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Neuberechnung der Anlage IV der Strahlenschutzverordnung

Berechnung der 50-Jahre-Folgeaequivalentdosis fuer Organe und Gewebe, der effektiven Aequivalentdosis und der daraus resultierenden Grenzwerte der Jahresaktivitaetszufuhr fuer beruflich strahlenexponierte Personen. Ueberpruefung der metabolischen Daten, die in der Publikation ICRP 30 vorgeschlagen werden und eventuelle Unterbreitung eines Vorschlages. Vergleichsrechnungen mit alternativen metabolischen Daten. Sensitivitaetsanalyse fuer ausgewaehlte Verbindungen. Untersuchung der Relevanz kritischer Einwaende gegen die Anwendung des ICRP 30 Konzepts. Modellberechnungen der normierten Dosisleistung bei externer Bestrahlung.

Weiterentwicklung vom ARTM zur realistischeren Berechnung der effektiven Dosis bezüglich Gammasubmersion, Radon-222 Folgeprodukte und Resuspension

Induktion von Chromosomenaberrationen in menschlichen Lymphozyten durch ionisierende Strahlen ('biologische Dosimetrie') und Radiomimetika

Entnimmt man einer strahlenexponierten Person Blut, so laesst sich nach Kultivierung der Lymphozyten die Haeufigkeit bestimmter Chromosomenmutationen (dizentrische Chromosomen, Ringchromosomen) ermitteln, die durch die Strahlung induziert worden waren. Mit Hilfe von 'Eichkurven', die die Abhaengigkeit der Zahl der Aberrationen pro Zeile von der Strahlendosis wiedergeben, kann man die empfangene Dosis als 'Ganzkoerperaequivalentdosis' abschaetzen. Bei sehr niedrigen Dosen begnuegt man sich mit dem Nachweis einer statistisch signifikanten Erhoehung der Kontrollrate. Untersuchter Personenkreis: beruflich exponierte Personen, Strahlenunfallopfer, bestrahlte Patienten. Die Methode soll weiterentwickelt werden durch a) 'Semiautomatisierung' der mikroskopischen Auswertung, b) Ausarbeitung adaequater statistischer Verfahren. Diese strahlenbiologischen Untersuchungen werden ergaenzt durch Untersuchungen zur Induktion von Chromosomenaberrationen in menschlichen Lymphozyten durch Radiomimetika (z.B. Bleomycin, Phleomycin).

Glossar

Abklingbecken Ein mit Wasser befülltes Becken, in dem Brennelemente nach dem Reaktoreinsatz so lange lagern, bis die Aktivität und Wärmeentwicklung auf einen gewünschten Wert gesunken ist, so dass eine Handhabung, u.a. zum Abtransport möglich wird. Ableitung radioaktiver Stoffe Ist die Abgabe flüssiger, an Schwebstoffe gebundener oder gasförmiger radioaktiver Stoffe auf hierfür vorgesehenen Wegen. (§ 1 Abs. 1 StrlSchV ). Ein Beispiel ist die geordnete und überwachte Abgabe von Fortluft aus Anlagengebäuden. Ableitungswerte Sind Angaben über die Aktivität (also Menge) radioaktiver Stoffe als auch über die hervorgerufene Dosis (also Wirkung) von Ableitungen. Für die durch Ableitung freigesetzten radioaktiven Stoffe hat der Gesetzgeber Grenzwerte festgesetzt (§§ 99 ff. StrlSchV ). Die in Genehmigungen festgelegten Werte (nach § 102 StrlSchV ) liegen in Berlin deutlich unterhalb dieser Grenzwerte. Die tatsächlich freigesetzten radioaktiven Stoffe unterschreiten wiederum in der Regel die genehmigten Werte deutlich. Äquivalentdosis Äquivalentdosis ist die mit einem Qualitätsfaktor gewichtete (multiplizierte) Energiedosis . Der Qualitätsfaktor berücksichtigt die relative biologische Wirksamkeit (die Wirkung ist bei verschiedenen Geweben nicht gleich) der unterschiedlichen Strahlenarten. Die Äquivalentdosis ist deshalb die Messgröße für die biologische Wirkung ionisierender Strahlung auf den Menschen. Ihre Einheit ist J/kg mit dem speziellen Namen Sievert (Sv). Aktivität Aktivität ist die Anzahl von Atomkernen eines radioaktiven Stoffes , die in einem bestimmten Zeitintervall zerfallen. Die Aktivität wird in Becquerel (Einheit im Internationalen Einheitssystem) gemessen und beschreibt die Anzahl der Kernzerfälle eines radioaktiven Stoffes in einer Sekunde. Siehe auch Erläuterung unter Dosis . Anlage, kerntechnische siehe kerntechnische Anlage Becquerel Das Becquerel (Kurzzeichen: Bq) ist die Maßeinheit der Aktivität eines radioaktiven Stoffes : und gibt an, wie viele Kernzerfälle pro Sekunde stattfinden. Betreiber/in Der Inhaber einer Genehmigung gemäß § 7 Atomgesetz zum Betrieb einer kerntechnischen Anlage . Brennelemente Brennelemente enthalten Kernbrennstoff . Sie bestehen meist aus einer Vielzahl von Brennstäben und sind wesentlicher Bestandteil des Reaktorkerns einer kerntechnischen Anlage . Dekontamination Alle Maßnahmen und Verfahren zur Beseitigung einer möglichen radioaktiven Verunreinigung einer Person oder eines Objekts (z.B. Geräte, Kleidung, Körperteile). Dialoggruppe Gesprächskreis durch ein Vorhaben direkt oder indirekt berührter Bürgerinnen und Bürger aus der Umgebung, Vertreterinnen und Vertreter von Parteien, Initiativen und Umweltorganisationen sowie sonstige interessierte Personen aus der Öffentlichkeit. Ziel ist es, das Vorhaben aktiv mit dem Vorhabenträger zusammen zu diskutieren und evtl. mitzugestalten. Darüber hinaus treffen sich die am Dialogverfahren des BER II Beteiligten ohne Vertreter des HZB im Rahmen der sogenannten Begleitgruppe. Dosimetrie Lehre von den Verfahren zur Messung der Dosis bzw. der Dosisleistung bei der Wechselwirkung von ionisierender Strahlung mit Materie. Dosis Die Dosis ist ein Maß für die Strahlenwirkung. Siehe auch die Erläuterungen zu Energiedosis , Organdosis , Effektive Dosis . Dosisleistung Dosis, die in einem bestimmten Zeitintervall erzeugt wird. Die Einheit ist Sievert oder Gray pro Zeitintervall. Effektive Dosis Die Effektive Dosis berücksichtigt die unterschiedliche Empfindlichkeit der Organe und Gewebe bezüglich stochastischer (zufallsgesteuert auftretender) Strahlenwirkungen. Dazu werden die spezifizierten Organdosen mit einem Gewebe-Wichtungsfaktor multipliziert. Die Effektive Dosis erhält man durch Summation der gewichteten Organdosen aller spezifizierten Organe und Gewebe, wobei die Summe der Gewebe-Wichtungsfaktoren 1 ergibt. Die Gewebe-Wichtungsfaktoren bestimmen sich aus den relativen Beiträgen der einzelnen Organe und Gewebe zum gesamten stochastischen Strahlenschaden (Detriment) des Menschen bei gleichmäßiger Ganzkörperbestrahlung. Die Einheit der Effektiven Dosis ist J/kg mit dem speziellen Namen Sievert (Sv). In der Praxis des Strahlenschutzes werden in der Regel Bruchteile der Dosiseinheit verwendet, zum Beispiel Millisievert oder Mikrosievert Elektromagnetische Strahlung Elektromagnetische Strahlung ist nicht an Materie gebundene Strahlung (kein “Teilchenstrom”), die sich mit Lichtgeschwindigkeit ausbreitet und je nach Energieinhalt (charakterisiert durch die Frequenz oder die Wellenlänge) unterschiedliche Eigenschaften hat. Von den langen zu den kurzen Wellen unterscheidet man Ultralangwelle, Langwelle, Mittelwelle, Kurzwelle, Mikrowelle, Wärmestrahlung (Infrarot), sichtbares Licht, Ultraviolett, Röntgenstrahlung, Gammastrahlung. Für Infrarot und für sichtbares Licht besitzen wir Sinnesorgane, die anderen Strahlungsarten können nur über ihre Wirkung oder mit Messgeräten wahrgenommen werden. Im Ultraviolettbereich liegt die Grenze der ionisierenden Strahlung : kürzerwellige Strahlung ionisiert, längerwellige nicht. Gammastrahlung ist die kürzestwellige und energiereichste dieser Strahlungsarten, sie tritt bei Vorgängen in Atomkernen auf. Energiedosis Die Energiedosis beschreibt die Energie, die einem Material mit einer bestimmten Masse durch ionisierende Strahlung zugeführt wird, dividiert durch diese Masse. Die Einheit der Energiedosis ist J/kg mit dem speziellen Namen Gray (Kurzzeichen: Gy). Entlassung aus dem Atomgesetz Mit der Entlassung aus dem Atomgesetz liegt keine kerntechnische Anlage nach § 2 Abs. 3a Atomgesetz mehr vor. EURATOM-Vertrag Der EURATOM-Vertrag ist einer der Römischen Verträge und damit Bestandteil der Gründungsvereinbarung der Europäischen Union. Das Ziel ist nach Artikel 1 die Schaffung der für die rasche Bildung und Entwicklung von Kernindustrien erforderlichen Voraussetzungen zur Hebung der Lebenshaltung in den Mitgliedstaaten und zur Entwicklung der Beziehungen mit den anderen Ländern. Kapitel 3 regelt Maßnahmen zur Sicherung der Gesundheit der Bevölkerung. Fernüberwachungssystem (Reaktorfernüberwachungssystem – RFÜ) Für die deutschen Kernkraftwerke existieren komplexe Messsysteme zur Erfassung von Anlagendaten und Werten der Umweltradioaktivität (KFÜ). Im Falle des Berliner Forschungsreaktors ist ein der KFÜ analog aufgebautes Reaktorfernüberwachungssystem (RFÜ) vorhanden. Das RFÜ erfasst und überwacht vollautomatisch rund um die Uhr Messwerte zum aktuellen Betriebszustand des Forschungsreaktors BER II einschließlich der Abgaben (Emissionen) in die Luft sowie den Radioaktivitätseintrag in die Umgebung (Immission). Freigabe Die Freigabe ist ein Verwaltungsakt (§ 33 Abs. 2 StrlSchV), der die Entlassung von u.a. beweglichen Gegenständen, Gebäuden, Räumen oder Anlagenteilen aus dem Regelungsbereich des Strahlenschutzgesetzes (und auf diesem beruhender Rechtsverordnungen) bewirkt. Er kann Vorgaben zum weiteren Umgang oder zur Verwendung, Verwertung oder Beseitigung der freigegebenen und damit rechtlich als nicht radioaktiv anzusehenden Stoffe enthalten. Freigabeverfahren Nach §§ 31 ff. Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) kann die Entlassung von u.a. beweglichen Gegenständen, Gebäuden, Räumen oder Anlagenteilen aus dem Regelungsbereich des Strahlenschutzgesetzes (und auf diesem beruhenden Rechtsverordnungen) auf Antrag bewirkt werden. Voraussetzung hierfür ist, dass die zuständige Behörde einen Freigabebescheid erteilt. Dieser wird erst dann erteilt, wenn festgestellt worden ist, dass die Materialien oder Objekte nicht so stark strahlen, dass durch sie ein Mitglied der Bevölkerung gefährdet werden könnte. Hierfür müssen bestimmte Anforderungen erfüllt werden, die (z. B. durch Messung) überprüft werden. Der Freigabebescheid kann zusätzliche Festsetzungen enthalten, wonach die freigegebenen Objekte nur dann als nicht radioaktive Objekte gelten, wenn mit ihnen in bestimmter Weise weiter umgegangen wird. Durch die freigegebenen Stoffe darf für Einzelpersonen der Bevölkerung nur eine effektive Dosis bis zu 10 Mikrosievert im Kalenderjahr auftreten (10-Mikrosievert-Konzept). Formelles Verfahren Ist ein auf Antrag erfolgendes behördliches Prüfungsverfahren mit dem Ziel einer Bescheidung durch die zuständige Behörde. Je nach Thematik können sich formelle Genehmigungsverfahren über Jahre erstrecken. Fortluft Der Begriff Fortluft stammt aus der Lüftungs- und Klimatechnik und bezeichnet den Teil der geführten Abluft, welcher nicht weitergenutzt und in die Atmosphäre abgegeben wird. Halbwertszeit Die Zeit, in der die Hälfte der Menge der Atomkerne eines bestimmten radioaktiven Stoffes zerfallen ist. Nach zwei Halbwertszeiten liegt demnach noch ein Viertel der Anfangsmenge vor, nach drei Halbwertszeiten ein Achtel usw. Nach zehn Halbwertszeiten ist die Menge und die Aktivität eines radioaktiven Stoffes auf 1/1024 oder rund ein Promille des Anfangswertes gesunken usw. Die Halbwertszeit ist charakteristisch für eine bestimmte radioaktive Atomkernsorte („Nuklid“). Herausgabeverfahren Nicht jeder Stoff oder Gegenstand in einer kerntechnischen Anlage , der von einer Genehmigung nach § 7 Atomgesetz umfasst ist, ist zwingend radioaktiv kontaminiert oder aktiviert . Stoffe, Gegenstände, Gebäude oder Bodenflächen, die nachweislich von Vornherein weder radioaktiv kontaminiert noch aktiviert sind, fallen nicht unter das in der Strahlenschutzverordnung geregelte Freigabeverfahren . Ein klassisches Beispiel ist ein Anlagenzaun, der in der Genehmigung gefordert wird (also zum genehmigten Bereich gehört), aber nie mit Strahlung oder radioaktiven Stoffen in Verbindung stand. Das Herausgabeverfahren stellt daher ergänzend sicher, dass die Entlassung auch dieser Materialien aus dem atomrechtlichen Genehmigungsbereich überwacht wird. Das Verfahren wird behördlich begleitet. Das Herausgabeverfahren wird grundsätzlich in der Genehmigung zu Stilllegung und Abbau einer kerntechnischen Anlage festgelegt und im atomrechtlichen Aufsichtsverfahren, d.h. bei der nachfolgenden Stilllegung und dem Abbau der kerntechnischen Anlage, angewendet. IAEA International Atomic Energy Agency – Internationale Atomenergie-Organisation IMIS Das Integrierte Mess- und Informationssystem zur Überwachung der Radioaktivität in der Umwelt ( IMIS ) dient dazu, die Radioaktivität in der Umwelt zum Schutz der Bevölkerung zu überwachen, und ist im Strahlenschutzgesetz verankert. Die Überwachungsaufgaben werden zwischen Bund und Ländern aufgeteilt. INES INES steht für International Nuclear and Radiological Event Scale und ist eine Internationale Bewertungsskala für nukleare Ereignisse in kerntechnischen Anlagen (Kernkraftwerken, Zwischenlager etc.), aber auch allgemein bei sämtlichen Ereignissen im Zusammenhang mit radioaktiven Stoffen . Informelles Verfahren Das informelle Verfahren ist vom formellen Genehmigungsverfahren zu unterscheiden. Es dient zunächst ausschließlich der frühzeitigen Information aller potentiell Betroffenen eines bestimmten Vorhabens und steht in der alleinigen Verantwortung des Vorhabenträgers. Das informelle Verfahren umfasst z.B. Informationsveranstaltungen oder eine erweiterte Medienpräsenz. Es steht dem Vorhabenträger weiterhin zu, bei Bedarf eine Dialoggruppe einzurichten, der eine aktive Mitwirkung vorbehalten sein kann. Iodblockade Bei einem Unfall in einer kerntechnischen Anlage kann unter anderem auch radioaktives Iod freigesetzt werden. Durch die rechtzeitige Einnahme von hochdosierten Iodid-Tabletten kann die – Iod speichernde – Schilddrüse mit nicht radioaktivem Iod gesättigt und so die Aufnahme radioaktiven Iods verhindert werden. Siehe auch: Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, nukleare Sicherheit und Verbraucherschutz (BMUV) ionisierende Strahlung Strahlung, die so energiereich ist, dass sie beim Auftreffen auf Luftmoleküle aus diesen Elektronen herausschlagen, also sie ionisieren kann. Dabei wird üblicherweise bei dem Begriff “Strahlung” nicht zwischen lichtartiger Strahlung (Röntgenstrahlung oder Gammastrahlung) und Strömen energiereicher Teilchen (Alphastrahlung, Betastrahlung, Neutronenstrahlung usw.) unterschieden – für die Naturwissenschaft ist ein Scheinwerferstrahl ein “Strahl”, ein Wasserstrahl aber auch (diese beiden sind aber nicht ionisierend). Mehr zu ionisierender Strahlung und deren Wirkung beim Bundesamt für Strahlenschutz . Katastrophenschutzplan Er beschreibt Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung in der Umgebung des Forschungsreaktors BER II und dient dem Zweck, die Zeit zwischen einem Schadensereignis und den zu treffenden Einsatzmaßnahmen optimal zu nutzen und damit die Schäden in der Umgebung zu begrenzen, die bei einem schweren Unfall entstehen können. Dabei beschreibt der Katastrophenschutzplan die der Planung zugrundeliegende Ausgangslage, das gefährdete Gebiet, die Aufgaben der Gefahrenabwehr und die Zusammenarbeit der zuständigen Behörden und Einrichtungen. Kerntechnische Anlage Kerntechnische Anlagen sind ortsfeste Anlagen, die eine Genehmigung nach Atomgesetz benötigen. Hierunter fallen im eigentlichen Sinn Anlagen zur Erzeugung, Bearbeitung, Verarbeitung, Spaltung oder Aufbewahrung von Kernbrennstoffen oder zur Aufarbeitung bestrahlter Kernbrennstoffe, die alle eine Genehmigung nach § 7 des Atomgesetzes benötigen. Gemäß § 2 Abs. 3a des Atomgesetzes gelten außerdem folgende Einrichtungen als „kerntechnische Anlagen“: Anlagen zur Aufbewahrung von bestrahlten Kernbrennstoffen nach § 6 Abs. 1 oder Abs. 3 Atomgesetz, Anlagen zur Zwischenlagerung für radioaktive Abfälle, wenn die Zwischenlagerung direkt mit einer vorstehend bezeichneten kerntechnischen Anlage in Zusammenhang steht und sich auf dem Gelände der Anlage befindet. Einrichtungen, in denen mit Kernbrennstoffen sonst umgegangen wird (nach § 9 des Atomgesetzes), werden gelegentlich als „kerntechnische Einrichtung im weiteren Sinn“ in die Definition einbezogen. Kernbrennstoffe Was unter den Begriff „Kernbrennstoff“ zu verstehen ist, wird in § 2 Abs. 1 des Atomgesetzes genauer definiert. Danach sind Kernbrennstoffe eine Teilgruppe der radioaktiven Stoffe , und zwar “besondere spaltbare Stoffe“ u.a. in Form von Plutonium 239, Plutonium 241 oder mit den Isotopen 235 oder 233 angereichertem Uran. Mehr zu Kernbrennstoffen wird hier angeboten. Kerntechnisches Regelwerk Die Nutzung der Kernenergie ist in Deutschland durch verschiedene Gesetze, Verordnungen, Regelungen, Leit- und Richtlinien geregelt. Unterhalb der Gesetzes- und Verordnungsebene werden die Anforderungen durch das kerntechnische Regelwerk weiter konkretisiert. Weitere Informationen, u.a. auch zur Regelwerkspyramide, finden sich auf den Internetseiten des Bundesamtes für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) . Kontamination Gemäß § 3 Abs. 2 Nr. 19 der Strahlenschutzverordnung eine Verunreinigung von Arbeitsflächen, Geräten, Räumen, Wasser, Luft usw. durch radioaktiven Stoffe . Unter Oberflächenkontamination versteht man die Verunreinigung einer Oberfläche mit radioaktiven Stoffen. Für Zwecke des Strahlenschutzes wird bei der Oberflächenkontamination zwischen festhaftender und nicht festhaftender (ablösbarer) Kontamination unterschieden. Bei nicht festhaftender Oberflächenkontamination kann nicht ausgeschlossen werden, dass sich radioaktive Stoffe ablösen und verbreitet werden. Kontrollbereich siehe Strahlenschutzbereich Landessammelstelle Berlin (ZRA) Der Gesetzgeber verpflichtet jedes Bundesland eine Landessammelstelle für radioaktive Abfälle einzurichten. Diese nimmt Abfälle aus Medizin, Industrie und Forschung an, jedoch Betriebs- oder Stilllegungsabfälle von Kernkraftwerken oder anderen kerntechnischen Anlagen nur in speziell gelagerten Fällen mit besonderer Erlaubnis. Das Land Berlin hat dem Helmholtz-Zentrum Berlin den gesetzlichen Auftrag zum Betrieb der Berliner Landessammelstelle für radioaktive Abfälle, genannt „Zentralstelle für radioaktive Abfälle“, ZRA , übertragen. Die ZRA übernimmt folglich als Berliner Landessammelstelle schwach- und mittelradioaktive Abfälle , die z.B. bei Anwendern radioaktiver Stoffe in der Industrie, in der Medizin sowie in Forschung und Lehre des Landes Berlin anfallen. Mediatorin oder Mediator Der Begriff stammt aus dem Lateinischen und bedeutet “Vermittler“. Umgangssprachlich wird eine Mediatorin oder ein Mediator auch als Streitschlichterin oder Streitschlichter bezeichnet, da die Aufgabe darin besteht, einen Konflikt zwischen mehreren Parteien friedlich zu lösen. Meist gestaltet sich die Lösung in Form eines Kompromisses oder eines Vergleichs. Megawatt (MW) siehe Watt . Meldekategorien (siehe auch meldepflichtiges Ereignis ) Gemäß der Atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung werden meldepflichtige Ereignisse nach der Frist, in der die Aufsichtsbehörden unterrichtet werden müssen, in unterschiedliche Meldekategorien unterteilt. Sie werden im Einzelnen in den Anlagen 1 bis 5 der Atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung aufgeführt. Meldepflichtiges Ereignis Vorkommnis, das nach der Atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung der zuständigen Aufsichtsbehörde zu melden ist. Es handelt sich dabei bei weitem nicht nur um Unfälle oder Störfälle; diese machen erfahrungsgemäß nur einen sehr kleinen Bruchteil der meldepflichtigen Ereignisse aus. Zu melden sind (als „Normalmeldung“) unter anderem alle Abweichungen vom Normalzustand, die eine sicherheitswichtige Einrichtung beeinträchtigen könnten, auch wenn selbst deren Ausfall noch keine Gefahr darstellen würde. Ein Beispiel für eine Normalmeldung bei einem Forschungsreaktor (Bericht Seite 3 und 7) finden Sie hier . Wesentlichere Befunde sind als Eilmeldung oder gar als Sofortmeldung in das Meldesystem einzubringen. Meldepflichtige Ereignisse werden entsprechend in verschiedene Meldekategorien unterteilt. Weitere Informationen stellt das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) hier . Mikrosievert Sievert ist die Maßeinheit der effektiven Dosis , benannt nach dem schwedischen Mediziner und Physiker Rolf Sievert. 1 Mikrosievert (µSv) sind 0,000 0001 Sievert (Sv). Bsp.: Eine Zahnaufnahme erzeugt pro Anwendung eine Dosis von weniger als 10 µSv. Millisievert 1 Millisievert (mSv) sind 1.000 Mikrosievert (µSv) oder 0,001 Sievert (Sv). Bsp.: Die Dosis einer Ganzkörper-Computertomographie eines Erwachsenen beträgt pro Anwendung ca. 10 mSv. Mittelradioaktive Abfälle siehe Radioaktiver Abfall Neutronen Neutronen sind ungeladene Elementarteilchen. Sie werden insbesondere bei der Kernspaltung freigesetzt. Die Kernspaltung ist nur für schwere Atomkerne (z.B. vom Element Uran) charakteristisch. Die Neutronenstrahlung besitzt wie die Gammastrahlung ein hohes Durchdringungsvermögen und erfordert zur Abschirmung ebenfalls einen stärkeren Einsatz von Abschirmmaterialien. Mehr zu Neutronen und Neutronenstrahlung finden Sie hier . Organdosis Die Organdosis berücksichtigt die unterschiedliche biologische Wirksamkeit verschiedener Arten ionisierender Strahlung (bei gleicher Energiedosis). Sie ist das Produkt aus der Organ-Energiedosis und dem Strahlungs-Wichtungsfaktor. Beim Vorliegen mehrerer Strahlungsarten ist die gesamte Organdosis die Summe der ermittelten Einzelbeiträge. Die Einheit der Organdosis ist J/kg mit dem speziellen Namen Sievert (Sv). Ortsdosis Ortsdosis ist eine operative Messgröße zur Abschätzung der Strahlenmenge an einem Ort und ist definiert als die Äquivalentdosis für Weichteilgewebe (z.B. Fettgewebe und Muskelgewebe), gemessen an einem bestimmten Ort. Ortsdosisleistung (ODL) Die Ortsdosisleistung ist die pro Zeitintervall erzeugte Ortsdosis. Die Ortsdosis ist die Äquivalentdosis für Weichteilgewebe (z.B. Muskelgewebe oder Fettgewebe), gemessen an einem bestimmten Ort. Personendosis Personendosis ist eine operative Messgröße zur Abschätzung der von einer Person erhaltenen Dosis und ist definiert als die Äquivalentdosis gemessen an einer repräsentativen Stelle der Körperoberfläche. Personendosimeter Messgeräte zur Bestimmung der Personendosis als Schätzwert für die Körperdosis einer Person durch externe Bestrahlung (§§ 66 und 172 StrlSchV ). Radioaktiver Stoff Radioaktive Stoffe ( Kernbrennstoffe und sonstige radioaktive Stoffe) im Sinne von § 2 Abs. 1 des Atomgesetzes sind alle Stoffe, die folgende Bedingungen erfüllen: Sie enthalten ein oder mehrere Radionuklide und ihre Aktivität oder spezifische Aktivität kann im Zusammenhang mit der Kernenergie oder dem Strahlenschutz nicht außer Acht gelassen werden. Wann die Aktivität oder spezifische Aktivität eines Stoffes nicht außer Acht gelassen werden kann ist in den Regelungen des Atomgesetzes (§ 2 Absatz 2 AtG) oder der Strahlenschutzverordnung festgeschrieben. In der Bundesrepublik sind Stoffe mit zerfallenden Atomkernen daher kein „radioaktiver Stoff“, wenn in der Strahlenschutzverordnung festgelegt ist, festgelegt ist, dass die entstehende Strahlung unwesentlich ist. Solche Festlegungen findet man z.B. in § 5 der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV). Das neue Strahlenschutzgesetz greift in seinem § 3 diese Definition aus dem Atomgesetz auf. Mehr zu Grenzwerten im Strahlenschutz finden Sie hier . Radioaktivität Radioaktivität ist die Eigenschaft bestimmter Stoffe, sich spontan (ohne äußere Wirkung) umzuwandeln (zu „zerfallen“) und dabei charakteristische Strahlung (ionisierende Strahlung) auszusenden. Die Radioaktivität wurde 1896 von Antoine Henri Becquerel an Uran entdeckt. Wenn die Stoffe, genauer gesagt, die Radionuklide, in der Natur vorkommen, spricht man von natürlicher Radioaktivität; sind sie ein Produkt von Kernumwandlungen in Kernreaktoren oder Beschleunigern, so spricht man von künstlicher Radioaktivität. Mehr über die Wirkung ionisierender Strahlung finden Sie hier . Röntgenstrahlung Durchdringende elektromagnetische Strahlung mit einem Frequenzspektrum (und Energie) zwischen Ultraviolettstrahlung und Gammastrahlung. Mehr zum Thema Röntgenstrahlung finden Sie hier . Auch bei Röntgenstrahlung gelten die Grundsätze des Strahlenschutzes. Mehr dazu wird hier angeboten. Rückbauverfahren Der Abbauprozess einer kerntechnischen Anlage , welcher typischerweise aus verschiedenen Verfahrensschritten besteht, z.B. Dekontamination, Demontage, Gebäudeabriss. Sicherheitsbericht Der Sicherheitsbericht ist Teil der einzureichenden Antragsunterlagen zu Stilllegung und Rückbau einer kerntechnischen Anlage . Er legt die relevanten Auswirkungen des Vorhabens im Hinblick auf die kerntechnische Sicherheit und den Strahlenschutz dar. Er soll außerdem Dritten die Beurteilung ermöglichen, ob die mit der Stilllegung und dem Abbau verbundenen Auswirkungen sie in ihren Rechten verletzen könnten. Sperrbereich siehe Strahlenschutzbereich Stilllegung Die Stilllegung einer kerntechnischen Anlage besteht hauptsächlich aus dem Rückbau (siehe Rückbauverfahren ) des nuklearen Teils und der Entsorgung des radioaktiven Inventars „(Gesamtheit der in einer kerntechnischen Anlage enthaltenen radioaktiven Stoffe). Zielsetzung ist die Beseitigung der Anlage und Verwertung der Reststoffe so weit wie möglich. Stilllegungsverfahren Der Begriff „Stilllegungsverfahren“ bezeichnet den Gesamtprozess von der Einreichung des Grundantrages bis zur endgültigen Entlassung der kerntechnischen Anlage aus dem Atomgesetz. Strahlendosis siehe Dosis Strahlenexposition Ist ein Synonym für Strahlenbelastung. Bezeichnung für die Einwirkung ionisierender Strahlung auf Lebewesen oder Materie. Strahlenschutz (nur bezogen auf die schädigende Wirkung ionisierender Strahlung) Strahlenschutz dient dem Schutz von Menschen und Umwelt vor den schädigenden Wirkungen ionisierender Strahlung aus natürlichen oder künstlichen Strahlenquellen. Strahlenschutzbeauftragter Nach § 43 bis 44 der Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ) die Person, die neben dem Strahlenschutzverantwortlichen (Genehmigungsinhaber) in einem Betrieb für die Einhaltung der Strahlenschutzvorschriften im Rahmen seiner Befugnisse verantwortlich ist. Strahlenschutzbereich Strahlenschutzbereiche sind räumlich abgrenzbare Bereiche, die aus Strahlenschutzaspekten besonders überwacht und kontrolliert werden. Sie unterteilen sich in Überwachungsbereich, Kontrollbereich und Sperrbereich. Überwachungsbereich Nicht zum Kontrollbereich (und nicht zum Sperrbereich) gehörende betriebliche Bereiche, in denen Personen im Kalenderjahr eine effektive Dosis von mehr als 1 Millisievert oder eine Organ-Äquivalentdosis von mehr als 50 Millisievert für die Hände, die Unterarme, die Füße oder Knöchel oder eine lokale Hautdosis von mehr als 50 Millisievert: erhalten können. Der Zutritt zu einem Überwachungsbereich darf aus gesundheitlichen Gründen nur erlaubt werden, wenn Personen eine dem Betrieb dienende Aufgabe wahrnehmen oder ihr Aufenthalt in diesem Bereich zur Anwendung ionisierender Strahlung oder radioaktiver Stoffe an ihnen selbst oder als Betreuungs-, Begleit- oder Tierbegleitperson erforderlich ist, sie Auszubildende oder Studierende sind und der Aufenthalt in diesem Bereich zur Erreichung ihres Ausbildungszieles erforderlich ist oder sie Besucher sind. Kontrollbereich Sind Strahlenschutzbereiche, die aus Strahlenschutzaspekten besonders überwacht und kontrolliert werden und in denen Personen im Kalenderjahr eine effektive Dosis von mehr als 6 Millisievert oder eine Organ-Äquivalentdosis von mehr als 15 Millisievert für die Augenlinse oder 150 Millisievert für die Hände, die Unterarme, die Füße oder Knöchel oder eine lokale Hautdosis von mehr als 150 Millisievert erhalten können. Der Zutritt zu einem Kontrollbereich darf aus gesundheitlichen Gründen Personen nur erlaubt werden, wenn sie zur Durchführung oder Aufrechterhaltung der in diesem Bereich vorgesehenen Betriebsvorgänge tätig werden müssen, ihr Aufenthalt in diesem Bereich zur Anwendung ionisierender Strahlung oder radioaktiver Stoffe an ihnen selbst oder als Betreuungs-, Begleit- oder Tierbegleitperson erforderlich ist und eine zur Ausübung des ärztlichen, zahnärztlichen oder tierärztlichen Berufs berechtigte Person, die die erforderliche Fachkunde im Strahlenschutz besitzt, zugestimmt hat oder bei Auszubildenden oder Studierenden dies zur Erreichung ihres Ausbildungszieles erforderlich ist. Sperrbereich Bereiche des Kontrollbereichs, in denen die Ortsdosisleistung höher als 3 Millisievert (mSv) durch Stunde sein kann. Der Zutritt zu einem Sperrbereich darf aus gesundheitlichen Gründen nur erlaubt werden, wenn sie zur Durchführung der in diesem Bereich vorgesehenen Betriebsvorgänge oder aus zwingenden Gründen tätig werden müssen und sie unter der Kontrolle eines Strahlenschutzbeauftragten oder einer von ihm beauftragten Person, die die erforderliche Fachkunde im Strahlenschutz besitzt, stehen oder ihr Aufenthalt in diesem Bereich zur Anwendung ionisierender Strahlung oder radioaktiver Stoffe an ihnen selbst oder als Betreuungs- oder Begleitperson erforderlich ist und eine zur Ausübung des ärztlichen oder zahnärztlichen Berufs berechtigte Person, die die erforderliche Fachkunde im Strahlenschutz besitzt, schriftlich zugestimmt hat. Es gelten spezielle Reglungen für Schwangere. Umweltverträglichkeitsprüfung (UVP) Umweltverträglichkeitsprüfung im Stilllegungsgenehmigungsverfahren des Forschungsreaktors BER II: Die Durchführung einer UVP dient der frühzeitigen Feststellung, Erkennung und Bewertung der möglichen Auswirkungen des Rückbaus des Reaktors für Menschen, Tiere, Pflanzen sowie auf die Qualität der Böden, Luft, Gewässer, Klima, Landschaft, Kulturgüter und sonstige Schutzgüter. Die Durchführung der UVP ist bei der Stilllegung von Reaktoranlagen ab 1 kW thermischer Dauerleistung gesetzlich vorgeschrieben (vgl. der Forschungsreaktor BER II hat eine thermische Dauerleistung von 10 Megawatt ). Überwachungsbereich siehe Strahlenschutzbereich Watt Maßeinheit für Leistung. Der Forschungsreaktor BER II hat eine Nennleistung von 10 MW. Zum Vergleich: Ein mittleres Kernkraftwerk hat eine Nennleistung von ca. 1.400 MW. 1 Megawatt (MW) = 1.000.000 Watt (W) > 1 Gigawatt (GW) = 1.000 Megawatt (MW) = 1.000.000 Kilowatt (kW) = 1.000.000.000 Watt (W) Wetterparameter Ist eine Größe wie Temperatur, Windstärke oder Niederschlagsmenge, mit deren Hilfe eine Aussage über die Wetterverhältnisse gewonnen werden kann. Das spielt eine Rolle zum Beispiel bei der Vorhersage der Ausbreitung radioaktiver Stoffe nach einer Freisetzung. ZRA Die Zentralstelle für radioaktive Abfälle (ZRA) betreibt als Institution der Helmholtz-Zentrum Berlin GmbH die Landessammelstelle Berlin. Das Atomgesetz verpflichtet jedes Bundesland, eine Landessammelstelle zur Zwischenlagerung der in seinem Gebiet angefallenen radioaktiven Abfälle einzurichten. Zwischenlager Lagerort für radioaktive Abfälle, die aufbewahrt werden müssen, bis man sie an ein Endlager abgeben kann. Es werden Zwischenlager für hochradioaktive Abfälle ( Brennelemente und Wiederaufarbeitungsabfälle) und Zwischenlager für schwach- und mittelradioaktive Abfälle unterschieden.

Wo kommt Radioaktivität in der Umwelt vor?

Wo kommt Radioaktivität in der Umwelt vor? Radionuklide sind in der Umwelt überall anzutreffen. Grundsätzlich ist jeder Mensch auf der Erde auf natürliche Weise ionisierender Strahlung ausgesetzt. Niemand kann sich ihr entziehen. Ursache dafür sind Quellen, die in der Natur unabhängig vom Menschen entstanden sind und existieren. Radionuklide sind in der Umwelt überall anzutreffen Bei vielen Menschen erzeugt der Begriff " Radioaktivität " Unbehagen. Die von radioaktiven Stoffen ausgesandte ionisierende Strahlung wird häufig als bedrohlich empfunden - unabhängig davon, wie stark sie ist und woher sie stammt. Grundsätzlich ist jeder Mensch auf der Erde auf natürliche Weise ionisierender Strahlung ausgesetzt. Niemand kann sich ihr entziehen. Ursache dafür sind Quellen, die in der Natur unabhängig vom Menschen entstanden sind und existieren. Wirken ionisierende Strahlen auf einen Menschen ein, so sprechen wir von einer Strahlenexposition – umgangssprachlich auch Strahlenbelastung genannt. Natürliche Strahlenbelastung Die natürliche Strahlenbelastung setzt sich aus inneren und äußeren Komponenten zusammen. Die innere Komponente macht den Hauptanteil der natürlichen Strahlenexposition aus. Zwei Drittel der gesamten natürlichen Strahlenexposition entfallen auf die innere Komponente, ein Drittel auf die äußere. Innere Strahlenbelastung Äußere Strahlenbelastung Innere Strahlenbelastung Über die Atemluft und die Nahrung nimmt der Mensch seit jeher natürliche Radionuklide in den Körper auf. Darüber hinaus können Radionuklide über offene Wunden in den Körper gelangen. Aufnahme über den Atem Der Großteil der natürlichen Strahlenbelastung geht auf das Einatmen des radioaktiven Gases Radon mit seinen Folgeprodukten zurück. Durch Radon sind wir im Durchschnitt pro Jahr einer Strahlenbelastung von 1,1 Millisievert ausgesetzt. Weitere Informationen finden Sie unter Radon. Aufnahme über die Nahrung Mit der Nahrung werden natürliche Radionuklide aus den radioaktiven Zerfallsreihen des Thoriums und Urans sowie das Kalium-40 aufgenommen; dadurch kommen im Mittel jährlich 0,3 Millisievert hinzu. Weitere Informationen finden Sie unter Radioaktivität in Lebensmitteln. Äußere Strahlenbelastung Die äußere Strahlenbelastung beträgt rund 0,7 Millisievert im Jahr. Kosmische Strahlung Ein erheblicher Teil der ionisierenden Strahlung , die auf den Menschen einwirkt, stammt aus der kosmischen Strahlung . Diese gelangt von der Sonne und aus den Tiefen des Weltalls zur Erde und besteht im Wesentlichen aus energiereichen Teilchen und aus Gammastrahlung . Auf ihrem Weg durch die Lufthülle wird die kosmische Strahlung teilweise absorbiert. Die Intensität der kosmischen Strahlung hängt somit von der Höhenlage ab. Sie ist auf Meeresniveau am niedrigsten und nimmt mit der Höhe eines Ortes zu. Auf der Zugspitze ist sie viermal höher als an der Küste. Flugzeuge kann man gegen die kosmische Strahlung nicht abschirmen. Daher ist der Mensch während eines Fluges dieser Strahlung ausgesetzt. Weitere Informationen finden Sie unter Strahlenexposition von Flugpassagieren sowie unter Überwachung des fliegenden Personals . Terrestrische Strahlung Zur äußeren Strahlenexposition zählt des Weiteren die terrestrische Strahlung . Ihre Ursache sind natürlich vorkommende radioaktive Materialien, die regional sehr unterschiedlich in Böden und Gesteinsschichten der Erdkruste vorhanden sind. Die durch die terrestrische Strahlung verursachte jährliche effektive Dosis der Bevölkerung beträgt im Bundesgebiet im Mittel etwa 0,4 Millisievert , davon entfallen auf den Aufenthalt im Freien zirka 0,1 Millisievert und auf den Aufenthalt in Gebäuden etwa 0,3 Millisievert . Natürlich vorkommende Radionuklide in Baumaterialien Steine und Erden sind wichtige Rohstoffe für mineralische Baumaterialien wie zum Beispiel Ziegel und Beton. Die in den Steinen enthaltenen Radionuklide gehen in die Baustoffe über und tragen auf diese Weise beim Aufenthalt in Häusern ebenfalls zu einer äußeren Strahlenexposition bei. Weitere Informationen finden Sie unter Baumaterialien. Natürliche Strahlenbelastung in Deutschland Die gesamte natürliche Strahlenbelastung in Deutschland beträgt durchschnittlich 2,1 Millisievert im Jahr ( effektive Dosis ). Je nach Wohnort, Ernährungs- und Lebensgewohnheiten reicht sie von etwa einem bis zu zehn Millisievert . Belastung aus künstlichen radioaktiven Quellen Bei künstlichen Radionukliden in der Umwelt denkt man an Reaktorkatastrophen, wie sie in Tschornobyl ( russ. : Tschernobyl) oder Fukushima geschehen sind. Aber auch bei Kernwaffenversuchen wurden künstliche Radionuklide freigesetzt. Auch im Normalbetrieb entweichen in geringem Maße künstliche Radionuklide aus kerntechnischen Anlagen. Dies wird in verschiedenen Messnetzen streng überwacht. Weitere Informationen finden Sie unter IMIS . Medien zum Thema Mehr aus der Mediathek Radioaktivität in der Umwelt In Broschüren, Videos und Grafiken informiert das BfS über radioaktive Stoffe im Boden, in der Nahrung und in der Luft. Stand: 04.07.2025

A8. Wann ist ein Genehmigungsantrag oder eine Anzeige notwendig?

A8. Wann ist ein Genehmigungsantrag oder eine Anzeige notwendig? Handelt es sich bei der Strahlenanwendung, die von dem in der regulären Krankenversorgung Üblichen abweicht, um eine therapeutische Strahlenanwendung , ist grundsätzlich ein Genehmigungsantrag beim BfS erforderlich. Für diagnostische Strahlenanwendungen , die von dem in der regulären Krankenversorgung Üblichen abweichen, ist entweder ein Genehmigungsantrag beim BfS oder eine Anzeige bei BfArM / PEI erforderlich. Diagnostische Strahlenanwendungen sind dann anzeigebedürftig, wenn 1. das Forschungsvorhaben die Prüfung von Sicherheit und Wirksamkeit eines Verfahrens zur Behandlung ausschließlich folgender Personengruppen zum Gegenstand hat: a) volljährige, kranke Menschen oder b) minderjährige, kranke Menschen, wenn die Summe der studienbedingten effektiven Dosen aller Strahlenanwendungen, die im Rahmen des Forschungsvorhabens erfolgen, voraussichtlich 6 Millisievert pro Person nicht überschreitet, 2. bei allen Studienteilnehmenden eine Krankheit vorliegt, deren Behandlung im Rahmen des Forschungsvorhabens geprüft wird, 3. in dem Forschungsvorhaben ausschließlich Anwendungen radioaktiver Stoffe oder ionisierender Strahlung durchgeführt werden, die nicht selbst Gegenstand des Forschungsvorhabens sind, 4. die Art der Anwendung anerkannten Standardverfahren zur Untersuchung von Menschen entspricht und 5. es sich bei dem Forschungsvorhaben handelt um a) eine klinische Prüfung im Sinne des § 4 Absatz 23 des Arzneimittelgesetzes, b) eine klinische Prüfung im Sinne des Artikels 2 Nummer 45 der Verordnung ( EU ) 2017/745 oder c) eine sonstige klinische Prüfung im Sinne des § 3 Nummer 4 des Medizinprodukterecht-Durchführungsgesetzes. Für die Zulässigkeit einer Anzeige müssen alle Anzeigevoraussetzungen vorliegen. Wenn mindestens eine der o. g. Voraussetzungen nicht erfüllt ist, ist ein Genehmigungsantrag für die diagnostischen Strahlenanwendungen beim BfS zu stellen.

Grundlagen ionisierender Strahlung und Strahlenschutz

Ionisierende Strahlung und radioaktive Stoffe werden in vielen Anwendungsbereichen gezielt genutzt, können andererseits aber auch schädlich für den Menschen sein. Um die Risiken der Anwendung zu minimieren, gibt es in Deutschland umfangreiche Regelungen zum Strahlenschutz, die in entsprechende Schutzmaßnahmen umgesetzt werden. Bei Einwirkung ionisierender Strahlung auf den menschlichen Körper unterscheidet man die möglichen Risiken in sofort auftretende (deterministische) und später auftretende (stochastische) Schäden. Für stochastische Schäden gibt es keine Schwellenwerte. Die Wahrscheinlichkeit zu erkranken, insbesondere an Krebs, ist vor allem von der Dauer und Höhe der Strahleneinwirkung abhängig. Deterministische Schäden (Akutschäden) treten bei Menschen ab einer bestimmten Dosisschwelle auf. Ab dieser nimmt der Schweregrad des Schadens mit der Höhe der Strahlendosis zu. Deterministische Schäden sind beispielweise Hautrötung, Haarausfall oder Blutarmut (Anämie). Bei höheren Dosen kommt es zum Organversagen. Mehr Informationen finden Sie unter Bundesamt für Strahlenschutz (BfS): Wie wirkt ionisierende Strahlung? Um stochastische Schäden zu minimieren, wurden rechtsverbindlich (StrlSchG 2017; 2013/59/EURATOM) drei allgemeine Grundsätze des Strahlenschutzes festgelegt: 1. Rechtfertigung: Eine Anwendung ionisierender Strahlung ist nur zulässig, wenn sie mehr Nutzen bringt als möglicherweise Schäden verursacht. Der Nutzen soll dabei auf keine andere Weise zu erlangen sein. Die Rechtfertigung wird bei neuen Sachverhalten überprüft. 2. Dosisbegrenzung: Bei den als gerechtfertigt eingestuften Anwendungen ionisierender Strahlung dürfen die gesetzlich festgelegten Grenzwerte nicht überschritten werden. Für die allgemeine Bevölkerung und für Personen, die beruflich ionisierender Strahlung ausgesetzt sind, gelten unterschiedliche Werte. 3. Optimierung: Die Strahlenbelastung bei der Nutzung ionisierender Strahlung muss für alle Beteiligten so niedrig gehalten werden, wie es vernünftigerweise möglich ist (ALARA-Prinzip: As Low As Reasonably Achievable). In der Praxis kann das durch verschiedene Maßnahmen erreicht werden, u.a.: Aufenthaltsdauer verkürzen: Je kürzer man ionisierender Strahlung ausgesetzt ist, desto geringer ist die Strahlenbelastung. Wird die Aufenthaltsdauer halbiert, reduziert sich die Strahlenbelastung auch um die Hälfte. Abstand vergrößern: Je mehr man sich von der Quelle ionisierender Strahlung entfernt, desto geringer ist die Strahlenbelastung. Dabei gilt: Doppelter Abstand reduziert die Strahlenbelastung auf ein Viertel. Abschirmung: Die Quelle ionisierender Strahlung ist durch geeignete Materialien und ausreichende Dicke abzuschirmen. Dabei spielt die Art der Strahlung eine wichtige Rolle. Beispielsweise reicht ein Blatt Papier um Alphateilchen abzuschirmen. Zur Abschirmung von Gamma- und Röntgenstrahlung braucht man aber dicke Schichten aus Blei oder Beton. Aktivität minimieren: Soll eine radioaktive Quelle zum Einsatz kommen, ist die Aktivität möglichst niedrig zu halten. Um die Einwirkung ionisierender Strahlung auf ein Medium zu quantifizieren, verwendet man den Begriff der Dosis. Im Strahlenschutz werden unterschiedliche Dosisarten definiert: Die Energiedosis gibt z.B. an, wie viel Energie ein Medium bei der Bestrahlung mit ionisierender Strahlung aufnimmt. Sie wird in Gray (Gy) gemessen. Die Organ-Äquivalentdosis ist die gewichtete Energiedosis in einem Organ oder Gewebe, unter Berücksichtigung biologischer Wirkung der Strahlung. Sie wird in Sievert (Sv) angegeben. Die Effektive Dosis ist die Summe aller gewichteten einzelnen Organ-Äquivalentdosen, unter Berücksichtigung der Strahlenempfindlichkeit der verschiedenen Organe. Sie wird ebenfalls in Sievert (Sv) angegeben. In der folgenden Tabelle sind Beispiele für effektive Dosen in mSv durch häufige Tätigkeiten und Anwendungen zusammengestellt:

Vereinfachte Dosisabschätzung

Vereinfachte Dosisabschätzung Beim Umgang mit NORM -Stoffen können Beschäftigte innerhalb des Betriebs, bei dem diese Rückstände entstehen, aber auch außerhalb - bei Verwertungs- oder Entsorgungsunternehmen - einer erhöhten Strahlenexposition ausgesetzt sein. Auch bei der Allgemeinbevölkerung kann es durch die Verwertung oder Beseitigung zu erhöhten Strahlenexpositionen kommen. Wie lässt sich diese Strahlenexposition vereinfacht abschätzen, und wie kann sie gegebenenfalls verringert werden? Um die Strahlenexposition durch bergbaubedingte Umweltradioaktivität bewerten zu können, hat das Bundesamt für Strahlenschutz ( BfS ) 2010 " Berechnungsgrundlagen zur Ermittlung der Strahlenexposition infolge bergbaubedingter Umweltradioaktivität (Berechnungsgrundlagen - Bergbau " [1] zur Verfügung gestellt. Für das Themenfeld "Rückstände mit erhöhter natürlicher Radioaktivität " ("Naturally Occurring Radioactive Materials", abgekürzt " NORM ") werden derzeit vergleichbare Berechnungsverfahren erarbeitet. Die im Folgenden aufgeführten Empfehlungen zur vereinfachten Dosisabschätzung ersetzen nicht die geplanten Berechnungsgrundlagen NORM . Die hier aufgeführten Rechenvorschriften sind vielmehr aus bisher veröffentlichten Werken zur Abschätzung der Strahlenexposition [1] , [2] zusammengestellt. Mit dem Strahlenschutzgesetz und der überarbeiteten Strahlenschutzverordnung wurde der Strahlenschutz in Deutschland zum 31.12.2018 neu geregelt. In Anlage 3 des Strahlenschutzgesetzes des Strahlenschutzgesetzes sind Arbeitsfelder aufgeführt, bei denen für Beschäftigte eine Strahlenexpositionen durch natürliche Radionuklide oberhalb von einem Millisievert pro Jahr auftreten können. Für dort genannte Arbeitsplätze ist eine Dosisabschätzung verpflichtend. Für Arbeitsfelder mit einer erhöhten Exposition durch eine Inhalation von Radon wurden separate Regelungen getroffen. Diese Arbeitsplätze sind in Anlage 8 des Strahlenschutzgesetzes aufgeführt. Darüber hinaus können Beschäftigte anderer Arbeitsgebiete beim Umgang mit NORM -Stoffen (zum Beispiel Rückstände nach Anlage 1 des Strahlenschutzgesetzes einer erhöhten Strahlenexposition ausgesetzt sein. Falls Beschäftige an mehreren Arbeitsplätzen mit NORM -Stoffen in Kontakt kommen, ist die effektive Dosis an allen exponierten Arbeitsplätzen einzeln zu ermitteln. Für die Gesamtbewertung ist die Summe der Effektivdosen entscheidend. Betriebliche Strahlenexposition Strahlenexposition der Bevölkerung Betriebliche Strahlenexposition Abschätzung der Strahlenexposition aus der spezifischen Aktivität Die Strahlenexposition für Beschäftigte kann prinzipiell anhand von Modellen aus der spezifischen Aktivität von Rückständen bestimmt werden. Das Bundesamt für Strahlenschutz hat hierfür eine vereinfachte Berechnungsvorschrift zur Ermittlung der effektiven Jahresdosis veröffentlicht [2] . Das Modell berücksichtigt die äußere Strahlenexposition infolge des Aufenthaltes unmittelbar neben einer großen aufgeschütteten Materialmenge, die Inhalation von Staub bei einer Staubkonzentration von 10 Milligramm pro Kubikmeter und die unbeabsichtigte Ingestion von 6 Milligramm Staub pro Arbeitsstunde. Gleichung 1 Zudem wird angenommen, dass Uran - 238 und Uran -235 im natürlichen Isotopenverhältnis vorkommen und diese Radionuklide sowie das Thorium-232 im radioaktiven Gleichgewicht mit ihren Zerfallsprodukten stehen. Wenn bei Rückständen das radioaktive Gleichgewicht gestört ist, wird für eine konservative Dosisabschätzung die höchste spezifischen Aktivität innerhalb der Uran -238- und Thorium-232-Zerfallskette verwendet. Die effektive Jahresdosis E in Millisievert lässt sich nach [2] mit Gleichung 1 berechnen: Ist im Ergebnis der Wert für E größer als 1 Millisievert , ergibt sich nicht zwingend eine erhöhte Strahlenexposition für Beschäftigte. Vielmehr ist eine ausführliche Expositionsabschätzung über alle Expositionspfade mit realistischen Parametern (zum Beispiel Nuklidverhältnisse, Staubkonzentration in der Luft, Aufenthaltszeiten) durchzuführen. Abschätzung der Strahlenexposition durch äußere Gammastrahlung Gleichung 2 Die Strahlenexposition durch äußere Gammaexposition kann anhand sogenannter Personendosimeter direkt bestimmt werden. Geeignete Messstellen bieten diese Geräte an und werten die Ergebnisse der Messungen aus. Eine andere Möglichkeit, die Strahlenexposition durch äußere Gammastrahlung zu bestimmen, ist die Messung der Umgebungsäquivalentdosisleistung Ḣ*(10) (hier: Ortsdosisleistung pro Zeiteinheit) mit geeigneten Messgeräten sowie die Ermittlung der tatsächlichen Aufenthaltszeit am exponierten Arbeitsplatz. Die Physikalisch-Technische Bundesanstalt ( PTB ) veröffentlicht die Bezeichnungen aller Geräte mit einer Bauartzulassung (Voraussetzung für die Eichfähigkeit) auf ihrer Internetseite . Aus der gemessenen Umgebungsäquivalentdosisleistung ergibt sich die jährliche effektive Dosis E in Millisievert nach [1] aus der Gleichung 2. Abschätzung der Strahlenexposition durch Inhalation von Staub Der Expositionspfad "Inhalation von Staub" ist nur beim Umgang mit oder beim Arbeiten in der Nähe von trockenen Rückständen zu berücksichtigen. Bei feuchten Rückständen ist die Möglichkeit für eine Staubbildung vernachlässigbar. Gleichung 3 Bei manchen Rückständen sind die Radionuklide nicht gleichmäßig im Rückstand verteilt. So ist zum Beispiel in Filterkiesen aus der Wasseraufbereitung der Radionuklidgehalt in den aufgewachsenen Krusten um ein Mehrfaches größer als im Gesamtrückstand. In solchen Fällen muss der Radionuklidgehalt im Staub gesondert ermittelt werden. Eine Expositionsabschätzung zur radiologischen Bewertung von NORM -Stoffen ist grundsätzlich nuklidspezifisch durchzuführen. Die jährliche effektive Dosis wird dann mithilfe der Gleichung 3 abgeschätzt: Die Aktivitätskonzentration in der Atemluft (in Becquerel pro Kubikmeter) kann aus der Staubkonzentration (in Gramm pro Kubikmeter) und dem Radionuklidgehalt des Materials (in Becquerel pro Gramm) in guter Näherung bestimmt werden. Für die Ermittlung der Staubkonzentration empfehlen Institutionen wie das Berufsgenossenschaftliche Institut für Arbeitssicherheit verschiedene geeignete Messmethoden. Abschätzung der Strahlenexposition durch Inhalation von Radon und dessen Zerfallsprodukten Gleichungen 4 und 5 Vor allem an wenig belüfteten Arbeitsplätzen in Gebäuden sind Beschäftigte häufig einer Strahlenexposition durch die Inhalation von Radon-222 und dessen kurzlebigen Zerfallsprodukten ausgesetzt. Die für die Dosis entscheidende Größe ist die potenzielle Alpha-Energie- Exposition (Zeitintegral der potenziellen Alpha-Energie-Konzentration). Ersatzweise lässt sich die effektive Dosis auch aus Werten der Radon-222 -Konzentration, des Gleichgewichtsfaktors und der Aufenthaltszeit abschätzen (vergleiche [2] für eine Auflistung geeigneter Verfahren). Die jährliche effektive Dosis kann nach [1] sowohl auf der Grundlage der potenziellen Alpha-Energie- Exposition kurzlebiger Radon-222 -Zerfallsprodukte (Gleichung 4) als auch der Radon-222 - Exposition und des Gleichgewichtsfaktors (Gleichung 5) abgeschätzt werden: Gleichung 6 Abschätzung der Strahlenexposition durch Direktingestion von NORM-Stoffen Der Expositionspfad "Direktingestion" berücksichtigt die unbeabsichtigte Ingestion von Staub aus NORM -Stoffen während der Arbeitszeit. Dabei ist die Expositionsabschätzung grundsätzlich nuklidspezifisch durchzuführen. Die Berechnung der jährlichen effektiven Dosis erfolgt dann nach [1] mit Hilfe von Gleichung 6. Strahlenexposition der Bevölkerung Bei der Verwertung von NORM -Rückständen können auch Personen der allgemeinen Bevölkerung einer zusätzlichen Strahlenbelastung ausgesetzt sein. Die für die berufliche Exposition aufgeführten Expositionspfade Inhalation von Staub, Inhalation von Radon , unbeabsichtigte Direktingestion von NORM -Stoffen und äußere Exposition durch Gammastrahlung sind auch bei der Abschätzung der Strahlenexposition für die Bevölkerung zu berücksichtigen. Für einige Expositionspfade sind jedoch altersabhängige Parameter zu verwenden (siehe dazu die "Berechnungsgrundlagen Bergbau" [1] ). Zusätzlich kann für die Bevölkerung auch der sogenannte Wasserpfad von Bedeutung sein. Dieser ist bei der Verwertung oder Deponierung immer dann zu berücksichtigen, wenn mit dem Regenwasser Radionuklide aus dem Rückstand herausgelöst werden und mit dem Sickerwasser ins Grundwasser gelangen. Ein Beispiel hierfür ist die Verwertung im Landschaftsbau. Wird aus einem (Privat-)Brunnen des beeinträchtigten Grundwasserleiters Wasser - zu Trinkwasserzwecken oder auch zur Bewässerung lokal erzeugter Lebensmittel (Gemüse, Obst oder auch Weideflächen) - genutzt, können sich unter ungünstigen Umständen für die Allgemeinbevölkerung größere Expositionen als bei den Beschäftigten ergeben. Abschätzung der Strahlenexposition durch Ingestion von lokal erzeugten Lebensmitteln Beim Expositionsszenario "Ingestion von lokal erzeugten Lebensmitteln" geht man davon aus, dass das gesamte benötigte Trinkwasser aus einem häuslichen Brunnen kommt, der 20 Meter von einer NORM -Ablagerung entfernt ist. Zudem werden Pflanzen und Tiere für den Eigenbedarf mit diesem Wasser versorgt. Weiterhin setzt dieses Modell voraus, dass die Hälfte aller verzehrten Lebensmittel vor Ort erzeugt wird. Die "Berechnungsgrundlagen Bergbau" [1] beschreiben ausführlich, wie die Strahlenexposition durch lokal erzeugte Lebensmittel berechnet wird. Die Gleichung 7 zeigt, welche Lebensmittel zur Gesamtdosis beitragen können: Gleichung 7 Für eine Erstbewertung, ob über den Wasserpfad eine relevante Strahlenexposition zu befürchten ist, kann anhand von Laborversuchen die Freisetzbarkeit von Radionukliden aus NORM -Stoffen mit Wasser ermittelt werden. In Anlehnung an die aktuellen Entwicklungen im Bodenschutzrecht ist hierfür ein normiertes Prüfverfahren (zum Beispiel DIN 19529) anzuwenden [3] . Das Wasser-zu-Feststoff-Verhältnis sollte dabei möglichst 2:1 betragen. Da die ungünstigste Einwirkungsstelle im Strahlenschutz der Brunnen zur Grundwasserentnahme aus einem nutzbaren Grundwasserleiter ist, wird beim Eintrag von Radionukliden durch das Sickerwasser eine Verdünnung im Grundwasser berücksichtigt. Die in der wässrigen Lösung aus dem Laborversuch ermittelte Aktivitätskonzentration kann somit für eine Erstbewertung als oberer Wert der Brunnenwasserkonzentration eingesetzt werden. Strahlenschutzmaßnahmen Betrieblicher Strahlenschutz Nach dem " ALARA-Prinzip " ist die Strahlenexposition für Beschäftigte unter Berücksichtigung der Verhältnismäßigkeit so gering wie möglich zu halten. Bei Arbeiten mit NORM -Stoffen kann - unter Beachtung gängiger Vorschriften zum Arbeitsschutz - die Strahlenexposition über die Inhalation von Staub und die unbeabsichtigte Aufnahme von kontaminiertem Material nahezu vollständig vermieden werden. Die Gleichungen (1) bis (6) zeigen, dass die jährliche effektive Dosis linear von den relevanten Größen, wie der spezifischen Aktivität im Rückstand, der Staubkonzentration oder der Aufenthaltszeit am exponierten Arbeitsplatz abhängt. Die Strahlenexposition für Beschäftigte lässt sich daher durch folgende Maßnahmen verringern: Verwertung von Rückständen mit möglichst geringer spezifischen Aktivität , Identifizierung der Hauptquellen für eine Staubentwicklung, Überprüfung der Wirksamkeit von Schutzeinrichtungen und gegebenenfalls Maßnahmen zur Vermeidung von Staubfreisetzungen, Überprüfung und Optimierung der Arbeitszeiten an den exponierten Arbeitsplätzen, Verwendung individueller Schutzausrüstung. Inwieweit die einzelnen Maßnahmen umsetzbar sind, hängt natürlich von der jeweiligen betrieblichen Situation ab. Bewertung der Strahlenexposition der Bevölkerung Ist in der Summe aller Expositionspfade inklusive des Wasserpfades eine Überschreitung des Dosisrichtwertes von 1 Millisievert pro Jahr nicht zu befürchten, kann die Verwertung beziehungsweise Deponierung auf dem geplanten Weg erfolgen. Liegt im Ergebnis der vereinfachten Dosisabschätzung eine Überschreitung des Dosisrichtwertes vor, ist nicht zwingend eine erhöhte Exposition gegeben. Vielmehr ist das Ergebnis anhand einer standortspezifischen Expositionsabschätzung zu präzisieren. Beispielsweise empfiehlt sich für den Wasserpfad eine detaillierte Untersuchung zum Radionuklidtransport in Sicker- und Grundwasser. Ein Hilfsmittel dazu ist der " Leitfaden des Bundesamtes für Strahlenschutz zur Untersuchung und Bewertung bergbaulicher Altlasten ". Falls das Ergebnis der standortspezifischen Expositionsabschätzung den Dosisrichtwert von 1 Millisievert pro Jahr als Summe aller Expositionspfade weiterhin überschreitet, ist eine Verwertung auf dem geplanten Weg nicht möglich. In diesem Fall müssen andere Verwertungs- oder Entsorgungsmöglichkeiten geprüft werden. Literatur: [1] BfS (2010): Berechnungsgrundlagen zur Ermittlung der Strahlenexposition infolge bergbaubedingter Umweltradioaktivität (Berechnungsgrundlagen - Bergbau) [2] Beck, T., Ettenhuber, E. (2006): Überwachung von Strahlenexpositionen bei Arbeiten Leitfaden für die Umsetzung der Regelungen nach Teil 3 Kapitel 1 und 2 der StrlSchV , BfS -SW-03/06, ISSN 1611-8723 [3] DIN 19529:2009-01:Titel: Elution von Feststoffen - Schüttelverfahren zur Untersuchung des Elutionsverhaltens von anorganischen Stoffen mit einem Wasser/Feststoff-Verhältnis von 2 l/kg. Beuth-Verlag, Berlin Stand: 03.07.2025

Natürliche Radionuklide in Baumaterialien

Natürliche Radionuklide in Baumaterialien Bei der Verwendung von Gesteinen und Erden zu Bauzwecken können in diesen Materialien enthaltene oder aus ihnen freigesetzte Radionuklide zu einer Strahlenexposition der Bevölkerung führen. Der Mittelwert der durch die natürlichen Radionuklide in den Baustoffen bedingten Gamma-Ortsdosisleistung ( ODL ) in Gebäuden beträgt rund 80 Nanosievert pro Stunde. Werte der ODL über 200 Nanosievert pro Stunde sind selten. Die in Deutschland in großen Mengen traditionell verwendeten Baustoffe sind im Allgemeinen nicht die Ursache für erhöhte Strahlenexpositionen durch Radon in Gebäuden. Naturwerksteine können in allen Bereichen des Bauens im Hausinneren und im Freien eingesetzt werden Bei der Verwendung von Gesteinen und Erden zu Bauzwecken können in diesen Materialien enthaltene oder aus ihnen freigesetzte Radionuklide zu einer Strahlenexposition der Bevölkerung führen. Von besonderer Bedeutung sind dabei die Radionuklide aus den radioaktiven Zerfallsreihen von Uran -238, Thorium-232 sowie Kalium-40. Ursachen der durch natürliche Radionuklide in Baustoffen verursachten Strahlenexposition beim Aufenthalt in Gebäuden sind die von den Radionukliden in den Baumaterialien ausgehende, von außen auf den Körper wirkende Gammastrahlung sowie die Inhalation des aus den Baumaterialien in die Räume freigesetzten Gases Radon und seiner Zerfallsprodukte. Untersuchung und Bewertung Seit über 40 Jahren werden in Deutschland Untersuchungen und Bewertungen der natürlichen Radioaktivität in Baustoffen und Bauprodukten durchgeführt. Daher liegen im Bundesamt für Strahlenschutz ( BfS ) von mehr als 1.500 Proben von Natursteinen, Baustoffen und mineralischen Reststoffen Daten der spezifischen Aktivitäten der relevanten Radionuklide vor. Aktualisierte Untersuchungen an 120 Baustoffproben aus dem Jahr 2007 sind im BfS-Bericht BfS-SW-14/12 veröffentlicht worden. An einer großen Anzahl von Proben wurde zusätzlich die Radonfreisetzung bestimmt. Spezifische Aktivitäten natürlicher Radionuklide in Natursteinen, Baustoffen und Reststoffen (angegeben sind Mittelwert und Bereich (in Klammern) in Becquerel pro Kilogramm) Material Radium-226 Thorium-232 Kalium-40 Granit 100 (30 - 500) 120 (17 - 311) 1.000 (600 - 4.000) Gneis 75 (50 - 157) 43 (22 - 50) 900 (830 - 1.500) Diabas 16 (10 - 25) 8 (4 - 12) 170 (100 - 210) Basalt 26 (6 - 36) 29 (9 - 37) 270 (190 - 380) Granulit 10 (4 - 16) 6 (2 - 11) 360 (9 - 730) Kies, Sand, Kiessand 15 (1 - 39) 16 (1 - 64) 380 (3 - 1.200) Natürlicher Gips, Anhydrit 10 (2 - 70) < 5 (2 - 100) 60 (7 - 200) Tuff, Bims 100 (< 20 - 200) 100 (30 - 300) 1.000 (500 - 2.000) Ton, Lehm < 40 (< 20 - 90) 60 (18 - 200) 1.000 (300 - 2.000) Ziegel, Klinker 50 (10 - 200) 52 (12 - 200) 700 (100 - 2.000) Beton 30 (7 - 92) 23 (4 - 71) 450 (50 - 1.300) Kalksandstein, Porenbeton 15 (6 - 80) 10 (1 - 60) 200 (40 - 800) Schlacke aus Mansfelder Kupferschiefer 1.500 (860 - 2.100) 48 (18 - 78) 520 (300 - 730) Gips aus der Rauchgasentschwefelung 20 (< 20 - 70) < 20 < 20 Braunkohlenfilterasche 82 (4 - 200) 51 (6 - 150) 147 (12 - 610) Der Mittelwert der durch die natürlichen Radionuklide in den Bauprodukten bedingten Gamma-Ortsdosisleistung ( ODL ) in Gebäuden beträgt rund 80 Nanosievert pro Stunde. Werte der ODL über 200 Nanosievert pro Stunde sind selten. Radon Gesetzliche Regelungen Naturwerksteine Radon Radon von besonderer Bedeutung Das durch radioaktiven Zerfall aus Radium-226 entstehende gasförmige Radon-222 ist aus der Sicht des Strahlenschutzes von besonderem Interesse. Nach aktuellen Erkenntnissen wird in Deutschland ein signifikanter Anteil der Lungenkrebserkrankungen in der Bevölkerung auf die Belastung mit Radon und seinen Zerfallsprodukten in Gebäuden zurückgeführt. Die Radonfreisetzung aus Bauprodukten wird durch die spezifische Aktivität des Radium-226 und andere, den Radontransport bestimmende Materialeigenschaften (zum Beispiel Porosität ) bestimmt. Untersuchungen zeigen, dass die in Deutschland in großen Mengen traditionell verwendeten Baustoffe Beton, Ziegel, Porenbeton und Kalksandstein im Allgemeinen nicht die Ursache für Überschreitungen des vom BfS empfohlenen Jahresmittelwertes der Radonkonzentration in Aufenthaltsbereichen sind. Dieser soll 100 Becquerel pro Kubikmeter nicht überschreiten. Der Beitrag des Radon-222 aus Bauprodukten zur Radonkonzentration in Wohnräumen liegt bei maximal 70 Becquerel pro Kubikmeter. Bei aktuell im Handel erhältlichen Bauprodukten wurden Werte deutlich unter 20 Becquerel pro Kubikmeter bestimmt. Höhere Radonkonzentrationen bei einzelnen Baumaterialien Freisetzungsraten von Radon , die höhere Konzentrationen im Innenraum zur Folge haben können, wurden in Deutschland vereinzelt an Rückständen der Verbrennung von Kohlen mit erhöhter Uran-/Radiumkonzentration (früher unter der Bezeichnung "Kohleschlacke" regional als Füllung von Geschossdecken verwendet) und in Ausnahmefällen an Natursteinen mit erhöhten spezifischen Aktivitäten des Radium-226 gemessen. Erhöhte Radonkonzentrationen in Häusern aus Mansfelder Kupferschlacke wurden trotz der vergleichsweise hohen spezifischen Aktivität des Radium-226 in diesem Material nicht ermittelt. In einigen Ländern wurden höhere Radonkonzentrationen in Häusern festgestellt, in denen so genannte Chemiegipse (Rückstände der Phosphoritverarbeitung) eingesetzt wurden, sowie bei Leichtbetonen, die unter Verwendung von Alaunschiefer hergestellt wurden. Vereinzelt findet man auch überdurchschnittliche Radonkonzentrationen in den traditionellen Gebieten des Bergbaus, wenn Abraum oder Reststoffe der Erzverarbeitung mit erhöhter Radiumkonzentration als Baumaterial, als Beton- oder Mörtelzuschlagstoff oder zur Fundamentierung oder als Füllmaterial beim Hausbau verwendet wurden. Thoron Nach derzeitigem Kenntnisstand wurden in Deutschland keine Materialien zu Bauzwecken verwendet, die infolge erhöhter Thoriumkonzentrationen zu aus der Sicht des Strahlenschutzes relevanten Expositionen durch das Gas Radon-220 (Thoron) und seiner Zerfallsprodukte in Räumen führen könnten. Die Möglichkeit, dass ungebrannter Lehm als Baustoff in Einzelfällen zu erhöhten Thoronwerten in der Raumluft führen kann, lässt sich jedoch nicht gänzlich ausschließen. Weiterführende Informationen zum Thema Lehm und Thoron finden Sie im Artikel Lehm als Baumaterial . Gesetzliche Regelungen Gesetzliche Begrenzung bei Baustoffen In einigen Rückständen aus industriellen Prozessen reichern sich die natürlichen radioaktiven Stoffe an. Bei Verwendung dieser Rückstände, zum Beispiel ihrem Einsatz als Sekundärrohstoff im Bauwesen, sind erhöhte Strahlenexpositionen der Bevölkerung nicht auszuschließen. 1. Strahlenschutzrecht Zur Begrenzung der effektiven Dosis aus der äußeren Exposition für Einzelpersonen der Bevölkerung in Aufenthaltsräumen wurde im Strahlenschutzgesetz ( StrlSchG ) ein Referenzwert von 1 Millisievert pro Jahr festgelegt, der zusätzlich zur effektiven Dosis im Freien gilt. Ein Referenzwert dient gemäß Strahlenschutzgesetz als Maßstab für die Prüfung der Angemessenheit von Schutzmaßnahmen. Er ist kein Grenzwert, der nicht überschritten werden darf. Eine entsprechende Prüfung ist vorzunehmen, wenn die in der Anlage 1 des Strahlenschutzgesetzes ( StrlSchG ) genannten Rückstände oder die in Anlage 9 des StrlSchG genannten Rohstoffe zur Herstellung von Gebäuden, die Aufenthaltsräume enthalten, genutzt werden sollen. Der Nachweis zur Unterschreitung des festgelegten Referenzwertes der effektiven Dosis von 1 Millisievert pro Jahr erfolgt mithilfe des in Anlage 17 der Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ) dargestellten Aktivitätsindexes. Dieser wird aus den Aktivitäten der im Baustoff enthaltenen Radionuklide Radium-226, Thorium-232 und Kalium-40 unter Berücksichtigung von Dicke und Dichte des Baustoffs berechnet. 2. Baurecht Gemäß der Bauproduktenverordnung (BauPVO, Verordnung EU Nr. 305/2011 ) darf in den Mitgliedsstaaten der Europäischen Union ein Bauprodukt nur dann in Verkehr gebracht werden, wenn es die wesentlichen Anforderungen an Hygiene, Gesundheit und Umweltschutz - unter anderem bezüglich der Freisetzung gefährlicher Strahlen - erfüllt. Diese EU -Verordnung ist direkt im deutschen Recht verbindlich und für die Hersteller seit dem 1. Mai 2013 gültig. Die europäische Normungsinstitution CEN hat von der Europäischen Kommission den Auftrag erhalten, die Messung von Radium, Thorium und Kalium zu standardisieren sowie eine europäische Norm zur Berechnung der Dosis zu entwickeln. Naturwerksteine Natürliche Radionuklide in Naturwerksteinen Medianwerte der spezifischen Aktivität natürlicher Radionuklide in Naturwerksteinen Heute finden Naturwerksteine in allen Bereichen des Bauens im Hausinneren und im Freien verstärkt Anwendung. Deshalb hat das BfS mit Unterstützung des Deutschen Naturwerkstein-Verbandes e. V. im Jahr 2006 eine Reihe marktgängiger Fliesen und anderer Plattenmaterialien unterschiedlichster Herkunft auf die Gehalte natürlicher Radioaktivität untersucht und aus Strahlenschutzsicht bewertet. Im Vordergrund standen gammaspektrometrische Messungen der spezifischen Aktivitäten von Radium-226, Kalium-40 und Thorium-232. Die Ergebnisse sind in der Grafik zusammengefasst. Die dargestellten Medianwerte (Zentralwerte) bedeuten, dass die Hälfte der untersuchten Proben über diesem Wert liegt und 50 Prozent darunter. Die Materialgliederung erfolgt an dieser Stelle nach der Gesteinsart. Es muss darauf hingewiesen werden, dass im Handel aus Erwägungen, die sich an den speziellen Anwendungen, der Verarbeitung und Pflege der Materialien orientieren, nicht immer korrekte Gesteinsbezeichnungen verwendet werden. So muss es sich bei "Granit" nicht unbedingt um Granitgestein handeln; diese Bezeichnung wird auch für Gneise, Diorite, Granodiorite und andere Gesteine verwendet. Spezifische Aktivitäten der untersuchten Naturwerksteine Die spezifischen Aktivitäten der untersuchten Naturwerksteine liegen für Kalium-40 im Bereich zwischen 10 und 1.600 Becquerel pro Kilogramm, für Radium-226 zwischen weniger als 10 und 355 Becquerel pro Kilogramm und für Thorium-232 zwischen weniger als 10 und 330 Becquerel pro Kilogramm. Zum Vergleich und zur Ergänzung wird auf die oben gezeigte Tabelle hingewiesen. Die mögliche Strahlenexposition durch die einzelnen Materialien hängt neben der Radionuklidkonzentration und der Radonfreisetzung von der Art ihrer Verwendung ab. Im Ergebnis der Messungen des BfS ist festzustellen, dass die untersuchten aktuellen Bauprodukte und auch die untersuchten Naturwerksteine - selbst bei großflächiger Anwendung - in Gebäuden uneingeschränkt verwendbar sind. Das Strahlenschutzgesetz legt einen Referenzwert für die effektive Dosis durch Radionuklide natürlichen Ursprungs (außer Radon ) fest. Ein Referenzwert dient gemäß Strahlenschutzgesetz als Maßstab für die Prüfung der Angemessenheit von Schutzmaßnahmen. Er ist kein Grenzwert, der nicht überschritten werden darf. Der gesetzlich festgelegte Referenzwert für die effektive Dosis von 1 Millisievert pro Jahr für Personen der Bevölkerung durch Radionuklide natürlichen Ursprungs (außer Radon ) wird in allen Fällen eingehalten. Medien zum Thema Mehr aus der Mediathek Radioaktivität in der Umwelt In Broschüren, Videos und Grafiken informiert das BfS über radioaktive Stoffe im Boden, in der Nahrung und in der Luft. Stand: 18.06.2025

VR -Anwendung für medizinische Strahlenschutz-Schulungen

VR -Anwendung für medizinische Strahlenschutz-Schulungen Das Bundesamt für Strahlenschutz ( BfS ) hat für Schulungen zum medizinischen Strahlenschutz eine Virtual-Reality-Anwendung entwickelt. Die Anwendung visualisiert ionisierende, sehr energiereiche Strahlung , wie sie unter realen Bedingungen in einem Herzkatheterlabor auftritt. Die Anwendung steht allen Interessierten kostenlos zum Download zur Verfügung. Die Skripte, die für das BfS -Vorhaben entwickelt wurden, wurden als Open-Source Code auf einem GIT-Server veröffentlicht. Das Bundesamt für Strahlenschutz ( BfS ) hat für Schulungen zum medizinischen Strahlenschutz eine Virtual-Reality-Anwendung entwickelt. Mit der Anwendung kann der richtige Umgang mit unterschiedlichen Komponenten zum Schutz von Patient*innen und medizinischem Personal während einer Untersuchung in einem virtuellen Interventionsraum geübt werden. Anwendung visualisiert ionisierende Strahlung Die Anwendung mit Virtual Reality (VR) visualisiert ionisierende, sehr energiereiche Strahlung , wie sie unter realen Bedingungen in einem Herzkatheterlabor auftritt. So werden zum Beispiel auch Streustrahlung und die abschirmende Wirkung von Patientenschutzmitteln sichtbar. Die Anwendung berechnet außerdem in Echtzeit die effektive Dosis , die dabei auf anwesende Personen im Raum wirkt. In der VR-Anwendung wird ionisierende Strahlung sichtbar Zur Simulation des Strahlenschutzes während der Untersuchung können Bleischürze, Schilddrüsenschutz, Brille und Kappe eingesetzt werden. Zusätzlich können verschiedene Projektionen, Untertischabschirmungen und mobile Abschirmungen verwendet werden. Virtuelle Anzeigen informieren fortlaufend über die Werte für Organdosis und effektive Dosis . Einfluss unterschiedlicher Parameter auf Strahlendosis im virtuellen Interventionsraum erproben Auch der Einfluss von unterschiedlichen technischen Parametern auf die Strahlendosis kann im virtuellen Interventionsraum erprobt und durchgespielt werden, ohne sich oder andere zu gefährden. Zum Beispiel kann der Abstand des Patienten bzw. der Patientin vom Isozentrum des C-Bogens oder vom Detektor verändert werden, ebenso die Bildrate und der Kollimationsdurchmesser. So kann auch das optimale Verhalten bei Cone Beam CT -Aufnahmen und auch der Einfluss der Hände auf die automatische Expositionskontrolle (Belichtungsautomatik) geübt werden. Mitarbeiter*innen des BfS und Mediziner*innen unterstützten die Entwicklung der Anwendung Zwei Interventionsarten vorprogrammiert Für die Anwendung wurden zwei Interventionsarten vorprogrammiert: Eine koronare Angiographie und ein Carotis-Stenting. Am Ende der Nutzung wird jeweils eine Zusammenfassung der Dosiswerte für Patient*in und Nutzer*in angezeigt. Die VR-Umgebung wurde von der Firma Northdocks GmbH zusammen mit dem BfS entwickelt. Die Anwendung entstand im Rahmen des Ressortforschungsprogramms des Bundesumweltministeriums . Die Anwendung steht allen Interessierten kostenlos zum Download zur Verfügung. Die Skripte, die für das BfS -Vorhaben entwickelt wurden, wurden als Open-Source Code auf einem GIT-Server veröffentlicht. Benötigt werden eine VR-Brille inklusive Controller und ein PC oder Laptop mit folgenden Mindestanforderungen: Intel Core i7 Prozessor der ersten Generation oder äquivalent Grafikkarte NVIDIA GeForce GTX 1070 oder äquivalent 16 GB RAM Arbeitsspeicher Windows 10 WLAN oder Kabelverbindung zur VR-Brille Stand: 18.06.2025

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