Anlage 13

(zu § 106 Absatz 4) Information der Bevölkerung zur Vorbereitung auf einen Notfall

Die Information der Bevölkerung muss Folgendes umfassen:

1.
den Namen des Strahlenschutzverantwortlichen und die Angabe des Standortes der Anlage oder Einrichtung, für deren Umgebung die für den Katastrophenschutz oder die für die öffentliche Sicherheit zuständige Behörde einen externen Notfallplan nach § 101 Absatz 1 des Strahlenschutzgesetzes aufgestellt hat,
2.
die Angabe der Stelle, die die Informationen gibt,
3.
eine allgemeinverständliche Kurzbeschreibung der Art und des Zwecks der Anlage oder Einrichtung und der Tätigkeit,
4.
die Grundbegriffe der Radioaktivität und die Auswirkungen der Radioaktivität auf den Menschen und die Umwelt,
5.
die in dem externen Notfallplan berücksichtigten Notfälle und ihre Folgen für Bevölkerung und Umwelt,
6.
die geplanten Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung und zur Hilfeleistung,
7.
Angaben dazu, wie bei einem Notfall die möglicherweise betroffene Bevölkerung gewarnt und fortlaufend über den Verlauf eines Notfalls unterrichtet werden soll,
8.
Empfehlungen, wie die möglicherweise betroffenen Personen bei einem Notfall handeln und sich verhalten sollen,
9.
die Bestätigung, dass der Strahlenschutzverantwortliche geeignete Maßnahmen und Vorkehrungen am Standort getroffen hat, um bei Eintritt eines Notfalls gerüstet zu sein und dessen Auswirkungen so gering wie möglich zu halten, einschließlich der Maßnahmen und Vorkehrungen für die Verbindung zu den für den Katastrophenschutz und den für die öffentliche Sicherheit zuständigen Behörden bei einem Notfall,
10.
einen Hinweis auf externe Notfallpläne, die für Auswirkungen eines Notfalls in der Umgebung des Standortes der Anlage oder Einrichtung aufgestellt wurden,
11.
die Angabe der für den Katastrophenschutz sowie der für die öffentliche Sicherheit zuständigen Behörden,
12.
einen Hinweis auf die Notfallpläne sowie auf die nach § 105 des Strahlenschutzgesetzes veröffentlichten Informationen und Empfehlungen der zuständigen Behörden des Bundes und des Landes, in dem sich der Standort der Anlage oder Einrichtung befindet, sowie gegebenenfalls der zuständigen Behörden weiterer betroffener Länder, einschließlich der Angabe, wo diese Informationen und Empfehlungen gefunden werden können,
13.
den Hinweis, dass die Informationen des Genehmigungsinhabers bei wesentlichen Änderungen, die Auswirkungen auf die Sicherheit oder auf den Schutz der Bevölkerung haben, auf den neuesten Stand gebracht werden, und die Angabe, wie diese Informationen in ihrer jeweils aktuellen Fassung jedermann zugänglich und jederzeit im Internet abrufbar sind.

Anlage 14

(zu § 108) Kriterien für die Bedeutsamkeit eines Vorkommnisses bei medizinischer Exposition und bei Exposition der untersuchten Person bei einer nichtmedizinischen Anwendung

I.
Untersuchungen mit ionisierender Strahlung und radioaktiven Stoffen – ohne Interventionen – mit Ausnahme von Untersuchungen mittels konventioneller Projektionsradiographie und mittels digitaler Volumentomographie der Zähne und des Kiefers
1)
Bezogen auf eine Gruppe von Personen


Jede Überschreitung des Mittelwertes über die letzten 20 aufeinanderfolgenden Untersuchungen gleicher Untersuchungsart am selben Gerät um mehr als 100 Prozent des jeweiligen diagnostischen Referenzwertes, sobald der diagnostische Referenzwert einer einzelnen Untersuchung um 200 Prozent überschritten wurde.
2)
Bezogen auf eine einzelne Person


a)
Jede Überschreitung des volumenbezogenen Computertomographie-Dosisindex einer computertomographischen Anwendung am Gehirn von 120 Milligray und einer sonstigen computertomographischen Anwendung am Körper von 80 Milligray sowie jede Überschreitung des Gesamt-Dosisflächenproduktes einer Röntgendurchleuchtung von 20 000 Zentigray mal Quadratzentimeter. Für Anwendungen mit Geräten zur digitalen Volumentomographie gilt der zuerst überschrittene Wert von Computertomographie oder Durchleuchtung.

Jede durch radioaktive Stoffe verursachte Überschreitung der vorgesehenen effektiven Dosis um mehr als 20 Millisievert oder einer Organdosis um mehr als 100 Millisievert bei einer einzelnen Untersuchung; zur Überprüfung der Einhaltung dieser Werte kann der Strahlenschutzverantwortliche die vom Bundesamt für Strahlenschutz veröffentlichten Aktionsschwellen für Aktivitäten in Megabecquerel für Untersuchungen mit radioaktiven Stoffen heranziehen.
b)
Jede Wiederholung einer Anwendung, insbesondere auf Grund einer Körperteilverwechslung, eines Einstellungsfehlers oder eines vorausgegangenen Gerätedefekts, wenn für die daraus resultierende gesamte zusätzliche Exposition das Kriterium nach Buchstabe a erfüllt ist.
c)
Jede Personenverwechslung, wenn für die daraus resultierende gesamte zusätzliche Exposition das Kriterium nach Buchstabe a erfüllt ist.
d)
Jedes Auftreten einer deterministischen Wirkung, die für die festgelegte Untersuchung nicht zu erwarten war.
e)
Jede Verwechslung des radioaktiven Stoffs, wenn für die daraus resultierende gesamte zusätzliche Exposition das Kriterium nach Buchstabe a erfüllt ist.
II.
Interventionen
1)
Bezogen auf eine Gruppe von Personen


Jede Überschreitung des Mittelwertes über die letzten 20 aufeinanderfolgenden Interventionen gleicher Untersuchungsart um mehr als 100 Prozent des jeweiligen diagnostischen Referenzwertes, sobald der diagnostische Referenzwert einer einzelnen Untersuchung um 200 Prozent überschritten wurde.
2)
Bezogen auf eine einzelne Person, wenn die Intervention zum Zweck der Untersuchung der Person erfolgt
a)
Jede Überschreitung des Gesamt-Dosisflächenproduktes von 20 000 Zentigray mal Quadratzentimeter.
b)
Jede Wiederholung einer Anwendung, insbesondere auf Grund einer Körperteilverwechslung, eines Einstellungsfehlers oder eines vorausgegangenen Gerätedefekts, wenn für die daraus resultierende gesamte zusätzliche Exposition das Kriterium nach Buchstabe a erfüllt ist.
c)
Jede Personenverwechslung.
d)
Jedes Auftreten einer deterministischen Wirkung, die für die festgelegte Intervention nicht zu erwarten war.
3)
bezogen auf eine einzelne Person, wenn die Intervention zum Zweck der Behandlung der Person erfolgt
a)
Jede Überschreitung des Gesamt-Dosisflächenproduktes von 50 000 Zentigray mal Quadratzentimeter, wenn akut oder innerhalb von 21 Tagen nach der interventionellen Untersuchung ein deterministischer Hautschaden zweiten oder höheren Grades auftritt.
b)
Jede Personen- oder Körperteilverwechslung.
c)
Jedes Auftreten einer deterministischen Wirkung, die für die festgelegte Intervention nicht zu erwarten war.
III.
Behandlungen mit ionisierender Strahlung und umschlossenen radioaktiven Stoffen
1)
Jede Abweichung der Gesamtdosis im Zielvolumen oder am Referenzpunkt um mehr als 10 Prozent von der im Bestrahlungsplan festgelegten Dosis, sofern die Abweichung mindestens 4 Gray beträgt.
2)
Jede ungeplante Überschreitung der in der Arbeitsanweisung festgelegten Dosisbeschränkung für Risikoorgane, sofern die Überschreitung mehr als 10 Prozent beträgt.
3)
Jede Abweichung der mittleren Gesamtdosis um mehr als 10 Prozent von der festgelegten mittleren Dosis im Zielvolumen oder für Risikoorgane.
4)
Jede Abweichung von der im Bestrahlungsplan festgelegten Gesamtbehandlungszeit um mehr als eine Woche, sofern die Abweichung nicht durch die behandelte Person bedingt ist.
5)
Jede Personen- oder Bestrahlungsplanverwechslung.
6)
Jedes Auftreten einer deterministischen Wirkung, die für die festgelegte Behandlung nicht zu erwarten war.
IV.
Behandlungen mit offenen radioaktiven Stoffen
1)
Jede Abweichung der verabreichten Gesamtaktivität von der festgelegten Aktivität um mehr als 10 Prozent.
2)
Jedes Auftreten einer deterministischen Wirkung, die bei der festgelegten Behandlung nicht zu erwarten war.
3)
Jede Personen- oder Körperteilverwechslung oder Verwechslung des radioaktiven Stoffes.
4)
Jedes Auftreten eines Paravasates nach Injektion des radioaktiven Stoffes, sofern mehr als 15 Prozent der vorgesehenen Aktivität fehlappliziert wurde.
5)
Jede Kontamination durch einen radioaktiven Stoff, wenn es zu einer unbeabsichtigten Exposition der behandelten Person gekommen ist und die daraus resultierende effektive Dosis 20 Millisievert oder die Organ-Äquivalentdosis 100 Millisievert überschreitet.
V.
Betreuungs- und Begleitpersonen nach § 2 Absatz 8 Nummer 3 des Strahlenschutzgesetzes


Jede unbeabsichtigte Überschreitung der effektiven Dosis von 1 Millisievert für eine Betreuungs- und Begleitperson.
VI.
Anwendung ionisierender Strahlung oder radioaktiver Stoffe am Menschen zum Zweck der medizinischen Forschung
1)
Für nach § 31 des Strahlenschutzgesetzes genehmigte Anwendungen jedes nach den in den Abschnitten I bis V genannten Kriterien bedeutsame Vorkommnis; sofern nach § 138 Absatz 6 Satz 2 die Genehmigungsbehörde abweichende Werte festlegt, sind bei der Anwendung von Abschnitt I Nummer 1 und Abschnitt II Nummer 1 diese Werte anstelle der diagnostischen Referenzwerte heranzuziehen.
2)
Für nach § 32 des Strahlenschutzgesetzes angezeigte Anwendungen jedes nach den in den Abschnitten I, II und V genannten Kriterien bedeutsame Vorkommnis.
3)
Für Untersuchungen zum Zweck der medizinischen Forschung jede Überschreitung der Dosisgrenzwerte nach § 137 Absatz 2 oder 3.
VII.
Ereignisse mit beinahe erfolgter Exposition


Jedes außerhalb der qualitätssichernden Maßnahmen entdeckte Ereignis mit beinahe erfolgter Exposition, für das eines der Kriterien der Abschnitte I bis VI zutreffen würde, wenn die Exposition tatsächlich aufgetreten wäre.

Anlage 15

(zu § 108) Kriterien für die Bedeutsamkeit eines Vorkommnisses in einer geplanten Expositionssituation

1.
Exposition einer beruflich exponierten Person, die einen Grenzwert der Körperdosis – effektive Dosis oder Organ-Äquivalentdosis – nach § 78 des Strahlenschutzgesetzes überschreitet, sofern die Exposition nicht eine besonders zugelassene Exposition nach § 74 darstellt.
2.
Exposition einer Einzelperson der Bevölkerung, die einen Grenzwert nach § 80 des Strahlenschutzgesetzes überschreitet.
3.
Überschreitung der zulässigen Ableitung radioaktiver Stoffe mit Luft oder Wasser.
4.
Freisetzungen radioaktiver Stoffe:
a)
innerhalb eines als Kontrollbereich gekennzeichneten Bereichs, soweit dieser nicht als Sperrbereich gekennzeichnet ist, wenn die Ortsdosisleistung den Wert von 3 Millisievert pro Stunde für mehr als 24 Stunden überschreitet,
b)
innerhalb eines Überwachungsbereichs, so dass die Einrichtung eines neuen Kontrollbereichs erforderlich ist, oder
c)
in die Umgebung mit Aktivitäten über den Freigrenzen nach Anlage 4 Tabelle 1 Spalte 2.
5.
Kontaminationen:
a)
Kontamination innerhalb eines Kontrollbereichs, in einem Bereich, der bestimmungsgemäß nicht kontaminiert sein kann, die das Tausendfache der Werte der Anlage 4 Tabelle 1 Spalte 5 überschreitet und deren Gesamtaktivität in Becquerel mehr als das Hundertfache der Werte der Anlage 4 Tabelle 1 Spalte 2 beträgt,
b)
Kontamination innerhalb eines Überwachungsbereichs, in einem Bereich, der bestimmungsgemäß nicht kontaminiert sein kann, die das Hundertfache der Werte der Anlage 4 Tabelle 1 Spalte 5 überschreitet und deren Gesamtaktivität in Becquerel mehr als das Zehnfache der Werte der Anlage 4 Tabelle 1 Spalte 2 beträgt oder
c)
Kontamination, die nicht durch Buchstabe a oder b erfasst ist, die das Zehnfache der Werte der Anlage 4 Tabelle 1 Spalte 5 überschreitet und deren Gesamtaktivität in Becquerel die Werte der Anlage 4 Tabelle 1 Spalte 2 überschreitet.
6.
Außergewöhnlicher Ereignisablauf oder Betriebszustand von erheblich sicherheitstechnischer Bedeutung beim Betrieb einer Röntgeneinrichtung, eines genehmigungsbedürftigen Störstrahlers, bei Anlagen zur Erzeugung ionisierender Strahlung oder beim Umgang mit oder der Beförderung von radioaktiven Stoffen.

Anlage 16

(zu § 149) Kriterien zur Bestimmung der Art und des Ausmaßes des mit einer Tätigkeit verbundenen Risikos

In welchen zeitlichen Abständen regelmäßige Vor-Ort-Prüfungen bei einem Strahlenschutzverantwortlichen durchzuführen sind, richtet sich nach einer systematischen Beurteilung der mit der Tätigkeit verbundenen Risiken, insbesondere anhand folgender Kriterien:

1.
Höhe der zu erwartenden Exposition bei bestimmungsgemäßer Anwendung ionisierender Strahlung oder radioaktiver Stoffe am Menschen,
2.
Höhe der zu erwartenden Exposition bei bestimmungsgemäßer Anwendung ionisierender Strahlung oder radioaktiver Stoffe bei Anwendungen ohne zielgerichtete Exposition von Personen,
3.
Höhe der Aktivität des genehmigten Umgangs mit umschlossenen und offenen radioaktiven Stoffen,
4.
Risiko für Inkorporationen beim Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen,
5.
Risiko für unbeabsichtigte Expositionen,
6.
vorhandene Schutzeinrichtungen zur Vermeidung unbeabsichtigter Expositionen bei Röntgeneinrichtungen, Störstrahlern, Anlagen zur Erzeugung ionisierender Strahlung und umschlossenen radioaktiven Stoffen sowie der Umfang erforderlicher Strahlenschutzmaßnahmen für die sichere Ausführung von Tätigkeiten,
7.
weitere risikorelevante Bedingungen bei Tätigkeiten nach § 4 Absatz 1 des Strahlenschutzgesetzes in geplanten Expositionssituationen.

Anlage 17

(zu § 159) Aktivitätsindex und nicht zu überschreitende Werte nach § 135 Absatz 1 Satz 3 des Strahlenschutzgesetzes

Unter Berücksichtigung der Baustoffflächendichte ρ ⋅ d mit der Baustoffdichte ρ in der Einheit Kilogramm je Kubikmeter und der Baustoffdicke im Bauwerk d in der Einheit Meter mit den spezifischen Aktivitäten der Radionuklide Radium-226 C_Ra226, Thorium-232 (oder seines Zerfallsprodukts Radium-228) C_Th232 und Kalium-40 C_K40 im Baustoff in der Einheit Becquerel pro Kilogramm ergibt sich der Aktivitätsindex I zu:

Überschreitet die Flächendichte ρ ⋅ d den Wert von 500 Kilogramm je Quadratmeter, so ist stattdessen in der Formel der Wert ρ ⋅ d mit 500 Kilogramm je Quadratmeter anzusetzen. Der Referenzwert in Höhe von 1 Millisievert pro Jahr gilt als eingehalten, wenn der Aktivitätsindex I den Wert 1 nicht überschreitet.

Für Dünnschichtmaterialien, also Baustoffe mit einer Dicke von bis zu 0,03 Meter, die nur in Kombination mit einer sie stützenden oder sie tragenden den Raum begrenzenden Oberfläche – Wand, Decke, Boden – verwendet werden – zum Beispiel Fliesen –, ist zur generischen Berücksichtigung der dahinterliegenden Oberfläche ein Beitrag von 0,48 zum Index zu addieren.

Ist die Baustoffdicke im Bauwerk nicht bekannt, so ist d = 0,2 Meter zu setzen.

Anlage 18

(zu den §§ 171, 197) Dosis- und Messgrößen

Teil A: Messgrößen für äußere Strahlung

Messgrößen für äußere Strahlung sind

1.
für die Personendosis die Tiefen-Personendosis H_p(10), die Augenlinsen-Personendosis H_p(3) und die Oberflächen-Personendosis H_p(0,07):
a)
die Tiefen-Personendosis H_p(10) ist die Äquivalentdosis in 10 Millimeter Tiefe im Körper an der Tragestelle des für die Messung vorgesehenen Dosimeters;
b)
die Augenlinsen-Personendosis H_p(3) ist die Äquivalentdosis in 3 Millimeter Tiefe im Körper an der Tragestelle des für die Messung vorgesehenen Dosimeters;
c)
die Oberflächen-Personendosis H_p(0,07) ist die Äquivalentdosis in 0,07 Millimeter Tiefe im Körper an der Tragestelle des für die Messung vorgesehenen Dosimeters;
2.
für die Ortsdosis die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10), die Richtungs-Äquivalentdosis in 3 Millimeter Tiefe H'(3,Ω) und die Richtungs-Äquivalentdosis in 0,07 Millimeter Tiefe H'(0,07,Ω):
a)
die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) am interessierenden Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld ist die Äquivalentdosis, die im zugehörigen ausgerichteten und aufgeweiteten Strahlungsfeld in 10 Millimeter Tiefe auf dem der Einfallsrichtung der Strahlung entgegengesetzt orientierten Radius der ICRU-Kugel erzeugt würde;
b)
die Richtungs-Äquivalentdosis H'(3,Ω) am interessierenden Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld ist die Äquivalentdosis, die im zugehörigen aufgeweiteten Strahlungsfeld in 3 Millimeter Tiefe auf einem in festgelegter Richtung Ω orientierten Radius der ICRU-Kugel erzeugt würde;
c)
die Richtungs-Äquivalentdosis H'(0,07,Ω) am interessierenden Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld ist die Äquivalentdosis, die im zugehörigen aufgeweiteten Strahlungsfeld in 0,07 Millimeter Tiefe auf einem in festgelegter Richtung Ω orientierten Radius der ICRU-Kugel erzeugt würde.

Dabei ist

1.
ein aufgeweitetes Strahlungsfeld ein idealisiertes Strahlungsfeld, in dem die Teilchenflussdichte und die Energie- und Richtungsverteilung der Strahlung an allen Punkten eines ausreichend großen Volumens die gleichen Werte aufweisen wie das tatsächliche Strahlungsfeld am interessierenden Punkt,
2.
ein aufgeweitetes und ausgerichtetes Feld ein idealisiertes Strahlungsfeld, das aufgeweitet ist und in dem die Strahlung zusätzlich in eine Richtung ausgerichtet ist,
3.
die ICRU-Kugel ein kugelförmiges Phantom von 30 Zentimeter Durchmesser aus ICRU-Weichteilgewebe (gewebeäquivalentes Material der Dichte 1 g/cm³, Zusammensetzung: 76,2 Prozent Sauerstoff, 11,1 Prozent Kohlenstoff, 10,1 Prozent Wasserstoff, 2,6 Prozent Stickstoff).

Teil B: Berechnung der Körperdosis

1.
Berechnung der Organ-Äquivalentdosis H_T:
Die durch die Strahlung R erzeugte Organ-Äquivalentdosis H_T,R ist das Produkt aus der über das Gewebe oder Organ T gemittelten Energiedosis, der Organ-Energiedosis D_T,R, die durch die Strahlung R erzeugt wird, und dem Strahlungs-Wichtungsfaktor w_R nach Teil C Nummer 1:
HT,R = wRDT,R
Bei Vorliegen mehrerer Strahlungsarten oder -energien mit unterschiedlichen Werten von w_R werden die einzelnen Beiträge addiert. Für die gesamte Organ-Äquivalentdosis H_T gilt dann:
Organ-Äquivalentdosiswerte werden für eine idealisierte Person (Referenzperson) errechnet und sind separat für die männliche und die weibliche Referenzperson

auf Grund deren unterschiedlicher Merkmale zu ermitteln.


Zur Berechnung der lokalen Hautdosis wird die gemittelte Energiedosis der Haut in 0,07 Millimeter Gewebetiefe herangezogen.


Bei einer inneren Exposition berücksichtigt die Organ-Äquivalentdosis auch die nach dem Bezugszeitpunkt auftretende Exposition auf Grund des Verbleibs der Radionuklide im Körper (Folge-Organ-Äquivalentdosis).


Die Folge-Organ-Äquivalentdosis H_T(τ) ist das Zeitintegral der Organ-Äquivalentdosisleistung im Gewebe oder Organ T, die eine Person infolge einer Inkorporation radioaktiver Stoffe zum Zeitpunkt t₀ erhält:
Ḣ_T(t) bezeichnet die mittlere Organ-Äquivalentdosisleistung im Gewebe oder Organ T zum Zeitpunkt t.

Hierbei bezeichnet τ den Zeitraum, über den die Integration erfolgt. Für Erwachsene ist ein Zeitraum von 50 Jahren und für Kinder der Zeitraum vom jeweiligen Alter bis zum Alter von 70 Jahren zugrunde zu legen, sofern kein anderer Wert angegeben wird.
2.
Berechnung der effektiven Dosis E:


Die effektive Dosis nach § 5 Absatz 11 des Strahlenschutzgesetzes ist das zur Berücksichtigung der Strahlenwirkung auf verschiedene Organe oder Gewebe gewichtete Mittel von Organ-Äquivalentdosen; die Strahlenempfindlichkeiten der verschiedenen Organe oder Gewebe werden durch die Wichtungsfaktoren w_T nach Teil C Nummer 2 berücksichtigt. Dabei ist über alle in Teil C Nummer 2 aufgeführten Organe und Gewebe zu summieren und über die Organ-Äquivalentdosiswerte für die männliche und weibliche Referenzperson zu mitteln:
Bei einer inneren Exposition berücksichtigt die effektive Dosis auch die nach dem Bezugszeitpunkt auftretende Exposition auf Grund des Verbleibs der Radionuklide im Körper (effektive Folgedosis).


Die effektive Folgedosis E(τ) ist die Summe der Folge-Organ-Äquivalentdosen H_T(τ) nach Nummer 1, jeweils multipliziert mit dem zugehörigen Gewebe-Wichtungsfaktor w_T nach Teil C Nummer 2. Dabei ist über alle in Teil C Nummer 2 aufgeführten Organe und Gewebe zu summieren:
Hierbei bezeichnet τ den Zeitraum, über den die Integration erfolgt. Für Erwachsene ist ein Zeitraum von 50 Jahren und für Kinder der Zeitraum vom jeweiligen Alter bis zum Alter von 70 Jahren zugrunde zu legen, sofern kein anderer Wert angegeben wird.


Bei der Berechnung der effektiven Dosis ist die Energiedosis der Haut in 0,07 Millimeter Gewebetiefe über die ganze Haut zu mitteln.
3.
Berechnung der effektiven Dosis durch Inhalation von Radon an Arbeitsplätzen in Innenräumen:


Es ist davon auszugehen, dass eine effektive Dosis von 1 Millisievert verursacht wird durch
a)
eine Radon-222-Exposition von 0,32 Megabecquerel je Kubikmeter mal Stunde; dabei wird ein Wert des Gleichgewichtsfaktors zwischen Radon-222 und seinen kurzlebigen Zerfallsprodukten von 0,4 zugrunde gelegt, oder
b)
eine potenzielle Alphaenergie-Exposition von 0,71 Millijoule durch Kubikmeter mal Stunde.
Die zuständige Behörde kann auf Grund der Expositionsbedingungen von Satz 1 Buchstabe a abweichende Umrechnungsfaktoren festlegen.
4.
Berechnung der effektiven Dosis bei Inkorporation, Submersion oder Bodenkontamination: Für die Berechnung der Exposition sind jeweils die Dosiskoeffizienten und Vorgaben aus den Zusammenstellungen im Bundesanzeiger Nummer 160 a und b vom 28. August 2001 Teil I und Teil II sowie im Bundesanzeiger vom 10. Mai 2023 (Bekanntmachung des Bundesamtes für Strahlenschutz vom 17. April 2023, BAnz AT 10. Mai 2023 B7) heranzuziehen. Für die Ermittlung der Exposition für Einzelpersonen der Bevölkerung sind die Dosiskoeffizienten und Vorgaben aus der Zusammenstellung im Bundesanzeiger Nummer 160 a und b vom 28. August 2001 Teil I und Teil II heranzuziehen. Für Personen, die einer beruflichen Exposition ausgesetzt sind, oder für beruflich tätige Personen sind die Dosiskoeffizienten und Vorgaben aus den Zusammenstellungen im Bundesanzeiger Nummer 160 a und b vom 28. August 2001 Teil I und im Bundesanzeiger vom 10. Mai 2023 (Bekanntmachung des Bundesamtes für Strahlenschutz vom 17. April 2023, BAnz AT 10. Mai 2023 B7) heranzuziehen. Die zuständige Behörde kann unter Berücksichtigung der Expositionsbedingungen andere Dosiskoeffizienten und Vorgaben nach dem Stand von Wissenschaft und Technik festlegen.
5.
Berechnung der effektiven Dosis des ungeborenen Kindes:
a)
Berechnung des Beitrags für das ungeborene Kind bei äußerer Exposition der schwangeren Person: Für die Berechnung der Exposition sind jeweils die Dosisleistungskoeffizienten und Vorgaben aus der Zusammenstellung im Bundesanzeiger (Bekanntmachung des Bundesamtes für Strahlenschutz vom 17. April 2023, BAnz AT 10. Mai 2023 B6) heranzuziehen. Die zuständige Behörde kann unter Berücksichtigung der Expositionsbedingungen andere Dosisleistungskoeffizienten und Vorgaben nach dem Stand von Wissenschaft und Technik festlegen.
b)
Berechnung des Beitrags für das ungeborene Kind aus einer inneren Exposition des ungeborenen Kindes auf Grund der Inkorporation von Radionukliden einer schwangeren Person: Für die Berechnung der Exposition sind jeweils die Dosiskoeffizienten und Vorgaben aus der Zusammenstellung im Bundesanzeiger (Bekanntmachung des Bundesamtes für Strahlenschutz vom 27. Juni 2022, BAnz AT 4. Juli 2022 B13) heranzuziehen. Die zuständige Behörde kann unter Berücksichtigung der Expositionsbedingungen andere Dosiskoeffizienten und Vorgaben nach dem Stand von Wissenschaft und Technik festlegen.

Teil C: Werte des Strahlungs-Wichtungsfaktors und des Gewebe-Wichtungsfaktors

1.
Strahlungs-Wichtungsfaktor w_R:
Die Werte des Strahlungs-Wichtungsfaktors w_R richten sich nach Art und Qualität des äußeren Strahlungsfeldes oder nach Art und Qualität der von einem inkorporierten Radionuklid emittierten Strahlung.


Strahlungsart	Strahlungs-Wichtungsfaktor wR
Photonen	1
Elektronen und Myonen	1
Protonen und geladene Pionen	2
Alphateilchen, Spaltfragmente, Schwerionen	20
Neutronen, Energie En< 1
Neutronen, 1 ≤ Energie En≤ 50
Neutronen, Energie En> 50


E_n ist der Zahlenwert der Neutronenenergie in MeV.


2.
Gewebe-Wichtungsfaktor w_T


Gewebe oder Organe	Gewebe-Wichtungsfaktor wT
1. Knochenmark (rot)	0,12
2. Dickdarm	0,12
3. Lunge	0,12
4. Magen	0,12
5. Brust	0,12
6. Keimdrüsen	0,08
7. Blase	0,04
8. Speiseröhre	0,04
9. Leber	0,04
10. Schilddrüse	0,04
11. Haut	0,01
12. Knochenoberfläche	0,01
13. Gehirn	0,01
14. Speicheldrüsen	0,01
15. Andere Organe oder Gewebe	0,12


_________

Teil D: Qualitätsfaktor Q

Die Werte des Qualitätsfaktors Q der ICRU in Abhängigkeit von dem unbeschränkten linearen Energieübertragungsvermögen L in Wasser bestimmen sich nach den Empfehlungen der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP) von 2007: ICRP-Veröffentlichung 103, die im digitalen Online Repositorium und Informations-System (DORIS) des Bundesamtes für Strahlenschutz unter der Kennung urn:nbn:de:0221-2009082154 veröffentlicht sind, wie folgt:

L ist der Zahlenwert des linearen Energieübertragungsvermögens in Wasser in keV/µm.