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Timestamp: 2020-08-11 01:09:13
Document Index: 189053336

Matched Legal Cases: ['§ 5', '§ 11', '§ 45', '§ 45', '§ 45', '§ 45', '§ 45', '§ 19', '§ 46', '§ 8', '§ 4']

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Aufgabe_Photonen
Kernspaltung eine Prozess von Kernphysik
Der_Strahlenunfall
Mittlere Strahlenexposition Durch Verschiedene Quellen in Deutschland .Www.grs.De
Drucksache 13/2287
Umweltradioaktivität und Strahlenbelastung im Jahr 1994
I. Auftrag und Zusammenfassung
II. Natürliche Strahlenexposition
III. Zivilisatorisch veränderte natürliche Strahlenexposition
Radioaktive Stoffe in Baumaterialien und Industrieprodukten
Radioaktive Stoffe in der Umwelt als Folge des Bergbaus
Umgebungsüberwachung an den Sanierungsbetrieben der Wismut
Iv. Zivilisatorische Strahlenexposition
Zusammenfassung der Ergebnisse für kerntechnische Anlagen
Jahresableitungen radioaktiver Stoffe aus kerntechnischen Anlagen
Berechnete obere Werte der Strahlenexposition in der Umgebung
Anwendung radioaktiver Stoffe und ionisierender Strahlen in der
Anwendung radioaktiver Stoffe und ionisierender Strahlen in For-
schung, Technik und Haushalt
Industrieerzeugnisse und technische Strahlenquellen
Zugeleitet mit Schreiben des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit vom 7. Sep-
tember 1995 gemäß § 5 Abs. 2 des Strahlenschutzvorsorgegesetzes vom 19. Dezember 1986.
Deutscher Bundestag - 13.Wahlperiode
Berufliche Strahlenexposition durch Radonfolgeprodukte in den
Fall-out von Kernwaffenversuchen
Strahlenexposition durch den Unfall im Kernkraftwerk Tschernobyl
Strahlendosis und Strahlenwirkung
Strahlendosis und ihre Einheiten
Externe und inte rn e Bestrahlung
Stochastische und deterministische Strahlenwirkung
Gene tisch vererbbare Defekte
5. Induktion von Leukämie und Krebs
6. Risikoabschätzung
7. Effektive Dosis
Erläuterung der benutzten Fachausdrücke
Deutscher Bundestag -13. Wahlperiode
Das Strahlenschutzvorsorgegesetz vom 19. Dezem-
ber 1986 (BGBl. I S. 2610), zuletzt geändert durch das
Gesetz vom 24. Juni 1994 (BGBl. I S. 1416), sieht die
jährliche Berichterstattung durch den Bundesminister
für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit an
den Deutschen Bundestag und den Bundesrat über
die Entwicklung der Radioaktivität in der Umwelt
vor. Der Bericht für das Jahr 1994 wird hiermit vor-
gelegt. Er umfaßt die wichtigsten Informationen und
Änderungen im Bereich der Umweltradioaktivität
und Strahlenbelastung gegenüber den Vorjahren.
Umfassenderes Datenmaterial wird jeweils in den
ausführlichen Jahresberichten über Umweltradio-
aktivität und Strahlenbelastung" wiedergegeben.
und anderen Tätigkeiten durch Radonfolgeprodukte
auftretende berufliche Strahlenexposition überwacht.
Die mittlere effektive Jahresdosis des betroffenen
Personenkreises betrug im Berichtsjahr 1994 5,4 mSv
und lag damit weit unter dem gesetzlich festgelegten
Dosisgrenzwert von 50 mSv pro Jahr.
Die Beiträge zur zivilisatorischen Strahlenexposition
der Bevölkerung resultieren aus dem Betrieb kern-
technischer Anlagen, aus der Anwendung ionisieren-
der Strahlung und radioaktiver Stoffe in Medizin,
Forschung, Technik und Haushalt sowie aus dem
Fall-out von Kernwaffenversuchen in der Atmo-
sphäre und dem Unfall im Kernkraftwerk Tscher-
nobyl im Jahre 1986.
Der Bericht behandelt
- die natürliche Strahlenexposition (Kapitel II)
- die zivilisatorisch veränderte natürliche Strahlen-
exposition (Kapitel III)
Die Strahlenexposition der Bevölkerung der Bundes-
republik Deutschland im Jahr 1994 ist in der Ab-
bildung I.1 nach den verschiedenen Quellen aufge-
schlüsselt. Die mittlere effektive Jahresdosis der Be-
völkerung beträgt rund 4 mSv, wobei die natürlichen
und medizinischen Strahlenquellen die Hauptbei-
träge liefern, während sich Dosisbeiträge der weite-
ren Strahlenquellen im Bereich einiger Tausendstel
der Gesamtdosis bewegen.
- die zivilisatorische Strahlenexposition (Kapitel IV)
Einzelergebnisse für das gesamte Bundesgebiet im
Jahr 1994 lassen sich wie folgt zusammenfassen:
- die Strahlenexposition durch den Unfall im Ke rn
-kraftwerkTschernobyl(KapitelV).
Die natürliche Strahlenexposition setzt sich zusam-
men aus der Strahlenexposition von außen durch die
kosmische und terrestrische Komponente und aus der
Strahlenexposition von innen durch die Aufnahme
natürlich radioaktiver Stoffe in den Körper. Verände-
rungen der Umwelt des Menschen durch technische
Entwicklungen, die eine unbeabsichtigte Anreiche-
rung natürlich radioaktiver Stoffe zur Folge haben,
führen zu einer zivilisatorisch bedingten Erhöhung
der Strahlenexposition. Insbesondere Radon in Ge-
bäuden und natürlich radioaktive Stoffe aus Berg-
bau- und Verarbeitungsprozessen können zur Er-
höhung der mittleren Strahlenexposition beitragen.
Die bisher durchgeführten Messungen haben erge-
ben, daß in nicht mehr als 2 % der Wohnungen in
Deutschland die Radonkonzentration in der Raumluft
über einem Wert von 250 Bq/m 3 liegt; diesen Wert
sieht die Strahlenschutzkommission als Obergrenze
des Normalbereichs an. Darüberliegende Werte tre-
ten überwiegend auf in Gebäuden in Bergbaugebie-
ten und in Gebieten, die aufgrund der geologischen
Beschaffenheit des Untergrundes erhöhte Radon-Vor-
kommen aufweisen.
- Die effektive Dosis aus natürlichen Strahlenquel-
len beträgt im Mittel ca. 2,4 mSv pro Jahr. Das ra-
dioaktive Edelgas Radon und seine kurzlebigen
Folgeprodukte liefern über Inhalation den Haupt-
beitrag zur Strahlenexposition natürlichen Ur-
sprungs mit einer effektiven Dosis von ca. 1,4 mSv
mit einer erheblichen Variationsbreite.
- Die zivilisatorische Strahlenexposition liegt, ausge-
drückt als effektive Dosis, bei ca. 1,6 mSv pro Ein-
wohner und Jahr. Der größte Beitrag wird durch
die Anwendung radioaktiver Stoffe und ionisieren-
der Strahlen in der Medizin, insbesondere durch
die Röntgendiagnostik, verursacht. Dieser Schätz-
wert kann nicht für Risikoabschätzungen bei
der Gesamtbevölkerung herangezogen werden, da
sich die medizinisch bedingte Strahlenexposition
extrem ungleichmäßig auf die Bevölkerung ver-
- Der Beitrag der Strahlenexposition durch Ke rn
In den neuen Bundesländern wird gemäß Einigungs
vertrag vom 31. August 1990 nach fortgeltendem
Recht der ehemaligen DDR die bei bergbaulichen
-kraftwerkeundsonstigekerntechnischeAnlagen
in der Bundesrepublik Deutschland zur mittleren
effektiven Dosis der Bevölkerung blieb auch im
Jahr 1994 deutlich unter 1 % der zivilisatorischen
Strahlenexposition. Die Jahresemissionen radio -
aktiver Stoffe lagen bei allen kerntechnischen An-
lagen unterhalb, bei den meisten weit unterhalb
der genehmigten Werte.
- Der Beitrag der beruflichen Strahlenexposition hat
sich gegenüber dem Vorjahr nicht verändert.
- Die durch den Unfall im Kernkraftwerk Tscher-
nobyl resultierende mittlere Strahlenexposition der
Bevölkerung ging von 0,11 mSv im Jahr 1986 auf
weniger als 0,02 mSv zurück.
- Der Beitrag der Strahlenexposition durch die in
den vergangenen Jahrzehnten in der Atmosphäre
durchgeführten Kernwaffenversuche zur effekti-
ven Dosis ist weiterhin rückläufig und beträgt 1994
weniger als 0,01 mSv. Im Jahr 1994 wurden keine
Kernwaffenversuche in der Atmosphäre durchge-
Durch natürliche Strahlenquellen ist der Mensch ei-
ner mittleren effektiven Dosis von 2,4 mSv pro Jahr
ausgesetzt. Je nach Höhenlage des Aufenthaltsortes
und der geologischen Beschaffenheit des Untergrun-
des unterliegt die natürliche Strahlenexposition star-
ken Schwankungen.
Die natürliche Strahlenexposition setzt sich aus meh-
reren Komponenten zusammen, wobei zwischen der
externen Exposition durch Höhen- und Bodenstrah-
lung (kosmische und terrestrische Komponente, sie-
he Anhang B) und der internen Strahlenexposition
durch Inkorporation radioaktiver Stoffe über Inhala-
tion und Ingestion unterschieden wird.
nimmt man eine Aufenthaltsdauer von 5 Stunden pro
Tag im Freien und 19 Stunden in Gebäuden an. Diese
Werte basieren auf einer effektiven Jahresdosis von
0,32 mSv im Freien (Wertebereich 0,06 mSv bis
2,2 mSv) und 0,43 mSv in Gebäuden (Wertebereich
0,09 bis 2,4 mSv). Die höheren Werte findet man über
Granitmassiven mit einer erhöhten spezifischen Akti-
vität der Radioisotope von Radium, Thorium und Ka-
Die externe Strahlenexposition beträgt im Mittel
0,7 mSv pro Jahr und setzt sich etwa zu gleichen Tei-
len aus der kosmischen und terrestrischen Strah-
lungskomponente zusammen.
Abbildung II.1 zeigt die ortsabhängige Verteilung
der externen Strahlenexposition im Freien in der
Die kosmische Komponente der Strahlenexposition
entsteht im wesentlichen durch Gammastrahlung.
Für den Aufenthalt in Meereshöhe wird dafür eine
effektive Dosis von 0,24 mSv pro Jahr berechnet. Die
durch Neutronen (0,03 mSv pro Jahr) und kosmische
Radionuklide (0,01 mSv pro Jahr) verursachten Bei-
träge zur kosmischen Strahlenexposition sind von
Die terrestrische Komponente der externen Strahlen-
exposition wird im wesentlichen durch die Gamma-
strahlung des Kalium-40 sowie durch die Strahlung
der Radionuklide der natürlichen Zerfallsreihen von
Uran-238 und Thorium-232 verursacht. Der Gehalt
an Kalium-40 im Boden schwankt zwischen 40 und
1 000 Bq pro Kilogramm Trockenmasse (TM). Inner-
halb der Zerfallsreihe des Uran-238 spielt das Ra-
dium-226 die wichtigste Rolle, der Gehalt im Boden
schwankt in Deutschland zwischen 10 und 200 Bq je
Kilogramm TM. Der Gehalt an Tho rium-232 aus der
Thorium-Reihe liegt zwischen 8 und 80 Bq pro Kilo-
gramm TM. Die effektive Dosis, verursacht durch ter-
restrische Strahlung von außen in Deutschland, er-
rechnet sich im Mittel zu 0,41 mSv pro Jahr, wobei
die effektive Dosis durch Aufenthalt im Freien
0,07 mSv und in Gebäuden 0,34 mSv beträgt. Dabei
Die interne Strahlenexposition des Menschen aus na-
türlichen Quellen beträgt im Mittel 1,7 mSv pro Jahr.
Allein auf das radioaktive Edelgas Radon und seine
Zerfallsprodukte entfallen ca. 1,4 mSv pro Jahr (ef-
fektive Dosis durch Aufenthalt im Freien 0,2 mSv; ef-
fektive Dosis durch Aufenthalt in Gebäuden 1,2 mSv).
In den letzten Jahren ergaben sich neue Erkennt-
nisse über die Wirkung des Radons. Die Inte rn atio-
nale Strahlenschutzkommission (ICRP) hat daher
1993 in ihrer Publikation Nr. 65 Empfehlungen zum
Schutz vor Radon-222 in Wohnungen und am Ar-
beitsplatz vorgelegt und eine neue Dosiskonvention
vorgeschlagen, bei deren Anwendung sich die Strah-
lenexposition durch Radon und seine Folgeprodukte
auf etwa 60 Prozent der angegebenen Werte redu-
ziert. Den Hauptanteil liefern die kurzlebigen Folge-
produkte des Radon-222 (Halbwertszeit 3,8 Tage).
Das Radon-222 ist ein Tochterprodukt des Radium-
226 und gelangt durch Diffusion aus dem Erdboden
in die bodennahe Luft. Radon und seine Zerfallspro-
dukte werden mit der Atemluft aufgenommen. Wäh-
rend das Radon selbst zum größten Teil wieder aus-
geatmet wird, scheiden sich seine Zerfallsprodukte
vorwiegend in verschiedenen Bereichen des Atem-
traktes ab. Die beim radioaktiven Zerfall auftretende,
biologisch besonders wirksame Alphastrahlung führt
zu einer Strahlenexposition des Atemtraktes. Etwa
50 Prozent der gesamten natürlichen Strahlenexposi-
tion entfallen auf die Exposition des Atemtraktes
durch die kurzlebigen Zerfallsprodukte des Radon.
Andere Organe werden durch Radon und seine Zer-
fallsprodukte nicht nennenswert belastet.
Kalium-40 sowie die Radionuklide der natürlichen
Zerfallsreihen von Uran-238 und Thorium-232 wer-
den über Trinkwasser und Nahrung (Ingestion) auf-
genommen und rufen eine mittlere effektive Jahres-
dosis von 0,3 mSv hervor.
Ill. Zivilisatorisch veränderte natürliche Strahlenbelastung
1. Radioaktive Stoffe in Baumaterialien
und Industrieprodukten
Zum Schutz der Bevölkerung gegen ionisierende
Strahlen werden seit mehr als 15 Jahren im alten und
neuen Bundesgebiet Untersuchungen über die
Strahlenexposition durch radioaktive Stoffe in Bau-
materialien, industriellen Rest- und Abfallstoffen
Ergänzend zu den Radon-Langzeitmessungen in den
alten Bundesländern wurden durch das Bundesamt
für Strahlenschutz im Zeitraum 1990 bis 1993 Mes-
sungen der Konzentration von Radon in Wohnräu-
men Ostdeutschlands durchgeführt. Dabei wurden in
nach dem Zufallsprinzip ausgewählten Wohnungen
Detektoren über ein Jahr exponiert. Die Häufigkeits-
verteilung der Radonkonzentrationen aus 1 530 Woh-
nungen entspricht im wesentlichen der aus den alten
Bundesländern (s. Tabelle III.2).
Der Gehalt der für die Strahlenexposition entschei-
denden Radionuklide Radium-226, Tho rium-232 und
Kalium-40 in Natursteinen, Baustoffen und Industrie-
produkten geht aus Tabelle III.1 hervor. Die spezifi-
sche Aktivität dieser Radionuklide in den Mate rialien
ist sehr unterschiedlich. Unter den Baustoffen natür-
lichen Ursprungs weisen saure Magmasteine, insbe-
sondere Granite, vergleichsweise hohe Gehalte an
natürlichen Radionukliden auf.
In Rückständen industrieller Prozesse können sich
radioaktive Stoffe anreichern, die bei Einsatz als Se-
kundärrohstoffe im Bauwesen zu einer erhöhten
Strahlenexposition der Bevölkerung führen können.
In Einzelfällen wurden zum Beispiel für ältere Bau-
ten, deren Wände Schlacke der Kupferschieferver-
hüttung enthalten, Strahlenexpositionen durch ex-
terne Bestrahlung von mehr als 4,4 mSv pro Jahr be-
rechnet. Vergleichsweise be trägt die Strahlenexposi-
tion bei Verwendung konventioneller Baustoffe im
Mittel nur 0,70 mSv pro Jahr. Dieser Wert beruht auf
Untersuchungen in Wohnungen der alten Bundes-
länder und wurde durch Messungen in 321 Wohnun-
gen der neuen Bundesländer mit einem Mittelwert
von 0,68 mSv pro Jahr bestätigt.
Im Rahmen des Projektes Modellhafte Sanierung ra-
donbelasteter Wohnungen in Schneeberg" wurde bis
Ende 1994 in 18 Gebäuden mit erheblich über dem
Normalbereich liegenden Radonkonzentrationen
eine Sanierung zur Verbesserung der Strahlensitua-
tion erprobt. Es zeigte sich, daß die inte rn a tional be-
schriebenen Sanierungsverfahren oft nicht ausreich-
ten, um extrem hohe Radonkonzentrationen in Häu-
sern auf ein akzeptables Niveau zu senken. Insbe-
sondere war dies bei Verbindungen der Gebäude mit
alten Gruben der Fa ll . Die zu veranschlagenden Sa-
nierungskosten liegen auf Grund dieser Besonder-
heit und der Bauweise der zum Teil sehr alten Ge-
bäude meist erheblich über den Kosten, die für Ra-
donsanierungen in der Literatur angegeben werden.
Während bei einer Reihe von Häusern ein guter Sa-
nierungserfolg erzielt wurde, gelang es insbesondere
bei Häusern mit einer veralteten Bauweise, die zu-
dem eine Verbindung mit alten Gruben haben, nicht
immer, extrem hohe Radonkonzentrationen im erfor-
derlichen Maß zu reduzieren.
Eine Außerbetriebnahme der noch aktiven Haupt-
grubenlüfter des Grubengebäudes Schlema/Aue be-
stätigte die Beeinflussung der Radonkonzentration
durch das untertägige Bewetterungssystem in einer
Reihe von Häusern.
2. Radon in Gebäuden
Die Inhala tion von Radon-222 und seinen Zerfalls-
produkten ist die dominierende Komponente natürli-
cher Strahlenexposition der Bevölkerung. Unter Be-
rücksichtigung des aktuellen wissenschaftlichen
Kenntnisstandes wurde durch die Strahlenschutz-
kommission 1994 eine erneute Beurteilung der Strah-
lenexposition durch Radon und seine Zerfallspro-
dukte in Gebäuden vorgenommen.
3. Radioaktive Stoffe in der Umwelt als Folge
3.1 Umgebungsüberwachung an den Sanierungsbe-
trieben der Wismut GmbH
In Übereinstimmung mit dem von der ICRP vorge-
schlagenen Bereich von 200 bis 600 Bq/m 3 für einen
nationalen Richtwert wurde der bereits 1988 von der
SSK empfohlene Normalbereich der Radonkonzen-
tration für Wohngebäude bis 250 Bq/m 3 bestätigt. Ra-
donkonzentrationen zwischen 250 und 1 000 Bq/m 3
Die Sanierungsbetriebe der Wismut GmbH ermittel-
ten unter Kontrolle der zuständigen Landesbehörden
im Berichtsjahr 1994 die Ableitung radioaktiver
Stoffe und die durch die bergbaulichen Tätigkeiten
insgesamt verursachte radioaktive Kontamination
der Betriebsflächen und des Umlandes.
Bei allen Sanierungsarbeiten - mit Ausnahme des
Sanierungsbetriebes in Seelingstädt - wurden für die
men zier Reduzierung der Exposition durch Radon
be trachtet, der Bereich über 1 000 Bq/m 3 als Sanie-
rungsbereich.
werdenalsErmessensbereichfüreinfacheMaßnah- Ableitungen radioaktiver Stoffe mit Abwettern und
Abwässern im Jahre 1994 neue Genehmigungswerte
festgelegt. Diese Genehmigungswerte wurden nach
Maßgabe des Optimierungsgrundsatzes der aktuel-
len Sanierungs- und Betriebssituation angepaßt. Sie
sind restriktiver als die Werte, die noch bis 1993 aus
der Zeit des aktiven Bergbaus fortgalten.
Bei den Ableitungen von Radon-222 aus Abwetter-
schächten und Wetterbohrlöchern ergaben sich 1994
an einigen Ableitungspunkten der Sanierungsbe-
triebe Schlema/Alberoda, Dresden-Gittersee und Kö-
nigstein (Abbildung III.1) geringfügige Überschrei-
tungen der Genehmigungswerte. Die für das Jahr
1994 ermittelten Werte der Ableitung radioaktiver
Stoffe mit Abwasser zeigen, daß die festgelegten Ge-
nehmigungswerte eingehalten wurden (Abbil-
dung III.2). Bei den Sanierungsbetrieben in Schlema/
Alberoda und Königstein, aber auch in Dresden-Git-
tersee, haben sich die Ableitungswerte für Radon
222 seit 1991/92 allmählich erhöht. Dieser nicht vor-
aussehbare Anstieg wurde durch notwendige Verän-
derungen bei untertägigen Arbeiten verursacht (In-
standsetzung und Bewetterung alter Gruben zur Vor-
bereitung der Flutung). Durch die zuständige Be-
hörde wurden Maßnahmen zur Reduzierung der Ra-
donableitungen und Auflagen zur kontinuierlichen
Messung der Radon-222-Konzentration in der Nähe
von Wohnbebauungen eingeleitet.
durch Messungen und Modellrechnungen nachge-
wiesen wurde, liegen in geringer Entfernung von
diesen Objekten die Werte für die Radonkonzentra-
tion bereits wieder in der für das Gebiet typischen
Spannweite von 25 bis 80 Bq/m 3. Vergleichbare Wer-
te wurden in bergbaufreien Gebieten im Süden der
neuen Bundesländer festgestellt, die ähnliche geolo-
gische Verhältnisse wie die Bergbauregionen aufwei-
Die Messungen des Bundesamtes für Strahlenschutz
im Rahmen der großräumigen Langzeitüberwachung
der Radonkonzentration in der bodennahen Luft im
Freien wurden auch im Jahre 1994 fortgesetzt.
3.2 Altlastenkataster
Nach § 11 Abs. 8 des Strahlenschutzvorsorgegesetzes
obliegt dem Bund nunmehr im Bereich der neuen
Bundesländer die Ermittlung der Umweltradioaktivi-
tät aus bergbaulicher Tätigkeit in Gegenwart natür-
lich radioaktiver Stoffe. Das für diese Aufgabe zu-
ständige Bundesamt für Strahlenschutz führt hierzu
seit 1991 das Projekt Radiologische Erfassung, Un-
tersuchung und Bewe rtung bergbaulicher Altlasten
(Altlastenkataster) " durch.
Die aus den übrigen bergbaulichen Anlagen (vor al-
lem industrielle Absetzanlagen, Halden) freigesetzte
Radonaktivität wird aus den Radium-226-Konzentra-
tionen der deponierten Mate rialien unter Zugrunde-
legung einer abgeleiteten normierten Freisetzungs-
rate von 1 Bq Rn-222/m 2 sec pro Bq Ra-226/g Mate-
rial mit einer theore tisch möglichen Radonfreiset-
zung von 2.10 15 Bq pro Jahr abgeschätzt. Diese Ab-
schätzung bezieht sich auf die Situa tion vor Beginn
der Sanierungstätigkeiten; infolge der bereits abge-
schlossenen Sanierungsarbeiten hat sich die Radon-
freisetzung zwischenzeitlich verringert.
Der in der 2. Projektphase ( Altlastenverifikation",
1992/93) verifizierte und bewertete Datenbestand
wurde 1994 in die für die Ergebnisdokumentation
entwickelte Datenbank A.LAS.KA (Altlastenkataster)
Kontrollmessungen in der Umgebung der Bet riebe
haben gezeigt, daß durch Ableitung von Uran und
Radium-226 mit den Abwässern in den großen Vor-
flutern der Bergbaugebiete (Elbe, Mulde, Weiße El-
ster und Pleiße) keine oder nur geringfügige Verän-
derungen der natürlichen Aktivitätskonzentration
dieser Radionuklide verursacht wurden. In den un-
mittelbar durch Ableitungen be troffenen kleineren
Zuflüssen zu den o. g. Gewässern tritt aufgrund der
geringeren Abflußmenge eine im Vergleich zum na-
türlichen Pegel deutlich erhöhte. Aktivitätskonzentra-
lion dieser Radionuklide auf. Diese Gewässer werden
jedoch nicht genutzt. Unter der Annahme der Nut-
zung der großen Vorfluter als Trinkwasser ergibt sich
eine theore tisch ermittelte effektive Jahresdosis von
0,001 bis 0,02 mSv/a.
Der Bericht über die Ergebnisse der 2. Projektphase,
die in der Datenbank gespeicherten Informationen
sowie thema tische Übersichtskarten wurden den für
den Vollzug des Strahlenschutzes zuständigen Län-
derbehörden in Sachsen, Thüringen und Sachsen-
Anhalt übergeben. Damit verfügen diese Vollzugsbe-
hörden nunmehr über eine wich tige Erkenntnis-
grundlage zur radiologischen Altlastensituation, die
auch bei Entscheidungen über Notwendigkeit und
Inhalt möglicher expositionsverringernder Maßnah-
men herangezogen werden kann.
Die im Rahmen der Immissionsüberwachung in den
Bergbaugebieten ermittelte Aktivitätskonzentration
von Radon-222 in der Atemluft im Freien übersteigt
häufig die für große Gebiete Mittel- und Nord-
deutschlands charakteristische Sp annweite von 8 bis
23 Bq/m 3. Auf Betriebsflächen und in der unmittelba-
ren Nähe von Abwetterschächten, industriellen Ab-
setzanlagen und einigen großflächigen Halden wur-
den insbesondere bei ungünstigen atmosphärischen
Bedingungen (z. B. Inversionen in Tallagen) Spitzen-
werte bis zu 500 Bq/m 3 Radon-222 festgestellt. Wie
Ziel der in den Jahren 1993/94 eingeleiteten 3. Pro-
jektphase ( Altlastenuntersuchungen") ist die ge-
naue Eingrenzung der Flächen, die bergbaubedingt
eine erhöhte Umweltradioaktivität aufweisen, sowie
die Ermittlung der Ausdehnung und Tiefenvertei-
lung der radioaktiv kontaminierten Schichten. Hierzu
wurden im Rahmen einer Erstbewertung 1993 zu-
nächst die Punkte und Flächen identifiziert, die deut-
lich erhöhte Werte der Gamma-Ortsdosisleistung
oder der Radionuklidkonzentrationen in einzelnen
Umweltmedien zeigen. Ferner wurden an den Stand-
orten Dittrichshütte, Aue/Hakenkrumme und Freital
erste Meßprogramme durchgeführt. 1994 wurden
weitere Meßprogramme in den Verdachtsflächen
Gottesberg und Johanngeorgenstadt (Altbergbauge-
biete und Uranerzbergbaugebiete der Nachkriegs-
zeit) sowie Hettstedt (Abbaugebiet von uranvererz-
tem Kupferschiefer) durchgeführt.
Bis zum Jahre 1997 sollen die Untersuchungen für
alle Verdachtsflächen abgeschlossen sein. Es wird
dann ein vollständiger Überblick über die bergbau-
bedingte Umweltradioaktivität vorliegen.
Bandbreite der spezifischen Aktivität natürlicher Radionuklide
in Baustoffen und Industrieprodukten in Bq/kg Trockenmasse (TM)
(Bq/kg TM)
Baustoffe natürlichen Ursprungs
saure Magmagesteine
380-4 000
100- 380
Naturgips, Anhydrit
< 40- 240
3-1 200
Bims, Tuff, Lava
< 20- 200
490-2 000
Finalbaustoffe, Bindemittel
40- 800
10- 330
< 40- 700
Kalk, Kalkhydrat
< 20- 600
Sonstige Industrieprodukte, Rohstoffe
< 20-1 000
< 20-
< 40-8 000
< 20- 100
< 40- 900
< 20- < 50
< 4- 220
Bergbauabraum
30-5 900
40-1 200
Braunkohlefilteraschen
12- 610
110- 230
Bauxit, Rotschlamm
< 50-1 000
Relative Häufigkeiten der Radonkonzentrationen
in Wohnungen Ost- und Westdeutschlands
Radon- Relative Häufigkeit in %
in Bq/m 3
1. Kerntechnische Anlagen
1.1 Zusammenfassung der Ergebnisse
für kerntechnische Anlagen
Aus den für das Jahr 1994 ermittelten Werten für die
Ableitung radioaktiver Stoffe mit Abluft und Abwas-
ser aus kerntechnischen Anlagen geht hervor, daß
die von den zuständigen Behörden festgelegten
Höchstwerte für die jährlichen Emissionen in allen
Fällen eingehalten wurden. Die tatsächlichen jähr-
lichen Ableitungen liegen im allgemeinen deutlich
unter den Genehmigungswerten, wie beispielsweise
für Kernkraftwerke der Vergleich zwischen den Wer-
ten der Abbildung IV.2 und üblichen Genehmi-
gungswerten von ca. 10 15 Bq für Edelgase, ca.
3.10 10 Bq für Aerosole und ca. 10 10 Bq für Iod-131
Die für 1994 ermittelten jährlichen Ableitungen ra-
dioaktiver Stoffe mit Abluft und Abwasser von Kern-
kraftwerken sind in den Abbildungen IV.2 und IV.3
angegeben und nach Nuklidgruppen aufgeschlüs-
selt. Sie liegen in der Größenordnung der Ableitun-
gen der Vorjahre und unterschreiten deutlich die ent-
sprechenden Genehmigungswerte. In Abbildung IV.4
sind die Daten über die Ableitung radioaktiver Stoffe
mit der Abluft aus den Forschungszentren Karlsruhe,
Jülich, Rossendorf und Geesthacht für das Jahr 1994
zusammengefaßt. Die Ableitungen radioaktiver
Stoffe aus den übrigen Forschungsreaktoren betra-
gen im Mittel nur einige Prozent der Ableitungen
von Kernkraftwerken. In Abbildung IV.5 sind die ent-
sprechenden Abwasserdaten im Jahr 1994 zusam-
mengestellt. Abbildung IV.6 enthält Angaben über
die Ableitung radioaktiver Stoffe mit Abluft und Ab-
wasser aus kernbrennstoffverarbeitenden Bet rieben.
Die für 1994 aus den jährlichen Ableitungen nach
der Allgemeinen Verwaltungsvorschrift zu § 45
Strahlenschutzverordnung" für eine Referenzperson
berechneten Werte der Strahlenexposition haben die
in der Strahlenschutzverordnung festgelegten Dosis-
grenzwerte unterschritten und betragen in der Regel
bei der effektiven Dosis und bei den einzelnen Or-
gandosen weniger als 10 % des jeweiligen Dosis-
grenzwertes. Damit sind die oberen Werte der Strah-
lenexposition durch Ableitungen radioaktiver Stoffe
aus kerntechnischen Anlagen deutlich kleiner als die
Schwankungsbreite der natürlichen Strahlenexposi-
tion in der Bundesrepublik Deutschland.
Im benachbarten Ausland waren Ende 1994 in
Grenznähe, d. h. bis zu einer Entfernung von 30 km
zur deutschen Grenze, die in Tabelle IV.1 aufgeführ-
ten kerntechnischen Anlagen in Betrieb. Das Ke rn
-kraftwerkMühlebergwurdetrotzdergrößerenEnt-
fernung zur deutschen Grenze mitberücksichtigt,
weil es im Einzugsgebiet des Rheins liegt. Über die
jährlichen Emissionen kerntechnischer Anlagen in
EG-Ländern berichtet die Kommission der Europäi-
schen Union. Die Ableitungen der schweizerischen
Anlagen werden in den jährlichen Berichten der Eid-
genössischen Kommission zur Überwachung der Ra-
dioaktivität veröffentlicht.
Der Beitrag der kerntechnischen Anlagen in der Bun-
desrepublik Deutschland sowie im angrenzenden
Ausland zur mittleren effektiven Dosis der Bevölke-
rung der Bundesrepublik Deutschland lag auch 1994
deutlich unter 0,01 mSv pro Jahr (Abbildung I.1) und
ist damit für das Strahlenrisiko ohne Bedeutung.
1.3 Berechnete obere Werte der Strahlenexposition
1.2 Jahresableitungen radioaktiver Stoffe
aus kerntechnischen Anlagen
Die Ableitungen radioaktiver Stoffe mit Abluft und
Abwasser aus kerntechnischen Anlagen werden
nach der Richtlinie zur Emissions- und Immissions-
überwachung kerntechnischer Anlagen" von den
Betreibern der einzelnen Anlagen ermittelt und an
die zuständigen Aufsichtsbehörden berichtet. Einzel-
heiten über Umfang der Messungen, Meßverfahren,
Probeentnahme, Instrumentierung und Dokumenta-
tion der Meßergebnisse sind in Regeln des Kerntech-
nischen Ausschusses festgelegt. Die von den Betrei-
bern der Anlagen vorzunehmenden Messungen wer-
den durch Kontrollmessungen behördlich beauftrag-
ter Sachverständiger entsprechend der Richtlinie
über die Kontrolle der Eigenüberwachung radioak-
tiver Emissionen aus Kernkraftwerken" überprüft.
Aus den Ergebnissen der Emissionsüberwachung
wird die Strahlenexposition der Bevölkerung in der
Umgebung der kerntechnischen für die in
der Strahlenschutzverordnung definie rte Referenz-
person nach dem Verfahren ermittelt, das in der All-
gemeinen Verwaltungsvorschrift zu § 45 Strahlen-
schutzverordnung: Ermittlung der Strahlenexposition
durch die Ableitung radioaktiver Stoffe aus kerntech-
nischen Anlagen oder Einrichtungen" festgelegt ist.
Die in den Abbildungen IV.7 bis IV.10 angegebenen
Expositionswerte stellen obere Werte dar, die gemäß
§ 45 Abs. 2 StrlSchV für eine Referenzperson an den
ungünstigsten Einwirkungsstellen ermittelt wurden.
Die ungünstigsten Einwirkungsstellen sind die Stel-
len in der Umgebung einer Anlage, bei denen auf-
grund der Verteilung der abgeleiteten radioaktiven
Stoffe in der Umgebung durch Aufenthalt oder durch
Verzehr do rt erzeugter Lebensmittel die höchste
Strahlenexposition der Referenzperson zu erwarten
ist. Bei der Berechnung dieser Werte wurden die in
Anlage XI StrlSchV genannten Expositionspfade und
die Lebensgewohnheiten der Referenzperson be-
rücksichtigt, die ungünstige Ernährungsgewohnhei-
ten und Aufenthaltszeiten beinhalten.
Die Ergebnisse der Berechnung der Strahlenexposi-
tion der Bevölkerung im Jahr 1994 in der Umgebung
von Kernkraftwerken durch die Ableitung radioakti-
ver Stoffe mit der Abluft enthält Abbildung IV.7. An-
gegeben ist die effektive Dosis für Erwachsene und
Für die Strahlenexposition über das Abwasser aus
Forschungszentren ergibt die Abschätzung aufgrund
von Meßwerten, die bei radiologischen Untersuchun-
gen ermittelt wurden, einen oberen Wert von
0,02 mSv pro Jahr.
Kleinkinder sowie die Schilddrüsendosis für
kinder über sämtliche relevanten Expositionspfade:
Gammastrahlung aus der Abluftfahne (Gammasub-
mersion), Gammastrahlung am Boden abgelagerter
radioaktiver Stoffe, Inhalation und Ingestion. Ab-
bildung IV.7 zeigt als größten Wert der effektiven
Dosis für Erwachsene 0,007 mSv (rund 2 % des
Grenzwertes nach Strahlenschutzverordnung) und
für Kleinkinder 0,013 mSv (rund 4 % des Dosisgrenz-
wertes) beim Kernkraftwerk Würgassen. Der größte
Wert der Schilddrüsendosis für Kleinkinder ergibt
sich mit 0,014 mSv (rund 2 % des Dosisgrenzwertes)
jeweils bei den Kernkraftwerken Würgassen und
Für die kernbrennstoffverarbeitenden Betriebe in
Hanau, Karlstein, Lingen und Gronau sind in
Abbildung IV.10 die für die ungünstigste Einwir-
kungsstelle berechneten oberen Werte der effektiven
Dosis für Erwachsene und Kleinkinder sowie die obe-
ren Werte der Lungendosis für Kleinkinder durch die
Emissionen radioaktiver Stoffe mit der Abluft ange-
geben. Der höchste Wert der effektiven Dosis be trägt
0,0004 mSv für Erwachsene (rund 0,1 % des Grenz-
wertes), der höchste Wert der Lungendosis 0,001 mSv
für Kleinkinder (rund 0,1 % des Grenzwertes).
In Abbildung IV.8 sind die aus den Ableitungen ra-
dioaktiver Stoffe mit dem Abwasser aus Kernkraft-
werken resultierenden oberen Werte der effektiven
Dosis für Erwachsene und Kleinkinder zusammenge-
stellt. Hierbei wurden ebenfalls ungünstige Ver-
zehrs- und Lebensgewohnheiten angenommen, ins-
besondere für Erwachsene ein hoher Konsum an
Flußfisch, der in der Kühlwasserfahne gefangen wur-
de und für beide Personengruppen der Aufenthalt
von 1 000 Stunden am Flußufer oder auf Wiesen in
Flußnähe. Der größte Wert der effektiven Dosis be-
trägt 0,0005 mSv (entsprechend rund 0,2 % des
Grenzwertes) beim Standort der Kernkraftwerke
Neckar 1 und 2.
Die durch die Ableitung von Alphastrahlern mit dem
Abwasser bedingten Werte der effektiven Dosis von
Erwachsenen und Kleinkindern in der Umgebung
kernbrennstoffverarbeitender Betriebe sind in Ab-
bildung IV.6 aufgeführt. Wie im Vorjahr liegen auch
im Jahr 1994 die Werte der effektiven Dosis in der
Umgebung aller kernbrennstoffverarbeitenden Be-
triebe bei jeweils weniger als 0,0001 mSv.
Entsprechend der Allgemeinen Verwaltungsvor-
schrift zu § 45 Strahlenschutzverordnung wurde die
Strahlenexposition am Unterlauf der Flüsse näher be-
trachtet, wobei jeweils sämtliche Emittenten berück-
sichtigt wurden. Die höchste effektive Dosis wurde
mit etwa 0,002 mSv für Erwachsene und Kleinkinder
im Mündungsgebiet des Neckars ermittelt; am Unter-
lauf der Weser wurden für Erwachsene 0,0004 mSv
und für Kleinkinder 0,0005 mSv berechnet. An Rhein,
Donau und Main liegen die effektiven Dosen bei
0,0002 mSv. Zu diesen Werten trägt vor allem die äu-
ßere Bestrahlung auf Überschwemmungsgebieten
bei, die im wesentlichen durch Ablagerungen in frü-
heren Jahren bedingt ist.
Die Ableitung radioaktiver Stoffe mit der Abluft aus
dem Endlager für radioaktive Abfälle Morsleben
(ERAM) ist in Tabelle IV.4 aufgeführt. Im Jahr 1994
wurde wie im Vorjahr kein Abwasser aus der speziel-
len Kanalisation des Kontrollbereiches in die Umge-
bung abgegeben. Der durch die Ableitung radioak-
tiver Stoffe im Jahr 1994 mit der Abluft ermittelte
Wert der effektiven Dosis für Erwachsene betrug
0,0008 mSv, für Kleinkinder 0,0014 mSv; dies sind
0,3 % bzw. 0,5 % des Grenzwertes nach der Strahlen-
schutzverordnung. Die Lungendosis errechnete sich
zu 0,0050 mSv für Erwachsene und 0,0099 mSv für
Kleinkinder (ca. 0,6 % bzw. 1,1 % des Grenzwertes).
Die in Abbildung IV.9 angegebenen . Werte für die
entsprechenden Strahlenexpositionen durch die Ab-
leitung radioaktiver Stoffe mit der Abluft aus For-
schungszentren stammen aus den Jahresberichten
und aus zusätzlichen Angaben der Strahlenschutzab-
teilungen der Forschungszentren Karlsruhe, Jülich,
Rossendorf und Geesthacht. Die Abbildung weist für
die effektive Dosis im Jahr 1994 als höchsten Wert
0,0034 mSv (rund 1 % des Grenzwertes) für Erwach-
sene und 0,0059 mSv (2 % des Grenzwertes) für
Kleinkinder beim Forschungszentrum Jülich auf. Der
höchste Wert der Schilddrüsendosis für Kleinkinder
ergibt sich mit 0,008 mSv (rund 1 % des Grenzwertes)
ebenfalls beim Forschungszentrum Jülich.
Bei den Kernbrennstoff-Zwischenlagern Ahaus und
Gorleben sowie bei Faßlagem wie z. B. Gorleben,
Mitterteich oder Faßlagern innerhalb kerntechni-
scher Anlagen treten im Normalbetrieb keine nen-
nenswerten Emissionen radioaktiver Stoffe auf; da-
her ist die hieraus resultierende Strahlenexposition
der Bevölkerung vernachlässigbar gering. Meßbar ist
im allgemeinen nur die Gammadosisleistung in un-
mittelbarer Nähe dieser Anlagen. Bei Zwischenla-
gern wie z. B. Abklingbecken für Brennelemente
oder Anlagen zur Abfallkonditionierung, die sich in-
nerhalb von Kernkraftwerken, Kernforschungszen-
tren und sonstigen kerntechnischen Betrieben befin-
den und in deren Fortluftführung bzw. Abluftplan
und ggf. Abwasserbehandlung einbezogen sind,
werden die Emissionen in den bilanzierten Ableitun-
gen des jeweiligen Standortes erfaßt und bei der Er-
mittlung der Strahlenexposition der Bevölkerung be-
Der Betrieb kerntechnischer Anlagen in Nachbarlän-
dern (Tabelle IV.1) führte 1994 unter Anwendung der
Allgemeinen Verwaltungsvorschrift zu § 45 Strahlen-
schutzverordnung auf Bundesgebiet zu oberen Wer-
ten der effektiven Dosis im Bereich von 0,005 mSv.
Für die Schilddrüsendosis eines Kleinkindes über
sämtliche relevanten Expositionspfade errechnet sich
ein oberer Wert von 0,02 mSv pro Jahr; den größten Beitrag zur Schilddrüsendosis liefert der Weide-Kuh- Milch-Pfad. Bei den im Rahmen der Umgebungs- überwachung durchgeführten Messungen des Ra- dioiodgehaltes von Milchproben aus grenznahen Weidegebieten wurde im Berichtszeitraum Iod-131 in Milch nicht nachgewiesen.
wodurch sich das Langzeitstrahlenrisiko bezüglich der Tumorentstehung vermindert. Bei der Strahlen- exposition des einzelnen untersuchten Patienten kann ein Rückgang je Untersuchung angenommen werden, der auf die Einführung dosissparender Un- tersuchungstechniken, z. B. durch den Einsatz von empfindlicheren Röntgenbildverstärkern und verbes- serten Film-Folien-Systemen, zurückzuführen ist.
Die Nuklearmedizin liefert im Vergleich zur Röntgen- diagnostik wegen der niedrigeren Anwendungshäu- figkeit und der zum Teil niedrigen effektiven Dosis je Untersuchung einen wesentlich geringeren Beitrag zur Strahlenexposition der Bevölkerung. Er liegt etwa bei einem Zehntel des Betrages der durch die Röntgendiagnostik verursachten Strahlenexposition (ausgedrückt als mittlere effektive Dosis).
2. Anwendung radioaktiver Stoffe und
ionisierender Strahlen in der Medizin
Die zivilisatorische Strahlenexposition der Bevölke-
rung durch die medizinische Anwendung ionisieren-
der Strahlen und radioaktiver Stoffe betrug im Jahr
1994 im Mittel, ausgedrückt als effektive Dosis, ca.
1,5 mSv. Die Röntgendiagnostik bedingt den größten
Anteil an der zivilisatorischen Strahlenexposition der
Da sich die medizinisch bedingte Strahlenexposition
extrem ungleichmäßig auf die Bevölkerung verteilt,
und zudem ältere Personen viel stärker betroffen sind
als jüngere, ist es nicht zulässig, aus der mittleren
Pro-Kopf-Exposition ein Strahlenrisiko für den
Durchschnittsbürger abzuleiten. Besonders viele und
z. T. auch dosisintensive Röntgenuntersuchungen
werden gerade bei Schwer- und Schwerstkranken
notwendig. Es ist daher falsch, wenn der aus diesen
Untersuchungen resultierende Anteil an der kollek-
tiven effektiven Dosis in Risikoabschätzungen zur
strahlenbedingten Krebsmortalität einbezogen wird.
Grundlage für eine genauere Abschätzung des
Strahlenrisikos muß die Ermittlung der Individual
und Altersverteilung der Patienten sein, die aus
Gründen des Datenschutzes nur mit großen Schwie-
rigkeiten und Ungenauigkeiten möglich ist, da sie
eine Einsichtnahme in personenbezogene Kranken-
akten erfordert. Zusätzlich erforderlich ist die Ver-
wendung alters- und geschlechtsspezifischer Risiko-
Bei der Wertung der Strahlenexposition durch medi-
zinische Maßnahmen ist zu berücksichtigen, daß dar-
aus ein Strahlenrisiko für den einzelnen resultiert,
welches bei gewissenhafter Indikationsstellung ge-
genüber dem Nutzen für seine Gesundheit in den
Hintergrund tritt. Das Risiko einer nicht (rechtzeitig)
erkannten Krankheit wegen z. B. unterlassener Rönt-
gendiagnostik ist ungleich höher als das Risiko einer
vertretbaren zusätzlichen Strahlenexposition. Für die
strahlenintensivere interventionelle Radiologie, also
therapeutische Maßnahmen (meist an den Blutgefä-
ßen), gilt dies in noch höherem Maße, da sie risikobe-
haftete Operationen einschließlich der Narkose erset-
3. Anwendung radioaktiver Stoffe und
ionisierender Strahlen in Forschung,
3.1 Industrieerzeugnisse und technische
Repräsentative Erhebungen über die Häufigkeit
röntgendiagnostischer Untersuchungen wurden vom
Bundesamt für Strahlenschutz 1988 bis 1994 durch-
geführt (Tabelle IV.3). Mittlere effektive Dosiswerte
häufiger Röntgenuntersuchungen sind in Abbil-
dung IV.1 dargestellt. Es handelt sich dabei um Do-
sen, wie sie bei Patienten in Krankenhäusern und
Arztpraxen gemessen wurden und nicht um theo-
retisch erreichbare Werte bei optimalen Unter-
suchungsbedingungen an einem idealisie rten Nor-
malpatienten" .
Bestimmte Industrieerzeugnisse wie z. B. wissen-
schaftliche Instrumente, elektronische Bauteile,
Leuchtstoffröhren, Rauch- und Feuermelder, Antista-
tika, Zahnmassen und keramische Gegenstände ent-
halten radioaktive Stoffe verschiedener A rt und Akti-
vität. Der Umgang mit diesen Erzeugnissen wird
durch ein differenzie rt es Anzeige- und Genehmi-
gungssystem geregelt, bei dem auch ein genehmi-
gungsfreier Umgang z. B. nach einer Bauartzulas-
sung möglich ist.
Die Häufigkeit von Röntgenuntersuchungen nimmt
weiter zu. Zwar zeichnet sich bei manchen klassi-
schen Röntgenuntersuchungen des Bauchraums ein
rückläufiger Trend ab. Dies ist auf den vermehrten
Einsatz alternativer Untersuchungsverfahren, insbe-
sondere Sonographie und Endoskopie zurückzufüh-
ren. Andererseits gibt es eine Zunahme sowohl bei
konventionellen als auch bei modernen, dosisinten-
siven Untersuchungsverfahren, wie Computertomo-
graphie und digitaler Subtraktionsangiographie so-
wie der interventionellen Radiologie. Letztere wer-
den vorwiegend bei älteren Patienten durchgeführt,
Bei einigen technischen Prozessen werden Strahlen-
quellen zur Messung und Steuerung (z. B. Füllstand-,
Dicke- und Dichtemessung) oder zur Qualitätskon-
trolle bei der zerstörungsfreien Materialprüfung ein-
gesetzt. Der Umgang mit diesen technischen Strah-
lenquellen bedarf u. U. der Genehmigung (Anzeige-
pflicht bei geringer Radioaktivität oder bei bauartzu-
gelassenen Geräten).
Die Strahlenschutzverordnung regelt den Umgang
mit diesen Industrieerzeugnissen, um die Bevölke-
rung vor unnötiger Strahlenexposition zu schützen.
Die mittlere effektive Dosis der Bevölkerung, die aus
der Anwendung der entsprechenden radioaktiven
Stoffe resultiert, liegt unter 0,01 mSv pro Jahr.
3.2 Störstrahler
4.2 Inkorporationsüberwachung
Störstrahler sind Geräte oder Einrichtungen, die
Röntgenstrahlen erzeugen, ohne daß sie zu diesem
Zweck betrieben werden (z. B. Elektronenmikro-
skope und Hochspannungsgleichrichter); sie unter-
liegen einer grundsätzlichen Genehmigungspflicht,
sofern eine Bauartzulassung nicht vorliegt. Zu den
Störstrahlern gehören auch Kathodenstrahlröhren in
Der Beitrag von Störstrahlern zur Strahlenexposition
der Bevölkerung führt zu einer effektiven Dosis von
weniger als 0,01 mSv pro Jahr.
Beruflich strahlenexponierte Personen, bei denen
während ihrer Tätigkeit eine Aktivitätszufuhr ober-
halb 10 % der Grenzwerte der Jahresaktivitätszufuhr
nicht ausgeschlossen werden konnte, wurden in der
Regel durch Aktivitätsmessungen in Ganz- und Teil-
körperzählern bzw. durch Analysen ihrer Ausschei-
dungen überwacht. Bei diesen Inkorporationsmes-
sungen wurden nur geringfügige, beruflich bedingte
Körpergehalte radioaktiver Stoffe ermittelt. Alle Akti-
vitätszufuhren, die gemäß Richtlinie für die Ermitt-
lung der Körperdosis bei innerer Strahlenexposition
aus den ermittelten Körperaktivitätswerten berech-
net wurden, liegen unterhalb 1 % der radionuklid-
spezifischen Grenzwerte der Jahresaktivitätszufuhr.
4.3 Berufliche Strahlenexposition durch Radon-
folgeprodukte in den neuen Bundesländern
4.1 Personendosisüberwachung
Alle beruflich strahlenexponierten Personen, bei de-
nen die Möglichkeit einer erhöhten Strahlenexposi-
tion von außen besteht, werden mit Personendosime-
tern überwacht, die von den sechs zuständigen amtli-
chen Personendosismeßstellen ausgegeben und aus-
gewertet werden. Für das Jahr 1994 liegen noch
nicht alle entsprechenden Daten der Meßstellen und
Kernkraftwerke vor, die im folgenden genannten
Zahlen sind deshalb mit einer geringfügigen Unsi-
cherheit behaftet. Die Zahl der überwachten Perso-
nen betrug im Berichtsjahr insgesamt 340 041, davon
im Bereich Medizin 234 643. Abbildung IV.11 zeigt
den Verlauf seit 1981 für die alten Bundesländer. Ab
1990 wurden auch die neuen Bundesländer berück-
In den neuen Bundesländern wird gemäß Einigungs-
Recht der ehemaligen DDR die Strahlenexposition
durch Inhala tion kurzlebiger Radonfolgeprodukte im
Bergbau und bei anderen Tätigkeiten, die nicht Um-
gang mit radioaktiven Stoffen oder Anwendung ioni-
sierender Strahlung gemäß Strahlenschutzverord-
nung sind, überwacht. 1994 wurde diese Überwa-
chung für 3 100 Personen vorgenommen, von denen
fast 80 % Sanierungsarbeiten in den Bet rieben der
Wismut GmbH ausführten.
Mehr als ein Drittel der Beschäftigten der Wismut
GmbH wurde 1994 mit personengebundenen Gerä-
ten (am Körper ge tragene spezielle Meßgeräte mit
akkumulatorgetriebener Probenahmepumpe, Filter,
Kernspur- und Thermolumineszenzdetektoren) zur
Messung der Strahlenexposition überwacht.
Die nachstehenden Dosisangaben beziehen sich auf
Photonenstrahlen, da diese in nahezu allen Kontroll-
bereichen die Dosis bestimmen. Dosisbeiträge durch
Neutronen- und Betastrahler sind nur in wenigen
Fällen von Bedeutung. Die mittlere Jahres-Personen-
dosis aller Überwachten betrug 0,30 mSv. Bei der Be-
urteilung dieses Mittelwertes ist jedoch zu beachten,
daß bei dem größten Teil aller Überwachten (ca.
85 %) während des ganzen Jahres die untere MeBbe-
reichsgrenze des Personendosimeters von 0,2 mSv
nicht überschritten wird. In diesen Fällen setzen die
MeBstellen für die Personendosis den Wert Nu ll fest,
was in den alten Bundesländern im Bereich Medizin
auf etwa 90 %, in den nichtmedizinischen Bereichen
auf etwa 76 % der Überwachten zutrifft. Bei den
verbleibenden Personen ergibt sich eine ausgeprägte
Häufung bei kleinen Dosiswerten. Bildet man einen
Mittelwert nur für die Überwachten mit von Null
verschiedenen Jahrespersonendosiswerten, so ergibt
sich eine mittlere Jahres-Personendosis von 2,1 mSv.
Die Kollektivdosis der überwachten beruflich durch
Radonfolgeprodukte strahlenexponierten Personen
betrug 1994 ca. 17 Personen-Sv, einschließlich der
Exposition durch langlebige Alphastrahler und äuße-
re Bestrahlung. Bei Berechnung der Dosis gemäß
ICRP-65 würden sich für die Kollektivdosis lediglich
9 Personen-Sv ergeben. Im nachfolgenden Text wer-
den die auf dieser Grundlage berechneten Dosisan-
gaben in Klammern gesetzt. Mehr als 13 Personen-
Sv (7 Personen-Sv) entfielen auf die Beschäftigten
der Wismut GmbH. Bei diesen wurden auch die Ex-
positionen durch langlebige Alphastrahler und durch
externe Strahlung meßtechnisch erfaßt. Bei den Be-
schäftigten in den Nichturanbergbaubetrieben und
in den sonstigen überwachten Einrichtungen mit Ex-
positionen durch Radonfolgeprodukte liefern diese
Komponenten im allgemeinen nur einen vernachläs-
sigbaren Beitrag, der pauschal mit insgesamt 10 %
der ermittelten Dosis berücksichtigt wurde.
Die Summe der Jahresdosiswerte aller Überwachten
(Kollektivdosis) im Berichtsjahr betrug 101,7 Perso-
nen-Sv.
Die Beiträge typischer Tätigkeitszweige zur Kollek-
tivdosis zeigt die Abbildung IV.12. Einige Angaben
über die berufliche Strahlenexposition in Leistungs-
kernkraftwerken sind in den Abbildungen IV.13 und
IV.14 enthalten.
Die mittlere effektive Jahresdosis aller durch Radon-
folgeprodukte beruflich exponierten Überwachten
betrug 5,4 mSv (2,9 mSv). Sie lag damit weit unter
dem Dosisgrenzwert für beruflich strahlenexponierte
Personen der Kategorie A von 50 mSv pro Jahr. Die
höchste mittlere effektive Jahresdosis erhielten die
Beschäftigten (Förderung und Sanierung) im Nicht-
uranbergbau mit 6,2 mSv (3,1 mSv), gefolgt von den
Beschäftigten in der Wismut GmbH mit 5,5 mSv
(3,0 mSv), in Schauhöhlen und Schaubergwerken
mit 5,0 mSv (2,5 mSv), in wissenschaftlichen Einrich-
tungen mit 4,9 mSv (2,5 mSv), in Wasserwirtschafts-
betrieben mit 4,3 mSv (2,2 mSv) und in Bergsiche-
rungsbetrieben mit 3,8 mSv (1,9 mSv). Die insgesamt
179 Beschäftigten (5,8 %) mit einer jährlichen effek-
tiven Dosis von mehr als 15 mSv (Grenzwert für
beruflich strahlenexponierte Personen der Kate-
gorie B) lieferten einen Beitrag von 20,8 % zur Kol-
lektivdosis. Nach ICRP-65 würden lediglich 11 Perso-
nen (0,4 %) eine Dosis größer als 15 mSv erhalten
und damit einen Beitrag von 2,2 % zur Kollektivdosis
Eine Übersicht über besondere Vorkommnisse im
Anwendungsbereich der Strahlenschutzverordnung
(beim Umgang mit radioaktiven Stoffen, Betrieb von
Beschleunigern und bei der Beförderung radioak-
tiver Stoffe) im Jahr 1994, enthält Tabelle IV.2. Die
Übersicht dient dazu, mögliche Fehlerquellen beim
Umgang mit radioaktiven Stoffen oder ionisierender
Strahlung aufzuzeigen, um vergleichbare Vorkomm-
nisse zu vermeiden. Die im Rahmen besonderer Vor-
kommnisse von Einzelpersonen erhaltenen Strahlen-
expositionen haben nicht zu einer Erhöhung der mitt-
leren jährlichen Strahlenexposition der Bevölkerung
4.4 Strahlenexposition des Flugpersonals
6. Fall - out von Kernwaffenversuchen
Die Höhe der Strahlenexposition wird maßgeblich
durch Flughöhe, Flugdauer und die geomagne tische
Breite bestimmt. Der Strahlenpegel ist im Bereich des
Äquators am niedrigsten und steigt mit zunehmender
geomagne tischer Breite an . So liegt die Äquivalent-
Dosisleistung bei Flügen in einer Höhe von etwa 10
bis 12 km bei geomagnetischen Breiten vom Äquator
bis zu 70° Nord im Bereich von 0,002 mSv/h bis
0,009 mSv/h. Bei Annahme einer über Reiseflughö-
hen und -routen nördlich 50° Nord gewichteten Äqui-
valentdosisleistung von 0,006 mSv/h und einer Flug-
zeit in Reiseflughöhe von 875 Stunden im Jahr ergibt
sich für das Flugpersonal auf diesen Routen eine
mittlere jährliche Strahlenexposition von etwa 6 mSv.
In den Jahren 1945 bis 1980 wurde eine große Anzahl
von oberirdischen Kernwaffenversuchen durchge-
führt; seit 1981 gab es nurmehr unterirdische Atom-
tests. 1994 zündete China zwei unterirdische Ke rn
-explosionen.AusdiesenunterirdischenVersuchen
resultiert keine zusätzliche Strahlenexposition der
Bevölkerung in der Bundesrepublik Deutschland.
Der allgemeine Pegel der Umweltradioaktivität
durch die früheren Kernwaffenversuche in der Atmo-
sphäre ist in den letzten 30 Jahren ständig zurück-
gegangen. Ihr Anteil an der gesamten Strahlenexpo-
sition des Menschen beträgt zur Zeit weniger als
0,01 mSv/a.
Tabelle IV.1
Kerntechnische Anlagen im benachbarten Ausland
(Stand: Dezember 1994)
Anlage/Standort
Kernkraftwerk Beznau (2 Blöcke)
Paul Scherrer Ins titut Villingen/Würenlingen
Kernkraftwerk Fessenheim (2 Blöcke)
Kernkraftwerk Cattenom (4 Blöcke)
Kernkraftwerk Dodewaard
Urananreicherungsanlage Almelo
Tabelle IV.2
Besondere Vorkommnisse beim Umgang mit radioaktiven Stoffen, Betrieb von Beschleunigern
und bei der Beförderung radioaktiver Stoffe 1994 (mit Nachträgen aus 1993)
Beurteilung der radiol.
Folgen/Bemerkungen
Feststellung der Un-
dichtheit von zwei
Strahler wurden
Am-241-Strahlern
mit je 11 GBq
Fund von 3 Prüfstrah-
lern (Cs-137; 3,6 MBq,
Pu-238; 3,9 kBq;
Pu 239/Am-2-11/
Cm-244; 5,5 kBq) in
der Briefsortieranlage
eines Postamtes
Keine, da die Strahler
unversehrt und die
Aktivitäten klein
von Plexiglasplatten
aus einem Bauschutt-
caisson kam es zu
einer Kontamination
und Inkorporation
Die Plexiglasplatten
waren nicht kontami
nationsfrei verpackt
Die Aktivitätszufuhr
betrug bei der betrof-
fenen Person 45 %
des Grenzwertes der
Maßnahmen zur Ver-
hinderung einer Wie-
derholung eingeleitet
Verschlußstörung an
Bruch eines Spann-
Geringfügige Exposi-
einer medizinischen stiftes für das An- tion bei der Bergung
Gammabestrah-
triebsritzel des Ver-
des Patienten;
lungseinrichtung schlußsystems Patientenüberexposi-
tion konnte in den
nachfolgenden Be-
strahlungen ausge-
glichen werden
Fund von Schulstrah-
lenquellen auf einer
Sondermülldeponie;
Unsachgemäße Auf-
Die Strahler wurden
Co-60-Strahler
(je 370 kBq),
Kr-85-Strahler
(je 185 kBq),
Na-22-Strahler
(je 374 kBq),
Cs-137-Strahler
(je 185 kBq)
Ausfall der beiden
Abschaltmonitore an
einem medizinischen
Drucktastensatz des
Bedienungspultes
Patientenüberexposi
tion von ca 20 %
konnte in den nach
folgenden Bestrah-
lungen ausgeglichen
Drucktastensatz
An einem Grenz-
übergang wurde dem
Fahrer eines Fahr
zeuges, das eine fern-
bedienbare medizi-
nische Applikations-
36 Cs-137-Strahlern
mit insgesamt 54 GBq
geladen hatte, die
Fahrer besaß keine
noch Tabelle IV.2
Mitteilung über das
vor 1989 erworben;
Cs-137-Strahlern
(je 22 GBq) in einem
war nicht erteilt
Nach aufsichtlicher
Prüfung und Anord
nung nach § 19 (3)
AtG wurden die
Quellen entsorgt
Brandin einer Staub-
verladeanlage mit Meß-
einrichtung, die 6 Cs
137-Strahlerenthielt
Keine; 5 der 6 Quel-
len dicht, 1 Quelle im
Behälter geschmol
zen (8,8 GBq)
durch Sachverstän-
dige; Strahler wur
den entsorgt
Brand in einem Be-
reich einer radiome-
trischen Bandwaage
Keine; der Cs-137-
Strahler blieb unver-
Verkehrsunfall bei
Keine; Geräte
der Beförderung von
Gammaradio-
graphiegeräten
Fund von 3 Sr-90-
Quellen (je 150 MBq)
Quellen wurden
Keine, da Quellen im
1,85 GBq Kr-85 aus
einem Strahler
Fensterfolie des
von Personen oder
eines Gammaradio-
graphiegerätes war
Ir-192-Quelle
Handkontakt mit
Quelle; abgeschätzte
Teilkörperdosis 2 Sv;
abgeschätzte effek-
tive Dosis 0,1 mSv
ermächtigten Arzt
(1,6 TBq) nicht ent-
Fund eines Fasses
Radioaktiv"
Unzulässige Beseiti-
Keine, da keine
radioaktiven Quellen
Entsorgung des Fas-
ses wurde veranlaßt
Undichtheit eines
Korrosion, Scheuer-
stellen, Kratzer
prüfung; Strahler
Co-60-Strahlers
(2,8 GBq) bei turnus-
mäßiger Prüfung
und entsorgt
einer medizinischen
Gammabestrah
lungseinrichtung
Nichtauslösen des
Fehler wurde
Kontamination der
Undichtheit von
Verdacht bei Dicht-
heitsprüfung nicht
bestätigt. Kontamina
tion der Behälter ver
mutlich von bereits
entsorgten Strahlern
(je 1 GBq)
2 Am-241-Strahlern
Strahler wurden in
dichter Umschlie -
ßung gesichert
(je 12 GBq)
4.8. 1993
Fund eines Ra-226- Kalibrierstrahlers (11 MBg) in einem Krankenhaus
Fund eines P-32-Prä- parates (5,2 MBq) bei der Abfallsammel- stelle einer Univer- sität
Der Strahler stammte aus früherer Anwen- dung
Keine, da geringe Gammdosisleistung und unzugängliche Lagerung
Unerlaubte Beseiti- gung
Keine, da die Ober- flächendosisleistung am verpackten Präparat gering war
Beurteilung der radiol. Folgen/Bemerkungen
Strahler wurde zur Entsorgung gegeben
Verlust eines Abfall-
Infolge fehlender
gebindes mit
Kennzeichnung ver-
45,7 MBq C-14 in einer Universität
mutlich im Müllheiz- kraftwerk verbrannt
Fund eines Ra-226- Strahlers mit 5 MBq in einem Container einer Wertstoff- sammelstelle
Exposition von Perso- nen der Sammelstelle auf 0,05 mSv abge- schätzt
Vorzeitiges Ein-
Einrichtung schaltete
schalten einer medi-
durch Öffnen der Be-
zinischen Gamma-
strahlungsraumtür
bestrahlungseinrich-
ab. Die ermittelte Do-
tung als sich noch eine Assistentin im Labyrinth des Be- strahlungsraumes be- fand
sis betrug weniger als 0,1 mSv
Überflutung des La-
Starke Regengüsse
Kontamination von
gerraumes für radio- aktive Stoffe im Kel- ler eines Laborge-
Kellerräumen; keine Kontaminationen außerhalb der Keller-
Dekontamination der Räume durch- geführt. Keine
bäudes (H-3, C-14, P-32, S-35)
Unerlaubter Aufent- halt einer Person im Kontrollbereich bei
Abgeschätzte Dosis 0,2 mSv
Personen oder der Umwelt
Durchstrahlungs-
bei der Auflösung ei-
4 Sr-90-Strahlern nes Betriebes in Ver- (7,2 GBq) aus wahrung genommen einem Dickenmeß- gerät in p rivaten Räumen
6. Feststellung von Mo-
99/Tc-99m-Kontami-
nationen in Labor- räumen
Nichtbeachtung der Strahlenschutz- Bestimmungen
Aufsichtliche Anordnung zur Durchführung der Dekontamination und Änderung der Arbeitsweise
Fund von ca. 2 500
Altbestände aus der
Anzeigeinstrumten-
Keine; das Lager war
für unbefugte Perso-
nen nicht zugänglich
Entsorgung ist
ten, deren Skalen
mit Radiumleucht-
farbe (Einzelaktivität
4 bis 30 kBq) belegt
sind und von ca.
000 Schaltern, die
ca. 50 kBq) markiert
sind, in einem
Bei einer medizini-
schen Gammabe-
Keine Exposition des
strahlungseinrich-
tung ließ sich der
Strahler nicht in die
Ruheposition zurück-
graphiegerätes
(Cs-137; 296 MBq)
und einer Am-241/
Be-Quelle (1,5 GBq)
Keine; Strahler wur-
den nicht beschädigt
Tc-99-m-Kontamina-
Spritze löste sich von
tion bei Markie-
rungsarbeiten in
der Ampulle; Unacht- 3,1 MBq Tc-99; Per-
sonen- und Oberflä-
einem Krankenhaus chenkontamination
Verlust einer Sonde
mit Cd-109-Strahler
(370 MBq), die sich
in einem verschlosse-
nen Tresor befand
Diebstahl des Tresors
Tresor konnte unge-
öffnet sichergestellt
Austritt von Kr-85
aus einem angeliefer-
ten Strahler (22 GBq)
Undichter Strahler
Strahler wurde dicht
Erhöhte Strahlenex-
position von 3 Mitar-
beitern bei der Ent-
sorgung von 5 Kali-
brierstrahlern
(Co-60; 94 MBq,
0,9 MBq; Cs-137;
Ausbau der Strahlen-
ermächtigten Arzt;
keine akuten Strah-
lenschäden
TBq, 2,8 MBq;
Am-241; 74 MBq)
Effektive Dosen
der 3 exponierten
Personen auf max.
150 mSv, 50 mSv
bzw. 30 mSv abge-
schätzt, Teilkörper-
dosen (Hände) max.
2000 mSv, 150 mSv
bzw. 1 000 mSv
Fund von 2 Gasfla-
schen mit Natururan
und 1 Gasflasche mit
Bleinitrat, das 100
MBq Ra-226 enthielt
Bei der Analyse in
einem Chemielabor
Maximale Dosis auf
0,2 mSv abgeschätzt
Entsorgung ist erfolgt
Fund eines Ra-226-
Strahlers (0,9 MBq)
am Kühlwasser-
einlauf eines Kraft-
Unerlaubte Beseiti-
Strahler wurde
Keine; Verpackung
eines Versandstücks
wurde nur äußerlich
Entgleisung eines
Güterwagens mit
Meßgerätesatz
(Cs-137; 1,85 TBq)
Unzeitige Weichen-
Keine; Versandstück
Unberechtigter Ver-
kauf einer Meßein-
richtung mit Kr-85-
Strahler (1,9 GBq) ins
4 Co-60-Strahlern mit
je 18,5 MBq aus Füll-
standsmeßeinrich-
tungen eines in Kon-
kurs gegangenen
wurden anstelle der
Strahler die Strahlen-
detektoren entsorgt
Keine, da sich die
Strahler in den
Abschirmbehältern
Feststellung des Ver-
lusts eines Elektro-
neneinfangdetektors
mit Ni-63-Strahler
Mangelhafte Nach-
weisführung
keitsverfahren wurde
lusts eines Cs-137-
Strahlers (290 MBq)
in einem Kaliberg-
der Stillegung in Ver-
lust geraten
Fund einer Kiste mit
Aufschrift Radio-
Verpackung wurde
aus stillgelegtem
Betrieb entfernt
Quellen in Ver-
15 Cs-137 Quellen
(je 37 MBq) zu denen
die Verpackung ge-
hörte, wurden auf
Bet riebsgelände
lusts zweier Ra-226-
Prüfstrahler in einem
(0,2 MBq; 2,4 MBq)
Zeitpunkt des Ver-
lusts unbekannt
71 GBq C-14 über
den Abluftkamin bei
einer Synthese
Defekte Flanschver-
bindung an der Glas-
Geringfügige Inkor-
poration bei einem
Mitarbeiter, Umwelt
wurde nicht gefährdet
Glasapparatur wurde
lusts eines Ra-226-
Prüfstrahlers
(19 MBq) in einem
lusts unbekannt.
Gegen den Strahlen-
schutzverantwort-
lichen wurde ein
Fund von 5 Strahlen-
quellen aus Kampf-
stoffmeldern auf ehe-
maligem WGT-
Gelände (Ges.-Akt:
Alle Quellen wurden
61,6 MBq; davon
55 MBq Pu 241;
3,4 MBq Pu-238;
1,3MBqAm241;
1,1 MBq Pu-239;
0,8 MBq Pu-240;
1,2 kBq U-237)
Austausch der Motor-
der Abdeckfolie
Am-241-Prüfstrah-
Strahler wurde als
lers (0,3 MBq) bei
der Dichtheits-
einem genehmi-
gungspflichtigen
Transpo rt eines Typ B
(U)-Versandstückes
(Mo-99; 2,8 TBq)
Keine; das Typ B
(U)-Versandstück
wurde äußerlich be-
schädigt, der
aktive Inhalt wurde
jedoch sicher ein-
Beim Wechsel des
Strahlers an einer
fernbedienten medi-
zinischen Applika-
tionseinrichtung
(Ir-192) ließ sich der
Strahlerhalter nicht
Wechsel- und Trans-
portbehälter über-
Behälter war für den
betrug 0,4 mSv
Verhinderung einer
Vorfalls eingeleitet
Meßeinrichtung mit
Bei Einschmelzen
Suche ergebnislos,
(9,4 GBq) vermutlich
zur Verschrottung
Fund von Glasröhr-
chen mit Radium-
Farben befanden
sich in einem Nach-
Leuchtfarbe, laß
ca. 11 MBq Ra-226
mit Folgeprodukten
Gering, Gamma-
des Finders unter
NWG, max. externe
Dosis 0,05 mSv
und schuldhaftes
Überflutung des
Lagerraumes für
in einem Forschungs-
Keine, da alle Behäl-
ter und der Tresor für
Am-241-Prüfstrahlers
(0,8 MBq) bei der
Verpackung eines
Versandstücks mit
1-125 (Akt. <50 kßq)
Fehllieferung und
Bei einer fernbedien-
ten medizinischen
Bruch des Sicher-
heitsstiftes infolge
Exposition der Mitar-
beiter bei der Patien-
tenbergung war ver-
nachlässigbar. Zwei
zur Beseitigung der
Störung eingesetzte
Personen erhielten
Expositionen von
0,01 mSv bzw.
Applikationseinrich-
tung verklemmte sich
der Strahler beim
Ausfahren im Appli-
kator und erreichte
nicht die Bestrah-
lungsposition
derholung des Vor-
falls eingeleitet
Undichter 18,5 GBq-
Kr-85-Strahler in
einer Flächen-
gewichtsmeßanlage
Auftretende Unicht-
heit. Keine Beschädi-
gung feststellbar
Langsame Freiset-
zung über einen Zeit-
raum von ca. 70 h
Rechnerisch abge-
schätzte Hautdosis
für betroffenes Perso-
nal = 0,015 mSv
Strahlers (220 MBq)
in einem Tresor einer
Vorhandensein des
Strahlers war nicht
Exposition mehrerer
Mitarbeiter, max.
abgeschätzte Dosis
betroffenen Mit-
arbeiter beim er-
mächtigten Arzt.
Ergebnisse liegen
Fund eines Ionisa-
tionsrauchmelders
mit 0,5 MBq Am-241
auf einem privaten
Keine; der Melder
war unversehrt
Verlust einer Cf-252-
Doppelneutronen-
(34 MBq/42 MBq)
bei Baugrund-
Abriß und Verkan-
tung der Quellen in
72,5 m Tiefe
da keine Grund-
durch umschlossene
Quellen wurden mit
Einschalten einer
medizinischen Be-
schleunigeranlage
als sich noch eine
Ge ring, da der Vor- Eine Simulation er-
medizinisch-techni-
sche Assistentin im
fall sofort bemerkt
wurde. Auf den Per-
sonendosimetern der
Betroffenen keine
Exposition fest-
steilbar
gab eine maximale
Exposition von
0,08 mSv. Technische
Wiederholung eines
dera rtigen Vorfalls
wurden durchgeführt
25. Verlust von 2 ECD-
Detektoren, die Ni-63
mit einer Aktivität
von jeweils 555 MBq
eines Labors sind die
beiden ECD-Detek-
toren vermutlich auf
einer Deponie für
1. Bei Durchstrahlungs-
arbeiten löste sich
der Kollimator, wo-
durch der Ausfahr-
Ir-192-Strahler
Bei der Behebung
der Störung erhielt
der Prüfer eine Dosis
von 1,2 mSv, die er-
haltene Teilkörper-
dosis (Hand) wurde
auf ca. 9 mSv
Verwarnung des
(1,1 TBq) sich darin
Beschädigung einer
Sonde (1,48 GBq
Am-241, 292 MBq
Cs-137) auf einer
Keine. Überprüfung
ergab keine Konta-
mination sowie die
Dichtheit der Strahler
Brand im Bereich von
2 Füllstandsmeß-
anlagen mit je
Keine; Strahler
37 MBq Cs-137
einen Lagerraum für
Aufgrund der unter-
suchten Umstände
kann davon ausge-
Bangen werden, daß
weder Personen noch
Umwelt durch das
Ereignis geschädigt
Die zulässigen Werte
des § 46 StrlSchV
wurden nicht über-
12. 8. 1994
Lieferung von 2 I-
131-Therapiekapseln
mit falsch deklarier-
ten Aktivitäten an 2
Kliniken (1,1 GBq;
Die Kapseln wurden
bei der Hersteller-
firma vertauscht
Keine, da die fal-
schen Aktivitäten bei
der Eingangskon-
trolle in den Kliniken
490 MBq)
Diebstahl von 4 Strah-
lenquellen für Unter-
richtszwecke (Kr-85;
Die 4 Strahlenquellen
wurden bei einem
Einbruch aus einer
Pb-210-Strahlen-
kBq; Cs-137;
Schule entwendet
kBq, Pb-210;
quelle konnten die
übrigen 3 Quellen
18,5 kBq, Ra-226 mit
37 kBq)
eines Strahlergehäu-
ses mit Co-60-Strah-
ler (259 MBq) mit der
Beförderungsvor-
erhielten Dosen
unter 0,1 mSv
Versandstück wurde
liche Ermittlungen
Erhöhte Abgabe von
C-11 mit der Abluft
eines Zyklotrons
einer nuklearmedi-
zinischen Klinik
Mögliche Undicht-
heit in einem
Leitungsfall
Gering: Durch den
Vorfall wurde eine
(4,2 GBq) und damit
Verlust von 6 Co-57-
Diagnostikkapseln Luftfracht
(Ges.-Akt.: 111 kBq)
Austritt von I-131-
kontaminiertem Ab-
wasser in einer Ab-
wasserabklinganlage
Undichter Pumpen-
Keine, da fachkun-
dige Beseitigung der
Kontamination und
Reparatur erfolgte
Anonyme Abgabe ei-
ner bauartzugelasse-
nen Schulvorrichtung
mit 0,1 MBq Ra-226
bei einer Deponie
Keine, da der Strah-
ler sich im Abschirm-
behälter befand
Besitzer wurde ermit-
telt und ein Bußgeld-
der Dosisleistung
(0,1 m Sv/h) in 2 m
Abstand bei Beförde-
rung auf der Schiene
Verschobene Ab-
schirmung in Um-
Keine, da geringe
Verlust eines Prüf-
strahlers (3,7 MBq
C-14)
beladenen LKW
Keine; Verpackun-
gen blieben unbe-
Transport zweier
Sb-124-Quellen
(Ges.-Akt. 370 BGq)
per Straße ohne Mit-
führen der § 8-Ge-
Keine; Rücktransport
wurde erst nach Vor-
lage der erforder-
lichen Dokumente
erlaubt, Verfahren
nehmigung nach wegen Ordnungs-
widrigkeit eingeleitet
Flankenfahrt im Ran-
gierbahnhof mit Be-
schädigung eines mit
sonstigen radioakti-
ven Stoffen belade-
nen Containers
Hemmschuh von
Gleis abgesprungen
Keine; Versand-
stücke waren nicht
Kernbrennstoffpro-
ben wurde ohne Ge-
nehmigung nach § 4
AtG in Frankfurt/
Main eingeflogen
(Pu 239; 1,25 GBq,
Pu 241; 2,5 GBq)
Keine, Weiterflug
wurde jedoch bis
zur Vorlage der
ordnungsgémäßen
Dokumente unter-
Verlust eines Am-
241-Strahlers mit
einer Aktivität von
0,3 MBq in einer
Strahler konnte trotz
in einem Chemie-
werk u. a. in einem
Bereich, in dem
sich Füllstands- und
Dichtemeßeinrich-
Keine. Untersuchung
ergab, daß keine
freigesetzt wurden
und Abschirmungen
unversehrt blieben
tungen befanden
(110 MBq Cs-137,
MBq Cs-137,
37 MBq Co-60)
Vermeintlicher Ver-
lust eines Co-60-
Strahlers (185 MBq)
einer radiometri-
schen Meßeinrich-
Strahler hat infolge
Korrosion der Auf-
hängung eine andere
Position eingenom-
Verkehrsunfall auf
der A7 bei km 304 in
Lastzug mit radioak-
tiven Stoffen fuhr auf
einen Autotrans-
porter auf
Keine; keine Beschä-
digung des Trans-
portgutes
Verkehrsunfall beim
genehmigungspflich-
tigen Transport eines
Auffahrunfall eines
nachfolgenden Fahr-
Keine; das Versand-
stück wurde nicht
Gammaradiographie-
gerätes (Ty B (U)-Ver-
sandstück) (Ir-192,
GBq)
einer I-131-Therapie
(3 GBq) fiel die Ge-
lantinekapsel in ein
nicht an die Abwas-
serabklinganlage an-
geschlossenes Spül-
der Entnahme der
Gelantinekapsel aus
Syphons des Spül-
beckens wurde in die
Abwasserabklingan-
lage überführt; erfor-
derliche Dekontami-
nationen wurden
Tabelle IV.3
Häufigkeit von Röntgenuntersuchungen in West-Deutschland (65 Mio Einwohner), in Absolutzahlen
und in relativer Häufigkeit je 1000 Einwohner im Jahresmittel 1990-1992
Organ/Untersuchung
Ambulan t
Venendarstellung (Bein)
CT-Schädel 2)
CT-Sonstige 2)
1 511 4)
1) Entspricht 147 je 1 000 Frauen älter als 15 Jahre
2) Alle Zahlen dieser Reihe von 1992; CT: Computertomographie
3) Nur Kassenambulanz
4) Nicht klassifizierte Röntgenuntersuchungen
Tabelle IV.4
Ableitung radioaktiver Stoffe mit der Abluft
aus dem Endlager Morsleben im Jahr 1994
1,11 E+11
2,87 E+09
3,70 E+06
3,30 E+10
Deutscher Bundestag 13.Wahlperiode
V. Strahlenexposition durch den Unfall im Kernkraftwerk Tschernobyl
Die mittlere Strahlenexposition der Bevölkerung
durch den Reaktorunfall von Tschernobyl wird 1994
fast ausschließlich durch die Bodenstrahlung des im
Jahr 1986 deponie rten Radiocäsium verursacht, an-
dere Radionuklide spielen keine Rolle mehr. Dabei
leistet Cäsium-137 mit ca. 90 % den Hauptbeitrag zur
Bodenstrahlung, da aufgrund seiner physikalischen
Halbwertzeit von 30 Jahren noch 83 % der 1986 de-
ponierten Aktivität vorliegen. Cäsium-134 hingegen
ist auf weniger als 7 % des Ausgangswertes zurück-
gegangen. Bei ausschließlicher Berücksichtigung des
physikalischen Zerfalls nimmt die externe Strahlen-
exposition gegenüber dem Vorjahr um ca. 6 % ab.
Unter Berücksichtigung von Abschirmeffekten, die
durch die Rauhigkeit des Bodens und das Eindringen
des Radiocäsium in größere Tiefen sowie durch den
Aufenthalt in Gebäuden bedingt sind, ergibt sich
eine mittlere effektive Dosis der Bevölkerung durch
Bodenstrahlung von weniger als 0,02 mSv pro Jahr
(zum Vergleich: 1986 0,07 mSv). Südlich der Donau
und in einigen Gebieten des Bayerischen Waldes
und Ostdeutschlands kann die Bodenstrahlung infol-
ge örtlich und zeitlich begrenzter starker Regenfälle
zur Zeit des Durchzugs der radioaktiven Wolke, die
zu einer erhöhten Ablagerung des Radiocäsium am
Boden geführt haben, um bis zu einer Größenord-
nung höher sein. Im Vergleich dazu beträgt die mitt-
lere externe Strahlenexposition durch terrestrische
Strahlung von außen ca. 0,4 mSv und durch kos-
mische Strahlung in Meereshöhe ca. 0,3 mSv.
Grundnahrungsmittel wie Milch, Gemüse, Getrei-
de, Obst und Fleisch aus landwirtschaftlicher Pro-
duktion sind durch Radiocäsium aus dem Reaktor-
unfall nur noch geringfügig kontaminiert. Die Meß-
werte der spezifischen Aktivität bzw. Aktivitätskon-
zentration von Cäsium-137 liegen wie im Vorjahr
in den meisten Fä llen unter 1 Bq pro Kilogramm
Frischmasse bzw. pro Liter. Im Durchschnitt wird
mit der Gesamtnahrung eine Aktivität von ca.
0,2 Bq Cäsium-137 pro Tag zugeführt, woraus eine
Ingestionsdosis von 0,001 mSv pro Jahr resultiert,
die gegenüber der mittleren Strahlenexposition von
ca. 0,3 mSv durch Inges tion natürlich radioaktiver
Stoffe (Kalium-40, radioaktive Isotope von Uran
und Tho rium und deren Folgeprodukte) vernach-
lässigbar klein ist.
In Nahrungsmitteln aus Waldgebieten und verein-
zelt auch bei Fischen aus Binnenseen sind weiter-
hin spezifische Cäsium-137-Aktivitäten von einigen
hundert, in einigen Arten von Wildpilzen und in
Wildfleisch bis zu einigen tausend Bq/kg F risch-
masse zu verzeichnen, weshalb besondere Ernäh-
rungsgewohnheiten Abweichungen von der
durchschnittlichen Aktivitätszufuhr über Inges tion
bedingen können. Ein Verzehr von z. B. 200 g Ma-
ronenröhrlingen mit einer spezifischen Cäsium-
137-Aktivität von 3 500 Bq/kg Frischmasse führt zu
einer effektiven Dosis von 0,01 mSv.
A. Strahlendosis und Strahlenwirkung
(Quelle: Veröffentlichungen der Strahlenschutzkommission, Band 14)
1. Strahlendosis und ihre Einheiten
Beim radioaktiven Zerfall von instabilen Nukliden
werden energiereiche Teilchen emittie rt . Bei Radio-
nukliden, die aus kerntechnischen Anlagen freige-
setzt werden, sind dies vor allem Alpha- und Beta-
Teilchen sowie die Photonen der Gamma-Strahlung.
Durch Photoeffekt, Comptoneffekt und Paarbildung
erzeugen Photonen im bestrahlten Mate rial energie-
reiche Elektronen und Positronen. Beim Durchgang
der elektrisch geladenen Teilchen (Alpha- und Beta-
Teilchen, Elektronen und Positronen) durch Materie
wird die kinetische Energie der Teilchen diskontinu-
ierlich in vielen Teilbeträgen auf die Materie übertra-
gen. Es kommt dabei zur Ionisation und Anregung
von Atomen und Molekülen und als deren Folge zur
Radikalbildung. Die Dichte dieser Ionisations- und
Anregungsereignisse längs der Teilchenbahn hängt
von Strahlenart und Strahlenenergie ab. Man unter-
scheidet daher locker ionisierende Strahlungen (z. B.
Beta- und Gamma-Strahlung) und dicht ionisierende
Strahlung (z. B. Alpha-Teilchen). Die in Wasser als
Referenzmaterial längs eines kurzen Teilstücks der
Teilchenbahn durch Ionisation und Anregung auf die
Materie übertragene Energie, dividiert durch die
Länge dieses Wegstückes, wird als linearer Energie-
transfer (LET) bezeichnet.
festegungen und für Strahlenschutzmessungen er-
schien es daher notwendig, neben der Energiedosis
auch die Strahlenqualität, d. h. die Strahlenart und
-energie, zu berücksichtigen. Der lineare Energie-
transfer gilt vereinbarungsgemäß als physikalische
Kenngröße der Strahlenqualität. Er kennzeichnet die
vom Dosisbegriff nicht erfaßte Konzentration der auf
die Materie übertragenen Energie längs der Teil-
chenbahnen. Aus diesen Gründen ist neben der
Energiedosis D die Äquivalentdosis H für Strahlen-
schutzzwecke eingeführt worden. Die Äquivalentdo-
sis ergibt sich aus der gemessenen oder berechneten
Energiedosis durch Multiplikation mit einem von der
Strahlenqualität abhängigen Bewertungsfaktor Q.
H=Q D
Der Bewertungsfaktor Q berücksichtigt die Unter-
schiede des biologischen Risikos bei den verschiede-
nen Strahlenqualitäten.
Da Ionisations- und Anregungsprozesse zu moleku-
laren Veränderungen führen, die den Ausgangs-
punkt für die Entwicklung biologischer Strahlenwir-
kungen bilden, bezieht sich der für ionisierende
Strahlungen geltende Dosisbegriff auf die Energie
deposition in Materie durch Ionisation und Anre-
gung. Die Energiedosis ist definie rt als die in einem
kleinen Volumenelement auf die Materie übertra-
gene Energie, dividiert durch die Masse in diesem
Volumenelement. Die verwendete Dosiseinheit ist
das Gray (Gy), es entspricht einer Energieabsorption
von einem Joule pro Kilogramm, z. B. einem Kilo-
gramm Gewebe. Früher wurde für die Energiedosis
das Rad (rd) als Dosiseinheit benutzt; 1 Gy ist gleich
100 rd. Zur quantitativen Dosisangabe bei strahlen-
biologischen Dosiswirkungsbeziehungen dient die
Energiedosis.
Zur Festlegung der Bewertungsfaktoren für die ein-
zelnen Strahlenqualitäten sind experimentelle biolo-
gische Daten und klinische Erfahrungen zusammen-
gefaßt worden. Um einen exakten Vergleich der bio-
logischen Wirkungen bei verschiedenen Strahlen-
qualitäten vorzunehmen, wird zunächst die relative
biologische Wirksamkeit (RBW) bestimmt. Die RBW
ist definiert als der Quotient aus der Energiedosis
einer Referenzstrahlung (DRef) und der Energiedosis
der zu untersuchenden Strahlenqualität (Dresg), wobei
in den Quotienten diejenigen Strahlendosen einge-
setzt werden, die das gleiche Ausmaß der untersuch-
ten biologischen Wirkung herbeiführen.
(bei gleicher biologischer Wirkung)
Schon relativ frühzeitig wurde allerdings erkannt,
daß das Ausmaß einer biologischen Strahlenwirkung
nicht alleine von der Energiedosis abhängt. Beim
Vergleich verschiedener Strahlenarten miteinander
zeigte sich, daß ionisierende Strahlen mit hohem LET
(dicht ionisierende Strahlen, z. B. Alpha-Teilchen)
wesentlich wirksamer sein können als ionisierende
Strahlen mit niedrigem LET (locker ionisierende
Strahlen, z. B. Beta- und Gamma-Strahlung) bei glei-
cher Energiedosis. Dies gilt für die einzelnen biologi-
schen Effekte in unterschiedlichem Maße. Für die
Abschätzung von Strahlenrisiken, für Grenzwert
Die Untersuchung der relativen biologischen Wirk-
samkeit hat ergeben, daß die resultierenden RBW-
Werte nicht nur von der Strahlenqualität abhängig
sind, sondern auch von dem gemessenen biologi-
schen Endpunkt (z. B. Zelltod, Tumorbildung usw.),
sowie von der Strahlendosis und anderen Faktoren.
Ein biologisch exakt gemessener RBW-Wert gilt da-
her nur für sehr gut definie rte expe rimentelle Bedin-
gungen. Unter verschiedenen Bedingungen können
bei gegebener Strahlenqualität auch unterschied-
liche RBW-Werte resultieren.
Für den praktischen Strahlenschutz sind aus diesen
Gründen die gemessenen RBW-Werte nicht unmittel-
bar verwendbar, sondern man hat auf der Grundlage
der expe rimentellen RBW-Werte für die einzelnen
Strahlenqualitäten Bewertungsfaktoren Q zur Ermitt-
lung der Äquivalentdosis festgelegt. Sie beziehen
sich ebenso wie die RBW-Werte auf harte Röntgen-
strahlung als Referenzstrahlung. Die Zahlenwerte
der Bewertungsfaktoren orientieren sich aus Sicher-
heitsgründen am oberen Wertebereich der experi-
mentell erhaltenen RBW-Werte für die jeweilige
Strahlenqualität. Nach der Strahlenschutzverord-
nung gilt für die Berechnung der Äquivalentdosis der
in Anlage VII der Verordnung angegebene LET-ab-
hängige Bewertungsfaktor Q(L), der je nach Strah-
lenqualität Werte zwischen 1 und 20 besitzt. Ist das
LET-Spektrum nicht genau bekannt, so darf nähe-
rungsweise der Bewertungsfaktor 1 für Beta- und
Gamma-Strahlung, der Bewertungsfaktor 10 für
Neutronen und der Bewertungsfaktor 20 für Alpha-
Teilchen verwendet werden.
Die Einheit für die Äquivalentdosis ist heute das Sie-
vert (Sv), früher wurde die Äquivalentdosis in Rem
(rem) angegeben. Es gilt 1 Sv = 100 rem. Beispiel:
lan ge Zeit zur Strahlendosis bei. Daher wird bei der
Berechnung der Strahlendosis nach Inkorporation
derartiger Radionuklide die 50-Jahre-Folgedosis
(70-Jahre-Folgedosis bei Kindern) ermittelt. Das be-
deutet, daß bei der Festlegung des Dosisfaktors die
Dosisleistung (Strahlendosis in einem Zeitintervall,
dividiert durch dieses Zeitintervall) über die auf die
Inkorporation folgenden 50 Jahre (bzw. 70 Jahre) in-
tegriert (aufsummiert) wird. Unter diesen Prämissen
sind Dosisfaktoren für die verschiedenen Inkorpora-
tionswege (z. B. Inges tion und Inhala tion) sowie für
verschiedene chemische Formen der inkorpo rierten
Radionuklide (z. B. löslich und unlöslich) abgeschätzt
D = 0,1 mGy; Q = 20; H = 2 mSv.
2. Externe und interne Bestrahlung
Bei einer Bestrahlung von außen (die Strahlenquelle
befindet sich außerhalb des Organismus, exte rn e Be-
strahlung) ist die Eindringtiefe der verschiedenen
Strahlenqualitäten in das menschliche Gewebe sehr
unterschiedlich. Gamma-Strahlung hat wie Röntgen
StrahlungdieFähigkeit,dengesamtenKörperzu
durchdringen und ihn mit geschwächter Intensität
wieder zu verlassen, während Alpha- und Beta-Teil-
chen relativ zu den Körperdimensionen nur eine ge-
ringe Eindringtiefe besitzen. Bei Alpha-Strahlung ist
die Eindringtiefe so gering, daß nur die äußere Zell-
schicht der Haut be troffen ist. Die Keimschicht der
Haut (s tratum germativum), in der die Zellerneue-
rung stattfindet, liegt bei äußerer Alpha-Bestrahlung
bereits außerhalb der Reichweite der Alpha-Teilchen.
Bei Beta-Strahlung liegt die Eindringtiefe im Gewebe
im Bereich von einigen Millimetern, so daß es bei
einer Bestrahlung von außen bei relativ hohen Strah-
lendosen beispielsweise zu Hautschäden und Schä-
den der Augenlinse, aber nicht zu Schäden in tiefer
gelegenen Geweben kommen kann. Bei niedrigen
Strahlendosen ist die Bestrahlung durch Alpha- und
Beta-Strahlung von außen für das Strahlenrisiko
ohne Bedeutung. Radionuklide, bei deren Zerfall Al-
pha- bzw. Beta-Strahlung entsteht, sind jedoch dann
für das Strahlenrisiko relevant, wenn sie mit der Nah-
rung, dem Trinkwasser oder durch Atmung dem Kör-
per zugeführt werden und die Bestrahlung von innen
erfolgt. Zur Bestimmung der Strahlendosis ist es bei
einer Inkorporation der radioaktiven Stoffe notwen-
dig, die Verteilung der Radionuklide und ihre Ver-
weildauer im Organismus und in einzelnen Organen
sowie Geweben genau zu kennen. Die Biokinetik,
die sich vor allem aus dem Stoffwechselverhalten
und anderen biologischen Vorgängen ergibt, muß
bei der Dosisabschätzung für die Strahlenexposition
von innen berücksichtigt werden. Neben zahlrei-
chen, u. a. altersabhängigen biokinetischen Parame-
tern gehen in die Dosisermittlung die physikalischen
Eigenschaften der Strahlung und die physikalischen
Halbwertszeiten der Radionuklide ein.
Die Aktivität einer radioaktiven Substanz ist die An-
zahl der spontanen Kernumwandlungen in einem
kurzen Zeitintervall, dividiert durch dieses Zeitinter-
vall. Sie wird in Becquerel (Bq) angegeben. Die An-
zahl der Becquerel bezeichnet die Anzahl der sponta-
nen Kernumwandlungen je Sekunde. Die frühere
Einheit ist das Curie (Ci). 1 Ci ist gleich 3,7.10 1° Bq.
Kenngröße für die Exposi tion von innen ist der Dosis-
faktor, d. h. der Quo tient aus der in einem bestimm-
ten Gewebe oder Organ erzeugten Äquivalentdosis
und der dem Körper zugeführten Aktivität eines be-
stimmten Radionuklids, gemessen in Sievert pro Bec-
querel (Sv/Bq). Durch Multiplikation des Dosisfak-
tors mit der Aktivität des aufgenommenen Radionu-
klids wird die Äquivalentdosis errechnet.
Die Konzentration der Ionisa tions- und Anregungs-
prozesse ionisierender Teilchen auf den Nahbereich
der Teilchenbahnen (s. Kennzeichnung der Strahlen-
qualität durch den linearen Energietransfer) hat bei
mikroskopischer Be trachtungsweise auch die Bedeu-
tung einer von Zelle zu Zelle statistisch variierenden
Anzahl der Teilchendurchgänge; die Energiedosis
gibt nur den räumlichen Mittelwert der massebezo-
genen Energiedeposition an . Bei einer Energiedosis
von 10 mGy erfährt z. B. nur einer unter ca. 40 Ze ll
2 den Durchgang -kernendesQuerschnitts60µm
eines Alpha-Teilchens der Anfangsenergie 5 MeV.
Erst bei wesentlich höheren Dosen - für Alpha-Teil-
chen bei etwa 50 mGy - kommt es ebensooft vor, daß
ein Zellkern von einem bzw. von zwei oder mehr Al-
pha-Teilchen ge troffen wird, aber auch bei dieser Do-
sis ereignet sich in etwa 30 % aller Zellkerne kein
Teilchendurchgang. Bei locker ionisierender Strah-
lung erfahren in diesem Dosisbereich bereits alle
Zellkerne eine annähernd gleiche Anzahl von Teil-
chendurchgängen.
Radionuklide mit einer langen physikalischen Halb-
wertszeit und einer zusätzlich langen Verweildauer
(lange biologische Halbwertszeit) im Organismus tra-
gen nach einer Inkorporation über eine entsprechend
Mit abnehmender Dosis kommt man also in einen Be-
reich, in dem nicht mehr alle, sondern nur noch ein-
zelne Zellen und Zellkerne (Durchmesser des Kernes
einer menschlichen Zelle: etwa 8µm) von einem Teil-
chendurchgang be troffen werden. Die Zahl der dann
noch ge troffenen Zellkerne nimmt bei weiterer Er-
niedrigung der Strahlendosis propor tional zu dieser
ab. Der Dosisbereich, in dem diese inhomogene Ver-
teilung der Teilchendurchgänge aufzutreten beginnt,
ist von der Strahlenqualität abhängig. Bei Strahlung
mit niedrigem LET liegt er tiefer als bei Strahlung mit
hohem LET. So tritt dieses Phänomen bei Röntgen
und Gamma-Strahlung im Dosisbereich unterhalb
etwa 3 mGy und bei 14 MeV Neutronen unterhalb
etwa 50 mGy auf. Bei Alpha-Strahlung (z. B. nach
Zerfall von Plutonium-239) erstreckt sich der Bereich
der vereinzelten Teilchendurchgänge zu noch höhe-
ren Dosen. Bei inkorpo rierten Radionukliden, die an
scheinlichkeit durch eine einzige maligne transfor-
mierte Zelle hervorgerufen werden kann (monoklo-
nales Wachstum).
Partikel(Aerosole)gebundensindoderinZellen
durch Phagozytose akkumuliert sind, kann in der un-
mittelbaren Nachbarschaft eine zusätzliche Inhomo-
genität der mikroskopischen Dosisverteilung auftre-
ten. Diese Bedingungen sind bei Radionukliden, die
bei ihrem Zerfall Alpha-Teilchen emit tieren, von be-
sonderer Relevanz (hot particles).
der Dosiswirkungsbeziehungen
für stochastische und deterministische Effekte
3. Stochastische und deterministische
Im Strahlenschutz werden stochastische und deter-
ministische Strahlenwirkungen unterschieden. Beide
Kategorien von Schadenstypen haben grundsätzlich
verschiedene Dosiswirkungsbeziehungen. Bei den
deterministischen Strahlenwirkungen muß zunächst
eine Schwellendosis überschritten werden, bevor die
beschriebenen Effekte induziert werden können
(Abb. A-1). Oberhalb der Schwellendosis steigt die
Zahl der Effekte und der Schweregrad des Effektes
mit steigender Dosis an. Der Entwicklung dieser
Strahlenschäden liegt ein multizellulärer Mechanis-
mus zugrunde. Es müssen viele Zellen geschädigt
werden, damit es zu einer Manifesta tion derartiger
Effekte kommt. Zu diesen Strahlenwirkungen zählen
alle akuten Strahleneffekte, die Linsentrübung (Ka-
tarakt) und die Entwicklung von fibrotischen Prozes-
sen in verschiedenen Geweben.
Bei einem zweiten Typ von Strahlenwirkungen, den
stochastischen Effekten, wird davon ausgegangen,
daß keine Schwellendosis besteht und daß die Wahr-
scheinlichkeit des Eintretens mit steigender Strah-
lendosis zunimmt. Auch bei kleinen Strahlendosen
können also noch Wirkungen auftreten, wenn auch
mit geringerer Wahrscheinlichkeit als bei höheren
Dosen (Abb. A-1). Für den Strahlenschutz sind die
stochastischen Strahlenwirkungen daher von ent-
scheidender Bedeutung. Ihr Auftreten unterliegt
einer Zufallsverteilung, d. h. in einem Kollektiv
gleich exponierter Personen werden sie mit einer
durch den statistischen Erwartungswert nur angenä-
hert voraussagbaren Häufigkeit beobachtet. Als Ri-
siko" wird im Strahlenschutz die Wahrscheinlichkeit
des Auftretens einer stochastischen Strahlenwirkung
4. Genetisch vererbbare Defekte
bei der Einzelperson bezeichnet; den Quotienten Ri-
siko/Äquivalentdosis
nennt man Risikokoeffizient".
Zu dieser Kategorie von Strahlenwirkungen zählen
die Induktion von vererbbaren Defekten und von ma-
lignen Erkrankungen (Leukämie und Krebs). Man
geht davon aus, daß es sich hier um unizelluläre Pro-
zesse handelt. Bei den vererbbaren Defekten muß
nur eine Keimzelle geschädigt werden, damit es nach
deren Beteiligung an einer erfolgreichen Befruch-
tung zu einer Mutation in der Folgegeneration
kommt. Bei der Induktion von Leukämie und Krebs
wird angenommen, daß die maligne Transforma tion
einer Zelle ausreichend ist, um eine dera rtige Erkran-
kung zu verursachen. Man geht also davon aus, daß
Leukämie oder Krebs mit einer gewissen Wahr
Beim Menschen sind bisher keine gene tischen Muta-
tionen durch ionisierende Strahlen beobachtet wor-
den, die zu einer quantitativen Abschätzung des ge-
netischen Strahlenrisikos führen können. Auch bei
Untersuchungen von Nachkommen der Überleben-
den nach den Atombombenabwürfen in Hiroshima
und Nagasaki sind bisher derar tige Effekte nicht sta-
tistisch signifikant nachgewiesen worden. Man hat in
diesem Zusammenhang bei der Untersuchung von
mehr als 70 000 Kindern, deren Väter oder Mütter
bzw. beide Elternteile bei den Atombombenabwür-
fen in Hiroshima und Nagasaki exponiert worden
sind, lediglich einen angedeuteten, statistisch nicht
ausreichend gesicherten Trend zu erhöhten Raten an
genetischen Mutationen festgestellt.
Die quan titative Abschätzung des Strahlenrisikos be-
ruht daher auf tierexperimentellen Untersuchungen,
die vor allem an Mäusen durchgeführt worden sind.
Bei diesen Untersuchungen werden lokale Bestrah-
lungen der Gonaden vorgenommen und nach Mög-
lichkeit leicht diagnostizierbare Merkmale wie die
Fellfarbe, Form der Ohren, Form des Schwanzes, die
Bildung von Katarakten usw. analysiert. Diesen Ver-
änderungen liegen dominante, aber auch rezessive
Mutationen zugrunde. Es werden sehr häufig lineare
Dosiswirkungsbeziehungen für diese Effekte ermit-
telt, so
der Steigung derartiger
Dosiswir
kungsbeziehungen die Mutationsrate pro Gray bzw.
Sievert errechnet werden kann.
Die Versuchsergebnisse an Mäusen sind in überwie-
gendem Maße nach Strahlendosen im Bereich von
1 Gy und höher gewonnen worden, im allgemeinen
hat eine Bestrahlung mit hoher Dosisleistung stattge-
funden. Um diese Versuchsergebnisse für die Ab-
schätzung des Strahlenrisikos beim Menschen ver-
wenden zu können, sind zwei Annahmen notwendig:
gruppen müssen dabei nicht-exponierten Personen-
gruppen gegenübergestellt werden. Dann kann er-
kannt werden, ob und in welchem Ausmaß die Raten
an Leukämie und Krebs nach Bestrahlung in der ex-
ponierten Gruppe erhöht sind. Auch hier ist auf indi-
vidueller Basis eine qualitative Unterscheidung hin-
sichtlich der Frage, ob der Krebs strahlenbedingt ist
oder nicht, nicht möglich. Es kann lediglich die Wahr-
scheinlichkeit ermittelt werden, mit der eine indivi-
duelle Krebserkrankung durch die vorausgegangene
Bestrahlung verursacht ist.
1. Bei locker ionisierenden Strahlen und relativ klei-
nen Dosen und Dosisleistungen besteht zwischen
Dosis und Zahl der induzierten Mutationen eine
lineare Dosiswirkungsbeziehung ohne Schwellen-
wert. Diese Form der Dosiswirkungsbeziehung ist
bereits bei den stochastischen Strahlenwirkungen
2. Die Mutationshäufigkeit in Keimzellen des Men-
schen und der Maus ist nach identischen Bestrah-
lungsbedingungen und Strahlendosen etwa gleich
Erschwert werden diese Untersuchungen dadurch,
daß die Erkrankungen mit einer erheblichen Latenz-
zeit (5-10 Jahre bei Leukämie und mehrere Jahr-
zehnte bei Krebs) auftreten können und damit analy-
tisch, z. B. hinsichtlich der Anamnese, schwerer zu-
gänglich werden. Da Leukämien mit einer relativ
kurzen Latenzzeit nach einer Bestrahlung und mit
einem besonders hohen relativen Risiko beobachtet
werden, liegen für diese Erkrankungen verhältnis-
mäßig umfangreiche Daten vor.
Aufgrund der vorhandenen Erkenntnisse über den
Wirkungsmechanismus ionisierender Strahlung und
der Entstehung der Mutationen in Keimzellen, die zu
vererbbaren Defekten führen, steht es in der wissen-
schaftlichen Diskussion heute weitgehend außer
Zweifel, daß eine Dosiswirkungsbeziehung ohne
Schwellendosis existiert und damit auch bei niedri-
gen Dosen und niedriger Dosisleistung mit entspre-
chend geringer Wahrscheinlichkeit Mutationen auf-
treten können. Es ist gezeigt worden, daß bei einer
chronischen Bestrahlung über 300 Tage mit Gamma
Strahlen und einer Dosisleistung von 0,01 Gy pro
Tag, ebenso wie nach einer fraktionierten Bestrah-
lung von 0,1 Gy pro Tag über 60 Tage, Mutationen
bei Mäusen induziert werden können.
Es wird beobachtet, daß vor allem myeloische Leukä-
mien (akute und chronische Erscheinungsformen),
aber auch akute lymphatische Leukämien, nach Be-
strahlung vermehrt auftreten. Dagegen sind chro-
nisch-lymphatische Leukämien nicht erhöht beob-
achtet worden. Die Untersuchungen an den Überle-
benden in Hiroshima und Nagasaki, aber auch bei
Patientengruppen, wie z. B. nach Bestrahlung wegen
Morbus Bechterew, ergeben für die Gesamtpopula-
tion, daß nach Strahlendosen im Bereich von 0,5 Sv
und höher mit einer signifikanten Erhöhung der Leu-
kämierate zu rechnen ist. Strahlendosen, die unter
diesem Bereich liegen, haben bei epidemiologischen
Untersuchungen von Gruppen der Gesamtbevölke-
rung nicht zu einer statistisch signifikant erhöhten
Leukämierate geführt.
Während für die Abschätzung des genetischen Strah
lenrisikos keine ausreichenden Erfahrungen beim
Menschen vorliegen, kann m an für die Abschätzung
des Leukämie- und Krebsrisikos auf eine Vielzahl
von Daten aus epidemiologischen Untersuchungen
beim Menschen zurückgreifen. In Be tracht kommen
hierfür vor allem Untersuchungen an
- Überlebenden nach den Atombombenabwürfen in
- Personen nach beruflichen Strahlenexpositionen
- Patienten mit medizinischen Strahlenexpositio-
Da eine strahlenbedingte maligne Erkrankung sich
nicht von einer spontanen" malignen Erkrankung
unterscheidet, können Leukämie oder Krebs im Ein-
zelfall nicht allein aufgrund ihrer Erscheinungsform
oder ihres klinischen Verlaufes als strahlenbedingte
Erkrankung erkannt werden. Nur epidemiologisch-
statistische Untersuchungen können dazu beitragen,
quan tita tive Daten für die Risikoabschätzung beim
Menschen zu erhalten. Strahlenexponierte Personen-
Nach unserem heutigen Verständnis bedeutet dieses
nicht, daß geringere Strahlendosen als 0,5 Sv keine
Leukämien hervorrufen können. Die Zahl der Fälle
wird jedoch dann so klein, daß andere Faktoren wie
Lebensgewohnheiten, gene tische Prädispositionen
usw., die das Krebs- und Leukämierisiko beeinflus-
sen, mit ihrer Variabilität das strahlenbedingte Risiko
überlagern, so daß letzteres sich aus den Schwan-
kungen der spontanen" Leukämie- und Krebsrate
nicht mehr heraushebt. Bei den Überlebenden in Hi-
roshima und Nagasaki ist das Leukämierisiko nach
einer Strahlendosis von 4 Gy etwa um den Faktor 15
erhöht. Dagegen ist das Risiko für alle Krebsformen
außer Leukämien bei der gleichen Strahlendosis nur
etwa um den Faktor 2 angestiegen. Dieser Zuwachs-
faktor wird als rela tives Risiko" bezeichnet; die
spontanen" Raten an Leukämie und Krebs (Raten
ohne Bestrahlung) entsprechen einem relativen
Risiko von 1,0.
Neben dem Knochenmark (Induktion von Leukämie)
und dem Brustgewebe zählen auch Lunge und die
Epithelien der Bronchien zu den strahlenempfindli-
chen Geweben hinsichtlich der Induktion von Tumo-
ren. Eine erhöhte Rate an Lungentumoren ist bei
Bergarbeitern beobachtet worden, die in Bergwerken
mit hohem Radongehalt tätig gewesen sind. Durch
den radioaktiven Zerfall dieses mit der Atemluft ein-
geatmeten Edelgases und vor allem seiner ebenfalls
eingeatmeten, an Schwebstoffen angelagerten radio-
aktiven Zerfallsprodukte kommt es zu einer lokalen
Strahlenexposition der Bronchial- und Lungenepi-
thelien. Hierbei wird die Exposi tion in überwiegen-
dem Maße durch Alpha-Strahlung hervorgerufen.
Auch bei der Induktion von Knochentumoren liegen
Erfahrungen nach Exposition durch Alpha-Strahlen
vor. In diesem Falle sind Untersuchungen nach Be-
handlung mit Radiumpräparaten durchgeführt wor-
den. Das Radium wurde injiziert und hat sich vor
allem im Knochengewebe abgelagert.
Abbildung A-2
Schematische Darstellung der Mortalität
durch Krebs und Leukämie
Für die Risikoabschätzung wird außer bei Leukämie
und Knochentumoren von einem sogenannten relati-
ven Risikomodell ausgegangen. Für Leukämien und
Knochentumoren dagegen wird das absolute Risiko-
modell zur Risikoabschätzung eingesetzt. Bei dem
letzteren Risikomodell geht man davon aus, daß nach
einer Latenzzeit die Rate an Erkrankungen über der
spontanen" Rate liegt, nach einer weiteren Pe riode
aber keine zusätzlichen strahlenbedingten Erkran-
kungen auftreten (Abbildung A-2). Offensichtlich ha-
ben sich dann alle strahlenbedingten Erkrankungen
manifestiert. Beim relativen Risikomodell liegt die
Rate an malignen Erkrankungen in der bestrahlten
Personengruppe ebenfalls nach einer Latenzzeit über
der spontanen" Rate, aber diese Erhöhung bleibt
bis zum Lebensende erhalten. Das rela tive Risiko",
d. h. die rela tive Zunahme der strahlenbedingten
Rate im Vergleich zur spontanen" Rate, wird dabei
als über die Lebenszeit konstant angenommen
(Abbildung A-2). Das bedeutet, daß auch die strah-
lenbedingten Tumoren vorwiegend erst in einem
Die durchgezogenen Kurven geben die spontane"
Mortalität durch diese Erkrankungen an. Die ge-
punkteten Kurven geben die Mortalität nach Strah-
lenexposition entsprechend dem Relativen Risiko-
modell" und dem Absoluten Risikomodell" an.
Alter beobachtet werden,
in dem die spontanen"
Tumoren ohne Bestrahlung manifest werden. Die Ab-
schätzung des strahlenbedingten Krebsrisikos auf
der Basis des relativen Risikomodells stellt eine ma xi
-maleRisikoabschätzungdar.
Die vielfältigen epidemiologischen Untersuchungen
haben ergeben, daß eine statistisch signifikante und
damit zahlenmäßig bestimmbare Erhöhung maligner
Erkrankungen im allgemeinen erst im Dosisbereich
von einigen Zehntel bis einem Sievert eintritt. In
niedrigeren Dosisbereichen, die für die beruf-
liche Strahlenexposition (einige mSv/a bis einige
10 mSv/a) und vor allem für Expositionen der Bevöl-
kerung etwa in der Umgebung kerntechnischer An-
lagen (einige 10 µSv/a) von Bedeutung sind, müssen
daher die Strahlenrisiken durch rechnerische Ex tra-
pola tion, ausgehend von diesen höheren Strahlendo-
sen, ermittelt werden. Ferner sind die statistisch
signifikanten epidemiologischen Daten der Leuk-
ämie- und Krebserhöhung nicht nur nach Exposition
mit hohen Strahlendosen, sondern häufig auch nach
Bestrahlung mit hoher Dosisleistung erhalten wor-
den. Da die Exposition am Arbeitsplatz und in noch
stärkerem Maße in der Umwelt bei niedriger Dosis-
leistung stattfindet, ergeben sich hier zusätzliche
Schwierigkeiten bei der Ex trapola ti on zur Ermittlung
der Risikoeffizienten.
Für die Extrapolation wird angenommen, daß eine
Schwellendosis nicht existiert und daß die Dosiswir-
kungsbeziehung für die Eintrittswahrscheinlichkeit
stochastischer Effekte auch in diesem niedrigen Dosis-
bereich linear mit der Strahlendosis verläuft. Auf-
grund unserer wissenschaftlichen Kenntnisse ist eine
solche Annahme für den Strahlenschutz sinnvoll, der
Beweis dafür steht aber noch aus. Um der niedrigen
Dosisleistung im niedrigen Dosisbereich Rechnung zu
tragen, werden für den Risikokoeffizienten häufig Re-
duktionsfaktoren von 2 bis 3 eingesetzt. Für die Induk-
tion von Leukämie und Krebs hat sich in einer Reihe
von Fällen ergeben, daß sowohl eine lineare als auch
eine linear-quadratische Dosiswirkungsbeziehung an-
genommen werden kann. Für die Zwecke des Strah-
lenschutzes wird jedoch häufig der Einfachheit hal-
ber, und um Unterschätzungen auszuschließen, eine
lineare Dosiswirkungskurve zugrunde gelegt.
Unter dieser Annahme ist eine Risikoabschätzung
durch Extrapola tion, ausgehend von den Daten bei
hohen Strahlendosen, zu geringen Strahlendosen hin
möglich. Es ergeben sich dann Risikokoeffizienten,
die im Bereich von 200 bis 1 000 Todesfällen durch
Leukämie und Krebs nach Ganzkörperexposition
einer Million Menschen mit 10 mSv (1 rem) liegen
(Risikoeffizient: 2.10 -2 Sv -1 bis 1.10 -1 pro Sv). Bei
Berücksichtigung dieses Bereiches des Risikokoeffi-
zienten ergibt eine Strahlendosis von 10 mSv eine Er-
höhung der Leukämie- und Krebstodesrate, die im
Bereich von einem bis einigen Promille der sponta-
nen" Leukämie- und Krebstodesrate unserer Bevöl-
kerung liegt. Die Exposi tion der Bevölkerung in der
Umgebung kerntechnischer Anlagen der Bundesre-
publik Deutschland liegt beim bestimmungsgemä-
ßen Betrieb einschließlich von Auslegungsstörfällen
im Bereich von einigen 10 µ.Sv. Es müssen also Ex tra-
polationen über mehrere Größenordnungen der Do-
sis (etwa um den Faktor 10 4) vorgenommen werden,
um von dem Dosisbereich mit epidemiologisch ermit-
telten Daten in den Dosisbereich dieser Exposi tion zu
7. Effektive Dosis 2)
Wiederholte Berichte, daß die Zahl der Leukämieer-
krankungen bei Kindern in der Umgebung von Ke rn
an d erhöht-kraftwerkenderBundesrepublikDeutschl
sei, sind bisher mit epidemiologischen Methoden
nicht bestätigt worden. Allerdings werden in Groß-
britannien in der Umgebung von Wiederaufarbei-
tungsanlagen und älteren Anlagen erhöhte Raten an
Für die Erfassung des Gesamtstrahlenrisikos bei klei-
nen Dosen ist die sogenannte effektive Dosis einge-
führt worden. Sie enthält Bewertungsfaktoren zur
Berücksichtigung des gesamten stochastischen
Strahlenrisikos und bezieht infolgedessen sowohl die
vererbbaren Defekte als auch die Induktion von
Leukämie und Krebs ein. Aufgrund der unterschied-
lichen Strahlenempfindlichkeiten in einzelnen Ge-
weben und Organsystemen für die Induktion malig-
ner Erkrankungen sind von der Internationalen
Strahlenschutzkommission (ICRP) Bewertungsfakto-
ren (Wichtungsfaktoren) für die verschiedenen Ge-
webe und Organe festgelegt worden. Die Summe
aller Wichtungsfaktoren beträgt 1,0. Zur Ermittlung
position der Bevölkerung ist jedoch so gering, daß
durch sie diese Erhöhung nicht erklärt werden kann.
Andere Erklärungsansätze (etwa berufliche Strahlen-
exposition der Eltern; Umweltfaktoren, die an den
Standorten vorhanden, aber unabhängig von der An-
lage sind) wurden entwickelt, können aber nicht als
LeukämienbeiKindernbeobachtet.DieStrahlenex- der effektiven Dosis werden die Äquivalentdosen in
den einzelnen Organen und Geweben mit den Wich-
tungsfaktoren multipliziert und die so erhaltenen
Produkte addiert. Ein erheblicher Vorteil der effek-
tiven Dosis liegt da rin, daß das Strahlenrisiko auch
bei einer inhomogenen Bestrahlung, z. B. einer se-
lektiven Strahlenexposition einzelner Organe nach
Inkorporation radioaktiver Stoffe, bewertet werden
In der Bundesrepublik Deutschland werden derzeit
Studien ') zum Thema Kindliche Leukämie in der
Umgebung Kerntechnischer Anlagen" durchgeführt.
Die Breite des Schätzintervalls für den Risikokoeffi-
zienten spiegelt die in den Abschätzungen liegende
Ungenauigkeit nur bedingt wider. Sie ergibt sich
u. a. daraus, daß die neueren Untersuchungen
Kritisch eingewendet wird, daß die Wichtungsfakto-
ren auf das Mortalitätsrisiko und nicht auf das Morbi-
ditätsrisiko durch Leukämie und Krebs abstellen. Für
einzelne Organe, z. B. die Schilddrüse, bei denen die
Therapie der be treffenden Tumoren gute Erfolge er-
zielt, würden die Wichtungsfaktoren für die Morbidi-
tät größer als für die Mortalität sein. Für Organe und
pan zu höheren Risikofaktoren führen. Die höheren
Risikofaktoren bei der japanischen Population erge-
ben sich aus drei Gründen:
Neue Rechnungen zur Dosimetrie nach den Atom-
bombenexplosionen haben zu neuen Dosisab-
schätzungen geführt.
In den letzten Jahren sind neue Daten zu den Leu-
kämie- und Krebsraten erhoben worden. Es sind
vor allem neue Erkrankungen bzw. Todesfälle bei
den im jungen Alter exponierten Personen beob-
denÜberlebendenderAtombombenabwürfeinJa- Gewebe mit ungünstiger Therapieprognose der Tu-
moren wäre diese Situa tion umgekehrt. Allerdings
würde auch bei Berücksichtigung des Morbiditäts-
risikos definitionsgemäß die Summe aller Wichtungs-
faktoren 1,0 be tragen. Der Risikoeffizient insgesamt
(Morbiditätsrate pro Dosis) würde jedoch höher als
bei der Berücksichtigung der Mortalitätsraten liegen.
Orientiert man die Dosisgrenzwerte für beruflich
strahlenexponierte Personen und das damit verbun-
dene Strahlenrisiko am Risiko anderer Berufe, so er-
hält man s trengere Maßstäbe für die Dosisgrenzwer-
te, wenn man das Mortalitätsrisiko zugrunde legt.
Es wird ferner eingewendet, daß die Wichtungsfakto- ren für einzelne Gewebe und Organe aufgrund neuerer epidemiologischer Daten verändert werden müssen. Da die Summe der Wichtungsfaktoren gleich 1,0 ist, ergibt sich bei einer homogenen Ganz- körperbestrahlung, daß die Ganzkörperdosis mit der effektiven Dosis identisch ist. Bei einer inhomogenen Bestrahlung, bei der einige Organe bzw. Gewebe be- sonders hoch belastet werden, schlagen dagegen diese hohen lokalen Bestrahlungen auf die effektive Dosis besonders durch. Dieses trifft u. a. auch für die natürliche Strahlenexposition zu, da in diesem Falle die Lunge und die Epithelien der Bronchien eine be- sonders hohe Strahlenexposition durch das Radon und seine radioaktiven Folgeprodukte erhalten. Die effektive Dosis wird heute anstelle der Ganzkörper- dosis zur Angabe der Dosisgrenzwerte in Gesetzen, Verordnungen und Empfehlungen verwendet.
Diese Befunde haben zu dem Konzept des relati- ven Risikos geführt. Damit wird das Strahlenrisiko für die noch lebenden exponierten Personen in die Zukunft projiziert. Die noch zu erwartenden Krebstodesfälle werden mit Hilfe der Altersabhän- gigkeit des Krebsrisikos nicht exponierter Perso- nen unter Annahme eines zeitlich konstanten strahlenbedingten relativen Risiko ermittelt.
Während der erste Umstand den Risikoeffizienten nicht erheblich beeinflußt hat, tragen die Gründe 2 und 3 in erheblichem Maße zur Erhöhung bei. Der Risikoeffizient liegt dann etwa um den Faktor 3 bis 5 höher als früher angenommen.
1) Studie des Instituts für Medizinische Statistik und Dokumen- tation der Universität Mainz (Autor: Professor Jörg Michaelis) Untersuchungen der Häufigkeit von Krebserkrankungen im Kindesalter in der Umgebung westdeutscher kerntechni- scher Anlagen 1980-1990" Mainz 1992. Diese Studie kann beim Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reak- torsicherheit angefordert werden.
2) Gemäß ICRP-60 tritt anstelle des Begriffs effektive Äquiva-
lentdosis" der Begriff effektive Dosis"
B. Erläuterung der benutzten Fachausdrücke
Gase mit festen oder flüssigen Schwebeteilchen
Anzahl der je Sekunde zerfallenden Atomkerne
Radionuklide, die Alphateilchen (Heliumatomkerne) aussenden
durch den Menschen beeinflußt, verursacht
Produkt aus Energiedosis und einem u. a. von der Strahlenart abhängigen
Bewertungsfaktor. Die Äquivalentdosis ist das MaB für die Wirkung einer
ionisierenden Strahlung auf den Menschen
SI-Einheit der Aktivität. Die Aktivität von 1 Becquerel (Bq) liegt vor, wenn
1 Atomkern je Sekunde zerfällt
1 Becquerel (Bq) = 2,7.10 -11 Curie
Teilchenstrahlung, die aus beim radioaktiven Zerfall von Atomkernen aus
gesandten Elektronen besteht
Betasubmersion
Strahlenexposition durch Betastrahlung von radioaktiven Stoffen in der
Alte Einheit der Aktivität. Die Aktivität von 1 Cu rie (Ci) liegt vor, wenn
37 Mrd. Atomkerne je Sekunde zerfallen. 1 Cu rie (Ci) = 3,7.10 1° Becquerel
Beseitigung oder Verminderung von radioaktiven Verunreinigungen
Nicht-stochastisch; determinis tische Strahlenschäden sind solche, bei de
nen die Schwere des Schadens mit der Dosis variiert und ein Schwellenwert
bestehen kann, z. B. Hautrötung, Augenlinsentrübung (siehe auch stocha-
stisch)
Siehe Energiedosis und Äquivalentdosis
Summe der gewichteten mittleren Âquivalentdosen in den einzelnen Orga
nen und Geweben des Körpers. Der Wichtungsfaktor bestimmt sich aus den
relativen Beiträgen der einzelnen Organe und Gewebe zum gesamten
Strahlenrisiko des Menschen bei Ganzkörperbestrahlung
Quo tient aus der Energie, die durch ionisierende Strahlung auf das Mate rial
in einem Volumenelement übertragen wird, und der Masse in diesem Volu-
menelement
Aus der Atmosphäre auf die Erde in Form kleinster Teilchen abgelagertes
radioaktives Mate rial, das zum Beispiel bei Kernwaffenversuchen entstan-
Energiereiche elektromagnetische Strahlung, die bei der radioaktiven Um
wandlung von Atomkernen oder bei Kernreaktionen auftreten kann
Gammasubmersion
Strahlenexposition durch Gammastrahlung von radioaktiven Gasen in der
SI-Einheit der Energiedosis. 1 Gray (Gy) = 100 Rad
Inges tion
Allgemein: Nahrungsaufnahme
Speziell: Aufnahme von radioaktiven Stoffen mit der Nahrung
Inhala tion
Allgemein: Einatmung von Gasen
Speziell: Aufnahme von radioaktiven Stoffen mit der Atemluft
Allgemein: Aufnahme in den Körper
Speziell: Aufnahme radioaktiver Stoffe in den menschlichen Körper
Elektromagnetische- oder Teilchenstrahlen, welche die Bildung von Ionen
bewirken können (z. B. Alphastrahlen, Betastrahlen, Gammastrahlen, Rönt-
genstrahlen)
Atomart eines chemischen Elements mit gleichen chemischen Eigenschaf
ten (gleicher Ordnungszahl), aber verschiedener Massenzahl
Sehr energiereiche Strahlung aus dem Weltraum
Siehe Zentralwert
Anwendung radioaktiver Stoffe in der Medizin zu diagnostischen und the
rapeutischen Zwecken
Durch Protonenzahl (Ordnungszahl) und Massenzahl charakterisierte
Mittelwert der Äquivalentdosis über ein Organ
Äquivalentdosis für Weichteilgewebe, gemessen an einem bestimmten Ort
In einem kurzen Zeitintervall erzeugte Ortsdosis, geteilt durch die Länge
des Zeitintervalls
Alte Einheit der Energiedosis. 1 Rad (rd) = 10 Milligray
Stoffe, die Radionuklide enthalten
Eigenschaft bestimmter chemischer Elemente bzw. Nuklide, ohne äußere
Einwirkung Teilchen- oder Gammastrahlung aus dem Atomkern auszusen-
Radiographiegerät
Gerät zur zerstörungsfreien Durchstrahlungsprüfung von Mate rialien mit
tels Radionukliden
Radioaktive Iodisotope
Instabile Nuklide, die unter Aussendung von Strahlung in andere Nuklide
Alte Einheit der Äquivalentdosis. 1 Rem (rem) = 10 Millisievert
Alte Einheit der lonendosis. 1 Röntgen (R) = 258 µC/kg
Einheiten des Internationalen Einheitensystems (SI). Die Anwendung der
Einheiten im Strahlenschutzmeßwesen ist durch die Ausführungsverord-
nung zum Gesetz über Einheiten im Meßwesen vom 13. Dezember 1985
(BGBl. I S. 2272) geregelt
SI-Einheit der Äquivalentdosis. 1 Sieve rt (Sv) = 100 Rem, 1 Sievert = 1 000
Millisievert = 1 000 000 Mikrosievert
Somatisches Strahlenrisiko
Risiko der körperlichen Schädigung der von der Bestrahlung be troffenen
Person, zur Unterscheidung vom gene tischen Risiko, das für die Schädi-
gung der Folgegenerationen besteht
Zufallsbedingt; stochastische Strahlenschäden sind solche, bei denen die
Wahrscheinlichkeit des Auftretens mit der Dosis variiert, nicht jedoch deren
Schwere (siehe auch deterministisch)
Siehe Strahlenexposition
Einwirkung ionisierender Strahlen auf den menschlichen Körper oder seine
Terrestische Strahlung
Strahlung der natürlich radioaktiven Stoffe, die überall auf der Erde vorhan
Radioaktives Isotop des Wasserstoffs, das Betastrahlung sehr niedriger
Energie aussendet
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