51998DC0087

Mitteilung der Kommission zur Umsetzung der Richtlinie 96/29/Euratom des Rates zur Festlegung der grundlegenden Sicherheitsnormen für den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte und der Bevölkerung gegen die Gefahren durch ionisierende Strahlungen (98/C 133/03)

Zur Umsetzung der Richtlinie 96/29/Euratom des Rates vom 13. Mai 1996 zur Festlegung der grundlegenden Sicherheitsnormen für den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte und der Bevölkerung gegen die Gefahren durch ionisierende Strahlungen (1) macht die Kommission nach Konsultation der Gruppe wissenschaftlicher Sachverständiger gemäß Artikel 31 des Euratom-Vertrags folgende Mitteilung:

I. Allgemeines

Zweck dieser Mitteilung ist es, die Mitgliedstaaten bei der Umsetzung der Richtlinie 96/29/Euratom des Rates vom 13. Mai 1996 zur Festlegung der grundlegenden Sicherheitsnormen für den Schutz der Gesundheit der Arbeitskräfte und der Bevölkerung gegen die Gefahren durch ionisierende Strahlungen - im folgenden "Richtlinie" genannt - zu unterstützen. Die Richtlinie löst mit Wirkung vom 13. Mai 2000 die vorherigen Grundnormenrichtlinien (2) ab.

Diese Mitteilung sollte als Bezugsgrundlage angesehen werden, da die Mitgliedstaaten nur an die Bestimmungen der Richtlinie gebunden sind.

Die Exposition durch ionisierende Strahlung kann zu einer gesundheitlichen Beeinträchtigung des Menschen führen. Die Richtlinie enthält Anforderungen für den Schutz der Arbeitskräfte und der Bevölkerung vor der Gefährdung durch ionisierende Strahlung, ohne aber den Nutzeffekt Tätigkeiten, die zu einer Strahlenbelastung führen, unangemessen einzuschränken. Der Kommission ist klar, daß alle, die sich mit dem Strahlenschutz befassen, Werturteile über die relative Bedeutung der verschiedenen Risikoarten und über die Abwägung von Risiken und Nutzen fällen müssen.

Die Europäische Gemeinschaft muß nach Artikel 30 des Vertrags zur Gründung der Europäischen Atomgemeinschaft Grundnormen für den Schutz der Arbeitskräfte und der Bevölkerung gegen die Gefahren ionisierender Strahlung festsetzen. Diese Normen wurden in Form von Richtlinien des Rates festgeschrieben.

Die Richtlinien stützen sich von jeher auf Empfehlungen der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP) und der Internationalen Kommission für Radiologische Einheiten und Messungen (ICRU). Diese Organisationen sind international für ihre Beurteilung des Kenntnisstands in ihrem jeweiligen Fachbereich anerkannt.

Die 1996er Richtlinie beruht auf der ICRP-Publikation Nr. 60 mit den neuesten allgemeinen Empfehlungen der ICRP zur Berücksichtigung der Weiterentwicklung des wissenschaftlichen Kenntnisstands und der Erfahrungen im Bereich der Verwaltung. Diese Entwicklung verlief kontinuierlich und hat das Strahlenschutzsystem der ICRP-Publikation Nr. 26, von der die 1980/1984er Richtlinie ausgegangen war, nicht grundlegend geändert.

Bis 1984 war die Grundnormenrichtlinie das einzige auf Artikel 31 des Euratom-Vertrags zurückgehende Instrument der abgeleiteten Gesetzgebung. Seither ist sie zwar zusammen mit dem Euratom-Vertrag selbst das Kernstück des EU-Strahlenschutzsystems geblieben, wurde aber durch eine Reihe spezifischer Rechtsnormen ergänzt (3).

Die Richtlinie berührt nicht die allgemeinen Verpflichtungen zum Schutz der Arbeitnehmer, etwa in der Richtlinie 89/391/EWG des Rates (4) über die Einführung von Maßnahmen zur Verbesserung der Gesundheit und Sicherheit der Arbeitskräfte bei der Arbeit. Bei einander ausschließenden Bestimmungen hat die Euratom-Richtlinie Vorrang vor den EG-Richtlinien (5).

Eines der wichtigsten neuen Merkmale der Richtlinie ist die Unterscheidung zwischen Tätigkeiten und Interventionen. Tätigkeiten beziehen sich auf solche menschlichen Betätigungen, die die Strahlenexposition erhöhen können, Interventionen auf solche, die die Strahlenexposition verhindern oder reduzieren. Andere neue Merkmale sind die zunehmende Erkenntnis, daß einige auf Arbeiten mit natürlichen Strahlenquellen zurückzuführende Expositionen nicht unbeachtet bleiben dürfen, die Einführung von Dosisbeschränkungen bei der Optimierung des Strahlenschutzes und die Konzepte der Freigabewerte und der potentiellen Strahlenexpositionen. Die Weiterentwicklung des Kenntnisstandes führte darüber hinaus zu neuen Konzepten und Größen in der Dosimetrie und im Strahlenschutz. Sie führte auch zu niedrigeren Dosisgrenzwerten, zu neu definierten Werten für die Berichterstattungs- und Genehmigungserfordernisse bei Tätigkeiten und zu neuen Parametern für die Abschätzung von Dosen aus der externen Strahlung, insbesondere Neutronen, und aus der Inkorporation von Radionukliden.

II. Erläuterungen zu einigen Artikeln der Richtlinie (6)

a) TITEL I

Begriffsbestimmungen

Artikel 1

Die Definitionen beziehen sich auf die Begriffe in der Richtlinie. Weitere Begriffsbestimmungen enthält Anhang II. Soweit notwendig werden Hinweise zu ihrer Auslegung in den nachstehenden Erläuterungen gegeben:

i) Die "unfallbedingte Strahlenexposition" gilt nicht mehr nur für Strahlenexpositionen, bei denen einer der Dosisgrenzwerte für strahlenexponierte Arbeitskräfte überschritten wird.

ii) Die "Notfallexposition" ist nicht zu verwechseln mit der "besonders genehmigten Strahlenexposition"; eine Notfallexposition ist die Exposition eines Freiwilligen, der aktiv dringende Schutzmaßnahmen durchführt (Artikel 52). Eine besonders genehmigte Strahlenexposition ist die sorgfältig geplante Exposition einer Arbeitskraft der Kategorie A, die freiwillig bestimmte Arbeitsvorgänge unter außergewöhnlichen Umständen durchführt (Artikel 12).

iii) "Äquivalentdosis" und "Effektive Dosis". Die Richtlinie verwendet die von der ICRP-Publikation Nr. 60 empfohlenen Strahlenschutzgrößen, die an die Stelle der früheren Größen treten. Nach den ICRP-Empfehlungen sollten die von der ICRP verwendeten, aber zu unterschiedlichen Zeiten gewichteten Größen trotz der Verwendung unterschiedlicher Werte für die Wichtungsfaktoren additiv behandelt werden. Nach ICRP sollte nicht versucht werden, frühere Werte zu korrigieren. Auch sollten Werte für die frühere und jetzige Äquivalentdosis bzw. effektive Dosis ohne jede Korrektur addiert werden.

iv) Das neu eingeführte Konzept der "Gesundheitlichen Beeinträchtigung" umfaßt die Wahrscheinlichkeit tödlicher Krebserkrankungen, schwerwiegender erblicher Wirkungen, nicht tödlicher Krebserkrankungen und der entsprechenden Verkürzung der Lebensdauer.

v) "Qualifizierter Sachverständiger". Hinweise zur Grund- und Zusatzausbildung qualifizierter Sachverständiger enthält Anhang I dieser Mitteilung.

vi) "Unternehmer". Die in Titel VI aufgelisteten Verpflichtungen zum Schutz strahlenexponierter Arbeitskräfte mit den Anforderungen für Arbeitsbereiche gelten für den Unternehmer, der rechtlich für die Tätigkeit verantwortlich ist. In einem gegebenen Arbeitsbereich kann mehr als eine Tätigkeit von verschiedenen Unternehmern oder Arbeitgebern ausgeführt werden. Hier sei darauf hingewiesen, daß die Richtlinie die Verpflichtungen des Arbeitgebers nach der Richtlinie 89/391/EEG (7) über Maßnahmen zur Verbesserung der Gesundheit und Sicherheit der Arbeitskräfte bei der Arbeit nicht berührt.

b) TITEL II

Anwendungsbereich

Artikel 2

Die Richtlinie gilt weder für die Radonexposition in Wohnhäusern, zu der es eine Empfehlung der Kommission gibt (8), noch für im wesentlichen nicht kontrollierbare Expositionen durch natürliche Strahlenquellen.

c) TITEL III

Anmeldung und Genehmigung der Tätigkeiten

Artikel 3

Anmeldung bedeutet die Vorlage eines Dokuments, mit dem die zuständigen Behörden darüber informiert werden, daß die Absicht zur Durchführung einer entsprechenden Tätigkeit besteht. In Artikel 3 Absatz 2 und Anhang I ist aufgelistet, wann die zuständigen Behörden auf die Anmeldung verzichten können. Die Mitgliedstaaten können unter außergewöhnlichen Umständen und unter bestimmten Voraussetzungen von den Werten in Tabelle A Anhang I abweichen.

Artikel 4

Vorherige Genehmigung ist die von der zuständigen Behörde in einer individuellen schriftlichen Mitteilung oder in einem individuellen Gesetzesakt gewährte Erlaubnis, eine entsprechende Tätigkeit durchzuführen. Sie setzt die vorherige Prüfung der einzelnen vorgelegten Fälle durch die zuständigen Behörden voraus.

Die Mitgliedstaaten können bei bestimmten Tätigkeiten, die von dem Anmeldeerfordernis befreit sind (Artikel 3 Absatz 2 und Artikel 4 Absatz 3 Buchstabe a), und bei nach nationalem Recht erlaubten Tätigkeiten, wo die Einzelfallprüfung wegen einer nur begrenzten Expositionsgefahr für Menschen nicht notwendig ist (Artikel 4 Absatz 3 Buchstabe b), auf eine vorherige Genehmigung verzichten. Die letzteren Fälle sind aber nach Artikel 3 Absatz 1 bei den zuständigen Behörden zu melden.

Genehmigungspflichtig sind jedoch alle Tätigkeiten nach Artikel 4 Absatz 1 Buchstabe b) und Artikel 4 Absatz 1 Buchstabe d).

In Artikel 6 Absatz 5 sind Tätigkeiten aufgelistet, die unter keinen Umständen erlaubt sind.

Artikel 5

Dieser Artikel befaßt sich mit der Beseitigung, Wiederverwertung und Wiederverwendung von radioaktiven Stoffen und Materialien.

Die aus einer anmelde- oder genehmigungspflichtigen Tätigkeit resultierende Beseitigung, Wiederverwertung oder Wiederverwendung von radioaktive Stoffe enthaltenden Materialien bedürfen der vorherigen Genehmigung. Solche Materialien können trotzdem von den Anforderungen der Richtlinie freigestellt werden, sofern die von den zuständigen nationalen Behörden festgelegten Freigabewerte eingehalten werden. Diese Freigabewerte folgen den in Anhang I festgelegten Grundkriterien und können allgemein oder für den Einzelfall festgesetzt werden. Die "Freigabe" bezieht sich auf Material, das vorher im Rahmen der Vorgänge, die zu dieser Beseitigung, Wiederverwendung oder Wiederverwertung geführt haben, kontrollpflichtig war. "Befreiung" vom Meldeerfordernis bezieht sich dagegen auf Material, das der Kontrolle nicht unterstellt zu werden braucht.

Nach Artikel 3 Absatz 2 Buchstabe f) sind Tätigkeiten mit Materialien, die als Ergebnis genehmigter Freigaben kontaminiert sind, nicht anmeldepflichtig.

Im Hinblick auf den Binnenmarkt ist ein harmonisiertes Konzept für die Entwicklung der Freigabewerte sehr wünschenswert. Die Kommission wird daher für die zuständigen nationalen Behörden eine technische Anleitung zur Festlegung der Freigabewerte herausbringen. So arbeitet die Kommission mit Unterstützung der Gruppe wissenschaftlicher Sachverständiger nach Artikel 31 des Euratom-Vertrags an einer überarbeiteten Fassung der technischen Anleitung (1988) über Freigabewerte für die Wiederverwendung von Material aus der Demontage kerntechnischer Anlagen (9). Andere technische Anleitungen folgen.

d) TITEL IV

Rechtfertigung, Optimierung und Dosisbegrenzung bei Tätigkeiten

Artikel 6

Dieser Artikel enthält die Grundsätze des Strahlenschutzes und verlangt somit von den Mitgliedstaaten, von diesen Grundsätzen - Rechtfertigung, Optimierung und Dosisbegrenzung - auszugehen.

Die Rechtfertigung aller neuen Tätigkeitskategorien bzw. Tätigkeitsarten muß durch die Mitgliedstaaten erfolgen. Dies sollte vor der Einführung dieser Tätigkeiten so früh wie möglich geschehen, um den Einfluß der bereits aufgewandten Kosten bei der Abwägung der wirtschaftlichen und sozialen Faktoren gegenüber der gesundheitlichen Beeinträchtigung zu reduzieren. Daß dieser Grundsatz eingehalten wird, kann mit Sicherheit bei neuartigen Tätigkeiten unterstellt werden, für die spezifische Vorschriften bestehen oder festgelegt werden. Dagegen sind in Absatz 5 Tätigkeiten aufgelistet, die von vornherein unter keinen Umständen zu rechtfertigen sind. Die neu eingeführte Bestimmung in Artikel 6 Absatz 2 geht davon aus, daß es erforderlich sein könnte, die Rechtfertigung bestehender Tätigkeitskategorien bzw. -arten zu überprüfen. Sollte eine bestehende Tätigkeit als ungerechtfertigt angesehen werden, könnte eine Übergangsfrist auf der Grundlage einer sorgfältigen Abwägung wirtschaftlicher, sozialer oder sonstiger Vorteile und der gesundheitlichen Beeinträchtigung toleriert werden.

Nach dem Optimierungsgrundsatz sind Expositionen aus Tätigkeiten so weit unter den vorgeschriebenen Grenzwerten zu halten, wie dies unter Berücksichtigung wirtschaftlicher und sozialer Faktoren vernünftigerweise möglich ist. Die Techniken zur Beurteilung der Notwendigkeit weiterer Belastungsminderungen im Licht dessen, was vernünftig ist, sind sehr unterschiedlich. Hierzu gehören konkrete Entscheidungshilfen wie Kosten-/Nutzenanalysen, doch überwiegen hier in der Regel sachbezogene Beurteilungskriterien. Der Grundsatz sollte vom Planungsstadium über alle weiteren Stadien bis zur Stillegung oder Entsorgung der Strahlenquellen herangezogen werden.

Der dritte Grundsatz verlangt, daß die Summe der Dosen bei einer Einzelperson aus allen einschlägigen Tätigkeiten bestimmte Dosisgrenzwerte nicht überschreiten darf. Welche Überlegungen zur Festlegung der Dosisgrenzwerte führten, ist aus ICRP-Veröffentlichung Nr. 60 zu entnehmen. Die Dosisgrenzwerte sollen die am stärksten exponierten Personen schützen, die bei Einzelpersonen der Bevölkerung als "Bezugsgruppe der Bevölkerung" definiert sind (Artikel 1).

Artikel 7

Das Konzept der Dosisbeschränkungen wurde in der ICRP-Veröffentlichung 60 im Zusammenhang mit der Optimierung eingeführt. Die Dosisbeschränkungen dürfen nicht mit den Dosisgrenzwerten verwechselt werden. Es handelt sich dabei im wesentlichen um eine Obergrenze der voraussichtlichen Werte der Einzeldosen einer Strahlenquelle, Tätigkeit oder Aufgabe, die bei der Optimierung des Strahlenschutzes für diese Strahlenquelle, Tätigkeit oder Aufgabe als akzeptierbar gelten könnten.

Dosisbeschränkungen können von Unternehmen als Hilfsmittel zur Optimierung des Strahlenschutzes in der Entwurf- bzw. Planungsstufe festgelegt und angewandt werden. Sie können auch von Behörden - speziell im Zusammenhang mit der öffentlichen Strahlenbelastung - aufgestellt werden und Diskussionsgegenstand zwischen Unternehmern und Behörden sein.

Anhaltspunkte für die Anwendung des neueingeführten Konzepts enthält der Bericht (10) einer gemeinsamen Sachverständigengruppe der Kernenergieagentur der OECD und der Europäischen Kommission, den die OECD 1996 veröffentlicht hat.

Artikel 9

Die Richtlinie hat den effektiven Dosisgrenzwert für strahlenexponierte Arbeitskräfte von 50 mSv pro Jahr auf 100 mSv über einen Zeitraum von fünf aufeinanderfolgenden Jahren reduziert, wobei die effektive Dosis 50 mSv für ein einzelnes Jahr nicht überschreiten darf.

Unter Einhaltung des 100-mSv-Grenzwerts für die Fünfjahres-Zeitspanne können die Mitgliedstaaten stattdessen einen Jahreswert festlegen, wobei dann der Grenzwert der effektiven Dosis 20 mSv pro Jahr betragen würde. Mitgliedstaaten, die strengere Dosisgrenzwerte einführen wollen, haben Artikel 54 zu beachten.

Die Grenzwerte der Äquivalentdosis für Augenlinse, Haut, Hände, Unterarme, Füße und Knöchel bleiben unverändert. Ihr Zweck ist der Schutz vor deterministischen Wirkungen, für die die wissenschaftlichen Erkenntnisse keinen Änderungsbedarf nahelegen. Allerdings gilt der Grenzwert für die Haut jetzt unabhängig von der exponierten Fläche für die über jede beliebige Hautfläche von 1 cm² gemittelte Dosis. Das Einhaltungsgebot des effektiven Dosisgrenzwerts allein reicht nicht immer aus, um das Eintreten deterministischer Wirkungen an manchen Organen oder Geweben zu verhindern. Die Einhaltung sowohl des effektiven Dosisgrenzwerts als auch des Grenzwerts der Äquivalentdosis ist somit notwendig.

Artikel 10

Artikel 10 strebt den Schutz des ungeborenen Kinds bzw. des Säuglings über die Arbeitsbedingungen während der Schwangerschaft und Stillzeit an.

Artikel 22 Absatz 1 Buchstabe b) listet zusätzliche Informationen für weibliche Arbeitskräfte auf.

Artikel 12

Die besonders genehmigten Strahlenexpositionen lösen die geplanten außergewöhnlichen Strahlenexpositionen der Richtlinie 80/836/Euratom ab. Die Erfahrung bei der Anwendung der geplanten außergewöhnlichen Strahlenexposition nach der 1980er Richtlinie hat gezeigt, daß sie nur sehr selten - wenn überhaupt - angewandt worden sind. Eine besonders genehmigte Strahlenexposition wäre mit einer Strahlenexposition oberhalb einer der von der nationalen Gesetzgebung nach Artikel 9 festgelegten Dosisgrenzwerte für strahlenexponierte Arbeitskräfte verbunden.

Die Richtlinie verlangt, daß Expositionshöchstwerte bei besonders genehmigten Strahlenexpositionen für jeden Einzelfall von den zuständigen Behörden festgelegt werden. Für solche Werte wird kein Hoechstwert angegeben, da ein solcher dann als generell tolerierbarer Wert interpretiert werden könnte.

Artikel 12 Absatz 2 gilt in Verbindung mit den Artikeln 35 und 36 über die besondere Überwachung strahlenexponierter Arbeitskräfte.

Artikel 13

Die Richtlinie hat den Grenzwert der effektiven Dosis für Einzelpersonen der Bevölkerung von 5 mSv auf 1 mSv pro Jahr reduziert; unter besonderen Umständen kann ein höherer Wert der effektiven Dosis pro Jahr zugelassen werden, sofern der Mittelwert über fünf aufeinanderfolgende Jahre 1 mSv pro Jahr nicht überschreitet.

Die Grenzwerte der Äquivalentdosis für Augenlinse und Haut bleiben unverändert. Sie sollen vor deterministischen Wirkungen schützen, für die die wissenschaftlichen Erkenntnisse keinen Änderungsbedarf nahelegen. Allerdings gilt der Grenzwert für die Haut jetzt gemittelt über jede beliebige Hautfläche von 1 cm², unabhängig von der exponierten Fläche. Grenzwerte der Äquivalentdosis für die Hände, Unterarme, Füße und Knöchel gelten nicht mehr als notwendig. Das Einhaltungsgebot des effektiven Dosisgrenzwerts allein reicht nicht immer aus, um das Eintreten deterministischer Wirkungen an manchen Organen oder Geweben zu verhindern. Die Einhaltung sowohl des effektiven Dosisgrenzwerts als auch des Grenzwerts der Äquivalentdosis ist somit notwendig.

Die Dosisgrenzwerte gelten für die Summe der Dosen für Einzelpersonen der Bevölkerung durch Exposition mit allen relevanten Strahlenquellen innerhalb eines Jahres über alle Belastungspfade.

Artikel 14

Dieser Artikel verlangt die Optimierung des Strahlenschutzes nicht nur in bezug auf Einzelpersonen, sondern auch auf die Bevölkerung insgesamt.

Der zweite Absatz verlangt die regelmäßige Überprüfung des Gesamtumfangs der Beiträge zur Strahlenexposition der Bevölkerung. Dadurch sollen die zuständigen Behörden und die Unternehmer Trends im Expositionsmuster insbesondere dort erkennen können, wo Maßnahmen zur Dosisreduzierung gerechtfertigt wären. Siehe auch Artikel 45.

e) TITEL V

Schätzung der effektiven Dosis

Artikel 15 und 16

Dieser Titel bezieht sich auf die Werte und Beziehungen in Anhang II und die Dosiskoeffizienten in Anhang III, die zur Schätzung der effektiven und Äquivalentdosen herangezogen werden sollen. Die Angaben in diesen Anhängen und den zusätzlichen Tabellen im Anhang zu dieser Mitteilung stammen aus den neuesten einschlägigen Arbeiten von ICRU und ICRP und geben den derzeitigen Kenntnisstand wieder. Zwar können die zuständigen Behörden die Anwendung gleichwertiger Methoden genehmigen (Artikel 15), doch sollten diese international anerkannten wissenschaftlichen Anforderungen entsprechen.

Zur Abschätzung der effektiven Dosis bei einer internen Strahlenexposition gibt Anhang III Dosiskoeffizienten für verschiedene chemische und physikalische Formen an, die für die aufgelisteten Radionuklide und die entsprechenden Parameterwerte zugrunde gelegt wurden. Liegen keine spezifischen Angaben vor, so können die angegebenen Standardparameter benutzt werden. Sollten aber die verfügbaren Informationen eine bessere Abschätzung der Parameterwerte und entsprechenden Dosiskoeffizienten erlauben, so können die zuständigen Behörden die Anwendung dieser Angaben zur Berechnung der effektiven Dosis für Arbeitskräfte und Einzelpersonen der Bevölkerung genehmigen.

Im obigen Zusammenhang bezieht sich der letzte Absatz des Teils B Anhang III auf die Wahl der Parameterwerte für die Inhalationsdosiskoeffizienten bei Einzelpersonen der Bevölkerung. Die entsprechende internationale wissenschaftliche Grundlage ist jetzt in Tabelle 1 Anhang II dieser Mitteilung wiedergegeben.

Im ersten Absatz des Teils B Anhang III heißt es, daß die Dosiskoeffizienten für Einzelpersonen der Bevölkerung auch für Auszubildende und Studierende im Alter zwischen 16 und 18 Jahren gelten. Zwar trägt dies der Altersabhängigkeit der Dosiskoeffizienten Rechnung, doch kann es in manchen Fällen auch nützlich sein, zu prüfen, ob die für Einzelpersonen der Bevölkerung herangezogenen Standardparameter auch für die physikalischen und chemischen Formen geeignet sind, in denen Radionuklide am Arbeitsplatz vorkommen. Nach Artikel 15 haben die Mitgliedstaaten die Möglichkeit, die Anwendung von Dosiskoeffizienten für Arbeitskräfte zu genehmigen, wenn diese zweckmäßiger sind.

f) TITEL VI

Hauptgrundsätze für Maßnahmen zum Schutz der strahlenexponierten Arbeitskräfte, Auszubildenden und Studierenden bei Tätigkeiten

Artikel 17

Entsprechend der Richtlinie 89/391/EWG (11) über Maßnahmen zur Verbesserung des Gesundheitsschutzes bei der Arbeit verlangt Artikel 17 Buchstabe a) die vorherige Bewertung des radiologischen Risikos für die strahlenexponierten Arbeitskräfte. Dies sollte als erster Schritt zur Ermittlung der notwendigen Schutzmaßnahmen einschließlich der Einteilung der Arbeitsplätze und der Arbeitskräfte angesehen werden.

Artikel 17 Buchstabe b) über die Einteilung der Arbeitsplätze in verschiedene Bereiche führt das Konzept der potentiellen Strahlenexposition nach der Definition in Artikel 1 ein. Ein Beispiel für potentielle Strahlenexpositionen ist das Versagen einer Zugangssperre zum Strahl einer Bestrahlungsanlage. Jede Exposition aus einem solchen Ereignis wäre als unfallbedingt anzusehen. Etwaige Strahlenexpositionen aus Vorgängen mit einer relativ hohen Vorkommenswahrscheinlichkeit, die nur kleine Steigerungen zu den unter normalen Arbeitsumständen auftretenden Dosen beitragen, können als Resultat der normalen Arbeitsbedingungen gelten. Ein Beispiel für solche Strahlenexpositionen ist das Verschütten eines Radiopharmazeutikums in einem nuklearmedizinischen Labor.

Artikel 18 bis 20

In diesen Artikeln sind die Anforderungen für die Umsetzung des Artikels 17 aufgeführt. Artikel 18 Absatz 2 verlangt die Unterscheidung zwischen Kontroll- und Überwachungsbereichen. Diese Unterscheidung ist in erster Linie eine Managementfrage. Sie soll die praktische Organisation des Strahlenschutzes entsprechend dem radiologischen Risiko erleichtern. Außerdem lenkt sie die Aufmerksamkeit der Arbeitskräfte auf die besonderen Verhältnisse des Arbeitsplatzes und auf ihre Verantwortung in bezug auf den Strahlenschutz.

Kontrollbereiche sind dort einzurichten, wo Arbeitskräfte spezielle Strahlenschutzvorschriften einhalten müssen und nicht einfach von einem bestimmten Bruchteil des Dosisgrenzwerts ausgegangen wird. Sondervorschriften entsprechend dem radiologischen Risiko einschließlich der erwarteten Dosis für Arbeitskräfte, möglicher Ausbreitung von Kontamination und potentiellen Strahlenexpositionen sind notwendig.

Die Richtlinie verlangt nicht, daß ein Kontrollbereich von einem Überwachungsbereich umgeben sein muß, ebenso wenig, daß Überwachungsbereiche nur an der Grenze zu Kontrollbereichen möglich sind.

Artikel 21

Die Einteilung der strahlenexponierten Arbeitskräfte in solche der Kategorie A und B wird beibehalten. Sie soll die Arbeitsorganisation vereinfachen und sicherstellen, daß sich die Arbeitskräfte über ihren eigenen Status und die möglichen Umstände an ihrem Arbeitsplatz im klaren sind. Auch trägt sie mit dazu bei, daß die Strahlenschutzvorkehrungen für Arbeitskräfte dem Risikopotential der Arbeit und den Arbeitsbedingungen entsprechen.

Artikel 28

Nach der Richtlinie ist eine Aufzeichnung der Ergebnisse der individuellen Überwachung nur bei Arbeitskräften der Kategorie A vorzunehmen. Den Mitgliedstaaten steht es jedoch frei, solche Aufzeichnungen auch für andere individuell überwachte Personen zu verlangen.

Die individuelle Dosisaufzeichnung enthält die geschätzten oder gemessenen Dosen in folgender Aufteilung:

- die routinemäßig erhaltenen Dosen (Artikel 25),

- die Dosen bei besonders genehmigten Strahlenexpositionen (Artikel 12),

- die Dosen bei unfallbedingten Strahlenexpositionen (Artikel 26),

- die Dosen bei Notfallexpositionen (Artikel 27) und

- die Dosen aus natürlichen Strahlenquellen bei entsprechend eingestuften Arbeiten (Artikel 41), wenn von den Mitgliedstaaten beschlossen.

Die individuelle Dosisaufzeichnung enthält ferner Berichte über die näheren Umstände eines Unfalls bzw. einer Notfallexposition und die ergriffenen Maßnahmen (Artikel 28 Absatz 2 Buchstabe b)).

Für jede Arbeitskraft der Kategorie A ist nach Artikel 34 eine Gesundheitsakte zu erstellen.

Artikel 29

Nach Artikel 29 Absatz 2 legen die Mitgliedstaaten fest, wie die Ergebnisse der individuellen Überwachung entsprechend ihren nationalen Vertraulichkeits- und Datenschutzbestimmungen zu übermitteln sind.

Artikel 31 bis 37

Mit der ärztlichen Überwachung der Arbeitskräfte der Kategorie A soll u. a. erreicht werden, daß sie gesundheitlich zur Ausführung ihrer Aufgaben tauglich sind. Der die Überwachung durchführende ermächtigte Arzt muß daher Zugang zu den sachdienlichen Informationen einschließlich der Arbeitsplatzbedingungen erhalten.

Die Art dieser regelmäßigen Überprüfungen hängt von der Art der Arbeit und dem Gesundheitszustand der Arbeitskraft ab.

So kann beispielsweise eine besondere Überwachung dort notwendig sein,

- wo Arbeitskräfte Atemschutzgeräte benutzen müssen,

- wo Arbeitskräfte mit Hautkrankheiten oder Hautschädigungen mit radioaktiven Stoffen umgehen müssen, die nicht als umschlossene Strahler vorliegen,

- wo bekannt ist, daß Arbeitskräfte unter psychologischen Störungen leiden.

g) TITEL VII

Erheblich erhöhte Exposition durch natürliche Strahlenquellen

Artikel 40 bis 42

Mitunter ist die Strahlenbelastung von Arbeitskräften und Einzelpersonen der Bevölkerung durch natürliche Strahlenquellen bei Arbeiten so hoch, daß die Einführung von Strahlenschutzmaßnahmen zur Überwachung, Kontrolle und Reduzierung der Exposition gerechtfertigt ist. Beispiele sind Radonexpositionen an bestimmten Arbeitsplätzen und Expositionen durch den Umgang mit großen Mengen von Materialien mit Aktivitätskonzentrationen erheblich über den Normalwerten der natürlichen Radionuklide in der Erdkruste, etwa Phosphatgestein, Material mit seltenen Erden sowie Ablagerungen und Rückstände aus der Öl- und Gasindustrie. Da das Potential für Schutzmaßnahmen hier je nach Arbeitsbedingungen und Mitgliedstaat erheblich schwanken kann, beläßt die Richtlinie den Mitgliedstaaten hier für entsprechende Maßnahmen einen großen Ermessensspielraum.

Die Richtlinie führt für Expositionen durch natürliche Strahlenquellen ein 4-Stufen-System ein:

i) Untersuchungen oder andere geeignete Hilfsmittel zur Feststellung der Arbeiten, die zu einer erheblich erhöhten Strahlenexposition der Arbeitskräfte bzw. Einzelpersonen der Bevölkerung führen können,

ii) geeignete Maßnahmen zur Überwachung der Strahlenexpositionen und zur Ermittlung der entsprechenden Dosen an bestimmten Arbeitsplätzen,

iii) im Bedarfsfall die Durchführung von Abhilfemaßnahmen zur Reduzierung der Strahlenbelastung und

iv) je nach Bedarf die umfassende bzw. teilweise Anwendung von Strahlenschutzmaßnahmen für bestimmte Tätigkeiten (Titel III, IV, V, VI und VIII).

Informationen zur Umsetzung des Titels VII der Richtlinie über erheblich erhöhte Expositionen durch natürliche Strahlenquellen wurden gemeinsam mit der Gruppe wissenschaftlicher Sachverständiger nach Artikel 31 Euratom-Vertrag (12) von der Kommission herausgegeben.

Diese Informationen umfassen auch den Schutz des fliegenden Personals.

i) TITEL IX

Interventionen

Artikel 48 bis 53

Eine klare Unterscheidung zwischen Tätigkeiten und Interventionen ist eine der Hauptänderungen, die mit der Richtlinie eingeführt wurden. Titel IX enthält daher einen Abschnitt über die einzelnen Phasen der Intervention bei radiologischen Notstandssituationen:

- die präventive Erwägung möglicher radiologischer Notstandssituationen,

- die Vorbereitung der Interventionen,

- die Durchführung der Interventionen bei Eintritt einer radiologischen Notstandssituation.

In Artikel 48 Absatz 2 sind die Strahlenschutzgrundsätze für Interventionen festgelegt. Er stellt klar, daß Dosisgrenzwerte bei Interventionen keine Anwendung finden; zudem sollten sie normalerweise für mit Interventionen befaßte Arbeitskräfte angemessen sein. Von den zuständigen Behörden erstellte Interventionswerte stellen einen Hinweis darauf dar, in welchen Situationen eine Intervention in Frage kommt.

Hauptsächlich als Folge des Tschernobyl-Unfalls wurde eine Reihe von Maßnahmen für mögliche radiologische Notstandssituationen von der Gemeinschaft verabschiedet.

- Verordnungen zur Festlegung von Hoechstwerten an Radioaktivität in Nahrungs- und Futtermitteln im Fall eines nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen Notstandssituation einschließlich einer Verordnung des Rates über Sonderbedingungen für die Ausfuhr von Nahrungs- und Futtermitteln nach einem nuklearen Unfall oder einem anderen radiologischen Notfall (13);

- Entscheidung 87/600/Euratom des Rates vom 14. Dezember 1987 über Gemeinschaftsvereinbarungen für den beschleunigten Informationsaustausch im Fall einer radiologischen Notstandssituation (14);

- Richtlinie 89/618/Euratom des Rates vom 27. November 1989 über die Unterrichtung der Bevölkerung über die bei einer radiologischen Notstandssituation geltenden Verhaltensmaßregeln und zu ergreifenden Gesundheitsschutzmaßnahmen (15).

Entsprechend den Schlußfolgerungen des Rates vom 27. November 1989 beraten Sachverständige aus den Mitgliedstaaten regelmäßig über Fragen der Zusammenarbeit zwischen den Mitgliedstaaten bei einem radiologischen Notfall.

Die Kommission hat mit Unterstützung der Sachverständigengruppe nach Artikel 31 des Euratom-Vertrags einen Leitfaden über Strahlenschutzgrundsätze für die Umsiedlung und Rückführung von Menschen bei unfallbedingten Freisetzungen radioaktiver Stoffe (16) und über Strahlenschutzgrundsätze für Notmaßnahmen zum Schutz der Bevölkerung bei unfallbedingter Freisetzung radioaktiver Stoffe (17) herausgegeben.

Der Titel IX bekräftigt auch die Bedeutung der internationalen Zusammenarbeit zum Schutz der betroffenen Bevölkerung bei radiologischen Notstandssituationen und stellt entsprechende Anforderungen an die Mitgliedstaaten. Diese Maßnahmen ergänzen die Verpflichtungen aus zwei 1986 verabschiedeten internationalen Übereinkommen über die frühzeitige Meldung eines nuklearen Unfalls bzw. über die gegenseitige Hilfeleistung. Beide Übereinkommen sind von allen Mitgliedstaaten unterzeichnet worden. (18).

Artikel 49 befaßt sich mit potentiellen Strahlenexpositionen. Dieses Konzept ist vor allem in der Präventivphase von Bedeutung.

Artikel 53 befaßt sich mit dauerhaften Strahlenexpositionen als Folge einer radiologischen Notstandssituation oder der Ausübung einer früheren Tätigkeit.

j) TITEL X

Schlußbestimmungen

Artikel 54

Nach Artikel 33 Absatz 3 des Euratom-Vertrags haben die Mitgliedstaaten der Kommission alle Entwürfe der Rechts- und Verwaltungsvorschriften zu übermitteln, die sie zur Einhaltung der Grundnormen erlassen wollen (19).

Nach Artikel 54 der Richtlinie hat ein Mitgliedstaat, der strengere Dosisgrenzwerte erlassen will, auch die anderen Mitgliedstaaten davon zu unterrichten. Der Kommission würde dies normalerweise nach Artikel 33 des Vertrags gemeldet.

Anhänge der Richtlinie

Anhang I

Die Freistellungswerte für Tätigkeiten werden anhand von Szenarien, Expositionspfaden und Formeln in einem von der Kommission veröffentlichten Bericht (20) angeführt.

Anhang II

Die in Anhang II für externe Strahlungen angegebenen Werte und Beziehungen gelten für die von der Internationalen Strahlenschutzkommission in der Veröffentlichung 60 und von der Internationalen Kommission für radiologische Einheiten und Messungen im Bericht 51 definierten Strahlenschutzgrößen.

Während der Erarbeitung der Richtlinie hat die ICRP kleinere Änderungen an der Zusammensetzung einiger zur Ermittlung der effektiven Dosis herangezogener Gewebe und Organe vorgenommen, insbesondere hinsichtlich des Dickdarms und der anderen Gewebe und Organe (21). Die zuständigen Behörden können die Verwendung der aktualisierten ICRP-Angaben als gleichwertige Methode nach Artikel 15 genehmigen.

Die in der Richtlinie genannten Dosisgrenzwerte sind in effektiver Dosis bzw. Äquivalentdosis angegeben. Der Bedarf an Meßgrößen, die mit diesen Strahlenschutzgrößen in Zusammenhang gebracht werden können, führte zur Entwicklung der operationellen Größen. Die operationellen Größen für die Bereichsüberwachung sind die Umgebungs- und die Richtungs-Äquivalentdosis. Die operationelle Größe für die individuelle Überwachung ist die Personendosis in einer bestimmten Tiefe.

Anhang III

Die Dosisanforderungen in der Richtlinie gelten für die Summe der jeweiligen Dosen aus externer und interner Strahlenexposition. Bei der internen Exposition beruht die Berechnung auf Dosiskoeffizienten, bei denen es sich um die effektiven Folgedosen pro Inkorporation des betreffenden Radionuklids handelt. Die Tabellen in Anhang III enthalten die entsprechenden Dosiskoeffizienten für Arbeitskräfte und Einzelpersonen der Bevölkerung. Sie beruhen auf allgemein anwendbaren Parametern. Nach der Richtlinie können die zuständigen Behörden auch andere, gleichwertige Methoden heranziehen. Sind beispielsweise Angaben verfügbar über das tatsächliche chemische, physikalische oder biologische Verhalten einer bestimmten Radionuklidform, können die zuständigen Behörden die Verwendung spezieller abgeleiteter Dosiskoeffizienten genehmigen.

Die jährlichen Inkorporationsgrenzwerte werden in der Richtlinie nicht mehr verwendet. Im Bedarfsfall lassen sie sich aus den Dosiskoeffizienten und den entsprechenden Dosisgrenzwerten ableiten.

Die Dosiskoeffizienten des Anhangs III entstammen der ICRP-Veröffentlichung 68 (für Arbeitskräfte) bzw. ICRP-Veröffentlichung 72 (für Einzelpersonen der Bevölkerung).

Dosiskoeffizienten für die Inhalation bei Arbeitskräften werden für 1 Mikrometer AMAD "Activity Median Aerodynamic Diameter" und für 5 Mikrometer AMAD angegeben. Nach dem ICRP-Vorschlag beträgt der Standardwert für AMAD 5 Mikrometer, und dieser Wert sollte benutzt werden, wenn konkrete Informationen fehlen. Die Inhalationsdosiskoeffizienten für Einzelpersonen der Bevölkerung beruhen auf 1 Mikrometer AMAD. Für die Inhalation bei Arbeitskräften wurden als Lungenabsorptionsklassen D, W und Y (days, weeks bzw. years, Angaben der Verweilzeit) kategorisierte Materialien aus der ICRP-Veröffentlichung 30 den Lungenabsorptionsklassen F, M und S (fast, moderate und slow) im Modell der ICRP-Veröffentlichung 66 zugeordnet.

Drei Tabellen zur Ermittlung der Dosen aus Inkorporation oder Exposition durch Edelgase sind in Anhang II dieser Mitteilung enthalten.

Tabelle 1 gibt die einschlägigen ICRP-Veröffentlichungen als Informationsquelle über die Lungenabsorptionsklassen und biokinetischen Modelle für die systematische Aktivität zur Berechnung der Koeffizienten in Tabelle B des Anhangs III der Richtlinie an. Für eine Reihe von Elementen wurde auch die Lungenabsorptionsklasse G herangezogen, die auf ihr Vorkommen in spezifischen chemischen Formen als lösliche oder reaktive Gase und Dämpfe abstellt. Die entsprechenden Dosiskoeffizienten für lösliche oder reaktive Gase und Dämpfe für die einzelnen Altersklassen sind in Tabelle 2 angegeben. Die Werte für Erwachsene gelten sowohl für Arbeitskräfte als auch für Einzelpersonen der Bevölkerung, so daß die Tabelle die Liste der chemischen Formen ergänzt, für die Dosiskoeffizienten für Arbeitskräfte in Tabelle (C.2) des Anhangs III der Richtlinie angegeben werden.

Tabelle 3 gibt effektive Dosen für die Exposition von Erwachsenen durch Edelgase an. Bei den meisten Nukliden ist die interne Exposition durch in Körpergeweben absorbierte oder in der Lunge enthaltene Gase im Vergleich zur externen Exposition der Haut und anderer Organe bei Submersion in einem radioaktiven Gas vernachlässigbar. Die Dosiskoeffizienten für Arbeitskräfte und Einzelpersonen der Bevölkerung werden daher pro integrierter Luftkonzentration ausgedrückt. Die Dosen aus der Exposition durch Radon (d. h. Radon-222) und Thoron (d. h. Radon-220) stammen vorwiegend aus der Inhalation ihrer kurzlebigen Zerfallsprodukte, Angaben hierzu enthält der Anhang III Absatz C) der Richtlinie. Daten für die Ausgangsnuklide (Radon und Thoron) sind daher in Tabelle 3 nicht angeführt worden.

(1) ABl. L 159 vom 29.6.1996, S. 1.

(2) Insbesondere Richtlinie 80/836/Euratom (ABl. L 246 vom 17.9.1980, S. 1) in der Fassung der Richtlinie 84/467/Euratom (ABl. L 265 vom 5.10.1984, S. 4).

(3) - Entscheidung 87/600/Euratom des Rates vom 14. Dezember 1987 über Gemeinschaftsvereinbarungen für den beschleunigten Informationsaustausch im Fall einer radiologischen Notstandssituation (ABl. L 371 vom 30.12.1987, S. 76);

- Verordnung (Euratom) Nr. 3954/87 des Rates vom 22. Dezember 1987 zur Festlegung von Hoechstwerten an Radioaktivität in Nahrungsmitteln und Futtermitteln im Falle eines nuklearen Unfalls oder einer anderen radiologischen Notstandssituation (ABl. L 371 vom 30.12.1987, S. 11) in der Fassung der Verordnung (Euratom) Nr. 2218/89 (ABl. L 211 vom 22.7.1989, S. 1);

- Richtlinie 89/618/Euratom des Rates vom 27. November 1989 über die Unterrichtung der Bevölkerung über die bei einer radiologischen Notstandssituation geltenden Verhaltensmaßregeln und zu egreifenden Gesundheitsschutzmaßnahmen (ABl. L 357 vom 7.12.1989, S. 31);

- Richtlinie 90/641/Euratom des Rates vom 4. Dezember 1990 über den Schutz externer Arbeitskräfte, die einer Gefährdung durch ionisierende Strahlungen beim Einsatz im Kontrollbereich ausgesetzt sind (ABl. L 349 vom 13.12.1990, S. 21);

- Richtlinie 92/3/Euratom des Rates vom 3. Februar 1992 zur Überwachung und Kontrolle der Verbringungen radioaktiver Abfälle von einem Mitgliedstaat in einen anderen, in die Gemeinschaft und aus der Gemeinschaft (ABl. L 35 vom 12.2.1992, S. 24);

- Verordnung (Euratom) Nr. 1493/93 des Rates vom 8. Juni 1993 über die Verbringung radioaktiver Stoffe zwischen den Mitgliedstaaten (ABl. L 148 vom 19.6.1993, S. 1);

- Richtlinie 97/43/Euratom des Rates vom 30. Juni 1997 über den Gesundheitsschutz von Einzelpersonen gegen die Gefährdung ionisierender Strahlung bei medizinischer Exposition und zur Aufhebung der Richtlinie 84/466/Euratom (ABl. L 180 vom 9.7.1997, S. 22).

(4) ABl. L 183 vom 29.6.1989, S. 1.

(5) Artikel 232 Absatz 2 EG-Vertrag.

(6) Die in dieser Mitteilung angeführten Artikel verweisen auf die Richtlinie 96/29/Euratom des Rates vom 13. Mai 1996.

(7) ABl. L 183 vom 29.6.1989, S. 1.

(8) Empfehlung 90/143/Euratom der Kommission vom 21. Februar 1990 zum Schutz der Bevölkerung vor Radonexposition innerhalb von Gebäuden (ABl. L 80 vom 27.3.1990, S. 26).

(9) Strahlenschutz Nr. 43, Strahlenschutzkriterien für die Wiederverwendung von Materialien aus der Demontage kerntechnischer Anlagen, Luxemburg 1988.

(10) Überlegungen zum Konzept der Dosisbeschränkung, Paris 1996.

(11) ABl. L 183 vom 29.6.1989, S. 1.

(12) Strahlenschutz Nr. 88: Empfehlungen zur Durchführung des Titels VII der Europäischen Grundnormenrichtlinie über erheblich erhöhte Exposition durch natürliche Strahlenquellen, Luxemburg 1997.

(13) Verordnung (Euratom) Nr. 3954/87 des Rates (ABl. L 371 vom 30.12.1987, S. 1), geändert durch Verordnung (Euratom) Nr. 2218/89 des Rates (ABl. L 211 vom 22.7.1989, S. 1), Verordnung (Euratom) Nr. 944/89 der Kommission (ABl. L 101 vom 13.4.1989, S. 17), Verordnung (EWG) Nr. 2219/89 des Rates (ABl. L 211 vom 22.7.1989, S. 4), Verordnung (Euratom) Nr. 770/90 der Kommission (ABl. L 83 vom 30.3.1990, S. 78).

(14) ABl. L 371 vom 30.12.1987, S. 76.

(15) ABl. L 357 vom 7.12.1989, S. 31. Siehe auch Mitteilung der Kommission zur Durchführung der Richtlinie 89/618/Euratom des Rates vom 27. November 1989 über die Unterrichtung der Bevölkerung über die bei einer radiologischen Notstandssituation geltenden Verhaltensmaßregeln und zu ergreifenden Gesundheitsschutzmaßnahmen (ABl. C 103 vom 19.4.1991, S. 12).

(16) Strahlenschutz Nr. 64: Strahlenschutzgrundsätze für Umsiedlung und Rückführung von Menschen bei unfallbedingten Freisetzungen radioaktiver Stoffe, Luxemburg 1993.

(17) Strahlenschutz Nr. 87: Strahlenschutzgrundsätze für Notmaßnahmen zum Schutz der Bevölkerung bei unfallbedingter Freisetzung radioaktiver Stoffe, Luxemburg 1997.

(18) Mit Ausnahme von Luxemburg, das das Übereinkommen über gegenseitige Hilfeleistung weder unterzeichnet noch ratifiziert hat.

(19) Siehe Empfehlung 91/444/Euratom der Kommission vom 26. Juli 1991 zur Anwendung von Artikel 33 Absätze 3 und 4 des Euratom-Vertrags (ABl. L 238 vom 27.8.1991, S. 31).

(20) Strahlenschutz Nr. 65: Grundsätze und Methoden zur Festlegung von Konzentrationen und Größen (Freistellungswerte), bei deren Unterschreitung die Meldung nach der Europäischen Richtlinie nicht notwendig ist, Luxemburg 1993.

(21) ICRP-Veröffentlichung Nr. 67: Altersabhängige Dosen für Einzelpersonen der Bevölkerung bei der Inkorporation von Radionukliden: Teil 2. Jahresberichte der ICRP, Band 23. Teile 3-4.

ANHANG I

GRUND- UND ZUSATZAUSBILDUNG DES QUALIFIZIERTEN SACHVERSTÄNDIGEN

1. EINLEITUNG

Dieser Anhang soll Hinweise auf die Aus- und Weiterbildung des "qualifizierten Sachverständigen" geben, der in Artikel 1 der Richtlinie definiert und in den Artikeln 12, 19, 20, 23, 38 und 47 erwähnt wird.

Nach Untersuchungen der Kommission bestehen bei den derzeitigen Konzepten der Mitgliedstaaten für die notwendigen Ausbildungs- und Qualifikationsanforderungen zur Anerkennung als qualifizierter Sachverständiger erhebliche Unterschiede.

Daraus ergibt sich die Erkenntnis, daß es nicht möglich ist, eine einheitliche Auflistung harmonisierter Anforderungen für solche Sachverständige vorzuschreiben. Als Alternative wird in diesem Anhang ein Basis-Unterrichtsprogramm vorgeschlagen, das allen qualifizierten Sachverständigen vermittelt werden sollte. Bisherige Qualifikationen und Ausbildungsmaßnahmen können naturgemäß bereits dieses Programm ganz oder teilweise abgedeckt haben. Die Erfassungstiefe dieses Programms richtet sich nach Niveau und Kompliziertheit der vom qualifizierten Sachverständigen erwarteten Beratungsaufgabe und damit normalerweise nach seinem Spezialisierungsgrad. Es wird daher vorgeschlagen, bestimmte Themen für spezifische Anwendungen ausführlicher zu behandeln. Darüber hinaus wurden Zusatzthemen ermittelt, die für fünf Spezialbereiche empfohlen werden, und zwar kerntechnische Anlagen, allgemeine Industrie, Forschung und Ausbildung, medizinische Anwendung und Beschleuniger.

Ausbildung als solche reicht nicht aus. Sie muß durch entsprechende praktische Erfahrungen ergänzt werden, deren Dauer sich nach der Kompliziertheit der Aufgabenstellung richtet. Eine bestimmte Zeitdauer läßt sich weder für die Ausbildung noch für die erforderliche praktische Erfahrung festlegen, da die Untersuchungen eine breite Vielfalt der derzeitigen Praxis in den Mitgliedstaaten erkennen lassen.

2. GRUNDPROGRAMM FÜR DEN QUALIFIZIERTEN SACHVERSTÄNDIGEN IM STRAHLENSCHUTZ

Der Spezialisierungsgrad bei der Behandlung der Programmthemen richtet sich nach dem Niveau der fachlichen Anforderungen an den qualifizierten Sachverständigen

Grundlagen der Atom- und Kernphysik

Grundlagen der Biologie

Wechselwirkung Strahlung/Materie

Biologische Strahlenwirkungen

Nachweis- und Meßverfahren (einschließlich Unsicherheiten und Nachweisgrenzen)

Größen und Einheiten (einschließlich gesetzliche Dosimetrie-Regelgrößen)

Grundlagen der Strahlenschutznormen (z. B. Epidemiologie, Linearhypothese bei stochastischen Wirkungen, deterministische Wirkungen)

ICRP-Grundsätze:

- Rechtfertigung

- Optimierung

- Dosisbegrenzung

Tätigkeiten und Interventionen (einschließlich natürlicher Strahlung, speziell Radon)

Rechts- und Regelungsgrundlage:

- Internationale Empfehlungen/Übereinkommen

- Rechtsvorschriften der Europäischen Union

- Nationale Rechts- und Verwaltungsvorschriften (einschließlich zuständige Behörden)

Betrieblicher Strahlenschutz:

- Art der Strahlenquellen (umschlossene, offene Strahler, Röntgenanlagen und Beschleuniger)

- Gefahren- und Risikobewertung (einschließlich Umweltverträglichkeit)

- Risikominimierung

- Kontrolle der Freisetzungen

- Überwachung:

- Bereichsüberwachung

- Personendosimetrie (extern, Echtzeit und intern)

- Biologische Überwachung

- Konzept der kritischen Gruppe/Dosisberechnung für die kritische Gruppe

- Ergonomie (z. B. benutzerfreundliche Planung und Auslegung der Instrumentierung)

- Betriebsvorschriften und Notfallplanung

- Notfallverfahren

- Abhilfemaßnahmen/Dekontamination

- Analyse bisheriger Unfälle einschließlich Erkenntnis-Feedback

Organisation des Strahlenschutzes:

- Rolle des qualifizierten Sachverständigen

- Sicherheitsbewußtsein (Stellenwert menschlichen Verhaltens)

- Kommunikationsfähigkeit (Fähigkeit zur Vermittlung des Sicherheitsbewußtseins an andere)

- Führung von Unterlagen (Strahlenquellen, Dosen, ungewöhnliche Vorkommnisse usw.)

- Arbeitserlaubnis und andere Genehmigungen

- Abgrenzung von Bereichen und Einteilung von Arbeitskräften

- Qualitätskontrolle/Nachprüfung

- Verhandlung mit Auftragnehmern

Abfallmanagement:

- Grundsätze des Managements

- Entsorgungsgrundsätze

Transport

Praktische Arbeit/Übungen (z. B. Überwachung, Laborverfahren, Bewältigung von Notfällen usw.)

3. ZUSÄTZLICHE THEMEN

Bestimmte Themen aus der folgenden Vorschlagsliste sollten je nach den spezifischen Anforderungen intensiver behandelt werden:

Sicherheitsbewußtsein

Optimierungsverfahren

Strahlenschutz-Instrumentierung:

- Geräteeichung und -erprobung

- Leistungsgrenzen von Geräten und Verfahren

Externe Dosimetrie

Interne Dosimetrie (einschließlich Dosimetrie für bestimmte Radionuklide, komplexe Moleküle usw.)

Überwachung des Arbeitsplatzes

Spezielle Dekontaminationsprobleme

Containment/Filtration

Spezifische Physiologie der Inhalation und Ingestion

Schutzmaßnahmen gegen Inkorporation

Bereichsabgrenzung und -kontrolle

Auslegungs- und Abschirmungsberechnungen

Umgebungsüberwachung (kritische Gruppe und Umweltverträglichkeit von Ableitungen)

Potentielle Unfälle

Notfallverfahren und -intervention

Abfallmanagement

Stillegung

Transport

4. WEITERE THEMEN FÜR BESTIMMTE TEILBEREICHE

4.1. Kerntechnische Anlagen (einschließlich Forschungsanlagen)

Zusätzliche Grundausbildung:

- Spalt- und Fusionsprozeß und -produkte

- Reaktortechnik

- Neutronen (Eigenschaften; Nachweis)

- Kritikalität

- Handhabung von abgebranntem Brennstoff

Zusatzausbildung für die Brennstoffabrikation:

- Toxizität bei Elementen mit hoher Atomzahl und entsprechende Meßprobleme

Zusatzausbildung Brennstoffaufarbeitung und Abfallmanagement:

- Prozeßchemie

- Fernbedienung

- Sonderprobleme Brennstofflagerung und Abfallmanagement

4.2. Allgemeine Industrie

a) Einsatz umschlossener Strahlenquellen

- Sonderprobleme:

- Zugangskontrolle, insbesondere an abgelegenen Standorten

- Transport (z. B. Baustellenradiographie, mobile Strahler)

- unabsichtliche Exposition von Nicht-Strahlenarbeitern

- Sicherheitsbewußtsein (z. B. sachgemäße Handhabung)

- potentielle Gefahren bestimmter umschlossener Strahlenquellen

- praktische Beispiele für aufgetretene Unfälle/Verwendungsfehler

b) Einsatz offener Strahlenquellen

- Gefahren der Isotopenerzeugung und -verwendung (einschließlich nachlässiger Verwendung)

- besondere Aspekte des Abfallmanagement (einschließlich lufttransportierter und fluessiger Ableitungen)

- besondere Gefahren natürlicher Strahlung

4.3. Forschung und Ausbildung:

- Potentielle Gefahren in Forschung und Lehre

- Versuchsplanung (Grundlagen)

- Beschleuniger (Sonderprobleme für Forschungs-/Ausbildungs-Umfeld)

- Sonderprobleme mit Röntgenstrahlen (z. B. Kristallographie)

- Gefahren der Isotopenerzeugung und -verwendung (einschließlich nachlässiger Verwendung)

4.4. Medizinische Anwendungen:

- Arten und Einsatz verschiedener diagnostischer und therapeutischer Verfahren und Geräte

- Sensibilisierung für den Patientenschutz, insbesondere entsprechende Rechtsvorschriften der Europäischen Union zum Strahlenschutz bei medizinischen Strahlenexpositionen, einschließlich Anforderungen an potentielle Expositionen und Ausrüstung

- Sonderprobleme der Expositionskontrolle

- Personal

- Besucher/Öffentlichkeit

- Abfallentsorgung in der Klinik

- Planung von Sondereinrichtungen (z. B.: Spezialräume)

4.5. Beschleuniger:

- Sonderprobleme Strahlennachweis/Strahlenmessung (Ansprechverhalten der Instrumente)

- Zugangskontrolle

- spezielle Auslegungs- und Abschirmungsprobleme bei Beschleunigern

ANHANG II

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