätzung bzw. Ermittlung der Bestrahlung
und andererseits eine geeignete ärztliche Ueberwachung.
Der Gesundheitsschutz der Bevölkerung Bchliesst ein System der Ueber-
wachung, der Aufsicht und der Intervention bei Unglücksfällen ein ,
HAT FOLGENDE RICHTLINIE ERLASSEN !
Dok . Nr . «5020 /78d
 ---pagebreak---                               TITEL I
                      BEGRIFFSBESTIMMUNGEN
                             Artikel 1
Für die Anwendung dieser Richtlinie gelten folgende Begriffsbestimmungen »
a) Physikalische Begriffe . Grössen und Einheiten
                                                                \
Ionisierende Strahlungen ! Strahlungen , die aus Photonen oder Teilchen
bestehen , die fähig sind , direkt oder indirekt Ionen zu erzeugen .
Aktivität (A)i Quotient aus dN und dTf dabei ist dN die Anzahl der spon­
tanen Kernumwandlungen , die in einer Menge eines Radionuklids in der Zeit dt
auftreten .
                       Ai - »
                            dt
Liese Definition gilt nicht für die Begriffe "Aktivität " und" Aktivitäten"
in den Artikeln 2,3,4,6,6a und 12 .
Becquerel (Bq)l besonderer Name für die SI-Ei'nheit der Aktivität
                        1 Bq » 1 8"1
In dieser Richtlinie werden auch die Werte angegeben , die zu ver-        •
wenden sind , wenn die Aktivität in Curie ausgedrückt ist
                        1 Ci ■ 3»7 x 10   Bq ( genau )
                        1 Bq « 2,7027 x IO"11 Ci
Energiedosis (D)t Quotient aus d£ und dm ; dabei ist de die mittlere
Energie , die durch die ionisierende Strahlung auf das Material in
einem Volumenelement übertragen wird , und dm die Masse des Materials
in diesem Volumenelement .
                            d£
                            dm
Dok . Nr . «5020/78d
 ---pagebreak---                                  - 5 -
Gray ( CY)i Besonderer Name für die SI-Einheit der Energiedosis .
                        1 GY - 1 J kg"1
In dieBer Richtlinie werden auch die Werte angegeben , die au ver­
wenden Bind , wenn die Energiedosis in rad ausgedrückt ist .
                        1 rad « 10      Gy
                        1 Gy - 100 rad
Lineares Energieübertragungsvermögen oder beschränktes lineares Stoss-
Bremsvermögen (L^)» Quotient aus dE und dl| dabei ist dl die von einem
geladenen Teilchen in einem Stoff durchlaufene Weglänge und dE der
mittlere Energieverlust infolge von Stössen mit einer Energieübertragung
unterhalb eineB bestimmten WertesA
Für die Zwecke des Strahl enschutzes werden alle Übertragenen Energien
herangezogen , so dass
                        M " L oo
Fluenz von (Teilchen ) ( <J) ) s Quotient aua dN und da; dabei ist dN die
Anzahl der Teilchen , die in eire Kugel eintreten , und da die Fläche
eines Grosskreises dieser Kugel .
                         Φ-4?
                         v da
FlusBdichte (<p)t Quotient aus d(J) und dt ; dabei ist'dcßdie Fluenz von
Teilchen ( l ) in der Zeit dt .
                         r      dt
( l ) Anmerkung» Dem englischen Text zufolge müsste es "Zunahme der
                 Fluem von Teilchen " heiBBen .
Bok . Nr . 5020/78d
 ---pagebreak--- b ) Radiologische . biologische und medizinische Begriffe
Bestrahlung: Jede Bestrahlung von Personen durch ionisierende Strahlungen
Es ist zu unterscheiden zwischen :
                                                                             ι
   - der Bestrahlung von aussen : Bestrahlung, die durch ausserhalb
       des Körpers befindliche Strahlenquellen bewirkt wird;                   . ^
   - der Bestrahlung von innen : Bestrahlung, die durch im Körper
   • befindliche Strahlenquellen bewirkt wird ;
   - der Gesamtbestrahlung: Summe der Bestrahlung von aussen und der
       Bestrahlung von innen .
Dauerbestrahlung: ständige Bestrahlung von aussen , deren Intenzität
jedoch zeitlich variieren kann , oder eine Bestrahlung von innen als
Folge einer kontinuierlichen Inkorporation , deren Höhe jedoch zeitlich
          ♦
variieren kann .
    . *■               •                                                             •
Einzelbestrahlung: kurzzeitige Bestrahlung von aussen oder Bestrahlung
von innen durch eine kurzzeitige Inkorporation von Radionukliden .
Bewertungsfaktor (Q): Punktion des linearen Energieübertragungsver-
möpens ( La), mit dessen Hilfe die Energiedosen im Hinblick auf t
ihre Bewertung für Strahlenschutzzwecke gewichtet werden .                         '   i
Aequivalentdosis ( H ): Produkt aus der Energiedosis ( D ) und dem Bewertungs
faktor (Q) und dem Produkt aller anderen modifizierenden Faktoren (N ).
Steht der Begriff "Dos iß" allein , so handelt es sich dabei immer um
die Aequivalentdosis .
Sievert (Sv):, besonderer Name für die Einheit der Aequivalentdosis ,
                                                            k
wenn die EnergiedosiB in Gray ausgedrückt wird. In dieser Richtlinie
werden auch die Werte angegeben , die eu verwenden sind , wenn die Aequi-
valentdosis in rem ausgedrückt ist .
                   1 rem » 10~ Sv
                   1 Sv ■ 100 rem }                           *
                                   . •'    1     •'•••'.• '    ' '       ; *
                               '■S' •    •   Vv-
                                        ""'Y      . - - '          .V ■■
Dok . Nr . «5020/78d
 ---pagebreak---                              - 7 -
Tiefen-Aequivalentdosisindex , HT        in einem Punkts maximale
                                   I»P »
Aequivalentdosis im Zentralvolumen von 28 cm Durchmesser einer
Kugel von 30 cm Durchmesser , die in diesem Punkt zentriert ist
und aus einem dem Weichgewebe äquivalenten Stoff mit einer Dichte
von 1 g.cm ^ besteht.
Oberflächen-Aequivalentdosisindex , HTJL.s , in einem Punkt : maximale
                                                                   %
Aequivalentdosis in dem Volumen zwischen 0,07 mm und 1 cm unter
der Oberfläche einer Kugel von 30 cm Durchmesser , die in diesem
Punkt zentriert ist und aus einem dem Weichgewebe äquivalenten
Stoff mit einer Dichte von 1 g.cm ^ besteht. Die Aequivalentdosis
 in der äusseren 0,07 mm dicken Schicht braucht nicht bestimmt zu
werden .
Effektive Dosis : gewichteter Mittelwert aus den den einz«ln«n Organen
oder Geweben erteilten mittleren Dosen berechnet gemäss Anhang II ,
Abschnitt E.
Ganzkörperbestrahlung: als homogen angesehene Bestrahlung des ganzen
Körpers .                  •             .•
Teilkörp'erbestrahlung: im wesentlichen auf einen Teil des Organismus
oder auf ein oder mehrere Organe konzentrierte Bestrahlung oder als
nicht homogen angesehene Bestrahlung des ganzen Körpers .
Folgedosis : Dosis , die einem Organ oder Gewebe infolge der Inkorporation
                                                          t
eines oder mehrerer Radionuklide während eines Zeitraums von fünfzig Jahren
erteilt wird .
                *
Genetische Dosis : Dosis , die , wenn sie von jeder Einzelperson einer gegebenen
Bevölkerung von der Empfängnis bis zum mittleren Portpflanzungsalter
tatsächlich aufgenommen würde , für diese Bevölkerung in ihrer Gesamt­
heit die gleiche genetische Belastung verursachen würde wie die von
den Einzelpersonen dieser Bevölkerung tatsächlich aufgenommenen Dosen .
Die genetische Dosis kann aus dem Produkt der genetisch- signifikanten
Jahresdosis und dem mit 30 Jahren angesetzten mittleren Fortpflanzungs-
alter abgeschätzt werden.                     ,
 Dok . Nr . «5020/78d
 ---pagebreak---                             - 7a -
  Genetisch signifikante Jahresdosist mittlere jährliche Gonadendosis
  pro Person in einer Bevölkerung , gewichtet für jede Einzelperson
  mit der Wahrscheinlichkeit der Kindes erwartung nach der Bestrahlung.
Dok . Nr . 5020 /78d
 ---pagebreak---                              - 8 -
Kollektive Dosis : die kollektive Dosis S , die einer Bevölkerung
oder einer Gruppe erteilt wird , ist durch die Summierung
                  s - z:i
                           «i pi                                       •
gegeben ; dabei ist IT der Mittelwert der Ganzkörperdosen oder der
einem bestimmten Organ erteilten Dosen , welche      Mitglieder der
i-ten Untergruppe der Bevölkerung oder der Gruppe erhalten haben.
Radioaktive Kontamination : Kontamination eines beliebigen Materials ,
einer beliebigen Oberfläche , einer beliebigen Umgebung oder eines
Menschen durch radioaktive Stoffe .
Im Sonderfall des menschlichen Körpers umfasst diese Kontamination
sowohl die äussere Kontamination der Haut , als auch die innere Kontamination
gleichgültig auf welche Weise sie erfolgt .
Grenzdosen : in dieser Richtlinie festgelegte Grenzwerte für die Dosen ,
die aus der Strahlenbelastung der exponierten Arbeitskräfte , der
Lehrlinge und der Studierenden sowie der Einzelpersonen der Be­
völkerung herrühren , wobei die Dosen aus der natürlichen Grundstrahlung
und der Bestrahlung von Einzelpersonen im Rahmen ärztlicher Unter­
suchungen und Behandlungen , denen sie sich unterziehen , unberücksichtigt
bleiben . Die Grenzdosen beziehen sich auf die Summe aus der während des
betrachteten Zeitraums durch Bestrahlung von aussen erhaltenen Dosis
und der durch die Inkorporation von Radionukliden während desselben
Zeitraums
      1
            bedingten Folgedosis .                    !
                                      t
Inkorporation » vom Organismus aus der äusseren Umgebung aufgenommene
Aktivität .                                                               *
Grenzwert der jährlichen Inkorporation « diejenige Aktivität , die bei
Aufnahme durch den Körper für eine bestimmte Einzelperson eine Folge-
dosis bewirkt , die der in den Artikeln 7 » 8 , 9 und 11 festgelegten
Jahresgrenzdosis entspricht .
Abgeleiteter Konzentrationsgrenzwert eines Radionuklids in der Atemluftx
in Aktivität pro Volumeneinheit angegebene mittlere jährliche Konzen­
tration in der eingeatmeten Luft , die bei 2 000 Arbeitsstunden pro
Jahr eine dem jährlichen Inkorporationsgrenzwert entsprechende Inkor-
poration bewirkt .
5020 /78d
 ---pagebreak---                              - 9 -                /
 Radiotoxizitat » die auf den ionisierenden Strahlungen eines inkor-
 porierten Radionuklids und seinen Folgeprodukten beruhende Toxizität ;
                                         v
 die Radiotoxizitat hängt nicht nur von den radioaktiven Eigenschaften
 dieses Radionuklids sondern auch von seiner chemischen und physika­
 lischen Beschaffenheit sowie vom Stoffwechselverhalten dieses Ele­
ments im Organismus oder im Organ ab .
 c ) Sonstige Begriffe                 /
Strahlenquelle « Apparat oder Stoff , der die Fähigkeit hat , ionisierende
Strahlungen auszusenden »
l/mschlossene Strahlenquelles Strahlenquelle die aus radioaktiven
Stoffen besteht , die in festen und effektiv inaktiven Stoffen fest
eingebettet sind , oder in eine inaktive Hülle eingeschlossen sind ,
deren Festigkeit ausreicht , um bei üblicher betriebsmässiger Bean­
spruchung jede Verbreitung der radioaktiven Stoffe und jede Möglich­
keit einer Kontamination zu verhindern .
Radioaktive Stoffe , alle Stoffe , die ein oder mehrere Radionuklide
einer Aktivität oder Konzentration enthalten , die aus Gründen des
Strahlenschutzes nicht vernachlässigt werden kann.
                           i
Natürliche GrundBtrahlung» Gesamtheit der ionisierenden Strahlungen ,
die von natürlichen terrestrischen und von kosmischen Strahlen-
quellen herrühren , sofern die durch sie verursachten Bestrahlungen
durch menschliche Tätigkeiten nicht nennenswert erhöht worden Bind ,
             t
Kritische Anordnung» Anordnung aus Spaltstoffen , in der eine Ketten­
reaktion aufrechterhalten werden kann .
                                    ''                                  ι
                                           .                      »
Gesamtbevölkerung» die Bevölkerung ^insgesamt ; diese umfasst strahlen-
exponierte Arbeitskräfte , Lehrlinge , Studierende und Einzelpersonen
der Bevölkerung.
Strahlenexponierte Arbeitskräfte » Personen , die durch ihre Arbeit'
einer Strahlenexposition ausgesetzt sind , bei der davon auszugehen
ist , dass sie Jahresdosen bewirkt , die l/lO der für Arbeitskräfte
festgesetzten jährliohen Orenzdosen übersteigen.
Dok . Nr . 5020/78d
 ---pagebreak---                                - 10 -
  Kritische Bevölkerungsgruppen * Gruppen , in die Personen einbezogen                     1
  sind , die einer einigermassen homogenen , für die am stärksten strahlen-
  exponierten Einzelperson der Bevölkerung repräsentativen Bestrahlung
  ausgesetzt sind .                                               k
  Einzelpersonen der Bevölkerung! Einzelpersonen , ausgenommen strahlenex-
  ponierte Arbeitskräfte , Lehrlinge und Studierende während ihrer
  Arbeitszeit .
                                                                                         »
  Kontrollbereich : Bereich , der aus Gründen des Schutzes gegen ionisierende            '
  Strahlungen Regelungen unterliegt und dessen Zugang geregelt ist .                     }
                                                                                         I
  UeberwachungsbereichJ Bereich , der aus Gründen des Schutzes gegen                     j
  ionisierende Strahlungen einer angemessenen Ueberwachung unterliegt .
  Interventionsniveaui in Verbindung mit der Aufstellung von Notfall-
 plänen festgelegter Wert für eine Energiedosis , eine Aequivalentdosis
 oder einen abgeleiteten Wert .
                                                                                        /
                                                                                        !
 Behördlich ermächtigter Arzt « für die in Artikel 23 festgelegte ärztliche Ueber-
 wachung von Arbeitskräften der Kategorie A verantwortl icher Arzt , dessen
 Qualifikation und Autorität von den zuständigen Behörden anerkannt sind .             !
 Qualifizierte Sachverständige» Personen, die über die erforderliche                  j
 Sachkenntnis     und Ausbildung verfügen, um je nach Lage physikalische
 oder technische oder radiotoxikologische Untersuchungen durchführen
                                                                                      j!
 oder Rat geben zu können , um den wirksamen Schutz von Einzelpersonen und            '
 die einwandfreie Bedienung von Schutzeinrichtungen zu gewährleisten ,
 und deren Qualifikation von der zusiändigen Behörde anerkannt ist.                j
                                                                                     l
 Unfall«   unvorhergesehenes Ereignis, das Schäden an einer Anlage oder
 eine Störung des normalen Betriebs diesertAnlage verursacht und bei
                                                                                    j\.
 einer oder mehreren Personen eine die Grenzdosen übersteigende Dosis               |
 zur Folge haben kann .                                                              '
 Geplante ausserrewöhnliche Strahlenexpositioni StrahlenexpOBition ,                 '
 bei der eine der für strahlenexponierte Arbeitskräfte festgelegten
 jährlichen Grenzdosen überschritten wird und für die bei bestimmten
rok . Nr . •5020 /78 ^
 ---pagebreak---                               - 10a -
                            I
 Situationen im Rahmen des normalen Betriebs ausnahmsweise eine
 Erlaubnis erteilt wird , wenn andere Verfahren , mit denen keine
 derartigen Strahlenexpositionen verbunden sind , nicht angewandt
 werden können .
                              ■Λ
Dok . 'Nr . ^020 /78h.
 ---pagebreak---                            - 11 -
Unfallbedingte Strahlenexpositions unvorhergesehene und ungewollte
Strahlenexposition bei der eine der für strahlenexponierte Arbeits­
kräfte festgelegten Grenzdosen überschritten wird .
Notexposition ! unter anormalen Bedingungen gerechtfertigte Strahlen-
exposition , um in Gefahr befindlichen Einzelpersonen Hilfe zu leisten ,
die Bestrahlung einer grossen Zahl von Personen zu verhindern oder eine
wertvolle Anlage vor der Zerstörung zu bewahren , und bei der eine der
für Arbeitskräfte festgelegten Grenzdosen überschritten wird , wobei die
für die geplanten aussergewöhnlichen Strahlenexpositionen festgelegten
Grenzwerte ebenfalls überschritten werden können . Derartige Expositionen
dürfen nur Freiwillige ausgesetzt werden .
Dok . Nr . <5020 /78ri
 ---pagebreak---                              - 12 -
                          TITEL II
         ANWENDUNGSBEREICH , ANMELDUNG UND GENEHMIGUNG
                          Artikel 2
Die vorliegende Richtlinie gilt für die Herstellung , die Bearbeitung ,
die Handhabung , die Verwendung , den Besitz , die Lagerung , die Beför­
derung und die Beseitigung natürlicher und künstlicher radioaktiver
Stoffe sowie für jede andere Tätigkeit , die eine Gefährdung durch ioni­
sierende Strahlungen mit sich bringen kann .                     ,
                          Artikel 3
Jeder Mitgliedstaat unterwirft die Ausübung der Tätigkeiten nach
Artikel 2 einer Anmeldepflicht . Unbeschadet des Artikels 5 unter-          /
liegen diese Tätigkeiten in den von jedem Mitgliedstaat unter
Berücksichtigung der möglichen Gefahren und anderer Bachdienlicher
Erwägungen festzulegenden Fällen einer vorherigen Genehmigung.
                          Artikel 4
Unbeschadet des Artikels 5 kann auf das System der Anmeldung und
vorherigen Genehmigung verzichtet werden , wenn es eich um folgendes
handelt :                                           v
a ) radioaktive Stoffe , bei denen insgesamt die Werte des Anhangs I
    nicht überschritten werden :
b ; radioaktive Stoffe , deren Konzentration weniger ala 100 Bq g
  - (0,0027     Ci g ) beträgt } bei festen natürlichen radioaktiven
    Stoffen wird diese Grenze auf 500 Bq g (0,014 jx Ci g~*) erhöht;
c ) die Verwendung von Navigation Instrumenten und Geräten der Uhrenin-
                                                          /
    dustrie mit radiolumines zierenden Farben , nicht aber deren Herstellung
    oder Reparatur , mit Ausnahme der Fälle nach Buchstabe a ):
Dok . Nr . «5020/78d
 ---pagebreak---                               - 13 -
d ) Geräte , die ionisierende Strahlungen aussenden und radioaktive
      Stoffe enthalten , die die Werte nach Buchstabe a ) überschreiten }
      dabei gilt folgendes s
   •' 1 . Ihre Bauart muss von den zuständigen Behörden zugelassen sein ;
      2 . sie müssen gegenüber der potentiellen Gefahr solche Vorteile
          bieten , dass ihre Verwendung nach Meinung der zuständigen
          Behörde gerechtfertigt ist ;
      3 . Sie müssen als umschlossene Strahlenquellen ausgeführt sein und i
 »                          -
          einen wirksamen Schutz gegen jede Berührung der radioaktiven
          Stoffe und gegen das Entweichen dieser Stoffe gewährleisten ;
      4 . die Dosisleistung darf an jedem beliebigen Punkt im Abstand von
          0,1 m von der berührbaren Oberfläche des Gerätes unter normalen
          Betriebsbedingungen
                    1 AISV h    (0,1 mrem h
          nicht überschreiten ;
e ) Geräte - mit Ausnahme von Fernsehempfängern        die ionisierende
      Strahlungen aussenden , aber keine radioaktiven Stoffe enthalten ;
      dabei gilt folgendes »
      1 « Ihre Bauart muss von den zuständigen Behörden zugelassen sein ;
      2 a sie müssen gegenüber der potentiellen Gefahr solche Vorteile
          bieten , dass ihre Verwendung nach Meinung der zuständigen Behörde
          gerechtfertigt ist ;
      3# die Dosisleistung darf an jedem beliebigen Punkt im Abstand
          von 0,1 m von der berührbaren Oberfläche des öerätes unter
          normalen Betriebsbedingungen
                    1 ^uSv h (0,1 mrem h""*)
          nicht überschreiten »
f) Fernsehempfangsgeräte, bei denen die Dosisleistung im Abstand von
      0,05 m von der berührbaren Gerät eoberfläche nirgends mehr als
                    5 /uSv h    (0,5 mrem h" )
      beträgt .
öok. Nr . 5020/78d
 ---pagebreak---                            Artikel 5
 Abgesehen von den in den einzelstaatlichen Rechtsvorschriften vorge­
 sehenen Fällen ist ungeachtet des Ausmasses der Gefährdung in folgenden
 Fällen ein System der vorherigen Genehmigung erforderlich :
Dok . Nr . 5020 /7flrf
 ---pagebreak---   a) Verabreichung radioaktiver Stoffe an Personen zu Diagnose-,
      Behandlungs - oder Forschungrzwecken ;
 b) Verwendung radioaktiver Stoffe in Spielwaren und Einfuhr von
      Spielwaren , die radioaktive Stoffe enthalten ;
 c ) Zusatz radioaktiver Stoffe bei der Produktion und Herstellung
      von Lebensmitteln , Arzneimitteln , kosmetischen Erzeugnissen und. Erzeugnissen
      cum Gebrauch im häusliohlichen Bereich ( mit Ausnahmen der Instrumente und
      Geräte nach Artikel 4 Buchstabe c))sowie die kommerzielle Einfuhr
     Boicher Lebensmittel , Arzneimittel und Waren , wenn sie radioaktive
     Stoffe enthalten «
                                                                                          »
                                                                                         !
                                                                                         I
                                                                                        j
                                                                                        \
                                                                                        i
                                                                                        i
                                                                                      t
                                                                                      i
Dok . Nr . 5020/ 7 9d
 ---pagebreak---                               TITEL III
              DOSISBEGRENZUNGEN BEI KONTROLLIERBAREN
•                       STRAHLENEXPOSITIONEN
         ' >                  Artikel 6                                    v
 Bei der Begrenzung der aus kontrollierbaren Strahlenexpositionen
herrührenden individuellen und kollektiven Dosen ist von folgenden
 allgemeinen Grundsätzen auszugehen «                          '
 a ) jede mit einer Strahlenexposition verbundene Tätigkeit muss durch <
       die daraus resultierenden Vorteile gerechtfertigt sein ;   •
 b ) jede Strahlenexposition ist so niedrig zu halten , wie dies sinn­
       voll möglich ist ;
 c ) unbeschadet des Artikels 10 darf die Summe der erhaltenen Dosen
       und der Folgedosen die in diesem Titel festgelegten Grenzdosen
       für strahlenexponierte Arbeitskräfte ,- Lehrlinge und Studierende
       Bowie für Einzelpersonen der Bevölkerung nioht überschreiten . •
Die unter den Buchstaben a ) und b ) festgelegten Grundsätze gelten
                 l. - •                       .                         <.
 für alle Strahlenexpositionen einschliesslich der medezinischen
Expositionen. Der unter Buchstabe c ) festgelegte Grundsatz gilt nicht
 für die von Einzelpersonen aufgrund ärztlicher Untersuchungen oder
 Behandlungen , denen sie sich unterziehen , empfangenen Strahlendosen .
                                  KAPITEL I
      . DOSISBEGRENZUNGEN BEI STRAHLENEXPONIERTEN ARBEITSKRAEFTEN
                                  Artikel 6a
                                                                        ν
                                                                  \ . '
  1 . Keiner Arbeitskraft darf vor Vollendung des 18 . Lebensjahres ein
       Arbeitsplatz zugewiesen werden , jbei der sie wie strahlenexponierte
       Arbeitskräfte exponiert würde .
2 . Schwangere oder stillende Frauen dürfen keine Arbeiten ausführen ,
      bei denen eine erhöhte Bestrahlungsgefahr besteht ; gegebenenfalls
      wird eine besondere Ueberwachung der radioaktiven Kontamination des
       Körpers gewährleistet .
 ---pagebreak---                                        - 16 -
                                     Artikel 7
              t
                              GAN ZKOERPERBESTRAHLUN G
 1 . Die Grenzdosis für die Ganzkörperbestrahlung wird für strahlen-
          exponierte Arbeitskräfte auf 50 mSv (5 rem ) pro Jahr festgelegt .
 2 . Für ^ebärfähige Frauen darf die Unterleibsdosis in einem Viertel­
          jahr   13 mSv ( 1,3 rem ) nicht überschreiten .
 3 . Sobald eine Schwangerschaft festgestellt worden ist , müssen
          Vorkehrungen getroffen werden , damit bei einer arbeitsbedingten
         Bestrahlung der Frau die vom Zeitpunkt der Schwangerschaftsfest-
         stellung bis zum Zeitpunkt der Entbindung akkumulierte Filterdosis
         soweit beschränkt wird , wie dies sinnvoll möglich ist , und in /
         keinem Fall 10 mSv ( 1 rem ) überschreitet . Im allgemeinen kann
         diese Begrenzung dadurch gewährleistet werden , dass die Frau unter .
         Arbeitsbedingungen beschäftigt wird , wie sie für Arbeitskräfte der
         Kategorie B gelten .
                                    Artikel 8
                          • TEI LKOERPERBESTRAHLUNG
Für eine Teilkörperbestrahlung gilt folgendes :
a) der Grenzwert für die gemäss Anhang II Abschnitt E ermittelte
         effektive Dosis wird auf 50 mSv ( 5 rem ) pro Jahr festgelegt ,
        wobei die mittlere Dosis in jedem der betroffenen Organe 'oder
        Gewebe 500 mSv (50 rem ) pro Jahr nicht überschreiten darf.
b ) Ueberdies wird :
        - die Grenzdosis für die Augenlinse auf 300 mSv ( 30 rem ) pro-
           Jahr festgelegt ;
        - die Grenzdosis für die Haut auf 500 m.Sv (50 rem ) pro Jahr festge­
           legt , wobei dieser Grenzwert für die mittlere Dosis an jeder Ober­
           fläche von 100 cm2. gilt :
   *> 4
        - die Grenzdosis für Hände , Unterarme , Füsse und Knöchel auf
           500 mSv (50 rem ) pro Jahr festgelegt .
5020/78d
 ---pagebreak---                           KAPITEL II
              DOSISBEGRENZUNGEN BEI LpRLINGEN
                       UND STUDIERENDEN
                          Artikel 9                                      1
                           Λ
 1 . Die Grenzdosen für Lehrlinge und Studierende ab 18 Jahren , die
     einen mit einer Bestrahlung durch ionisierende Strahlungen ver-*
     bundenen Beruf anstreben oder auf Grund ihres Studiums gezwungen
     sind , Strahlenquellen zu verwenden , sind gleich den in den
     Artikeln 7 und 8 für ötrahlenexponierte Arbeitskräfte festgelegt
     Grenzdosen .
 2 « Die Grenzdosen für Lehrlinge und Studierende zwischen 16 . und .
     18 Jahren , die einen mit einer Bestrahlung durch ionisierende
     Strahlungen verbundenen Beruf anstreben oder auf Grund ihres
     Studiums gezwungen sind , Strahlenquellen zu verwenden , sind
     gleich 3/l0 der in den Artikeln 7 und 8 für strahlenexponierte
     Arbeitskräfte festgelegten jährlichen Grenzdosen .
 3 » Die Grenzdosen für nicht unter die Absätze 1 und 2 fallende
     Lehrlinge und Studierende ab 16 Jahren und für Lehrlinge und
. ^ Studierende unter 16 Jahren sind die gleichen wie die Grenz-
     dosen für die Einzelpersonen der Bevölkerung nach Artikel 11 .
     Die Beiträge zu den Jahresdosen , die diese Personen auf Grund
                                                                       è
     ihrer Ausbildung erhalten können , dürfen jedoch l/lO der Grenz-
     dosen nach Artikel 11 nicht überschreiten , und die DosiB während
     einer Strahlenexposition darf l/lOO dieBer Grenzdosen nicht
     überschreiten .
            /
 5020/78d
 ---pagebreak---                             - 18 -
                          KAPITEL III
           GEPLANTE AUSSER GEWOEHNLICHE STRAHLEN­
                                                                               • .
                        EXPOS ITIONEN
                          Artikel 10
1 * Geplanten aussergewöhnlichen Strahlenexpositionen dürfen nur
    die in Artikel 28 genauinten Arbeitskräfte der Kategorie A aus­
    setzt werden . Jede geplante auss ergewöhnliche Strahlenexposition               |
    Hiuss entsprechend genehmigt werden .                                           |'
    Diese Genehmigung ist auf auss ergewöhnliche , bei normalen Arbeits­
    vorgängen auftretende Situationen zu beschränken, wenn andere        '          I
    Techniken , mit denen keinen derartigen Strahlenexpositionen ver­
    bunden sind , nicht angewandt werden können . Bei der Erteilung                 !.
    dieser Genehmigung sind Alter und Gesundheitszustand der betroffenen
    Arbeitskräfte zu berücksichtigen .                                              i
                                                                                    !
2 . Die bei geplanten aussergewöhnlichen Strahlenexpositionen erhaltenen
    Dosen oder die Folgedosen dürfen innerhalb eines Jahres das Zweifache
    der Grenzdosen nach den Artikeln 7 und 8 oder im Laufe des Lebens
    das Fünffache dieser Grenzdosen nicht überschreiten .                  '
3 . Geplante auss ergewöhnl ich e Strahlenexpositionen dürfen in folgenden
    Fällen nicht genehmigt werdent
    a ) wenn die Arbeitskraft in den 12 vorhergehenden Monaten einer Strahlen-     '
        exposition ausgesetzt war, bei der die jährlichen Grenzdosen nach          !
        den Artikeln 7 und 8 überschritten wurden ;
    b ) wenn die Arbeitskraft zuvor unfallbedingten Expositionen 'oder
        Notexpositionen ausgesetzt war , die Dosisbelastungen bewirken ,
        deren Summe das Fünffache der jährliohen Grenzdoseii nach den
        Artikeln 7 und 8 Ubersteigt ; oder
    o ) wenn die Arbeitskraft eine gebärfähige Frau iBt .                          '
                                                                                   ,   4
4. Wurden bei einer geplanten aussergewöhnlichen Strahlenexposition die
    Grenedosen überschritten , ao ist dies an Bich kein Grund , die Ar-            ;
    beitskraft von ihrer normalen Beschäftigung auszuschliessen. Die               j
    weiteren Expos itionsbedingungen bedürfen der Zustimmung des behördlich        j
    ermächtigten Arztes .                                                    '     [
5020 /78d
 ---pagebreak---    5 » Jede geplante aussergewohnliche Strahlenexpos ition rauss in die
        Gesundheitsakte nach Artikel 35 eingetragen werden , in der auch
        der geschätzte Wert der Dosis und der Wert der im Organismus
        inkorporierten Aktivitäten zu vermerken sind ..
   6. Jede Arbeitskraft , die einer geplanten aussergewöhnlichen Strahlen­
      , expos ition ausgesetzt werden soll , muss zuvor über die damit ver­
        bundenen Gefahren und, über die während dieser Vorgänge zu ergreifen­
■       den Vorsichtsmassnahmen angemessen unterrichtet werden .
                                                              -
  5020/78d
 ---pagebreak---                              - 20 -
                           KAPITEL IV
          DOSISBEGRENZUNGEN FUER DIE BEVOELKERUNG
                           Artikel 11
        Grenzdosen fiir Einzelpersonen der Bevölkerung
            /
1 . Die folgenden Grenzdosen fiir Einzelpersonen der Bevölkerung sind
    unbeschadet des Artikels 12 einzuhalten .
2« Fiir die Ganzkörperbestrahlung wird die Grenzdosis auf 5          (0,5 rem )
    pro Jahr festgelegt ;
3 » Für die Teilkörperbestrahlung gilt folgendes :
    a) Der Grenzwert für die gemäss Anhang II , Abschnitt E ermittelte
        effektive Dosis wird auf 5 "iSv (0,5 rem ) pro Jahr festgelegt ,
        wobei die mittlere Dosis in jedem der betroffenen Organe oder
        Gewebe 50 mSv (5 rem ) pro Jahr nicht überschreiten darf.
    b ) Ueberdies wirds                                           '
        - die Grenzdos is für die Augenlinse auf 30 mSv (3 rem ) pro Jahr
;         festgelegt ;   .
        - die Grenzdosis für die Haut auf 50 mSv (5 rem ) pro Jahr fest­
          legt , wobei dieser Grenzwert für die mittlere Dosis an
                                       2
          jeder Oberfläche von 100 cm gilt }
                       I
        - die Grenzdosis für Hände , Unterarme , Füsse und Knöchel wird
          auf 50 "<Sv (5 rem ) pro Jahr festgelegt .   (
                           Artikel 12         '                     •
         Strahlenexposition der Gesamtbevölkerung
1 . Jeder Mitgliedstaat hat dafür Sorge zu tragen , dass der Beitrag jeder
    Tätigkeit zur Bestrahlung der Gesamtbevölkerung unter Berücksichtigung
    der Grundsätze nach Artikel 6 auf den Minimalwert beschränkt bleibt ,
  • der für diese Tätigkeit notwendig ist .
2 . Die Summe dieser Beiträge ist ständig zu kontrollieren} insbesondere
    muss die aus der Gesamtheit dieser Beiträge herrührende genetische
    Dosis gesohätzt werden .
«5020 /78d
 ---pagebreak---                             - 20a -
 3 . Die Mitgliedstaaten unterrichten die Kommission regelmässig
     über die Ergebnisse dieser Kontrollen und Schätzungen .
                                                      ' /
^020 /78d
 ---pagebreak---                             - 21 -
                          TITEL IV
                 ABGELEITETE GRENZWERTE
                       . Artikel 13
1 » Die Festlegung abgeleiteter Grenzwerte in diesem Titel schliesst
    die Anwendung anderer Methoden zur Nachprüfung der Einhaltung der
    Grenzdosen nicht aus .
2 . Die fiir eine Ermittlung der AequivalentdoBis zu benutzenden Bewertungs-
    faktoren sind für die verschiedenen Strahlungsarten in Anhang II fest­
    gelegt .
                         Artikel 14
        Bestrahlung ausschliesslich von aussen
Bei einer Bestrahlung des ganzen Körpers oder eines Grossteils des
Körpers von aussen gelten die Grenzdosen nach den Artikeln 7»8 und
11 als eingehalten , wenn der Tiefen-Aequivalentdosisindex die für
die Ganzkörperbestrahlung festgelegte ~ Grenzdosis nicht überschreitet
und der Oberflächen-Aequivalentdosisindeuc die für die Haut festgelegte
Grenzdosis nicht überschreitet .
Bei einer Bestrahlung durch Neutronen oder Protonen gelten die
GrenzdoBen als eingehalten , wenn die mit Hilfe der Umrechnungs-
faktoren nach Anhang II f Abschnitt C und D errechneten Dosen die
für die Ganzkörperbestralilung festgelegte Grenzdosie nicht über­
schreiten .
                                                                      *
                         Artikel 15
          Bestrahlung ausschliesslich von innen
Die Werte für die Inkorporation und die Koneentration von Radionukliden
in der Luft , die nach Massgabe der Artikel 7 , 8 und 11 zu verwenden
Bind , Bind in Anhang III festgelegt .
5020 /78d
 ---pagebreak---                             - 21a -
 a) Die Tabellen in Anhang III ( l° ) enthalten :
    - die Grenzwerte der jährlichen Inkorporation von Radionukliden
       durch Einatmung für strahlenexponierte Arbeitskräfte ;
 .  - die abgeleiteten Konzentrat ionsgrenzwerte von Radionukliden in
       der Atemluft fiir strahlenexponierte Arbeitskräfte . Diese Werte
       sind als Jahresmittelwerte anzusehen }
5020 /78d
 ---pagebreak---                                    - 22 -
     - die Grenzwerte der jährlichen Inkorporation von Radionukliden
       durch Einatmung und Aufnahme über den Gastro int es tinaltrakt für
       Einzelpersonen der Bevölkerung.
b) Bei einer Kontamination durch ein Radionuklidgemisch Bind die
     in Anhang III ( 2° ) angegebenen Methoden anzuwenden .
                                Artikel 1 6
      Gleichzeitige Bestrahlung von aussen und von innen
  «
Geht mit einer Bestrahlung des ganzen Körpers oder eines Grossteils des '
Körpers von aussen eine interne Kontamination durch ein oder mehrere
Radionuklide einher , so gelten die in den Artikeln 7 » 8 und 11 festge­
legten Grenzwerte als eingehalten , wenn die beiden folgenden Bedingungen
erfüllt ainds
a)              *1*0        + y7 H.ï
                 H.           J-     I. _
                  L              j    0
dabei ist :
HtJ-.P der jährliche Tiefen-Aequivalentdosisindex,'h HT die jährliche
Grenzdosis bei Ganzkörperbestrahlung, 1^ die jährliche Inkorporation
des Radionuklids j , I. . der jährliche Inkorporationgrenzwert dieses
                         J i"
Radionuklids ;                          "
b ) die jeweiligen Grenzdosen nach den Artikeln 8 (b ) und 11.3 (b )
     werden eingehalten .
                               Artikel 17              \
Die abgeleiteten Grenzwerte für Lehrlinge und Studierende ergeben
Bich aus den Dosisbegrenzungen nach Artikel 9 *
5020/78d
 ---pagebreak---                             - 23 -
                          TITEL V
              UNFALLBEDINGTE EXPOSITIONEN UND
             NOTEXPOSITIONEN DER ARBEI TSKRAEFIE
                         Artikel 18
Jede unfallbedingte Exposition oder Notexposition ist in die in Artikel 35
vorgesehene Gesundheitsakte der Arbeitskraft einzutragen . Soweit möglich
sind die bei unfallbedingten Expositionen oder Notexpositionen erhaltenen
Dosen oder die sich ergebende Polgedosis getrennt in die in Artikel 30
vorgesehene Bestrahlungskarte einzutragen * Ausserdem sind die Bestimmungen
deB Artikels 36 anzuwenden .
                         TITEL VI
   HAUPTGRUNDSAETZE DES BETRIEBSTECHNISCHEN SCHUTZES DER
             STRAHLENEXPONIERTEN AREEITSKRAEFTE
                          Artikel 19
Der betriebstechnische Schutz der strahlenexponierten Arbeitskräfte
beruht auf folgenden Grundsätzen «
a) Einteilung der Arbeitsplätze in verschiedene Bereiche }
b ) Einteilung der Arbeitskräfte in verschiedene Kategorien ;
o ) Anwendung besonderer Kontrollbestimmungen und -massnahmen auf
    die verschiedenen Arbeitsbereiche und Arbeitskräftekategorien .
                  ' ,           '  · ^           . ι          .  '
Diese Schutzgrundsätze gelten auch für Lehrlinge und Studierende gemäss
Artikel $ Absätze 1 und 2 .
5020/78 d
 ---pagebreak---                              - 24 -
                           KAPITEL I
              MASSNAHMEN ZUR STRAHLENBEGRENZUNO
                          AbBchnitt 1
     Einteilung und. Abgrenzung der Strahlenschutzbereiche
                          Artikel 20
 Jeder Mitgliedstaat trifft für alle Arbeitsplätze , an denen das Risiko
 einer Bestrahlung durch ionisierende Strahlen gegeben ist , Strahlen-
 schutzvorkehrungen .
 Für Arbeitsbereiche , bei denen davon auszugehen ist , dass die Be­
 strahlung Y10 der festgelegten jährlichen Orenzdosen für strahlen-
 exponierte Arbeitskräfte nicht überschreitet , sind besondere Strahlen–
 schützVorkehrungen nicht erforderlich .
In Arbeitsbereichen, bei denen davon auszugehen ist , dass die Bestrahlung
KlO der festgelegten jährlichen Grenzdosen für strahlenexponierte Ar­
beitskräfte überschreitet , sind die Vorkehrungen der Art der Anlage
und der Strahlenquellen sowie dem Umfang und der Art der Gefahren anzu­
passen . Der Umfang der Schutz- und Ueberwachungseinrichtungen sowie deren
Art und Beschaffenheit müssen der mit der Bestrahlung durch inonisierende
Strahlen verbundenen Gefahr entsprechen .
Es sind zu unterscheiden !
a) der Kontrollbereich .
    Jeder Bereich , bei dem davon auszugehen ist , dass 3/l0 der festge­
    legten jährlichen Grenzdosen fUr strahlenexponierte Arbeitskräfte
    überschritten werden können , muss einen Kontrollbereich darstellen
    oder in einem Kontrollbereich liegen .
    Anhang IV enthält eine alB Hinweis dienende Liste der Einrichtungen
   und Anlagen , bei denen daa Vorhandensein von Generatoren oder Strahlen-
    quellen, die eine Bestrahlung verursachen könnten , die Abgrenzung
    eines oder mehrerer Kontrollbereiohe allgemein rechtfertigt .
5020/78 d
 ---pagebreak---                          - 24a -
b ) der Ueberwachungsbereich .
    Als Ueberwachungsbereich gilt jeder Bereich , bei dem davon auszugehen
    ist , dass V10 der festgelegten jährlichen Grenzdosen für strahlen­
  * exponierte Arbeitskräfte überschritten werden kann und der nicht
    als Kontrollbereich gilt .
5020/78 d
 ---pagebreak---                                 - 25 -
                              Artikel 21
Die Kontrollbereiche sind abzugrenzen .
Unter Berücksichtigung von Art und Umfang der Strahlen-
gefahren sindi
a) in den Kontroll- und in den Ueberwachungsbereichen eine
    Ueberwachung der radio logischen Gefährdung für die Umwelt
    einzurichten und insbesondere ie nach Fall die Aktivitäten ,
    Dosen und Dosisleistungen zu messen und die Messergebnisse
    aufzuzeichnen ;
b) in den Kontroll- und in den Ueberwachungsbereichen der Strahlen-
    gefährdung entsprechende Arbeitsanweisungen vorzusehen ;
c ) in den Kontrollbereichen auf die mit den Strahlenquellen verbundenen
    Gefahren hinzuweisen ;
d) in den Kontroll- und in den Ueberwachungsbereichen die Strahlen-
    quellen zu kennzeichnen .
Diese Aufgaben sind von qualifizierten Sachverständigen wahrzunehmen .
                              Artikel 22 .
Für alle Kontrollbereiche ist als Mindestanforderung eine Zugangs-
kontrolle durch geeignete Signale zu errichten .
                            Abschnitt 2
         Einteilung der strahlenexponierten Arbeitskräfte
                              Artikel 23
Zu Kontroll- und Ueberwachungs zwecken wird zwischen zwei Kategorien
von strahlenexponierten Arbeitskräften unterschieden :
- Kategorie At Arbeitskräfte , bei denen davon auszugehen ist , dass sie
   eine höhere Dosis als 3/l0 einer der Jahresgrenzdosen erhalten können ;
- Kategorie Bt Arbeitskräfte , bei denen davon auszugehen ist , dass sie diese
   Dosis nicht erhalten können .
 5020/78 d
 ---pagebreak---                              - 26 -
                         Artikel 24
Strahlenexponierte Arbeitskräfte sind über die Risiken , die
ihre Arbeit für ihre Gesundheit mit sich bringt , sowie über die zu
treffenden Vorsichtsmassnahmen zu unterrichten und auf die Bedeutung
hinzuweisen , die der Beachtung der technischen und ärztlichen Vor­
schriften zukommt .
Lehrlingen und Studierenden nach Artikel 9 Absätze 1 und 2 ist
ebenfalls eine angemessene Ausbildung auf dem Gebiet des Strahlen-
                     X                                           1
Schutzes zu vermitteln ; sie sind ferner angemessen über die mit ihrer
Arbeit verbundenen Risiken zu unterrichten .
                         Abschnitt 3
        Prüfung und Kontrolle der Schutzvorrichtungen
                       und Messgerate
                                                                   *
                         Artikel 25
Die Prüfung und Kontrolle der Schutzvorrichtungen und Messgeräte
ist von qualifizierten Sachverständigen ; durchzuführen .
Diese Prüfungen und Kontrollen umfassen :
a) die vorherige kritische Prüfung geplanter Anlagen
    aus der Sicht des Strahlenschutzes ;
b ) die Abnahme neuer Anlagen aus der Sicht des Strahlenschutzes ;
0 ) die regelmässige Ueberprüfung der Wirksamkeit ( der Schutz­
    vorrichtungen und -verfahren ;    .
d ) die regelmässige Ueberprüfung der einwandfreien Arbeitsweise
    der Messgeräte und ihrer richtigen Verwendving .
                          "'                                    /<
5020/78 d
 ---pagebreak---                               - 27 -
                            KAPITEL II
                ERMITTLUNG DER STRAHLENEXPOSITION
                            Artikel 26
  Art und Häufigkeit der Expositionsermittlungen sind so festzulegen ,
  dass die Einhaltung der Richtlinie in jedem Einzelfall gewährleistet ist .
                            Abschnitt 1
                      Kollektive Ueberwachung
                            Artikel 27
.                                                         *
  Unter Berücksichtigung der radiologischen Gefährdung sind durchzuführen »
  a) die Messung der Dosisleistung oder Plussdichte unter Angahe der Art
      und Beschaffenheit der betreffenden Strahlungen :
           '                                '                          \
  b ) die Messung der Luft- und Oberflächendichte der kontaminierenden
      radioaktiven Stoffe unter Angabe ihrer Art und ihrer physikalischen
      und chemischen Beschaffenheit .
  Die Ergebnisse dieser Messungen dienen in bestimmten Fällen zur
  Abschätzung der empfangenen Einzeldosen .
                            Abschnitt 2 .
                      Individuelle Ueberwachung
                                                    \
                            Artikel 28
  Die Ermittlung der individuellen Dosen ist bei Arbeitskräften der
  Kategorie A systematisch durchzuführen . Die Ermittlung ist auf indi­
  viduelle Messungen oder , falls diese nicht durchführbar oder unzureichend
  sind , auf eine Schätzung zu stützen , die über individuelle Messungen
  bei anderen Arbeitskräften oder über Ergebnisse der kollektiven
  Ueberwachung nach Artikel 27 gewonnen wird»
  5020/73 d
              * \
 ---pagebreak---                            - 28 -
                         Artikel 29
Bei unfallbedingten Expositionen oder Notexpositionen sind die .•
Energiedosen abzuschätzen , gleichgültig ob ßanzkörper- oder Teil-
körperbestrahlung vorliegt .
                  - 1
                                             ,  t
                        Artikel 29 a
Die Ergebnisse der individuellen Ueberwachung Bind dem behördlich
ermächtigten Arzt vorzulegen , der sie im Hinblick auf die Gesundheit
der Arbeitskräfte unter seiner Verantwortung auswertet »
                         Abschnitt 3
               Aufzeichnung der Ergebnisse                     ,
                         Artikel 30
Im Archiv sind für die Dauer von mindestens dreissig Jahren aufzubewahren :
                                 »
a) die Messergebnisse der kollektiven Ueberwachung, soweit sie zur
    Abschätzung der individuellen Dosen herangezogen worden sind ;
                      /            .
b ) die Bestrahlungskarte , die Unterlagen über die Ermittlung der
    individuellen Dosen enthält :
                                         I ■
c ) bei unfallbedingter Exposition oder Notexposition die Berichte
    über die näheren Umstände und die ergriffenen Massnahmen .
                                                                  /
Für die Unterlagen nach den Buchstaben b ) und c ) 'beginnt der Zeitraum
von dreissig Jahren nach Beendigung der Arbeit , die zu der Einwirkung
ionisierender Strahlungen geführt hat .
5020/78 d
 ---pagebreak---                             KAPITEL III
               GESUNDHEITSUEBERWACHUNG DER STRAHLEN-
                    EXPONIERTEN ARBEITSKRAEFTE
                                               v
                            Artikel 31
Die ärztliche Ueberwachung der strahlenexponierten Arbeitskräfte
ist nach den üblichen Grundsätzen der Arbeitsmedizin durchzuführen .
Sie.umfasst je nach Fall Einstellungsuntersuchungen und regelmässige
Ueberprüfungen der Gesundheit , deren Häufigkeit und Art sich nach
dem Gesundheitszustand der strahlenexponierten Arbeitskraft , den
Arbeitsbedingungen und den etwaigen arbeitsbedingten Zwischenfällen
richtet .
                            Artikel 32
Keine Arbeitskraft darf während irgend eines Zeitraums als strahlen-
exponierte Arbeitskraft eingesetzt werden , wenn die ärztlichen Befunde
dagegen sprechen .
                            Abschnitt 1
             Aerztliche Ueberwachung der Arbeitskräfte
                          der Kategorie A
                            Artikel 33
Die ärztliche Ueberwachung der Arbeitskräfte der Kategorie A wird
durch behördlich ermächtigte Aerzte ausgeübt .
Sie umfasstj
a) eine ärztliche Einstellungsuntersuchung
Diese Untersuchung hat zum Ziel , die Tauglichkeit der Arbeitskraft
für den ersten für ihn bestimmten Arbeitsplatz festzustellen . Die Unter­
suchung besteht aus einer Anaunnese , in der alle bisherigen bekannten
Bestrahlungen durch ionisierend® Strahlungen , die durch die bisherige
Tätigkeit oder durch medizinische Untersuchungen und Behandlungen her­
vorgerufen wurden , vermerkt sind ; sie umfasst eine allgemeine klinische
Untersuchung und alle anderen für die Ermittlung des allgemeinen Ge-
sundheitszustands der Arbeitskräfte notwendigen Untersuchungen .
 <5020 /78 d
 ---pagebreak---                                 - 30 -
   b ) eine allgemeine ärztliche Ueberwachung
   Der behördlich ermächtigte Arzt muss Zugang zu allen Informationen
   erhalten , die er zur Begutachtung des Gesundheitszustands der über­
   wachten Arbeitskräfte und für die Ermittlung der Arbeitsplatzbedin-
   gungen , sofern diese Einfluss auf die gesundheitliche Tauglichkeit der
   Arbeitskräfte zur Ausführung der ihnen übertragenen Aufgaben haben
   könnten , für notwendig hält ,                          .    •
   c ) regelmässige Ueberprüfung der Gesundheit
   Die Gesundheit der Arbeitskräfte muss routinemässig überprüft werden ,
  um festzustellen , ob die Arbeitskräfte weiterhin tauglich für die
   Durchführung ihrer Aufgaben sind . Die Art der Untersuchung hängt von
   Art und Ausmass der Bestrahlung durch ionisierende Strahlungen und dem
   Gesundheitszustand der Arbeitskraft ab . Jede Arbeitskraft muss mindestens
   einmal im Jahr und , wenn die Bestrahlungsbedingungen oder der Gesund­
  heitszustand der Arbeitskraft es verlangen , häufiger untersucht werden .
« Der behördlich ermächtigte Arzt kann darauf hinweisen , dass die ärzt­
   liche Ueberwachung nach Beendigung der Arbeit so lange fortzusetzen ist ,
  Wie er dies zur Sicherung der Gesundheit des Betreffenden für erforder­
   lich hält .
                                Artikel 34               ~
  Für die Tauglichkeit der Arbeitskräfte der Kategorie A gilt folgende
  medizinische Einteilung: '
  - tauglich ,           v  . ' '
  «*• bedingt tauglich ,
  - untauglich .                                       '
                      1.      1                                   '
                                Artikel 35
   1 . Fiir jede Arbeitskraft der Kategorie
                                      ~
                                            A istv eine Gesundheitsakte     *
       anzulegen und während der Tätigkeit des Betreffenden als Arbeitskraft
       dieser Kategorie auf dem laufenden zu halten . Diese Akte ist an-
       schliessend während eines Zeitraums von mindestens dreissig Jahren im
       Archiv aufzubewahren .
  5020/78 d
 ---pagebreak---                              - 31 -
2 . Die Gesundheitsakte enthält Angaben über die Verwendung der
    Arbeitskraft , die Ergebnisse der ärztlichen Einstellungsuntersuchung
    sowie der regelmässigen Ueberprüfungen , eine Liste der Dosen , an
    Hand deren festgestellt werden kann , dass die Werte der Artikel 7 »
    8 lind 10 eingehalten wurden , sowie eine Liste der Dosen aus Unfall-
    und Notbestrahlungen .
                               Abschnitt 2
       I
                   Aussergewöhnliche Ueberwachung der
                   strahlenexponierten Arbeitskräfte
                               Artikel 36
Eine aussergewöhnliche Ueberwachung muss in allen Fullen vorgenommen
werden , bei denen die Grenzdosen nach den Artikeln 7 und 8 über­
schritten wurden . Die Bedingungen künftiger Bestrahlungen unterliegen
der Genehmigung des behördlich ermächtigten Arztes .
                               Artikel 37
Die regelmässigen Ueberprüfungen der Gesundheit nach Artikel 33
werden durch alle weiteren Untersuchungen , Dekontaminationsmassnahmen
und dringlichen Behandlungsmas snahmen ergänzt , die der behördlich
ermächtigte Arzt für notwendig hält .
                               Abschnitt 3
                               Rechtsmittel
                               Artikel 38
Jeder MitgliedBtaat legt die Rechtsmittel gegen die Befunde und
Entscheidungen nach den Artikeln 32 und 36 fest .
5020/78 d
 ---pagebreak---                                - 32 -
                           KAPITEL' IV
                           Artikel 39
1. Jeder Mitgliedstaat trifft alle Massnahmen , um einen wirksamen
    Schutz der strahlenexponierten Arbeitskräfte sicherzustellen .
    Er erlässt Vorschriften für die Einteilung der Arbeitsplätze und
    der strahlenexponierten Arbeitskräfte , für die Durchführung der
    Bestimmungen und für die damit zusammenhängenden Kontrollmass-
    nahmen . Er richtet ausserdem ein oder mehrere Aufsichtssysteme
    ein , die die Oberaufsicht über die vorgesehenen Untersuchungen und
                            l
    Kontrollen ausüben und Ueberwachungs- und Interventionsmassnahmen
    in allen Fällen veranlassen , in denen sich diese als erforderlich
    erweisen .
                                                          \
2 . Jeder Mitgliedstaat erlässt Vorschriften für die Anerkennving der
    Qualifikation der Sachverständigen , die für die Untersuchung und
    Kontrolle der verschiedenen Schutzvorrichttingen und Messinstrumente
    verantwortlich sind , sowie zur behördlichen Ermächtigung der Aerzte ,
    die mit der ärztlichen Ueberwachung der Arbeitskräfte der Kategorie A
    beauftragt sind * Jeder Mitgliedstaat sorgt für die Ausbildung dieser
    Fachleute .
3 . Jeder Mitgliedstaat stellt sicher , dass den verantwortlichen
    Dienststellen die für die ordnungsgemässe Durchführung dieser
    Schutzmassnahmen erforderlichen Mittel zur Verfügung gestellt
    werden . Ein besonderer Strahlensohutzdienst muss immer dann einge­
    richtet werden , wenn es sich um Anlagen handelt , bei denen ein
    grösseres Bestrahlungs- oder Kontaminationsrisikb gegeben ist .
    Dieser Strahlenschutzdienst , der von mehreren Anlagen gemeinsam
    benutzt werden kann , ist von den Produktions- und Betriebsab­
    teilungen getrennt zu führen.
4 « Jeder Mitgliedstaat schafft die Voraussetzungen dafür , dass inner­
    halb der Gemeinschaft die sachdienlichen Informationen über die
    Verwendung der strahlenexponierten Arbeitskräfte und die erhaltenen
    Dosen nach geeigneten Modalitäten zugänglich sind.'
5 » Jeder Mitgliedstaat erstellt für die Aqrzte , die mit der ärztlichen
    Ueberwachung der strahlenexponierten Arbeitskräfte beauftragt sind ,
    ein als HinweiB dienendes Verzeichnis der Kriterien , das bei der
 5020 /78d             '     :   •
 ---pagebreak---                         - 32a -
 Beurteilung der Tauglichkeit dieser Arbeitskräfte für die
 Bestrahlung mit ionisierenden Strahlungen zu berücksichtigen
 ist .
5020 /78d
 ---pagebreak---                               - 33 -
                           , TITEL VII
                                »
         . HAUPTGRUNDSAETZE FUER DEN BETRIEBSTECHNISCHEN
                      SCHUTZ DER BEVOELKERUNG
         \                   Artikel 40
1 . Der betriebstechnische Schutz umfasst alle Massnahmen und Kontrollen/
     die darauf abzielen , die Faktoren zu ermitteln und einzuschränken ,
     die bei der Erzeugung und Anwendung ionisierender Strahlungen oder
 "^während einer beliebigen , mit einer Strahlenexposition verbundenen
     Handlung für die Bevölkerung ein unvertretbares Bestrahlungsrisiko
     zur Folge haben könnten . Der Umfang der einzusetzenden Mittel
   . richtet sich nach dem Ausmass der Bestrahlungsrisiken , insbesondere
     der Risiken einer unfallbedingten Bestrahlung , und nach den demo­
     graphischen Gegebenheiten . Der betriebstechnische Schutz erstreckt
     sich sowohl auf den ärstlichen Bereich , als auch auf die anderen
     Bereiche . Der Schutz umfasst die Prüfung und Kontrolle der Schutz-
     vorkehrungen sowie die Dosismessungen , die zum Schutz der Bevölkerung
     vorzunehmen sind .
               \
                              Artikel 41
Die Prüfung und Kontrolle der Schutzvorkehrungen umfasst unter anderem »
a) die Prüfung und vorherige Genehmigung geplanter Anlagenprojekte ,
     bei denen die Gefahr einer Bestrahlung gegeben ist , sowie der
     vorgesehenen Standortplanungen in dem Gebiet ;    i
b) die Abnahme der neuen Anlagen aus der Sicht des Schutzes vor
     Bestrahlung und Kontamination , die sich auch ausserhalb des Be­
     triebs auswirken könnten , unter Berücksichtigung der demographiechen
     meteorologischen , geologischen , hydrologischen und ökologischen
     Verhältnisse ;
c ) die Ueberprüfung der Wirksamkeit der technischen Schutzvorrichtungen
d ) Vorrichtungen zur Messung der Bestrahlung und der Kontamination aus
     der Sicht der radiologißchen Gefährdung;
1020/78*         /
 ---pagebreak---                              - 34 -
 e ) die Ueberprüfung der einwändfreien Arbeitsweise der Messgeräte
     und ihrer richtigen Verwendung;
 f ) die Aufstellung von Notstandsplänen und ihre Genehmigung, soweit
     dies notwendig ist ;
 g) die Aufstellung und Anwendung von Formeln für die Abfallbeseitigung
     und von Vorkehrungen für Messungen .
Die Ausführung der Aufgaben unter derf Buchstaben a ) bis g) erfolgt
nach Massgabe der Modalitäten , die von den zuständigen Behörden
 entsprechend dem Grad der damit verbundenen Gefahr ener Bestrahlung
 festgelegt worden sind .
                               Artikel 42
 1 . Die Gesundheitsüberwachung der Bevölkerung beruht insbesondere
     auf der Ermittlung der Dosen , die die kritische Bevölkerungs­
     gruppen und die Gesamtbevölkerung sowohl unter normalen Verhält­
     nissen als auch bei Unfällen erhalten .
2 . Die Ueberwachung erstreckt sich aufs
     a ) die kritischen Bevölkerungsgruppen , insbesondere dort ,
         wo sich solche Gruppen aufhalten können ;
     b ) das gesamte Gebiet , in dem die Grenzdosis gilt , die für die
         Gesamtbevölkerung festgelegt ist .
 3 . Die zum Schutz der Bevölkerung durchzuführenden Dosismessungen
     umfassen unter Berücksichtigung der radiologischen Gefährdung
     unter anderem «                                  '
     a ) die Ermittlung der Bestrahlung von aussen , je nach Pall
         mit Angabe der betreffenden Strahlungsart ;
     b ) die Abschätzung der radioaktiven Kontamination mit Angabe
         der Art und der physikalischen und chemischen Beschaffenheit
         der kontaminierenden radioaktiven Stoffe sowie die Bestimmung
         der Aktivität der radioaktiven Stoffe und ihrer Konzentration ;
     c ) die Abschätzung der Dosen , bei denen davon auszugehen ist ,
         dass sie die kritischen Bevölkerungsgruppen unter normalen
         oder aussergewöhnlichen Bedingungen erhalten können , und
         die Spezifizierung der Kennmerkmale dieser Gruppen ;         ,
S020 /7Bd
 ---pagebreak---                              - 35 -
     d ) die Abschätzung der genetischen Dosis und der genetisoh
          signifikanten IJahresdosis unter Berücksichtigung der
          demographischen Gegebenheiten. Soweit irgend möglich sind         ' "
          von den verschiedenen Strahlenquellen herrührende Bestrahlungen
          zu summieren .
     e ) Die Häufigkeit der Ermittlungen sind so festzulegen , dass die
          Einhaltung dieser Richtlinie in jedem Einzelfall gewährleistet
       ■  ist .
     f ) Die Dokumente über die Messungen der Bestrahlung von aussen
          oder der radioaktiven Kontamination sowie die Ermittlungs-
          bzw . Abschätzungsergebnisse betreffend die von der Bevölkerung ,
          erhaltenen Dosen sind im Archiv aufzubewahren , auch bei unfall­
         bedingten und Notexpositionen .                                  f   .
                   *            Artikel  43
1 . Jeder Mitgliedstaat richtet ein Inspektionssystem ein , das die ;
     Oberaufsicht über den Schutz der Gesundheit der Bevölkerung ausübt ,
     die Ergebnisse derj Abschätzungen nach Artikel 42 (3) im Hinblick
     auf den Gesundheitsschutz auswertet und die Einhaltung der Grenz-
     dosen nach Artikel 11 überwacht .
                                                         .
2 . Jeder Mitgliedstaat veranlasst alle Ueberwachungs - und Intervent ions
     massnahmen , wann immer dies notwendig ist .
3 . Jeder Mitgliedstaat trifft Massnahmen zur wirksamen Sicherstellung
     und Koordinierung der Gesundheitsüberwachung der Bevölkerung , er
   . legt die Häufigkeit der Ermittlungen fest und sorgt für die Fest­
     stellung der kritischen Bevölkerungsgruppen unter Berücksichtigung
  , des effektiven Uebertragungswegs der Radioaktivität . Gegebenenfalls
     können diese Massnahmen von den einzelnen Mitgliedstaaten jeweils
     gemeinsam mit anderen Mitgliedstaaten getroffen werden .
4 « Im Hinblick auf etwaige Unfälle verfährt jeder Mitgliedstaat wie
     folgt :     .                                                      -
                          /
     a) Er legt die Intervent ionsniveaus , die von den zuständigen
          Behörden zu treffenden Massnahmen und die Ueberwachungsmodali-
          täten für die Bevölkerungsgruppen fest , bei denen davon auszu­
          gehen ist,' dass sie einer die Grenzdosen des Artikels 11 über­
          schreitenden Bestrahlung ausgesetzt werden können .
 ---pagebreak---                                  - 36 -
      b ) er bestimmt die zum Schutz und zur Erhaltung der Volksgesundheit
          erforderlichen Interventionsdienste mit entsprechender personeller
          und materieller Ausstattung und richtet diese Dienste ein. Gegebenen­
          falls können dieBe Massnahmen von den einzelnen Mitgliedstaaten
          jeweils gemeinsam mit anderen Mitgliedstaaten getroffen werden .
 5 . Jeder Unfall , der eine Bestrahlung der Bevölkerung zur Folge hat ,
      ist , wenn die Umstände es erfordern , unverzüglich den benachbarten
      Mitgliedstaaten und der Kommission zu melden.
                            Artikel 44
Die zur Anpassung der harmonisierten Normen an den wissenschaftlichen
Fortschritt erforderlichen Aenderungen werden nach dem Verfahren des
Artikels 46 erlassen .
                            Artikel 45
1 . Zur Anpassung der Anhänge dieser Richtlinie an den wissenschaft­
     lichen Fortschritt wird ein "Ausschuss " - nachstehend "Ausschuss "
     genannt - eingesetzt , der sich aus Vertretern der Mitgliedstaaten
     zusammensetzt ; den Vorsitz führt ein Vertreter der Kommission .
2 . Der Ausschuss gibt sich eine Geschäftsordnung.
                            Artikel 46
1 . Wird auf das in diesem Artikel festgelegte Verfahren Bezug genommen ,
     so befasst der Vorsitzende den Ausschuss von sich' aus oder auf Antrag
     des Vertreters eines Mitglieds taats .
2 . Der Vertreter der Kommission unterbreitet dem Ausschuss einen Entwurf
     der zu treffenden Massnahmen . Der Ausschuss nimmt zu diesem Entwurf
     innerhalb einer Frist Stellung, die der Vorsitzende je nach der
     Dringlichkeit der betreffenden Frage bestimmen kann. Die Stellung­
     nahme kommt mit einer Mehrheit von 41 Stimmen zustande , wobei die
     Stimmen der Mitgliedstaaten nach Artikel I48 Absatz 2 des Vertrages
     gewogen werden . Der Vorsitzende nimmt an der Abstimmung nicht teil .
3. a) Die Kommission trifft die in Aussicht genommenen Massnahmen ,
         wenn sie der Stellungnahme des Ausschusses entsprechen .
5020 /78d
 ---pagebreak---                                   - 37 -
       b ) Entsprechen die in Aussicht genommenen Massnahmen nicht der
           Stellungnahme des Ausschusses oder ist keine Stellungnahme ergangen
           so schlägt die Kommission dem Rat unverzüglich die zu treffenden
           Massnahmen vor . Der Rat beschliesst mit qualifizierter Mehrheit .
       o ) Hat der Rat nach Ablauf einer Frist von drei Monaten , nachdem ihm
           der Vorschlag übermittelt worden ist , keinen Beschluss gefasst , so
           werden die vorgeschlagenen Massnahmen von der Kommission getroffen .
                               Artikel 47                               '
 1 . Die Mitgliedstaaten treffen die erforderlichen Massnahmen , um dieser
       Richtlinie binnen zwei Jahren nach ihrer Bekanntgabe nachzukommen .
2 , Die Mitgliedstaaten teilen der Kommission die in Anwendung dieser
       Richtlinie erlassenen Vorschriften mit .-                  \
                               Artikel 4°
  I                     '                               '
Diese Richtlinie ist an die Mitgliedstaaten gerichtet .
                                                  ι             ,
 Geschehen zu Brüssel ,        /
                                                      Im Namen des Rates
                                             '            Der Präsident
     •  ».                                                    i
5020/78d
                                                    /
 ---pagebreak---                                                           - 3 8-
                                     ANHANG I
   1 . Die Aktivitätswerte gemäss Artikel 4 Buchstabe a ) der in der linken
        Spalte aufgeführten Radionuklide (*) sind in den einzelnen Spalten
        der nachstehenden Tabelle jeweils durch x gekennzeichnet .
                               Gruppe I.   Ç-njppe II     (Truppe _III Gruppe IV
           Haiiitinu.Wide      5 kBq __    50 -kBq ,      500 kBQ-      5000 Jcbu
                               1,4x10 'Ci 1,4x10     Ci   1,4x10 PCi    1,4x10    Ci
  j      H -         3                                                      x
    4     lie. –     7                                          X
    6     C–        14                                          X
    8    O -        15                                                      X
    9     F - 18            1I
                                                        !       χ
   11     Na-M                           I      X
   11     Na - 21         • !                                   X
   14     Si    - 31                                    Γ       χ ...
   15     Ρ    – 33                                            _χ~Π
   16     S    – 35                          /
                                                                χ
   17     Cl    - 36                             Χ
   17     Cl    - 3K                                            X
   18     Ar    – 37                                                        X
   18     Ar    - 41                                            X
   1ί)    Κ    - 42                                             X
   19     Κ     - 13                                            Χ
   20     Ca    - i'<                            X
   20     Ca – 47                                               X
   21     Sc – ii>                               Χ
   21     Sc - 47                                               Χ
 . 21     Sc - 48                                               Χ
   23     V     - 48                                            X     I
                                                                      I
   24     Cr - 51                                               Χ
   25     Μη - 52                                               *
   25     Μη - 54                               Χ
   25     Μη - 56                                               X
   26     Fc - 52                                               Χ
                                                                      1
   26     Fo - 55                                               Χ     !
   26     Fc    - 59                                            Χ
                                                 X
   i•     Co    - 56
   27     Co    - 57                                            Χ
   27     Co    – 58                                            Χ
   27     Co – 5brn                                                          Χ
   27     Co – '/O                               Χ
   28     Ni – 59                                                            Χ
                                                                X
   28     Ni - M
(*) Die alphabetische Zusammenstellung der Elemente erscheint am Schluss
       dieses Anhangs .
      5020 /78 *
 ---pagebreak---                                - 39 -
                         Gruppe I     Gruppe 11     1    Gnippe U1 i               Groppe [V
         Radionuklide    I0-' Ci       I0 - 6 Ci    j     10-* Ci   ,                  IO * 4 Ci
28      Ni - 65                                             X         - j
29      Cu - fit                                            X           ■ S
30      Zn – 65                                             X'      -     l
30      Zn – (ifl m                                         X             |
30 -,   Zn – 09                                                                  •       X
3)      Ga - 72                                              X            I
                                                                            i
32      Ce - 71                    L_                                       1
                                                                                         X
                                                                              --.M .......       .
33      As – 73                                             X             |
33      As – 74                                             X
33      As - 76                                             Χ             ί
                                                            X
33      As – 77
34      Sc – 75                                              X            I
35      Br - 82                                             x ■           !
36      Kr - 85m                                      L__?
36      Kr - 85                                                                          X
36      Kr – 87                                              X
37      Rb - 86                                              X            I
38      Sr – 8.im                                                                        X '
38      Sr - 85                                             X .           I
38      Sr - 89                            X
38      Sr – 90                            X
38      Sr – 9 !                                             X
38      Sr – 92                                              X
39      Y - 90                                              X
39      Y  - 91m                                                                         X
39      Y  - 91                            X                      "       I          •
                                                                          I
39 , Y - 92                                                  X            |
                                                                          L        -
39      Y  – 93                                              X            I
40      Zr - 93                                       L-                  !              X
40      Zr - 95
40      Zr - 97                                              X              I '
41      Nb - P3m                                             X            |
41      Nb - 95                                       '      X            |
41      Nb - 97                                                                          X
42      Mo – 99                                              v            !
                                                             χ            I
43      Te – 96m                                                                         X
43      Te - 96                                              X         ■
43      Te – 97m                                   S         x
43      Te - 97                                  ■ i        x
43      Te - 9fhn                       '                                   I            X
43      Te - 99                                    \        x
44      Ru - 97                                    j
■  ■  ,   -            I                           (
44      Ru – 103                                   Γ        χ            1  i
                                                                            i
44      Ru - 103                                            X
44      Ru - 106      ]                   x
5020 /78d
 ---pagebreak---                              - 40 -
                                                   I                         j
       Radionuklid«     G nippe I  I   Gruppe H   j       prupr*HI           !    Cajc^pc IV
                         10-7 Ci        10-'' Ci   I       IO-5 Ci           j        ]0-« Ci
45    Rh – 103m                                                              L_ *
45    Rli – 105                                               X              !
46   Pd - 103                                       ι .       χ              ί      :
46   Pd – 100       I   «
                                                              X           .  I
47   Ag – l(b                                                 χ             Ί
47   Ag-110m                              X           :                ...   !
47   Ag – ili                                                 x              i    '
48   Cd – 100                                       I         X
48   Cd – H 5 m                           X                                  !
                                                                             t
48   Cd – 115                                                 X
                                                                             i                  :
49   In – 113m                                    I                          ιΧ
49   In – 1 1 4 m                         X                                  ί
49   In – 11 5 ni                                             *
50   Sn – 113                                                 X              !
                                                                             /  -
50   Sn – 125                                       I         *              ι
                      i
5\   Sb – 122                                                 X
                      ι
51   Sb – 124                       I     X      J                           !
                                                                   .    .    <
                                                               :
51   Sb - 125                             *
                                                      .       -              j
52   Te – 1 2'j m                                             X              i
                                                    L   i            .       i
52   Te - 127m                            X
52   Te - 127                                                 X              i
52   Te – 129 m                           X
52   Te - 12')                                      L         x              '
52   Te – 131 m     i                               I       :X
52   Te - 132                                                 x              |
53   I    - 121                       ■ x         !                         j
                                                                              i
                                          X
53   I    - 121.                                            .
                                                                             i
                                                                             ι             .
53   I    - 129                                                                        X "
                                                                                       *_
53   I    - 130                                     Γ         χ               [
53   I    – 131                           X                                  c
                                                                            J    - .
53   I    - 132                                               X              I
53   I    - 133                           X                                  I
                                                                             1
53   I    - 134
53   I    - 135                                               X
54   Xe – 131 ni                                                 :                     X
54   Xe - 133                                                                          Χ      .
54   Xe - 135                                                 χ
55   Cs - 131
55   Cj – 134ro                                                              ι         X
55   Cs - 134                           ' X
55   C» - 135                                                                          x
55   Cs - 136                                                 X              |
55   Cs - 137
56   Ra – 131                                                 X
56   Ba - 140       j                     X                                  I
^020 /78a
 ---pagebreak---                                 - 41 -
                              Gruppe I    Grof»fv-% H     Gnippe Hl    ]  Grjpw IV
          Radionuklide         10-7 Ci     IQ" 6 Ci        10-s Ci         kH Ci
   57   La - 140                                               X    J
   58   Ce - 141                                      L :    –
   58   Ce - 143                                               X       i
   58   Ce - IU           T1                 X
   59   Pr - 142                                               *
   59   Pr - 143                                               Χ     . I
   60   Nd - 147                                      L_x             J
   60   Nd - 149                                               x        !
   61   I'm – 147                                     j        X        j
   61 * Pm – 149                                      r        x     j
   62   Sm – 151                                               X_
   62   Sm – 153                                      r_x               i
   63   Eu – 152m (9 h)                               I        X        I
   63 , Eu - 152 ( 13 a)               ■'    X                          !
   63   Eu – 1 54                            X
   63 ' Eu – 155                                            ,X          I
   64   Gd - 153                                               X
                                                      1        Λ
   64   06 - 159           1                                   X        j
   65   Tb – 160                             X                        J
   66   Dv – 165            i                                  X        j
   66   Dy – 166                                               X     J
   67   Ho - 166                                               X        !
   68   Er – 169                                               X        I
                                                             .         1
   68   Er - 171                                               χ      Ί
   6',  Tm-170                               X
   69   Tm-171                                                 X '      j
   70   Yb – 175                                               X
   71   Lu – 177                                      n. x              i
   72   Hf - 181                             X
   73   Ta – 182                             X
   74   W - 181                                                X
   74   W – 185                                                X
   74   W - 187                                                X
   75   Rc - 183                                               X
   75   Kc – 186                                               X        j
   75   Rc - 188                                      L        *        I
   76   Os - 185       •'                                      x        !
   76   Os – lPlm                                                           X
   76   Os - 191                                               X
   76   Os - 193                                      L        x
   77   Ir   – HK)                                             X
   77   Ir   - 192                           X
   77   Ir   - 194
   78   Pt - 191                                               Χ    ■ I
   78   Pt - 193m                                                           X
5020 /78d
 ---pagebreak---                                                 - 42 -
                         Radionuklide         Gruppe i     Gruppe II    Gruppr II]    Grjf.j1* rv
                                               10 -? C>     10-6 Ci      iû" 4 Ci      \ 1)-4 Cl
                  78   Ft - 133                                            X
                  78   Pt – 197m
                                                                                          *
                  78   Ft - 197
                  79   Au - 196
                  79   Au - 198                                            X
                  79   Au – 199                                            X
                 80    Hg – 197                                            X
                 80    Hg – 197m                                           X
                 80    Hg – 203                                            X
                 81   Tl – 200                                             X
                 81    Tl - 201                                            X
                 81   Tl – 202                                             X
                 81   T    - 204                              X
                 82    Pb – 203                                            X
                 82    Pb – 210           i       x
                 82    Pb - 212                               X
                 83    Bi - 206                                            X
                 83   Bi - 207          ]                     X
                 83   Ri - 210                                X
                 83   Bi – 212                                             Χ       ί
                 81   l'o – 210                  X
                 8.5  At - 211                                X
                 86   Rn – 220          1                            L     x       i
                 8f.  Rn - 222                                             X       I
                 88   Ra - 223                   X
                 88   Ra - 224
                 88   Ra – 226         |
                                       1
                                                 X       '
                                            .       _ __
                 88   Ra – 228                   X
                 83   Ac - 2 27                  X
                 89   Ac - 228                                X
                 90   TH-227                     X
                 90   Th - 228         |         X
                 90   Th - 230        1          X
                 90   Th – 23 1                                            Χ
                 90   Th - 232                                                            Χ
                                                                                    I
                 90   Th - 234                                Χ
                 90   Th nal (»)                                                    !    X
                 91   Pa - 230                                X
                 91   Pa - 231                   X
                 91   Pa - 233                                             X
                 92   U    - 230                 X
                 92   U - 232         |          X                   L_
(*) I Becquerel natürliches Thorium entspricht 1 OL– Zerfallsakt pro Sekunde (0,5
    Zerfallsakten pro Sekunde von 232<ph und 0,5 Zerfallsakten pro Sekunde von ^®Th ).
    I Curie natürliches Thorium entspricht 3»7 10 QT-Zerfallsakten pro Sekunde
    (1 , 85 10"> Zerfallsakten pro Sekunde von 232Tb                   1 85 10^0 Zerfallsakten
    pro Selrunde von                .
              5020 /78d
 ---pagebreak---                                                     - 43 -
                          Radronuklide     C ruppe I           Gruppi 11         Guipn* IU ]jI                       Grvrpc IV
                                            in -? c»            10 -* Ci       '          Ci             Ii1          10 -* Ci
                     U - 233            I       X                                                           I  -   ■
                <l > u – '23-1                  x           !
               <(2   U - 235                                                                                            X
               îl'2 U – 236                                        X
               •>2   U – 238                                                                                I-          x
               92    D nat (*)                                                                              I . X                       .
               t)2 U _ 240+93Np 240                                                     X
               93 Np – 23-                      X      .                 L_                             J
               93 Np – 23!»                                              I              X                 i
               91 Pu - 238                      )<                                                        t
                                                                                                          I
               04    Pu - 239              " X              I                         ;
                                                                                                          !
                                                                                                          i
               ?)4   Pu - 210                   X "         |                                  ■ M  ■     i                    I■ -I ..
                94   Pu – 241                   X
                                                                                  :
                94   Pu - 242                   X                                                         !
                                                                                                          1
               94    Pu – 243                                                           Χ
                94   Pu - 244                                       X
               95    Am – 241                   X
                     An 1 –    2 Π1             X
                                                             i
                95   Am – 242                                       X
                95   Am – 24 i                  X
                95   Ani – 244                                                          X                 !
                96   Cm - 242                   *x          1
                                                            I                                         ■ j
                9<i Cm –243            ]        X    ·                                                    t
                96   Cm – 244                   X
                96   Cm – 24.V          I       X
                96   Cm – 24 (>          Γ      χ         1                                      -        i
                96   Cm - 24 7                                      X
                96   Cm – 248                   X
                                                                             ,
                96   Cm – 24!l                                                      :               _J                   ?
                97   lîk - 24 !»                                    X                                  J_
                97   Bk – 2.ÎO                                                          X    _
                                                                                                           |I    •                   .
                98   Cf - 249                   X
                98   Cf – 250                   X                                                         i
                98   Cf - 251                   X
                                                                                                          I
                98   Cf - 252                   X
                                                                           *                     t;       i
                98   Cf – 253                                   1 X
                98   Cf - 254                   X
                99   Es - 253                                       X
                99   Es – 254m                                      X
                                         t  :            i_
                99   Es - 254                   X
(*) I Bec.cruerel Natururan entspricht 1 Or-Zerfallsakt pro Sekunde (0,489 Zerfallsakten
    pro Sekunde von 23ou + 0,489 Zerfallsakten pro Sekunde von 234u + 0,022 Zerfalls-
    akten pro Sekunde von 235u ).
    I Curie Natururan entspricht 3.7 1010 Of-Zerfallsakten pro Sekunde (l,8l 1010
    Zerfallsakten gro Sekunde von 23ÖU + 1,81 1010 Zerfallsakten pro Sekunde von
          + 8,31 10 Zerfallsakten pro Sekunde von 235u ).
             5020 /78d
 ---pagebreak---                              - 44 -
   Radionuklide           Gruppe I       Gruppe II      Grunpe III    Gruppe IV
                          10-' C i       10~6 Ci        10-5 Ci       10-4 C i
  99    Es - 255                X
  100 Fm - 234                                             X
  100 Pm - 255                                X
  100 Pm - 256                                X
2 , Bei den Nukliden       In ,    Nd ,  RB ,    Re und    Sm kann ungeachtet
     der verwendeten Mengen auf das System der Anmeldung und vorherigen
     Genehmigung verzichtet werden .
3 . Bei einem Gemisch von Radionukliden verschiedener Radiotoxizitats-
     gruppen kann auf das System der Anmeldung und vorherigen Genehmigung
    verzichtet werden , wenn die Summe der Verhältniszahlen zwischen der
    Aktivität eines jeden Radionuklids und dem in Absatz 1 für die
     Gruppe , zu der .dieses Radionuklid gehört , festgesetzten Höchstwert
     gleich oder kleiner als 1 ist .
4 . Bei radiolumineszierenden Farben kann auf das System der Anmeldung
    und vorherigen Genehmigung verzichtet werden , wenn die gesamte
    Aktivität an radioaktiven Stoffen bei Tritium 2000 MBq ( 54 mCi ),
    bei      Pm 100 MBq ( 2,7 mCi ) und bei 22ÖRa 0,5 MBq ( 14 /uCi ) nicht
    überschreitet und wenn diese Farben zur Herstellung oder Reparatur
     der Instrumente und Geräte nach Artikel 4 Buchstabe ( c ) gelagert
     oder verwendet werden .
5 . Die in diesem Anhang nicht aufgeführten Radionuklide werden , wann
     immer nötig , als einer Toxizitätsgruppe zugehörig betrachtet , die
    von der zuständigen Behörde festgelegt wird.
5020 /TBd '
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             Alphabetische Zusammenstellung der Elemente ,
                          ζ       Nâme                              z          îs-rr^c
         Ac              89     Àctimum                Ν             7         Srickstott .     *
  *      As .            47     Silber     k           Na           11         N atnum
                         13     Aluminium              Nb      • 41           Niob
         Àm       *      95     Amcricium              Nd          60          Neodym
    t    Ar              18     Argon                  Ne           10        Neon
         As           . 33      Arsen                  N        ■ 28           Nickc !
         At              85     Astnt                  No         102          Nob-elium
         Au              79     Gold                   Np          93          Nepru^ium
      . Β                  5    Bor
                                                       O             8        Sauerstofr
         Ba              56     Barium
                                                       Os          76         Osmium
         Be    ,           4    Béryllium
        Bi     '         83     Wismut
        Bk               97     Berkclium              Ρ           15         Pr.osphor
        Br               35     Brom                   Pa          91         Proractinium
                                                       Pb          82         B!:i
        C                 6     Kohlenstoff            Pd          46         Palladium
        Ca              20      Calcium                Pin         61         Promtthium
        Cd              48   :  Cadmium                Po  '       84         Polor\iam
        Ce              58      Ccr                    Pr          59         Praseocvni
        Cf              98      Californium            Pr          7S         Flaiin
        C                17     Chlor                  Pu          94         Plutonium
        Cm              96      Curiurn
        Co              27      Kobalt                 Ra          R8         Raciuir.
        Cr         - 24         Chrom                  Rb         37   '      Rurician".
        Cs              55      Cäsium                Rc          75          Rhenium
        Cu              29      Kupfer                Rh          45          Riodium
                                                      Rn          86          Racon
        Dy              66      Dysprositim         \
                                                      Rit         44          R'jtneaiura
        Er              68     F.rbium
        Es ;            99      Einstcimum            S           16          Schïvtrfe!
        Eu       .      63     F.uropium              Sb                     Antitnoo
                                                      Sc          21         Scanciurn
        F                 9    Fluor                  Se          34     <   Selen
        Fc              26     Eisen
                                                      Si          14         Silicium
       Fm             100      Fcrrnium
                                                      Sm          62         Sarnariutn
        Fr              87     Francium               Sn          :0          Zinn
        Ga              31     Callium                Sr          38         S:ronr;um
       Cd               64     Gadolinium
       Ce           . 32       Germanium              Ta          73         Tantal
                                                      Tb          65       i  rerbiujTt
       H                  1    Wasscrstorf            Te          43          Technetium
       He                2     Helium                 Te     .    52         Tellur
       Hf              72      Hafnitim               Th          90         Thorium
                       80      Quecksilber            T           22         Titan
       Ho              67      Hoimium                H           81         ThsTlium
       In                                             Tm          69         Thutiucn       - ,
                       49      Iridium
       Ir              77      Iridium
                                                      U           92         Uran
       J1              53      Jod
                                                      V          23          Vanadin
       Κ                19     Kalium
       Kr     .        36      Krypton                w .        74          Voifrata
       La              57      Lanthan
                                                      Xe         54          Xenoa
       L                 3     Lithium
       Lu              71      Lutetiuin
                                                      Y          39          Yrrricm
       Md            101       Mendclevium            Yb         70          i tterbium
       Mg              12      Magnésium
       Wn              25      Mangan                 Zn         30          Zink
       Mo              42      Molybdatl              Zr         40          Zirfcon
5020 /78d
 ---pagebreak---                               - 46 -
                            ANHANG II
 A. Beziehung zwischen Bewertungsfaktor Q und linearem Energieübertragungs
     vermögen Leo
         Loo in Wasser
                                          Q *)
         (keV/yum )
1 3.5 oder weniger                         1
     7                                     2
    23                                     5
   53                                     10
J 175 oder mehr        .                  20
 (*) Die Zwischenwerte werden auf Grund der Kurve in Abbildung 1
       ermittelt .
B. Werte des tatsächlichen Bewertungsfaktor Q
     Die Werte des tatsächlichen Bewertungsfaktor Q hängen von den
     Bestrahlungsbedingungen und der Art der anfallenden Strahlen sowie
     ihrer Energie ab . Bei einer homogenen Bestrahlung des ganzen Körpers
     von aussen sind die Werte der nachstehenden Tabelle zu verwenden .
     Die gleichen Werte gelten in der Regel auch für die anderen Bestrah-
     lungsbedingungen . Sind andere Werte erforderlich , so werden sie
   ' auf Grund der Q-Werte unter Buchstabe A und der Kurven in Abbildung
     2 errechnet .
                         Strahlung                            Q         I
  Röntgen-, Gamma- und Betastrahlung , Elektronen und
  Positronen                                                  1
  Neutronen nicht bekannter Energien                         10'
5020 /78d
 ---pagebreak---                                               - 47 -
                                                                             -2 -7
                      C. Umreohnungöfaktore ; i (Neutronenflussdichte in cm 'S " bei einer
                          Aequivalentdosisrate von IyuSv h * und I mrem h        und tatsäch­
                          licher Bev:ertun£"sfaktor Q als Punktion der Neutronenenerpie ( l ).
                          (Diese Faktoren können auch verwendet werden , um die Neutronen-
                          flussdichte und die Aequivalentdosis-Indexrate zu vergleichen .
Neu tronenonergrie                      Umrechnungsfaktor ( 2 ) ( 3 )            Tatsächlicher
          KeV
                                                      /    -2 -I s               Bewertungs-
                              ( cm      s_T ) bei
                                                      ( cm s J , .
                                                      >       , -1 \ bei
                                                                                 faktor Q ( 2 ) ( 3 )
                              ( ai S v h    )         ( rarem h )
   2,5 • 10-'                      26 .                           260                  2,3
   (thermische Neutronen}                                                                 I
      ; • 10-'                     24                             240                 2
      i • 10~*                     22                             220                 2
      1 • 10 1                     23                             230                 1
      1 • ]!)-*
          10                       24                             240                 2
          10~*
     1 • 10
          10~J
     1 • 10                        u .                            270
                                                                  2S0
                                                                                      2
                                                                                      2
     2-10 10-ï                     W ■                            170                 3.3
 • 5-10   10 -=                    8 *5                             85                5.7
          I0~ l
     1 • 10                        4.8                           :. Ai                7.4
     5-10 10 –1                    ι;.4                        ' Ï4                  11
     1                                                              t8,5
     2                             o ;^                           -• 7,0
                                                                                     10,6
     5                             0,68                        .     6,8              7.8
   10                              0,68                              6,8              6,8
   20                              0,6S                            • 6,5              6,0
   50                              0,61                              6.1              5,0
  ' 1 • 103                        0,5 6                             5,6              4.4
     2 • ?0!                                                         *,1
     5 ■ J.0Î                     m                                  3,6
                                                                                      3.5
                                                                                      34
     1 • 101
    2 ' 10*                       8;îl                               2.2
                                                                     1.6
                                                                                      2.5
                                                                                      2.6
     3 - 10*                      0,14                               1,4              2*
    (1 ) Bei grossen einseitig gerichteten Strahlenbündeln monoenergetisoher Neutronen
            mit normalem Einfallswinkel .                                , .
    ( 2 ) In dem Punkt , in dem die Aequivalentdosisrate am höchsten ist .
    ( 3 ) Die Zwischenwerte werden von den Kurven der Abbildungen 3 und 4 abgeleitet .
                5020 /78d
 ---pagebreak---                                           - 48 -
                                                                          Ο   –Τ
             D. Umrechnungsfaktoren (Protonenflussdichtein cm               s    bei einer
                  Aequivalentdosisrate von I yuSv h-1 und I mrem h"1) und tat­
                  sächlicher Bewertungsfaktor Q als Funktion der Protonenenergie ( i ).
                   (Diese Faktoren können auch v-erwendet werden , um die Protonen­
                                                                               *
                  flussdichte und die Aequivalentdosis-Indöxrate zu vergleichen ).
Protonenenergie
                                    Umrechnungsfaktor ( 2 ) ( 3 )                    4
                                                                                         Tatsächlicher
    MeV   ■                                             ,   -2 -Ix
                                                                                         Bewertun/^s-
                          ( cm b ) , .                  ( cm s J , .
                                                        >         ,-l\bei
                                                                                         faktor Q ( 2 )
                          ( yuSv h ) 61                 Vmrem h )
2 to 60                      0,040                         0,40                            1,4
1    . 10                    0,041                         0,41                            1,4
1,5 . 10                     0,042                         0,42                            1,4
2    . 10                    0,043                         0,43                            1,4
2,5 . 10*                    0,21                          2,1                             1,4
3   . 10                     0,24                          2,4                             1,5
4   . 10                     0,25 .                        2,5                             1,6
6   . 10                     0,24                          2,4                             1,7
8   . 10                     0,22                          2,2                         •   1,8
1   . 103                    0,20    '                     2,0                             1,9
1,5 . lo3                    0,16                          1,6                             2,0
3   . 103                    0,11                          1,1                             2,2
             ( 1 ) Bei grossen einseitig gerichteten Strahlenbündeln monoenergetischer
                    Protonen mit normalem Einfallswinkel
             ( 2 ) In dem Punkt , in dem die Aequivalentdosisrate am höchsten ist .
             ( 3 ) Die Zwischenwerte werden von der Kurve der Abbildung 5 abgeleitet .
            5020 /78d
 ---pagebreak---   -,                             - 49 -
E. Verfahren zur Ermittlung der effektiven Dosis .
     Die effektive Dosis ist gleich : .
                   >          Ντ
                   Τ
     Dabei ists H^, die mittlere Aequivalentdosis im Organ oder im   Gewebe T
     WT der Wichtungsfaktor für das Organ oder das Gewebe T.
     Die Werte der Wichtuagsfakto^en sind :
                                                                      /
     Gonaden                       0,25
     Brust                         0,15
     rotes Knochenmark             0,12
  .
     Lunge                         0,12
     Schilddrüse            ,      0,03
     Knochen (Oberfläche )         0,03
     Andere Organe oder Gewebe(l)0,30
( l ) Zur Bestimmung des Beitrags der anderen Organe oder Gewebe wird die
      mittlere Dosis für die fünf am stärksten exponierten dieser Organe
      oder Gewebe ermittelt (mit Ausnahme von Augenlinse , Haut , Händen ,
      Unterarmen , Füssen und Knöcheln ), wobei für jedes, dieser Organe .
      oder Gewebe ein Wichtungsfaktor von 0,06 verwendet wird. Die
      Bestrahlung aller übrigen Organe und Gewebe bleibt dabei unbe­
      rücksichtigt .
    5020/78d
 ---pagebreak---        20
fo
 O
Β                                                                                                 /
       15
       10
                                                                                                                                                      c
   σ
    O
   J5
    to
    e
    s
    $     i         i     i    r   f  i i i                  1       I     !     »   II 1 I                     f      i       !   1   I    II I
   ca                                        10                                                 10*                                               10'
                                                                                     Lineares Ensrgieübertrr.gupgwcrmögcn im Fässer (Loo). in keV/;un
            Abbildung f: Veränderung des Eewertungsfaktors nach Maßgabe des linearen EncrgieCbcrtra^ungsvciTnogcns im Wasser (Leo)
                                                                                                                                              >
 ---pagebreak---                                                                                       \
fo
 ρ        I            –Ι–·–ι           1–I     I I ί II                 1      1     1–I    I I I I Ι            Π          I     1    I  Ι Μ I
          I                                                                                                         a Elektronen
                                                                      \ ^                              |            b Muonrn                           I
          I                                               I                   \            -           I            c P'v-' nen                        |
   %      \- . .                                                           \ \                                 -    d Kaor.en                        -1
            _                                                                      %.           .                   e Protonen                     - _|
                                                                                       X                     '      f Deuteronen                       J
      »5                     ;                                                      ξ-Χ                I            „ -τν:*
                                                                                     \ X                            g Intonen               .
                                                                                                                    h ' He-Ionen                   . ~j
   I •o
   co    I()-I
                         > i 1 1 1 111                   l
                                                                        i i 1 1 1 1 MT                10
                                                                                                                         *r i i 1 1 1 1               10
                                                                                                                                Teilciicnenergie in MeV -
               AbbiLlung 2: Vfcrandrruni» des Bowerlungsfaktors der geladenen Teilchen nach Maßgabe ihrer Lncrgic
 ---pagebreak---                                                                                                                                                 Neutronenenergie MeV
10 -"                   H )i-7                  10 - Il
                                                                      ΙΟ-                  Ι -                      1<Η                        Κ Γ2                  ΙΟ" 1
        1   1–I   1 I Π Π      1   1–ίΐΓΤΤΤ             "1  1  1 M I II       H–1111                      I  I I Ι'ιΙι–       1     1–I i I M         1–I–I   I I i I n    /
                                                                                                                                                                      Η 10
                                                           obéré   Sk Lia benutzen
                       "κ:
                                                  eitere Skala b enutzen
                                                                                 \     ^
      t   f   t 1   f M !        I    II .! 1 f 1           I ' " Mil      I   1 ' I I I I I    j         i  i i ■ M         j      i i i i 1 1 '    J   '  '111 !
 o                                               10                    l<r             ,    10                       10 *
                                                                                                                                              Ncutroncncncrdc in McV
                                    AhNMum* 3: Fnklorrn fiirdie Umrcchnuni; dor NcutroncnfinSdicIiti* in A(]iiiv;ilcnidt?vi.sni!c;i
 ---pagebreak---  /                 ' -                    '                               -                                                      »   - .
                                                                        4                                                                  ^ '
             14 1   1 i I 1 1 1 MI   vii I I UHI          IMI Hill '–I I I I lllij             1 I I I Hill        i I I I Hill. IMI Hill            1 1 1 i 1 1 II
o                                i                    I                        -
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>            ,2      -,                        :                                                                                                   :
o°                                 ,                                                                                                                        .
p.                                           .
   - - οδ                                               ' //                                                                ^      '
       ι«  •
              4–
              2
                                                    ζ                 L
                                                                            '        '·           '
                                                                                                    :·
                                                                                                    :         L_
                                                                                                                               Η-        :
                        :
        υ
        1 . »l10 ■» i unitiI0" ; i ''/ / i 1 1 1 1 |il0^ i MIIIII
       S-                                                   .
                                                                      I ] iiMiiil
                                                                     10 1        ■ .     I
                                                                                               i MiniliK)           i Minili10- . ritm ili10' LU 1 Itili10'
                                                                                                                                            Neutronencnerzic in Mo /
                                                             Abbildung 4: Tatsächliche Bewcrrungsfaktorcn der Neutronen
 ---pagebreak---                o,2b
                       I   1–1–I       I  II I                     i   i    i    i  ri i i                   I     T     i  TTTTT
o
    M
      I      /'                                                                                                                                 β
                                                                                                                                                4)
f\>    JS                                                                                                                                       U
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       01
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                                                                                                                                               <u
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                                                                                                                    Protonenenergie in MeV
                               Abbildung 5: Faktoren '"ür die Umrechnung der Protononflußdichtc in Äquivalentdosisrnten
 ---pagebreak---                                  ANHANG III
        1 « Grenzwerte der jährlichen Inkorporation durch Einatmung und ab-                      s
            geleitete Konzentrat ionsgrenzwerte der Radionuklide in der Atem-                    >
            luft für strahlenexponierte Arbeitskräfte sowie Grenzwerte der                       5
            jährlichen Inkorporation 'durch Einatmung und Aufnahme über den
            Gastrointestinaltrakt für Einzelpersonen der Bevölkerung.                             f
                           .                                                    . ■       "      \
          ■ Die Werte in den Tabellen la und lb entsprechen den Jahresgrenz- '          .         i
                                                                                                  /'
            dosen nach den Artikeln 7 , 8 und 11 für strahlenexponierte                        ' j
            Arbeitskräfte und 'für Einzelpersonen der Bevölkerung.                                i
            Die Werte in der Tabelle 2 stimmen mit den Werten der Richtlinie                       \
            vom Juni 1976 überein . Sie entsprechen nicht genau den Jahres-
            grenzdosen nach den Artikeln 7 » 8 und 11 , doch gelten vorübergehend
            bei Einhaltung dieser Werte die Jahresgrenzdosen nach den Artikeln 7 »                  ?
            8 und 11 als eingehalten.                                                               !
            Die Werte der Tabellen 1 und 2 gelten für Erwachsene . Bei Kindern               -       !
         » sind den anatomischen und physiologischen Besonderheiten Rechnung
            zu tragen , die eine Aenderung dieser Werte erforderlich machen
            können .
                                 Tabelle la
M
                        strahlenexponierte Arbeitskräfte          Einzelpersonen der Bevölkeruni
Radionuklid       Form
                        Grenzwerte der     Abgeleitete Kon­ Grenzwerte der          Grenzwerte df
                        jährlichen In-     z entrat i onsgr enz- jährlichen In-     jährlichen Ii
                        korporation        werte in der Atem-     korporation       korporatipn
                        durch Einatmung    luft' bei einer ,       iurch Einat- .   durch Aufnaht
                                           Bestrahlung von                 mung     über den
                                           2000 h/Jahr                              Gastrointesti
                                                                                    naltrakt
                           kBq                 kBq . m                 kBq              kBq
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                                         i
           5020/78d
 ---pagebreak---                                                  - 56 -
                                               Tabelle lb
                          strahlenexponierte Arbeitskräfte            Einzelpersonen äer Bevölkerung:
Radionuklid.      Form    Grenzwerte der      Abgeleitete Kon­       Grenzwerte der    Grenzwerte der
                          jährlichen In-      zentrat ionsgrenz- jährlichen In-        jährlichen In-
                          korporation         werte in der Atem- korporation           korporation
                          durch Einatmung     luft bei einer        durch Einatmung durch Aufnahme
                                              Bestrahlung von                          über den
                                           I  2000 h/Jahr         ;                    Gas tro int es ti-
                                                                                       nalt rakt
                              /uCi                /uCi.cm
                                                                       yuCi               AiCi
                                                                                     I
                O I–I
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                O) -H
              **~5 rH
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               m   o
              •H *H
              rÛ T*
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              rH SU
                                       Tabelle 2
                         strahlenexDonierte Arbeitskräfte           Einzelpersonen der Bevölkerung
 Radionuklid      Form
                         Grenzwerte der      Abgeleitete Kon­       Grenzwerte der     Grenzwerte der
                         jährlichen In-      zentrat ionsgr enz- jährlichen In­      jährlichen In-
                         korporation         werte in der Atem- - korporation        korporation
                         durch Einatmung     luft bei einer         durch Einatmung   durch Aufnahme
                                             Bestrahlung von                         über den
                                             2000 h/Jahr                               Gastrointesti­
                                                                                     naltrakt
                            yuCi                  yu Ci.m              /uCi               yuCi
                  A
                   O
                  -H
              O PH
                                                                                        Ν
             •H 0)
             r-H :o
              W rH
             :o C
             -i d
               5020 /78d
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2. Mischung von Radionukliden
/ (a) Ist die Zusammensetzung der Mischung unbekannt , kann die
           Anwesenheit bestimmter Radionuklide aber mit Sicherheit ausge­
           schlossen werden , so wird der niedrigste der für die möglicher­
          weise vorliegenden Radionuklide festgelegten Grenzwerte heran­
           gezogen .
    (b ) Ist die genaue Zusammensetzung der Mischving unbekannt , wurden
           die Radionuklide dieser Mischung jedoch identifiziert , so wird
          der niedrigste der für die vorliegenden Radionuklide festge­
           legten Grenzwerte herangezogen .
    ( c ) Herrschen die Konzentration und Toxizität eines der Radionuklide
           in der Mischung vor , so gelten die für dieses Radionuklid unter .
          Nummer 1 angegebenen Grenzwerte der jährlichen Inkorporation .
    ( d ) Liegt eine Radionuklidmischung bekannter Zusammensetzung vor , so
          muss eine der folgenden Bedingungen erfüllt sein ;
                  J
         dabei istil.die jährliche Inkorporation des Radionuklids j und
                     J    1 . .            r .
         I ^ der Grenzwert der jährlichen Inkorporation dieses Radionuklids ;
         0^ die mittlere jährliche Konzentration des Radionuklids j in der
         Luft und      der abgeleitete Konzentrationsgrenzwert dieses Radionuklids
         in der Luft .                                               ^
                           • .         -j-
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. EINEICHTUNGEN UND ANLAGEN IM SINNE DES ARTIKELS 20 BUCHSTABE a )
  ABSATZ 2
  1 . Einrichtungen und Anlagen mit Reaktoren und. kritischen Anordnungen .
  2 . Einrichtungen und Anlagen mit Beschleunigern und Röntgengeneratoren .
  3 . Einrichtungen und Anlagen mit umschlossenen Strahlern für Strahlen­
      therapie und Gammagraphie sowie industrielle Bestrahlungsanlagen .
  4 « Industrieanlagen , die mit Thorium und natürlichem oder angereichertem
      Uran arbeiten :
      - Uranaufbereitungsanlagen
      - Anreicherungsanlagen
  5 . Anlagen für die Brennelementfertigung                          1
  6 . Brennstoffaufbereitungsanlagen
  7 . Bergbaubetriebe für Uran und Thorium
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