Durch die Bestimmung der Effektiven Dosis und des Dosisflächenprodukts unterschiedlicher DVT-Geräte sollten Unterschiede der Strahlenexposition bei Akquisition einer dentalen digitalen Volumentomographie herausgestellt werden. Des Weiteren sollte ein Korrelationskoeffizient beschrieben, die Anzahl der betriebenen DVT-Geräte in Deutschland bestimmt und eine mögliche Auswirkung auf die kollektive Effektivdosis abgeschätzt werden. Die Messung des Dosisflächenprodukts erfolgte mit einem Dosismessgerät und einer Ionisationskammer. Thermolumineszenzdosimeter wurden zur Ermittlung der Energiedosis verwendet. Diese wurden an 24 definierten Lokalisationen in einem RANDO®-Phantom positioniert. Das so beschickte Phantom wurde in zwei Sequenzen, zehnmal mit den minimalen und zehnmal mit den maximalen Geräteeinstellungen, exponiert. Aus der gemessenen Energiedosis wurde unter Berücksichtigung von Korrektions- und Wichtungsfaktoren auf Grundlage der ICRP 2007 die Effektive Dosis berechnet. In der vorliegenden Studie wurden Dosisflächenprodukte von 0,09 bis 550,68 μGym² und Effektive Dosen von 17,24 bis 395,95 μSv ermittelt. Die Bestimmung eines Korrelationskoeffizienten konnte mit den akquirierten Daten näherungsweise erfolgen. Die Effektive Dosis (E) kann aus dem gemessenen Dosisflächenprodukt über E = 24,23 x DFP0,37 berechnet werden. Die aktuelle Anzahl der in Deutschland gemeldeten DVT-Geräte liegt bei 810. Wird die aktuelle extrapolierte Aufnahmefrequenz zu Grunde gelegt, tragen DVT-Untersuchungen nur unwesentlich zur Erhöhung der kollektiven Effektivdosis bei.
Für Personal deutscher Luftfahrtbetriebe ist die effektive Dosis durch kosmische Strahlung während des Fluges zu bestimmen. Dies erfolgt durch Rechenprogramme unter Angabe der Flugroute, der Flughöhe und der Flugzeit sowie des Flugdatums. Ein wesentlicher Parameter für die Programme ist dabei die Aktivität der Sonne. Im Vorhaben „Untersuchungen der Ortsdosisleistung in Flugzeugen unter Berücksichtigung des Sonnenzyklus, der Lageveränderung der magnetischen Pole und der Auswirkung von solaren Ereignissen zur Qualitätssicherung der Dosisermittlung für das fliegende Personal (3608S10003)“ wurde überprüft, ob die in Deutschland zugelassenen Programme im aktuellen Sonnenzyklus auf den üblichen Flugrouten und Flughöhen die effektive Dosis im Rahmen der erlaubten Abweichungen korrekt berechnen. Dazu wurden drei Dosimetriesysteme in Airbus-Flugzeugen vom Typ A340 der Deutschen Lufthansa AG eingebaut und die Dosis zwischen 9 km und 12,5 km Höhe insgesamt während 18 000 Stunden gemessen. Zusätzlich sollte der Einfluss von sog. Solar Flares auf die Höhenstrahlung untersucht werden, allerdings konnte während des Vorhabens kein dosisrelevantes Ereignis registriert werden. //ABSTRACT// For staff employed by German aircraft companies the effective dose due to cosmic radiation during the flight has to be determined. This is carried out by computer programs with input of air route, flight level, duration and date. A significant parameter for calculating is the solar activity. The project “Verification of dose rate in aircraft taking into account the solar cycle, the dislocation of magnetic poles and solar particle events in order to quality control for radiation dose calculation of air crews (3608S10003)“ checked whether the accredited programs calculate the dose within the regulated range. For that purpose three systems for dose measurements were assembled within planes of type Airbus A340 used by the Deutsche Lufthansa AG. The dose during 18 000 hours is measured at flight levels between 9 km and 12.5 km. Additionally the influence of solar flares should be determined, but during the operational hours of the project no significant dose relevant solar flare was registered.
Die medizinische Strahlenexposition hat in den vergangenen Jahrzehnten zugenommen und weist den höchsten Anteil an der zivilisatorischen Strahlenexposition auf. Besonders die tendenziell mit höheren Strahlendosen verbundenen Untersuchungen wie CT haben in Deutschland (Brix et al, 2005) ebenso wie den USA (Mettler et al, 2008) an Häufigkeit zugenommen. Das Ziel dieser Machbarkeitsstudie war die Entwicklung praktikabler Erhebungsinstrumente für eine valide Erhebung der medizinischen Strahlenexposition in der Nationalen Kohorte. A priori wurde festgelegt, dass die Machbarkeit der Erhebung der lebenslangen medizinischen Strahlenexposition sowie die prospektive Erfassung potentieller Expositionen im Rahmen eines Follow up überprüft werden sollen. Das BIPS koordinierte diese Machbarkeitsstudie, die gemeinsam mit dem Institut für Medizinische Biometrie, Epidemiologie und Informatik (IMBEI) der Universitätsmedizin Mainz sowie dem Institut für Medizinische Physik und Strahlenschutz (IMPS) der Technischen Hochschule Mittelhessen durchgeführt wurde. Zunächst wurde eine Literaturrecherche durchgeführt, um in anderen Studien eingesetzte Erhebungsinstrumente zur Erhebung retrospektiver medizinischer Strahlenexpositionen zu evaluieren und zu bewerten. Auf Basis der gefundenen Informationen wurde ein Fragebogeninstrument für die Machbarkeitsstudie entwickelt. Nachfolgend wurden im Rahmen der Machbarkeitsstudien für die Nationale Kohorte alle Teilnehmer der Rekrutierungsorte Bremen und Hamburg gebeten, den für die Machbarkeitsstudie entwickelten Fragebogen zu früheren Röntgenuntersuchungen zu beantworten. Insgesamt 199 Personen (87 männlich, 112 weiblich) beantworteten den Fragebogen. Alle Studienteilnehmer gaben an, jemals radiologisch untersucht worden zu sein, wobei am häufigsten die Zähne (n=191), obere (n=124) sowie untere Extremitäten (n=121) und der Brustraum (n=117) untersucht wurden. 45% der Studienteilnehmer (n=90) hatten jemals eine CT-Aufnahme. Am häufigsten wurde eine CT des Schädels (n=42) genannt. Für Röntgen- und Interventionelle Untersuchungen wurden Geräteherstellerempfehlungen, Leitlinien der Bundesärztekammer und Konversionsfaktoren aus Drexler u.a (1993)., benutzt, um eine retrospektive Schätzung der Organdosen, z.B. für das Gehirn, die Augenlinse, die Nebennieren, die Lunge und die Speicheldrüse durchzuführen. Bei den CT-Untersuchungen wurden Organdosen mit dem Programm CT-Expo ermittelt. Eine mittlere gesamte Dosis von 0,6 mSv wurde bei Brustraumuntersuchungen mit erhöhter Belastung von 0,11 mSv für die Nebennieren sowie die Lunge errechnet. Für CT-Schädel Untersuchungen wurde eine mittlere Gesamtorgandosis von 52,9 mSv geschätzt. //Abstract// Exposure to medical ionizing radiation has been increasing over the past decades and clearly constitutes the largest contributor to overall human radiation exposure. In particular, dose-intensive diagnostic procedures like CT have been increasing in terms of frequency in Germany (Brix et al, 2005) and other countries like the USA (Mettler et al, 2008). The aim of this feasibility study was to develop usable instruments for a valid assessment of individual medical radiation exposure in the National Cohort Study. It was a priori determined that the feasibility study would not only assess the life-long medical ionizing radiation exposure, but that the prospective assessment of exposure would also be considered. The BIPS coordinated the study which was conducted jointly with the Institute for Medical Biostatistics, Epidemiology and Informatics, University Medical Centre Mainz and the Institute for Medical Physics and Radiation Protection, University of Applied Sciences (THM), Gießen. Initially, a systematic literature review to provide an overview of instruments used in similar studies, as well as assess their quality was conducted. On the basis of the retrieved instruments, a questionnaire to be used in the feasibility study was constructed. Thereafter, the developed questionnaire was used in the context of the feasibility studies for the National Cohort Study. Details of previous x-ray examinations were collected from participants of the Bremen and Hamburg study centres during face-to-face interviews. To assess the feasibility of a prospective assessment of medical radiation exposures, modified x-ray cards, developed for the feasibility study, were distributed to participants in Bremen. The cards were constructed such that in addition to type and date of examination, parameters required for dose estimation, e.g. the dose-length-product and dose-area-product, could also be documented. The participants were requested to use the card over a period of six months from the day of the interview, and have all radiological examinations which they might undergo documented. A total of 199 individuals (87 male and 112 female) took part in the interviews. All participants had been x-rayed at least once during their lifetime, and the most common examinations were dental (n=191), upper (n=124) and lower extremities (n=121), and chest x-rays (n=117). The most common examination among the 90 participants who reported CT examinations was of the skull (n=42). For x-ray and interventional examinations, recommendations of manufacturers, guidelines of the German Medical Association for radiology, and conversion factors published by Drexler et al, were used for the retrospective organ dose estimation, e.g. for the brain, eye lens, adrenal gland, lungs and the spleen. For CT examinations, organ doses were estimated using the CT-Expo software. A total mean dose of 0.6 mSv was calculated for chest examinations, with an increased load of 0.11 mSv for the adrenal glands and the lungs. A mean total organ dose of 52.9 mSv was estimated for skull-CT examinations. For the prospective assessment, 55 of the 98 distributed x-ray cards were returned after 6 months, 13 of which contained records. The usefulness of the records for dose estimation was however limited. At the end of the project, an estimation of the costs for the main study was done, based on the costs of the feasibility study. The final report was submitted to the Federal Office for Radiation Protection (BfS in November 2012.
Die in diesem Bericht beschriebenen Studien betreffen die Entwicklung von konzeptuellen Modellen für die physikalische Biosphäre. Diese physikalische Biosphäre beschreibt den Transport von Feststoffen und Wasser als Basis für die Berechnung des Radionuklidtransports. In der Reihe von Teilmodellen für das Endlagersystem, die in einer Sicherheitsanalyse berücksichtigt werden, folgen diese Arbeiten auf die Beschreibung der Nahfeldfreisetzung und den Geosphärentransport der Radionuklide aus einem Endlager. Die Resultate dieser Studien stellen die Grundlage dar, um Radionuklid- Konzentrationen als Funktion der Zeit in Böden, Wasser (Flüsse, Seen, Grundwasser) und gegebenenfalls in der Luft zu berechnen, die dann als Quelle für die Pflanzenaufnahme, bzw. das Trinkwasser für Mensch und Tier und Bewässerung dienen. Die Resultate der in diesem Bericht beschriebenen Studien werden im Rahmen eines anderen Vorhabens für die Berechnung von Strahlendosen über ausgewählte Expositionspfade verwendet. In Kap. 2 und 3 wurden das heutige Klima und die möglichen Klimaentwicklungen für die Referenzregionen in Nord- und Süd-Deutschland beschrieben. Es wurde aufgezeigt, wie sich für die physikalische Biosphäre wesentliche Eigenschaften unter den verschiedenen Klimaten entwickeln. Aus diesen Beschreibungen wurden in Kap. 4 Ansätze für die Modellierung erstellt. Dabei konnten einige der betrachteten Klimazustände in einem gemeinsamen Ansatz für die Modellierung zusammengefasst werden. Der Zustand der Biosphäre, wie sie unter dem heutigen Klima existiert, ist der Ausgangspunkt der Betrachtungen. Eine ausführliche Beschreibung dafür und eine Konzeptualisierung der Naturräume und der Austauschprozesse zwischen den Naturräumen mit dem Biosphärenaquifer wurden bereits im Bericht /FAH 10/ beschrieben. In dem hier vorgelegten Bericht wurden nun entsprechende Parameterwerte für die Referenzregionen in Nord- und Süd-Deutschland vorgeschlagen. Davon ausgehend wurden dann Parametersätze für die physikalische Biosphärenmodelle unter den anderen Klimabedingungen und auch für speziell zu betrachtende Szenarien abgeleitet.
Epidemiologische Studien zeigen einen signifikanten Anstieg der ischämischen Herzkrankheiten (IHK) bei den Arbeitern der Plutoniumanreicherungsanlage Majak in der Russischen Föderation, die mit der Höhe ihrer externen Gesamtgammastrahlendosis in Zusammenhang gebracht werden kann. Unsere bisherigen Studien mit Maus- und Humanherzproben deuten darauf hin, dass Herzschäden nach hohen Dosen ionisierender Strahlung mit einer anhaltenden Veränderung des Herzstoffwechsels durch die Hemmung des Peroxisom-Proliferator-aktivierten Rezeptors (PPAR) alpha einhergehen. Das Ziel der vorliegenden Studie war es, diese Ergebnisse mit Hilfe eines zellulären Modells (Kardiomyozyten) sowie mit zusätzlichen Herzproben aus den Autopsien von weiteren Majak-Arbeitern zu validieren. Kardiomyozyten wurden kultiviert, mit Dosen von 0 Gy und 2 Gy bestrahlt (was ungefähr der Strahlendosis der Kontroll- und Hochdosisgruppe der menschlichen Gewebeproben entspricht) und jeweils 2 und 7 Tage nach Exposition analysiert. Die Majak-Arbeiter wurden in vier Strahlendosisgruppen (0 Gy, < 100 mGy, 100 – 500 mGy und > 500 mGy) eingeteilt und das Proteom der linken Herzkammer wurde mit markierungsfreier quantitativer Proteomik analysiert. Die Proteomik-Profilierung der Kardiomyozyten und der menschlichen Herzproben zeigte Veränderungen im Spiegel der Proteine, die an kardialen Energiestoffwechselfunktionen beteiligt sind. In den menschlichen Proben wurden Veränderungen im mitochondrialen Stoffwechsel, in der Sirtuinsignalisierung und in der Reaktion auf oxidativen Stress beobachtet. Übereinstimmend mit den Ergebnissen unserer früheren Untersuchungen, zeigte die Analyse einen verringerten Spiegel im myokardialen Fettstoffwechsel, bei einer gleichzeitigen Reduktion des PPAR alpha, der eine Schlüsselrolle beim Herzmetabolismus spielt. Diese Studie leistet einen wichtigen Beitrag zur Erforschung der Sirtuin / PGC1 / PPAR alpha-Signalwege bei strahlungsinduzierten Herzschäden.
Den Hintergrund der hier berichteten Studie bilden die sich verändernde Praxis der kinderradiologischen Bildgebung und technische Neuerungen bei den eingesetzten Geräten. Aus diesem Grund wurden Häufigkeiten kinderradiologischer Untersuchungen in Deutschland erhoben und technische Untersuchungsparameter erfasst, die Einfluss auf die Strahlendosis haben. Für die Computertomographie, das konventionelle Röntgen, Angiographien und Durchleuchtungen wurden Standarduntersuchungen definiert. Die erhobenen Daten erlauben eine Charakterisierung der statistischen Verteilung der relevanten technischen Parameter stratifiziert nach Altersgruppe und Standarduntersuchung. Die Ergebnisse können in die zukünftige Festlegung Diagnostischer Referenzwerte einfließen. Eine Machbarkeitsstudie zur zukünftigen regelmäßigen Erfassung von Häufigkeiten und technischen Parametern kommt zum Ergebnis, dass eine Institutionalisierung der Organisation und eine Standardisierung der Export-Schnittstellen von Datenbanken erstrebenswert sind.
Die in der Nuklearmedizin verwendeten Dosiskoeffizienten zur Bestimmung der Strahlendosis verabreichter Radiopharmaka basieren auf Empfehlungen der ICRP (International Commission on Radiological Protection) oder des MIRD-Komitees (Medical Internal Radiation Dose Committee). Dabei wurden mathematische Modelle für die zeitlichen Verläufe der Aktivitätskurven in Organen und Geweben (sogenannte biokinetische Modelle) sowie mathematische Darstellungen des menschlichen Körpers (mittlerweile auch in Form voxelisierter Bilder, sogenannte Voxel-Phantome) herangezogen. Alle diese Modelle sind für einen idealisierten Standardmenschen erstellt, wobei die daraus resultierenden Dosiskoeffizienten ohne Unsicherheiten angegeben werden. Durch diese Art der Dosisbestimmung, nämlich durch die mathematische Berechnung mit Hilfe standardisierter biokinetischer und dosimetrischer Modelle, unterliegt die interne Dosis deutlich größeren Unsicherheiten als die externe Dosis. Die Angaben der Unsicherheiten von Dosiskoeffizienten sind aber wichtig, um beispielsweise alternative diagnostische Verfahren miteinander zu vergleichen und die Methodik auszuwählen, die bei entsprechender (vergleichbarer) diagnostischer Qualität die niedrigste Patientenexposition verursacht. Mit Hilfe der Sensitivitätsanalyse können zusätzlich die Parameter und die Bestandteile der Modelle identifiziert werden, die am meisten zur Unsicherheit beitragen und deswegen in zukünftigen experimentellen Studien besser untersucht werden sollen. Ziel dieses Projekts ist, die Unsicherheiten und damit die Zuverlässigkeit von Dosiskoeffizienten für ausgewählte Radiopharmaka zu ermitteln sowie die biokinetischen und dosimetrischen Parameter zu identifizieren, die am meisten zur Unsicherheit der Dosiskoeffizienten beitragen.
Das Projekt "VP-3.2./BioWPC" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Herotron E-Beam Service GmbH durchgeführt. Im Teilvorhaben 4 (Herotron) wird die Behandlung mit Elektronenstrahlung zur Modifizierung der Ausgangsstoffe, Komposite und Bauteile untersucht. Das Ziel ist es die Parameter der Anlage für die verschiedenen Materialien zu validieren und eine Anlage für eine kontinuierliche Verfahrensweise zu konzipieren. Dieses Teilvorhaben dient zur Modifizierung der Buchenholzfasern, der Holz-Polymer-Werkstoffe und der Bauteile mit Hilfe der Behandlung mit Elektronenstrahlung. Je nach Material muss die Strahlenintensität und die Verweilzeit angepasst werden. Als Ausgangsstoff werden die Hackschnitzel mit Hilfe der Elektronenstrahlung modifiziert. Die bestrahlten Hackschnitzel werden anschließend im TV1 zu Refinerfasern verarbeitet. Ziel ist es wie im TV2 eine Verbesserung des mechanischen Aufschlusses der Fasern zu erreichen und die Geruchsemissionen zu mindern. Die für die Komposite in TV3 entwickelten reinen Polyamidblends und -copolymere und die mit den Additiven für die Strahlenvernetzung werden zum Vergleich ebenfalls einer Strahlenbehandlung unterzogen. Die Entwicklung von PA-Blends, -copolymeren und Additivierung wird iterativ optimiert. Anschließend werden die aus den Kompositen in TV8 hergestellten Prüfkörper und Bauteile durch die Strahlenbehandlung modifiziert und im TV9 charakterisiert und bewertet. Zum Vergleich werden auch die in TV5 und TV7 hergestellten Bauteile bestrahlt und im Rahmen von TV5 und TV7 geprüft.
Das Projekt "Versenkung von Krypton-85 im Meer" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Kernforschungsanlage Jülich GmbH, Institut für Chemische Technologie der Nuklearen Entsorgung durchgeführt. Bei der Wiederaufarbeitung von abgebrannten LWR-Brennelementen faellt gasfoermiges Krypton-85 an, das aus dem Aufloeserabgas abgetrennt und sichergestellt werden muss. Ziel der Untersuchungen ist die Entwicklung eines Konzepts zur Versenkung des in Druckbehaelter abgefuellten Kryptongases im Meer sowie die Bestimmung der radiologischen Umweltbelastung infolge von Stoerfaellen.
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”/sen/uvk/umwelt/strahlenmessstelle/glossar/#radioaktiver: 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“https://www.gesetze-im-internet.de/strlschg/: (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 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 und nukleare Sicherheit 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. Mediator*in Der Begriff stammt aus dem Lateinischen und bedeutet “Vermittler“. Umgangssprachlich wird ein Mediator*in auch als Streitschlichter*in 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 1000 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 „Wie wirkt 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.
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