AS 2017 4261
Strahlenschutzverordnung
(StSV)
vom 26. April 2017
Der Schweizerische Bundesrat,
gestützt auf das Strahlenschutzgesetz vom22. März 19911 (StSG) und auf Artikel 83 des Bundesgesetzes vom20. März 19812 über die Unfallversicherung,
verordnet:
1. Titel: Allgemeine Bestimmungen
1. Kapitel: Gegenstand, Geltungsbereich und Begriffe
Art. 1 Gegenstand und Geltungsbereich
Diese Verordnung regelt zum Schutz des Menschen und der Umwelt vor ionisierender Strahlung:
für geplante Expositionssituationen: 1. die Bewilligungen, 2. die Exposition der Bevölkerung, 3. nicht gerechtfertigte Tätigkeiten, 4. die medizinische Exposition, 5. die berufliche Exposition, 6. den Umgang mit Strahlungsquellen, 7. den Umgang mit radioaktiven Abfällen, 8. die Vorsorge für und die Bewältigung von Störfällen;
für Notfall-Expositionssituationen: die Vorsorge und die Bewältigung;
für bestehende Expositionssituationen: den Umgang mit radiologischen Altlasten, mit Radon, mit natürlich vorkommenden radioaktiven Materialien sowie mit der langfristigen Kontamination nach einem Notfall;
die Aus- und Fortbildung von Personen, die mit ionisierender Strahlung oder Radioaktivität umgehen;
SR 814.501
die Aufsicht und den Vollzug;
die Beratung durch die Eidgenössische Kommission für Strahlenschutz (KSR).
Sie gilt bei allen Expositionssituationen für künstliche und für natürliche ionisierende Strahlung.
Sie gilt nicht für:
Expositionen gegenüber Radionukliden, die sich natürlicherweise im menschlichen Körper befinden;
Expositionen gegenüber der kosmischen Strahlung; jedoch gilt sie für die Expositionen von Flugpersonal gegenüber der kosmischen Strahlung;
oberirdische Expositionen gegenüber Radionukliden in der Erdkruste, soweit diese nicht durch Eingriffe beeinträchtigt ist.
Art. 2 Begriffe
In dieser Verordnung bedeuten:
geplante Expositionssituation: Expositionssituation, die durch den geplanten Betrieb einer Strahlungsquelle oder durch menschliche Betätigungen, die Expositionspfade verändern, entsteht mit der Folge, dass eine Exposition oder eine mögliche Exposition von Mensch oder Umwelt verursacht wird;
Notfall-Expositionssituation: Expositionssituation infolge eines Notfalls nach Artikel 132;
bestehende Expositionssituation: Expositionssituation, die bereits besteht, wenn eine Entscheidung über ihre Kontrolle getroffen werden muss, und die Sofortmassnahmen nicht oder nicht mehr erfordert; es handelt sich insbesondere um radiologische Altlasten, Radon, natürlich vorkommendes radioaktives Material sowie langfristige Kontamination nach einem Notfall;
berufliche Exposition: Exposition aufgrund einer beruflichen Tätigkeit; eine berufliche Exposition kann Arbeitnehmende, Selbstständigerwerbende, Lernende sowie Studierende betreffen;
medizinische Exposition: Exposition von Patientinnen und Patienten oder asymptomatischen Individuen zu diagnostischen oder therapeutischen Zwecken, mit dem Ziel, ihre Gesundheit zu verbessern, sowie Expositionen von nichtberuflich pflegenden Personen in der Humanmedizin und von teilnehmenden Personen in der Humanforschung;
Exposition der Bevölkerung: jede Exposition von Personen mit Ausnahme von beruflichen und medizinischen Expositionen;
Strahlenschutz-Sachverständige: Sachverständige nach Artikel 16 StSG, die über die erforderliche Sachkenntnis, Ausbildung und Erfahrung im Strahlenschutz verfügen, um den wirksamen Schutz von Mensch und Umwelt zu gewährleisten; Sachverständige werden für die Umsetzung der gesetzlichen Vorgaben in betrieblichen Strahlenschutzanweisungen sowie für deren Kontrolle innerhalb des Betriebs eingesetzt;
natürlich vorkommende radioaktive Materialien (NORM3): Materialien mit natürlich vorkommenden Radionukliden, die keine künstlichen radioaktiven Stoffe enthalten; Materialien, in denen die Aktivitätskonzentrationen der natürlich vorkommenden Radionuklide durch bestimmte Prozesse unbeabsichtigt verändert wurden, sind ebenfalls NORM; werden natürlich vorkommende Radionuklide gezielt angereichert, insbesondere zur Nutzung ihrer Radioaktivität, so gelten sie nicht mehr als NORM;
ionisierende Strahlung: Energietransfer durch Teilchen oder elektromagnetische Wellen mit einer Wellenlänge von 100 nm oder weniger, der direkt oder indirekt ein Atom oder Molekül ionisieren kann;
Befreiungsgrenze (LL): Wert, der der Grenze der spezifischen Aktivität eines Materials entspricht, unter welcher der Umgang mit diesem Material nicht mehr der Bewilligungspflicht und demnach nicht der Aufsicht unterstellt ist; die Werte sind in Anhang 3 Spalte9 festgelegt;
NORM-Befreiungsgrenze (LLN): Wert, der der Grenze der spezifischen Aktivität von natürlichen Radionukliden in NORM-Materialien entspricht, unter welcher dieses Material uneingeschränkt an die Umwelt abgegeben werden kann; die Werte sind in Anhang 2 festgelegt;
Bewilligungsgrenze (LA): Wert, der der Grenze der absoluten Aktivität eines Materials entspricht, oberhalb welcher der Umgang mit diesem bewilligungspflichtig ist; die Werte sind in Anhang 3 Spalte10 festgelegt; sie gelten nicht für NORM;
Richtwert: Wert, der von einem Grenzwert abgeleitet wird, dessen Überschreiten gewisse Massnahmen bewirkt und dessen Einhaltung auch die Einhaltung des zugehörigen Grenzwertes sicherstellt; Richtwerte für Kontaminationen der Luft (CA) und von Oberflächen (CS) sind in Anhang 3 Spalten 11 und 12 festgelegt;
Strahlungsquelle: radioaktives Material oder Anlage, die ionisierende Strahlung aussenden können;
Material: Sammelbegriff für feste, flüssige oder gasförmige Stoffe, Stoffgemische, Werkstoffe und daraus hergestellte Endprodukte und Gegenstände;
radioaktives Material: Material, das Radionuklide enthält, aktiviert oder mit Radionukliden kontaminiert ist und das die folgenden Voraussetzungen erfüllt: 1. der Umgang damit untersteht der Bewilligungspflicht und der Aufsicht nach der Strahlenschutz- oder der Kernenergiegesetzgebung,
NORM = Naturally occurring radioactive material 2. der Umgang damit ist nicht von der Bewilligungspflicht und der Aufsicht nach der Strahlenschutz- oder der Kernenergiegesetzgebung befreit;
radioaktiver Stoff: mit dem Begriff «radioaktives Material» gleichbedeutender Begriff;
radioaktive Quelle: radioaktives Material, das zum Zweck der Nutzung der Radioaktivität eingesetzt wird;
geschlossene radioaktive Quelle: radioaktive Quelle, deren Bauart unter üblicher Beanspruchung ein Austreten radioaktiver Stoffe verhindert und so die Möglichkeit einer Kontamination ausschliesst;
offene radioaktive Quelle: radioaktive Quelle, die nicht den Anforderungen einer geschlossenen radioaktiven Quelle genügt;
herrenloses radioaktives Material: radioaktives Material, das sich nicht mehr unter der Kontrolle der Eigentümerin, des Eigentümers, der Bewilligungsinhaberin oder des Bewilligungsinhabers befindet;
Anlagen: abgekürzte Form von «Anlagen zur Erzeugung ionisierender Strahlen»; Anlagen sind Einrichtungen und Apparate, die zur Erzeugung von Photonen- oder Korpuskularstrahlen dienen.
Überdies gelten für diese Verordnung:
die Begriffe, die in den Artikeln 5–7,26, 49, 51, 80, 85, 96, 108, 122, 149 und 175 bestimmt sind;
die überwiegend technischen Begriffe gemäss Anhang 1 und die Dosisbegriffe gemäss Anhang 4.
2. Kapitel: Grundsätze des Strahlenschutzes
Art. 3 Rechtfertigung
Eine Tätigkeit ist im Sinne von Artikel 8 StSG gerechtfertigt, wenn:
die mit ihr verbundenen Vorteile die strahlungsbedingten Nachteile deutlich überwiegen; und
gesamthaft für Mensch und Umwelt keine vorteilhaftere Alternative ohne oder mit geringerer Strahlenexposition zur Verfügung steht.
Art. 4 Optimierung
Der Strahlenschutz ist für alle Expositionssituationen zu optimieren.
Bei der Optimierung soll so weit als möglich und sinnvoll reduziert werden:
die Wahrscheinlichkeit der Exposition;
die Anzahl exponierter Personen;
die individuelle Dosis der exponierten Personen.
Art. 5 Dosisgrenzwerte
Für geplante Expositionssituationen werden Grenzwerte festgesetzt, die durch die Summe aller in einem Kalenderjahr akkumulierten Strahlendosen, die eine Person akkumuliert, nicht überschritten werden dürfen (Dosisgrenzwert). Bei medizinischen Expositionen werden keine Grenzwerte festgesetzt.
Art. 6 Referenzwerte
Können in bestehenden Expositionssituationen oder in Notfall-Expositionssituationen die Dosisgrenzwerte nicht eingehalten werden oder wäre die Einhaltung der Dosisgrenzwerte in diesen Situationen mit unverhältnismässigem Aufwand verbunden oder kontraproduktiv, so kommen Referenzwerte zur Anwendung.
Damit der Referenzwert eingehalten werden kann, sind die erforderlichen Massnahmen zu ergreifen.
Art. 7 Dosisrichtwerte
Für geplante Expositionssituationen wird die Dosis durch eine einzelne Strahlungsquelle oder Tätigkeit für eine Person festgelegt (Dosisrichtwert). Dieser Dosisrichtwert wird pro Strahlungsquelle so festgelegt, dass die Summe aller Dosen durch mehrere Strahlungsquellen den Dosisgrenzwert nicht überschreitet.
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber legt in seinem Betrieb die Dosisrichtwerte für die beruflich strahlenexponierten Personen fest.
Die Bewilligungsbehörde (Art. 11) entscheidet, ob quellenbezogene Dosisrichtwerte für die Bevölkerung erforderlich sind, und legt diese in der Bewilligung fest. Ist dies bei bereits bewilligten Tätigkeiten nicht erfolgt, so kann die Aufsichtsbehörde (Art. 184) quellenbezogene Dosisrichtwerte festlegen.
Dosisrichtwerte sind Optimierungsinstrumente. Bei ihrer Festlegung ist der Stand von Wissenschaft und Technik zu berücksichtigen.
Wird ein Dosisrichtwert überschritten, so sind Massnahmen zu ergreifen.
Art. 8 Nach Risiko abgestufte Vorgehensweise
Sämtliche Massnahmen im Strahlenschutz müssen nach dem zugrunde liegenden Risiko abgestuft sein.
2. Titel: Geplante Expositionssituationen 1. Kapitel: Bewilligungen
1. Abschnitt: Bewilligungspflicht
Art. 9 Bewilligungspflichtige Tätigkeiten
Der Bewilligungspflicht unterstehen zusätzlich zu den Tätigkeiten nach Artikel 28 StSG oder im Sinne einer näheren Ausführung dazu die folgenden Tätigkeiten:
der Umgang mit Material, dessen spezifische Aktivität oberhalb der Befreiungsgrenze und dessen absolute Aktivität oberhalb der Bewilligungsgrenze liegt;
der Umgang mit eingeschlossenem gasförmigem Material, dessen absolute Aktivität oberhalb der Bewilligungsgrenze liegt;
die Abgabe an die Umwelt von Material, dessen spezifische Aktivität oberhalb der Befreiungsgrenze liegt und dessen absolute Aktivität grösser ist als die Aktivität von1 kg eines Materials, dessen spezifische Aktivität der Befreiungsgrenze entspricht;
das Vertreiben von Material, dessen spezifische Aktivität oberhalb der Befreiungsgrenze liegt und dessen absolute Aktivität grösser ist als die Aktivität von1 kg eines Materials, dessen spezifische Aktivität der Befreiungsgrenze entspricht;
die Anwendung von Radionukliden am menschlichen Körper;
der Einsatz von beruflich strahlenexponierten Personen nach Artikel 51 Absätze1 und 2 im eigenen oder in einem anderen Betrieb im In- oder Ausland;
die Durchführung von qualitätssichernden Massnahmen an Anlagen, nuklearmedizinischen Untersuchungsgeräten und Messmitteln zur Aktivitätsbestimmung (Aktivimeter) oder Bildempfangs- und Bildwiedergabesystemen der medizinischen Diagnostik;
die Weiterverwendung radiologischer Altlasten nach Artikel 150 Absatz 2;
Tätigkeiten, bei denen mit NORM umgegangen wird, wenn mindestens einer der Sachverhalte nach Artikel 168 Absatz 2 Buchstaben b und c zutrifft.
Art. 10 Ausnahmen von der Bewilligungspflicht
Von der Bewilligungspflicht sind ausgenommen:
das Transportieren von radioaktivem Material, das die Aktivitätskonzentration für freigestellte Stoffe oder die Aktivitätsgrenzwerte für freigestellte Sendungen unterschreitet, die festgelegt sind in: 1. Anlage A Unterabschnitt2.2.7.2 Tabellen2.2.7.2.2.1 und 2.2.7.2.2.2 des Europäischen Übereinkommens vom 30. September 19574 über die internationale Beförderung gefährlicher Güter auf der Strasse (ADR) und in der Verordnung vom29. November 20025 über die Beförderung gefährlicher Güter auf der Strasse (SDR), oder 2. der Ordnung für die internationale Eisenbahnbeförderung gefährlicher Güter (RID) nach Anhang C, Unterabschnitt2.2.7.2, Tabellen 2.2.7.2.2.1 und 2.2.7.2.2.2 zum Protokoll vom 3. Juni 19996 betreffend die Änderung des Übereinkommens vom9. Mai 1980 über den internationalen Eisenbahnverkehr (COTIF) und in der Verordnung vom 31. Oktober 20127 über die Beförderung gefährlicher Güter mit Eisenbahnen und Seilbahnen (RSD);
das Transportieren von radioaktiven Stoffen als freigestellte Versandstücke: 1. nach Anlage A Abschnitt 3.2.1 Tabelle A (UN-Nummern 2908, 2909, 2910, 2911 und 3507) ADR und nach der SDR, 2. nach Abschnitt 3.2.1 Tabelle A (UN-Nummern 2908, 2909, 2910, 2911 und 3507) RID und nach der RSD, 3. nach Artikel 16 der Verordnung vom17. August 20058 über den Lufttransport (LTrV), 4. nach der Verordnung vom2. März 20109 über die Inkraftsetzung des Europäischen Übereinkommens über die internationale Beförderung von gefährlichen Gütern auf Binnenwasserstrassen;
das Transportieren von radioaktiven Stoffen in der Luft (UN-Nummern 2908, 2909, 2910, 2911 2912, 2913, 2915, 2916, 2978, 3321, 3322, 3332 und 3507 nach Anhang 18 zum Übereinkommen vom7. Dezember 194410 über die Internationale Zivilluftfahrt und nach den zugehörigen technischen Vorschriften11);
das Vertreiben, Verwenden, Lagern, Transportieren sowie die Ein-, Aus- und Durchfuhr von fertigen Uhren mit radioaktiven Quellen, wenn sie den
Die technischen Vorschriften werden weder in der AS noch in der SR veröffentlicht. Sie können gratis eingesehen werden auf den Internetseiten des Bundesamtes für Zivilluftfahrt (BAZL) unter www.bazl.admin.ch > Dokumentation > Rechtliche Grundlagen > Internationales Recht sowie gegen Entgelt bezogen werden bei der Internationalen Zivilluftfahrt-Organisation (Organisation de l’aviation civile internationale, Groupe de la vente des documents, 999, rue de l’Université Montréal, Québec, Canada H3C 5H7. Sie können auch bei den Informationsstellen der Landesflughäfen in französischer und englischer Sprache gratis eingesehen werden. Sie werden nicht ins Deutsche und Italienische übersetzt.
ISO-Normen12 315713 und 416814 entsprechen, sowie von höchstens 1000 Uhrenbestandteilen mit radioaktiver Tritium-Leuchtfarbe;
der Umgang mit Störstrahlern, bei denen: 1. die Spannung zur Beschleunigung der Elektronen 30 Kilovolt nicht überschreitet, und 2. die Ortsdosisleistung im Abstand von10 cm von der Oberfläche 1 μSv/h15 nicht überschreitet;
der Umgang mit Mineralien- und Gesteinssammlungen mit einer spezifischen Aktivität unterhalb der NORM-Befreiungsgrenzen oder wenn diese weniger als10 g natürliches Thorium oder 100 g Natururan enthalten;
der Umgang mit Strahlungsquellen, mit Ausnahme des Vertreibens, für die eine Typenbewilligung erteilt worden ist;
Tätigkeiten und Strahlungsquellen, die einer Bewilligungspflicht oder einer Stilllegungsverfügung nach dem Kernenergiegesetz vom21. März 2003 16 (KEG) unterstehen;
der Einsatz von beruflich strahlenexponiertem Flugpersonal durch Luftfahrzeugbetreiberinnen und -betreiber.
2. Abschnitt: Bewilligungsverfahren
Art. 11 Bewilligungsbehörden
Das Bundesamt für Gesundheit (BAG) ist, unter dem Vorbehalt von Absatz 2, Bewilligungsbehörde für alle bewilligungspflichtigen Tätigkeiten und Strahlungsquellen nach dieser Verordnung.
Das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI) ist Bewilligungsbehörde für:
Tätigkeiten in Kernanlagen, die nicht der Bewilligungspflicht oder einer Stilllegungsverfügung nach KEG17 unterstehen;
Versuche mit radioaktiven Stoffen im Rahmen von erdwissenschaftlichen Untersuchungen nach Artikel 35 KEG;
die Ein- und die Ausfuhr radioaktiver Stoffe für oder aus Kernanlagen;
International Organization for Standardization. Die in dieser Verordnung genannten
ISO 3157, Ausgabe 1991-11, Radioaktive Leuchtfarbe für Zeitmessgeräte, Spezifikation.
SN ISO 4168, Ausgabe 2003-09, Zeitmessgeräte – Bedingungen für die Durchführung von Kontrollen an Radiolumineszenzbeschichtungen.
Sv = Sievert; mSv = Millisievert; μSv = Mikrosievert
den Transport radioaktiver Stoffe von und zu Kernanlagen;
die Abgabe von radioaktiven Abfällen aus Kernanlagen an die Umwelt.
Art. 12 Bewilligungsgesuche
Gesuche um Erteilung oder Erneuerung einer Bewilligung sind mit den erforderlichen Unterlagen bei der Bewilligungsbehörde einzureichen.
Die Bewilligungsbehörde verlangt bei hohem radiologischem Gefährdungspotenzial zusätzlich eine Gefährdungsanalyse.
Ausländische Gesuchstellerinnen und Gesuchsteller müssen eine schweizerische Zustelladresse angeben.
Das Eidgenössische Departement des Innern (EDI) und das ENSI können Bestimmungen darüber erlassen, welche Unterlagen und Nachweise in ihrem Zuständigkeitsbereich erforderlich sind.
Art. 13 Ordentliches Bewilligungsverfahren
Die Bewilligungsbehörde beurteilt bewilligungspflichtige Tätigkeiten und Strahlungsquellen unter Vorbehalt der Artikel 14 und 15 im ordentlichen Verfahren.
Sie prüft die eingereichten Gesuchsunterlagen auf Vollständigkeit, Form, Inhalt und Umfang.
Sie entscheidet, ob quellenbezogene Dosisrichtwerte für die Bevölkerung erforderlich sind, und legt diese in der Bewilligung fest.
Art. 14 Vereinfachtes Bewilligungsverfahren
Das BAG kann bewilligungspflichtige Tätigkeiten, bei denen das Gefährdungspotenzial für Mensch und Umwelt klein ist, im vereinfachten Bewilligungsverfahren beurteilen. Dies betrifft insbesondere:
Anwendungen in der Medizin, die im Niedrigdosisbereich liegen (Art. 26 Bst. a);
den Betrieb von Anlagen mit Voll- oder Teilschutzeinrichtungen.
Im vereinfachten Verfahren prüft es die eingereichten Gesuchsunterlagen nur auf Vollständigkeit und Form.
Art. 15 Typenbewilligung für Strahlungsquellen
Das BAG kann für Strahlungsquellen mit besonders kleinem Gefährdungspotenzial für Mensch und Umwelt eine Typenbewilligung erteilen (Art. 29 Bst. c StSG), namentlich wenn:
a. durch die Konstruktion oder durch Massnahmen verhindert wird, dass Personen unzulässig strahlenexponiert oder kontaminiert werden; und
b. die Ablieferung an die Sammelstelle des Bundes als radioaktiver Abfall nach Ende der Gebrauchsdauer, sofern eine solche notwendig ist, gewährleistet ist.
Das BAG prüft die eingereichten Gesuchsunterlagen auf Vollständigkeit, Form, Inhalt und Umfang.
Es unterzieht die für die Typenbewilligung vorgesehenen Strahlungsquellen einer Typenprüfung. Es kann dafür andere Stellen beiziehen.
Es legt bei der Erteilung einer Typenbewilligung fest:
unter welchen Bedingungen mit dem radioaktiven Material umgegangen werden darf;
ob und wie radioaktives Material nach dem Ende der Gebrauchsdauer als radioaktiver Abfall an die Sammelstelle des Bundes abgeliefert werden muss;
ob und wie die Strahlungsquellen mit einem vom BAG bestimmten Zeichen gekennzeichnet werden müssen.
Art. 16 Befristung und Mitteilung
Die Bewilligungsbehörde befristet die Bewilligung auf höchstens zehn Jahre.
Sie teilt ihren Entscheid der Gesuchstellerin oder dem Gesuchsteller, den betroffenen Kantonen und der Aufsichtsbehörde mit.
Art. 17 Vorgehen bei Unklarheiten über die Zuständigkeit im Bewilligungsverfahren
Betrifft eine Tätigkeit beide Bewilligungsbehörden, so können die Verfahren zusammengelegt werden.
Als Leitbehörde gilt, wer nach Massgabe der Gesuchsunterlagen überwiegend betroffen ist.
Die Leitbehörde legt in Absprache mit der anderen Bewilligungsbehörde das Verfahren fest.
Art. 18 Bewilligungsdatenbank
Das BAG führt eine Datenbank über die nach dieser Verordnung erteilten Bewilligungen.
Die Datenbank hat zum Zweck:
notwendige Informationen für die Erteilung von Bewilligungen bereitzustellen;
die administrativen Abläufe bei der Erteilung von Bewilligungen zu vereinfachen;
die Aufsichtstätigkeiten der zuständigen Behörden zu vereinfachen.
Folgende Daten, welche die Bewilligungsinhaberin oder den Bewilligungsinhaber betreffen, können in der Datenbank gespeichert werden:
im Falle einer natürlichen Person: Namen, Vornamen, frühere Namen; im Falle einer juristischen Person: Firma der juristischen Person;
Wohn- oder Geschäftsadresse;
im Falle einer natürlichen Person: Funktion und akademischer Titel;
Telefonnummern;
Adressen für die elektronische Kommunikation;
Betriebskategorie;
Angaben nach Artikel 179 Absatz 3 zu den Strahlenschutz- Sachverständigen;
Unternehmens-Identifikationsnummer (UID) nach dem Bundesgesetz vom 18. Juni 201018 über die Unternehmens-Identifikationsnummer;
Suva-Kundennummer.
Überdies können in der Datenbank technische Angaben über Strahlungsquellen gespeichert werden.
Es gelten folgende individuellen Zugriffsberechtigungen:
Die Mitarbeiterinnen und Mitarbeiter der Abteilung Strahlenschutz des BAG, der zuständigen Facheinheit des ENSI sowie des Bereichs Physik der Schweizerischen Unfallversicherungsanstalt (Suva) sind berechtigt, die Daten in der Datenbank zu bearbeiten.
Registrierte Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber sind berechtigt, über einen elektronischen Zugriff ihre Bewilligungen und die in der Datenbank über sie gespeicherten Daten einzusehen sowie Mutationsanträge zu stellen.
Die mit Wartungs-, Unterhalts- oder Programmieraufgaben betrauten Applikationsverantwortlichen erhalten Zugriff auf die Daten, soweit dies für die Erfüllung ihrer Aufgabe erforderlich ist.
3. Abschnitt: Pflichten der Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber
Art. 19 Organisatorische Pflichten
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss der oder dem Strahlenschutz-Sachverständigen zur Erfüllung ihrer oder seiner Aufgaben die nötigen Kompetenzen erteilen und die notwendigen Mittel zur Verfügung stellen.
Sie oder er muss überdies:
a. betriebsinterne Weisungen über Arbeitsmethoden und Schutzmassnahmen erlassen und deren Einhaltung überwachen;
b. die Kompetenzen der verschiedenen Linienvorgesetzten und der Strahlenschutz-Sachverständigen sowie jener Personen, die mit Strahlungsquellen umgehen, schriftlich festhalten.
Setzt die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber Personen aus Dienstleistungsbetrieben oder anderen Betrieben als beruflich strahlenexponierte Personen ein, so muss sie oder er diese Betriebe auf die massgebenden Strahlenschutzvorschriften aufmerksam machen.
Art. 20 Informationspflicht
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss dafür sorgen, dass alle im Betrieb anwesenden Personen, die eine Strahlenexposition erhalten können, über die Gefahren, die sich aus dem betrieblichen Umgang mit ionisierenden Strahlen für ihre Gesundheit ergeben können, in angemessener Weise informiert werden.
Art. 21 Meldepflicht
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss der Aufsichtsbehörde folgende Änderungen vor ihrer Vornahme melden:
Änderungen der Anlageleistung, der baulichen und konstruktiven Gegebenheiten und der Strahlrichtung (Art. 35 Abs. 1 Bst. a StSG);
Wechsel des Strahlenschutz-Sachverständigen (Art. 32 Abs. 2 StSG).
Der Verlust oder Diebstahl einer radioaktiven Quelle, deren Aktivität die Bewilligungsgrenze überschreitet, muss unverzüglich der Aufsichtsbehörde gemeldet
2. Kapitel: Exposition der Bevölkerung
Art. 22 Dosisgrenzwerte für Personen aus der Bevölkerung
Die effektive Dosis darf den Grenzwert von1 mSv pro Kalenderjahr nicht überschreiten.
Die Organ-Äquivalentdosis darf die folgenden Grenzwerte nicht überschreiten:
für die Augenlinse: 15 mSv pro Kalenderjahr;
für die Haut:50 mSv pro Kalenderjahr.
Art. 23 Ermittlung der Dosen in der Umgebung von Betrieben mit einer Bewilligung für die Abgabe an die Umwelt
Die Bewilligungsbehörde kann von Betrieben mit einer Bewilligung für die Abgabe an die Umwelt nach den Artikeln 111–116 eine jährliche Ermittlung der Dosis für die durch den Betrieb am meisten exponierten Personen aus der Bevölkerung verlangen und die Vorgaben zur Ermittlung der Strahlendosen festlegen.
Das ENSI erlässt Richtlinien zur Ermittlung der Strahlendosen für seinen Aufsichtsbereich.
Art. 24 Immissionsgrenzwerte
Aktivitätskonzentrationen in der Luft ausserhalb von Betriebsarealen dürfen an zugänglichen Orten im Jahresmittel die in Anhang 7 festgelegten Immissionsgrenzwerte für die Luft (IGLf) nicht überschreiten.
Aktivitätskonzentrationen in öffentlich zugänglichen Gewässern dürfen im Wochenmittel die in Anhang 7 festgelegten Immissionsgrenzwerte für Gewässer (IGGw) nicht überschreiten.
Es muss zusätzlich gewährleistet werden, dass die durch die externe Strahlung verursachten Ortsdosen in Wohn-, Aufenthalts- und Arbeitsräumen so tief bleiben, dass sie unter Berücksichtigung der Aufenthaltszeit und aller anderen Expositionspfade zu keiner Überschreitung der Dosisgrenzwerte für Personen aus der Bevölkerung führen können.
3. Kapitel: Nicht gerechtfertigte Tätigkeiten
Art. 25
Folgende Tätigkeiten gelten nach Artikel 8 StSG als nicht gerechtfertigt und sind daher verboten:
der absichtliche Zusatz von Radionukliden bei der Herstellung von Lebens- und Futtermitteln, Spielwaren, Schmuck und Kosmetika;
die Anwendung von Verfahren, die eine Aktivierung von in Spielwaren und Schmuck verwendeten Materialien bewirken;
die Ein-, Aus- und Durchfuhr von Produkten nach den Buchstaben a und b.
4. Kapitel: Medizinische Expositionen
1. Abschnitt: Dosisbereiche in der medizinischen Bildgebung
Art. 26
Medizinische Expositionen liegen:
im Niedrigdosisbereich, wenn sie zu einer effektiven Dosis für die Patientin oder den Patienten unter1 mSv führen;
im mittleren Dosisbereich, wenn sie zu einer effektiven Dosis für die Patientin oder den Patienten zwischen1 mSv und 5 mSv führen;
im Hochdosisbereich, wenn sie zu einer effektiven Dosis für die Patientin oder den Patienten von mehr als5 mSv führen.
2. Abschnitt: Medizinische Rechtfertigung
Art. 27 Grundsätzliche Rechtfertigung
Medizinische Expositionen gelten unter Vorbehalt der Artikel 28 und 29 grundsätzlich als gerechtfertigt.
Art. 28 Rechtfertigung von diagnostischen oder therapeutischen Verfahren
Jede allgemeine Anwendung von diagnostischen oder therapeutischen Verfahren muss vorgängig gerechtfertigt werden.
Die Rechtfertigung bestehender diagnostischer oder therapeutischer Verfahren ist zu überprüfen, sobald neue wichtige Erkenntnisse über die Wirksamkeit oder die Folgen der Verfahren vorliegen.
Die KSR erarbeitet in Zusammenarbeit mit den betroffenen Berufs- und Fachverbänden Empfehlungen zur Rechtfertigung der Verfahren nach den Absätzen1 und 2 und veröffentlicht diese.19
Art. 29 Rechtfertigung der individuellen Anwendung
Wer Anwendungen verschreibt oder durchführt, muss bereits vorhandene diagnostische Informationen und die Krankengeschichte berücksichtigen, um unnötige Strahlenexpositionen zu vermeiden.
Wer Anwendungen verschreibt, muss eine Indikation erstellen, diese dokumentieren und an die durchführende Ärztin oder den durchführenden Arzt weiterleiten.
Spitäler, radiologische Institute, Zuweiserinnen und Zuweiser müssen Anwendungen nach dem Stand von Wissenschaft und Technik verschreiben. Den Stand von Wissenschaft und Technik geben insbesondere Zuweisungsrichtlinien wieder, die auf nationalen oder internationalen Richtlinien oder Empfehlungen basieren.
Jede Anwendung muss vorgängig und unter Berücksichtigung des Stands von Wissenschaft und Technik, der Indikation und der individuellen Charakteristik des betroffenen Individuums von der durchführenden Ärztin oder vom durchführenden Arzt gerechtfertigt werden.
Ein diagnostisches oder therapeutisches Verfahren, das nach Artikel 28 nicht gerechtfertigt ist, kann je nach Umstand als spezifische, individuelle Anwendung dennoch gerechtfertigt sein. Dies muss im Einzelfall von der durchführenden Ärztin oder vom durchführenden Arzt begründet und dokumentiert werden.
Art. 30 Radiologische Reihenuntersuchungen
Eine radiologische Reihenuntersuchung ist eine bei einer bestimmten Personengruppe durchgeführte radiologische Untersuchung zur Früherkennung einer Krank-
www.bag.admin.ch/ksr-cpr heit, ohne dass bei der einzelnen Person ein individueller Krankheitsverdacht besteht. Nicht darunter fallen arbeitsmedizinische Vorsorgeuntersuchungen.
Radiologische Reihenuntersuchungen dürfen nur im Rahmen eines Programms durchgeführt werden. Sie müssen von einer Gesundheitsbehörde veranlasst werden.
Sie müssen den von der zuständigen Gesundheitsbehörde für das Programm festgelegten Qualitätsanforderungen genügen.
Art. 31 Bildgebende Verfahren am Menschen zu nichtmedizinischen Zwecken
Tätigkeiten,die mit einer Exposition zwecks nichtmedizinischer Bildgebung verbunden sind, müssen im Voraus unter Berücksichtigung der besonderen Ziele des Verfahrens und der Merkmale der betroffenen Person gerechtfertigt werden.
Expositionen im mittleren Dosisbereich oder im Hochdosisbereich für Eignungsuntersuchungen sind verboten.
Wird eine Exposition durch die Strafverfolgungs-, Sicherheits- oder Zollbehörden veranlasst, so muss das bildgebende Verfahren mit der niedrigsten möglichen Dosis durchgeführt werden, mit der die Fragestellung beantwortet werden kann. Kann eine Exposition nicht im Niedrigdosisbereich durchgeführt werden, so muss dies begründet und dokumentiert werden.
Werden Expositionen aus Sicherheitsgründen routinemässig durchgeführt, so muss den untersuchten Personen die Möglichkeit gegeben werden, eine andere Untersuchungsart ohne ionisierende Strahlung zu wählen.
3. Abschnitt: Medizinische Optimierung
Art. 32 Optimierung medizinischer Expositionen
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss bei diagnostischen Untersuchungen, bei Untersuchungen in der interventionellen Radiologie und bei Untersuchungen in der Nuklearmedizin alle Strahlendosen so niedrig halten, wie dies für die Gewinnung der benötigten Bildinformation möglich ist.
Sie oder er muss bei allen therapeutischen Expositionen eine individuelle dosimetrische Planung durchführen. Die Dosen für Risikoorgane müssen unter Berücksichtigung des beabsichtigten radiotherapeutischen Zwecks so niedrig wie möglich gehalten werden.
Der Optimierungsprozess beinhaltet zum Schutz der Patientinnen und Patienten insbesondere:
die Auswahl der geeigneten Ausrüstung einschliesslich der Software;
die Sicherstellung der Qualität der adäquaten diagnostischen Information oder des therapeutischen Erfolgs;
die Einhaltung der praktischen Aspekte der Verfahren;
die Qualitätssicherung;
die Erfassung und Evaluation der Patientendosis oder der abgebenden Aktivität;
die Verwendung von adäquaten Einstellparametern oder adäquaten Radionukliden;
den Einsatz von empfindlichen Detektoren;
den Einsatz der zum Schutz der Patientinnen und Patienten notwendigen Mittel zu jeder medizinischen Anlage.
Die Dosis des Personals muss im Optimierungsprozess berücksichtigt werden.
Das EDI kann Bestimmungen über die technische Optimierung zum Schutz von Patientinnen und Patienten erlassen.
Art. 33 Dokumentationspflicht
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss alle therapeutischen und diagnostischen Expositionen aus dem mittleren Dosisbereich oder dem Hochdosisbereich und in der Mammografie so dokumentieren, dass die Strahlendosis der Patientin oder des Patienten im Nachhinein ermittelt werden kann.
Art. 34 Erhebung der medizinischen Strahlendosen
Das BAG erhebt regelmässig, jedoch mindestens alle zehn Jahre, die Strahlendosen der medizinischen Expositionen in der Bevölkerung.
Es kann bei Bewilligungsinhaberinnen und -inhabern anonymisierte Daten zu therapeutischen, diagnostischen, interventionellen oder nuklearmedizinischen Anwendungen einfordern, insbesondere:
Zeitpunkt, Art und anatomische Region der Anwendung;
Expositionsparameter;
Strahlendosiswerte oder Aktivitätswerte;
Anlagespezifikationen;
Geschlecht, Alter, Grösse und Gewicht der Patientinnen und Patienten;
Anzahl der einzelnen Expositionen pro Anwendung, unterteilt in Art und anatomische Region.
Es kann Dritte mit dem Erstellen von Statistiken beauftragen. Es gibt ihnen hierzu die notwendigen Daten bekannt.
Art. 35 Diagnostische Referenzwerte
Das BAG veröffentlicht Empfehlungen zur Strahlendosis bei diagnostischen, interventionellen oder nuklearmedizinischen Untersuchungen in Form von diagnostischen Referenzwerten.
Es führt dazu auf der Basis der Daten nach Artikel 34 Absatz 2 nationale Erhebungen durch, berücksichtigt internationale Empfehlungen und publiziert die Ergebnisse.
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss die eigene Praxis regelmässig analysieren und Abweichungen von diagnostischen Referenzwerten begründen.
Art. 36 Einbezug von Medizinphysikerinnen und -physikern
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss:
bei therapeutischen Anwendungen die Medizinphysikerin oder den Medizinphysiker in enger Mitarbeit einbeziehen; ausgenommen sind standardisierte Anwendungen in der Nuklearmedizin;
bei standardisierten Anwendungen in der Nuklearmedizin, in der Computertomografie, bei interventionellen radiologischen Anwendungen sowie in der Fluoroskopie im mittleren und Hochdosisbereich die Medizinphysikerin oder den Medizinphysiker einbeziehen;
bei Anwendungen von technologisch komplexen Untersuchungen oder neuen Untersuchungstechniken im mittleren und niedrigen Dosisbereich die Medizinphysikerin oder den Medizinphysiker auf Verlangen der Aufsichtsbehörde einbeziehen.
Das EDI kann für therapeutische Anwendungsbereiche den Umfang des Einbezugs der Medizinphysikerinnen und -physiker konkretisieren.
Art. 37 Nichtberuflich pflegende Personen
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss dafür sorgen, dass Personen, die nichtberuflich bei der Unterstützung und Pflege von Patientinnen und Patienten helfen, über ihre Exposition und deren Risiken informiert sind.
Für nichtberuflich pflegende Personen gilt ein Dosisrichtwert von5 mSv effektiver Dosis pro Jahr.
Bei Feststellung einer Überschreitung des Dosisrichtwertes muss die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber die betroffene Person informieren.
Das EDI kann für spezielle medizinische Verfahren spezifische Dosisrichtwerte festlegen.
4. Abschnitt: Patientinnen und Patienten
Art. 38 Aufklärung der Patientin oder des Patienten
Die Patientinnen und Patienten müssen über Risiken und Nutzen der medizinischen Exposition informiert werden.
Art. 39 Pädiatrie
Medizinische Expositionen an Kindern müssen mit speziell für diese Patientengruppe optimierten Expositionsparametern durchgeführt werden. Dabei müssen insbesondere berücksichtigt werden:
der Körperbau;
die Strahlensensibilität;
die Möglichkeit des Einsatzes spezieller technischer Hilfsmittel.
Art. 40 Schwangere und stillende Patientinnen
Bei Expositionen im mittleren Dosisbereich oder im Hochdosisbereich und bei therapeutischen Expositionen einer Patientin muss die durchführende Ärztin oder der durchführende Arzt abklären, ob die Patientin schwanger ist.
Besteht eine Schwangerschaft oder kann eine solche nicht ausgeschlossen werden, so ist bei der Rechtfertigung dieser Umstand gegenüber der Notwendigkeit der Exposition abzuwägen. Bei der Optimierung muss sowohl die Dosis für das ungeborene Kind als auch für die Mutter berücksichtigt werden.
Liegt der Uterus einer schwangeren Patientin im Untersuchungsbereich, so ist die Uterusdosis zu dokumentieren.
Stillende Patientinnenmüssen bei nuklearmedizinischen Expositionen über die Notwendigkeit und die Dauer eines allfälligen Stillunterbruchs aufgrund der Kontamination der Muttermilch informiert werden.
5. Abschnitt: Klinische Audits in der Humanmedizin
Art. 41 Zweck, Inhalt und Objekt
Zweck der klinischen Audits ist es, sicherzustellen, dass medizinische Expositionen nach dem Stand von Wissenschaft und Technik gerechtfertigt und optimiert sind und sich die Qualität und das Ergebnis der Patientenversorgung kontinuierlich verbessern.
Klinische Audits beinhalten die systematische Überprüfung der patienten- und der personalbezogenen Prozesse von Verfahren mit ionisierender Strahlung in Diagnostik und Therapie und deren Vergleich mit dem Stand von Wissenschaft und Technik.
Das BAG kann bei der Bewilligungsinhaberin oder dem Bewilligungsinhaber für die folgenden medizinischen Strahlenanwendungen alle fünf Jahre ein klinisches Audit veranlassen:
Computertomografie;
Nuklearmedizin;
Radioonkologie;
d. durchleuchtungsgestützte interventionelle diagnostische und therapeutische Verfahren.
Art. 42 Koordination, Vorbereitung und Durchführung
Zieht das BAG zur Koordination und Vorbereitung klinischer Audits Dritte bei (Art. 189), so müssen diese Dritten Expertinnen und Experten aus unterschiedlichen Institutionen und Fachgesellschaften sein.
Zieht das BAG zur Durchführung klinischer Audits Dritte bei (Art. 189), so müssen diese Auditorinnen und Auditoren über langjährige Berufserfahrung in ihrem Fachgebiet verfügen und von den auditierten Bewilligungsinhaberinnen und -inhabern unabhängig sein.
Das BAG stellt den beigezogenen Dritten die notwendigen Daten über die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber zur Verfügung.
Stellen die beigezogenen Dritten bei der Auswertung von Audits erhebliche Abweichungen von den Vorschriften dieser Verordnung oder vom Stand der Wissenschaft und Technik fest, so informieren sie das BAG.
Art. 43 Eigenevaluation und Qualitätshandbuch der Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber
Sämtliche Inhaberinnen und Inhaber von Bewilligungen für Strahlenanwendungen nach Artikel 41 Absatz 3 führen jährlich eine Eigenevaluation ihrer Prozesse durch.
Sie erstellen ein Qualitätshandbuch und legen dieses im Rahmen des Audits vor.
Das Qualitätshandbuch muss mindestens eine detaillierte Beschreibung der folgenden Punkte beinhalten:
Zuständigkeiten und Verantwortlichkeiten;
Gerätepark für Untersuchung und Behandlung;
Personalschulung;
Massnahmen zur Einhaltung der Vorschriften über die Rechtfertigung der individuellen Anwendung (Art. 29);
Untersuchungs- und Behandlungsprotokolle und Patienteninformationen;
Dokumentation der Strahlendosen (Art. 33);
Befunderstellung und Befundkommunikation oder Behandlungskontrolle, Datenspeicherung und Datentransfer;
Qualitätssicherung;
Eigenevaluation.
6. Abschnitt: Forschung am Menschen
Art. 44 Bewilligungen
Die Durchführung von Forschungsprojekten mit Anwendung von Strahlungsquellen am Menschen bedarf einer Bewilligung nach Artikel 45 des Humanforschungsgesetzes vom 30. September 201120 (HFG).
Für die Durchführung von klinischen Versuchen mit Heilmitteln, die ionisierende Strahlen aussenden können, ist zudem eine Bewilligung nach Artikel 54 des Heilmittelgesetzes vom 15. Dezember 200021 (HMG) erforderlich.
Art. 45 Dosisrichtwerte und Dosisberechnung
Bei Forschungsprojekten ohne erwarteten direkten Nutzen für die teilnehmenden Personen gilt für diese ein Dosisrichtwert von5 mSv effektiver Dosis pro Jahr.
Ausnahmsweise kann der Dosisrichtwert nach Absatz 1 unter Berücksichtigung des Alters, der Fortpflanzungsfähigkeit, der Lebenserwartung und des Gesundheitszustandes bis zu20 mSv effektive Dosis pro Jahr betragen, sofern dies aus methodischen Gründen zwingend erforderlich ist.
Bei kombinierten Verfahren müssen bei der Berechnung oder der Abschätzung der Dosis teilnehmender Personen alle Strahlungsquellen berücksichtigt werden.
Bei der Dosisberechnung oder der Dosisabschätzung muss der Unsicherheitsfaktor berücksichtigt werden.
7. Abschnitt: Radiopharmazeutika
Art. 46 Inverkehrbringen und Anwendung
Fürdas Inverkehrbringen von Radiopharmazeutika und deren Anwendung am Menschen gelten die Bestimmungen des HMG22.
Eine Zustimmung des BAG ist erforderlich für:
die Zulassung von Radiopharmazeutika nach Artikel 9 Absatz 1 HMG;
die vereinfachte Zulassung von Radiopharmazeutika nach Artikel 14 HMG;
die befristete Bewilligung von Radiopharmazeutika nach Artikel 9 Absatz 4 HMG.
Das BAG erteilt seine Zustimmung gestützt auf die im Rahmen des Zulassungsgesuches erhaltenen Unterlagen sowie auf die Beurteilung und Begründung durch die Fachkommission für Radiopharmazeutika.
Radiopharmazeutikamüssen als solche gekennzeichnet sein. Ihre Beschriftung muss auf der Verpackung mindestens folgende strahlenschutzrelevanten Angaben enthalten:
die Präparatbezeichnung;
das Gefahrenzeichen nach Anhang 8;
die Radionuklide und ihre Aktivitäten zur Kalibrationszeit;
die Kalibrationszeit und den spätesten Gebrauchszeitpunkt.
Für die Beschriftung gelten überdies die arzneimittelrechtlichen Vorschriften.
Entsorgungsrelevante langlebige radionuklidische Verunreinigungen sind in den Begleitpapieren anzugeben.
Art. 47 Zubereitung und Qualitätskontrolle
Wer Radiopharmazeutika zubereitet, muss die in den Fachinformationen beschriebenen Qualitätskontrollen durchführen.
Das BAG kann jederzeit Proben erheben, um festzustellen, ob die Anforderungen nach Artikel 46 noch erfüllt sind. Es kann dafür spezialisierte Laboratorien beiziehen.
Das EDI kann Anforderungen an die Zubereitung und an die Anwendung von Radiopharmazeutika festlegen; dabei berücksichtigt es nationale und internationale Richtlinien sowie die Empfehlungen von Fachgesellschaften, insbesondere der European Association of Nuclear Medicine (EANM)23 oder der Schweizerischen Gesellschaft für Radiopharmazie / Radiopharmazeutische Chemie (SGRRC) 24.
Art. 48 Fachkommission für Radiopharmazeutika
Die Fachkommission für Radiopharmazeutika (FKRP) ist eine ständige Verwaltungskommission im Sinne von Artikel 8a Absatz 2 der Regierungs- und Verwaltungsorganisationsverordnung vom25. November 199825 (RVOV).
Sie berät das Schweizerische Heilmittelinstitut und das BAG in Fragen der Radiopharmazie. Sie erarbeitet Gutachten zu:
Gesuchen um Zulassung von Radiopharmazeutika;
sicherheitsrelevanten Fragestellungen im Zusammenhang mit Radiopharmazeutika.
Sie besteht aus Fachleuten der Wissenschaftsbereiche Nuklearmedizin, Pharmazie, Chemie und Strahlenschutz.
Diese Empfehlungen können in englischer Sprache kostenlos abgerufen werden auf den Internetseiten der EANM unter www.eanm.org.
Diese Empfehlungen können kostenlos abgerufen werden auf den Internetseiten der SGRRC unter www.sgrrc.ch.
8. Abschnitt: Medizinisches Strahlenereignis
Art. 49 Begriff
Ein medizinisches Strahlenereignis ist ein unvorhergesehenes Ereignis in Form einer unbedachten oder unsachgemässen Handlung mit oder ohne tatsächliche Folgen, die aufgrund von Mängeln im Qualitätssicherungsprogramm, technischen Fehlfunktionen, Fehlmanipulationen oder anderem fehlerhaften Verhalten von Personen zu nicht beabsichtigten Expositionen von Patientinnen und Patienten geführt hat oder hätte führen können.
Art. 50 Pflichten
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss über die medizinischen Strahlenereignisse Buch führen.
Sie oder er muss mit einer interdisziplinären Arbeitsgruppe regelmässig die vorgefallenen medizinischen Strahlenereignisse analysieren und die notwendigen betrieblichen Anpassungen zur Verhinderung ähnlicher Ereignisse vornehmen.
Sie oder er muss die folgenden medizinischen Strahlenereignisse innert 30 Tagen der Aufsichtsbehörde melden:
unvorhergesehene Expositionen, die bei der Patientin oder beim Patienten zu einer mässigen Organschädigung, einer mässigen Funktionsbeeinträchtigung oder schwereren Schäden geführt haben oder hätten führen können;
Patienten- oder Organverwechslungen bei therapeutischen Expositionen oder bei diagnostischen Expositionen im Hochdosisbereich;
unvorhergesehene Expositionen, bei denen die Patientin oder der Patient einer effektiven Dosis von mehr als 100 mSv erhalten hat.
Bei medizinischen Strahlenereignissen nach Absatz 3 muss die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber im Sinne von Artikel 129 eine Untersuchung durchführen und einen Bericht vorlegen.
5. Kapitel: Berufliche Expositionen
1. Abschnitt: Beruflich strahlenexponierte Personen
Art. 51 Begriff und Grundsätze
Als beruflich strahlenexponiert gelten Personen, die:
durch ihre berufliche Tätigkeit oder Ausbildung einen Dosisgrenzwert für Personen aus der Bevölkerung nach Artikel 22 überschreiten können; vorbehalten bleibt Absatz 2;
mindestens einmal pro Woche in Kontrollbereichen nach Artikel 80 arbeiten oder ausgebildet werden; oder
c. mindestens einmal pro Woche in Überwachungsbereichen nach Artikel 85 arbeiten oder ausgebildet werden und dabei einer erhöhten Ortsdosisleistung ausgesetzt sein können.
Personen, die am Arbeitsplatz ausschliesslich einer Exposition durch Radon ausgesetzt sind, gelten erst als beruflich strahlenexponiert, wenn sie dadurch eine effektive Dosis von über10 mSv pro Jahr akkumulieren können (Art. 167 Abs. 3).
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber oder beim Flugpersonal die Luftfahrzeugbetreiberin oder der Luftfahrzeugbetreiber bezeichnen alle beruflich strahlenexponierten Personen des Betriebs.
Sie oder er informiert ihre beruflich strahlenexponierten Personen regelmässig über:
die bei ihrer Tätigkeit zu erwartenden Strahlendosen;
die für sie geltenden Dosisgrenzwerte;
die Gesundheitsrisiken, die ihre Tätigkeit mit sich bringt;
die Strahlenschutzmassnahmen, die für ihre Tätigkeit beachtet werden müssen;
die Risiken einer Strahlenexposition für das ungeborene Kind.
Art. 52 Kategorien
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber teilt die beruflich strahlenexponierten Personen nach den Absätzen 2–4 für die Überwachung in die Kategorien A und B ein.
Zur Kategorie A gehören Personen, die:
bei ihrer beruflichen Tätigkeit pro Kalenderjahr folgende Dosen akkumulieren können: 1. eine effektive Dosis über6 mSv, 2. eine Äquivalentdosis für die Augenlinse über 15 mSv, oder 3. eine Äquivalentdosis für die Haut, die Hände oder die Füsse über 150 mSv;
am Arbeitsplatz einer durch Radon verursachten effektiven Dosis von über 10 mSv pro Kalenderjahr ausgesetzt sind; oder
als Eigenpersonal in einer Kernanlage tätig sind.
Zur Kategorie B gehören alle beruflich strahlenexponierten Personen, die nicht der Kategorie A angehören.
Personen, die Tätigkeiten ausführen, bei denen ein vernachlässigbares Risiko besteht, dass Dosen nach Absatz 2 Buchstabe a akkumuliert werden, werden für die Ausübung dieser Tätigkeiten in die Kategorie B eingeteilt. Darunter fallen insbesondere Tätigkeiten:
beim Betrieb diagnostischer Röntgenanlagen in Arzt-, Zahnarzt- und Tierarztpraxen ausser im Hochdosisbereich;
als beruflich strahlenexponiertes Flugpersonal.
Erbringt die Gesuchstellerin oder der Gesuchsteller oder die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber den Nachweis, dass eine Tätigkeit keine der Voraussetzungen nach Absatz 2 erfüllt, so kann sie oder er bei der Aufsichtsbehörde eine Einteilung der Personen, welche diese Tätigkeit ausführen, in die Kategorie B beantragen.
Art. 53 Junge Personen sowie schwangere oder stillende Frauen
Personen unter 16 Jahren dürfen nicht beruflich strahlenexponiert sein.
Für Personen zwischen16 und 18 Jahren und für schwangere Frauen gelten spezielle Dosisgrenzwerte nach Artikel 57.
Ab Kenntnis einer Schwangerschaft bis zu ihrem Ende muss die Strahlenexposition der schwangeren Frau monatlich ermittelt werden.
Das EDI legt im Einvernehmen mit dem ENSI fest, wann schwangere Frauen mit einem zusätzlichen aktiven Personendosimeter ausgerüstet werden müssen.
Schwangere Frauen müssen auf ihr Verlangen von folgenden Tätigkeiten befreit werden:
vom Flugdienst;
von Arbeiten mit radioaktivem Material, bei denen die Gefahr einer Inkorporation oder einer Kontamination besteht;
von Arbeiten, die nur von einer beruflich strahlenexponierten Person der Kategorie A ausgeführt werden dürfen.
Stillende Frauen dürfen keine Arbeiten mit radioaktivem Material ausführen, bei denen eine erhöhte Gefahr einer Inkorporation besteht.
Art. 54 Flugpersonal
Bei beruflich strahlenexponiertem Flugpersonal muss die Strahlenexposition bei der Erstellung von Arbeitsplänen optimiert werden.
Art. 55 Medizinische Überwachung
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss medizinische Abklärungen nach Artikel 11a der Verordnung vom 19. Dezember 198326 über die Unfallverhütung (VUV) durchführen lassen.
Die Suva kann Arbeitnehmende den Vorschriften über die arbeitsmedizinische Vorsorge nach den Artikeln 70–89 VUV unterstellen.
2. Abschnitt: Dosisbegrenzungen
Art. 56 Dosisgrenzwerte
Für beruflich strahlenexponierte Personen darf die effektive Dosis den Grenzwert von20 mSv pro Kalenderjahr nicht überschreiten.
Für sie darf der Grenzwert für die effektive Dosis ausnahmsweise und mit Zustimmung der Aufsichtsbehörde bis 50 mSv pro Kalenderjahr betragen, sofern die Summendosis fünf aufeinanderfolgender Jahre einschliesslich des laufenden Jahres unter 100 mSv liegt.
Für sie darf die Organ-Äquivalentdosis die folgenden Grenzwerte nicht überschreiten:
für die Augenlinse:20 mSv pro Kalenderjahr oder 100 mSv für die Summendosis fünf aufeinanderfolgender Kalenderjahre, wobei in einem einzelnen Kalenderjahr50 mSv nicht überschritten werden dürfen;
für die Haut, die Hände und die Füsse: 500 mSv pro Kalenderjahr.
Beruflich strahlenexponierte Personen aus dem Ausland dürfen in der Schweiz nur eine effektive Dosis von20 mSv pro Kalenderjahr abzüglich der im laufenden Kalenderjahr bereits erhaltenen Dosis akkumulieren.
Art. 57 Dosisgrenzwert für junge Personen und schwangere Frauen
Für Personen im Alter von 16–18 Jahren darf die effektive Dosis den Grenzwert von6 mSv pro Kalenderjahr nicht überschreiten.
Schwangere Frauen dürfen nur als beruflich strahlenexponierte Personen eingesetzt werden, wenn gewährleistet ist, dass ab Kenntnis einer Schwangerschaft bis zu ihrem Ende die effektive Dosis von1 mSv für das ungeborene Kind nicht überschritten wird.
Art. 58 Massnahmen bei einer Überschreitung von Dosisgrenzwerten
Wird ein Dosisgrenzwert nach den Artikeln 56 Absätze 1–3 und 57 Absatz 1 bei einer beruflich strahlenexponierten Person überschritten, so darf diese Person für den Rest des Kalenderjahres höchstens akkumulieren:
eine effektive Dosis von1 mSv;
eine Äquivalentdosis von 15 mSv für die Augenlinse und von50 mSv für die Haut, die Hände und die Füsse.
Vorbehalten bleibt die Zustimmung der Aufsichtsbehörde nach Artikel 56 Absatz 2.
Schwangere Frauen dürfen bei einer Überschreitung des Grenzwertes nach Artikel
Absatz 2 während des weiteren Verlaufs der Schwangerschaft nicht mehr im Kontroll- oder Überwachungsbereich nach den Artikeln 80 und 85 eingesetzt werden.
Art. 59 Ärztliche Kontrolle bei einer Überschreitung von Dosisgrenzwerten
Überschreitet eine Person einen Dosisgrenzwert nach Artikel 56 oder 57, so entscheidet die Aufsichtsbehörde, ob die Person unter ärztliche Kontrolle gestellt werden muss.
Die Ärztin oder der Arzt teilt das Ergebnis ihrer oder seiner Untersuchung dem oder der Betroffenen und der Aufsichtsbehörde mit und schlägt die zu treffenden Massnahmen vor. Handelt es sich um eine Arbeitnehmerin oder einen Arbeitnehmer, so informiert sie oder er auch die Suva.
Die Ärztin oder der Arzt gibt der Aufsichtsbehörde bekannt:
Daten über erkannte Frühschäden;
Daten über Krankheiten oder besondere Veranlagungen, die einen Nichteignungsentscheid notwendig machen;
Daten der biologischen Dosimetrie.
Handelt es sich um eine Arbeitnehmerin oder einen Arbeitnehmer, so gibt die Ärztin oder der Arzt die Daten auch der Suva bekannt.
Die Suva, oder bei Personen, die in keinem Arbeitsverhältnis stehen, die Aufsichtsbehörde, trifft die erforderlichen Massnahmen. Sie kann einen befristeten oder dauernden Ausschluss von Arbeiten als beruflich strahlenexponierte Person verfügen.
Art. 60 Dosisrichtwerte
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber oder beim Flugpersonal die Luftfahrzeugbetreiberin oder der Luftfahrzeugbetreiber legen zur Optimierung des Strahlenschutzes Dosisrichtwerte für beruflich strahlenexponierte Personen fest.
Der Grundsatz der Optimierung gilt als erfüllt bei Tätigkeiten, die für beruflich strahlenexponierte Personen nicht zu einer effektiven Dosis von mehr als 100 µSv pro Kalenderjahr führen.
Bei der Überschreitung eines Dosisrichtwertes muss die Arbeitspraxis überprüft und der Strahlenschutz verbessert werden.
3. Abschnitt: Ermittlung der Strahlendosis (Dosimetrie)
Art. 61 Dosimetrie bei beruflich strahlenexponierten Personen
Bei beruflich strahlenexponierten Personen ist die Strahlenexposition individuell und nach Anhang 4 zu ermitteln (Personendosimetrie).
Die externe Strahlenexposition ist monatlich zu ermitteln.
Die Aufsichtsbehörde kann Ausnahmen von den Absätzen1 und 2 erlauben, wenn:
a. ein zusätzliches oder ein anderes geeignetes System zur Dosisüberwachung zur Verfügung steht;
b. kein geeignetes System zur Dosisüberwachung zur Verfügung steht, dafür jedoch erhöhte Strahlenschutzmassnahmen getroffen werden.
Das EDI legt im Einvernehmen mit dem ENSI fest, wie und in welchen Zeitabständen die interne Strahlenexposition zu ermitteln ist. Es berücksichtigt dabei die Arbeitsbedingungen und die Art der verwendeten Radionuklide.
Es regelt im Einvernehmen mit dem ENSI, wann ein zweites, unabhängiges Dosimetriesystem, das eine zusätzliche Funktion erfüllt, eingesetzt werden muss.
Art. 62 Rechnerische Ermittlung der Strahlendosis
In Fällen, in denen sich eine individuelle Dosismessung nicht eignet, hat die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber die Strahlendosis rechnerisch zu ermitteln; dies bedarf der Zustimmung der Aufsichtsbehörde.
Das EDI erlässt im Einvernehmen mit dem ENSI Bestimmungen zur rechnerischen Ermittlung der Strahlendosen.
Beim Flugpersonal kann eine rechnerische Ermittlung der Strahlendosis durch die Luftfahrzeugbetreiberin oder den Luftfahrzeugbetreiber selbst erfolgen. Die dazu verwendete Software muss dem Stand der Technik entsprechen.
Art. 63 Meldeschwelle pro Überwachungsperiode
Für beruflich strahlenexponierte Personen in Betrieben mit einer Bewilligung des BAG gelten folgende Meldeschwellen pro dosimetrische Überwachungsperiode:
2 mSv für die effektive Dosis;
2 mSv für die Äquivalentdosis für die Augenlinse;
50 mSv für die Äquivalentdosis für die Haut, die Hände oder Füsse.
Beim Erreichen einer Meldeschwelle entstehen die Meldepflichten nach den Artikeln 65 Absatz 1 Buchstabe c und 69 Buchstabe c.
Art. 64 Pflichten der Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber oder der Luftfahrzeugbetreiberinnen und -betreiber bei der Personendosimetrie
Die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber oder beim Flugpersonal die Luftfahrzeugbetreiberinnen und -betreiber müssen die Strahlenexposition aller in ihrem Betrieb tätigen beruflich strahlenexponierten Personen von einer anerkannten Personendosimetriestelle ermitteln lassen. Eine rechnerische Ermittlung der Dosen nach
Artikel 62 oder eine Triagemessungen zur Feststellung einer internen Strahlenexposition können sie auch selber durchführen.
Sie tragen die Kosten der Dosimetrie.
Sie müssen:
die betroffenen Personen über die Ergebnisse der Dosimetrie informieren;
ihnen eine schriftliche Zusammenfassung aller Dosen aushändigen: 1. nach Beendigung des Arbeitsverhältnisses, 2. vor dem Einsatz in einem anderen Betrieb;
der Suva die für die Durchführung der arbeitsmedizinischen Vorsorge notwendigen Betriebs-, Personen- und Dosimetriedaten zur Verfügung stellen;
bei Erreichen einer Meldeschwelle nach Artikel 63 der Aufsichtsbehörde auf deren Verlangen eine Erklärung zur Ursache der Dosis abgeben; die Erklärung muss innert zweier Wochen schriftlich erfolgen;
der von ihnen beauftragten Personendosimetriestelle für alle beruflich strahlenexponierten Personen in ihrem Betrieb die Daten nach Artikel 73 Absatz 1 Buchstaben a–e und g–i melden;
die von beruflich strahlenexponierten Personen bei Auslandeinsätzen akkumulierten Dosen, die nicht von einer Schweizer Personendosimetriestelle ermittelt wurden, direkt dem zentralen Dosisregister melden; diese Meldung muss innert eines Monats nach Ablauf des Einsatzes in einer vom BAG vorgeschriebenen Form erfolgen.
Art. 65 Pflichten der Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber oder der Luftfahrzeugbetreiberinnen und -betreiber bei einer rechnerischen Ermittlung der Strahlendosis
Die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber oder beim Flugpersonal die Luftfahrzeugbetreiberinnen und -betreiber müssen im Falle einer im Betrieb durchgeführten rechnerischen Ermittlung der Strahlendosis nach Artikel 62 melden:
die Daten nach Artikel 73: dem zentralen Dosisregister (Art. 72);
die rechnerisch ermittelten Strahlendosen: innerhalb eines vom BAG festgelegten Zeitraumes in einer vom BAG vorgeschriebenen Form dem zentralen Dosisregister;
eine Überschreitung einer Meldeschwelle nach Artikel 63: spätestens zehn Tage nach Berechnung der Strahlendosis der Aufsichtsbehörde;
einen Verdacht auf Überschreitung eines Dosisgrenzwertes: innerhalb eines Arbeitstages der Aufsichtsbehörde und, wenn es sich um eine Arbeitnehmerin oder einen Arbeitnehmer handelt, der Suva.
Für Betriebe im Aufsichtsbereich des ENSI erlässt das ENSI zusätzliche Richtlinien über die Meldung rechnerisch ermittelter Strahlendosen.
4. Abschnitt: Personendosimetriestellen
Art. 66 Anerkennungsvoraussetzungen
Eine Personendosimetriestelle muss von der anerkennenden Behörde (Art. 68) anerkannt sein.
Sie wird anerkannt, wenn sie die folgenden Voraussetzungen erfüllt:
Sie hat ihren Sitz in der Schweiz.
Sie verfügt über eine geeignete Organisation sowie über genügend Personal, insbesondere über eine genügende Anzahl Personen mit praktischen Kenntnissen in der betreffenden Messtechnik und im Strahlenschutz.
Sie weist der anerkennenden Behörde nach, dass sie über ein Qualitätssicherungsprogramm verfügt und dieses anwendet.
Das Messsystem entspricht dem Stand der Technik und ist durch eine ununterbrochene Kette von Vergleichsmessungen auf geeignete Normale rückführbar.
Ist eine Personendosimetriestelle für die Personendosimetrie akkreditiert, so gelten die Voraussetzungen nach Absatz 2 Buchstaben c und d als erfüllt.
Art. 67 Verfahren und Geltung der Anerkennung
Die anerkennende Behörde stellt durch eine Inspektion und eine technische Prüfung fest, ob eine Personendosimetriestelle die Voraussetzungen für die Anerkennung erfüllt. Sie kann Dritte damit beauftragen.
Die Anerkennung kann für höchstens fünf Jahre erteilt werden.
Art. 68 Anerkennende Behörden
Zuständig für die Anerkennung sind:
das BAG, wenn eine Personendosimetriestelle ganz oder zum grösseren Teil in seinem Aufsichtsbereich oder in demjenigen der Suva tätig sein will;
das ENSI, wenn eine Personendosimetriestelle ganz oder zum grösseren Teil in seinem Aufsichtsbereich tätig sein will.
Will eine Personendosimetriestelle in verschiedenen Aufsichtsbereichen tätig sein, so sprechen sich die anerkennenden Behörden darüber ab, welche von ihnen für die Anerkennung zuständig ist.
Die anerkennenden Behörden dürfen keine Personendosimetriestelle betreiben.
Art. 69 Meldepflichten der Personendosimetriestelle
Die Personendosimetriestelle hat folgende Meldepflichten:
a. Sie meldet die Daten nach Artikel 73 innert eines Monats nach Ablauf der Überwachungsperiode folgenden Stellen:
1. der Bewilligungsinhaberin oder dem Bewilligungsinhaber oder beim Flugpersonal der Luftfahrzeugbetreiberin oder dem Luftfahrzeugbetreiber; 2. dem zentralen Dosisregister (Art. 72) in einer vom BAG vorgeschriebenen Form; 3. wenn es sich um Daten aus dem Aufsichtsbereich des ENSI handelt: überdies dem ENSI direkt.
Wird eine Meldeschwelle pro Überwachungsperiode nach Artikel 63 überschritten, so meldet die Personendosimetriestelle dies der Bewilligungsinhaberin oder dem Bewilligungsinhaber und der Aufsichtsbehörde spätestens zehn Arbeitstage nach dem Eintreffen des Dosimeters.
Bei Verdacht auf Überschreitung eines Dosisgrenzwertes meldet die Personendosimetriestelle das Resultat der Bewilligungsinhaberin oder dem Bewilligungsinhaber oder beim Flugpersonal der Luftfahrzeugbetreiberin oder dem Luftfahrzeugbetreiber sowie der Aufsichtsbehörde innerhalb eines Arbeitstages. Handelt es sich um eine Arbeitnehmerin oder einen Arbeitnehmer, so informiert sie auch die Suva.
Für Personendosimetriestellen, die vom ENSI anerkannt werden, erlässt das ENSI eine Richtlinie über die Meldungen.
Art. 70 Weitere Pflichten der Personendosimetriestelle
Die Personendosimetriestelle muss die Dosiswerte und die Personalien sowie alle Rohdaten, die für eine nachträgliche Berechnung der zu meldenden Dosen notwendig sind, während zweier Jahre nach Ablieferung an das zentrale Dosisregister aufbewahren.
Sie muss sich nach den Weisungen der anerkennenden Behörde auf eigene Kosten an Vergleichsmessungen beteiligen.
Will eine Personendosimetriestelle ihre Tätigkeit einstellen, so muss sie dies der anerkennenden Behörde, ihren Auftraggeberinnen und Auftraggebern und den für ihre Auftraggeberinnen und Auftraggeber zuständigen Aufsichtsbehörden mindestens sechs Monate im Voraus ankündigen.
Die Personendosimetriestelle, die ihre Tätigkeit einstellt, übergibt ihr archiviertes Datenmaterial den von ihren Auftraggeberinnen oder Auftraggebern bestimmten neuen Personendosimetriestellen.
In ausserordentlichen Fällen bestimmt die anerkennende Behörde das Vorgehen.
Kündigt eine Auftraggeberin oder ein Auftraggeber das Auftragsverhältnis mit der Personendosimetriestelle, so hat diese die Auftraggeberin oder den Auftraggeber auf ihre oder seine Pflichten als Bewilligungsinhaberin oder Bewilligungsinhaber nach
Artikel 64 aufmerksam zu machen und die Aufsichtsbehörde über die Kündigung zu
informieren.
Art. 71 Schweigepflicht und Datenschutz
Die Personendosimetriestelle darf Personalien und Dosiswerte einer dosimetrierten Person nur bekanntgeben:
der dosimetrierten Person selbst;
der Bewilligungsinhaberin oder dem Bewilligungsinhaber oder, beim Flugpersonal, der Luftfahrzeugbetreiberin oder dem Luftfahrzeugbetreiber;
der Aufsichtsbehörde;
der Bewilligungsbehörde;
dem zentralen Dosisregister.
5. Abschnitt: Zentrales Dosisregister
Art. 72 Verantwortliche Behörde und Zweck
Das BAG führt ein zentrales Dosisregister.
Das Register hat zum Zweck, die während der gesamten Tätigkeit als beruflich strahlenexponierte Person ermittelte Dosis zu registrieren, um auf dieser Grundlage mögliche Versicherungsansprüche abzuklären.
Ausserdem ermöglicht das Register den Aufsichtsbehörden:
eine jederzeitige Kontrolle der pro Überwachungsintervall akkumulierten Dosen jeder beruflich strahlenexponierten Person in der Schweiz;
statistische Aussagen und die Evaluation der Wirksamkeit der Bestimmungen dieser Verordnung;
die Sicherstellung der Aufbewahrung der Daten.
Art. 73 Bearbeitete Daten
Im zentralen Dosisregister werden die folgenden Daten beruflich strahlenexponierter Personen gespeichert:
Namen, Vornamen und frühere Namen;
Geburtsdatum;
Versichertennummer nach Artikel 50c des Bundesgesetzes vom20. Dezember 194627 über die Alters- und Hinterlassenenversicherung;
Geschlecht;
Name, Adresse und UID des Betriebs;
im In- und im Ausland ermittelte Dosiswerte;
Berufsgruppe;
Tätigkeit;
Kategorie (A oder B).
Bei nur vorübergehend in der Schweiz tätigen Personen werden die in der Schweiz ermittelten Dosen registriert.
Art. 74 Zugriffsrechte
Auf die Daten im zentralen Dosisregister haben direkten elektronischen Zugriff:
die Mitarbeiterinnen und Mitarbeiter der Abteilung Strahlenschutz des BAG;
die Abteilung Arbeitsmedizin der Suva;
die Aufsichtsbehörden: auf die Daten in ihrem Aufsichtsbereich;
das Bundesamt für Zivilluftfahrt (BAZL): auf die Daten des Flugpersonals.
Art. 75 Berichterstattung
Die Aufsichtsbehörden erarbeiten jährlich einen Bericht über die Ergebnisse der Personendosimetrie.
Das BAG veröffentlicht den Bericht. Dabei sorgt es dafür, dass die betroffenen Personen nicht bestimmbar sind.
Art. 76 Verwendung der Daten für Forschungsprojekte
Das BAG kann die im zentralen Dosisregister gespeicherten Personendaten für Forschungsprojekte über Strahlenwirkungen und Strahlenschutz verwenden oder Dritten auf Gesuch hin zur Verfügung stellen. Die Bestimmungen des HFG28 sind anwendbar.
Das BAG stellt die Personendaten nur in anonymisierter Form zur Verfügung, es sei denn, die Gesuchstellerin oder der Gesuchsteller weist nach, dass:
die betroffene Person in die Bekanntgabe ihrer Daten eingewilligt hat; oder
sie oder er über eine Bewilligung der zuständigen Ethikkommission nach
Artikel 45 HFG verfügt.
6. Abschnitt: Technische Bestimmungen zur Personendosimetrie
Art. 77
Das EDI erlässt im Einvernehmen mit dem ENSI und nach Anhörung des Eidgenössischen Instituts für Metrologie (METAS) technische Bestimmungen zur Personendosimetrie.
Die technischen Bestimmungen enthalten insbesondere:
Mindestanforderungen an die Messsysteme;
Mindestanforderungen an die Messgenauigkeit im Routinebetrieb und bei Vergleichsmessungen;
Standardmodelle zur Berechnung der Strahlendosen.
6. Kapitel: Radioaktives Material und Anlagen
1. Abschnitt: Kontroll- und Überwachungsbereiche
Art. 78 Grundsätze
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber richtet zur Begrenzung und Kontrolle der Strahlenexposition Kontroll- oder Überwachungsbereiche ein.
Arbeiten mit radioaktivem Material über der Bewilligungsgrenze sind mit Ausnahme von geschlossenen radioaktiven Quellen innerhalb von Kontrollbereichen in Räumen durchzuführen, die als Arbeitsbereiche nach Artikel 81 ausgelegt sind.
Für Räume und Orte innerhalb von Überwachungs- oder Kontrollbereichen, in denen Kontaminationen von Oberflächen oder der Raumluft oder erhöhte Ortsdosisleistungen auftreten können, kann die Aufsichtsbehörde eine Einteilung in Zonen nach Artikel 82 anordnen und auf die Einrichtung von Arbeitsbereichen verzichten.
Art. 79 Begrenzung der Ortsdosis
Der Raum oder Bereich, in dem Anlagen betrieben werden oder mit radioaktivem Material umgegangen wird, ist so zu konzipieren oder abzuschirmen, dass keine Grenzwerte überschritten werden.
An Orten, die ausserhalb von Kontroll- und Überwachungsbereichen liegen und an denen sich Personen aus der Bevölkerung dauernd aufhalten können, darf die Ortsdosis 0,02 mSv in einer Woche nicht überschreiten. An Orten, an denen sich Personen nicht dauernd aufhalten, kann dieser Wert bis zum Fünffachen überschritten
Handelt es sich bei Orten nach Absatz 2 um Arbeitsplätze, so darf die Ortsdosis entsprechend einer angenommenen arbeitsbedingten Anwesenheit von 40 Stunden pro Woche höher sein.
Die Einwirkung mehrerer Strahlungsquellen auf einen zu schützenden Ort muss berücksichtigt werden.
Das EDI legt im Einvernehmen mit dem ENSI Richtwerte für die Ortsdosis innerhalb und ausserhalb von Kontroll- und Überwachungsbereichen fest.
2. Abschnitt: Kontrollbereiche
Art. 80 Begriff
Kontrollbereiche sind Bereiche, die zum Schutz vor Exposition gegenüber ionisierender Strahlung sowie zur Verhinderung der Ausbreitung einer Kontamination besonderen Anforderungen unterliegen. Im Aufsichtsbereich des ENSI kann für Kontrollbereiche weiterhin der Begriff «kontrollierte Zone» verwendet werden.
Als Kontrollbereich einzurichten sind:
Arbeitsbereiche nach Artikel 81;
Zonentypen I–IV nach Anhang 10;
Bereiche, in denen die Luftkontamination über 0,05 CA nach Anhang 3 Spalte 11 oder die Oberflächenkontamination über 1 CS nach Anhang 3 Spalte 12 liegen kann.
Die Aufsichtsbehörde kann die Einrichtung weiterer Bereiche als Kontrollbereiche verlangen, wenn dies aus organisatorischen Gründen sinnvoll ist.
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss dafür sorgen, dass nur berechtigten Personen der Zutritt zu Kontrollbereichen möglich ist.
Kontrollbereiche sind deutlich zu begrenzen und nach Anhang 8 zu kennzeichnen.
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss die Einhaltung der Richtwerte für Ortsdosisleistungen, Kontaminationen und Raumluftaktivitätskonzentrationen sowie die Einhaltung der Schutzmassnahmen und Sicherheitsvorkehrungen innerhalb von Kontrollbereichen überwachen.
Art. 81 Arbeitsbereiche
Arbeitsbereiche sind innerhalb eines Kontrollbereichs in separaten, nur für diese Zwecke vorgesehenen Räumen einzurichten.
Sie werden aufgrund der Aktivität radioaktiver Materialien, mit der pro Arbeitsgang umgegangen oder die pro Tag umgesetzt wird, in die folgenden Typen eingestuft:
Typ C: eine Aktivität von 1–100 Bewilligungsgrenzen;
Typ B: eine Aktivität von 1–10 000 Bewilligungsgrenzen;
Typ A: eine Aktivität von 1 Bewilligungsgrenze bis zu einer oberen Grenze, die im Bewilligungsverfahren festgelegt wird.
Die Aufsichtsbehörde kann zur Lagerung radioaktiver Materialien in Arbeitsbereichen die Werte nach Absatz 2 um einen Faktor bis 100 erhöhen.
Sie kann Ausnahmen von Absatz 1 gestatten, wenn betriebstechnische Gründe vorliegen und der Strahlenschutz gewährleistet bleibt.
Sie kann in Ausnahmefällen für Handhabungen mit geringen Inkorporationsrisiken die Werte nach Absatz 2 um einen Faktor bis 10 erhöhen, sofern der Strahlenschutz gewährleistet bleibt.
Sie kann im Einzelfall und unter Berücksichtigung des Inkorporationsrisikos Arbeitsbereiche einem anderen Typ als nach Absatz 2 zuordnen, sofern darin ausschliesslich Arbeiten mit geringer Inhalationsgefahr ausgeführt werden.
Das EDI erlässt im Einvernehmen mit dem ENSI die erforderlichen Vorschriften über Schutzmassnahmen.
Art. 82 Zonen
Zonen werden je nach vorhandenem oder zu erwartendem Kontaminationsgrad in Zonentypen nach Anhang 10 eingeteilt.
Innerhalb von Zonen mit erhöhter Ortsdosisleistung sind zur Planung und Regulierung der Personendosen Gebiete mit maximal zulässigen Ortsdosisleistungen nach Anhang 10 einzurichten und zu bezeichnen.
Die Aufsichtsbehörde kann in Einzelfällen andere Zonen- und Gebietstypen zulassen, wenn der Strahlenschutz gleich gut oder besser gewährleistet ist.
Das EDI erlässt im Einvernehmen mit dem ENSI Vorschriften über Schutzmassnahmen für die verschiedenen Zonen- und Gebietstypen.
Art. 83 Behandlung nach der Einstellung der Arbeiten
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss für Kontrollbereiche, in denen der Umgang mit radioaktivem Material eingestellt wird, und nötigenfalls auch für die Umgebung solcher Bereiche mit allen Installationen und dem dort verbleibenden Material sicherstellen, dass die Freimesskriterien nach Artikel 106 eingehalten und die Immissionsgrenzwerte nach Artikel 24 nicht überschritten
Sie oder er muss der Aufsichtsbehörde nachweisen, dass der Pflicht nach Absatz 1 nachgekommen wird.
Sie oder er darf die betroffenen Kontrollbereiche nur nach Zustimmung durch die Aufsichtsbehörde zu anderen Zwecken verwenden.
Art. 84 Richtwerte für Kontaminationen
Verlassen Personen Kontrollbereiche oder werden Materialien aus diesen herausgenommen, so muss zuvor sichergestellt werden, dass der Richtwert nach Anhang 3 Spalte 12 für die Oberflächenkontamination nicht überschritten ist. Für die Befreiung von Materialien gelten die Anforderungen nach Artikel 106.
Liegt in Kontrollbereichen die Kontamination von Materialien und Oberflächen über dem zehnfachen Richtwert nach Anhang 3 Spalte 12, so müssen Dekontaminationsmassnahmen durchgeführt oder andere geeignete Schutzmassnahmen getroffen
Bleibt in Kontrollbereichen ein Teil einer Kontamination bei den voraussehbaren Beanspruchungen an der Oberfläche fixiert, so gelten die Richtwerte nach Anhang 3 Spalte 12 nur für die übertragbare Kontamination.
3. Abschnitt: Überwachungsbereiche
Art. 85
Überwachungsbereiche sind Bereiche, die zum Schutz vor Exposition durch ionisierende Strahlung durch den Betrieb von Anlagen oder durch die Handhabung von geschlossenen radioaktiven Quellen besonderen Anforderungen unterliegen.
Als Überwachungsbereiche einzurichten sind:
Räume und angrenzende Bereiche, in denen Anlagen ohne Voll- oder Teilschutzeinrichtung betrieben werden;
Zonen des Typs 0 nach Anhang 10;
Bereiche, in denen Personen durch externe Strahlenexposition eine effektive Dosis von mehr als1 mSv pro Kalenderjahr akkumulieren können.
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss dafür sorgen, dass, wenn während des Betriebs von Anlagen oder der Handhabung mit geschlossenen radioaktiven Quellen erhöhte Ortsdosisleistungen auftreten, sich in Überwachungsbereichen nur berechtigte Personen aufhalten können.
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss die Einhaltung der Richtwerte für Ortsdosisleistungen sowie die Einhaltung der Schutzmassnahmen und Sicherheitsvorkehrungen innerhalb von Überwachungsbereichen überwachen.
Überwachungsbereiche sind nach Anhang 8 zu kennzeichnen.
Für beruflich strahlenexponiertes Flugpersonal ist die Einrichtung von Überwachungsbereichen nicht erforderlich.
In Räumen, in denen ausschliesslich zahnärztliche Kleinröntgenanlagen betrieben werden, ist die Einrichtung von Überwachungsbereichen nicht erforderlich.
4. Abschnitt: Pflichten beim Umgang mit Strahlungsquellen
Art. 86 Inventar-, Buchführungs- und Berichterstattungspflicht
Die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber müssen beim Umgang mit geschlossenen radioaktiven Quellen ein Inventar führen.
Sie müssen über den Einkauf, die Verwendung, die Weitergabe und die Entsorgung radioaktiver Materialien Buch führen.
Sie müssen der Aufsichtsbehörde jährlich Bericht über den Handel mit Strahlungsquellen erstatten und folgende Angaben machen:
die Bezeichnung der Radionuklide, deren Aktivität, das Datum der Aktivitätsbestimmung sowie ihre chemische und physikalische Form;
die Bezeichnung der Apparate oder Gegenstände, die radioaktive Quellen enthalten, mit Angabe der Radionuklide und ihrer Aktivität sowie das Datum der Aktivitätsbestimmung;
die Bezeichnung der Anlagen und deren Parameter;
die Adressen und Bewilligungsnummern der inländischen Bezügerinnen und Bezüger.
Die Bewilligungsbehörde kann in der Bewilligung zusätzliche Buchführungs- und Berichterstattungspflichten vorsehen.
Art. 87 Weitergabe
Inhaberinnen und Inhaber bewilligungspflichtiger Strahlungsquellen dürfen diese nur an Betriebe oder Personen abgeben, die über die erforderliche Bewilligung verfügen.
Art. 88 Anforderungen an den Umgang mit und den Standort von Strahlungsquellen
Das EDI regelt im Einvernehmen mit dem ENSI die Anforderungen an den Umgang mit und den Standort von Strahlungsquellen. Insbesondere legt es fest:
die baulichen Massnahmen und die Grundlagen ihrer Berechnung;
die Anforderungen an Bestrahlungs-, Applikations- und Ruheräume sowie an Räume für nuklearmedizinische Untersuchungsgeräte;
die Strahlenschutzmassnahmen für die Betreuung und Stationierung von Therapiepatientinnen und -patienten;
die Art der Lagerung und die Anforderung an die Lagerstelle radioaktiver Materialien.
5. Abschnitt: Messmittel
Art. 89 Messmittel für ionisierende Strahlung
Die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber müssen dafür sorgen, dass der Betrieb über die notwendige Anzahl an geeigneten Messmitteln für ionisierende Strahlung verfügt.
In Räumen oder Bereichen, in denen mit Strahlungsquellen umgegangen oder solche betrieben werden und eine entsprechende Gefährdung vorliegt, müssen jederzeit geeignete Messmittel für ionisierende Strahlung für Dosisleistungs-, Oberflächen- und Luftkontaminationskontrollen zur Verfügung stehen.
Art. 90 Anforderungen an Messmittel für ionisierende Strahlung
Messmittel für ionisierende Strahlung unterstehen der Messmittelverordnung vom 15. Februar 200629 und den im Einvernehmen mit dem EDI und dem Eidgenössischen Departement für Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation (UVEK) erlassenen Ausführungsbestimmungen des Eidgenössischen Justiz- und Polizeidepartements (EJPD).
Art. 91 Anforderungen an die Verwendung von Messmitteln für ionisierende Strahlung
Das EDI regelt im Einvernehmen mit dem ENSI:
die Art und die Anzahl der erforderlichen Messmittel für ionisierende Strahlung;
den Umfang der Qualitätssicherung für die Verwendung von Messmitteln für ionisierende Strahlung.
Art. 92 Pflichten der Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber
Die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber müssen Messmittel für ionisierende Strahlung in angemessenen Zeitabständen mit geeigneten Strahlungsquellen auf ihre Funktionstüchtigkeit überprüfen.
Die Aufsichtsbehörde kann die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber verpflichten, an Vergleichsmessungen teilzunehmen.
6. Abschnitt: Bauart und Kennzeichnung geschlossener radioaktiver Quellen
Art. 93 Bauart
Geschlossene radioaktive Quellen müssen beim Inverkehrbringen bezüglich Bauart dem Stand der Technik entsprechen.
Für geschlossene radioaktive Quellen sind Radionuklide in einer chemisch möglichst stabilen Form zu wählen.
Werden geschlossene radioaktive Quellen ausschliesslich als Gamma- oder Neutronenstrahler verwendet, so muss eine Abschirmung vorhanden sein, die das Austreten von Alpha- oder Beta-Strahlung verhindert.
Art. 94 Kennzeichnung
Geschlossene radioaktive Quellen und deren Behälter sind so zu kennzeichnen, dass die Identifikation der Quelle jederzeit möglich ist.
Die Herstellerin oder der Hersteller sowie die Lieferantin oder der Lieferant einer geschlossenen hoch radioaktiven Quelle nach Artikel 96 müssen sicherstellen, dass diese durch eine eindeutige Nummer identifiziert werden kann. Diese Nummer muss auf der Quelle und auf dem Quellenbehälter eingraviert oder eingeprägt werden.
Aus der Kennzeichnung müssen Radionuklid, Aktivität, Herstellungs- und Messdatum und gegebenenfalls die Klassifikation nach ISO-Norm 291930 ersichtlich oder ableitbar sein.
Die Aufsichtsbehörde kann Ausnahmen von den Absätzen 1–3 gewähren, wenn sich keine Kennzeichnung anbringen lässt oder wenn wiederverwendbare Quellenbehälter verwendet werden.
Art. 95 Weitere Anforderungen an das Inverkehrbringen
Jede geschlossene radioaktive Quelle muss vor dem Inverkehrbringen auf Dichtheit und Kontaminationsfreiheit geprüft werden. Diese Prüfung hat durch eine für diese Tätigkeit akkreditierte oder von der Aufsichtsbehörde anerkannte Stelle zu geschehen.
Die Quellenkapselung geschlossener radioaktiver Quellen, deren Aktivität oberhalb des hundertfachen Werts der Bewilligungsgrenze liegt, muss für die vorgesehene Anwendung den Anforderungen der ISO-Norm 291931 genügen und entsprechend klassifiziert sein.
Die Aufsichtsbehörde kann in begründeten Fällen Ausnahmen von den Absätzen 1 und 2 zulassen oder zusätzliche Qualitätsprüfungen verlangen.
7. Abschnitt: Geschlossene hoch radioaktive Quellen
Art. 96 Begriff
Eine geschlossene hoch radioaktive Quelle ist eine geschlossene radioaktive Quelle, deren Aktivität grösser ist als der Aktivitätswert nach Anhang 9.
Art. 97 Inventar
Die Bewilligungsbehörde führt ein Inventar der Bewilligungsinhaberinnen und - inhaber sowie der in ihrem Besitz befindlichen geschlossenen hoch radioaktiven Quellen.
Das Inventar umfasst:
die Identifikationsnummer;
die Lieferantin oder den Lieferanten;
ISO 2919, Ausgabe 2012-02-15, Strahlenschutz – Geschlossene radioaktive Stoffe – Allgemeine Anforderungen und Klassifikation. Die in dieser Verordnung genannten
die Art und den Standort der Quelle;
das jeweilige Radionuklid;
die Aktivität der Quelle zum Zeitpunkt der Herstellung, des ersten Inverkehrbringens oder des Erwerbs der Quelle durch die Bewilligungsinhaberin oder den Bewilligungsinhaber.
Die Bewilligungsbehörde führt das Inventar laufend nach.
Art. 98 Anforderungen
Die Gesuchstellerin oder der Gesuchsteller muss vor Erteilung einer Bewilligung für den Umgang mit geschlossenen hoch radioaktiven Quellen nachweisen, dass für eine spätere Entsorgung die entsprechende Vorsorge getroffen ist.
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber prüft mindestens einmal jährlich, ob sich jede geschlossene hoch radioaktive Quelle und gegebenenfalls der Schutzbehälter, der die Quelle enthält, in gutem Zustand ist und sich tatsächlich am Verwendungs- bzw. Lagerungsort befindet. Sie oder er meldet das Ergebnis der Überprüfung der Bewilligungsbehörde.
Art. 99 Sicherheit und Sicherung
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber legt für jede geschlossene hoch radioaktive Quelle geeignete Massnahmen und Verfahren fest, die den unbefugten Zugang, den Verlust, den Diebstahl oder die Beschädigung der Quelle durch Brand verhindern sollen, und dokumentiert die Massnahmen und Verfahren.
Das EDI legt im Einvernehmen mit dem ENSI die Grundsätze für die baulichen, technischen, organisatorischen und administrativen Anforderungen an die Sicherheits- und Sicherungsmassnahmen fest.
8. Abschnitt: Qualitätssichernde Massnahmen
Art. 100
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss dafür sorgen, dass Strahlungsquellen:
vor der ersten Anwendung einer Prüfung unterzogen werden;
regelmässig überprüft und gewartet werden.
Absatz 1 gilt auch für dazugehörige medizinische Bildempfangssysteme, Bildwiedergabe- und Bilddokumentationsgeräte, nuklearmedizinische Untersuchungssysteme sowie Aktivimeter.
Das EDI kann im Einvernehmen mit dem ENSI den Mindestumfang und die Periodizität der Prüfung, den Mindestumfang des Qualitätssicherungsprogramms sowie die Anforderungen an die durchführenden Stellen festlegen. Es berücksichtigt dabei nationale und internationale Qualitätssicherungsnormen.
9. Abschnitt: Transport sowie Ein-, Aus- und Durchfuhr von radioaktivem Material
Art. 101 Transport ausserhalb des Betriebsareals
Wer radioaktives Material ausserhalb des Betriebsareals transportiert oder transportieren lässt, muss:
die Vorschriften des Bundes für die Beförderung gefährlicher Güter einhalten;
nachweisen, dass er oder sie über ein angemessenes Qualitätssicherungsprogramm verfügt und dieses anwendet.
Die Versenderinnen und Versender und die Transporteurinnen und Transporteure von radioaktivem Material müssen:
vorgängig je eine verantwortliche Person für die Qualitätssicherung benennen und die Qualitätssicherungsmassnahmen schriftlich festlegen;
sich vergewissern, dass die Transportbehälter oder Verpackungen den massgebenden Vorschriften entsprechen und gewartet werden.
Verfügen die Versenderinnen und die Versender und die Transporteurinnen und die Transporteure über ein von einer akkreditierten Stelle zertifiziertes Qualitätssicherungssystem für den Transport von radioaktivem Material, so gilt die Vermutung, dass sie ein angemessenes Qualitätssicherungsprogramm anwenden.
Die Versenderinnen und Versender müssen überprüfen, ob die von ihnen beauftragte Transporteurin oder der von ihnen beauftragte Transporteur, wenn erforderlich, eine Bewilligung für den Transport von radioaktivem Material besitzt.
Art. 102 Transport innerhalb des Betriebsareals
Das EDI legt im Einvernehmen mit dem ENSI die Anforderungen an den Transport von radioaktivem Material innerhalb des Betriebsareals fest.
Art. 103 Ein-, Aus- und Durchfuhr
Radioaktives Material darf nur über die von der Oberzolldirektion bezeichneten Zollstellen ein-, aus- oder durchgeführt werden.
In der Zollanmeldung für die Ein-, Aus- oder Durchfuhr müssen folgende Angaben enthalten sein:
die genaue Warenbezeichnung;
die Radionuklide (bei Nuklidgemischen sind die drei Nuklide mit den tiefsten Werten der Bewilligungsgrenze anzugeben);
die Gesamtaktivität pro Radionuklid in Bq32;
Bq = Becquerel
d. die Nummer der Bewilligung der Empfängerin oder des Empfängers (bei Einfuhr) oder der Absenderin oder des Absenders (bei Ausfuhr) in der Schweiz.
Die Einlagerin oder der Einlagerer muss für jede einzelne Einlagerung von radioaktivem Material in ein offenes Zolllager oder in ein Zollfreilager der Zollstelle eine Bewilligung nach Artikel 28 StSG vorlegen.
Die Bewilligungsbehörde kann verlangen, dass für jede Ein-, Aus- und Durchfuhr geschlossener hoch radioaktiver Quellen eine separate Bewilligung beantragt werden muss.
10. Abschnitt: Herrenlose radioaktive Materialien
Art. 104
Besteht eine erhöhte Wahrscheinlichkeit, dass in Materialien zur Verwertung oder in Abfällen herrenlose radioaktive Materialien enthalten sind, so sind die Betriebe verpflichtet, diese Materialien oder Abfälle im Rahmen der Bewirtschaftung oder der Bereitstellung für eine Ausfuhr mit geeigneten Überwachungsverfahren auf das Vorhandensein herrenloser radioaktiver Materialien zu überprüfen und bei Auffinden solcher Materialien an geeigneter Stelle zu sichern. Dies gilt insbesondere für:
Betriebe, in denen Siedlungsabfälle oder Abfälle vergleichbarer Zusammensetzung verbrannt werden;
Betriebe, die Metallschrott verwerten;
Betriebe, die Metallschrott für die Ausfuhr bereitstellen.
Die Pflichten der betroffenen Betriebe werden in der Bewilligung präzisiert.
11. Abschnitt: Befreiung
Art. 105 Befreiung von der Bewilligungspflicht und der Aufsicht
Von der Bewilligungspflicht und der Aufsicht befreit wird der Umgang mit:
Material, das nach den Artikeln 111–116 an die Umwelt abgegeben wurde;
Material, das nach der Strahlenschutzverordnung vom22. Juni 199433 befreit oder an die Umwelt abgegeben wurde;
Material aus einer bewilligungspflichtigen Tätigkeit, das nach Artikel 106 befreit wurde;
NORM, die nach Artikel 169 an die Umwelt abgegeben wurden.
AS 1994 1947, 1995 4959, 1996 2129, 2000 107 934 2894, 2001 3294, 2005 601 2885,
Art. 106 Freimessung und andere Methoden zur Befreiung
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber kann den Umgang mit Material von der Bewilligungspflicht und der Aufsicht befreien, wenn sie oder er durch eine Messung nachweist (Freimessung), dass: nach Abzug der natürlichen Strahlung unter 0,1 µSv/h liegt; und
b. eine der folgenden Voraussetzungen erfüllt ist: 1. die spezifische Aktivität liegt unter der Befreiungsgrenze, 2. die absolute Aktivität ist kleiner als die Aktivität von1 kg eines Materials, dessen spezifische Aktivität der Befreiungsgrenze entspricht.
Falls sich Personen bei der Handhabung von freigemessenem Material nach Absatz 1 kontaminieren können, muss zusätzlich durch eine Messung sichergestellt werden, dass der Richtwert für Oberflächenkontamination nach Anhang 3 Spalte 12 eingehalten wird.
Für die Mittelung der nach den Absätzen1 und 2 gemessenen Werte zur Sicherstellung der Unterschreitung der Befreiungsgrenze oder der Richtwerte für Oberflächenkontamination nach Anhang 3 Spalte 12 sind folgende Grössen einzuhalten:
für die Messung der Aktivität: 100 kg;
für die Messung der Oberflächenkontamination: 100 cm2.
Die Aufsichtsbehörde kann in begründeten Fällen höheren Werten als den in Absatz 3 festgelegten zustimmen.
Der Umgang mit festem oder flüssigem Material kann ohne messtechnische Bestimmung der Aktivität befreit werden, wenn: nach Abzug der natürlichen Strahlung unter 0,1 µSv/h liegt;
Absatz 2 eingehalten ist; und
eine der folgenden Voraussetzungen erfüllt ist: 1. die Unterschreitung der Befreiungsgrenze kann durch eine Bilanzierung der eingesetzten Materialien oder durch den Ausschluss einer Aktivierung nachgewiesen werden, 2. die Aufsichtsbehörde hat den Modellen und Berechnungen zum Nachweis der Unterschreitung der Befreiungsgrenze zugestimmt.
Die Aufsichtsbehörde kann die Voraussetzungen festlegen, unter denen ihr die Resultate einer Freimessung vor der Befreiung der Materialien zu melden sind.
Art. 107 Verbot von Mischungen
Mischungen von radioaktiven Materialien mit sonstigen Materialien zum Zweck, den Umgang mit diesen nicht der Bewilligungspflicht und der Aufsicht zu unterstellen, sind nicht zulässig. Vorbehalten bleiben die Artikel 111–116 und 169.
7. Kapitel: Radioaktive Abfälle
1. Abschnitt: Grundsätze
Art. 108 Begriff
Radioaktive Abfälle sind radioaktive Materialien, die nicht weiter verwendet werden und nicht nur NORM enthalten.
Art. 109 Weiterverwendung
Als Weiterverwendung gilt eine konkret geplante Nutzung eines radioaktiven Materials innerhalb einer bewilligten Tätigkeit, die innerhalb von drei Jahren seit der letzten Verwendung aufgenommen wird. Die Aufsichtsbehörde kann einer Verlängerung der Frist zustimmen.
Die Aufsichtsbehörde kann verlangen, dass ein radioaktives Material einer Weiterverwendung zugeführt wird.
Art. 110 Kontrolle und Dokumentation
Die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber müssen:
ihre Bestände an radioaktiven Abfällen kontrollieren;
die für die weitere Behandlung massgebenden Aktivitäten und die Zusammensetzung dokumentieren;
über die an die Umwelt abgegebenen radioaktiven Abfälle Buch führen.
2. Abschnitt: Abgabe an die Umwelt
Art. 111 Grundsätze
Als Abgabe an die Umwelt gelten insbesondere die Ablagerung auf einer Deponie, die Entsorgung im Hausmüll, die Abgabe über Abluft und Abwasser, die Verbrennung, die Verwertung oder die Abgabe an eine Recyclingstelle.
Es dürfen nur radioaktive Abfälle mit geringer Aktivität an die Umwelt abgegeben
Radioaktive Abfälle dürfen nur mit einer Bewilligung und unter Kontrolle durch die Bewilligungsinhaberin oder den Bewilligungsinhaber an die Umwelt abgegeben
Sie dürfen durch die Bewilligungsinhaberin oder den Bewilligungsinhaber ohne Zustimmung der Bewilligungsbehörde und ohne spezifische Bewilligung nach
Artikel 112 Absatz 2 an die Umwelt abgegeben werden, wenn:
nach Abzug der natürlichen Strahlung unter 0,1 µSv/h liegt;
b. die Anforderung nach Artikel 106 Absatz 2 erfüllt ist; und
c. pro Woche und Bewilligung die Gesamtaktivität nicht grösser ist als die Aktivität von10 kg eines Materials, dessen spezifische Aktivität der Befreiungsgrenze entspricht.
Vor der Abgabe radioaktiver Abfälle müssen Etiketten, Gefahrenzeichen oder sonstige Aufschriften, die auf Radioaktivität hinweisen, entfernt werden.
Art. 112 Abgabe über Abluft und Abwasser
Luftgetragene und flüssige radioaktive Stoffe dürfen über die Abluft an die Atmosphäre beziehungsweise über das Abwasser an Oberflächengewässer abgegeben
Die Bewilligungsbehörde legt im Einzelfall für jede Abgabestelle maximal zulässige Abgaberaten und gegebenenfalls Abgabeaktivitätskonzentrationen fest.
Sie legt die Abgaberaten und die Abgabeaktivitätskonzentrationen so fest, dass der quellenbezogene Dosisrichtwert nach Artikel 13 Absatz 3 und die Immissionsgrenzwerte nach Artikel 24 nicht überschritten werden.
Sie kann die Abgabeaktivitätskonzentration nach den Absätzen2 und 3 bei der Einleitung in die Kanalisation um einen Faktor bis drei erhöhen, wenn sichergestellt werden kann, dass eine entsprechende Verdünnung bis zur Abgabe an ein öffentlich zugängliches Gewässer jederzeit gewährleistet ist.
Art. 113 Kontrollmassnahmen
Die Bewilligungsbehörde legt in der Bewilligung nach Artikel 112 Absätze 2–4 eine Emissionsüberwachung fest. Sie kann in der Bewilligung eine Meldepflicht vorsehen.
Die Immissionsüberwachung richtet sich nach Artikel 191.
Die Aufsichtsbehörde kann die Bewilligungsinhaberin oder den Bewilligungsinhaber dazu verpflichten, zusätzliche oder besondere Messungen im Rahmen der Immissionsüberwachung durchzuführen und ihr die Resultate zu melden.
Die Aufsichtsbehörde kann verlangen, dass vor der Betriebsaufnahme meteorologische Gutachten erstellt und Nullpegelmessungen durchgeführt werden.
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber kann mit Zustimmung der Aufsichtsbehörde für Überwachungsmessungen externe Stellen beiziehen.
Art. 114 Ablagerung mit Zustimmung der Bewilligungsbehörde
Radioaktive Abfälle können mit Zustimmung der Bewilligungsbehörde im Einzelfall an eine Deponie zur Ablagerung abgegeben werden, wenn:
unter Berücksichtigung sonstiger in der Deponie vorhandener Materialien die Befreiungsgrenze insgesamt unterschritten ist; oder
durch die Abgabe zu keiner Zeit eine effektive Dosis von 10 µSv pro Kalenderjahr akkumuliert werden kann.
Das BAG überwacht im Rahmen des Probenahme- und Messprogramms nach
Artikel 193 die Einhaltung der zulässigen effektiven Dosis.
Die spezifische Aktivität der radioaktiven Abfälle darf bei einer Abgabe das Hundertfache der Befreiungsgrenze und für Abfälle mit künstlichem Radium das Tausendfache der Befreiungsgrenze nicht überschreiten.
Für die Abgabe von radioaktiven Abfällen mit technisch angereichertem Radium müssen zusätzlich die folgenden Voraussetzungen erfüllt sein:
Die Abfälle sind vor dem1. Oktober 1994 entstanden.
Eine Entsorgung über die üblichen Entsorgungskanäle wäre nicht oder nur mit einem unverhältnismässigen Aufwand möglich.
Eine Entfernung stellt gesamthaft für Mensch und Umwelt eine wesentlich bessere Lösung dar als die Beibehaltung des bestehenden Zustands.
Art. 115 Verwertung mit Zustimmung der Bewilligungsbehörde
Die Bewilligungsbehörde kann Bedingungen für die Verwertung von radioaktiven Abfällen, insbesondere Metallen, mit einer spezifischen Aktivität von maximal dem Zehnfachen der Befreiungsgrenze festlegen, wenn sichergestellt werden kann, dass die nach der geplanten Verwertung anfallenden Materialien die Befreiungsgrenze unterschreiten.
Art. 116 Verbrennung mit Zustimmung der Bewilligungsbehörde
Brennbare radioaktive Abfälle können mit Zustimmung der Bewilligungsbehörde in Anlagen zur thermischen Behandlung von Abfällen nach der Abfallverordnung vom4. Dezember 201534 verbrannt werden, wenn:
durch eine Überwachung der Aktivitätskonzentration oder eine Berechnung der möglichen Kontamination der Verbrennungsrückstände die Einhaltung der Befreiungsgrenze nachgewiesen werden kann;
die radioaktiven Abfälle nur die Radionuklide H-3 oder C-14 enthalten; und
die wöchentlich zur Verbrennung zugelassene Aktivität das Tausendfache der Bewilligungsgrenze nicht überschreitet.
In begründeten Fällen kann die Bewilligungsbehörde der Verbrennung brennbarer radioaktiver Abfälle zustimmen, die andere Radionuklide als diejenigen nach Absatz 1 Buchstabe b enthalten.
3. Abschnitt: Behandlung radioaktiver Abfälle
Art. 117 Abklinglagerung
Radioaktive Abfälle, die ausschliesslich Radionuklide mit Halbwertszeiten von 100 Tagen oder weniger enthalten, müssen wenn immer möglich in den Betrieben, in denen sie anfallen, zurückbehalten werden, bis ihre Aktivität so weit abgeklungen ist, dass sie nach Artikel 106 freigemessen oder im Rahmen der bewilligten Abgaberate nach Artikel 112 Absatz 2 abgegeben werden können.
Radioaktive Abfälle, deren Aktivität aufgrund des radioaktiven Zerfalls spätestens
Jahre nach dem Ende der Verwendung des ursprünglichen Materials so weit abgeklungen ist, dass sie nach Artikel 106 freigemessen oder nach Artikel 115 verwertet werden können, müssen bis zum Erreichen dieses Zeitpunktes gelagert werden, wenn keine gesamthaft günstigere Alternative für Mensch und Umwelt zur Verfügung steht. Sie sind von den radioaktiven Abfällen, welche diese Voraussetzung nicht erfüllen, zu trennen.
Die Abfälle nach den Absätzen1 und 2 sind während der Abklingzeit:
so zu verpacken und zu lagern, dass ein unkontrollierter Austritt radioaktiver Stoffe verhindert und eine Brandgefahr vermieden wird;
zu kennzeichnen und mit einer Dokumentation zu versehen, die über Art, Aktivitätsinhalt und Zeitpunkt der möglichen Befreiung Auskunft gibt.
Vor der Befreiung muss sichergestellt werden, dass Artikel 106 beziehungsweise 112 oder 115 eingehalten wird.
Art. 118 Gase, Staub, Aerosole und Flüssigkeiten
Radioaktive Abfälle in Form von Gasen, von Staub oder von Aerosolen, die nicht an die Umwelt abgegeben werden dürfen, sind durch geeignete technische Vorrichtungen zurückzuhalten.
Flüssige radioaktive Abfälle, die nicht an die Umwelt abgegeben werden dürfen, sind in eine chemisch stabile, feste Form zu überführen.
Die Aufsichtsbehörde kann Ausnahmen von den Absätzen1 und 2 oder zusätzliche Behandlungsmöglichkeiten zulassen, sofern damit für Mensch und Umwelt eine bessere Alternative realisiert werden kann.
4. Abschnitt: Ablieferung radioaktiver Abfälle
Art. 119 Ablieferungspflichtige radioaktive Abfälle
Radioaktive Abfälle, die nicht als Folge der Nutzung von Kernenergie entstehen, müssen nach ihrer allfälligen Behandlung nach Artikel 118 an die Sammelstelle des Bundes abgeliefert werden.
Von einer Ablieferung an die Sammelstelle des Bundes sind ausgenommen:
radioaktive Abfälle, die an die Umwelt abgegeben werden dürfen;
radioaktive Abfälle mit kurzer Halbwertszeit nach Artikel 117.
Das EDI regelt die technischen Einzelheiten für die Behandlung der ablieferungspflichtigen radioaktiven Abfälle bis zu ihrer Entgegennahme durch die Sammelstelle des Bundes.
Art. 120 Bezeichnung und Aufgaben der Sammelstelle des Bundes
Die Sammelstelle des Bundes wird vom Paul-Scherrer-Institut (PSI) betrieben.
Das PSI nimmt die ablieferungspflichtigen radioaktiven Abfälle entgegen und sorgt für die Stapelung, die Behandlung und die Zwischenlagerung.
Art. 121 Koordinationsgruppe
Eine Koordinationsgruppe aus Vertreterinnen und Vertretern des BAG, des ENSI und des PSI gibt zuhanden der Aufsichts- und Bewilligungsbehörden Empfehlungen zur Sicherstellung der sicheren Entgegennahme von ablieferungspflichtigen radioaktiven Abfällen ab.
8. Kapitel: Störfälle
1. Abschnitt: Begriff
Art. 122
Ein Störfall ist ein Ereignis, bei dem eine Anlage, ein Gegenstand oder eine Tätigkeit vom Normalbetrieb abweicht und das:
die Sicherheit der Anlage oder des Gegenstandes beeinträchtigt;
zu einer Überschreitung eines Immissions- oder Emissionsgrenzwerts führen kann; oder
zu einer Überschreitung eines Dosisgrenzwerts geführt hat oder hätte führen können.
2. Abschnitt: Vorsorge
Art. 123 Auslegung von Betrieben
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber muss geeignete Massnahmen zur Vermeidung von Störfällen treffen.
Der Betrieb muss so ausgelegt sein, dass die folgenden Anforderungen erfüllt sind:
a. Bei Störfällen, die mit einer Häufigkeit von mehr als 10 –1 pro Jahr zu erwarten sind, müssen die in der Bewilligung festgelegten quellenbezogenen Dosisrichtwerte eingehalten werden können.
Bei Störfällen, die mit einer Häufigkeit zwischen 10 –1 und 10–2 pro Jahr zu erwarten sind, darf der einzelne Störfall keine zusätzliche Dosis zur Folge haben, welche die entsprechenden quellenbezogenen Dosisrichtwerte überschreitet.
Bei Störfällen, die mit einer Häufigkeit zwischen 10 –2 und 10–4 pro Jahr zu erwarten sind, darf die aus einem einzelnen Störfall resultierende Dosis für Personen aus der Bevölkerung höchstens1 mSv betragen.
Bei Störfällen, die mit einer Häufigkeit zwischen 10 –4 und 10–6 pro Jahr zu erwarten sind, darf die aus einem einzelnen Störfall resultierende Dosis für Personen aus der Bevölkerung höchstens 100 mSv betragen; die Bewilligungsbehörde kann im Einzelfall eine tiefere Dosis festlegen.
Der Betrieb muss so ausgelegt sein, dass nur wenige Störfälle nach Absatz 2 Buchstaben c oder d auftreten können.
Die Aufsichtsbehörde verlangt vom Betrieb für Störfälle nach Absatz 2 Buchstaben c und d sowie für Störfälle, deren Eintretenshäufigkeit kleiner ist als 10 –6 pro Jahr, deren Auswirkungen aber gross sein können, die erforderlichen vorsorglichen Massnahmen.
Sie legt im Einzelfall die Methodik und die Randbedingungen für die Störfallanalyse sowie für die Einordnung der Störfälle in die Häufigkeitskategorien nach Absatz 2 Buchstaben b–d fest. Die effektive Dosis oder die Organ-Äquivalentdosen durch störfallbedingte Bestrahlung von Personen sind mit den Beurteilungsgrössen und den Dosisfaktoren der Anhänge 3, 5 und 6 nach dem Stand von Wissenschaft und Technik zu ermitteln.
Die Aufsichtsbehörde kann bei Betrieben, bei denen Störfälle nach Absatz 2 Buchstabe d eintreten können, verlangen, dass:
Anlageparameter erfasst werden, die zur Verfolgung des Unfallablaufs, zur Erstellung von Diagnosen und Prognosen sowie zur Ableitung von Schutzmassnahmen für die Bevölkerung notwendig sind;
die Anlageparameter über ein störfallsicheres Übermittlungsnetz permanent an die Aufsichtsbehörden übertragen werden.
Art. 124 Sicherheitsbericht
Die Aufsichtsbehörde kann von der Bewilligungsinhaberin oder vom Bewilligungsinhaber einen Sicherheitsbericht verlangen.
Der Sicherheitsbericht umfasst die Beschreibung:
der Sicherheitssysteme und -einrichtungen;
der Massnahmen, die getroffen werden, um die Sicherheit zu gewährleisten;
der Betriebsorganisation, die für die Sicherheit und den Strahlenschutz massgeblich ist;
von Störfallen und ihren Auswirkungen auf den Betrieb und die Umgebung sowie ihre ungefähre Häufigkeit;
e. der Notfallschutzplanung für die Bevölkerung bei Betrieben nach Artikel 136.
Die Aufsichtsbehörde kann weitere Unterlagen verlangen.
Art. 125 Vorsorgliche Massnahmen
Die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber müssen die notwendigen betriebsinternen Vorbereitungen treffen, damit Störfälle und deren Auswirkungen bewältigt werden können.
Sie müssen Weisungen über die zu treffenden Sofortmassnahmen erlassen.
Sie müssen dafür sorgen, dass für die Bewältigung von Störfällen und deren Auswirkungen jederzeit geeignete Mittel verfügbar sind; in Räumen, in denen mit radioaktiven Materialien umgegangen wird, gilt dies auch für die Brandbekämpfung.
Sie müssen dafür sorgen, dass das Personal regelmässig über die Verhaltensregeln instruiert, in den Sofortmassnahmen ausgebildet und mit dem Standort und dem Gebrauch der Mittel vertraut gemacht wird.
Sie müssen durch geeignete Massnahmen dafür sorgen, dass für die Bewältigung von Störfallen und deren Auswirkungen die eingesetzten Personen im Einzelfall keine effektive Dosis von mehr als50 mSv oder zur Rettung von Menschenleben von mehr als 250 mSv erhalten.
Sie müssen die zuständigen kantonalen Stellen und Ereignisdienste über die in ihrem Betrieb vorhandenen radioaktiven Materialien informieren.
Die Aufsichtsbehörde kann verlangen, dass die Meldewege, die Funktionstüchtigkeit der Mittel und die notwendige Kompetenz des Personals in Übungen überprüft werden. Sie kann selber Übungen durchführen.
3. Abschnitt: Bewältigung
Art. 126 Sofortmassnahmen der Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber
Die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber müssen alle Anstrengungen unternehmen, um Störfälle und deren Auswirkungen zu bewältigen.
Insbesondere müssen sie unverzüglich:
eine weitere Ausbreitung des Störfalls verhindern, insbesondere mit Massnahmen an der Quelle;
dafür sorgen, dass alle Personen, die nicht bei der Bewältigung des Störfalls mitwirken, die Gefahrenzone nicht betreten oder sie unverzüglich verlassen;
Schutzmassnahmen für das Einsatzpersonal treffen, wie Dosisüberwachung und Instruktion;
alle Beteiligten erfassen und auf Kontaminationen und Inkorporationen kontrollieren sowie nötigenfalls dekontaminieren.
Sie müssen baldmöglichst:
entstandene Kontaminationen beseitigen;
jene Massnahmen treffen, die für eine Abklärung des Störfalls erforderlich
Art. 127 Meldepflichten der Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber
Die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber müssen Störfälle wie folgt rechtzeitig melden:
jeden Störfall: der Aufsichtsbehörde;
Störfälle nach Artikel 122 Buchstabe b: zusätzlich der Nationalen Alarmzentrale (NAZ);
Störfälle im Aufsichtsbereich der Suva: zusätzlich dem BAG;
Störfälle, die zu einer Überschreitung des Dosisgrenzwerts für beruflich strahlenexponierte Personen in ihrem Betrieb führen: der Suva.
Art. 128 Pflichten der Aufsichtsbehörde
Die Aufsichtsbehörde beurteilt den Störfall. Im Aufsichtsbereich der Suva ist das BAG über die Beurteilung zu informieren.
Die Aufsichtsbehörde leitet an die betroffenen Behörden diejenigen Informationen zu den Störfällen weiter, die für den Vollzug einer Aufgabe erforderlich sind.
Das ENSI meldet der IAEO die Einstufung eines Störfalls nach der Internationalen Bewertungsskala für nukleare Ereignisse (INES)35 ab der Stufe2.
Art. 129 Untersuchung und Berichterstattung der Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber
Die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber müssen nach einem Störfall unverzüglich eine Untersuchung durchführen.
Das Ergebnis der Untersuchung ist in einem Bericht festzuhalten. Der Bericht muss enthalten:
die Beschreibung des Störfalls, seine Ursache, die festgestellten und die möglichen weiteren Auswirkungen sowie die getroffenen Massnahmen;
die Darstellung der Massnahmen, die zur Vermeidung weiterer ähnlicher Störfälle geplant sind oder bereits getroffen wurden.
Die Bewilligungsinhaberin oder der Bewilligungsinhaber übergibt den Bericht spätestens sechs Wochen nach dem Störfall der Aufsichtsbehörde.
Die Bewertungsskala kann eingesehen werden auf der Website des Eidgenössischen Nuklearsicherheitsinspektorats (ENSI) unter: www.ensi.ch > Notfallschutz INES-Stufen.
Art. 130 Massnahmen bei der Überschreitung eines Immissionsgrenzwertes
Stellt das BAG fest, dass ein Immissionsgrenzwert überschritten ist, so ermittelt es die Ursache und trifft die erforderlichen Massnahmen.
Art. 131 Information über Störfälle
Die Aufsichtsbehörde sorgt dafür, dass die betroffenen Personen und Kantone sowie die Bevölkerung über Störfälle rechtzeitig informiert werden.
3. Titel: Notfall-Expositionssituationen
1. Kapitel: Begriff und Referenzwerte
Art. 132 Begriff
Ein Notfall ist ein Störfall nach Artikel 122 oder ein anderes Ereignis mit erhöhter Radioaktivität, der oder das unmittelbare Massnahmen erfordert, um schwerwiegende nachteilige Folgen für die menschliche Gesundheit und Sicherheit, die Lebensgrundlagen und die Umwelt zu mindern oder abzuwehren.
Art. 133 Referenzwerte für die Bevölkerung
In Notfall-Expositionssituationen gilt für Personen aus der Bevölkerung ein Referenzwert von 100 mSv im ersten Jahr.
Der für ABCN-Ereignisse zuständige Bundesstab (BST ABCN) nach der ABCN- Einsatzverordnung vom20. Oktober 201036 kann beim Bundesrat situationsspezifisch einen tieferen Referenzwert beantragen.
Art. 134 Referenzwerte für verpflichtete Personen
In Notfall-Expositionssituationen gilt für verpflichtete Personen ein einsatzbedingter Referenzwert von50 mSv pro Jahr.
Der BST ABCN kann beim Bundesrat situationsspezifisch tiefere Referenzwerte für bestimmte Tätigkeiten der verpflichteten Personen beantragen.
Zur Rettung von Menschenleben, zur Vermeidung schwerer Gesundheitsschäden durch Strahlung oder um Katastrophen abzuwenden, gilt ein Referenzwert von 250 mSv pro Jahr.
2. Kapitel: Vorbereitende Massnahmen
Art. 135 Umsetzung der Notfallvorsorge
Das Bundesamt für Bevölkerungsschutz (BABS) ist, zusammen mit den zuständigen Stellen und den Kantonen, verantwortlich für die Erarbeitung des nationalen Notfallplans.
Das BAG erarbeitet in Zusammenarbeit mit dem BABS die Strahlenschutzstrategie für den nationalen Notfallplan. Diese muss auf Referenzwerten basieren. Für Kernkraftwerkszenarien liefert das ENSI die notwendigen Grundlagen.
Das BABS sorgt zusammen mit dem BAG für die Vorbereitungen der Probenahme- und Messorganisation nach Artikel 4a der Verordnung vom17. Oktober 200737 über die Nationale Alarmzentrale (VNAZ).
Das BAG ist verantwortlich für die Vorbereitung der zum Schutz der Gesundheit der Bevölkerung erforderlichen Massnahmen. Vorbehalten bleiben die Vorbereitungen zu den Schutzmassnahmen während der Akutphase nach der ABCN- Einsatzverordnung vom20. Oktober 201038.
Das BAG sorgt für den Erhalt des Wissens über die Behandlung stark bestrahlter Personen.
Das BAG und das ENSI erarbeiten gemeinsam mit der NAZ die Methoden und Modelle für die Ermittlung der Strahlendosen.
Art. 136 Vorbereitung von Notfallschutzmassnahmen in der Umgebung von Betrieben
Die Bewilligungsbehörde legt für Betriebe, bei denen aufgrund der bewilligten Menge und Aktivität von Radionukliden ein Notfall eintreten kann, im Einzelfall fest, in welchem Umfang sie sich an der Vorbereitung und Durchführung von Notfallschutzmassnahmen in ihrer Umgebung beteiligen oder solche Massnahmen selber treffen müssen.
Siezieht bei der Vorbereitung von Notfallschutzmassnahmen die zuständigen kantonalen Stellen und Ereignisdienste bei und informiert sie über die getroffenen Massnahmen.
Für die Warnung und Alarmierung sowie die Vorbereitung und Durchführung von Schutzmassnahmen für den Fall erhöhter Radioaktivität in der Umgebung von Kernanlagen gelten die Notfallschutzverordnung vom20. Oktober 201039 sowie die Alarmierungs- und Sicherheitsfunkverordnung vom18. August 201040.
3. Kapitel: Bewältigung
Art. 137 Meldepflicht
Das BAG meldet der Weltgesundheitsorganisation (WHO) einen Notfall nach den Internationalen Gesundheitsvorschriften (2005) vom 23. Mai 200541.
Art. 138 Informationspflicht
Die Aufsichtsbehörde sorgt für die rechtzeitige Information über Notfälle bei den betroffenen Personen im Betrieb, bei der Bevölkerung sowie bei den betroffenen Kantonen.
Art. 139 Ermittlung der Strahlendosen
Das BAG ist für die Berechnung, Bilanzierung und Überprüfung der Strahlendosen der Bevölkerung verantwortlich. In der Akutphase eines Ereignisses übernimmt diese Aufgabe die NAZ nach der ABCN-Einsatzverordnung vom20. Oktober 201042.
Für vereinfachte Dosisberechnungen gelten die Dosisfaktoren nach den Anhängen
und 6.
Art. 140 Führung in der Notfall-Expositionssituation
Für die Führung in der Notfall-Expositionssituation ist der BST ABCN nach der ABCN-Einsatzverordnung vom20. Oktober 201043 zuständig. Er berücksichtigt dabei die Umsetzung der Notfallvorsorge nach Artikel 135.
Im Ereignisfall setzt die NAZ die Probenahme- und Messorganisation nach Arti-
Das BAG unterstützt die NAZ bei der Erarbeitung der Messprogramme.
Es berät den BST ABCN bei der Anordnung von Massnahmen zum Schutz der Gesundheit der Bevölkerung.
Art. 141 Übergang zur bestehenden oder geplanten Expositionssituation
Der BST ABCN stellt auf der Basis der radiologischen Lage dem Bundesrat Antrag auf Übergang von einer Notfall-Expositionssituation zu einer bestehenden oder geplanten Expositionssituation.
4. Kapitel: Verpflichtete Personen
Art. 142 Personengruppen
In einer Notfall-Expositionssituation sind zu Aufgaben nach Artikel 20 Absatz 2 Buchstabe b StSG verpflichtet:
Angehörige von Behörden und Verwaltungen;
Angehörige von Polizei, Berufsfeuerwehr, sanitätsdienstlichem Rettungswesen, Zivilschutz und Armee;
Personen und Unternehmen wie Mess- und Strahlenschutzequipen für die unmittelbare Schadensbekämpfung;
Personen und Unternehmen des öffentlichen und privaten Verkehrs für die Durchführung von Personen- und Gütertransporten und von Evakuierungen;
Personen und Unternehmen für die mittelbare Schadensbekämpfung wie Massnahmen an der Quelle, die eine weitere Kontamination der Umgebung verhindern sollen;
Medizinalpersonen und medizinisches Fachpersonal zur Pflege von verstrahlten oder anderen betroffenen Personen;
Personen und Unternehmen, die kritische Infrastrukturen aufrechterhalten müssen;
Personen und Unternehmen, die unerlässliche öffentliche Dienste aufrechterhalten müssen.
Zum Schutz von Angehörigen der Milizfeuerwehr sind die Artikel 134 und 143– 146 anwendbar.
Von Aufgaben nach Absatz 1 befreit sind Personen unter 18 Jahren und schwangere Frauen.
Art. 143 Schutz der Gesundheit
Die Strahlenexposition der verpflichteten Personen ist in angemessenen Zeitabständen und durch geeignete Messungen zu ermitteln.
Hat eine verpflichtete Person eine effektive Dosis von mehr als 250 mSv erhalten, so ist sie unter ärztliche Kontrolle zu stellen.
Die ärztlichen Kontrollen und Aufgaben bei einer Überschreitung richten sich nach
Artikel 59 Absätze 2–5.
Art. 144 Instruktion
Ineiner Notfall-Expositionssituation müssen verpflichtete Personen instruiert werden. Das EDI legt in Einvernehmen mit dem ENSI und dem Eidgenössischen Departement für Verteidigung, Bevölkerungsschutz und Sport (VBS) fest:
die Instruktionsziele;
die Tätigkeiten, welche die Personen aufgrund ihrer Instruktion im Strahlenschutz ausüben dürfen.
Für die Instruktion sind die jeweiligen Behörden, Verwaltungen, Organisationen und Unternehmen verantwortlich.
Art. 145 Ausrüstung
Die verpflichteten Personen müssen über die erforderliche Ausrüstung zur Wahrnehmung ihrer Aufgaben und zum Schutz ihrer Gesundheit verfügen. Der BST ABCN nimmt bei der Ausrüstung eine koordinierende Funktion wahr.
Zur erforderlichen Ausrüstung gehören insbesondere:
eine genügende Anzahl von Messgeräten und Dosimetern zur Bestimmung der Strahlenexposition;
Mittel zum Schutz vor Inkorporationen oder Kontaminationen.
Art. 146 Versicherungsschutz und Entschädigung
Bei erhöhter Radioaktivität sind die verpflichteten Personen gegen Unfall und Krankheit versichert.
Gewährleisten die obligatorische Unfallversicherung und die bisherigen privaten Versicherungen keinen genügenden Versicherungsschutz, so garantiert der Bund die Leistungen entsprechend den Bestimmungen des Bundesgesetzes vom 19. Juni 199245 über die Militärversicherung. Für den Vollzug kann soweit erforderlich die Militärversicherung beigezogen werden.
Entstehen den verpflichteten Personen und Unternehmen aus ihrer Tätigkeit ungedeckte Kosten, so werden sie dafür durch den Bund entschädigt. Das VBS legt die finanzielle Abwicklung fest.
5. Kapitel: Überschreitung von Höchstgehalten für Radionuklide in Lebensmitteln
Art. 147
Stellen die kantonalen Vollzugsbehörden nach der Lebensmittelgesetzgebung in einer Notfall-Expositionssituation oder in der folgenden bestehenden Expositionssituation eine Überschreitung eines Höchstgehalts für Radionuklide in Lebensmitteln fest, so treffen sie Massnahmen nach der Lebensmittelgesetzgebung und informieren das Bundesamt für Lebensmittelsicherheit und Veterinärwesen (BLV).
Das BLV informiert das BAG und die anderen Kantone über die bei ihm eingegangenen Meldungen nach Absatz 1.
4. Titel: Bestehende Expositionssituationen
1. Kapitel: Grundsätze
Art. 148
Für bestehende Expositionssituationen gilt ein Referenzwert von1 mSv pro Kalenderjahr. Vorbehalten bleiben der Radonreferenzwert nach Artikel 155 sowie der Schwellenwert nach Artikel 156.
Das BAG kann dem Bundesrat im Einzelfall Referenzwerte bis 20 mSv pro Kalenderjahr vorschlagen, insbesondere wenn Massnahmen nach Artikel 171 erforderlich 2. Kapitel: Radiologische Altlasten
1. Abschnitt: Begriff
Art. 149
Radiologische Altlasten sind:
Gegenstände aus vergangenen Tätigkeiten, die Radionuklide enthalten, die nach dieser Verordnung als radioaktives Material eingestuft würden;
Gegenstände, deren Typenbewilligung zur allgemeinen oder eingeschränkten Verwendung nach Artikel 29 Buchstabe c StSG abgelaufen ist und nicht verlängert wird;
kontaminierte Liegenschaften aus vergangenen Tätigkeiten, bei denen die Anforderungen nach dieser Verordnung nicht erfüllt sind.
2. Abschnitt: Gegenstände
Art. 150
Das BAG sorgt für die Entsorgung radiologischer Altlasten in Form von Gegenständen. Diese Entsorgung richtet sich im Übrigen nach den Artikeln 108–121.
Diese Gegenstände können weiterverwendet werden, wenn dafür eine Bewilligung vorliegt.
3. Abschnitt: Liegenschaften
Art. 151 Inventar der Liegenschaften mit möglichen Kontaminationen
Das BAG führt ein Inventar der Liegenschaften, die möglicherweise kontaminiert sind, und bearbeitet zu diesem Zweck folgende Daten:
Angaben zur Liegenschaft (geografische Koordinaten, Parzellennummer, Gebäude und Untergrund);
Angaben zu früheren Tätigkeiten auf der Liegenschaft einschliesslich des Zeitraums;
Untersuchungsdaten;
Daten über die Eigentümerin oder den Eigentümer und über die Benutzerin oder den Benutzer der Liegenschaft (Name, Adresse, Postleitzahl, Ort);
Sanierungsentscheid;
Sanierungsdaten und Ergebnisse der Freimessungen nach der Sanierung, inklusive allfällige Einschränkungen.
Zur Erfüllung der ihnen übertragenen Aufgaben haben die Mitarbeiterinnen und Mitarbeiter der Abteilung Strahlenschutz des BAG elektronisch Zugriff auf die Daten des Inventars.
Das BAG informiert regelmässig die Suva und die betroffenen Kantone über den Stand des Inventars.
Art. 152 Untersuchung von Liegenschaften
Das BAG veranlasst eine Untersuchung der Liegenschaften nach Artikel 151, wenn eine Gefährdung von Mensch und Umwelt durch ionisierende Strahlung nicht ausgeschlossen werden kann. Es informiert vorgängig den betroffenen Kanton sowie die betroffene Gemeinde.
Die Eigentümerin oder der Eigentümer und die Benutzerin oder der Benutzer sind verpflichtet, dem BAG zur Untersuchung Zugang zu den betroffenen Liegenschaften zu gewähren.
Das BAG legt das Untersuchungsverfahren fest.
Es führt die Untersuchungen durch. Es kann Dritte mit der Durchführung der Untersuchungen beauftragen.
Art. 153 Sanierung von Liegenschaften
Aufgrund der Untersuchung schätzt das BAG die effektive Dosis von Personen ab, die sich im Gebäude aufhalten können.
Es informiert die betroffenen Personen, die Eigentümerin oder den Eigentümer sowie die Benutzerin oder den Benutzer der Liegenschaft, den betroffenen Kanton sowie die betroffene Gemeinde über die Untersuchungsergebnisse.
Liegt die Dosis über dem nach Artikel 148 Absatz 1 festgelegten Referenzwert, so erklärt das BAG die Liegenschaft für sanierungsbedürftig und informiert die Eigentümerin oder den Eigentümer darüber.
Art. 154 Informationsaustausch
Das BAG informiert die betroffenen Kantone über mögliche radiologische Altlasten.
Die Kantone informieren das BAG über geplante Untersuchungen, Überwachungsmassnahmen und Sanierungen von belasteten Standorten, wenn eine erhöhte Wahrscheinlichkeit besteht, dass radiologische Altlasten vorhanden sind. Dies ist insbesondere der Fall, wenn radiumhaltige Leuchtfarbe durch die Industrie eingesetzt wurde.
3. Kapitel: Radon
1. Abschnitt: Allgemeine Bestimmungen
Art. 155 Radonreferenzwert
Der Radonreferenzwert entspricht der Radongaskonzentration, bei deren Überschreitung Massnahmen nach Artikel 166 zu treffen sind.
Für die über ein Jahr gemittelte Radongaskonzentration in Räumen, in denen sich Personen regelmässig während mehrerer Stunden pro Tag aufhalten, gilt ein Radonreferenzwert von 300 Bq/m3. Vorbehalten bleiben die Bestimmungen nach Artikel 156.
Art. 156 Schwellenwert an radonexponierten Arbeitsplätzen
Der Schwellenwert an radonexponierten Arbeitsplätzen entspricht der Radongaskonzentration, bei deren Überschreitung Massnahmen nach Artikel 167 zu treffen
Für die über ein Jahr gemittelte Radongaskonzentration an radonexponierten Arbeitsplätzen gilt ein Schwellenwert von 1000 Bq/m3.
Als radonexponiert gelten Arbeitsplätze, an denen der Schwellenwert sicher oder vermutungsweise überschritten ist. Dies sind insbesondere Arbeitsplätze in unterirdischen Bauten, Bergwerken, Höhlen und Wasserversorgungsanlagen sowie solche, die von der Aufsichtsbehörde als radonexponiert eingestuft werden.
Art. 157 Fach- und Informationsstelle für Radon
Das BAG betreibt eine Fach- und Informationsstelle für Radon.
Die Stelle nimmt insbesondere folgende Aufgaben wahr:
Sie gibt regelmässig Empfehlungen zu den Schutzmassnahmen ab und unterstützt die Kantone bei der Umsetzung.
Sie publiziert in Absprache mit den Kantonen die Radonkarte.
Sie informiert und berät die Kantone, die Gebäudeeigentümerinnen und - eigentümer, die Mieterinnen und Mieter, die Baufachleute und weitere interessierte Kreise.
Sie berät die betroffenen Personen und interessierten Stellen über die geeigneten Schutzmassnahmen.
Sie erarbeitet regelmässig zu Handen der Kantone einen Überblick über die gemessenen Gebäude.
Sie anerkennt und beaufsichtigt Radonmessstellen nach Artikel 159.
Sie beschafft die wissenschaftlichen Grundlagen, die für die Anwendung der Radonschutzmassnahmen erforderlich sind.
Sie evaluiert regelmässig die Auswirkungen der Schutzmassnahmen und leitet die notwendigen Anpassungen ein.
Das BAG kann Dritte mit der Beratung nach Absatz 2 Buchstabe d beauftragen.
Art. 158 Zuständigkeit
Für den Vollzug von Radon-Schutzmassnahmen sind zuständig:
in Räumen, in denen sich Personen regelmässig während mehrerer Stunden pro Tag aufhalten (Art. 155 Abs. 2): 1. die Kantone, 2. wenn es sich um militärische Bauten handelt: das VBS;
an radonexponierten Arbeitsplätzen nach Artikel 156: die Aufsichtsbehörden.
Art. 159 Anerkennung von Radonmessstellen
Radonmessungen müssen durch eine anerkannte Radonmessstelle nach vorgeschriebenen Messprotokollen durchgeführt werden.
Das BAG anerkennt eine Messstelle für Radonmessungen, wenn die Stelle:
über das zur ordnungsgemässen Erfüllung der Aufgaben notwendige Fachpersonal und Messsystem verfügt; und
Gewähr für einwandfreie Aufgabenerfüllung bietet, namentlich wenn keine Interessenskonflikte bestehen.
Es befristet die Anerkennung auf höchstens fünf Jahre.
Das EJPD regelt die technischen Anforderungen an die Messsysteme und die Verfahren für die Erhaltung von deren Messbeständigkeit.
Art. 160 Pflichten der Radonmessstellen
Die anerkannten Radonmessstellen sind verpflichtet:
sich an die vorgeschriebenen Messprotokolle zu halten;
ihre Daten innert zweier Monate nach Ende der Messung in die Radondatenbank einzugeben.
Art. 161 Radonfachpersonen
Radonfachpersonen unterstützen und beraten Bauherrinnen und Bauherren, Baufachleute, Gebäudeeigentümerinnen und Gebäudeeigentümer und weitere interessierte Personen bei der Umsetzung von präventiven Radonschutzmassnahmen und von Radonsanierungen nach dem Stand der Technik.
Das BAG führt eine Liste, in der in der Schweiz tätige, nach Artikel 183 Buchstabe c aus- und fortgebildete Radonfachpersonen auf Antrag aufgenommen werden. Es veröffentlicht die Liste46 und aktualisiert sie regelmässig.
Art. 162 Radondatenbank
Das BAG führt eine zentrale Radondatenbank. Es speichert darin die Daten, die notwendig sind, um den Vollzug der Messungen und der Sanierungen laufend beurteilen zu können und um statistische und wissenschaftliche Erkenntnisse zu gewinnen.
In der zentralen Radondatenbank werden zu einzelnen Gebäuden folgende Daten gespeichert:
Standort (Koordinaten, Parzellennummer);
eidgenössischer Gebäudeidentifikator (EGID) und Wohnungsidentifikator (EWID) nach der Verordnung vom 31. Mai 200047 über das eidgenössische Gebäude- und Wohnungsregister;
Raumangaben;
Messdaten;
Sanierungsdaten;
Eigentümerin oder Eigentümer und Benutzerin oder Benutzer (Name, Adresse, Postleitzahl, Ort);
Jahr der Errichtung.
Die Mitarbeiterinnen und Mitarbeiter der Fach- und Informationsstelle Radon des BAG sind berechtigt, die Daten in der Datenbank zu bearbeiten.
Zur Erfüllung der ihnen übertragenen Aufgaben haben die folgenden Stellen elektronisch Zugriff auf die nachstehenden Daten der Datenbank:
die anerkannten Radonmessstellen: auf die eigenen gesammelten Daten;
die Kantone: auf alle auf ihrem Gebiet erhobenen Daten;
die Suva: auf alle an Arbeitsplätzen erhobenen Daten.
Das BAG kann Dritten gestützt auf eine Datenschutzvereinbarung Daten aus der Radondatenbank für Forschungszwecke unter den folgenden Auflagen und Bedingungen zur Verfügung stellen:
Die Liste kann gratis eingesehen werden auf den Internetseiten des BAG unter www.bag.admin.ch > Themen > Mensch & Gesundheit > Strahlung, Radioaktivität & Schall > Radon > Beratung durch Radonfachpersonen.
Die Daten werden anonymisiert, sobald es der Zweck des Bearbeitens erlaubt.
Die Daten werden nicht weitergegeben.
Werden die Ergebnisse veröffentlicht, so geschieht dies in vollständig anonymisierter Form.
2. Abschnitt: Präventive Radonschutzmassnahmen und Radonmessungen
Art. 163 Radonschutz bei Neu- und Umbauten
Die Baubewilligungsbehörde macht die Gebäudeeigentümerin oder den Gebäudeeigentümer oder bei Neubauten die Bauherrin oder den Bauherrn im Rahmen des Baubewilligungsverfahrens für Neu- und Umbauten auf die Anforderungen dieser Verordnung betreffend Radonschutz aufmerksam, soweit dies sinnvoll ist.
Die Gebäudeeigentümerin oder der Gebäudeeigentümer oder bei Neubauten die Bauherrin oder der Bauherr ist dafür besorgt, dass dem Stand der Technik entsprechende präventive bauliche Massnahmen getroffen werden, um eine Radongaskonzentration zu erreichen, die unter dem Referenzwert nach Artikel 155 Absatz 2 liegt. Erfordert es der Stand von Wissenschaft und Technik, so ist eine Radonmessung nach Artikel 159 Absatz 1 durchzuführen.
Art. 164 Radonmessungen durch den Kanton
Der Kanton kann von der Gebäudeeigentümerin oder vom Gebäudeeigentümer verlangen, dass in Räumen, in denen sich Personen regelmässig während mehrerer Stunden pro Tag aufhalten, Radonmessungen durchgeführt werden.
Er sorgt dafür, dass in Schulen und Kindergärten Radonmessungen nach Artikel 159 Absatz 1 durchgeführt werden.
Er kann weitere Radonmessungen durchführen.
Bei militärischen Bauten ist das VBS zuständig zur Anordnung von Radonmessungen.
Art. 165 Radonmessungen an radonexponierten Arbeitsplätzen
Betriebe mit radonexponierten Arbeitsplätzen sorgen dafür, dass Messungen nach
Artikel 159 Absatz 1 durch eine anerkannte Radonmessstelle durchgeführt werden.
Die Aufsichtsbehörde kann stichprobenweise Messungen an radonexponierten Arbeitsplätzen durchführen.
3. Abschnitt: Massnahmen zur Reduktion der Radonbelastung
Art. 166 Radonsanierung
Wird der Referenzwert nach Artikel 155 Absatz 2 überschritten, so trifft die Gebäudeeigentümerin oder der Gebäudeeigentümer die notwendigen Sanierungsmassnahmen. Ihr oder ihm werden Empfehlungen des BAG und der Kantone über die Dringlichkeit der Sanierungsmassnahmen abgegeben.
Bleibt die Gebäudeeigentümerin oder der Gebäudeeigentümer untätig, so kann der Kanton die Radonsanierung anordnen.
Wird bei einer Schule oder einem Kindergarten festgestellt, dass der Referenzwert überschritten wird, so ordnet der Kanton innert dreier Jahre ab Feststellung die Radonsanierung an.
Die Kosten der Sanierung trägt die Gebäudeeigentümerin oder der Gebäudeeigentümer.
Art. 167 Massnahmen am Arbeitsplatz
Wird der Schwellenwert nach Artikel 156 überschritten, so muss der Betrieb die jährlich durch Radon verursachte effektive Dosis der exponierten Personen ermitteln und diese mindestens alle fünf Jahre überprüfen.
Liegt die effektive Dosis einer Person am Arbeitsplatz über10 mSv pro Kalenderjahr, so trifft der Betrieb so rasch als möglich organisatorische oder technische Massnahmen, um die Dosis zu reduzieren.
Liegt trotz Massnahmen die effektive Dosis einer Person am Arbeitsplatz über
mSv pro Kalenderjahr, so gilt diese Person als beruflich strahlenexponiert.
Das EDI legt nach Anhörung der Suva fest, wie die jährlich durch Radon verursachte effektive Dosis zu ermitteln ist.
4. Kapitel: Natürlich vorkommende radioaktive Materialien (NORM)
Art. 168 Betroffene Industriezweige
Von NORM betroffene Industriezweige sind insbesondere:
Grundwasserfilteranlagen;
Erdgasproduktion;
Gewinnung geothermischer Energie (Tiefengeothermie);
Zirkon- und Zirkonium-Industrie;
Zementherstellung und Instandhaltung von Klinkeröfen;
Instandhaltung und Ausbau von hitzebeständigen Verkleidungen aus zirkonhaltigem Material;
Tunnelbau in Gesteinsformationen mit erhöhtem Uran- oder Thoriumgehalt.
In den von NORM betroffenen Industriezweigen ermitteln die Betriebe mittels repräsentativer Messungen, ob:
bei den abgegebenen Materialien die NORM-Befreiungsgrenze überschritten wird;
das Personal nach Artikel 51 Absätze1 und 2 beruflich strahlenexponiert ist;
der Umgang mit NORM zu einer Dosis für Personen aus der Bevölkerung führen kann, die aus Sicht des Strahlenschutzes nicht zu vernachlässigen ist.
Die Betriebe melden die Nachweise der Prüfungen nach Absatz 2 und deren Ergebnisse dem BAG.
Das BAG unterstützt die Betriebe bei der Bestimmung der Sachverhalte nach Absatz 2 Buchstaben b und c.
Das BAG und die Suva können in Industriezweigen, die von NORM betroffen sind, stichprobenweise Messungen durchführen.
Art. 169 Abgabe von NORM an die Umwelt
NORM, deren spezifische Aktivität höher ist als die entsprechende NORM- Befreiungsgrenze, können mit Zustimmung der Bewilligungsbehörde an die Umwelt abgegeben werden, wenn:
eine Entsorgung über die üblichen Entsorgungskanäle nicht oder nur mit einem unverhältnismässigen Aufwand möglich wäre; und
durch geeignete Massnahmen die durch die Abgabe bewirkte effektive Dosis für Personen aus der Bevölkerung unter 0,3 mSv pro Kalenderjahr bleibt.
Das BAG überwacht im Rahmen des Probenahme- und Messprogramms nach
Artikel 193 die Einhaltung der zulässigen effektiven Dosis.
NORM dürfen nur zur Abgabe an die Umwelt ausgeführt werden, wenn die zuständige Behörde des Empfängerstaates ihre Zustimmung gegeben hat und die Voraussetzungen nach Absatz 1 eingehalten werden.
Art. 170 Baumaterialien
Bei Baumaterialien, die unter Strahlenschutzgesichtspunkten als bedenklich eingestuft sind, prüft das BAG zur Ermittlung der Exposition der Bevölkerung stichprobenartig, ob der Aktivitätskonzentrationsindex über1 liegt.
Liegt der Aktivitätskonzentrationsindex über1, so führt das BAG eine Dosisabschätzung durch, um sicherzustellen, dass der Referenzwert nach Artikel 148 eingehalten wird.
Das BAG informiert die Bevölkerung über die Ergebnisse.
5. Kapitel: Langfristige Kontamination nach einem Notfall
Art. 171
Das BAG bereitet die langfristigen Massnahmen von Bund und Kantonen zur Bewältigung der Auswirkungen nach dem Übergang von einer Notfall-Expositionssituation zu einer bestehenden Expositionssituation nach Artikel 141 vor.
5. Titel: Aus- und Fortbildung
1. Kapitel: Allgemeine Bestimmungen
Art. 172 Personen, die aus- und fortgebildet werden müssen
Folgende Personen müssen entsprechend ihrer Tätigkeit und Verantwortung im Strahlenschutz aus- und fortgebildet werden:
Personen, die Umgang mit ionisierender Strahlung haben, dieser im Rahmen ihrer spezifischen Tätigkeit ausgesetzt sein können oder den Umgang damit planen oder anordnen und dabei die Strahlenschutzmassnahmen zum Selbstschutz treffen;
Personen, die Strahlenschutzaufgaben gegenüber Dritten wahrnehmen;
Strahlenschutz-Sachverständige;
Radonfachpersonen nach Artikel 161 Absatz 1;
Personen, die im Stör- oder Notfall Umgang mit ionisierender Strahlung haben, dieser ausgesetzt sein können oder den Umgang damit planen oder anordnen oder die kritische Infrastrukturen betreiben oder öffentliche Dienste erbringen.
Das EDI kann im Einvernehmen mit dem ENSI und dem VBS für den Umgang mit ionisierender Strahlung mit geringem Gefährdungspotenzial Ausnahmen von der Fortbildungspflicht regeln.
Art. 173 Verantwortung für die Aus- und Fortbildung
Verantwortlich für die Aus- und Fortbildung sind:
für Personen nach Artikel 172 Absatz 1 Buchstaben a–c: die Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber;
für Radonfachpersonen nach Artikel 172 Absatz 1 Buchstabe d: diese Personen selber;
für Personen nach Artikel 172 Absatz 1 Buchstabe e: die jeweiligen Behörden, Verwaltungen, Organisationen und Unternehmen; sie stellen sicher, dass entsprechend ihrer Grösse und Struktur eine ausreichende Anzahl von im Strahlenschutz aus- und fortgebildeten Personen zur Verfügung stehen.
Die verantwortlichen Stellen sind verpflichtet, die Aus- und Fortbildungen ihrer Betriebsangehörigen zu koordinieren und zu dokumentieren. Die Dokumentationen sind bis zum Ende der Tätigkeit im Betrieb aufzubewahren.
Art. 174 Ausbildung
Personen nach Artikel 172 Absatz 1 Buchstaben b–d, die in den Bereichen Medizin, Industrie und Kernanlagen tätig sind, benötigen eine anerkannte Strahlenschutzausbildung mit Prüfung.
Das EDI bestimmt im Einvernehmen mit dem ENSI und dem VBS, welche Personen welche Ausbildung benötigen.
Es legt im Einvernehmen mit dem ENSI und dem VBS fest, ob die Ausbildung für Personen nach Artikel 172 Absatz 1 Buchstabe a und e einer Anerkennung bedarf.
Art. 175 Fortbildung
Eine Fortbildung zielt auf das Wissen und die Kompetenzen ab, die bereits anlässlich einer Ausbildung erworben wurden. Die Fortbildung muss sicherstellen, dass die Kompetenzen, das Wissen und die Kenntnisse zum Stand der Technik und deren Umsetzung in die Praxis erhalten bleiben und aktualisiert werden.
Fortbildungspflichtige Personen müssen mindestens alle fünf Jahre eine Fortbildung absolvieren.
Das EDI kann im Einvernehmen mit dem ENSI und dem VBS unter Berücksichtigung des Gefährdungspotenzials:
kürzere oder längere Fortbildungsintervalle festlegen;
vorschreiben, dass die Fortbildung anerkannt sein muss.
Art. 176 Aus- und Fortbildungslehrgänge
Die Aufsichtsbehörden und das PSI führen bei Bedarf Aus- und Fortbildungslehrgänge durch.
Die Aufsichtsbehörden können andere Stellen oder Institutionen mit der Durchführung von Aus- und Fortbildungslehrgängen beauftragen.
Das VBS koordiniert die Aus- und Fortbildungslehrgänge für Personen, die im Stör- oder Notfall Umgang mit ionisierender Strahlung haben, dieser ausgesetzt sein können oder den Umgang damit planen oder anordnen oder die kritische Infrastrukturen betreiben oder öffentliche Dienste erbringen.
Die Aufsichtsbehörden und das VBS können in ihrem Zuständigkeitsbereich verlangen, dass die nach Artikel 173 für die Aus- und Fortbildung verantwortlichen Personen das Datum der Durchführung sowie Form, Inhalt und Umfang der Aus- und Fortbildung aus- und fortbildungspflichtiger Personen melden.
Art. 177 Finanzhilfen
Das BAG kann im Rahmen der bewilligten Kredite Finanzhilfen gewähren an Aus- oder Fortbildungslehrgänge im Strahlenschutz, die von Dritten, insbesondere von Schulen, von Fachorganisationen und der Industrie, durchgeführt werden.
Die Finanzhilfen werden nur gewährt, wenn die Aus- oder Fortbildung von der Aufsichtsbehörde anerkannt ist.
Die Finanzhilfen sind so zu bemessen, dass sie zusammen mit den übrigen Einnahmen des Veranstalters dessen nachgewiesene Kosten nicht übersteigen.
Art. 178 Anerkennung individueller Aus- und Fortbildungen
Die Aufsichtsbehörde anerkennt eine individuelle Aus- oder Fortbildung, die eine Person im Ausland oder für eine andere Tätigkeit erworben hat, als gleichwertig, wenn das erworbene Wissen sowie die Kompetenzen die Anforderungen des 2. Kapitels dieses Titels erfüllen.
Art. 179 Aus- und Fortbildungsdatenbank
Das BAG führt eine Aus- und Fortbildungsdatenbank, in der die folgenden aus- und fortbildungspflichtigen Personen verzeichnet sind:
die Personen, welche die Voraussetzungen erfüllen, um die Funktion als Strahlenschutz-Sachverständige ausüben zu können;
die Strahlenschutzfachkräfte und Strahlenschutztechnikerinnen und -techniker nach Artikel 183 Buchstabe b;
Personen, die eine anerkannte Fortbildung nach Artikel 182 oder 183 benötigen;
die Radonfachpersonen nach Artikel 161 Absatz 1.
Die Datenbank hat zum Zweck:
die für die Erteilung von Bewilligungen notwendigen Informationen über die Berufsausbildung, die anerkannte Strahlenschutzausbildung und die Fortbildung der betreffenden Person bereitzustellen;
die für die Erteilung von Bewilligungen notwendigen administrativen Abläufe zu vereinfachen;
die Aufsicht durch die Behörden im Bereich der individuellen Aus- und Fortbildung zu vereinfachen.
Die folgenden Daten der nach Absatz 1 erfassten Personen werden in der Datenbank gespeichert:
Name, früherer Name, Vorname;
Geburtsdatum;
Heimatort (bei Ausländerinnen und Ausländern: Geburtsort und Nationalität);
Berufsausbildung;
Art, Ausbildungsstätte und Datum der Strahlenschutzausbildungen;
Art, Ausbildungsstätte und Datum der Strahlenschutzfortbildungen;
bei individuellen Aus- und Fortbildungen nach Artikel 178: Datum der Anerkennung der Gleichwertigkeit.
Die zuständigen Mitarbeiterinnen und Mitarbeiter der Aufsichtsbehörden sind berechtigt, die Daten von Personen in ihrem Aufsichtsbereich im Online-Verfahren zu bearbeiten.
Ausbildungsinstitutionen, die anerkannte Strahlenschutzlehrgänge anbieten, können im Online-Verfahren die Daten derjenigen Personen erfassen und abfragen, die ihre Aus- oder Fortbildung an der entsprechenden Institution absolviert haben. Sie können von den betreffenden Personen Daten zu den Lehrgängen ändern, die sie selber durchgeführt haben.
Das BAG ermöglicht den betroffenen Personen elektronischen Zugriff auf ihre eigenen Daten in der Aus- und Fortbildungsdatenbank.
Art. 180 Anerkennungsbehörden
Die Aufsichtsbehörden nach Artikel 184 sind für die Anerkennung von Aus- und Fortbildungen zuständig.
Das Generalsekretariat des VBS (GS VBS) ist für die Anerkennung von Aus- und Fortbildungen für Personen, die ausschliesslich im Stör- oder Notfall Umgang mit ionisierender Strahlung haben, dieser ausgesetzt sein können oder den Umgang damit planen oder anordnen oder die kritische Infrastrukturen betreiben oder öffentliche Dienste erbringen, zuständig.
Bei Unklarheit über die Zuständigkeit für die Anerkennung sprechen sich das BAG, das ENSI, die Suva und das GS VBS gegenseitig ab.
Aus- und Fortbildungslehrgänge, die von einer Anerkennungsbehörde angeboten werden, bedürfen der Anerkennung durch eine andere Anerkennungsbehörde.
Die Anerkennungsbehörden nach den Absätzen1 und 2 sind berechtigt, im Rahmen ihrer Anerkennungstätigkeit den Aus- und Fortbildungsbedarf von betroffenen Personen zu überwachen und die Qualität der Aus- und Fortbildungen zu überprüfen.
2. Kapitel: Regelungsinhalte und Kategorien von aus- und fortbildungspflichtigen Personen
Art. 181 Regelungsinhalte im Allgemeinen
Das EDI regelt die Aus- und Fortbildungen. Insbesondere legt es fest:
die Ziele, die Anforderungen und den Umfang der Aus- und Fortbildung im Strahlenschutz;
die zu erlangenden Kompetenzen und Kenntnisse für Personen nach Artikel 172, die aus- und fortgebildet werden müssen;
die anerkennungspflichtigen Aus- und Fortbildungen nach den Artikeln 174–176, 178, 182 und 183;
die Voraussetzungen für die Anerkennung von Aus- und Fortbildungen nach Buchstabe c;
den Inhalt der Prüfungen und das Prüfungsverfahren;
die erlaubten Tätigkeiten von Personen mit anerkennungspflichtigen Aus- und Fortbildungen im Bereich des Strahlenschutzes.
Es regelt die Aus- und Fortbildung für Personen in Bereichen ausserhalb der Medizin im Einvernehmen mit dem ENSI und dem VBS.
Art. 182 Kategorien von aus- und fortbildungspflichtigen Personen im Bereich der Medizin
Die Anforderungen des EDI an die Aus- und Fortbildung im Strahlenschutz werden im Bereich Medizin nach folgenden Kategorien von Personen, die für den Strahlenschutz von Patientinnen und Patienten oder von Tieren verantwortlich sind, differenziert:
Personen, die diagnostische Anwendungen mit ionisierender Strahlung in der Humanmedizin und der Chiropraktik verschreiben;
Ärztinnen und Ärzte, die therapeutische oder diagnostische medizinische Anwendungen mit Strahlungsquellen durchführen;
Zahnärztinnen und Zahnärzte;
Chiropraktorinnen und Chiropraktoren;
Tierärztinnen und Tierärzte;
Medizinphysikerinnen und Medizinphysiker;
Radiopharmazeutinnen und Radiopharmazeuten;
diplomierte Fachleute für medizinisch-technische Radiologie mit einem Abschluss einer höheren Fachschule (HF) oder einer Fachhochschule (FH);
medizinische Praxisassistentinnen und Praxisassistenten EFZ;
übriges medizinisches Personal;
diplomierte Dentalhygienikerinnen und Dentalhygieniker HF;
Dentalassistentinnen und Dentalassistenten EFZ;
diplomierte Fachfrauen und Fachmänner Operationstechnik HF sowie diplomierte Pflegefachfrauen und Pflegefachmänner Operationsbereich mit einem Fähigkeitsausweis des Schweizer Berufsverbands der Pflegefachfrauen und Pflegefachmänner (SBK);
tiermedizinische Praxisassistentinnen und Praxisassistenten EFZ;
Personen, die mit medizinischen Röntgenanlagen Handel betreiben, solche installieren oder warten.
Die folgenden Personen erfüllen, wenn sie eine entsprechende vom EDI geregelte Ausbildung im Strahlenschutz absolviert haben und die Fortbildungspflicht erfüllen, die Voraussetzungen, um in ihrem Tätigkeitsbereich die Funktion als Strahlenschutz-Sachverständige auszuüben:
Ärztinnen und Ärzte sowie Chiropraktorinnen und Chiropraktoren mit einem entsprechenden eidgenössischen Weiterbildungstitel;
Zahnärztinnen und Zahnärzte sowie Tierärztinnen und Tierärzte mit einem entsprechenden eidgenössischen Diplom;
Medizinphysikerinnen und Medizinphysiker;
Radiopharmazeutinnen und Radiopharmazeuten;
Fachleute für medizinisch-technische Radiologie HF/FH.
Art. 183 Kategorien von aus- und fortbildungspflichtigen Personen in Bereichen ausserhalb der Medizin
Die Anforderungen des EDI im Einvernehmen mit dem ENSI und dem VBS an die Aus- und Fortbildung im Strahlenschutz werden in Bereichen ausserhalb der Medizin nach folgenden Kategorien von Personen differenziert:
Strahlenschutz-Sachverständige sowie Personen aus den Bereichen Kernanlagen, Industrie, Gewerbe, Lehre, Transport und Forschung, die Umgang mit ionisierender Strahlung haben;
Strahlenschutzfachkräfte, Strahlenschutztechnikerinnen und -techniker sowie Strahlenschutzbeauftragte in Kernanlagen und am PSI;
Radonfachpersonen;
Personen, die im Stör- oder Notfall Umgang mit ionisierender Strahlung haben, dieser ausgesetzt sein können oder den Umgang damit planen oder anordnen oder die kritische Infrastrukturen betreiben oder öffentliche Dienste erbringen.
6. Titel: Aufsicht, Vollzug und Beratung
1. Kapitel: Aufsicht
Art. 184 Aufsichtsbehörden
Für die Aufsicht nach dieser Verordnung sind das BAG, die Suva und das ENSI zuständig.
Das BAG beaufsichtigt die Betriebe, die nicht von der Suva oder dem ENSI beaufsichtigt werden, insbesondere:
die medizinischen Betriebe;
die Einrichtungen für Forschung und Lehre.
Das ENSI beaufsichtigt:
die Kernanlagen;
die erdwissenschaftlichen Untersuchungen nach Artikel 35 KEG48;
den Empfang und den Versand radioaktiver Stoffe in oder aus Kernanlagen.
Die Suva beaufsichtigt die Industrie- und Gewerbebetriebe.
Die Aufsichtsbehörden koordinieren den Vollzug und sprechen sich bei Unklarheit über die Zuständigkeit gegenseitig ab. Zu diesem Zweck treffen sie sich regelmässig.
Art. 185 Archivierungs- und Auskunftspflicht der Aufsichtsbehörden
Die Archivierung von Unterlagen zur Bewilligungserteilung, zu Bewilligungsanpassungen sowie zur Aufsicht richtet sich nach dem Archivierungsgesetz vom26. Juni 199849.
Die Aufsichtsbehörden stellen den Bewilligungsbehörden auf Anfrage jederzeit die benötigten Unterlagen zur Verfügung.
Art. 186 Forschung
Die Aufsichtsbehörden können nach gegenseitiger Absprache Forschungsprojekte über Strahlenwirkungen und Strahlenschutz in Auftrag geben oder sich an solchen Forschungsprojekten beteiligen.
Das PSI, das Labor Spiez und andere Stellen des Bundes stehen im Rahmen ihrer Möglichkeiten den Aufsichtsbehörden zur Durchführung von Forschungsaufträgen über Strahlenwirkungen und Strahlenschutz zur Verfügung.
2. Kapitel: Vollzug
1. Abschnitt: Kontrollen
Art. 187 Grundsatz
Das BAG, die Suva und das ENSI kontrollieren stichprobeweise und abgestuft nach Gefährdungspotenzial, ob die Vorschriften eingehalten werden und der Schutz von Mensch und Umwelt vor den Gefährdungen durch ionisierende Strahlen gewährleistet ist.
Art. 188 Mitwirkungspflichten
Dem BAG, der Suva und dem ENSI sind unentgeltlich sämtliche Auskünfte zu erteilen und alle Apparate, Gegenstände und Unterlagen zur Verfügung zu stellen, die für die Kontrollen erforderlich sind.
Ihnen ist Zutritt zu Anlagen, Einrichtungen und Bereichen zu gewähren, soweit dies für die Durchführung der Kontrollen erforderlich ist.
Art. 189 Beizug Dritter
Das BAG kann Dritte mit den Kontrollen beauftragen, insbesondere:
Firmen, die bei Diagnostikanlagen eine Qualitätssicherung durchführen;
Fachexpertinnen und -experten, die klinische Audits koordinieren, vorbereiten und durchführen.
Art. 190 Kontrolle von Ein-, Aus- und Durchfuhr
Die Zollstellen überprüfen im Rahmen ihrer Kontrollen bei der Ein-, Aus- und Durchfuhr, ob für den Transport von radioaktivem Material eine Bewilligung vorliegt.
Sie kontrollieren auf Ersuchen der Bewilligungsbehörde, ob Waren bei der Ein-, Aus- und Durchfuhr den Bestimmungen dieser Verordnung entsprechen.
Das BAG organisiert die Durchführung periodischer Schwerpunktkontrollen zur Überprüfung von Waren bei der Ein-, Aus- und Durchfuhr sowie von Personen bei der Einreise; es spricht sich dafür insbesondere mit der Oberzolldirektion ab.
Es koordiniert, insbesondere mit dem Labor Spiez, den Bedarf, die Beschaffung sowie den Unterhalt an erforderlichen Messeinrichtungen und bereitet den Einsatz in besonderen Situationen vor.
Es ist für die Zustimmung zu Vereinbarungen über eine allfällige Rücknahme ausgeführter radioaktiver Abfälle nach Artikel 25 Absatz 3 Buchstabe d StSG zuständig.
Die Oberzolldirektion erlässt im Einvernehmen mit den Bewilligungsbehörden interne Weisungen für die Kontrolle der Ein-, Aus- und Durchfuhr von radioaktivem Material.
Die Eidgenössische Zollverwaltung kann auf Anfrage die Daten aus den Zollanmeldungen an die Bewilligungs- und die Aufsichtsbehörden weitergeben.
2. Abschnitt: Überwachung der ionisierenden Strahlung und der Radioaktivität in der Umwelt
Art. 191 Zuständigkeiten
Das BAG überwacht die ionisierende Strahlung und die Radioaktivität in der Umwelt.
Das ENSI überwacht zusätzlich die ionisierende Strahlung und die Radioaktivität in der Umgebung der Kernanlagen.
Zur Ermittlung der Exposition der Bevölkerung gegenüber Radioaktivität in der Umwelt führt das BAG Messungen in hierfür geeigneten Probemedien wie luftgetragenen Teilchen, Wasser für den menschlichen Gebrauch oder Nahrungsmitteln durch. Es kann zu diesem Zweck mit den Kantonen zusammenarbeiten.
Die Kantone überwachen die Radioaktivität in Lebensmitteln und in Gebrauchsgegenständen zum Schutz der Gesundheit der Konsumentinnen und Konsumenten.
Das EDI erlässt im Einvernehmen mit dem ENSI und nach Anhörung des METAS technische Bestimmungen zur Umgebungsdosimetrie.
Art. 192 Automatisches Messnetz zur Überwachung der Radioaktivität in der Schweiz
Das BAG betreibt ein automatisches Messnetz zur allgemeinen Überwachung der Radioaktivität in der Umwelt. Dieses erfasst auch die Immissionen von Betrieben, die radioaktive Stoffe an die Umwelt abgeben oder in grösseren Mengen abgeben können, in deren Umgebung.
Das BAG formuliert in Zusammenarbeit mit der zuständigen Aufsichtsbehörde die Anforderungen an das Messnetz hinsichtlich der Überwachung der Umgebung der Betriebe nach Absatz 1.
Betriebe, bei denen eine erhebliche Freisetzung von Radioaktivität nicht ausgeschlossen werden kann, tragen die Kosten für die Anschaffung und für den Betrieb derjenigen Messstationen des automatischen Messnetzes, die der Überwachung der Radioaktivität in ihrer Umgebung dienen.
Als Anschaffungskosten gelten die Kosten für den Kauf der Geräte ohne Planungskosten. Als Betriebskosten gelten die Kosten für die Standortmiete, für die Gewährleistung der Informationssicherung, für die Wartung und Reparatur sowie für die Elektrizität.
Das BAG auferlegt den einzelnen Betrieben jährlich die Kosten aus dem Vorjahr für ihre jeweiligen Messstationen.
Art. 193 Probenahme- und Messprogramm
Das BAG erstellt in Zusammenarbeit mit dem ENSI, der Suva, der NAZ und den Kantonen ein Probenahme- und Messprogramm für geplante und für bestehende Expositionssituationen.
Für die Durchführung des Probenahme- und Messprogramms sind die Laboratorien des Bundes, namentlich das PSI, die Eidgenössische Anstalt für Wasserversorgung, Abwasserreinigung und Gewässerschutz (Eawag) sowie das Labor Spiez, zur Mitarbeit und zur ständigen Bereithaltung der dazu erforderlichen personellen und materiellen Mittel verpflichtet.
Für die Durchführung des Probenahme- und Messprogramms können Dritte beigezogen werden.
Art. 194 Sammlung der Daten, radiologische Beurteilung und Berichterstattung
Das ENSI, die Suva, die NAZ, die Kantone sowie die beteiligten Laboratorien stellen dem BAG die aus der Überwachung anfallenden Daten interpretiert zur Verfügung.
Basierend auf den Resultaten des Probenahme- und Messprogramms nach Artikel 193 beurteilt das BAG die radiologische Lage. Es berechnet und überprüft die von der Bevölkerung akkumulierten Dosen. Vorbehalten bleiben in Notfall-Expositionssituationen die Bestimmungen der ABCN-Einsatzverordnung vom20. Oktober 201050.
Das BAG ermittelt die Strahlenexposition der Bevölkerung nach den Anhängen 3–6.
Es erstellt und veröffentlicht jährlich einen Bericht über die Ergebnisse der Überwachung und die daraus hervorgehenden Strahlendosen für die Bevölkerung.
Art. 195 Untersuchungsschwellen bei der Umweltüberwachung
Werden Konzentrationen von künstlichen Radionukliden in der Umwelt festgeen bestimmten Expositionspfad und für Personen aus der Bevölkerung führen können, so sucht das BAG nach der Ursache.
Wurden Radionuklide von einem Betrieb abgegeben, der über eine Bewilligung verfügt, so informiert das BAG die betroffene Aufsichtsbehörde. Diese veranlasst wenn möglich und sinnvoll die Durchführung von Optimierungsmassnahmen für die Reduktion der Abgabe.
Wurden Radionuklide von einem Betrieb abgegeben, der über keine Bewilligung verfügt, stammen die Radionuklide aus dem Ausland oder ist die Ursache unklar, so ergänzt das BAG falls nötig sein Messprogramm entsprechend und informiert die Bevölkerung.
3. Abschnitt: Weitere Vollzugsbestimmungen
Art. 196 Information über Ereignisse von öffentlichem Interesse
Das BAG sorgt dafür, dass die betroffenen Personen und Kantone sowie die Bevölkerung über Ereignisse von öffentlichem Interesse rechtzeitig informiert werden.
Art. 197 Überwachung des beruflich strahlenexponierten Flugpersonals
Das BAZL beaufsichtigt die Luftfahrzeugbetreiberinnen und -betreiber hinsichtlich der Überwachung des beruflich strahlenexponierten Flugpersonals.
3. Kapitel: Eidgenössische Kommission für Strahlenschutz
Art. 198
Die KSR ist eine ständige Verwaltungskommission im Sinne von Artikel 8a Ab-
Sie berät den Bundesrat, das EDI, das UVEK, das VBS, das ENSI, die interessierten Ämter sowie die Suva in Fragen des Strahlenschutzes. Dazu nimmt sie die folgenden Aufgaben wahr:
Sie orientiert die Öffentlichkeit regelmässig über die Situation des Strahlenschutzes in der Schweiz.
Sie äussert sich namentlich zu den folgenden Themen: 1. Auslegung und Auswertung internationaler Empfehlungen auf dem Gebiet des Strahlenschutzes im Hinblick auf ihre Anwendung in der Schweiz; 2. Erarbeitung und Weiterentwicklung einheitlicher Grundsätze für die Anwendung der Strahlenschutzvorschriften; 3. Radioaktivität in der Umwelt, Ergebnisse der Überwachung, Interpretation der Ergebnisse und daraus für die Bevölkerung resultierende Strahlendosen.
Sie erarbeitet in Zusammenarbeit mit den betroffenen Berufs- und Fachverbänden Empfehlungen zur Rechtfertigung von diagnostischen oder therapeutischen Verfahren nach Artikel 28 Absätze1 und 2 und veröffentlicht diese.52 d Sie erarbeitet im Auftrag des Bundesrates oder der Aufsichtsbehörden Berichte und Stellungnahmen.
Sie besteht aus Fachleuten der Wissenschaft und der Industrie.
www.bag.admin.ch/ksr-cpr
Sie arbeitet mit der Eidgenössischen Kommission für ABC-Schutz (KomABC) und der Kommission für nukleare Sicherheit (KNS) zusammen. Dabei werden insbesondere gemeinsame Aufgaben auf dem Gebiet des Strahlenschutzes behandelt.
Die KSR und ihre Ausschüsse können für die Prüfung besonderer Fragen aussenstehende Expertinnen und Experten beiziehen.
7. Titel: Strafbestimmungen
Art. 199
Nach Artikel 44 Absatz 1 Buchstabe f StSG wird bestraft, wer:
ohne Bewilligung radioaktive mit sonstigen Materialien mischt zum Zweck, den Umgang mit diesen nicht der Bewilligungspflicht und Aufsicht unterstellen zu müssen (Art. 107);
eine Tätigkeit ausübt, die eine Gefährdung durch ionisierende Strahlen mit sich bringen kann, ohne dafür über die nach den Artikeln 172–175 geforderte Ausbildung zu verfügen;
eine Personendosimetriestelle ohne Anerkennung betreibt (Art. 66);
eine Personendosimetriestelle betreibt und die dieser Stelle auferlegten Pflichten nach den Artikeln 69–71 verletzt;
in der Zollanmeldung nicht die in Artikel 103 geforderten Angaben macht, radioaktive Waren nicht anmeldet oder bewusst falsch deklariert.
Mit Busse bis zu 20 000 Franken wird bestraft, wer vorsätzlich Aufgaben nicht übernimmt, die ihm nach Artikel 20 Absatz 2 Buchstabe b StSG auferlegt worden
8. Titel: Schlussbestimmungen
Art. 200 Aufhebung eines anderen Erlasses
Die Strahlenschutzverordnung vom22. Juni 199453 wird aufgehoben.
Art. 201 Änderung anderer Erlasse
Die Änderung anderer Erlasse wird in Anhang 11 geregelt.
AS 1994 1947, 1995 4959, 1996 2129, 2000 107 934 2894, 2001 3294, 2005 601 2885,
Art. 202 Übergangsbestimmungen
Bewilligungen, die vor dem Inkrafttreten dieser Verordnung erteilt wurden, bleiben bis zu ihrer Erneuerung oder bis zu ihrem Ablauf gültig. Die sich aus einer Bewilligung ergebenden Pflichten richten sich nach den Vorschriften dieser Verordnung.
Auf Verfahren, die beim Inkrafttreten dieser Verordnung hängig sind, finden die Vorschriften dieser Verordnung Anwendung.
Der Grenzwert für die Äquivalentdosis der Augenlinse nach Artikel 56 Absatz 3 Buchstabe a gilt ab dem1. Januar 2019; davor gilt der Grenzwert nach bisherigem Recht.
Artikel 43 (Eigenevaluation und Qualitätshandbuch der Bewilligungsinhaberinnen und -inhaber) muss spätestens zwei Jahre nach Inkrafttreten dieser Verordnung umgesetzt werden.
Wer zum Zeitpunkt des Inkrafttretens dieser Verordnung Inhaberin oder der Inhaber einer Bewilligung für eine geschlossene hoch radioaktive Quelle ist, muss:
der Bewilligungsbehörde bis zwei Jahre nach Inkrafttreten dieser Verordnung die Angaben nach Artikel 97 zur Erstellung des Inventars melden;
der Aufsichtsbehörde bis zwei Jahre nach Inkrafttreten dieser Verordnung mitteilen, welche Massnahmen zur Sicherung und Sicherheit nach Artikel 99 festgelegt wurden.
Wer zum Zeitpunkt des Inkrafttretens dieser Verordnung Inhaberin oder der Inhaber eines Betriebs ist, in dem eine erhöhte Wahrscheinlichkeit des Auftretens von herrenlosen radioaktiven Materialien besteht, muss die Massnahmen nach Artikel 104 bis drei Jahre nach Inkrafttreten dieser Verordnung umsetzen und für die Tätigkeit eine Bewilligung beantragen.
Radioaktive Abfälle, die sich bei Inkrafttreten dieser Verordnung bereits in Abklinglagerung nach Artikel 117 Absatz 2 befinden, dürfen nach einer neuen Beurteilung aufgrund der neuen Befreiungsgrenzen höchstens weitere dreissig Jahre gelagert werden. Die Beurteilung ist spätestens zwei Jahre nach Inkrafttreten dieser Verordnung der Aufsichtsbehörde vorzulegen.
Die Kantone passen das Baubewilligungsverfahren innert zweier Jahre nach Inkrafttreten dieser Verordnung so an, dass es die Anforderungen nach Artikel 163 Absatz 1 erfüllt.
Artikel171 (Langfristige Kontamination nach einem Notfall) kommt erst drei Jahre nach Inkrafttreten dieser Verordnung zur Anwendung.
Art. 203 Inkrafttreten
Diese Verordnung tritt am1. Januar 2018 in Kraft.
26. April 2017 Im Namen des Schweizerischen Bundesrates |
|---|
Die Bundespräsidentin: Doris Leuthard |
Der Bundeskanzler: Walter Thurnherr |
Anhang 1
(Art. 2 Abs. 2 Bst. b) Bestimmung technischer Begriffe Vorbemerkung Die Begriffe sind in alphabetischer Reihenfolge aufgeführt.
Aktivitätskonzentrationsindex bei Baumaterialien Der Aktivitätskonzentrationsindex I ergibt sich aus folgender Formel: wobei CRa226, CTh232 und CK40 den Aktivitätskonzentrationen in Bq/kg der jeweiligen Radionuklide im Baumaterial entsprechen.
Aktives Personendosimeter Elektronisches Personendosimeter, das eine direkte Anzeige der akkumulierten Dosis sowie je nach Verwendungszweck weiterer dosimetrischer Informationen ermöglicht.
Diagnostischer Referenzwert Dosisrichtwert zur Optimierung bei diagnostischen oder interventionellen medizinischen Expositionen oder Aktivitätswert im Falle von Radiopharmaka. Der diagnostische Referenzwert wird für typische Untersuchungen an einer Gruppe von Patientinnen oder Patienten mit Standardmassen oder an Standardphantomen für allgemein definierte Gerätearten festgelegt. Interventionelle Radiologie Diagnostische oder therapeutische Eingriffe, die unter Bildsteuerung mittels ionisierender Strahlung vorgenommen werden. Dazu zählen auch Eingriffe aus Fachgebieten ausserhalb der Radiologie, z. B. in der Angiologie, Chirurgie, Gastroenterologie, Kardiologie, Orthopädie, Schmerztherapie oder Urologie.
Kleinröntgenanlagen Röntgenanlagen mit einer Röhrenspannung bis zu70 kV, einem Röhrenstrom bis zu
Milliampere (mA) und einer Grösse des Strahlungsfeldes von ≤6 cm Durchmesser.
Radiopharmazeutika Arzneimittel, die Radionuklide enthalten, deren Strahlung diagnostisch oder therapeutisch ausgenützt wird. Als Radiopharmazeutika im Sinne dieser Verordnung gelten namentlich:
a. Pharmazeutika, die in gebrauchsfertiger Form ein oder mehrere Radionuklide für die Anwendung in der Medizin enthalten;
nicht radioaktive Komponenten (Kits), die zur Herstellung von Radiopharmazeutika durch Neubildung von oder durch Verbindung mit Radionukliden unmittelbar vor der Anwendung am Menschen dienen;
Radionuklidgeneratoren mit einem festen Mutternuklid, auf dessen Basis ein Tochternuklid erzeugt wird, das durch Elution oder ein anderes Verfahren herausgelöst und zur Herstellung eines Radiopharmazeutikums verwendet wird;
Radionuklide, die direkt oder als Vorstufen zur Radiomarkierung anderer Stoffe (Trägerverbindungen, Zellen, Plasmaproteine) vor Verabreichung dienen.
Radon Isotop Radon-222.
Störstrahler Geräte oder Vorrichtungen, in denen ausschliesslich Elektronen beschleunigt werden und die Röntgenstrahlung erzeugen, ohne dass sie zu diesem Zweck betrieben werden. Als Störstrahler gelten auch Elektronenmikroskope.
Teilschutzeinrichtung Abschirmung einer Anlage, die beim Betrieb Nutz-, Streu- und Störstrahlung bis auf die Öffnungen für Proben vollständig umschliesst und derart abschirmt, dass die Ortsdosisleistung in10 cm Abstand von der Oberfläche auf weniger als 1 µSv/h gesenkt wird und an allen zugänglichen Stellen die für Personen aus der Bevölkerung geltenden Dosisgrenzwerte nicht überschritten werden können. Triagemessung Messverfahren zur Feststellung von Inkorporationen ohne Bestimmung der entsprechenden effektiven Dosis. Bei Überschreitung eines vorbestimmten Schwellwertes muss eine Inkorporationsmessung mit Bestimmung der effektiven Folgedosis durchgeführt werden.
Vollschutzeinrichtung Abschirmung einer Anlage oder einer Bestrahlungseinheit, die Nutz-, Streu- und Störstrahlung vollständig umschliesst und derart abschirmt, dass die Ortsdosisleistung in10 cm Abstand von der Oberfläche auf weniger als 1 µSv/h gesenkt wird und an allen zugänglichen Stellen die für Personen aus der Bevölkerung geltenden Dosisgrenzwerte nicht überschritten werden können.
Zubereitung eines Radiopharmazeutikums Vorgang, bei dem durch Befolgung der Markiervorschriften gemäss Zulassung eines Markierbestecks zur Diagnostik das radiopharmazeutische Endprodukt erzeugt wird.
Anhang 2
(Art. 2 Abs. 1 Bst. k, 10 Bst. f, 168 Abs. 2 Bst. a und 169 Abs. 1) NORM-Befreiungsgrenzen NORM-Befreiungsgrenzen für natürlich vorkommende Radionuklide in Feststoffen, die sich ganz oder teilweise im säkularen Gleichgewicht mit ihren Tochternukliden befinden: – Natürliche Radionuklide der U-238-Reihe 1 000 Bq/kg – Natürliche Radionuklide der Th-232-Reihe 1 000 Bq/kg
Anhang 3
(Art. 2 Abs. 1 Bst. j, l und m sowie 194 Abs. 3) Daten für den operationellen Strahlenschutz, Befreiungsgrenzen, Bewilligungsgrenzen und Richtwerte Die Erläuterungen zu den einzelnen Spalten und eine Zusammenstellung der Fussnoten finden sich nach der Tabelle.
Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Strahlung Sv/Bq Sv/Bq (mSv/h)/ (mSv/h)/ (mSv/h)/ Bq/g Bq Bq/m3 Bq/ ternuklid H-3, OBT 12.32 a β– 4.10 E-114.20 E-11 <0.001 <1 <0.11.E+021.00 E+082.00 E+05 1000 H-3, HTO β– 1.80 E-111.80 E-11 <0.001 <1 <0.11.E+02 3.00 E+085.00 E+05 1000 H-3, gaz [7] β– 1.80 E-15 <0.001 <1 <0.1 3.00 E+125.00 E+09 Be-7 53.22 d ec / ph 4.60 E-112.80 E-11 0.008 <1 0.11.E+011.00 E+082.00 E+05 100 Be-101.51 E6 a β– 1.90 E-081.10 E-09 <0.001 2000 1.61.E+02 3.00 E+054.00 E+02 3 C-1120.39 min ec, β+ / ph 3.20 E-122.40 E-11 0.160 1000 1.71.E+01 [1]7.00E+077.00 E+04 [3] 3 C-11 monoxyde 1.2 E-127.00E+077.00 E+04 [3] C-11 dioxyde 2.2 E-127.00E+077.00 E+04 [3] C-145.70 E3 a β– 5.80 E-105.80 E-10 <0.001 200 0.31.E+009.00E+061.00 E+04 30 C-14 monoxyde 8.00 E-136.00E+091.00 E+07 C-14 dioxyde 6.50 E-128.00E+081.00 E+06 N-139.965 min ec, β+ / ph 0.160 1000 1.71.E+02 [1]7.00E+077.00 E+04 [3] 3 O-15 122.24 s ec, β+ / ph 0.161 1000 1.71.E+02 [1]7.00E+077.00 E+04 [3] 3 F-18 109.77 min ec, β+ / ph 9.30 E-114.90 E-11 0.160 2000 1.71.E+01 [1]7.00E+077.00 E+04 [3] 3 Na-222.6019 a ec, β+ / ph 2.00 E-09 3.20 E-09 0.330 2000 1.61.E-01 3.00E+064.00 E+03 3 Na-24 14.9590 h β– / ph5.30 E-104.30 E-10 0.506 1000 1.91.E+009.00E+062.00 E+04 3 Mg-28 / Al-2820.915 h β– / ph1.70 E-092.20 E-09 0.529 2000 3.11.E+01 [2] 3.00E+065.00 E+03 3 Al-267.17 E5 a ec, β+ / ph1.40 E-08 3.50 E-09 0.382 1000 1.51.E-014.00E+056.00 E+02 3 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Si-31 157.3 min β– / ph1.10 E-101.60 E-10 <0.001 1000 1.61.E+035.00E+078.00 E+04 3 Si-32 132 a β–5.50 E-085.60 E-10 <0.001 500 0.61.E+02 [2]9.00E+042.00 E+02 10 → P-32 P-302.498 min + ec, β / ph 0.371 900 1.7 3 P-32 14.263 d β –2.90E-092.40E-09 <0.001 1000 1.61.E+032.00E+06 3.00E+03 3 P-3325.34 d β–1.30E-092.40E-10 <0.001 700 0.81.E+034.00E+066.00E+03 10 S-35 (inorg.) 87.51 d β –1.10E-091.90E-10 <0.001 200 0.31.E+025.00E+068.00E+03 30 S-35 (org.) 87.51 d β –1.20E-107.70E-10 <0.001 200 0.31.E+024.00E+077.00E+04 30 β , ec, β / ph5.10E-099.30E-10 <0.001 1000 1.51.E+001.00E+062.00E+03 3 Cl-3837.24 min – β / ph7.30E-111.20E-10
1.551 1000 1.81.E+01 [1]4.00E+074.00E+04 [3] 3 Cl-39 55.6 min β– / ph7.60E-118.50E-11 0.241 1000 1.71.E+01 [1]7.00E+071.00E+05 3 → Ar-39 Ar-37 35.04 d ec / ph <0.001 <1 <0.16.00E+136.00E+10 Ar-39 269 a β– <0.001 20001.56.00E+096.00E+06 [4] Ar-41 109.61 min β– / ph 0.188 1000 1.75.00E+075.00E+04 K-387.636 min ec, β+ / ph 0.480 1000 1.8 3 K-40 [10]1.251 E9 a β–, ec, β+ / ph 3.00E-096.20E-09 0.022 1000 1.51.E+002.00E+06 3.00E+03 3 K-42 12.360 h β– / ph2.00E-104.30E-10 0.464 1000 1.71.E+02 3.00E+074.00E+04 3 K-4322.3 h β– / ph2.60E-102.50E-10 0.152 1000 1.61.E+012.00E+07 3.00E+04 3 K-4422.13 min – β / ph 3.70E-118.40E-11 1.553 1000 1.81.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 K-4517.3 min – β / ph2.80E-115.40E-11 0.302 1000 1.71.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 Ca-411.02 E5 a ec / ph1.90E-102.90E-10 <0.001 <1 <0.11.E+02 3.00E+074.00E+04 1000 Ca-45 162.67 d β –2.30E-097.60E-10 <0.001 700 0.81.E+02 [2]2.00E+064.00E+03 10 Ca-474.536 d – β / ph2.10E-091.60E-09 0.156 1000 1.61.E+012.00E+064.00E+03 3 → Sc-47 Sc-43 3.891 h + ec, β / ph1.80E-101.90E-10 0.174 1000 1.41.E+01 [1] 3.00E+075.00E+04 3 Sc-44 3.97 h + ec, β / ph 3.00E-10 3.50E-10 0.324 1000 1.71.E+01 [1]2.00E+07 3.00E+04 3 Sc-44m 58.61 h it, ec / ph2.00E-092.40E-09 0.045 200 0.21.E+01 [2] 3.00E+064.00E+03 30 → Sc-44 [6] Sc-46 83.79 d – β / ph4.80E-091.50E-09 0.299 1000 1.21.E-011.00E+062.00E+03 3 Sc-47 3.3492 d – β / ph7.30E-105.40E-10 0.017 1000 1.31.E+027.00E+061.00E+04 3 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Sc-4843.67 h β– / ph1.60E-091.70E-09 0.495 20001.71.E+00 3.00E+065.00E+03 3 Sc-49 57.2 min β– / ph6.10E-118.20E-11 0.001 1000 1.61.E+03 [1]8.00E+071.00E+05 3 Ti-44 60.0 a ec / ph7.20E-085.80E-09 0.026 2 <0.11.E-01 [2]7.00E+041.00E+02 30 → Sc-44 [6] Ti-45 184.8 min + ec, β / ph1.50E-101.50E-10 0.136 1000 1.51.E+01 [1] 3.00E+076.00E+04 3 V-47 32.6 min + ec, β / ph5.00E-116.30E-11 0.156 1000 1.71.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 V-48 15.9735 d + ec, β / ph2.70E-092.00E-09 0.432 900 1 1.E+002.00E+06 3.00E+03 10 V-49 330 d ec / ph2.60E-111.80E-11 <0.001 <1 <0.11.E+042.00E+08 3.00E+05 1000 Cr-4821.56 h + ec, β / ph2.50E-102.00E-10 0.071 50 0.11.E+012.00E+07 3.00E+04 100 →
V-48 [6] Cr-4942.3 min + ec, β / ph5.90E-116.10E-11 0.166 1000 1.71.E+01 [1]8.00E+071.00E+05 3 → V-49 Cr-5127.7025 d ec / ph 3.60E-11 3.80E-11 0.005 3 <0.11.E+021.00E+082.00E+05 1000 Mn-51 46.2 min + ec, β / ph6.80E-119.30E-11 0.159 1000 1.71.E+01 [1]7.00E+071.00E+05 3 → Cr-51 Mn-525.591 d + ec, β / ph1.80E-091.80E-09 0.510 600 0.71.E+00 3.00E+065.00E+03 10 ec, β , it / ph5.00E-116.90E-11 0.389 1000 1.71.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 → Mn-52 Mn-53 3.7 E6 a ec / ph 3.60E-11 3.00E-11 <0.001 20 <0.11.E+021.00E+082.00E+05 1000 Mn-54 312.12 d ec, β+, β– / ph1.20E-097.10E-10 0.126 10 0.11.E-014.00E+067.00E+03 100 Mn-562.5789 h – β / ph2.00E-102.50E-10 0.275 1000 1.71.E+01 [1] 3.00E+074.00E+04 3 Fe-528.275 h ec, β+ / ph9.50E-101.40E-09 0.116 900 1 1.E+01 [2]5.00E+069.00E+03 10 → Mn-52m [6] Fe-552.737 a ec / ph9.20E-10 3.30E-10 <0.001 20 <0.11.E+035.00E+069.00E+03 1000 Fe-5944.495 d β– / ph 3.20E-091.80E-09 0.175 1000 1.11.E+002.00E+06 3.00E+03 3 Fe-601.5 E6 a β– 3.30E-071.10E-07 <0.001 90 0.31.E+012.00E+04 3.00E+01 3 → Co-60m [10] Co-5517.53 h ec, β+ / ph8.30E-101.10E-09 0.302 1000 1.41.E+016.00E+061.00E+04 3 → Fe-55 Co-5677.23 d ec, β+ / ph4.90E-092.50E-09 0.485 300 0.61.E-011.00E+062.00E+03 10 Co-57 271.74 d ec / ph6.00E-102.10E-10 0.021 100 0.11.E+008.00E+061.00E+04 100 Co-5870.86 d ec, β+ / ph1.70E-097.40E-10 0.147 300 0.31.E+00 3.00E+065.00E+03 30 Co-58m9.04 h it / ph1.70E-112.40E-11 <0.001 10 <0.11.E+04 3.00E+085.00E+05 1000 → Co-58 [6] Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Co-605.2713 a β– / ph1.70E-08 3.40E-09 0.366 1000 1.11.E-01 3.00E+055.00E+02 3 Co-60m10.467 min it, β– / ph1.20E-121.70E-12 0.001 20 <0.11.E+034.00E+097.00E+06 1000 → Co-60 [6] Co-611.650 h – β / ph7.50E-117.40E-11 0.017 1000 1.61.E+02 [1]7.00E+071.00E+05 3 β / ph 3.70E-114.70E-11 0.436 1000 1.81.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 Ni-566.075 d + ec, β / ph9.60E-108.60E-10 0.260 60 0.11.E+015.00E+069.00E+03 100 → Co-56 [6] Ni-57 35.60 h + ec, β / ph7.60E-108.70E-10 0.278 700 0.81.E+017.00E+061.00E+04 10 → Co-57 ec, β / ph2.20E-106.30E-11 <0.001 10 <0.11.E+022.00E+074.00E+04 1000 Ni-63 100.1 a β –5.20E-101.50E-10 <0.001 <1 <0.11.E+021.00E+07
2.00E+04 1000 Ni-652.51719 h – β / ph1.30E-101.80E-10 0.081 1000 1.61.E+01 [1]4.00E+076.00E+04 3 Ni-66 / Cu-66 54.6 h – β / ph1.90E-09 3.00E-09 0.039 20002.21.E+03 [2] 3.00E+064.00E+03 3 Cu-60 23.7 min + ec, β / ph6.20E-117.00E-11 0.596 1000 1.81.E+01 [1]8.00E+071.00E+05 3 Cu-61 3.333 h + ec, β / ph1.20E-101.20E-10 0.128 900 1.11.E+01 [1]4.00E+077.00E+04 3 Cu-64 12.700 h + – ec, β , β / ph1.50E-101.20E-10 0.030 900 0.81.E+02 3.00E+076.00E+04 10 Cu-6761.83 h – β / ph5.80E-10 3.40E-10 0.018 1000 1.41.E+029.00E+061.00E+04 3 Zn-62 / Cu-629.186 h ec, β+ / ph6.60E-109.40E-10 0.319 1000 1.91.E+02 [2]8.00E+061.00E+04 3 Zn-6338.47 min + ec, β / ph6.10E-117.90E-11 0.175 1000 1.61.E+01 [1]8.00E+071.00E+05 3 Zn-65 244.06 d + ec, β / ph2.80E-09 3.90E-09 0.086 40 0.11.E-012.00E+06 3.00E+03 100 Zn-69 56.4 min β –4.30E-11 3.10E-11 <0.001 1000 1.61.E+031.00E+082.00E+05 3 it, β / ph 3.30E-10 3.30E-10 0.067 70 0.11.E+01 [2]2.00E+07 3.00E+04 100 → Zn-69 β / ph2.40E-102.40E-10 0.240 1000 1.71.E+01 [1]2.00E+07 3.00E+04 3 Zn-72 46.5 h – β / ph1.50E-091.40E-09 0.026 900 0.91.E+00 [2] 3.00E+066.00E+03 10 → Ga-72 [6] Ga-65 15.2 min + ec, β / ph2.90E-11 3.70E-11 0.183 1000 1.61.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → Zn-65 Ga-669.49 h + ec, β / ph7.10E-101.20E-09 0.877 600 1.11.E+017.00E+061.00E+04 3 Ga-67 3.2612 d ec / ph2.80E-101.90E-10 0.025 30 0.31.E+022.00E+07 3.00E+04 30 Ga-6867.71 min ec, β+ / ph8.10E-111.00E-10 0.149 1000 1.51.E+01 [1]6.00E+071.00E+05 3 Ga-7021.14 min β–, ec / ph2.60E-11 3.10E-11 0.001 1000 1.61.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 Ga-72 14.10 h β– / ph8.40E-101.10E-09 0.386 1000 1.71.E+016.00E+061.00E+04 3 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Ga-734.86 h β– / ph2.00E-102.60E-10 0.052 1000 1.61.E+02 [1] 3.00E+074.00E+04 3 Ge-662.26 h ec, β+ / ph1.30E-101.00E-10 0.108 400 0.51.E+01 [1]4.00E+076.00E+04 10 → Ga-66 [6] Ge-6718.9 min ec, β+ / ph4.20E-116.50E-11 0.407 1000 1.71.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 → Ga-67 Ge-68 270.95 d ec / ph7.90E-091.30E-09 <0.001 10 <0.11.E+01 [2]6.00E+051.00E+03 300 → Ga-68 [6] Ge-6939.05 h + ec, β / ph 3.70E-102.40E-10 0.132 500 0.61.E+011.00E+072.00E+04 10 Ge-71 11.43 d ec / ph1.10E-111.20E-11 <0.001 10 <0.1
1.E+04 [1]5.00E+088.00E+05 1000 Ge-75 82.78 min – β / ph5.40E-114.60E-11 0.006 1000 1.61.E+039.00E+072.00E+05 3 Ge-77 11.30 h – β / ph4.50E-10 3.30E-10 0.163 1000 1.61.E+011.00E+072.00E+04 3 Ge-78 88 min – β / ph1.40E-101.20E-10 0.045 1000 1.51.E+02 [1]4.00E+076.00E+04 3 → As-78 [6] As-69 15.23 min + ec, β / ph 3.50E-115.70E-11 0.250 900 1.71.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 → Ge-69 As-70 52.6 min + ec, β / ph1.20E-101.30E-10 0.603 1000 1.71.E+01 [1]4.00E+077.00E+04 3 As-7165.28 h + ec, β / ph5.00E-104.60E-10 0.088 700 0.71.E+011.00E+072.00E+04 10 → Ge-71 As-7226.0 h + ec, β / ph1.30E-091.80E-09 0.339 900 1.61.E+014.00E+066.00E+03 3 As-73 80.30 d ec / ph6.50E-102.60E-10 0.003 20 <0.11.E+03 [2]8.00E+061.00E+04 1000 As-7417.77 d + – ec, β , β / ph1.80E-091.30E-09 0.117 900 1.11.E+01 3.00E+065.00E+03 3 As-761.0778 d – β / ph9.20E-101.60E-09 0.132 1000 1.61.E+015.00E+069.00E+03 3 As-7738.83 h β– / ph4.20E-104.00E-10 0.001 1000 1.51.E+031.00E+072.00E+04 3 As-78 90.7 min – β / ph1.40E-102.10E-10 0.804 1000 1.71.E+01 [1]4.00E+076.00E+04 3 Se-7041.1 min + ec, β / ph1.20E-101.40E-10 0.158 900 1.31.E+01 [1]4.00E+077.00E+04 3 → As-70 [6] Se-737.15 h + ec, β / ph2.40E-10 3.90E-10 0.174 900 1.21.E+01 [1]2.00E+07 3.00E+04 3 → As-73 it, ec, β / ph2.70E-114.10E-11 0.038 300 0.41.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 10 → Se-73 Se-75 119.779 d ec / ph1.70E-092.60E-09 0.064 80 0.11.E+00 3.00E+065.00E+03 100 Se-792.95 E5 a β– 3.10E-092.90E-09 <0.001 200 0.41.E-012.00E+06 3.00E+03 10 Se-8118.45 min – β / ph2.40E-112.70E-11 0.002 1000 1.61.E+03 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 Se-81m 57.28 min it, β –6.80E-115.90E-11 0.004 100 1.11.E+03 [1]7.00E+071.00E+05 3 → Se-81 Se-8322.3 min – β / ph5.30E-115.10E-11 0.362 1000 1.71.E+01 [1]9.00E+072.00E+05 3 → Br-83 Br-7425.4 min + ec, β / ph6.80E-118.40E-111.022 1000 1.81.E+01 [1]7.00E+071.00E+05 3 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Br-74m 46 min ec, β+ / ph1.10E-101.40E-101.347 900 1.81.E+01 [1]5.00E+078.00E+04 3 Br-75 96.7 min ec, β+ / ph8.50E-117.90E-11 0.189 900 1.31.E+01 [1]6.00E+071.00E+05 3 → Se-75 Br-7616.2 h + ec, β / ph5.80E-104.60E-10 0.503 700 1.11.E+019.00E+061.00E+04 3 Br-77 57.036 h + ec, β /
ph1.30E-109.60E-11 0.051 60 0.11.E+014.00E+076.00E+04 100 Br-8017.68 min – + β , ec, β / ph1.70E-11 3.10E-11 0.013 1000 1.51.E+02 [1] 3.00E+085.00E+05 3 Br-80m4.4205 h it / ph1.00E-101.10E-10 0.012 10 <0.11.E+03 [2]5.00E+078.00E+04 1000 → Br-80 Br-82 35.30 h β– / ph8.80E-105.40E-10 0.395 1000 1.41.E+006.00E+069.00E+03 3 Br-832.40 h β– / ph6.70E-114.30E-11 0.001 1000 1.51.E+03 [2]7.00E+071.00E+05 3 Br-84 31.80 min β– / ph6.20E-118.80E-11 0.923 1000 1.71.E+01 [1]8.00E+071.00E+05 3 Kr-79 35.04 h ec, β+ / ph 0.042 100 0.22.00E+082.00E+05 Kr-812.29 E5 a ec / ph 0.004 8 <0.11.00E+101.00E+07 Kr-83m1.83 h it / ph 0.002 3 <0.11.00E+121.00E+09 Kr-8510.756 a β– / ph 0.001 1000 1.55.00E+075.00E+06 [4] [8] Kr-85m4.480 h β–, it / ph 0.026 1000 1.44.00E+084.00E+05 → Kr-85 Kr-8776.3 min β– / ph 0.501 1000 1.77.00E+077.00E+04 → Rb-87 Kr-882.84 h β– / ph 0.264 1000 1.52.00E+072.00E+04 [5] → Rb-88 [6] Kr-89 3.15 min β– / ph2.047 900 1.8 3.00E+07 3.00E+04 → Rb-89 [6] Rb-7922.9 min ec, β+ / ph 3.00E-115.00E-11 0.217 2000 2.11.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → Kr-79 Rb-814.576 h ec, β+ / ph6.80E-115.40E-11 0.101 1000 1.21.E+01 [1]7.00E+071.00E+05 3 → Kr-81 it, ec, β / ph1.30E-119.70E-12 0.006 5 0.31.E+03 [1]4.00E+086.00E+05 30 → Rb-81 [6] ec, β / ph2.20E-101.30E-10 0.436 400 0.61.E+012.00E+074.00E+04 10 Rb-83 86.2 d ec / ph1.00E-091.90E-09 0.082 20 <0.11.E+00 [2]5.00E+068.00E+03 100 Rb-84 32.77 d + – ec, β , β / ph1.50E-092.80E-09 0.141 400 0.61.E+00 3.00E+066.00E+03 10 Rb-8618.642 d – β , ec / ph1.30E-092.80E-09 0.014 1000 1.61.E+024.00E+066.00E+03 3 Rb-874.923 E10 a β–7.60E-101.50E-09 <0.001 1000 1.21.E+017.00E+061.00E+04 3 Rb-88 – 17.78 min β / ph2.80E-119.00E-112.314 900 1.71.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 Rb-89 15.15 min β– / ph2.50E-114.70E-11 0.659 1000 1.81.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → Sr-89 Sr-80 / Rb-80 106.3 min ec, β+ / ph2.10E-10 3.50E-101.750 900 1.71.E+03 [2]2.00E+074.00E+04 3 Sr-8122.3 min ec, β+ / ph6.10E-117.80E-11 0.247 1000 1.61.E+01 [1]8.00E+071.00E+05 3 → Rb-81 [6] Sr-82 / Rb-8225.36 d ec / ph7.70E-096.10E-09 0.434 900 1.61.E+01 [1]6.00E+051.00E+03 3 Sr-83 32.41 h + ec, β / ph4.90E-105.80E-10 0.127 400 0.51.E+011.00E+072.00E+04 10 → Rb-83 Sr-8564.84 d ec / ph6.40E-105.60E-10 0.086
20 0.11.E+008.00E+061.00E+04 100 it, ec, β / ph7.40E-126.10E-12 0.035 70 0.11.E+02 [1]7.00E+081.00E+06 100 → Sr-85 Sr-87m2.815 h it, ec / ph 3.50E-11 3.30E-11 0.053 300 0.31.E+02 [1]1.00E+082.00E+05 30 → Rb-87 Sr-8950.53 d β–5.60E-092.60E-09 <0.001 1000 1.61.E+03 [2]9.00E+051.00E+03 3 Sr-9028.79 a β –7.70E-082.80E-08 <0.001 1000 1.41.E+00 [2]6.00E+041.00E+02 3 → Y-90 [6] Sr-919.63 h – β / ph5.70E-107.60E-10 0.117 1000 1.61.E+01 [2]9.00E+061.00E+04 3 → Y-91m, Y-
Sr-922.66 h β– / ph 3.40E-104.90E-10 0.194 1000 1.41.E+01 [1]1.00E+072.00E+04 3 → Y-92 [6] Y-86 14.74 h ec, β+ / ph8.10E-109.60E-10 0.515 500 0.81.E+006.00E+061.00E+04 10 Y-86m48 min it, ec, β+ / ph 4.90E-115.60E-11 0.034 200 0.11.E+02 [1]1.00E+082.00E+05 100 → Y-86 [6] Y-87 79.8 h ec, β+ / ph5.30E-105.50E-10 0.080 20 <0.11.E+01 [2]9.00E+062.00E+04 300 Y-88 106.65 d ec, β+ / ph 3.30E-091.30E-09 0.380 40 0.21.E-012.00E+06 3.00E+03 30 Y-9064.10 h β–1.70E-092.70E-09 0.007 1000 1.61.E+03 3.00E+065.00E+03 3 Y-90m 3.19 h it, β– / ph1.30E-101.70E-10 0.098 200 0.21.E+01 [1]4.00E+076.00E+04 30 → Y-90 Y-91 58.51 d β– / ph6.10E-092.40E-09 0.001 1000 1.61.E+028.00E+051.00E+03 3 Y-91m49.71 min it / ph1.50E-111.10E-11 0.082 70 0.11.E+02 [1] 3.00E+086.00E+05 100 → Y-91 Y-92 3.54 h β– / ph2.80E-104.90E-10 0.546 1000 1.71.E+022.00E+07 3.00E+04 3 Y-9310.18 h β– / ph6.00E-101.20E-09 0.098 1000 1.61.E+028.00E+061.00E+04 3 → Zr-93 Y-9418.7 min β– / ph4.60E-118.10E-111.111 900 1.71.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 Y-9510.3 min β– / ph2.60E-114.60E-111.219 1000 1.71.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → Zr-95 [6] Zr-8616.5 h ec, β+ / ph7.00E-108.60E-10 0.069 100 0.11.E+01 [2]7.00E+061.00E+04 100 → Y-86 [6] Zr-88 83.4 d ec / ph4.10E-09 3.30E-10 0.076 50 0.11.E+001.00E+062.00E+03 100 → Y-88 [6] Zr-89 78.41 h ec, β+ / ph7.50E-107.90E-10 0.182 400 0.51.E+01 [1]7.00E+061.00E+04 10 Zr-931.53 E6 a β–2.90E-082.80E-10 <0.001 <1 <0.11.E+012.00E+05 3.00E+02 1000 → Nb-93m Zr-9564.032 d β– / ph4.20E-098.80E-10 0.112 1000 1.11.E+00 [2]1.00E+062.00E+03 3 → Nb-95 [6] Zr-9716.744 h β– / ph1.40E-092.10E-09 0.027 1000 1.61.E+01 [2]4.00E+066.00E+03 3 → Nb-97 Nb-88 14.5 min ec, β+ / ph5.00E-116.30E-11 0.719 1000 1.81.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 → Zr-88 Nb-892.03 h ec, β+ / ph1.90E-10 3.00E-10 0.392 700 1.31.E+01 [1] 3.00E+074.00E+04 3 → Zr-89 Nb-89m66 min ec, β+ / ph1.20E-101.40E-10 0.306 900 1.51.E+01 [1]4.00E+077.00E+04 3 → Zr-89 Nb-90 14.60 h ec, β+ / ph1.10E-091.20E-09 0.574 2000 1.91.E+01 [1]5.00E+068.00E+03 3 Nb-91 680 a ec, β+ / ph1.E+021.00E+062.00E+03 1000 Nb-91m 60.86 d it, ec, β+ / ph1.E+012.00E+064.00E+03 300 Nb-92m10.15 d ec, β+ / ph1.E+018.00E+061.00E+04 300 Nb-93m16.13 a it / ph8.60E-101.20E-10 0.003 <1 <0.1
1.E+016.00E+061.00E+04 1000 Nb-942.03 E4 a β– / ph2.50E-081.70E-09 0.237 1000 1.51.E-012.00E+05 3.00E+02 3 Nb-9534.991 d β– / ph1.30E-095.80E-10 0.116 100 0.31.E+004.00E+066.00E+03 30 Nb-95m 3.61 d it, β– / ph8.50E-105.60E-10 0.021 2000 1.41.E+026.00E+061.00E+04 3 → Nb-95 [6] Nb-96 23.35 h β– / ph9.70E-101.10E-09 0.372 1000 1.61.E+005.00E+069.00E+03 3 Nb-9772.1 min β– / ph7.20E-116.80E-11 0.099 1000 1.61.E+01 [1]7.00E+071.00E+05 3 Nb-98m51.3 min β– / ph9.90E-111.10E-10 0.393 1000 1.81.E+01 [1]5.00E+078.00E+04 3 Mo-905.56 h ec, β+ / ph5.60E-106.20E-10 0.147 1000 1.41.E+01 [1]9.00E+061.00E+04 3 → Nb-90 [6] Mo-934.0 E3 a ec / ph1.40E-092.60E-09 0.016 4 <0.11.E+014.00E+066.00E+03 100 Mo-93m6.85 h it, ec / ph 3.00E-102.80E-10 0.330 800 0.81.E+012.00E+07 3.00E+04 10 → Mo-93 Mo-9965.94 h β– / ph1.10E-091.20E-09 0.024 1000 1.61.E+01 [2]5.00E+068.00E+03 3 → Tc-99m, Tc-
Mo-101 14.61 min β– / ph4.50E-114.20E-11 0.196 1000 1.71.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 → Tc-101 Tc-932.75 h ec, β+ / ph6.50E-114.90E-11 0.222 20 0.11.E+01 [1]8.00E+071.00E+05 100 → Mo-93 it, ec, β / ph 3.10E-112.40E-11 0.098 300 0.41.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 10 → Tc-93, Mo- Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Tc-94 293 min ec, β+ / ph2.20E-101.80E-10 0.414 200 0.41.E+01 [1]2.00E+074.00E+04 10 Tc-94m 52.0 min ec, β+ / ph8.00E-111.10E-10 0.285 700 1.31.E+01 [1]6.00E+071.00E+05 3 Tc-9520.0 h ec / ph1.80E-101.60E-10 0.135 20 0.11.E+01 3.00E+075.00E+04 100 ec, β , it / ph8.60E-106.20E-10 0.117 100 0.11.E+00 [2]6.00E+061.00E+04 100 → Tc-95 Tc-964.28 d ec / ph1.00E-091.10E-09 0.388 40 0.21.E+005.00E+068.00E+03 30 Tc-96m51.5 min it, ec, β+ / ph1.10E-111.30E-11 0.016 3 <0.11.E+03 [1]5.00E+088.00E+05 1000 → Tc-96 Tc-972.6 E6 a ec / ph1.60E-108.30E-11 0.017 4 <0.11.E+01 3.00E+075.00E+04 1000 Tc-97m 90.1 d it / ph2.70E-096.60E-10 0.014 30 0.71.E+022.00E+06 3.00E+03 10 → Tc-97 β / ph6.10E-092.30E-09 0.215 20001.51.E-018.00E+051.00E+03 3 Tc-992.111 E5 a β – 3.20E-097.80E-10 <0.001 1000 1.11.E+002.00E+06 3.00E+03 3 it, β / ph2.90E-112.20E-11 0.022 300 0.21.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 30 → Tc-99 Tc-101 14.2 min – β / ph2.10E-111.90E-11 0.055 1000 1.61.E+02 [1]2.00E+084.00E+05 3 Tc-10418.3 min – β / ph4.80E-118.10E-11 1.219 1000 1.81.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 Ru-9451.8 min + ec, β / ph7.40E-119.40E-11 0.100 20 0.11.E+02 [1]7.00E+071.00E+05 100 → Tc-94 Ru-972.9 d ec / ph1.60E-101.50E-10 0.055 100 0.11.E+01 3.00E+075.00E+04 100 → Tc-97 Ru-10339.26 d – β / ph2.20E-097.30E-10 0.073 500 0.61.E+00 [2]2.00E+064.00E+03 10 Ru-1054.44 h – β / ph2.50E-102.60E-10 0.119 1000 1.61.E+01 [1]2.00E+07 3.00E+04 3 → Rh-105 Ru-106 / Rh-106 373.59 d – β / ph 3.50E-087.00E-09 0.357 1000 1.61.E-01 [2]1.00E+052.00E+02 3 Rh-9916.1 d + ec, β / ph8.90E-105.10E-10 0.115 100 0.21.E+01 [1]6.00E+069.00E+03 30 ec, β / ph7.30E-116.60E-11 0.122 100 0.21.E+01 [1]7.00E+071.00E+05 30 Rh-10020.8 h + ec, β / ph6.30E-107.10E-10 0.392 100 0.31.E+008.00E+061.00E+04 30 Rh-101 3.3 a ec / ph 3.10E-095.50E-10 0.062 300 0.41.E+002.00E+06 3.00E+03 10 Rh-101m4.34 d
ec,it / ph2.70E-102.20E-10 0.066 200 0.21.E+012.00E+07 3.00E+04 30 → Rh-101 Rh-102 207 d + – ec, β , β / ph4.20E-091.20E-09 0.085 400 0.61.E-011.00E+062.00E+03 10 ec, β , it / ph9.00E-092.60E-09 0.339 50 0.21.E+006.00E+059.00E+02 30 → Rh-102 Rh-103m 56.114 min it / ph2.50E-12 3.80E-12 0.002 <1 <0.11.E+04 [1]2.00E+09 3.00E+06 1000 Rh-105 35.36 h β– / ph4.40E-10 3.70E-10 0.013 1000 1.21.E+021.00E+072.00E+04 3 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Rh-106m 131 min β– / ph1.90E-101.60E-10 0.436 1000 1.71.E+01 [1] 3.00E+074.00E+04 3 Rh-10721.7 min β– / ph2.80E-112.40E-11 0.051 1000 1.61.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → Pd-107 Pd-100 3.63 d ec / ph9.70E-109.40E-10 0.050 20 0.11.E+00 [2]5.00E+069.00E+03 100 → Rh-100 [6] Pd-1018.47 h + ec, β / ph1.00E-109.40E-11 0.081 100 0.21.E+025.00E+078.00E+04 30 → Rh-101m Pd-10316.991 d ec / ph 3.00E-101.90E-10 0.019 3 <0.11.E+03 [1]2.00E+07 3.00E+04 1000 → Rh-103m Pd-1076.5 E6 a β –2.90E-10 3.70E-11 <0.001 <1 <0.11.E+032.00E+07 3.00E+04 1000 Pd-109 13.7012 h – β / ph5.00E-105.50E-10 0.010 1000 2 1.E+02 [2]1.00E+072.00E+04 3 Ag-102 12.9 min + ec, β / ph 3.20E-114.00E-11 0.546 800 1.41.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 Ag-10365.7 min + ec, β / ph4.50E-114.30E-11 0.125 500 0.81.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 10 → Pd-103 Ag-10469.2 min + ec, β / ph7.10E-116.00E-11 0.410 300 0.51.E+01 [1]7.00E+071.00E+05 10 ec, β , it / ph4.50E-115.40E-11 0.188 400 0.81.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 10 → Ag-104 [6] Ag-10541.29 d ec / ph8.00E-104.70E-10 0.102 50 0.11.E+006.00E+061.00E+04 100 Ag-106 23.96 min ec, β+, b- / ph2.70E-11 3.20E-11 0.117 700 1 1.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 10 Ag-106m8.28 d ec / ph1.60E-091.50E-09 0.435 60 0.21.E+00 3.00E+065.00E+03 30 Ag-108m / Ag-108 418 a ec, it / ph1.90E-082.30E-09 0.263 100 0.31.E-01 [2] 3.00E+054.00E+02 30 β , it / ph7.30E-092.80E-09 0.409 500 0.61.E-01 [2]7.00E+051.00E+03 10 Ag-1117.45 d – β / ph1.60E-091.30E-09 0.004 1000 1.61.E+02 3.00E+065.00E+03 3 Ag-112 3.130 h – β / ph2.60E-104.30E-10 0.640 1000 1.71.E+01 [1]2.00E+07 3.00E+04 3 Ag-11520.0 min – β / ph4.40E-116.00E-11 0.181 1000 1.71.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 → Cd-115, Cd- Cd-104 57.7 min ec / ph6.30E-115.80E-11 0.062 20 0.1
1.E+02 [1]8.00E+071.00E+05 100 → Ag-104 [6] Cd-1076.50 h ec, β+ / ph1.10E-106.20E-11 0.030 20 0.61.E+03 [1]5.00E+078.00E+04 10 Cd-109 461.4 d ec / ph9.60E-092.00E-09 0.027 5 0.41.E+00 [2]5.00E+059.00E+02 10 Cd-1137.7 E15 a β–1.40E-072.50E-08 <0.001 1000 0.91.E-014.00E+046.00E+01 10 Cd-113m 14.1 a β–, it1.30E-072.30E-08 <0.001 1000 1.41.E-01 [2]4.00E+046.00E+01 3 Cd-115 53.46 h β– / ph1.30E-091.40E-09 0.037 1000 1.51.E+01 [2]4.00E+066.00E+03 3 → In-115 Cd-115m44.6 d β– / ph6.40E-09 3.30E-09 0.003 1000 1.61.E+02 [2]8.00E+051.00E+03 3 → In-115 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Cd-1172.49 h β– / ph2.50E-102.80E-10 0.158 1000 1.51.E+01 [1]2.00E+07 3.00E+04 3 → In-117m, In- 117 Cd-117m 3.36 h β– / ph 3.20E-102.80E-10 0.282 1000 1.51.E+01 [1]2.00E+07 3.00E+04 3 → In-117, In- In-1094.2 h ec, β+ / ph7.30E-116.60E-11 0.117 300 0.31.E+01 [1]7.00E+071.00E+05 30 → Cd-109 In-1104.9 h ec, β+ / ph2.50E-102.40E-10 0.468 60 0.21.E+01 [1]2.00E+07 3.00E+04 30 In-110m69.1 min ec, β+ / ph8.10E-111.00E-10 0.238 700 1.11.E+01 [1]6.00E+071.00E+05 3 In-1112.8047 d ec / ph 3.10E-102.90E-10 0.082 400 0.31.E+01 [2]2.00E+07 3.00E+04 30 In-112 14.97 min + – ec, β , β / ph1.30E-111.00E-11 0.047 900 1 1.E+02 [1]4.00E+086.00E+05 10 In-113m1.6579 h it / ph 3.20E-112.80E-11 0.047 500 0.61.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 10 In-114m / In-114 49.51 d it, ec / ph1.10E-084.10E-09 0.023 3000 3.21.E+01 [2]5.00E+058.00E+02 3 In-1154.41 E14 a β –4.50E-07 3.20E-08 <0.001 1000 1.31.E+021.00E+042.00E+01 3 it, β / ph8.70E-118.60E-11 0.033 900 1 1.E+026.00E+071.00E+05 10 → In-115 β / ph8.00E-116.40E-11 0.356 1000 1.71.E+01 [1]6.00E+071.00E+05 3 In-11743.2 min – β / ph4.80E-11 3.10E-11 0.109 2000 1.81.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 β , it / ph1.10E-101.20E-10 0.019 1000 1.41.E+02 [1]5.00E+078.00E+04 3 → In-117 [6] β , it / ph2.90E-114.70E-11 0.033 1000 1.71.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 Sn-1104.11 h ec / ph2.60E-10 3.50E-10 0.064 70 0.11.E+02 [2]2.00E+07 3.00E+04 100 → In-110S [6] Sn-111 35.3 min + ec, β / ph2.20E-112.30E-11 0.087 400 0.61.E+02 [1]2.00E+084.00E+05 10 → In-111 Sn-113 115.09 d ec / ph1.90E-097.30E-10 0.019 4 <0.11.E+00 [2] 3.00E+064.00E+03 300 → In-113m Sn-117m 13.76 d it /
ph2.20E-097.10E-10 0.038 3000 2.41.E+022.00E+064.00E+03 3 Sn-119m 293.1 d it / ph1.50E-09 3.40E-10 0.011 1 <0.11.E+01 3.00E+066.00E+03 1000 Sn-12127.03 h β –2.80E-102.30E-10 <0.001 1000 1.11.E+032.00E+07 3.00E+04 3 it, β / ph 3.30E-09 3.80E-10 0.004 300 0.31.E+00 [2]2.00E+06 3.00E+03 30 → Sn-121 Sn-123 129.2 d – β / ph5.60E-092.10E-09 0.001 1000 1.61.E+029.00E+051.00E+03 3 β / ph4.40E-11 3.80E-11 0.024 2000 1.91.E+02 [1]1.00E+082.00E+05 3 Sn-1259.64 d – β / ph2.80E-09 3.10E-09 0.053 1000 1.51.E+012.00E+06 3.00E+03 3 → Sb-125 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Sn-1262.30 E5 a β– / ph1.80E-084.70E-09 0.017 1000 1.21.E-01 [2] 3.00E+055.00E+02 3 → Sb-126 [6] Sn-1272.10 h β– / ph2.00E-102.00E-10 0.313 1000 1.61.E+01 [1] 3.00E+074.00E+04 3 → Sb-127 [6] Sn-128 59.07 min β– / ph1.50E-101.50E-10 0.138 1000 1.51.E+01 [1] 3.00E+076.00E+04 3 → Sb-128S [6] Sb-115 32.1 min ec, β+ / ph2.30E-112.40E-11 0.151 400 0.61.E+01 [1]2.00E+084.00E+05 10 Sb-116 15.8 min ec, β+ / ph2.30E-112.60E-11 0.321 500 0.91.E+01 [1]2.00E+084.00E+05 10 Sb-116m 60.3 min ec, β+ / ph8.50E-116.70E-11 0.487 400 0.91.E+01 [1]6.00E+071.00E+05 10 Sb-1172.80 h ec, β+ / ph2.70E-111.80E-11 0.045 400 0.31.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 30 Sb-118m5.00 h ec, β+ / ph2.30E-102.10E-10 0.411 200 0.31.E+01 [1]2.00E+074.00E+04 30 Sb-11938.19 h ec / ph5.90E-118.10E-11 0.022 3 <0.11.E+03 [1]8.00E+071.00E+05 1000 Sb-120 15.89 min + ec, β / ph1.20E-111.40E-11 0.079 500 0.71.E+02 [1]4.00E+087.00E+05 10 Sb-120m5.76 d ec / ph1.30E-091.20E-09 0.386 400 0.41.E+004.00E+066.00E+03 10 Sb-1222.7238 d – + β , ec, β / ph1.20E-091.70E-09 0.068 1000 1.61.E+014.00E+067.00E+03 3 Sb-124 60.20 d – β / ph4.70E-092.50E-09 0.261 1000 1.51.E+001.00E+062.00E+03 3 Sb-124n20.2 min it / ph8.30E-128.00E-12 <0.001 <1 <0.11.E+02 [1]6.00E+081.00E+06 1000 → Sb-124 [6] Sb-1252.75856 a – β / ph 3.30E-091.10E-09 0.076 700 0.71.E-01 [2]2.00E+06 3.00E+03 10 → Te-125m Sb-126 12.35 d – β / ph 3.20E-092.40E-09 0.434 1000 1.51.E+002.00E+06 3.00E+03 3 β , it / ph 3.30E-11 3.60E-11 0.239 1000 1.51.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → Sb-126 [6] Sb-127 3.85 d – β / ph1.70E-091.70E-09 0.106 1000 1.61.E+01 [2] 3.00E+065.00E+03 3 → Te-127, Te- Sb-128
10.4min β– / ph6.70E-107.60E-10 0.472 1000 1.81.E+017.00E+061.00E+04 3 Sb-128m9.01 h β–, it / ph2.60E-11 3.30E-11 0.313 1000 1.81.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 Sb-1294.40 h β– / ph 3.50E-104.20E-10 0.212 1000 1.61.E+01 [1]1.00E+072.00E+04 3 → Te-129, Te- Sb-13039.5 min β– / ph9.10E-119.10E-11 0.505 2000 2.11.E+01 [1]5.00E+079.00E+04 3 Sb-131 23.03 min β– / ph8.30E-111.00E-10 0.278 1000 1.71.E+01 [1]6.00E+071.00E+05 3 → Te-131, Te- Te-1162.49 h ec, β+ / ph1.70E-101.70E-10 0.033 8 0.21.E+02 [1] 3.00E+075.00E+04 30 → Sb-116 [6] Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Te-119m4.70 d ec, β+ / ph1.E+008.00E+061.00E+04 300 Te-121 19.16 d ec / ph4.40E-104.30E-10 0.104 20 0.11.E+011.00E+072.00E+04 100 Te-121m 154 d it, ec / ph 3.60E-092.30E-09 0.043 200 0.41.E+001.00E+062.00E+03 10 → Te-121 [6] Te-1236.00 E14 a ec / ph5.00E-094.40E-09 0.017 2 <0.11.E-011.00E+062.00E+03 100 Te-123m 119.25 d it / ph 3.40E-091.40E-09 0.032 400 0.81.E+001.00E+062.00E+03 10 → Te-123 Te-125m 57.40 d it / ph2.90E-098.70E-10 0.027 500 1.11.E+032.00E+06 3.00E+03 3 Te-1279.35 h β– / ph1.80E-101.70E-10 0.001 1000 1.41.E+03 3.00E+075.00E+04 3 Te-127m 109 d it, β– / ph6.20E-092.30E-09 0.009 40 0.51.E+01 [2]8.00E+051.00E+03 10 → Te-127 Te-12969.6 min β– / ph5.70E-116.30E-11 0.012 1000 1.61.E+02 [1]9.00E+071.00E+05 3 → I-129 Te-129m 33.6 d it, β– / ph5.40E-09 3.00E-09 0.011 600 1.21.E+01 [2]9.00E+052.00E+03 3 → Te-129 Te-13125.0 min β– / ph6.10E-118.70E-11 0.067 2000 2 1.E+028.00E+071.00E+05 3 → I-131 Te-131m 30 h β–, it / ph1.60E-091.90E-09 0.208 2000 1.51.E+01 [2] 3.00E+065.00E+03 3 → I-131, Te- 131 Te-132 3.204 d β– / ph 3.00E-09 3.70E-09 0.050 700 0.71.E+00 [2]2.00E+06 3.00E+03 10 → I-132 [6] Te-133 12.5 min β– / ph4.40E-117.20E-11 0.151 1000 1.71.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 → I-133 Te-133m 55.4 min β–, it / ph1.90E-102.80E-10 0.344 1000 1.81.E+01 [1] 3.00E+074.00E+04 3 → I-133, Te- 133 Te-13441.8 min β– / ph1.10E-101.10E-10 0.142 2000 1.71.E+01 [1]5.00E+078.00E+04 3 → I-134 [6] I-120 81.6 min ec, β+ / ph1.90E-10 3.40E-101.155 800 1.51.E+01 [1] 3.00E+074.00E+04 3 ec, β / ph1.40E-102.10E-101.108 800 1.71.E+01 [1]4.00E+076.00E+04 3 I-1212.12 h + ec, β /
ph 3.90E-118.20E-11 0.077 400 0.41.E+02 [1]1.00E+082.00E+05 10 → Te-121 I-123 13.27 h ec / ph1.10E-102.10E-10 0.043 400 0.31.E+025.00E+078.00E+04 30 → Te-123 I-1244.1760 d + ec, β / ph6.30E-091.30E-08 0.170 300 0.51.E+018.00E+051.00E+03 10 I-125 59.400 d ec / ph7.30E-091.50E-08 0.033 4 <0.11.E+027.00E+051.00E+03 10 I-126 12.93 d + – ec, β , β / ph1.40E-082.90E-08 0.078 700 0.71.E+014.00E+056.00E+02 10 I-128 24.99 min – + β , ec, β / ph2.20E-114.60E-11 0.016 1000 1.51.E+02 [1]2.00E+084.00E+05 3 I-1291.57 E7 a β– / ph5.10E-081.10E-07 0.016 100 0.31.E-021.00E+052.00E+02 3 → Xe-129 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- I-130 12.36 h β– / ph9.60E-102.00E-09 0.325 1000 1.61.E+015.00E+069.00E+03 3 I-1318.02070 d β– / ph1.10E-082.20E-08 0.062 1000 1.41.E+015.00E+058.00E+02 3 → Xe-131m I-1322.295 h β– / ph2.00E-102.90E-10 0.338 1000 1.71.E+01 [1] 3.00E+074.00E+04 3 I-132m1.387 h it, β– / ph1.10E-102.20E-10 0.055 300 1 1.E+025.00E+078.00E+04 10 → I-132 [6] I-13320.8 h β– / ph2.10E-094.30E-09 0.093 1000 1.61.E+012.00E+064.00E+03 3 → Xe-133, Xe- I-134 52.5 min β– / ph7.90E-111.10E-10 0.385 1000 1.81.E+01 [1]6.00E+071.00E+05 3 I-1356.57 h β– / ph4.60E-109.30E-10 0.223 1000 1.61.E+01 [2]1.00E+072.00E+04 3 → Xe-135, Xe- Xe-122 / I-122 20.1 h ec, β+ / ph 0.284 800 1.37.00E+077.00E+04 Xe-1232.08 h ec, β+ / ph 0.107 800 0.91.00E+081.00E+05 → I-123 Xe-12516.9 h ec, β+ / ph 0.060 300 0.2 3.00E+08 3.00E+05 → I-125 Xe-12736.4 d ec / ph 0.059 400 0.32.00E+082.00E+05 Xe-129m8.88 d it / ph 0.030 3000 1.9 3.00E+09 3.00E+06 Xe-131m 11.84 d it / ph 0.012 3000 2.18.00E+098.00E+06 Xe-1335.243 d β– / ph 0.016 1000 1 2.00E+092.00E+06 Xe-133m2.19 d it / ph 0.016 2000 1.72.00E+092.00E+06 → Xe-133 Xe-1359.14 h β– / ph 0.040 2000 1.6 3.00E+08 3.00E+05 → Cs-135 Xe-135m 15.29 min it, β– / ph 0.069 200 0.42.00E+082.00E+05 → Cs-135 Xe-137 3.818 min β– / ph1.167 2 1.7 3.00E+08 3.00E+05 Xe-138 14.08 min β– / ph 0.166 1000 1.75.00E+075.00E+04 → Cs-138 [6] Cs-12545 min ec, β+ / ph2.30E-11 3.50E-11 0.114 500 0.71.E+01 [1]2.00E+084.00E+05 10 → Xe-125 Cs-1276.25 h ec, β+ / ph4.00E-112.40E-11 0.079 100 0.21.E+021.00E+082.00E+05 30 → Xe-127 Cs-129
32.06 h + ec, β / ph8.10E-116.00E-11 0.063 30 <0.11.E+016.00E+071.00E+05 1000 Cs-13029.21 min + – ec, β , β / ph1.50E-112.80E-11 0.087 500 0.81.E+02 [1] 3.00E+086.00E+05 10 Cs-1319.689 d ec / ph4.50E-115.80E-11 0.016 2 <0.11.E+03 [1]1.00E+082.00E+05 1000 Cs-1326.479 d ec, β+, β– / ph 3.80E-105.00E-10 0.119 50 0.11.E+011.00E+072.00E+04 100 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Cs-1342.0648 a β–, ec / ph9.60E-091.90E-08 0.236 1000 1.11.E-015.00E+059.00E+02 3 Cs-134m2.903 h it / ph2.60E-112.00E-11 0.009 1000 1.51.E+032.00E+08 3.00E+05 3 → Cs-134 [6] Cs-1352.3 E6 a β–9.90E-102.00E-09 0.000 600 0.71.E+025.00E+068.00E+03 10 Cs-135m 53 min it / ph2.40E-111.90E-11 0.239 70 0.21.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 30 → Cs-135 Cs-136 13.16 d β– / ph1.90E-09 3.00E-09 0.327 1000 1.51.E+00 3.00E+064.00E+03 3 Cs-137 / Ba-137m 30.1671 a β–, it / ph6.70E-091.30E-08 0.092 2000 1.51.E-01 [2]7.00E+051.00E+03 3 Cs-138 33.41 min β– / ph4.60E-119.20E-11 0.445 1000 1.81.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 Ba-126 / Cs-126 100 min ec, β+ / ph1.20E-102.60E-10 0.805 900 1.61.E+02 [1]4.00E+077.00E+04 3 Ba-128 / Cs-1282.43 d ec, β+ / ph1.30E-092.70E-09 0.209 700 1.21.E+02 [2]4.00E+066.00E+03 3 Ba-131 11.50 d ec / ph 3.50E-104.50E-10 0.087 300 0.41.E+011.00E+072.00E+04 10 → Cs-131 Ba-131m 14.6 min it / ph6.40E-124.90E-12 0.019 50 0.41.E+02 [1]8.00E+081.00E+06 10 → Ba-131 Ba-13310.52 a ec / ph1.80E-091.00E-09 0.085 70 0.11.E-01 3.00E+065.00E+03 100 Ba-133m38.9 h it, ec / ph2.80E-105.50E-10 0.019 2000 1.51.E+022.00E+07 3.00E+04 3 → Ba-133 Ba-135m28.7 h it / ph2.30E-104.50E-10 0.018 2000 1.51.E+022.00E+074.00E+04 3 Ba-139 83.06 min β– / ph5.50E-111.20E-10 0.012 1000 1.71.E+02 [1]9.00E+072.00E+05 3 Ba-140 12.752 d β– / ph1.60E-092.50E-09 0.031 1000 1.51.E+00 3.00E+065.00E+03 3 → La-140 [6] Ba-14118.27 min β– / ph 3.50E-117.00E-11 0.152 1000 1.91.E+02 [1]1.00E+082.00E+05 3 → La-141 Ba-14210.6 min β– / ph2.70E-11 3.50E-11 0.160 1000 1.71.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → La-142 [6] La-131 59 min ec, β+ / ph 3.60E-11 3.50E-11 0.116 400 0.61.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 10 → Ba-131 La-1324.8 h ec, β+ / ph2.80E-10 3.90E-10 0.379 400 0.81.E+01 [1]2.00E+07 3.00E+04 10 La-135
19.5 h ec, β+ / ph2.50E-11 3.00E-11 0.017 2 <0.11.E+032.00E+08 3.00E+05 1000 La-1376.0 E4 a ec / ph1.00E-088.10E-11 0.014 2 <0.11.E+025.00E+058.00E+02 1000 La-1381.02 E11 a ec, β– / ph1.80E-071.10E-09 0.185 400 0.41.E-01 3.00E+045.00E+01 10 La-1401.6781 d β– / ph1.50E-092.00E-09 0.332 1000 1.81.E+00 3.00E+066.00E+03 3 La-141 3.92 h β– / ph2.20E-10 3.60E-10 0.016 1000 1.61.E+02 [1]2.00E+074.00E+04 3 → Ce-141 La-142 91.1 min β– / ph1.50E-101.80E-10 0.490 1000 1.81.E+01 [1] 3.00E+076.00E+04 3 La-143 14.2 min β– / ph 3.30E-115.60E-11 0.219 1000 1.61.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → Ce-143 Ce-134 / La -134 3.16 d ec, β+ / ph1.60E-092.50E-09 0.149 600 1 1.E+03 [2] 3.00E+065.00E+03 10 Ce-13517.7 h ec, β+ / ph7.60E-107.90E-10 0.271 2000 1.81.E+017.00E+061.00E+04 3 → La-135 Ce-1379.0 h ec, β+ / ph1.90E-112.50E-11 0.016 10 <0.11.E+03 3.00E+084.00E+05 1000 → La-137 Ce-137m34.4 h it, ec / ph5.90E-105.40E-10 0.016 2000 1.61.E+02 [2]8.00E+061.00E+04 3 → Ce-137, La- 137 Ce-139 137.641 d ec / ph1.40E-092.60E-10 0.036 500 0.51.E+004.00E+066.00E+03 10 Ce-141 32.508 d β– / ph 3.10E-097.10E-10 0.014 2000 1.61.E+022.00E+06 3.00E+03 3 Ce-143 33.039 h β– / ph1.00E-091.10E-09 0.053 1000 1.61.E+015.00E+068.00E+03 3 → Pr-143 Ce-144 / Pr-144m 284.91 d β– / ph2.90E-085.20E-09 0.005 800 0.91.E+01 [2]2.00E+05 3.00E+02 10 → Pr-144 Pr-136 13.1 min ec, β+ / ph2.50E-11 3.30E-11 0.375 600 1.11.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 Pr-1371.28 h ec, β+ / ph 3.50E-114.00E-11 0.083 300 0.51.E+02 [1]1.00E+082.00E+05 10 → Ce-137 Pr-138m2.12 h ec, β+ / ph1.30E-101.30E-10 0.379 600 0.81.E+01 [1]4.00E+076.00E+04 10 Pr-1394.41 h ec, β+ / ph 3.00E-11 3.10E-11 0.028 100 0.11.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 100 → Ce-139 Pr-142 19.12 h β–, ec / ph7.40E-101.30E-09 0.011 1000 1.61.E+027.00E+061.00E+04 3 Pr-142m 14.6 min it / ph9.40E-121.70E-11 <0.001 <1 <0.11.E+07 [1]5.00E+089.00E+05 1000 → Pr-142 Pr-143 13.57 d β–2.20E-091.20E-09 0.000 1000 1.51.E+032.00E+064.00E+03 3 Pr-14417.28 min β– / ph 3.00E-115.00E-11 0.099 1000 1.61.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 Pr-1455.984 h β– / ph2.60E-10 3.90E-10 0.002 1000 1.61.E+032.00E+07 3.00E+04 3 Pr-147 13.4 min β– / ph 3.00E-11 3.30E-11 0.144 1000 1.81.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → Nd-147 Nd-13650.65 min ec, β+ / ph8.90E-11
9.90E-11 0.061 200 0.31.E+02 [1]6.00E+079.00E+04 30 → Pr-136 [6] Nd-138 / Pr-1385.04 h ec / ph 3.80E-106.40E-10 0.398 700 1.31.E+03 [2]1.00E+072.00E+04 3 Nd-13929.7 min ec, β+ / ph1.70E-112.00E-11 0.070 300 0.41.E+02 [1] 3.00E+085.00E+05 10 → Pr-139 Nd-139m5.50 h ec, β+, it / ph 2.50E-102.50E-10 0.246 500 0.61.E+01 [1]2.00E+07 3.00E+04 10 → Pr-139, Nd- 139 Nd-140 3.37 d ec / ph1.E+04 [2] 3.00E+064.00E+03 100 Nd-1412.49 h ec, β+ / ph8.80E-128.30E-12 0.021 50 0.11.E+02 [1]6.00E+089.00E+05 100 Nd-14710.98 d β– / ph2.10E-091.10E-09 0.027 1000 1.51.E+022.00E+064.00E+03 3 → Pm-147 Nd-1491.728 h β– / ph1.30E-101.20E-10 0.063 2000 1.81.E+02 [1]4.00E+076.00E+04 3 → Pm-149 Nd-151 12.44 min β– / ph2.90E-11 3.00E-11 0.137 1000 1.71.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → Pm-151 Pm-14120.90 min ec, β+ / ph2.50E-11 3.60E-11 0.137 500 0.91.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 10 → Nd-141, Nd- Pm-143 265 d ec / ph9.60E-102.30E-10 0.057 7 <0.11.E+005.00E+069.00E+03 1000 Pm-144 363 d ec / ph5.40E-099.70E-10 0.248 40 0.11.E-019.00E+052.00E+03 100 Pm-14517.7 a ec, α / ph2.40E-091.10E-10 0.013 10 <0.11.E+012.00E+06 3.00E+03 1000 Pm-1465.53 a ec, β– / ph1.30E-089.00E-10 0.122 500 0.61.E-014.00E+056.00E+02 10 → Sm-146 Pm-1472.6234 a β– 3.50E-092.60E-10 <0.001 500 0.61.E+031.00E+062.00E+03 10 → Sm-147 Pm-1485.368 d β– / ph2.20E-092.70E-09 0.091 1000 1.61.E+012.00E+064.00E+03 3 Pm-148m41.29 d β–, it / ph4.30E-091.80E-09 0.306 1000 1.41.E+001.00E+062.00E+03 3 → Sm-148 Pm-149 53.08 h β– / ph8.20E-109.90E-10 0.002 1000 1.61.E+036.00E+061.00E+04 3 Pm-1502.68 h β– / ph2.10E-102.60E-10 0.226 1000 1.81.E+01 [1]2.00E+074.00E+04 3 Pm-15128.40 h β– / ph6.40E-107.30E-10 0.052 1000 1.51.E+018.00E+061.00E+04 3 → Sm-151 Sm-14110.2 min ec, β+ / ph2.70E-11 3.90E-11 0.287 500 1 1.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 10 → Pm-141 [6] Sm-141m22.6 min ec, β+, it / ph 5.60E-116.50E-11 0.338 900 1.11.E+01 [1]9.00E+071.00E+05 3 → Pm-141, Sm-141 Sm-142 / Pm-14272.49 min ec, β+ / ph1.10E-101.90E-10 0.752 800 1.51.E+02 [1]5.00E+078.00E+04 3 Sm-145 340 d ec / ph1.10E-092.10E-10 0.026 20 <0.11.E+025.00E+068.00E+03 1000 → Pm-145 Sm-1461.03 E8 a α6.70E-065.40E-08 <0.001 <1 <0.11.E+007.00E+021.00E+00 3 Sm-1471.060 E11 a α6.10E-064.90E-08 <0.001 <1 <0.11.E+008.00E+021.00E+00
3 Sm-151 90 a β–2.60E-099.80E-11 <0.001 <1 <0.11.E+032.00E+06 3.00E+03 1000 Sm-153 46.50 h β– / ph6.80E-107.40E-10 0.016 1000 1.61.E+027.00E+061.00E+04 3 Sm-15522.3 min β– / ph2.80E-112.90E-11 0.019 1000 1.61.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → Eu-155 Sm-1569.4 h β– / ph2.80E-102.50E-10 0.022 1000 1.41.E+022.00E+07 3.00E+04 3 → Eu-156 [6] Eu-1455.93 d ec, β+ / ph7.30E-107.50E-10 0.217 60 0.21.E+007.00E+061.00E+04 30 → Sm-145 Eu-1464.61 d ec, β+ / ph1.20E-091.30E-09 0.375 100 0.31.E+004.00E+067.00E+03 30 → Sm-146 Eu-147 24.1 d ec, β+, α / ph 1.00E-094.40E-10 0.085 300 0.31.E+015.00E+068.00E+03 30 → Sm-147, Pm-143 Eu-148 54.5 d ec, β+, α / ph 2.30E-091.30E-09 0.327 70 0.21.E+002.00E+064.00E+03 30 → Pm-144 Eu-149 93.1 d ec / ph2.30E-101.00E-10 0.018 20 <0.11.E+012.00E+074.00E+04 1000 Eu-15036.9 a + ec, β / ph 3.40E-081.30E-09 0.238 100 0.21.E-011.00E+052.00E+02 30 β , ec, β / ph2.80E-10 3.80E-10 0.008 1000 1.41.E+03 [1]2.00E+07 3.00E+04 3 Eu-152 13.537 a + – ec, β , β / ph2.70E-081.40E-09 0.179 700 0.81.E-012.00E+05 3.00E+02 10 → Gd-152 Eu-152m9.3116 h β–, ec, β+ / ph 3.20E-105.00E-10 0.047 900 1.31.E+022.00E+07 3.00E+04 3 → Gd-152 Eu-1548.593 a β–, ec / ph 3.50E-082.00E-09 0.185 2000 1.81.E-011.00E+052.00E+02 3 Eu-1554.7611 a β– / ph4.70E-09 3.20E-10 0.012 200 0.31.E+001.00E+062.00E+03 30 Eu-156 15.19 d – β / ph 3.00E-092.20E-09 0.188 1000 1.51.E+002.00E+06 3.00E+03 3 Eu-157 15.18 h – β / ph4.40E-106.00E-10 0.049 1000 1.61.E+021.00E+072.00E+04 3 Eu-15845.9 min – β / ph7.50E-119.40E-11 0.220 1000 1.81.E+01 [1]7.00E+071.00E+05 3 Gd-145 23.0 min + ec, β / ph 3.50E-114.40E-11 0.360 500 0.91.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 10 → Eu-145 [6] Gd-14648.27 d ec / ph5.20E-099.60E-10 0.057 600 0.91.E+00 [2]1.00E+062.00E+03 10 → Eu-146 [6] Gd-14738.1 h + ec, β / ph5.90E-106.10E-10 0.206 400 0.41.E+01 [1]8.00E+061.00E+04 10 → Eu-147 Gd-14874.6 a α 3.00E-055.50E-08 <0.001 <1 <0.11.E+002.00E+02 3.00E-01 3 Gd-1499.28 d + ec, β / ph7.90E-104.50E-10 0.076 400 0.61.E+016.00E+061.00E+04 10 → Eu-149 Gd-151 124 d ec, αα / ph9.30E-102.00E-10 0.018 200 0.21.E+015.00E+069.00E+03 30 → Sm-147 Gd-1521.08 E14 a α2.20E-054.10E-08 <0.001 <1 <0.11.E+01 [1]2.00E+024.00E-01 3 Gd-153 240.4 d ec / ph2.50E-092.70E-10 0.029 30 0.11.E+012.00E+06
3.00E+03 100 Gd-15918.479 h – β / ph 3.90E-104.90E-10 0.010 1000 1.51.E+021.00E+072.00E+04 3 Tb-1471.64 h + ec, β / ph1.20E-101.60E-10 0.356 400 0.81.E+01 [1]4.00E+077.00E+04 10 → Gd-147 [6] Tb-1494.118 h + ec, β , α / ph 3.10E-092.50E-10 0.241 400 0.61.E-012.00E+06 3.00E+03 10 → Gd-149, Eu- 145 Tb-150 3.48 h ec, β+, α / ph1.80E-102.50E-10 0.346 400 0.81.E+01 [1] 3.00E+075.00E+04 10 Tb-15117.609 h ec, β+, α / ph 3.30E-10 3.40E-10 0.147 400 0.61.E+012.00E+07 3.00E+04 10 → Gd-151, Eu- 147 Tb-1532.34 d ec, β+ / ph2.40E-102.50E-10 0.045 100 0.11.E+012.00E+07 3.00E+04 100 → Gd-153 Tb-15421.5 h ec, β+ / ph6.00E-106.50E-10 0.313 400 0.61.E+01 [1]8.00E+061.00E+04 10 Tb-1555.32 d ec / ph2.50E-102.10E-10 0.031 200 0.21.E+022.00E+07 3.00E+04 30 Tb-1565.35 d ec / ph1.40E-091.20E-09 0.277 500 0.81.E+004.00E+066.00E+03 10 Tb-156m 24.4 h it / ph2.30E-101.70E-10 0.007 4 <0.11.E+012.00E+074.00E+04 1000 Tb-156n5.3 h it / ph1.30E-108.10E-11 0.001 8 0.61.E+04 [1]4.00E+076.00E+04 10 → Tb-156 [6] Tb-15771 a ec / ph7.90E-10 3.40E-11 0.001 6 <0.11.E+026.00E+061.00E+04 1000 Tb-158 180 a – ec, β / ph 3.00E-081.10E-09 0.127 400 0.61.E-012.00E+05 3.00E+02 10 Tb-16072.3 d – β / ph5.40E-091.60E-09 0.169 1000 1.71.E+009.00E+052.00E+03 3 Tb-1616.906 d – β / ph1.20E-097.20E-10 0.013 1000 1.31.E+034.00E+067.00E+03 3 Dy-1559.9 h + ec, β / ph1.20E-101.30E-10 0.094 100 0.11.E+01 [1]4.00E+077.00E+04 100 → Tb-155 Dy-1578.14 h ec / ph5.50E-116.10E-11 0.065 40 0.11.E+029.00E+072.00E+05 100 → Tb-157 Dy-159 144.4 d ec / ph2.50E-101.00E-10 0.015 10 <0.11.E+032.00E+07 3.00E+04 1000 Dy-1652.334 h – β / ph8.70E-111.10E-10 0.005 1000 1.61.E+036.00E+071.00E+05 3 Dy-166 81.6 h – β / ph1.80E-091.60E-09 0.010 1000 1.11.E+02 3.00E+065.00E+03 3 → Ho-166 Ho-15548 min + ec, β / ph 3.20E-11 3.70E-11 0.066 300 0.51.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 10 → Dy-155 Ho-157 12.6 min + ec, β / ph7.60E-126.50E-12 0.088 300 0.31.E+02 [1]7.00E+081.00E+06 30 → Dy-157 Ho-159 33.05 min + ec, β / ph1.00E-117.90E-12 0.069 200 0.21.E+02 [1]5.00E+088.00E+05 30 → Dy-159 Ho-1612.48 h ec / ph1.00E-111.30E-11 0.022 20 <0.11.E+02 [1]5.00E+088.00E+05 1000 Ho-162 15.0 min + ec, β / ph4.50E-12 3.30E-12 0.032 70 0.21.E+02 [1]1.00E+092.00E+06 30 it, ec, β
/ ph 3.30E-112.60E-11 0.094 300 0.31.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 30 → Ho-162 Ho-16429 min – ec, β / ph1.30E-119.50E-12 0.009 600 0.71.E+03 [1]4.00E+086.00E+05 10 Ho-164m38.0 min it / ph1.60E-111.60E-11 0.014 20 <0.11.E+03 [1] 3.00E+085.00E+05 1000 → Ho-164 Ho-16626.80 h – β / ph8.30E-101.40E-09 0.005 1000 1.71.E+026.00E+061.00E+04 3 β / ph7.80E-082.00E-09 0.268 800 0.91.E-016.00E+041.00E+02 10 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Ho-167 3.1 h β– / ph1.00E-108.30E-11 0.061 1000 1.41.E+02 [1]5.00E+078.00E+04 3 Er-161 3.21 h ec, β+8.50E-118.00E-11 0.139 400 0.41.E+01 [1]6.00E+071.00E+05 10 → Ho-161 Er-16510.36 h ec1.40E-111.90E-11 0.011 7 <0.11.E+03 [1]4.00E+086.00E+05 1000 Er-1699.40 d β–9.20E-10 3.70E-10 <0.001 1000 1 1.E+035.00E+069.00E+03 10 Er-1717.516 h β– 3.00E-10 3.60E-10 0.064 20001.91.E+022.00E+07 3.00E+04 3 → Tm-171 Er-17249.3 h β–1.20E-091.00E-09 0.084 1000 1 1.E+014.00E+067.00E+03 10 → Tm-172 Tm-16221.70 min ec, β+ / ph2.70E-112.90E-11 0.261 300 0.91.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 10 Tm-1667.70 h ec, β+ / ph2.80E-102.80E-10 0.270 200 0.41.E+012.00E+07 3.00E+04 10 Tm-1679.25 d ec / ph1.00E-095.60E-10 0.029 20001.11.E+02 [1]5.00E+068.00E+03 3 Tm-170 128.6 d β–, ec / ph5.20E-091.30E-09 0.001 1000 1.61.E+021.00E+062.00E+03 3 Tm-1711.92 a β– / ph9.10E-101.10E-10 <0.001 <1 <0.11.E+035.00E+069.00E+03 1000 Tm-17263.6 h β– / ph1.40E-091.70E-09 0.069 1000 1.51.E+014.00E+066.00E+03 3 Tm-1738.24 h β– / ph2.60E-10 3.10E-10 0.063 1000 1.61.E+022.00E+07 3.00E+04 3 Tm-175 15.2 min β– / ph 3.10E-112.70E-11 0.160 2000 2 1.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → Yb-175 Yb-16218.87 min ec, β+ / ph2.30E-112.30E-11 0.027 60 0.11.E+02 [1]2.00E+084.00E+05 100 → Tm-162 [6] Yb-166 56.7 h ec / ph9.50E-109.50E-10 0.022 10 0.11.E+02 [1]5.00E+069.00E+03 100 → Tm-166 [6] Yb-16717.5 min ec, β+ / ph9.50E-126.70E-12 0.053 200 0.41.E+02 [1]5.00E+089.00E+05 10 → Tm-167 Yb-169 32.026 d ec / ph2.40E-097.10E-10 0.061 1000 1 1.E+012.00E+06 3.00E+03 10 Yb-1754.185 d β– / ph7.00E-104.40E-10 0.007 1000 1.11.E+027.00E+061.00E+04 3 Yb-1771.911 h β– / ph9.40E-119.70E-11 0.028 1000 1.51.E+02 [1]5.00E+079.00E+04 3 → Lu-177 Yb-17874 min β– / ph1.10E-101.20E-10
0.006 1000 1.31.E+03 [2]5.00E+078.00E+04 3 → Lu-178 Lu-16934.06 h ec, β+ / ph4.90E-104.60E-10 0.154 100 0.21.E+01 [1]1.00E+072.00E+04 30 → Yb-169 Lu-1702.012 d ec, β+ / ph9.50E-109.90E-10 0.281 60 0.31.E+01 [1]5.00E+069.00E+03 30 Lu-1718.24 d ec, β+ / ph9.30E-106.70E-10 0.115 30 0.11.E+015.00E+069.00E+03 100 Lu-1726.70 d ec, β+ / ph1.80E-091.30E-09 0.283 300 0.51.E+00 3.00E+065.00E+03 10 Lu-1731.37 a ec / ph1.50E-092.60E-10 0.028 30 0.11.E+00 3.00E+066.00E+03 100 Lu-174 3.31 a ec, β+ / ph2.90E-092.70E-10 0.024 10 <0.11.E+002.00E+06 3.00E+03 1000 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Lu-174m 142 d it, ec / ph2.60E-095.30E-10 0.015 30 <0.11.E+012.00E+06 3.00E+03 300 → Lu-174 Lu-176 3.85 E10 a β– / ph4.60E-081.80E-09 0.081 2000 2.31.E-011.00E+052.00E+02 3 Lu-176m 3.635 h β–, ec / ph1.60E-101.70E-10 0.003 1000 1.81.E+03 3.00E+075.00E+04 3 Lu-1776.647 d β– / ph1.10E-095.30E-10 0.006 1000 1.31.E+025.00E+068.00E+03 3 Lu-177m 160.4 d β–, it / ph1.20E-081.70E-09 0.166 2000 2.61.E-01 [2]4.00E+057.00E+02 3 → Lu-177 Lu-17828.4 min β– / ph4.10E-114.70E-11 0.022 1000 1.81.E+02 [1]1.00E+082.00E+05 3 Lu-178m 23.1 min β– / ph5.60E-11 3.80E-11 0.182 2000 2.81.E+01 [1]9.00E+071.00E+05 3 Lu-1794.59 h β– / ph1.60E-102.10E-10 0.005 1000 1.61.E+03 3.00E+075.00E+04 3 Hf-17016.01 h ec / ph4.30E-104.80E-10 0.091 200 0.31.E+02 [1]1.00E+072.00E+04 30 → Lu-170 [6] Hf-1721.87 a ec / ph 3.70E-081.00E-09 0.030 100 0.11.E+01 [2]1.00E+052.00E+02 100 → Lu-172 [6] Hf-173 23.6 h ec, β+ / ph2.20E-102.30E-10 0.071 300 0.31.E+012.00E+074.00E+04 30 → Lu-173 Hf-17570 d ec / ph8.80E-104.10E-10 0.065 200 0.21.E+006.00E+069.00E+03 30 Hf-177m51.4 min it / ph1.50E-108.10E-11 0.370 4000 4.51.E+01 [1] 3.00E+076.00E+04 1 Hf-178m 31 a it / ph 3.10E-074.70E-09 0.378 2000 2.11.E+01 [1]2.00E+04 3.00E+01 3 Hf-179m25.05 d it / ph 3.20E-091.20E-09 0.149 1000 1.61.E+01 [1]2.00E+06 3.00E+03 3 Hf-180m5.5 h it, β– / ph2.00E-101.70E-10 0.166 700 1.11.E+01 [1] 3.00E+074.00E+04 3 Hf-18142.39 d β– / ph4.10E-091.10E-09 0.089 2000 1.91.E+001.00E+062.00E+03 3 Hf-182 9E6 a β– / ph 3.60E-07 3.00E-09 0.039 500 0.61.E-01 [2]1.00E+042.00E+01 10 → Ta-182 [6] Hf-182m61.5
min β–, it / ph7.10E-114.20E-11 0.150 1000 1.81.E+01 [1]7.00E+071.00E+05 3 → Ta-182 [6], Hf-182 Hf-1831.067 h β– / ph8.30E-117.30E-11 0.116 1000 1.61.E+01 [1]6.00E+071.00E+05 3 → Ta-183 Hf-1844.12 h β– / ph4.50E-105.20E-10 0.043 2000 2.21.E+02 [1]1.00E+072.00E+04 3 → Ta-184 Ta-17236.8 min ec, β+ / ph5.70E-115.30E-11 0.244 700 1.51.E+01 [1]9.00E+071.00E+05 3 → Hf-172 [6] Ta-173 3.14 h ec, β+ / ph1.60E-101.90E-10 0.098 500 0.71.E+01 [1] 3.00E+075.00E+04 10 → Hf-173 Ta-1741.14 h ec, β+ / ph6.60E-115.70E-11 0.106 700 1.21.E+01 [1]8.00E+071.00E+05 3 → Hf-174 Ta-17510.5 h ec, β+ / ph2.00E-102.10E-10 0.137 200 0.31.E+01 [1] 3.00E+074.00E+04 30 → Hf-175 Ta-1768.09 h ec, β+ / ph 3.30E-10 3.10E-10 0.280 100 0.51.E+012.00E+07 3.00E+04 10 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Ta-177 56.56 h ec / ph1.30E-101.10E-10 0.015 100 0.21.E+02 [1]4.00E+076.00E+04 30 Ta-1789.31 min ec, β+ / ph 0.021 10 0.21.E+01 [1] 30 Ta-178m2.36 h ec / ph1.10E-107.80E-11 0.172 700 1.25.00E+078.00E+04 3 Ta-1791.82 a ec / ph2.90E-106.50E-11 0.008 6 <0.11.E+012.00E+07 3.00E+04 1000 Ta-1808.152 h ec, β– / ph6.20E-115.40E-11 0.011 200 0.41.E+01 [1]8.00E+071.00E+05 10 Ta-180m 1E13 a1.40E-088.40E-10 0.094 600 1 1.E+034.00E+056.00E+02 10 Ta-182 114.43 d β– / ph7.40E-091.50E-09 0.194 1000 1.81.E-017.00E+051.00E+03 3 Ta-182m 15.84 min it / ph 3.60E-111.20E-11 0.044 3000 2.71.E+02 [1]1.00E+082.00E+05 3 → Ta-182 [6] Ta-1835.1 d β– / ph2.00E-091.30E-09 0.051 2000 2.31.E+01 3.00E+064.00E+03 3 Ta-1848.7 h β– / ph6.30E-106.80E-10 0.247 2000 2.81.E+01 [1]8.00E+061.00E+04 3 Ta-18549.4 min β– / ph7.20E-116.80E-11 0.033 2000 2.31.E+02 [1]7.00E+071.00E+05 3 → W-185 Ta-18610.5 min β– / ph 3.10E-11 3.30E-11 0.252 2000 2.51.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 W-1762.3h7.60E-111.10E-10 0.036 20 0.11.E+02 [1]7.00E+071.00E+05 100 → Ta-176 [6] W-177 132 min ec, β+ / ph4.60E-116.10E-11 0.140 300 0.41.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 10 → Ta-177 W-178 / Ta-178-121.6 d ec / ph1.20E-102.50E-10 0.024 20 0.21.E+01 [1]4.00E+077.00E+04 30 W-17937.05 min ec / ph1.80E-12 3.30E-12 0.019 10 <0.11.E+02 [1] 3.00E+095.00E+06 1000 → Ta-179 W-181 121.2 d ec / ph4.30E-118.20E-11 0.009 7 <0.11.E+011.00E+082.00E+05 1000 W-18575.1 d β–
2.20E-105.00E-10 <0.001 1000 1.11.E+032.00E+074.00E+04 3 W-187 23.72 h β– / ph 3.30E-107.10E-10 0.075 2000 1.61.E+012.00E+07 3.00E+04 3 → Re-187 W-18869.78 d β– / ph8.40E-102.30E-09 <0.001 1000 1 1.E+01 [2]6.00E+061.00E+04 10 → Re-188 Re-177 0.233h2.20E-112.20E-11 0.100 300 0.81.E+01 [1]2.00E+084.00E+05 10 → W-177 [6] Re-178 13.2 min ec, β+ / ph2.40E-112.50E-11 0.256 700 1.61.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → W-178 Re-181 19.9 h ec, β+ / ph 3.70E-104.20E-10 0.124 500 0.61.E+011.00E+072.00E+04 10 → W-181 Re-18264.0 h ec / ph1.70E-091.40E-09 0.177 80 0.61.E+00 3.00E+065.00E+03 10 Re-182m 12.7 h ec, β+ / ph 3.00E-102.70E-10 0.282 900 1.71.E+012.00E+07 3.00E+04 3 Re-18370.0 d ec / ph1.E+01 3.00E+065.00E+03 300 Re-18438.0 d ec, β+ / ph1.80E-091.00E-09 0.138 300 0.61.E+00 3.00E+065.00E+03 10 Re-184m 169 d it, ec / ph4.80E-091.50E-09 0.063 300 0.81.E-011.00E+062.00E+03 10 → Re-184 [6] Re-186 3.7183 d β–, ec / ph1.20E-091.50E-09 0.004 20001.61.E+034.00E+067.00E+03 3 Re-186m2.00 E5 a it / ph7.90E-092.20E-09 0.004 10 0.11.E+00 [2]6.00E+051.00E+03 100 → Re-186 Re-1874.12 E10 a β–4.60E-125.10E-12 <0.001 <1 <0.11.E+031.00E+092.00E+06 1000 Re-18817.0040 h β– / ph7.40E-101.40E-09 0.010 1000 1.81.E+027.00E+061.00E+04 3 Re-188m18.59 min it / ph2.00E-11 3.00E-11 0.016 40 0.21.E+02 [1] 3.00E+084.00E+05 30 → Re-188 Re-189 24.3 h β– / ph6.00E-107.80E-10 0.011 20001.61.E+02 [2]8.00E+061.00E+04 3 → Os-189m Os-180 / Re-180 21.5 min ec, β+ / ph2.50E-111.70E-11 0.199 300 1 1.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 10 Os-181 105 min ec, β+ / ph1.00E-108.90E-11 0.186 400 0.61.E+01 [1]5.00E+078.00E+04 10 → Re-181 [6] Os-18222.10 h ec / ph5.20E-105.60E-10 0.071 100 0.21.E+011.00E+072.00E+04 30 → Re-182-1 [6] Os-185 93.6 d ec / ph1.40E-095.10E-10 0.112 40 0.11.E+004.00E+066.00E+03 100 Os-189m5.8 h it / ph7.90E-121.80E-11 <0.001 5 <0.11.E+04 [1]6.00E+081.00E+06 1000 Os-191 15.4 d β– / ph1.50E-095.70E-10 0.015 400 0.41.E+02 [2] 3.00E+066.00E+03 10 Os-191m 13.10 h it / ph1.40E-109.60E-11 0.002 5 0.11.E+034.00E+076.00E+04 100 → Os-191 Os-193 30.11 h β– / ph6.80E-108.10E-10 0.012 1000 1.61.E+027.00E+061.00E+04 3 Os-1946.0 a β– / ph4.20E-082.40E-09 0.001 2 <0.11.E+00 [2]1.00E+052.00E+02 100 → Ir-194 Ir-182 15 min ec, β+ / ph4.00E-11
4.80E-11 0.584 1000 1.91.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 → Os-182 Ir-184 3.09 h ec, β+ / ph1.90E-101.70E-10 0.296 1000 1.51.E+01 [1] 3.00E+074.00E+04 3 Ir-185 14.4 h ec, β+ / ph2.60E-102.60E-10 0.091 300 0.51.E+01 [1]2.00E+07 3.00E+04 10 → Os-185 [6] Ir-18616.64 h ec, β+ / ph5.00E-104.90E-10 0.243 1000 1 1.E+01 [1]1.00E+072.00E+04 10 Ir-186m1.92 h ec, β+, it / ph 7.10E-116.10E-11 0.152 900 0.91.E+01 [1]7.00E+071.00E+05 10 Ir-18710.5 h ec, β+ / ph1.20E-101.20E-10 0.059 100 0.11.E+024.00E+077.00E+04 100 Ir-18841.5 h ec, β+ / ph6.20E-106.30E-10 0.223 500 0.51.E+01 [1]8.00E+061.00E+04 10 Ir-189 13.2 d ec / ph4.60E-102.40E-10 0.016 50 0.11.E+02 [2]1.00E+072.00E+04 100 Ir-190 11.78 d ec / ph2.50E-091.20E-09 0.228 800 1.31.E+00 [2]2.00E+06 3.00E+03 3 Ir-190m1.120 h it / ph1.10E-118.00E-12 <0.001 5 <0.11.E+04 [1]5.00E+088.00E+05 1000 → Ir-190 [6] Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Ir-190n 3.087 h ec, it / ph1.40E-101.20E-10 0.247 900 0.91.E+01 [1]4.00E+076.00E+04 10 → Ir-190 Ir-19273.827 d β–, ec / ph4.90E-091.40E-09 0.131 20001.61.E+001.00E+062.00E+03 3 Ir-192n 241 a it / ph1.90E-08 3.10E-10 0.025 2 <0.11.E+02 [1] 3.00E+054.00E+02 1000 → Ir-192 [6] Ir-193m10.53 d it / ph1.00E-092.70E-101.E+045.00E+068.00E+03 1000 Ir-194 19.28 h β– / ph7.50E-101.30E-09 0.017 1000 1.61.E+027.00E+061.00E+04 3 Ir-194m 171 d β– / ph8.20E-092.10E-09 0.367 1000 1.51.E+01 [2]6.00E+051.00E+03 3 Ir-1952.5 h β– / ph1.00E-101.00E-10 0.012 1000 1.71.E+02 [1]5.00E+078.00E+04 3 Ir-195m 3.8 h β–, it / ph2.40E-102.10E-10 0.073 20002.61.E+02 [1]2.00E+07 3.00E+04 3 → Ir-195 Pt-1862.08 h ec, α / ph6.60E-119.30E-11 0.115 20 0.11.E+01 [1]8.00E+071.00E+05 100 → Ir-186-1 [6], Os-182 Pt-18810.2 d ec, α / ph6.30E-107.60E-10 0.035 800 0.81.E+01 [1]8.00E+061.00E+04 10 → Ir-188 [6] Pt-18910.87 h ec, β+ / ph7.30E-111.20E-10 0.054 200 0.21.E+027.00E+071.00E+05 30 → Ir-189 Pt-1906.50 E11 a α1.E+002.00E+044.00E+01 30 Pt-1912.802 d ec / ph1.90E-10 3.40E-10 0.053 200 0.31.E+01 [2] 3.00E+074.00E+04 30 Pt-19350 a ec / ph2.70E-11 3.10E-11 0.001 4 <0.11.E+012.00E+08 3.00E+05 1000 Pt-193m4.33 d it / ph2.10E-104.50E-10 0.003 20001.81.E+03 [1]2.00E+074.00E+04 3 → Pt-193 Pt-195m4.02 d
it / ph 3.10E-106.30E-10 0.016 20002.11.E+02 [1]2.00E+07 3.00E+04 3 Pt-197 19.8915 h β– / ph1.60E-104.00E-10 0.005 1000 1.51.E+03 3.00E+075.00E+04 3 Pt-197m 95.41 min it, β– / ph4.30E-118.40E-11 0.015 20001.61.E+02 [1]1.00E+082.00E+05 3 → Pt-197 Pt-199 30.80 min β– / ph2.20E-11 3.90E-11 0.031 1000 1.71.E+02 [1]2.00E+084.00E+05 3 → Au-199 Pt-200 12.5 h β– / ph4.00E-101.20E-09 0.011 1000 1.51.E+02 [2]1.00E+072.00E+04 3 → Au-200 Au-19317.65 h ec / ph1.60E-101.30E-10 0.029 400 0.51.E+02 3.00E+075.00E+04 10 → Pt-193 Au-19438.02 h ec, β+ / ph 3.80E-104.20E-10 0.157 200 0.21.E+011.00E+072.00E+04 30 Au-195 186.098 d ec / ph1.20E-092.50E-10 0.017 40 0.21.E+014.00E+067.00E+03 30 Au-1966.183 d ec, β– / ph1.E+011.00E+072.00E+04 1000 Au-1982.69517 d β– / ph1.10E-091.00E-09 0.065 1000 1.61.E+015.00E+068.00E+03 3 Au-198m2.27 d it / ph2.00E-091.30E-09 0.094 3000 3.91.E+01 3.00E+064.00E+03 1 → Au-198 Au-199 3.139 d β– / ph7.60E-104.40E-10 0.015 20001.51.E+027.00E+061.00E+04 3 Au-20048.4 min β– / ph5.60E-116.80E-11 0.044 1000 1.61.E+02 [1]9.00E+071.00E+05 3 Au-200m18.7 h β–, it / ph1.00E-091.10E-09 0.323 20002.11.E+01 [1]5.00E+068.00E+03 3 → Au-200 Au-20126 min β– / ph2.90E-112.40E-11 0.008 1000 1.61.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 Hg-193 3.80 h ec, β+ / ph1.00E-108.20E-11 0.037 800 1.11.E+02 [1]5.00E+078.00E+04 3 → Au-193 Hg-193m 11.8 h ec, β+, it / ph3.80E-104.00E-10 0.162 1000 0.91.E+01 [1]1.00E+072.00E+04 10 → Hg-193 Hg-194 440 a ec / ph1.90E-085.10E-08 0.001 4 <0.11.E-01 [2] 3.00E+054.00E+02 3 → Au-194 [6] Hg-19510.53 h + ec, β / ph9.20E-119.70E-11 0.034 60 0.11.E+025.00E+079.00E+04 100 → Au-195 it, ec, β / ph6.50E-105.60E-10 0.037 1000 1.31.E+02 [2]8.00E+061.00E+04 3 → Hg-195, Au- 195 Hg-19764.94 h ec / ph2.80E-102.30E-10 0.014 20 0.11.E+022.00E+07 3.00E+04 100 Hg-197m 23.8 h it, ec / ph6.60E-104.70E-10 0.017 3000 2.71.E+028.00E+061.00E+04 3 → Hg-197 Hg-199m42.66 min it / ph5.20E-11 3.10E-11 0.032 20002.31.E+02 [1]1.00E+082.00E+05 3 Hg-203 46.612 d β– / ph1.90E-091.90E-09 0.039 800 0.91.E+01 3.00E+064.00E+03 10 Tl-194 33.0 min ec, β+ / ph8.90E-128.10E-12 0.125 90 0.11.E+01 [1]6.00E+089.00E+05 100 → Hg-194 Tl-194m 32.8 min ec, β+ / ph 3.60E-114.00E-11 0.368 700 1.31.E+01 [1]1.00E+082.00E+05
3 → Hg-194 Tl-1951.16 h ec, β+ / ph 3.00E-112.70E-11 0.159 200 0.31.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 30 → Hg-195 Tl-1972.84 h ec, β+ / ph2.70E-112.30E-11 0.065 300 0.31.E+02 [1]2.00E+08 3.00E+05 30 → Hg-197 Tl-1985.3 h ec, β+ / ph1.20E-107.30E-11 0.280 100 0.21.E+01 [1]4.00E+077.00E+04 30 Tl-198m1.87 h ec, β+, it / ph 7.30E-115.40E-11 0.188 20001.51.E+01 [1]7.00E+071.00E+05 3 → Tl-198 [6] Tl-1997.42h ec, β+ / ph 3.70E-112.60E-11 0.042 600 0.51.E+021.00E+082.00E+05 10 Tl-20026.1 h ec, β+ / ph2.50E-102.00E-10 0.198 100 0.21.E+012.00E+07 3.00E+04 30 Tl-20172.912 h ec / ph7.60E-119.50E-11 0.018 100 0.21.E+027.00E+071.00E+05 30 Tl-202 12.23 d ec / ph 3.10E-104.50E-10 0.077 60 0.11.E+012.00E+07 3.00E+04 100 Tl-204 3.78 a β–, ec / ph6.20E-101.30E-09 <0.001 1000 1.41.E+008.00E+061.00E+04 3 → Pb-204 Tl-2092.161 min β– / ph 0.296 1000 1.9 3 → Pb-209 Pb-195m 15 min ec, β+ / ph 3.00E-112.90E-11 0.254 600 1.91.E+01 [1]2.00E+08 3.00E+05 3 → Tl-195 [6] Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Pb-1982.4 h ec / ph8.70E-111.00E-10 0.073 600 0.61.E+02 [1]6.00E+071.00E+05 10 → Tl-198 [6] Pb-199 90 min ec, β+ / ph4.80E-115.40E-11 0.218 200 0.31.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 30 → Tl-199 Pb-20021.5 h ec / ph2.60E-104.00E-10 0.037 1000 1 1.E+012.00E+07 3.00E+04 10 → Tl-200 [6] Pb-2019.33 h ec, β+ / ph1.20E-101.60E-10 0.120 300 0.31.E+014.00E+077.00E+04 30 → Tl-201 Pb-2025.25 E4 a ec, α / ph1.40E-088.70E-09 0.001 4 <0.11.E-01 [2]4.00E+056.00E+02 30 → Tl-202 Pb-202m 3.53 h it, ec / ph1.20E-101.30E-10 0.310 900 1 1.E+01 [1]4.00E+077.00E+04 10 → Pb-202, Tl- 202 Pb-20351.873 h ec / ph1.60E-102.40E-10 0.054 500 0.41.E+01 3.00E+075.00E+04 10 Pb-2051.53 E7 a ec / ph4.10E-102.80E-10 0.001 4 <0.11.E+011.00E+072.00E+04 1000 Pb-209 3.253 h β– 3.20E-115.70E-11 <0.001 1000 1.41.E+032.00E+08 3.00E+05 3 Pb-21022.20 a β–, α / ph1.10E-066.80E-07 0.003 3 <0.11.E-01 [2]5.00E+038.00E+00 0.3 → Bi-210 Pb-211 / Bi-21136.1 min β–, α / ph5.60E-091.80E-10 0.016 1000 1.71.E+02 [1]9.00E+051.00E+03 3 Pb-21210.64 h β– / ph 3.30E-085.90E-09 0.025 2000 1.81.E+01 [2]2.00E+05 3.00E+02 3 → Bi-212 [6] Pb-21426.8 min β– / ph4.80E-091.40E-10 0.041 2000 1.91.E+02 [1]1.00E+062.00E+03 3 → Bi-214 [6] Bi-200
36.4 min ec, β+ / ph5.60E-115.10E-11 0.371 600 0.71.E+01 [1]9.00E+071.00E+05 10 → Pb-200 Bi-201 108 min ec, β+ / ph1.10E-101.20E-10 0.205 500 0.81.E+01 [1]5.00E+078.00E+04 10 → Pb-201 [6] Bi-2021.72 h ec, β+ / ph1.00E-108.90E-11 0.367 500 0.61.E+01 [1]5.00E+078.00E+04 10 → Pb-202 Bi-203 11.76 h ec, β+ / ph4.50E-104.80E-10 0.310 200 0.41.E+01 [1]1.00E+072.00E+04 10 → Pb-203 Bi-205 15.31 d ec, β+ / ph1.00E-099.00E-10 0.239 100 0.21.E+01 [1]5.00E+068.00E+03 30 → Pb-205 Bi-2066.243 d ec, β+ / ph2.10E-091.90E-09 0.487 600 1 1.E+002.00E+064.00E+03 10 Bi-207 32.9 a ec, β+ / ph 3.20E-091.30E-09 0.233 100 0.31.E-012.00E+06 3.00E+03 30 Bi-208 3.68 E5 a ec / ph1.E-021.00E+062.00E+03 300 Bi-2105.013 d β–, α6.00E-081.30E-09 <0.001 1000 1.61.E+038.00E+041.00E+02 3 → Po-210 Bi-210m 3.04 E6 a α / ph2.10E-061.50E-08 0.042 500 0.41.E-01 [2]2.00E+034.00E+00 10 → Tl-206 Bi-212 / Po-212, 60.55 min β–, α / ph 3.90E-082.60E-10 0.180 1000 1.71.E+01 [1]1.00E+052.00E+02 3 Tl-208 Bi-213 / Po-213, 45.59 min β–, α / ph4.10E-082.00E-10 0.027 1000 1.61.E+02 [1]1.00E+052.00E+02 3 Tl-209 Bi-214 19.9 min β–, α / ph2.10E-081.10E-10 0.239 1000 1.71.E+01 [1]2.00E+054.00E+02 3 → Po-214-> Pb-210 Po-20336.7 min ec, β+, α / ph 6.10E-115.20E-11 0.245 1000 1 1.E+01 [1]8.00E+071.00E+05 10 → Bi-203 [6] Po-2051.66 h ec, β+, α / ph 8.90E-115.90E-11 0.233 200 0.31.E+01 [1]6.00E+079.00E+04 30 → Bi-205 [6], Pb-201 Po-2068.8 d ec, α / ph1.E+001.00E+042.00E+01 3 → Bi-206 [6] Po-2075.80 h ec, β+, α / ph1.50E-101.40E-10 0.201 200 0.31.E+01 [1] 3.00E+076.00E+04 30 → Bi-207 [6] Po-2082.898 a α, ec1.E+002.00E+03 3.00E+00 0.3 → Bi-208 Po-209 102 a α, ec / ph1.E+002.00E+03 3.00E+00 0.3 → Pb-205 Po-210 138.376 d α2.20E-062.40E-07 <0.001 <1 <0.11.E+002.00E+034.00E+00 1 At-2071.80 h ec, β+, α / ph1.90E-092.30E-10 0.198 500 0.51.E+01 [1] 3.00E+064.00E+03 10 → Po-207 [6], Bi-203 At-2117.214 h ec, α / ph1.10E-071.10E-08 0.008 3 <0.11.E+03 [2]5.00E+048.00E+01 30 → Po-211, Bi- 207 [6] Rn-220 55.6 s α / ph <0.001 <1 <0.1 → Po-216-> Pb-212 Rn-222 3.8235 d α / ph <0.001 <1 <0.1 → Po-218-> Pb-214 Fr-222 14.2 min β– / ph2.10E-087.10E-10 0.001 1000 1.61.E+03 [2]2.00E+054.00E+02 3 → Ra-222 etc. Fr-22322.00 min β–, α / ph1.30E-092.30E-09 0.017 2000 1.81.E+02 [1]4.00E+06
6.00E+03 3 → Ra-223 Ra-223 11.43 d α / ph5.70E-061.00E-07 0.024 600 0.51.E+01 [2]9.00E+021.00E+00 3 → Rn-219→ Po-215→ Pb- 211 Ra-224 3.66 d α / ph2.40E-066.50E-08 0.002 30 <0.11.E+00 [2]2.00E+03 3.00E+00 3 → Rn-220 etc. Ra-225 14.9 d β– / ph4.80E-069.50E-08 0.007 1000 0.91.E+011.00E+032.00E+00 3 → Ac-225 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Ra-226 1600 a α / ph2.20E-062.80E-07 0.001 50 <0.11.E-02 [2]2.00E+034.00E+00 1 → Rn-222 Ra-226 (+ Töchter) 0.283 5000 5.21.E-022.00E+034.00E+00 1 Ra-22742.2 min β– / ph2.10E-108.40E-11 0.038 2000 1.81.E+02 [1]2.00E+074.00E+04 3 → Ac-227 Ra-2285.75 a β– / ph1.70E-066.70E-07 <0.001 <1 <0.11.E-01 [2] 3.00E+035.00E+00 0.3 → Ac-228 Ac-2242.78 h ec, α / ph9.90E-087.00E-10 0.038 100 0.21.E+02 [1]5.00E+048.00E+01 30 → Ra-224, Fr- 220 etc. Ac-22510.0 d α / ph6.50E-062.40E-08 0.005 20 0.11.E+01 [2]8.00E+021.00E+00 10 → Fr-221 etc. Ac-22629.37 h β–, ec, α / ph1.00E-061.00E-08 0.024 1000 1.31.E+02 [2]5.00E+038.00E+00 3 → Th-226, Ra- 226, Fr-222 Ac-22721.772 a β–, α / ph6.30E-041.10E-06 <0.001 <1 <0.11.E-02 [2]8.00E+001.00E-02 0.1 → Th-227, Fr- 223 Ac-2286.15 h β– / ph2.90E-084.30E-10 0.145 2000 1.81.E+01 [1]2.00E+05 3.00E+02 3 → Th-228 Th-226 30.57 min α / ph7.80E-08 3.60E-10 0.002 100 0.31.E+03 [1]6.00E+041.00E+02 30 → Ra-222 etc. Th-22718.68 d α / ph7.60E-068.90E-09 0.023 200 0.21.E+017.00E+021.00E+00 10 → Ra-223 Th-2281.9116 a α / ph 3.20E-057.00E-08 0.002 3 <0.11.E-01 [2]2.00E+02 3.00E-01 3 → Ra-224 Th-2297.34 E3 a α / ph6.90E-054.80E-07 0.027 300 0.51.E-01 [2]7.00E+011.00E-01 0.3 → Ra-225 Th-2307.538 E4 a α / ph2.80E-052.10E-07 0.001 3 <0.11.E-012.00E+02 3.00E-01 1 → Ra-226 Th-23125.52 h β– / ph4.00E-10 3.40E-10 0.019 700 0.81.E+031.00E+072.00E+04 10 → Pa-231 Th-2321.405 E10 a α / ph2.90E-052.20E-07 0.001 3 <0.11.E-01 [2]2.00E+02 3.00E-01 1 → Ra-228 Th-234 / Pa-234m 24.10 d β– / ph5.80E-09 3.40E-09 0.008 1000 1.91.E+02 [2]9.00E+051.00E+03 3 → Pa-234 Th (+ Töchter) 0.355 6000 5.42.00E+02 [11] Pa-22738.3 min α, ec / ph9.70E-084.50E-10 0.007 5 <0.11.E+01 [1]5.00E+049.00E+01 300 → Ac-223 Pa-22822 h ec, β+, α / ph5.10E-087.80E-10 0.168 400 0.91.E+011.00E+052.00E+02 10 → Th-228, Ac- 224 Pa-230
17.4 d ec, β–, α / ph5.70E-079.20E-10 0.108 200 0.31.E+019.00E+031.00E+01 30 → Th-230, U- 230, Ac-226 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Pa-231 3.276 E4 a α / ph8.90E-057.10E-07 0.020 40 0.11.E-026.00E+019.00E-02 0.3 → Ac-227 Pa-2321.31 d β–, ec / ph6.80E-097.20E-10 0.151 1000 1.31.E+017.00E+051.00E+03 3 → U-232 Pa-23326.967 d β– / ph 3.20E-098.70E-10 0.041 2000 1.41.E+012.00E+06 3.00E+03 3 → U-233 Pa-2346.70 h β– / ph5.80E-105.10E-10 0.281 2000 2.91.E+019.00E+061.00E+04 3 → U-234 U-23020.8 d α / ph1.20E-055.50E-08 0.003 6 <0.11.E+01 [2]4.00E+027.00E-01 3 → Th-226 U-2314.2 d ec, α / ph4.00E-102.80E-10 0.032 10 0.11.E+021.00E+072.00E+04 100 → Pa-231, Th- 227 U-23268.9 a α / ph2.60E-05 3.30E-07 0.002 6 <0.11.E-01 [2]2.00E+02 3.00E-01 1 → Th-228 U-2331.592 E5 a α / ph6.90E-065.00E-08 0.001 2 <0.11.E+007.00E+021.00E+00 3 → Th-229 U-2342.455 E5 a α / ph6.80E-064.90E-08 0.002 3 <0.11.E+007.00E+021.00E+00 3 → Th-230 U-2357.04 E8 a α / ph6.10E-064.60E-08 0.028 100 0.21.E+00 [2]8.00E+021.00E+00 3 → Th-231 U-2362.342E7 a α / ph6.30E-064.60E-08 0.002 1 <0.11.E+01 [1]8.00E+021.00E+00 3 → Th-232 U-2376.75 d β– / ph1.70E-097.70E-10 0.037 1000 1.61.E+02 3.00E+065.00E+03 3 → Np-237 U-2384.468 E9 a α, fs / ph5.70E-064.40E-08 0.002 1 <0.11.E+00 [2]9.00E+021.00E+00 10 → Th-234 U-239 23.45 min β– / ph 3.50E-112.80E-11 0.012 1000 1.61.E+02 [1]1.00E+082.00E+05 3 → Np-239 U-240 14.1 h β– / ph8.40E-101.10E-09 0.009 1000 1 1.E+02 [2]6.00E+061.00E+04 10 → Np-240 U (+ Töchter) 0.296 6000 7.19.00E+02 [11] Np-232 14.7 min ec, β+ / ph 3.50E-119.70E-12 0.199 400 0.61.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 10 → U-232 Np-23336.2 min ec, α / ph 3.00E-122.20E-12 0.022 40 <0.11.E+02 [1]2.00E+09 3.00E+06 1000 → U-233 Np-2344.4 d ec, β+ / ph7.30E-108.10E-10 0.219 80 0.21.E+017.00E+061.00E+04 30 → U-234 Np-235 396.1 d ec, α / ph2.70E-105.30E-11 0.008 3 <0.11.E+032.00E+07 3.00E+04 1000 → U-235, Pa- 231 Np-2361.54 E5 a ec, β–, α / ph2.00E-061.70E-08 0.046 1000 1.81.E+00 3.00E+034.00E+00 3 → U-236, Pu- 236 Np-236m22.5 h ec, β– / ph 3.60E-091.90E-10 0.013 600 0.61.E+021.00E+062.00E+03 10 → U-236, Pu- Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07
hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Np-2372.144 E6 a α / ph1.50E-051.10E-07 0.018 30 0.11.E+00 [2] 3.00E+026.00E-01 3 → Pa-233 Np-2382.117 d β– / ph1.70E-099.10E-10 0.089 1000 1.11.E+01 3.00E+065.00E+03 3 → Pu-238 Np-2392.3565 d β– / ph1.10E-098.00E-10 0.039 2000 2.31.E+025.00E+068.00E+03 3 → Pu-239 Np-24061.9 min β– / ph1.30E-108.20E-11 0.225 3000 3.41.E+01 [1]4.00E+076.00E+04 1 → Pu-240 Np-240m7.22 min β–, it / ph 0.060 1000 1.61.E+03 3 → Pu-240 Pu-2348.8 h ec, α / ph1.80E-081.60E-10 0.018 6 <0.11.E+02 [1] 3.00E+055.00E+02 1000 → Np-234, U- 230 Pu-23525.3 min ec, α / ph2.60E-122.10E-12 0.026 8 <0.11.E+02 [1]2.00E+09 3.00E+06 1000 → Np-235, U- 231 Pu-2362.858 a α, fs / ph1.30E-058.60E-08 0.003 1 <0.11.E+004.00E+026.00E-01 3 → U-232 Pu-23745.2 d ec, α / ph 3.00E-101.00E-10 0.018 6 <0.11.E+022.00E+07 3.00E+04 1000 → Np-237, U- 233 Pu-238 87.7 a α, fs / ph 3.00E-052.30E-07 0.002 <1 <0.11.E-012.00E+02 3.00E-01 1 → U-234 Pu-2392.411 E4 a α / ph 3.20E-052.50E-07 0.001 <1 <0.11.E-01 [2]2.00E+02 3.00E-01 1 → U-235 Pu-240 6564 a α, fs / ph 3.20E-052.50E-07 0.002 <1 <0.11.E-012.00E+02 3.00E-01 1 → U-236 Pu-241 14.35 a β–, a5.80E-074.70E-09 <0.001 <1 <0.11.E+019.00E+031.00E+01 30 → Am-241, U- 237 Pu-242 3.75 E5 a α, fs / ph 3.10E-052.40E-07 0.002 <1 <0.11.E-012.00E+02 3.00E-01 1 → U-238 Pu-2434.956 h β– / ph1.10E-108.50E-11 0.007 1000 1.31.E+035.00E+078.00E+04 3 → Am-243 Pu-244 [9]8.00 E7 a α, fs / ph 3.00E-052.40E-07 0.053 1 0.11.E-01 [2]2.00E+02 3.00E-01 1 → U-240 Pu-24510.5 h β– / ph6.50E-107.20E-10 0.070 2000 2 1.E+02 [2]8.00E+061.00E+04 3 → Am-245 Pu-24610.84 d β– / ph7.00E-09 3.30E-09 0.034 700 0.71.E+01 [2]7.00E+051.00E+03 10 → Am-246 Am-23773.0 min ec, α / ph 3.60E-111.80E-11 0.073 800 0.71.E+02 [1]1.00E+082.00E+05 10 → Pu-237, Np- 233 Am-238 98min ec, β+, α / ph6.60E-11 3.20E-11 0.145 60 0.11.E+01 [1]8.00E+071.00E+05 100 → Pu-238, Np- Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Am-239 11.9 h ec, α / ph2.90E-102.40E-10 0.059 1000 1.41.E+02 [1]2.00E+07 3.00E+04 3 → Pu-239, Np- 235 Am-24050.8 h ec, α / ph5.90E-105.80E-10 0.171 50 0.31.E+018.00E+061.00E+04 30 → Pu-240, Np- 236 Am-241 432.2 a α / ph2.70E-052.00E-07 0.019 6 <0.11.E-012.00E+02
3.00E-01 1 → Np-237 Am-24216.02 h β–, ec / ph1.20E-08 3.00E-10 0.009 1000 1.11.E+034.00E+057.00E+02 3 → Cm-242, Pu- 242 Am-242m 141 a it, α / ph2.40E-051.90E-07 0.006 2 <0.11.E-01 [2]2.00E+02 3.00E-01 1 → Am-242, Np-238 Am-2437.37 E3 a α / ph2.70E-052.00E-07 0.014 2 <0.11.E-01 [2]2.00E+02 3.00E-01 1 → Np-239 Am-24410.1 h β– / ph1.50E-094.60E-10 0.145 3000 2.91.E+01 3.00E+066.00E+03 3 → Cm-244 Am-244m26 min β– / ph6.20E-112.90E-11 0.002 1000 1.61.E+04 [1]8.00E+071.00E+05 3 → Cm-244 Am-2452.05 h β– / ph7.60E-116.20E-11 0.007 2000 1.81.E+037.00E+071.00E+05 3 → Cm-245 Am-24639 min β– / ph1.10E-105.80E-11 0.135 4000 4.51.E+01 [1]5.00E+078.00E+04 1 → Cm-246 Am-246m25.0 min β– / ph 3.80E-11 3.40E-11 0.154 1000 1.71.E+01 [1]1.00E+082.00E+05 3 → Cm-246 Cm-2382.4 h ec, α / ph4.80E-098.00E-11 0.021 7 <0.11.E+02 [1]1.00E+062.00E+03 1000 → Am-238, Pu-234 Cm-24027 d α, fs / ph2.30E-067.60E-09 0.003 <1 <0.11.E+022.00E+034.00E+00 30 → Pu-236 Cm-241 32.8 d ec, α / ph2.60E-089.10E-10 0.100 600 0.71.E+012.00E+05 3.00E+02 10 → Am-241, Pu-237 Cm-242 162.8 d α, fs / ph 3.70E-061.20E-08 0.002 <1 <0.11.E+011.00E+032.00E+00 10 → Pu-238 Cm-24329.1 a ec / ph2.00E-051.50E-07 0.033 1000 1.11.E+00 3.00E+024.00E-01 1 → Pu-239, Am-243 Cm-24418.10 a α, fs / ph1.70E-051.20E-07 0.002 <1 <0.11.E+00 3.00E+025.00E-01 3 → Pu-240 Cm-2458.5 E3 a α, fs / ph2.70E-052.10E-07 0.028 400 0.41.E-012.00E+02 3.00E-01 1 → Pu-241 Cm-246 [9]4.76 E3 a α, fs / ph2.70E-052.10E-07 0.013 <1 <0.11.E-012.00E+02 3.00E-01 1 → Pu-242 Cm-2471.56 E7 a α / ph2.50E-051.90E-07 0.053 100 0.11.E-01 [2]2.00E+02 3.00E-01 1 → Pu-243 Radionuklid Halbwertszeit Zerfallsart/ einh eing h10 h0,07 hc,0,07 LL LA CA CS Instabiles Toch- Cm-248 [9] 3.48 E5 a α, fs / ph9.50E-057.70E-07 3.8 <1 <0.11.E-015.00E+019.00E-02 0.3 → Pu-244 Cm-24964.15 min β– / ph5.10E-11 3.10E-11 0.003 1000 1.51.E+031.00E+082.00E+05 3 → Bk-249 Cm-250 [9] 8300 a – α, β , fs / ph5.40E-044.40E-06 36 <1 <0.11.E-02 [2]9.00E+002.00E-02 0.1 → Pu-246, Bk- 250 Bk-2454.94 d ec, α / ph1.80E-095.70E-10 0.054 2000 1.61.E+02 3.00E+065.00E+03 3 → Cm-245, Am-241 Bk-2461.80 d ec / ph4.60E-104.80E-10 0.161 30 0.11.E+01 [1]1.00E+072.00E+04 100 → Cm-246 Bk-2471.38 E3 a α / ph4.50E-05 3.50E-07 0.021 800
0.71.E-011.00E+022.00E-01 1 → Am-243 Bk-249 330 d β–, α1.00E-079.70E-10 <0.001 20 <0.11.E+025.00E+048.00E+01 300 → Cf-249, Am- 245 Bk-250 3.212 h β– / ph7.10E-101.40E-10 0.137 1000 1.51.E+01 [1]7.00E+061.00E+04 3 → Cf-250 Cf-244 19.4 min α / ph1.80E-087.00E-11 0.003 <1 <0.11.E+04 [1] 3.00E+055.00E+02 1000 → Cm-240 Cf-246 35.7 h α, fs / ph 3.50E-07 3.30E-09 0.002 <1 <0.11.E+031.00E+042.00E+01 100 → Cm-242 Cf-248 [9] 334 d α, fs / ph6.10E-062.80E-08 0.003 <1 <0.11.E+008.00E+021.00E+00 10 → Cm-244 Cf-249 351 a α, fs / ph4.50E-05 3.50E-07 0.060 200 0.21.E-011.00E+022.00E-01 1 → Cm-245 Cf-250 [9] 13.08 a α, fs / ph2.20E-051.60E-07 0.035 <1 <0.11.E+002.00E+024.00E-01 1 → Cm-246 Cf-251 900 a α / ph4.60E-05 3.60E-07 0.037 1000 1.81.E-011.00E+022.00E-01 1 → Cm-247 Cf-252 [9]2.645 a α, fs / ph1.30E-059.00E-081.3 <1 <0.11.E+004.00E+026.00E-01 3 → Cm-248 Cf-25317.81 d β–, α / ph1.00E-061.40E-09 <0.001 800 0.81.E+02 [2]5.00E+038.00E+00 10 → Es-253, Cm- 249 Cf-254 [9] 60.5 d α, fs / ph2.20E-054.00E-07 42 <1 <0.11.E+002.00E+024.00E-01 1 → Cm-250 Es-2508.6 h ec / ph4.20E-102.10E-11 0.071 20 0.11.E+02 [1]1.00E+072.00E+04 100 → Cf-250 Es-251 33 h ec, α / ph1.70E-091.70E-10 0.028 200 0.21.E+02 [1] 3.00E+065.00E+03 30 → Cf-251, Bk- 247 Es-25320.47 d α, fs / ph2.10E-066.10E-09 0.001 1 <0.11.E+022.00E+034.00E+00 30 → Bk-249 Es-254 275 .7 d α, β–, fs / ph6.00E-062.80E-08 0.021 6 <0.11.E-01 [2]8.00E+021.00E+00 10 → Bk-250 Es-254m39.3 h β–, α, ec, fs / 3.70E-074.20E-09 0.077 1000 1.41.E+01 [2]1.00E+042.00E+01 3 → Fm-254, Bkph 250 Fm-25225.39 h α, fs / ph2.60E-072.70E-09 0.002 <1 <0.11.E+032.00E+04 3.00E+01 100 → Cf-248 Fm-253 3.00 d ec, α / ph 3.00E-079.10E-10 0.023 200 0.21.E+022.00E+04 3.00E+01 30 → Es-253, Cf- 249 Fm-254 3.240 h α, fs / ph7.70E-084.40E-10 0.002 <1 <0.11.E+04 [1]6.00E+041.00E+02 1000 → Cf-250 Fm-25520.07 h α, fs / ph2.60E-072.50E-09 0.016 5 0.11.E+022.00E+04 3.00E+01 100 → Cf-251 Fm-257 100.5 d α, fs / ph5.20E-061.50E-08 0.032 600 0.81.E+011.00E+032.00E+00 10 → Cf-253 Md-2575.2h2.00E-081.20E-10 0.027 30 <0.11.E+02 [1] 3.00E+054.00E+02 1000 → Fm-257, Es- 253 Md-258 55d4.40E-061.30E-08 0.007 2 <0.11.E+011.00E+032.00E+00 10 → Es-254 Erläuterungen zu den einzelnen Spalten 1–3 Allgemeine Angaben über das Radionuklid
[Quelle: International Commission on Radiological Protection, ICRP 107]. Tochternuklide mit einer Halbwertszeit von weniger als 10 Minuten sind nicht separat aufgeführt; ihre Eigenschaften sind in der Zeile des Mutternuklids integriert.
1 Radionuklid; m: metastabil. Ein Tochternuklid mit einer Halbwertszeit von weniger als 10 Minuten ist nach dem Schrägstrich angegeben.
Halbwertszeit: s: Sekunde; min: Minute; h: Stunde; d: Tag; a: Jahr; E: Exponentialdarstellung. Quelle: International Commission on Radiological Protection, ICRP 107. Dort nicht aufgeführte, einzelne Nuklide: IAEA, Safety Requirements: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, Revision of IAEA Safety Series N°115,
Zerfallsart/Strahlung: α: Alphastrahlung; β+, β-: Betastrahlung; ec: Elektroneneinfang; it: isomeric transition; fs: spontane Spaltung. Für «/Strahlung» ist bei jedem Radionuklid «/ph» angegeben, wenn der Zerfall unter Emission von Photonenstrahlung (γ oder Röntgen) mit einer Energie von mehr als 10 -4 MeV pro Zerfall erfolgt.
4, 5 Dosiskoeffizient für die effektive Folgedosis infolge einer Inhalation (Einatmen) bzw. einer Ingestion (Essen, Trinken) eines Radionuklids für Erwachsene [Quelle: IAEA, Safety Requirements: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, Revision of IAEA Safety Series N°115, GOV2011/42, 15 August 2011; Tabelle III-2A Spalte e(g)5 μm für Inhalation und Spalte e(g) für Ingestion Dort nicht aufgeführte, einzelne Nuklide: International Commission on Radiological Protection, «ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public», unter der Rubrik «Free Educational CD Downloads» du site http://www.icrp.org/.
Dosiskoeffizient für die effektive Folgedosis infolge einer Inhalation eines Radionuklids. Die Inhalation von 1 Bq führt höchstens zur angegebenen effektiven Folgedosis in Sv. Der angegebene Wert entspricht dem Maximalwert für die verschiedenen Aufnahmearten (oder -geschwindigkeiten) von den Lungen ins Blut (F, M oder S), mit einem AMAD von 5 μm 140, Re-183, Pt-190, Au-196, Bi-208, Po-206, Po-208, Po-209] sind die einh- Werte weder in den IAEA BSS noch auf der CD1 ICRP aufgeführt. Die Werte für diese Radionuklide waren für die StSV vom22. Juni 199454 dem Bericht NRPB-R245 von 1991 entnommen worden. Da diese Quelle nicht mehr aktuell ist und diese Radionuklide nur von geringer Bedeutung sind,
AS 1994 1947, 1995 4959, 1996 2129, 2000 107 934 2894, 2001 3294, 2005 601 2885, wird in dieser Verordnung auf die Angabe der Dosiskoeffizienten für diese zwölf Radionuklide verzichtet.
Dosiskoeffizient für die effektive Folgedosis infolge einer Ingestion eines Radionuklids. Die Ingestion von 1 Bq führt höchstens zur angegebenen effektiven Folgedosis in Sv. Anmerkung: Für 12 Radionuklide (wie bei einh) sind die eing-Werte weder in den IAEA BSS der noch auf der CD1 ICRP aufgeführt. Die Werte für diese Radionuklide waren für die StSV vom22. Juni 1994 dem Bericht NRPB- R245 von 1991 entnommen worden. Da diese Quelle nicht mehr aktuell ist und diese Radionuklide nur von geringer Bedeutung sind, wird in dieser Verordnung auf die Angabe der Dosiskoeffizienten für diese zwölf Radionuklide verzichtet.
6–8 Dosiskoeffizient für externe Bestrahlung [Quelle: Petoussi et al., GSF- Bericht 7/93, Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit GmbH, Neuherberg]. Falls das Tochternuklid eine Halbwertszeit von weniger als 10 Minuten hat, ist die Summe der Dosiskoeffizienten von Mutter und Tochter angegeben.
Dosisleistung in10 mm Tiefe (Umgebungs-Äquivalentdosisleistung) in1 m Abstand von einer radioaktiven Quelle mit einer Aktivität von 1 GBq (109 Bq).
Dosisleistung in 0,07 mm Gewebetiefe (Richtungs-Äquivalentdosisleistung) in10 cm Abstand von einer radioaktiven Quelle mit einer Aktivität von
GBq.
Dosiskoeffizient für Hautkontamination. Eine Hautkontamination von
kBq/cm2 (gemittelt über 100 cm2 führt zur angegebenen Dosisleistung (Richtungs-Äquivalentdosisleistung).
9–12 Befreiungsgrenze, Bewilligungsgrenze und Richtwerte
Befreiungsgrenze für die spezifische Aktivität in Bq/g (LL). [Quellen: IAEA, Safety Requirements: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, Revision of IAEA Safety Series N°115, GOV2011/42, 15 Aug. 2011; Tabelle I-2; Brenk Systemplanung, Berechnung von Freigrenzen und Freigabewerten für Nuklide, für die keine Werte in den IAEA-BSS vorliegen Endbericht, Aachen, 2012.] Für Radionuklide mit kurzer Halbwertszeit liegen die im Bericht von Brenk Systemplanung errechneten Freigrenzen häufig über den Freigrenzen der bei geringen Materialmengen geltenden spezifischen Aktivität, die in den IAEA BSS festgelegt sind. In diesem Fall sowie bei den wenigen Radionukliden, für die von Brenk Systemplanung kein Wert errechnet wurde, werden in der vorliegenden Verordnung die Werte für geringe Materialmengen aus den IAEA BSS verwendet [Quelle: IAEA, Safety Requirements: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, Revision of IAEA Safety Series N°115, GOV2011/42, 15. Aug. 2011; Tabelle I-1 Spalte «Activity Concentration»]. Radionuklide, bei denen die in den IAEA BSS für geringe Materialmengen aufgeführten Freigrenzen verwendet werden, sind in Spalte9 der Tabelle mit der Angabe [1] gekennzeichnet. Radionuklide, für die der Beitrag von Tochternukliden bei der Bestimmung des LL-Werts berücksichtigt ist, sind in Spalte9 der Tabelle mit der Angabe [2] gekennzeichnet. In der untenstehenden Tabelle ist bei jedem Radionuklid, für das ein Tochternuklid berücksichtigt wurde, das letzte Radionuklid der Zerfallskette angegeben, das zusammen mit der Mutter für die Berechnung des LL-Werts herangezogen wurde. Beispiel: Ra-226 -> Po-214 bedeutet, dass die Tochternuklide von Ra-226 bis Po-214 (d.h. Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214 und Po-214) zusammen mit der Mutter zur Berechnung von LL berücksichtigt wurden. Für H-3 und S-35, die in verschiedenen chemischen Formen vorliegen können, erfolgte die Berechnung von LL im Bericht von Brenk mit den pessimistischeren Dosiskoeffizienten für jeden Expositionsweg (z.B. für S-35 mit eing von S-35 org und einh von S-35 inorg). Die auf diese Weise festgelegten LL-Werte wurden auf alle chemischen Formen des Radionuklids angewendet.
Bewilligungsgrenze (LA). Die Werte für die Bewilligungsgrenzen sind aus Spalte4 abgeleitet, da beim Umgang mit Radionukliden im Labor die Inhalationsgefahr dominiert. Die einmalige Inhalation einer Aktivität LA führt zu einer effektiven Folgedosis von5 mSv. Für Edelgase, C-11, N-13, O-15, F-18 und Cl-38 entspricht die Bewilligungsgrenze der Aktivität eines Raums von 1000 m3 Inhalt und einer Konzentration CA nach Spalte 11.
11 Richtwert für Daueraktivität in der Luft für beruflich strahlenexponierte
Personen (CA). Der Aufenthalt in Luft mit einer Aktivitätskonzentration CA während 40 Stunden pro Woche und 50 Wochen pro Jahr führt zu einer effektiven Folgedosis von20 mSv. Für Inhalation gilt: CA [Bq/m3] = 0,02 Sv / (einh . 2400 m3/a). Für Edelgase führt der Aufenthalt in einer halbkugelförmigen Wolke grosser Ausdehnung während 40 Stunden pro Woche und 50 Wochen pro Jahr zu einer effektiven Dosis von20 mSv (Die Dosiskoeffizienten für die Immersion eimm stammen aus der Publikation ICRP119, soweit sie nicht in der ENSI-Richtlinie G14 geregelt sind). In den meisten Fällen bezieht sich der CA-Wert auf das Mutternuklid. Die Ausnahmen, bei denen der CA-Wert des Tochternuklids angegeben ist, sind speziell gekennzeichnet. Ebenso mit der entsprechenden Fussnote gekennzeichnet sind Fälle, bei denen die Immersion zu einer Bestrahlung der Haut bzw. aller Organe führt und die Dosis durch Immersion bedeutender ist als diejenige durch Inhalation. [5]: Bei Kr-
wurden die Werte des Tochternuklids für Immersion angegeben. [3]: Abgeleitet aus der effektiven Dosis bei Immersion. [4]: Abgeleitet aus der Hautdosis bei Immersion. In diesem Fall stammen die Dosiskoeffizienten eimm für die Haut aus der Publikation: [Federal Guidance Report N°12, Ex- ternal Exposure to Radionuclides in air, water and soil, Keith F. Eckerman and Jeffrey C. Ryman, Sept. 1993].
Richtwert für die Oberflächenkontamination ausserhalb von Kontrollbereichen gemittelt über 100 cm2 (CS). Der Wert von CS wird auf der Basis der folgenden Szenarien berechnet, wobei das ungünstigste gewählt wird: – eine andauernde Bestrahlung während des ganzen Jahres (8760 Stunden) durch eine Haut-kontamination führt zu einer Äquivalentdosis von
mSv pro Jahr (1/10 des Dosisgrenzwerts für die Haut); – eine tägliche Ingestion einer Kontamination auf eine Fläche von10 cm2 führt zu einer effektiven Dosis von 0,5 mSv pro Jahr; – eine einmalige Inhalation von 10 )% der Aktivität einer Kontamination auf einer Fläche von 100 cm2 führt zu einer Dosis von 0,5 mSv (1/10 der Bewilligungsgrenze); – ein Maximalwert von 1000 Bq/cm2.
Instabiles Tochternuklid
Instabiles Tochternuklid; → bedeutet: zerfällt in …; bei einer Verzweigung in mehrere Nuklide sind diese durch ein Komma getrennt; ein zweiter Pfeil deutet auf eine Zerfallsreihe hin. [6]: Der Wert h10 des Tochternuklids überschreitet 0,1 (mSv/h)/GBq in1 m Abstand (je nachdem Tochternuklid beachten!).
Zusammenstellung der Fussnoten: [1] Radionuklide, bei denen als Befreiungsgrenze die Werte für geringe Materialmengen aus den IAEA BSS verwendet werden. [2] Radionuklide, für welche der Beitrag von Tochternukliden zur Bestimmung des LL-Werts (Spalte 9) berücksichtigt wurde. In der Tabelle weiter unten ist für jedes dieser Radionuklide das letzte Radionuklid der Zerfallskette angegeben, das zusammen mit der Mutter bei der Berechnung des LL-Werts berücksichtigt wurde. [3] Abgeleitet aus der effektiven Dosis bei Immersion (Spalte 11). [4] Abgeleitet aus der Hautdosis bei Immersion (Spalte 11). [5] Bei Kr-88 wurden die Werte des Tochternuklids für Immersion angegeben (Spalte 11). [6] Der Wert h10 des Tochternuklids überschreitet 0,1 (mSv/h)/GBq in1 m Abstand (je nachdem Tochternuklid beachten! Spalte 13). [7] Der Anteil H-3, HTO ist auch zu berücksichtigen. [8] Für Kr-85 wurde LA so gewählt, dass die Dosisleistung in10 cm Abstand bei 5 µSv/h liegt. [9] In h10 ist die Spontanspaltung mitberücksichtigt. Der Anteil Spontanspaltung stammt aus Tables of Isotopes (eighth edition, 1996, John Wiley & Sons) und aus der ENDF Datenbank des Brookhaven National Laboratory. Für die mittlere Anzahl Neutronen pro Spaltung und den Dosisfaktor wurden die Werte von Cf-252 übernommen. Nicht berücksichtigt ist der Photonenanteil bei der Kernspaltung und die Photonenemission der entstehenden Spaltprodukte. [10] Kaliumsalze in Mengen von weniger als 1000 kg gelten als befreit. [11] Für Nuklidgemische von Uran (U-238/U-235/U-234+Töchter) sowie von Thorium (Th-232/Th-230/Th-228+Töchter) gilt die Bewilligungsgrenze des dominierenden Nuklids.
Nuklidgemische Bei Nuklidgemischen gilt für die Spalten9, 11 und 12 die Summenregel: Regel zur Überprüfung der Einhaltung von Aktivitätsgrenzwerten bei Nuklidgemischen. Dabei werden die verschiedenen Nuklide entsprechend ihrer Gefährdung gewichtet. Wenn die folgenden Ungleichungen erfüllt sind, so liegen die Gemische unter der Befreiungsgrenze bzw. unter dem Richtwert für die Oberflächenkontamination. a1, a2, ...an: spezifische Aktivitäten der Nuklide1, 2, ..., n in Bq/g. LL1, LL2, ...LLn: Befreiungsgrenzen der Nuklide1, 2, ..., n in Bq/g nach Anhang 3 Spalte9. CS1, CS2, ...CSn: Richtwert für die Oberflächenkontamination der Nuklide1, 2, ..., n in Bq/cm2 nach Anhang 3 Spalte 12.
Zu Fussnote [2] Einbeziehung von Tochternukliden bei der Berechnung der Befreiungsgrenze Nuklid Tochternuklide Nuklid Tochternuklide Nuklid Tochternuklide Nuklid Tochternuklide Nuklid Tochternuklide Mg-28 -> Al-28 Mo-99 -> Tc-99m I-135 -> Xe-135m Hg-195m -> Hg-195 Np-237 -> Pa-233 Si-32 -> P-32 Tc-95m -> Tc-95 Cs-137 -> Ba-137m Pb-202 -> Tl-202 Pu-239 -> U-235m Ca-45 -> Sc-45m Ru-103 -> Rh-103m Ba-128 -> Cs-128 Pb-210 -> Bi-210 Pu-244 -> Np-240 Sc-44m -> Sc-44 Ru-106 -> Rh-106 Ce-134 -> La-134 Pb-212 -> Tl-208 Pu-245 -> Am-245 Ti-44 -> Sc-44 Pd-100 -> Rh-100 Ce-137m -> Ce-137 Bi-210m -> Tl-206 Pu-246 -> Am-246m Fe-52 -> Mn-52m Pd-109 -> Ag-109m Ce-144 -> Pr-144 At-211 -> Po-211 Am-242m -> Np-238 Fe-60 -> Co-60 Ag-108m -> Ag-108 Nd-138 -> Pr-138 Rn-222 -> Tl-210 Am-243 -> Np-239 Ni-66 -> Cu-66 Ag-110m -> Ag-110 Nd-140 -> Pr-140 Fr-222 -> Po-214 Cm-247 -> Pu-243 Zn-62 -> Cu-62 Cd-109 -> Ag-109m Gd-146 -> Eu-146 Ra-223 -> Tl-207 Cm-250 -> Am-246m Zn-69m -> Zn-69 Cd-113m -> In-113m Yb-178 -> Lu-178 Ra-224 -> Tl-208 Cf-253 -> Cm-249 Zn-72 -> Ga-72m Cd-115 -> In-115m Lu-177m -> Lu-177 Ra-226 -> Po-214 Ge-68 -> Ga-68 Cd-115m -> In-115m Hf-172 -> Sn-121m Ra-228 -> Ac-228 As-73 -> Ge-73m In-111 -> Cd-111m Hf-182 -> Ta-182 Ac-225 -> Pb-209 Br-80m -> Br-80 In-114m -> In-114 W-188 -> Re-188 Ac-226 -> Th-226 Br-83 -> Kr-83m Sn-110 -> In-110m Re-186m -> Re-186 Ac-227 -> Bi-211 Rb-83 -> Kr-83m Sn-113 -> In-113m Re-189 -> Os-189m Th-228 -> Tl-208 Sr-80 -> Rb-80 Sn-121m -> Sn-121 Os-191 -> Ir-191m Th-229 -> Pb-209 Sr-89 -> Y-89m Sn-126 -> Sb-126 Os-194 -> Ir-194 Th-232 -> Tl-208 Sr-90 -> Y-90 Sb-125 -> Te-125m Ir-189 -> Os-189m Th-234 -> Pa-234 Sr-91 -> Y-91m Sb-127 -> Te-127 Ir-190 -> Os-190m U-230 -> Po-214 Y-87 -> Sr-87m Te-127m -> Te-127 Ir-194m -> Ir-194 U-232 -> Tl-208 Zr-86 -> Y-86m Te-129m -> Te-129 Pt-191 -> Ir-191m U-235 -> Th-231 Nuklid Tochternuklide Nuklid Tochternuklide Nuklid Tochternuklide Nuklid Tochternuklide Nuklid Tochternuklide
Anhang 4
(Art. 2 Abs. 2 Bst. b,22, 61 Abs. 1 und 194 Abs. 3) Dosisgrössen und Methode für die Ermittlung der Strahlendosis
1 Dosisgrössen
1.1 Energiedosis D (absorbed dose)
Grundlegende Dosisgrösse, definiert durch die Beziehung 𝒅𝜺 𝒅𝒎 wobei 𝑑𝜀 die mittlere Energie ist, die durch ionisierende Strahlung auf die Materie der Masse dm übertragen wird. Die SI-Einheit der Energiedosis ist das Joule durch Kilogramm (J/kg). Ihr besonderer Name ist Gray (Gy).
1.2 Organ-Energiedosis DT (mean absorbed dose in a tissue or organ)
Die Energiedosis DT, gemittelt über das Gewebe oder Organ T, die gegeben ist durch 𝜺𝐓 𝒎𝐓 wobei 𝜀𝑇 die mittlere Energie ist, die auf ein Gewebe oder Organ T übertragen wird, und 𝑚T die Masse dieses Gewebes oder Organs.
1.3 Organ-Äquivalentdosis HT (equivalent dose)
Dosis in einem Gewebe oder Organ T gegeben durch:
𝑯𝐓 = 𝒘𝐑 𝑫𝐓,𝐑 𝐑 wobei DT.R die mittlere Energiedosis durch die Strahlung R in einem Gewebe oder Organ T und wR der Strahlungs-Wichtungsfaktor ist. Da wR dimensionslos ist, ist die Einheit für die Organ-Äquivalentdosis die gleiche wie für die Energiedosis, das J/kg. Ihr besonderer Name ist Sievert (Sv).
1.4 Strahlungs-Wichtungsfaktor
Strahlenart und Energiebereich Wichtungsfaktoren der Strahlung wR Photonen, alle Energien 1 Elektronen und Müonen, alle Energien 1 Neutronen, mit Energie – unter 1 MeV2,5+18,2·e-[ln(E)]²/6 – 1 MeV–50 MeV5,0+17,0·e-[ln(2·E)]²/6 – über 50 MeV2,5+3,25·e-[ln(0,04·E)]²/6 Protonen und geladene Pionen 2 Alphateilchen, Spaltfragmente, schwe- 20 re Kerne
1.5 Folge-Organ-Äquivalentdosis HT(τ) (committed equivalent dose)
Zeitintegral der Äquivalentdosisleistung in einem bestimmten Gewebe oder Organ, die eine Referenzperson nach der Zufuhr eines radioaktiven Stoffes in den Körper erhalten wird, wobei τ die Integrationszeit in Jahren ist.
1.6 Effektive Dosis E (effective dose)
Summe der gewichteten Organ-Äquivalentdosen für alle angegebenen Gewebe und Organe des Körpers, gegeben durch den Ausdruck 𝐓 𝐑 𝐓 wobei HT bzw. wRDT.R die Äquivalentdosis in dem Gewebe oder Organ T und wT der Gewebe-Wichtungsfaktor ist. Die Einheit der effektiven Dosis ist wie die der Energiedosis das J/kg und ihr besonderer Name ist Sievert (Sv);
1.7 Wichtungsfaktoren für Gewebe: Gewebe oder Organ Wichtungsfaktoren für Gewebe, wT Knochenmark (rot) 0,12 Dickdarm 0,12 Lunge 0,12 Magen 0,12 Brust 0,12 Gonaden 0,08 Blase 0,04 Leber 0,04 Speiseröhre 0,04 Gewebe oder Organ Wichtungsfaktoren für Gewebe, wT Schilddrüse 0,04 Gehirn 0,01 Haut 0,01 Knochen-Oberfläche 0,01 Speicheldrüse 0,01 Übrige 0,12 1.8 Effektive Folgedosis E(τ) (committed effective dose) Summe der Produkte aus den Organ-Folgedosen und den zugehörigen Gewebe- Wichtungsfaktoren (wT), wobei τ die Integrationszeit in Jahren nach der Aktivitätszufuhr ist. Der Folgezeitraum beträgt 50 Jahre für Erwachsene und erstreckt sich bis zum Alter von 70 Jahren für Kinder.
1.9 Mess-Äquivalentdosis H (dose equivalent) 1.9.1 Produkt aus D und Q in einem Punkt des Gewebes, wobei D die Energiedosis in ICRU Weichteilgewebe und Q der Qualitätsfaktor für die betrachtete Strahlung an diesem Punkt ist, also:
1.9.2 Die Einheit der Mess-Äquivalentdosis ist das Joule durch Kilogramm (J/kg), der besondere Name ist Sievert (Sv). Zu den entsprechenden Messgrössen siehe Personendosis und Umgebungs-Äquivalentdosis.
1.10 Ortsdosis Mess-Äquivalentdosis, gemessen an einem bestimmten Ort. Als Ortsdosis gelten die Grössen Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) und Richtungs-Äquivalentdosis H’(d, Ω).
1.11 Personendosis Hp(d) (personal dose equivalent) 1.11.1 Eine Mess-Äquivalentdosis. Die Äquivalentdosis in ICRU Weichteilgewebe in einer geeigneten Tiefe d [mm] unter der Stelle der Körperoberfläche, an der das Personendosimeter getragen wird. Die Einheit der Personendosis ist das Joule durch Kilogramm (J/kg), ihr besonderer Name ist Sievert (Sv). 1.11.2 Die Tiefen-Personendosis Hp(10) ist ein Schätzwert für die effektive Dosis. Die Oberflächen-Personendosis Hp(0.07) ist ein Schätzwert für die Hautdosis und die Augenlinsendosis. Alternativ kann die Augenlinsen-Personendosis Hp(3) als Schätzwert für die Augenlinsendosis verwendet werden.
1.12 Richtungs-Äquivalentdosis H’(d, Ω) (directional dose equivalent) 1.12.1 Äquivalentdosis an einem Punkt im Strahlungsfeld, die im zugehörigen aufgeweiteten Strahlungsfeld auf einem in festgelegter Richtung Ω orientierten Radius der ICRU-Kugel in der Tiefe d erzeugt würde. Die Einheit der Richtungs-Äquivalentdosis ist das Joule durch Kilogramm (J/kg), ihr besonderer Name ist Sievert (Sv). 1.12.2 Im speziellen Fall eines gerichteten Feldes, kann die Richtung mit dem Winkel α spezifiziert werden. α bezeichnet den Winkel zwischen dem Radius entgegen dem Strahlungsfeld und dem festgelegten Radius Ω. Ist α = 0° kann die Grösse H’(d, 0°) als H’(d) geschrieben werden und ist gleich H*(d). 1.12.3 Die empfohlenen Werte für d sind10 mm für durchdringende Strahlung, 0.07 mm für wenig durchdringende Strahlung und 3 mm für die Augenlinse (Siehe operationelle Grössen für die Ortsdosimetrie).
1.13 Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) (ambient dose equivalent) Dosisäquivalent an einem Punkt im Strahlungsfeld, die im zugehörigen aufgeweiteten und ausgerichteten Strahlungsfeld auf dem der Einfallsrichtung der Strahlung entgegengesetzten Radiusvektor der ICRU-Kugel in10 mm Tiefe erzeugt würde. Die Einheit des Umgebungs-Dosisäquivalent ist das Joule durch Kilogramm (J/kg). Ihr besonderer Name ist Sievert (Sv).
1.14 ICRU-Kugel (ICRU sphere) Die ICRU-Kugel ist definiert als eine Kugel mit dem Durchmesser 30 cm, der Dichte1 g/cm3 und der Zusammensetzung (relative Massenteile): Sauerstoff76,2 Prozent, Kohlenstoff 11,1 Prozent, Wasserstoff10,1 Prozent und Stickstoff2,6 Prozent (Näherung für Weichteilgewebe).
1.15 Qualitätsfaktor (Quality factor, Q(L)) 1.15.1 Faktor, der die biologische Wirksamkeit einer Strahlung auf der Grundlage der Ionisationsdichte entlang den Spuren geladener Teilchen im Gewebe kennzeichnet. Q ist definiert als eine Funktion des unbeschränkten linearen Energietransfers LET (L in keV/μm) geladener Teilchen in Wasser: 1.15.2 Bei der Definition der Organ-Äquivalentdosen wurde Q durch den Strahlungs-Wichtungsfaktor wR ersetzt. Q wird jedoch nach wie vor für die Definition der Mess-Äquivalentdosis verwendet.
2 Methode für die Ermittlung der Strahlendosis
2.1 Grundsatz
Die effektive Dosis und die Organ-Äquivalentdosen werden in der Regel mit Hilfe von operationellen Grössen bestimmt.
2.2 Operationelle Grössen
2.2.1 Die operationellen Grössen für die Personendosimetrie bei externer Bestrahlung sind:
die Tiefen-Personendosis Hp(10) mit der Kurzbezeichnung Hp;
die Oberflächen-Personendosis Hp(0,07) mit der Kurzbezeichnung Hs;
die Augenlinsen-Personendosis Hp(3).
2.2.2 Die operationellen Grössen für die Ortsdosimetrie sind:
die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10);
die Richtungs-Äquivalentdosis H’(0,07);
die Richtungs-Äquivalentdosis H’(3).
2.2.3 Die operationelle Grösse für die interne Bestrahlung ist die mit Standardmodellen und den Dosisfaktoren nach den Anhängen 3 und 6 berechnete effektive Folgedosis E50.
2.3 Personendosen und Ortsdosen unterhalb der entsprechenden
Dosisgrenzwerte 2.3.1 Die Äquivalentdosis für ein Organ wird bei externer Bestrahlung der Tiefen- Personendosis Hp(10), beziehungsweise der Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) gleichgesetzt für alle Gewebe und Organe mit Ausnahme der Haut und der Augenlinse. 2.3.2 Die Äquivalentdosis für die Haut, Hände und Füsse wird bei externer Bestrahlung der Oberflächen-Personendosis Hp (0,07), beziehungsweise der Richtungs-Äquivalentdosis H’(0,07), gleichgesetzt. 2.3.3 Die Äquivalentdosis für die Augenlinse wird bei externer Bestrahlung der Oberflächen-Personendosis Hp (0,07), beziehungsweise der Richtungs- Äquivalentdosis H’(0,07), gleichgesetzt. Alternativ kann sie auch der Augenlinsen-Personendosis Hp(3), beziehungsweise der Richtungs-Äquivalentdosis H’(3) gleichgesetzt werden. 2.3.4 Die effektive Dosis wird gleichgesetzt der Summe aus:
der Tiefen-Personendosis Hp (10), beziehungsweise der Umgebungs- Äquivalentdosis H*(10); und
der effektiven Folgedosis E50.
2.4 Personendosen oberhalb der entsprechenden Dosisgrenzwerte
Liegen die nach Ziffer 2.3 ermittelten Dosiswerte über den entsprechenden Grenzwerten, so sind von einem Strahlenschutz-Sachverständigen in Zusammenarbeit mit der Aufsichtsbehörde die effektive Dosis oder die Organ-Äquivalentdosen für die betroffene Person mit Berechnungsmethoden und Dosisfaktoren nach dem Stand von Wissenschaft und Technik individuell zu ermitteln. Der so ermittelte Wert ist entscheidend, ob tatsächlich ein Dosisgrenzwert überschritten ist.
2.5 Ortsdosimetrie
Wird in dieser Verordnung die Ortsdosis limitiert, so gilt als Ortsdosis:
die Grösse H*(10) (Umgebungs-Äquivalentdosis) bei durchdringungsfähiger Strahlung;
die Grösse H’(0,07) (Richtungs-Äquivalentdosis) bei Strahlung geringer Eindringtiefe.
Anhang 5
(Art. 139 Abs. 2 und 194 Abs. 3) Dosisfaktoren bei Personen aus der Bevölkerung 1. Inhalation Typ einh hinh, Organ Organ einh hinh, Organ Organ einh hinh, Organ Organ H-3, HTO [1] V4.8 E-114.8 E-11 GK2.3 E-112.3 E-11 GK1.8 E-111.8 E-11 GK H-3, OBT [2] V1.1 E-101.1 E-10 GK5.5 E-115.5 E-11 GK4.1 E-114.1 E-11 GK C-14 organisch V1.6 E-091.6 E-09 GK7.9 E-107.9 E-10 GK5.8 E-105.8 E-10 GK Na-22 F7.3 E-096.4 E-08 ET 2.4 E-092.0 E-08 ET 1.3 E-099.2 E-09 ET Na-24 F1.8 E-094.3 E-08 ET 5.7 E-101.3 E-08 ET 2.7 E-106.0 E-09 ET Sc-47 F2.8 E-091.4 E-08 Lu1.1 E-096.7 E-09 Lu7.3 E-105.1 E-09 Lu Cr-51 M1.9 E-108.2 E-10 ET 6.4 E-112.6 E-10 ET 3.2 E-111.4 E-10 Lu Mn-54 M6.2 E-092.5 E-08 ET 2.4 E-099.1 E-09 Lu1.5 E-096.3 E-09 Lu Fe-59 M1.3 E-086.7 E-08 Lu5.5 E-09 3.1 E-08 Lu 3.7 E-092.3 E-08 Lu Co-57 M2.2 E-091.2 E-08 Lu8.5 E-104.8 E-09 Lu5.5 E-10 3.3 E-09 Lu Co-58 M6.5 E-09 3.0 E-08 ET 2.4 E-091.2 E-08 Lu1.6 E-098.9 E-09 Lu Co-60 M 3.4 E-081.6 E-07 Lu1.5 E-087.3 E-08 Lu1.0 E-085.2 E-08 Lu Zn-65 M6.5 E-091.9 E-08 ET 2.4 E-097.5 E-09 Lu1.6 E-095.1 E-09 Lu Se-75 F6.0 E-092.4 E-08 Ni2.5 E-099.2 E-09 Ni1.0 E-095.4 E-09 Ni Br-82 M 3.0 E-095.0 E-08 ET 1.1 E-091.5 E-08 ET 6.3 E-107.0 E-09 ET Sr-89 M2.4 E-081.5 E-07 Lu9.1 E-096.3 E-08 Lu6.1 E-094.5 E-08 Lu Sr-90 M1.1 E-077.0 E-07 Lu5.1 E-082.9 E-07 Lu 3.6 E-082.1 E-07 Lu Y-91 M 3.0 E-081.7 E-07 Lu1.1 E-086.9 E-08 Lu7.1 E-095.0 E-08 Lu Zr-95 M1.6 E-089.1 E-08 Lu6.8 E-094.2 E-08 Lu4.8 E-09 3.1 E-08 Lu Nb-95 M5.2 E-092.8 E-08 Lu2.2 E-091.3 E-08 Lu1.5 E-099.5 E-09 Lu Mo-99 M4.4 E-091.8 E-08 DD1.5 E-097.2 E-09 Lu8.9 E-105.3 E-09 Lu Tc-99m M9.9 E-111.4 E-09 ET 3.4 E-114.3 E-10 ET 1.9 E-112.1 E-10 ET Ru-103 M8.4 E-095.3 E-08 Lu 3.5 E-092.4 E-08 Lu2.4 E-091.8 E-08 Lu Typ einh hinh, Organ Organ einh hinh, Organ Organ einh hinh, Organ Organ Ru-106 M1.1 E-077.1 E-07 Lu4.1 E-082.8 E-07 Lu2.8 E-082.0 E-07 Lu Ag-110m M2.8 E-081.1 E-07 Lu1.2 E-085.1 E-08 Lu7.6 E-09 3.6 E-08 Lu Sn-125 M1.5 E-086.5 E-08 Lu5.0 E-092.7 E-08 Lu 3.1 E-092.0 E-08 Lu Sb-122 M5.7 E-092.7 E-08 DD1.8 E-097.5 E-09 Lu1.0 E-095.5 E-09 Lu Sb-124 M2.4 E-081.4 E-07 Lu9.6 E-096.1 E-08 Lu6.4 E-094.4 E-08 Lu Sb-125 M1.6 E-081.0 E-07 Lu6.8 E-094.5 E-08 Lu4.8 E-09 3.2 E-08 Lu Sb-127 M7.3 E-09 3.1 E-08 Lu2.7 E-091.4 E-08
Lu1.7 E-091.1 E-08 Lu Te-125m M1.1 E-087.4 E-08 Lu4.8 E-09 3.5 E-08 Lu 3.4 E-092.6 E-08 Lu Te-127m M2.6 E-081.7 E-07 Lu1.1 E-087.7 E-08 Lu7.4 E-095.6 E-08 Lu Te-129m M2.6 E-081.5 E-07 Lu9.8 E-096.6 E-08 Lu6.6 E-094.8 E-08 Lu Te-131m M5.8 E-09 3.2 E-08 ET 1.9 E-099.8 E-09 ET 9.4 E-104.6 E-09 Lu Te-132 M1.3 E-085.6 E-08 ET 4.0 E-091.7 E-08 ET 2.0 E-091.0 E-08 Lu I-125 F2.3 E-084.5 E-07 SD1.1 E-082.2 E-07 SD5.1 E-091.0 E-07 SD I-125 organisch V4.0 E-088.1 E-07 SD2.2 E-084.4 E-07 SD1.1 E-082.1 E-07 SD I-125 elementar V5.2 E-081.0 E-06 SD2.8 E-085.6 E-07 SD1.4 E-082.7 E-07 SD I-129 F8.6 E-081.7 E-06 SD6.7 E-081.3 E-06 SD 3.6 E-087.1 E-07 SD I-129 organisch V1.5 E-07 3.0 E-06 SD1.3 E-072.7 E-06 SD7.4 E-081.5 E-06 SD I-129 elementar V2.0 E-07 3.9 E-06 SD1.7 E-07 3.4 E-06 SD9.6 E-081.9 E-06 SD I-131 F7.2 E-081.4 E-06 SD1.9 E-08 3.7 E-07 SD7.4 E-091.5 E-07 SD I-131 organisch V1.3 E-072.5 E-06 SD 3.7 E-087.4 E-07 SD1.5 E-08 3.1 E-07 SD I-131 elementar V1.6 E-07 3.2 E-06 SD4.8 E-089.5 E-07 SD2.0 E-08 3.9 E-07 SD I-133 F1.8 E-08 3.5 E-07 SD 3.8 E-097.4 E-08 SD1.5 E-092.8 E-08 SD I-133 organisch V 3.2 E-086.3 E-07 SD7.6 E-091.5 E-07 SD 3.1 E-096.0 E-08 SD I-133 elementar V4.1 E-088.0 E-07 SD9.7 E-091.9 E-07 SD4.0 E-097.6 E-08 SD I-135 F 3.7 E-097.0 E-08 SD7.9 E-101.5 E-08 SD 3.2 E-105.7 E-09 SD I-135 organisch V6.7 E-091.3 E-07 SD1.6 E-09 3.1 E-08 SD6.8 E-101.3 E-08 SD I-135 elementar V8.5 E-091.6 E-07 SD2.1 E-09 3.8 E-08 SD9.2 E-101.5 E-08 SD Cs-134 F7.3 E-094.9 E-08 ET 5.3 E-091.8 E-08 ET 6.6 E-091.2 E-08 ET Cs-136 F5.2 E-095.9 E-08 ET 2.0 E-091.9 E-08 ET 1.2 E-098.8 E-09 ET Cs-137 / Ba-137m F5.4 E-092.5 E-08 ET 3.7 E-099.7 E-09 ET 4.6 E-097.4 E-09 ET Ba-140 M2.0 E-081.1 E-07 Lu7.6 E-094.8 E-08 Lu5.1 E-09 3.5 E-08 Lu La-140 M6.3 E-094.4 E-08 ET 2.0 E-091.3 E-08 ET 1.1 E-096.2 E-09 ET Typ einh hinh, Organ Organ einh hinh, Organ Organ einh hinh, Organ Organ Ce-141 M1.1 E-086.9 E-08 Lu4.6 E-09 3.2 E-08 Lu 3.2 E-092.4 E-08 Lu Ce-144 M1.6 E-076.5 E-07 Lu5.5 E-082.6 E-07 Lu 3.6 E-081.9 E-07 Lu Pr-143 M8.4 E-094.6 E-08 Lu 3.2 E-092.1 E-08 Lu2.2 E-091.5 E-08 Lu Pb-210 M 3.7 E-062.2 E-05 Lu1.5 E-061.1 E-05 KH1.1 E-061.3 E-05 KH Bi-210 M 3.0 E-072.4 E-06 Lu1.3 E-071.1 E-06 Lu9.3 E-087.7 E-07 Lu Po-210 M1.1 E-058.1 E-05 Lu4.6
E-06 3.5 E-05 Lu 3.3 E-062.6 E-05 Lu Ra-224 M8.2 E-066.7 E-05 Lu 3.9 E-06 3.2 E-05 Lu 3.0 E-062.5 E-05 Lu Ra-226 M1.1 E-059.1 E-05 Lu4.9 E-06 3.8 E-05 Lu 3.5 E-062.8 E-05 Lu Th-227 S 3.0 E-052.5 E-04 Lu1.4 E-051.2 E-04 Lu1.0 E-058.7 E-05 Lu Th-228 S1.3 E-041.1 E-03 Lu5.5 E-054.5 E-04 Lu4.0 E-05 3.3 E-04 Lu Th-230 S 3.5 E-052.6 E-04 KH1.6 E-052.4 E-04 KH1.4 E-052.8 E-04 KH Th-232 S5.0 E-05 3.5 E-04 Lu2.6 E-052.6 E-04 KH2.5 E-052.9 E-04 KH Pa-231 M2.3 E-041.0 E-02 KH1.5 E-047.5 E-03 KH1.4 E-046.8 E-03 KH U-234 M1.1 E-059.0 E-05 Lu4.8 E-06 3.8 E-05 Lu 3.5 E-062.7 E-05 Lu U-235 M1.0 E-058.1 E-05 Lu4.3 E-06 3.4 E-05 Lu 3.1 E-062.4 E-05 Lu U-238 M9.4 E-067.5 E-05 Lu4.0 E-06 3.1 E-05 Lu2.9 E-062.2 E-05 Lu Np-237 M4.0 E-058.3 E-04 KH2.2 E-056.7 E-04 KH2.3 E-051.0 E-03 KH Np-239 M4.2 E-091.8 E-08 ET 1.4 E-098.4 E-09 Lu9.3 E-106.3 E-09 Lu Pu-238 M7.4 E-051.2 E-03 KH4.4 E-059.8 E-04 KH4.6 E-051.4 E-03 KH Pu-239 M7.7 E-051.3 E-03 KH4.8 E-051.1 E-03 KH5.0 E-051.5 E-03 KH Pu-240 M7.7 E-051.3 E-03 KH4.8 E-051.1 E-03 KH5.0 E-051.5 E-03 KH Pu-241 M9.7 E-072.2 E-05 KH8.3 E-072.4 E-05 KH9.0 E-07 3.1 E-05 KH Am-241 M6.9 E-051.4 E-03 KH4.0 E-051.2 E-03 KH4.2 E-051.7 E-03 KH Cm-242 M1.8 E-051.2 E-04 KH7.3 E-064.8 E-05 Lu5.2 E-06 3.5 E-05 Lu Cm-244 M5.7 E-059.6 E-04 KH2.7 E-056.4 E-04 KH2.7 E-059.2 E-04 KH Absorptionsklasse Die Absorptionsklasse beschreibt, wie schnell ein inhalierter Stoff aus der Lunge ins Blut aufgenommen wird. Typ F: schnell, Typ M.: mittel, Typ S: langsam, Typ V: sofort (nur bei gewissen Gasen und Dämpfen) einh: Effektive Folgedosis; Integrationszeit: 50 Jahre für Erwachsene, 70 Jahre für Kinder Dosisfaktoren aus: ICRP, 2012. Compendium of Dose Coefficients based on ICRP Publication 60. ICRP Publication 119. Ann. ICRP Dosisfaktoren für weitere Nuklide und für weitere Alterskategorien sind in der ICRP Publikaton 119 zu finden.
hinh, Organ: Folgedosis im meistbetroffenen Organ (GK: Ganzkörper, Go: Gonaden, KM: Knochenmark (rot), DD: Dickdarm, Lu: Lunge, Ma: Magen, Bl: Blase, Br: Brust, Le: Leber, SR: Speiseröhre, SD: Schilddrüse, Ha: Haut, KH: Knochenhaut, Übrige (ET: Extrathorakale Atemwege, Ut: Uterus Ni: Niere, Mi: Milz)) Dosisfaktoren aus: ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public; Ver. 3.0 – Free Educational CD Downloads [1] In Form von verdunstetem Wasser [2] Organisch gebundenes Tritium 2. Ingestion eing hing, Organ Organ eing hing, Organ Organ eing hing, Organ Organ Sv/Bq Sv/Bq Sv/Bq Sv/Bq Sv/Bq Sv/Bq H-3, HTO4.8E-114.8E-11 GK2.3E-112.3E-11 GK1.8E-111.8E-11 GK H-3, OBT [2]1.2E-101.6E-10 Ma5.7E-116.7E-11 Ma4.2E-114.7E-11 Ma C-141.6E-091.9E-09 Ma8.0E-108.9E-10 Ma5.8E-106.3E-10 Ma Na-221.5E-082.8E-08 KH5.5E-091.1E-08 KH 3.2E-096.3E-09 KH Na-242.3E-096.7E-09 Ma7.7E-102.1E-09 Ma4.3E-101.2E-09 Ma Sc-47 3.9E-09 3.0E-08 DD1.2E-099.0E-09 DD5.4E-104.1E-09 DD Cr-512.3E-101.4E-09 DD7.8E-114.5E-10 DD 3.8E-112.1E-10 DD Mn-54 3.1E-098.3E-09 DD1.3E-09 3.3E-09 DD7.1E-101.8E-09 DD Fe-591.3E-08 3.5E-08 DD4.7E-091.2E-08 DD1.8E-095.8E-09 DD Co-571.6E-095.6E-09 DD5.8E-101.8E-09 DD2.1E-109.4E-10 DD Co-584.4E-091.4E-08 DD1.7E-094.9E-09 DD7.4E-102.8E-09 DD Co-602.7E-085.1E-08 DD1.1E-082.0E-08 Le 3.4E-098.7E-09 DD Zn-651.6E-082.2E-08 KH6.4E-098.9E-09 KH 3.9E-095.4E-09 KH Se-751.3E-085.1E-08 Ni6.0E-092.2E-08 Ni2.6E-091.4E-08 Ni Br-822.6E-094.0E-09 DD9.5E-101.5E-09 DD5.4E-108.3E-10 Ma Sr-891.8E-089.2E-08 DD5.8E-092.7E-08 DD2.6E-091.4E-08 DD Sr-907.3E-087.3E-07 KH6.0E-081.0E-06 KH2.8E-084.1E-07 KH Y-911.8E-081.4E-07 DD5.2E-094.2E-08 DD2.4E-091.9E-08 DD Zr-955.6E-09 3.4E-08 DD1.9E-091.1E-08 DD9.5E-105.1E-09 DD eing hing, Organ Organ eing hing, Organ Organ eing hing, Organ Organ Nb-95 3.2E-091.6E-08 DD1.1E-095.6E-09 DD5.8E-102.8E-09 DD Mo-99 3.5E-091.6E-08 Le1.1E-095.5E-09 Le/Ni 6.0E-10 3.1E-09 Ni Tc-99m1.3E-104.7E-10 SD4.3E-111.4E-10 DD2.2E-116.7E-11 DD Ru-1034.6E-092.9E-08 DD1.5E-099.2E-09 DD7.3E-104.3E-09 DD Ru-1064.9E-08 3.3E-07 DD1.5E-081.0E-07 DD7.0E-094.5E-08 DD Ag-110m1.4E-084.6E-08 DD5.2E-091.7E-08 DD2.8E-098.5E-09 DD Sn-1252.2E-081.8E-07 DD6.7E-095.2E-08 DD 3.1E-092.4E-08 DD Sb-1221.2E-089.1E-08 DD 3.7E-09
2.7E-08 DD1.7E-091.2E-08 DD Sb-1241.6E-089.6E-08 DD5.2E-09 3.0E-08 DD2.5E-091.4E-08 DD Sb-1256.1E-09 3.3E-08 KH2.1E-091.3E-08 KH1.1E-099.0E-09 KH Sb-1271.2E-088.4E-08 DD 3.6E-092.5E-08 DD1.7E-091.2E-08 DD Te-125m6.3E-099.0E-08 KH1.9E-09 3.4E-08 KH8.7E-102.0E-08 KH Te-127m1.8E-081.4E-07 KH5.2E-095.5E-08 KH2.3E-09 3.2E-08 KH Te-129m2.4E-081.1E-07 DD6.6E-09 3.2E-08 DD 3.0E-091.4E-08 DD Te-131m1.4E-081.5E-07 SD4.3E-094.5E-08 SD1.9E-091.8E-08 SD Te-132 3.0E-08 3.2E-07 SD8.3E-097.5E-08 SD 3.8E-09 3.1E-08 SD I-1255.7E-081.1E-06 SD 3.1E-086.2E-07 SD1.5E-08 3.0E-07 SD I-1292.2E-074.3E-06 SD1.9E-07 3.8E-06 SD1.1E-072.1E-06 SD I-1311.8E-07 3.6E-06 SD5.2E-081.0E-06 SD2.2E-084.3E-07 SD I-1334.4E-088.6E-07 SD1.0E-082.0E-07 SD4.3E-098.2E-08 SD I-1358.9E-091.7E-07 SD2.2E-09 3.9E-08 SD9.3E-101.6E-08 SD Cs-1341.6E-082.4E-08 DD1.4E-081.7E-08 DD1.9E-082.1E-08 DD Cs-1369.5E-091.3E-08 DD4.4E-095.3E-09 DD 3.0E-09 3.4E-09 DD Cs-137 / Ba-137m1.2E-082.3E-08 DD1.0E-081.3E-08 DD1.3E-081.5E-08 DD Ba-1401.8E-081.2E-07 DD5.8E-09 3.5E-08 DD2.6E-091.7E-08 DD La-1401.3E-088.7E-08 DD4.2E-092.7E-08 DD2.0E-091.3E-08 DD Ce-1415.1E-094.0E-08 DD1.5E-091.2E-08 DD7.1E-105.5E-09 DD Ce-144 3.9E-08 3.1E-07 DD1.1E-089.2E-08 DD5.2E-094.2E-08 DD Pr-1438.7E-097.0E-08 DD2.6E-092.1E-08 DD1.2E-099.3E-09 DD Pb-210 3.6E-06 3.8E-05 KH1.9E-064.4E-05 KH6.9E-072.3E-05 KH Bi-2109.7E-097.6E-08 DD2.9E-092.3E-08 DD1.3E-091.0E-08 DD Po-2108.8E-067.6E-05 Mi2.6E-062.5E-05 Mi1.2E-061.3E-05 Ni eing hing, Organ Organ eing hing, Organ Organ eing hing, Organ Organ Sv/Bq Sv/Bq Sv/Bq Sv/Bq Sv/Bq Sv/Bq Ra-2246.6E-072.3E-05 KH2.6E-071.1E-05 KH6.5E-081.7E-06 KH Ra-2269.6E-072.9E-05 KH8.0E-07 3.9E-05 KH2.8E-071.2E-05 KH Th-2277.0E-088.0E-07 KH2.3E-08 3.9E-07 KH8.8E-098.8E-08 KH Th-228 3.7E-078.4E-06 KH1.4E-074.3E-06 KH7.2E-082.5E-06 KH Th-2304.1E-071.3E-05 KH2.4E-071.1E-05 KH2.1E-071.2E-05 KH Th-2324.5E-071.3E-05 KH2.9E-071.2E-05 KH2.3E-071.2E-05 KH Pa-2311.3E-066.0E-05 KH9.2E-074.6E-05 KH7.1E-07 3.6E-05 KH U-2341.3E-071.8E-06 KH7.4E-081.5E-06 KH4.9E-087.8E-07 KH U-2351.3E-071.7E-06 KH7.1E-081.4E-06 KH4.7E-087.4E-07 KH U-2381.2E-071.6E-06 KH6.8E-081.4E-06 KH4.5E-087.1E-07 KH Np-2372.1E-075.0E-06 KH1.1E-074.1E-06 KH1.1E-075.4E-06 KH Np-2395.7E-09
4.4E-08 DD1.7E-091.3E-08 DD8.0E-106.0E-09 DD Pu-2384.0E-076.9E-06 KH2.4E-075.9E-06 KH2.3E-077.4E-06 KH Pu-2394.2E-077.6E-06 KH2.7E-076.8E-06 KH2.5E-078.2E-06 KH Pu-2404.2E-077.6E-06 KH2.7E-076.8E-06 KH2.5E-078.2E-06 KH Pu-2415.7E-091.2E-07 KH5.1E-091.4E-07 KH4.8E-091.6E-07 KH Am-241 3.7E-078.3E-06 KH2.2E-077.3E-06 KH2.0E-079.0E-06 KH Cm-2427.6E-089.7E-07 KH2.4E-08 3.5E-07 KH1.2E-081.9E-07 KH Cm-2442.9E-075.8E-06 KH1.4E-07 3.9E-06 KH1.2E-074.9E-06 KH eing: Effektive Folgedosis; Integrationszeit: 50 Jahre für Erwachsene, 70 Jahre für Kinder Dosisfaktoren aus: ICRP, 2012. Compendium of Dose Coefficients based on ICRP Publication 60. ICRP Publication 119. Ann. ICRP Dosisfaktoren für weitere Nuklide und für weitere Alterskategorien sind in der ICRP Publikaton 119 zu finden. hing, Organ: Folgedosis im meistbetroffenen Organ (GK: Ganzkörper, Go: Gonaden, KM: Knochenmark (rot), DD: Dickdarm, Lu: Lunge, Ma: Magen, Bl: Blase, Br: Brust, Le: Leber, SR: Speiseröhre, SD: Schilddrüse, Ha: Haut, KH: Knochenhaut, Übrige(ET: Extrathorakale Atemwege, Ut: Uterus Ni: Niere, Mi: Milz) Dosisfaktoren aus: ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public; Ver. 3.0 – Free Educational CD Downloads [2] Organisch gebundenes Tritium
Anhang 6
(Art. 139 Abs. 2 und 194 Abs. 3) Dosisfaktoren für Wolken- und Bodenstrahlung Nuklid Externe Bestrahlung aus Externe Bestrahlung aus Nuklid Externe Bestrahlung aus Externe Bestrahlung aus Wolkenstrahlung Bodenstrahlung Wolkenstrahlung Bodenstrahlung eimm esol eimm esol (mSv/h)/(Bq/m3) (mSv/h)/(Bq/m2 (mSv/h)/(Bq/m3) (mSv/h)/(Bq/m2 H-3 0.0E+00 0.0E+00 Kr-89 3.4E-076.6E-09 C-111.6E-07 3.6E-09 Sr-891.6E-092.5E-10 C-149.4E-124.6E-14 Sr-90 3.5E-105.9E-12 O-151.7E-07 3.9E-09 Sr-90/Y-90 3.2E-094.0E-10 F-181.6E-07 3.4E-09 Y-912.2E-092.7E-10 Na-22 3.7E-077.4E-09 Zr-951.2E-072.5E-09 Na-247.5E-071.3E-08 Nb-951.3E-072.6E-09 Sc-471.7E-08 3.6E-10 Mo-992.5E-086.4E-10 Cr-515.0E-091.1E-10 Mo-99/Tc-99m4.2E-081.0E-09 Mn-541.4E-072.8E-09 Tc-99m1.9E-084.1E-10 Fe-592.0E-074.0E-09 Ru-1038.0E-081.7E-09 Co-571.8E-08 3.9E-10 Ru-106 0.0E+00 0.0E+00 Co-581.6E-07 3.3E-09 Ru-106/Rh-106 3.9E-081.2E-09 Co-604.3E-078.3E-09 Ag-110m4.6E-079.3E-09 Zn-659.8E-081.9E-09 Sn-1255.9E-081.4E-09 Se-756.0E-081.3E-09 Sb-1227.3E-081.8E-09 Br-824.4E-078.9E-09 Sb-124 3.2E-076.2E-09 Kr-794.0E-088.5E-10 Sb-1256.8E-081.5E-09 Kr-818.8E-105.7E-12 Sb-1271.1E-072.4E-09 Kr-83m8.8E-121.2E-12 Te-125m1.2E-099.6E-11 Kr-859.2E-10 3.8E-11 Te-127m4.0E-10 3.1E-11 Kr-85m2.5E-085.6E-10 Te-129m5.7E-092.1E-10 Kr-871.4E-07 3.0E-09 Te-131m2.4E-074.9E-09 Kr-88 3.5E-076.2E-09 Te-132 3.4E-087.7E-10 Kr-88/Rb-884.7E-078.9E-09 Te-132/I-1324.1E-078.6E-09 Nuklid Externe Bestrahlung aus Externe Bestrahlung aus Nuklid Externe Bestrahlung aus Externe Bestrahlung aus Wolkenstrahlung Bodenstrahlung Wolkenstrahlung Bodenstrahlung eimm esol eimm esol (mSv/h)/(Bq/m3) (mSv/h)/(Bq/m2 (mSv/h)/(Bq/m3) (mSv/h)/(Bq/m2 I-1251.4E-091.1E-10 Bi-2109.3E-101.3E-10 I-1291.0E-097.2E-11 Po-2101.6E-12 3.3E-14 I-130 3.5E-077.4E-09 Ra-2241.6E-09 3.5E-11 I-1316.1E-081.3E-09 Ra-2261.1E-092.4E-11 I-132 3.7E-077.8E-09 Th-2271.9E-084.1E-10 I-1331.0E-072.2E-09 Th-228 3.0E-107.8E-12 I-1344.4E-079.0E-09 Th-2305.5E-112.3E-12 I-1352.7E-075.3E-09 Th-2322.8E-111.6E-12 Xe-1227.9E-092.2E-10 Pa-2315.2E-091.2E-10 Xe-1231.0E-072.2E-09 U-2342.2E-112.1E-12 Xe-125 3.9E-088.9E-10 U-2352.5E-085.4E-10 Xe-1274.0E-089.2E-10 U-2381.2E-111.4E-12 Xe-129m 3.4E-091.5E-10 Np-237
3.1E-098.8E-11 Xe-131m1.3E-095.9E-11 Np-2392.6E-085.8E-10 Xe-1335.0E-091.5E-10 Pu-2381.2E-112.2E-12 Xe-133m4.6E-091.3E-10 Pu-2391.4E-111.1E-12 Xe-1354.0E-089.0E-10 Pu-2401.2E-112.0E-12 Xe-135m6.7E-081.5E-09 Pu-2412.2E-135.1E-15 Xe-137 3.7E-081.3E-09 Am-2412.4E-097.8E-11 Xe-1382.0E-07 3.9E-09 Cm-2421.4E-112.4E-12 Cs-1342.5E-075.3E-09 Cm-2441.4E-112.1E-12 Cs-137 3.4E-101.1E-11 eimm Dosisfaktoren für externe Bestrahlung in einer Wolke Cs-137/Ba-137m9.2E-082.0E-09 grosser halbkugelförmiger Ausdehnung im Freien. Ba-1402.9E-086.9E-10 esol Dosisfaktoren für externe Bestrahlung einer grossen Ba-140/La-1404.3E-078.4E-09 flächenhaften Bodendeposition. Ce-1411.1E-082.5E-10 Nullwerte Werte kleiner als4.0E-19 werden als 0.0E+00 angegeben.
Anhang 7
(Art. 24 Abs. 1 und 2) Immissionsgrenzwerte
Immissionsgrenzwerte für die Luft (IGLf): 1.1 Die Immissionsgrenzwerte für die Luft sind so definiert, dass der ständige Aufenthalt (8766 h pro Jahr = AS) an einem Ort mit einer Luftaktivitätskonzentration, die dem Immissionsgrenzwert für ein spezifisches Nuklid entspricht, aufgrund der Inhalation und Immersion zu einer Jahresdosis von 0,3 mSv für die kritische Person führen würde: Kleinkind (KK), zehnjähriges Kind (10 j) oder Erwachsener (Erw.). 1.2 Nuklid Immissionsgrenzwert Luft [Bq/m3] Erw.10 j KK Minimum HTO2,2E+032,3E+03 3,1E+032,2E+03 C-14 (org55)6,8E+016,7E+019,3E+016,7E+01 Na-222,7E+012,0E+011,9E+011,9E+01 Na-246,4E+015,1E+014,8E+014,8E+01 Mn-542,5E+012,1E+012,3E+012,1E+01 Co-60 3,9E+00 3,5E+004,3E+00 3,5E+00 Zn-652,4E+012,1E+012,2E+012,1E+01 Br-824,7E+01 3,8E+01 3,9E+01 3,8E+01 Sr-90/Y-901,1E+001,0E+001,3E+001,0E+00 Tc-99m1,4E+031,2E+031,1E+031,1E+03 I-131 (el56)2,0E+001,1E+009,3E-019,3E-01 Cs-137/Ba- 137m8,5E+001,4E+012,7E+018,5E+00 Pu-2397,9E-041,2E-031,9E-037,9E-04 1.3 Die Immissionsgrenzwerte für die Luft für weitere Radionuklide können mit folgender Formel berechnet werden: IGLf [Bq/m3 ] = min( ; ; ) ARKK ⋅ einh,KK + FAbs ⋅ eimm ⋅ AS AR10J ⋅ einh,10J + FAbs ⋅ eimm ⋅ AS ARErw ⋅ einh,Erw + FAbs ⋅ eimm ⋅ AS wobei einh,KK, einh,10J und einh,Erw [mSv/Bq] der Dosiskoeffizient für Inhalation für Kleinkinder, bzw. zehnjährige Kinder oder Erwachsene ist und eimm [(mSv/h)/(Bq/m3)] der Immersionsdosiskoeffizient (nicht altersabhängig). Die Inhalations- und Immersionsdosisfaktoren entstammen den Anhängen 5 und 6.
org = organisch
el = elementar Berücksichtigt wurde für die Immersion ein Abschirmfaktor (FAbs) von 0,4 durch partiellen Aufenthalt im Haus. Für die Atemraten ARKK, AR10J, ARErw [m3/a] für Kleinkinder, bzw. für zehnjährige Kinder oder für Erwachsene wurden die folgenden Werte (ENSI-G14) eingesetzt:
Immissionsgrenzwerte für Gewässer (IGGw): 2.1 Die Immissionsgrenzwerte für öffentlich zugängliche Gewässer sind so definiert, dass die kritische Person, die den gesamten Trinkwasserbedarf mit Wasser decken würde, das mit dem Immissionsgrenzwert kontaminiert wäre, dadurch eine jährliche Ingestionsdosis von 0,3 mSv erhalten würde. 2.2 Nuklid Immissionsgrenzwert Gewässer [Bq/l] Erw.10 j KK Minimum Cs-137/Ba- 2.3 Die Immissionsgrenzwerte für Gewässer für weitere Radionuklide können mit folgender Formel berechnet werden: eing,KK ⋅ TwK KK eing,10J ⋅ TwK10J eing,Erw ⋅ TwK Erw wobei eing,KK, eing,10J und eing,Erw [mSv/Bq] der Dosiskoeffizient für Ingestion für Kleinkinder, bzw. zehnjährige Kinder oder Erwachsene ist und TwKKK, TwK10J, TwKErw der Trinkwasserkonsum in Liter pro Jahr [l/a] für Kleinkinder, bzw. für zehnjährige Kinder oder für Erwachsene ist. Für den Trinkwasserkonsum wurden 650 l für Erwachsene und zehnjährige Kinder und 250 l für Kleinkinder angesetzt. Die Dosisfaktoren für Ingestion entstammen dem Anhang 5.
Bei Nuklidgemischen gilt für die Immissionsgrenzwerte für die Luft bzw. für Gewässer die Summenregel: Regel zur Überprüfung der Einhaltung von Immissionsgrenzwerten für die Luft bzw. für Gewässer bei Nuklidgemischen. Dabei werden die verschiedenen Nuklide entsprechend ihrer Gefährdung gewichtet. Wenn die folgenden Ungleichungen erfüllt sind, so liegen die Gemische unter den Immissionsgrenzwerten. IGLf 1 IGLf 2 IGLf n a1, a2, … an: Luftaktivitätskonzentrationen der Nuklide1, 2, …, n in Bq/m3. IGLf1, IGLf2, … IGLf n: Immissionsgrenzwerte für die Luft der Nuklide1, 2, a1, a2, …an: Aktivitätskonzentrationen der Nuklide1, 2, …, n im Wasser in IGGw1, IGGw2, … IGGwn: Immissionsgrenzwerte für Gewässer der Nuklide1,
Anhang 8
(Art. 46 Abs. 4 Bst. b, 80 Abs. 5 und 85 Abs. 5) Kennzeichnung von Kontroll- und Überwachungsbereichen Kontroll- und Überwachungsbereiche sind je nach den verwendeten Strahlungsquellen wie folgt zu kennzeichnen:
1. Geschlossene radioaktive Quellen:
das radiotoxischste Nuklid oder Leitnuklid und dessen maximale Aktivität oder Aktivität und Nuklid mit der höchstenergetischen Gammastrahlung;
die Ortsdosisleistung in mSv pro Stunde im begehbaren Bereich, wenn sinnvoll;
das Gefahrenzeichen.
2. Übriges radioaktives Material:
das radiotoxischste Nuklid oder Leitnuklid und dessen maximale Aktivität;
die Klassierung des Arbeitsbereichs (Typ A, B oder C) oder des Zonentyps;
der maximale Kontaminationsgrad durch lose Kontamination an Oberflächen in Bq/cm2 oder als Anzahl Richtwerte für das betreffende Nuklid;
der maximale Kontaminationsgrad der Raumluft in Bq/m3;
die Ortsdosisleistung in mSv pro Stunde im begehbaren Bereich, wenn sinnvoll;
Angaben über die erforderliche Schutzkleidung sowie Schutzmassnahmen;
das Gefahrenzeichen.
3. Anlagen (z. B. Röntgenanlagen, Beschleuniger):
die Bezeichnung der Anlage;
die Strahlenart (z. B. Elektronen, Röntgenstrahlung, Neutronen, sofern nicht schon aus der Anlagebezeichnung ersichtlich);
die Ortsdosisleistung in mSv pro Stunde im begehbaren Bereich, wenn sinnvoll;
das Gefahrenzeichen.
4. Gefahrenzeichen:
Verhältnis der Radien:1:1,5:5
Anhang 9
(Art. 96) Aktivitätswerte zur Definition geschlossener hoch radioaktiver Quellen Für nicht in nachstehender Tabelle aufgeführte Radionuklide entspricht der Aktivitätswert dem D-Wert der IAEO-Veröffentlichung «Dangerous quantities of radioactive material (D values)» (gefährliche Mengen von radioaktivem Material (D- Werte)) (EPR-D-VALUES 2006)57.
Radionuklid Aktivitätswert (TBq) Am-241 6×10-2 Am-241/Be 6×10-2 Cf-252 2×10-2 Cm-244 5×10-2 Co-60 3×10-2 Cs-137 1×10-1 Gd-153 1×100 Ir-192 8×10-2 Pm-147 4×101 Pu-238 6×10-2 Ra-226 4×10-2 Se-75 2×10-1 Sr-90 (Y-90) 1×100 Tm-170 2×101 Yb-169 3×10-1
Die in dieser Verordnung genannten Veröffentlichungen der IAEO können in englischer Sprache kostenlos abgerufen werden auf den Internetseiten der IAEO unter www.iaea.org > Publications.
Angegeben ist die Aktivität des alphastrahlenden Radionuklids.
Anhang 10
(Art. 80 Abs. 2 Bst. b, 82 Abs. 1 und 2, 85 Abs. 2 Bst. b) Zonentypen und Gebietstypen 1. Zonen werden je nach vorhandenem oder zu erwartendem Kontaminationsgrad in die nachfolgenden Zonentypen eingeteilt:
Zonentyp Oberflächenkontamination KO Luftkontamination KL IV KO ≥ 100.CS KL ≥10.CA Verlangen die Luft- und Oberflächenkontaminationsgrade nicht den gleichen Zonentyp, entscheidet der restriktivere Faktor.
2. Innerhalb von Zonen mit erhöhter Ortsdosisleistung sind, zur Planung und Regulierung der Personendosen, die nachfolgenden Gebiete mit maximal zulässigen Ortsdosisleistungen zu bezeichnen:
Gebietstyp Ortsdosisleistung D an zugänglichen Stellen
Richtwert (Bq/cm2 für Oberflächenkontamination nach Anhang 3 Spalte 12; gemittelt
Richtwert (Bq/m3) für Daueraktivität in der Luft nach Anhang 3 Spalte 11.
Anhang 11
(Art. 201) Änderung anderer Erlasse Die nachstehenden Verordnungen werden wie folgt geändert:
1. Berufsbildungsverordnung vom 19. November 201361
Art. 12 Abs. 6
Bildungsvorschriften über anerkannte Strahlenschutzausbildungen nach der Strahlenschutzverordnung vom26. April 201762 bedürfen der Zustimmung des Bundesamtes für Gesundheit (BAG).
2. Verordnung vom 11. Februar 200463 über den militärischen Strassenverkehr Anhang 1 Ziff. 1801 1800 Beförderung von radioaktiven Stoffen 1801 Armeematerial mit radioaktiven Stoffen, das gemäss SDR/ADR als freigestelltes Versandstück befördert werden kann, und Gegenstände, die nach
Artikel 15 der Strahlenschutzverordnung vom26. April 201764 vom Bundesamt für Gesundheit (BAG) zugelassen sind, unterliegen nicht den Transportvorschriften nach SDR/ADR, Klasse7.
3. ABCN-Einsatzverordnung vom20. Oktober 201065
Art. 5 Abs. 1 Bst. c
Der BST ABCN hat folgende Aufgaben:
c. Er überprüft die Einsatzbereitschaft durch regelmässige Übungen.
Art. 11 Abs. 2 Bst. b
Das BABS hat dabei folgende Aufgaben:
b. Es beschafft die Daten und Informationen zur Erstellung der radiologischen Lage und stellt deren Auswertung für die Anordnung von Schutzmassnahmen in der Akutphase sicher.
Anhang 1 Ziff. 8 Aufgehoben
4. Kernenergieverordnung vom10. Dezember 200466
Art. 8 Abs. 4
Für die Auslegung einer Kernanlage nach Artikel 7 Buchstabe c sind die Störfälle nach den Absätzen2 und 3 nach den Häufigkeiten von Störfällen nach Artikel 123 der Strahlenschutzverordnung vom26. April 201767 (StSV) einzuteilen. Zusätzlich zum auslösenden Ereignis ist ein unabhängiger Einzelfehler anzunehmen. Es ist nachzuweisen, dass die Dosen nach Artikel 123 Absatz 2 Buchstaben a–d StSV eingehalten werden können.
Art. 22 Abs. 1
1 Kernanlagen bedürfen keiner Rahmenbewilligung, wenn die Häufigkeit aller
Störfälle nach Artikel 8 Absätze2 und 3 mit einer resultierenden Dosis von über 1 mSv für Personen aus der Bevölkerung höchstens 10 -6 pro Jahr beträgt; bei Zwischenlagern und geologischen Tiefenlagern darf zudem die Summe der Aktivitäten aller einzulagernden Nuklide 1016 g LL nach Anhang 3 Spalte 9 StSV68 nicht überschreiten.
Änderung von Anhängen
Anhang 1 wird wie folgt geändert:
Bst. c In dieser Verordnung bedeuten:
c. Freimessung: Nachweis der Befreiung von der Bewilligungspflicht und der Aufsicht nach Artikel 106 StSV69;
Anhang 3 wird gemäss Beilage1 geändert.
Anhang 6 erhält die neue Fassung gemäss Beilage2.
5. Humanforschungsverordnung vom20. September 201370 Ersatz von Ausdrücken
In den Artikeln 15 Buchstabe f, 19 Sachüberschrift und Absatz 1, 21 Absatz 5, 23 Sachüberschrift sowie in Anhang 2 Ziffer 2 wird «Strahlenquelle» ersetzt durch «Strahlungsquelle».
In Artikel 19 Absatz 2 Buchstabe c sowie in Anhang 2 Ziffer 3 wird «offene oder geschlossene radioaktive Strahlenquelle» ersetzt durch «radioaktive Quelle».
Art. 23 Überprüfung, Meldung und Berichterstattung bei der Anwendung von Strahlungsquellen
Die Projektleitung überprüft bei Untersuchungen mit Strahlungsquellen die Einhaltung des Dosisrichtwerts nach Artikel 45 der Strahlenschutzverordnung vom 26. April 201771.
Sie meldet eine Überschreitung des zulässigen Dosisrichtwertes innerhalb von sieben Arbeitstagen nach Bekanntwerden der zuständigen Ethikkommission.
Die zuständige Ethikkommission kann zur Beurteilung der Dosisberechnung oder der Dosisabschätzung sowie zur Bestimmung der weiteren Massnahmen die fachliche Beratung des BAG einholen.
Die Projektleitung übermittelt dem BAG innerhalb eines Jahres nach Abschluss oder Abbruch eines Forschungsprojekts, das Untersuchungen mit radioaktiven Quellen beinhaltete, einen Schlussbericht mit allen für den Strahlenschutz relevanten Angaben, insbesondere einer retrospektiven Dosisabschätzung der teilnehmenden Personen.
Keine Berichterstattungspflicht nach Absatz 4 besteht bei nuklearmedizinischen Routineuntersuchungen mit zugelassenen Radiopharmazeutika.
Das BAG kann im Rahmen der Stellungnahme nach Artikel 19 oder auf Gesuch hin weitere Ausnahmen von der Berichterstattungspflicht nach Absatz 4 vorsehen.
6. Verordnung vom20. September 201372 über klinische Versuche Ersatz von Ausdrücken
In den Artikeln 25 Buchstabe k, 28 Sachüberschrift und Absatz 1, 44 Sachüberschrift sowie in Anhang 3 Ziffern5 und 6 wird «Strahlenquelle» ersetzt durch «Strahlungsquelle».
In Artikel 28 Absatz 2 Buchstabe c wird «offene oder geschlossene radioaktive Strahlenquelle» ersetzt durch «radioaktive Quelle».
In Anhang 4 Ziffer 5.3 wird «radioaktive Strahlenquelle» ersetzt durch «radioaktive Quelle».
Art. 44 Überprüfung, Meldung und Berichterstattung bei der Anwendung von Strahlungsquellen
Die Prüfperson überprüft bei klinischen Versuchen mit Heilmitteln, die ionisierende Strahlen aussenden können, sowie bei Untersuchungen mit Strahlungsquellen die Einhaltung des Dosisrichtwerts nach Artikel 45 der Strahlenschutzverordnung vom 26. April 201773.
Sie meldet eine Überschreitung des zulässigen Dosisrichtwertes innerhalb von sieben Arbeitstagen nach Bekanntwerden der zuständigen Ethikkommission.
Für klinische Versuche der Kategorien B und C mit Heilmitteln, die ionisierende Strahlen aussenden, ist die Meldung nach Absatz 2 auch dem Institut zu erstatten. Diese Pflicht obliegt dem Sponsor.
Die zuständige Ethikkommission und das Institut können zur Beurteilung der Dosisberechnung oder der Dosisabschätzung sowie zur Bestimmung der weiteren Massnahmen die fachliche Beratung des BAG einholen.
Die Prüfperson übermittelt dem BAG innerhalb eines Jahres nach Abschluss oder Abbruch eines klinischen Versuchs, der Untersuchungen mit radioaktiven Quellen beinhaltete, einen Schlussbericht mit allen für den Strahlenschutz relevanten Angaben, insbesondere einer retrospektiven Dosisabschätzung der teilnehmenden Personen.
Keine Berichterstattungspflicht nach Absatz 5 besteht bei nuklearmedizinischen Routineuntersuchungen mit zugelassenen Radiopharmazeutika.
Das BAG kann im Rahmen der Stellungnahme nach Artikel 28 oder auf Gesuch hin weitere Ausnahmen von der Berichterstattungspflicht nach Absatz 5 vorsehen.
7. Verordnung vom27. Juni 199574 über die Krankenversicherung
Art. 44 Abs. 3
Vorbehalten bleiben die Bestimmungen über die Anwendung von ionisierenden Strahlen zu chiropraktischen Zwecken, insbesondere Artikel 182 Absatz 1 Buchstabe d der Strahlenschutzverordnung vom26. April 201775 sowie die entsprechenden Ausführungsbestimmungen des Eidgenössischen Departements für Inneres.
8. Verordnung vom 19. Dezember 198376 über die Unfallverhütung Ersatz eines Ausdrucks Im ganzen Erlass wird «Bundesamt» ersetzt durch «BAG».
Art. 2 Abs. 2 Bst. c
Die Vorschriften über die Verhütung von Berufsunfällen gelten nicht für:
c. Kernanlagen hinsichtlich der nuklearen Sicherheit, der Sicherung und des technischen Strahlenschutzes sowie, hinsichtlich des technischen Strahlenschutzes, für Betriebe, für die nach der Strahlenschutzverordnung vom 26. April 201777 das Bundesamt für Gesundheit (BAG) als Aufsichtsbehörde vorgesehen ist;
Beilage1 zur Änderung der Kernenergieverordnung (Anhang 11 Ziff. 4)
Anhang 3
(Art.28 und 41) Betriebsdokumentation
Ziff. 1 Eintrag «Strahlenschutzreglement»
1. Organisatorische Dokumente Strahlenschutz- Das Strahlenschutzreglement regelt die Strahlenschutzaufgaben des reglement Inhabers der Betriebsbewilligung, insbesondere die Messung der radioaktiven Abgaben an die Umgebung und den Strahlenschutz der in der kontrollierten Zone der Kernanlage beschäftigen Personen.
Beilage2 zur Änderung der Kernenergieverordnung (Anhang 11 Ziff. 4)
Anhang 6
(Art.21 und 38) Berichterstattung über Ereignisse und Befunde im Sicherheitsbereich A. Ereignisbericht und Folgemassnahmenbericht Bericht Inhalt Periodizität Ereignisbericht Bericht über eingetretene Ereignisse und Befunde Pro meldepflichtimit folgendem Inhalt: ges Ereignis und
Einstufung gemäss untenstehenden Kriterien, Befund Zusammenfassung des Ereignisses bzw. Befundes und bisherige Erkenntnisse;
Anlagezustand vor dem Ereignis oder bei der Feststellung des Befundes;
Ablauf des Ereignisses und das Verhalten der Anlage oder Art des Befundes;
Ursache des Ereignisses oder Befundes;
Sofortmassnahmen;
Beilagen.
Folgemassnah- Bericht über eingetretene Ereignisse und Befunde Pro meldepflichtimenbericht mit folgendem Inhalt: ges Ereignis und
Folgemassnahmen; Befund
Bewertung der sicherheitstechnischen Relevanz;
Beilagen.
B. Kategorisierung von Ereignissen und Befunden 1. Klassierung: Ereignisse und Befunde nach Artikel 21 Absatz 1 sowie Artikel 38 Absatz 3 Buchstaben a und c sind wie folgt zu klassieren.
Klasse Kriterien Schwerer Notfall ein Ereignis, welches eine ernsthafte aktuelle oder eine prognostizierte (General Emergency) radiologische Gefährdung der Umgebung darstellt und die Vorbereitung oder die Umsetzung von Schutzmassnahmen in der Umgebung der Kernanlagen zwingend erfordert. Anlagennotfall ein Ereignis, welches sich zu einem Schweren Notfall entwickeln (Site Area Emergency) könnte oder eine ernsthafte radiologische Gefährdung auf dem Anlagenareal darstellt. Eine zukünftige (prognostizierte) radiologische Gefährdung der Umgebung, welche das Aufgebot des Notfallstabs der Kernanlage und externer Notfallorganisationen erfordert, ist möglich.
Klasse Kriterien Bereitschaft ein Ereignis, das zu einer bedeutenden Abnahme im Schutzgrad für (Alert) das Betriebspersonal führt, oder das sich zu einem Anlagennotfall oder schweren Notfall entwickeln könnte und je nach Ereignis auch das Aufgebot des Notfallstabs oder Teilstäben der Kernanlage erfordert. Meldepflichtiges ein Ereignis oder ein Befund mit Bedeutung für die nukleare Sicher- Vorkommnis heit, das aber keinen Notfall darstellt.
2. Einstufung auf der internationalen Ereignisskala INES der IAEA Zusätzlich sind Ereignisse und Befunde nach Artikel 21 Absatz 1 sowie Artikel 38 Absatz 3 Buchstaben a und c auf der internationalen Ereignisskala INES der IAEA einzustufen (siehe INES User’s Manual 2008 Edition, IAEA, Wien 2009).
Stufe Bezeichnung Kriterien
Schwerwiegender Unfall – Freisetzung eines grossen Teiles des Kerninventars in die Umgebung in Form einer Mischung kurz- und langlebiger Aktivstoffe (mehr als 50 000 TBq Iod-131 Äquivalent).
Ernsthafter Unfall – Freisetzung von Spaltprodukten in die Umgebung (5000 bis 50 000 TBq Iod-131 Äquivalent).
Unfall mit Gefährdung der – Freisetzung von Spaltprodukten in die Umgebung Umgebung (500 bis 5000 TBq Iod-131 Äquivalent). – Schwere Kernschäden mit Freisetzung einer grossen Menge Radioaktivität innerhalb der Anlage.
Unfall ohne signifikante Ge- – Freisetzung von radioaktiven Stoffen höher als fährdung der Umgebung bewilligte Grenzwerte, die zu einer Dosis in der Grössenordnung von einigen Millisievert für die meistexponierte Person führen kann. – Teilweise Beschädigung des Reaktorkerns wegen mechanischer Einwirkung oder Schmelzen. – Bestrahlung von Personal derart, dass ein akuter Todesfall wahrscheinlich wird.
Ernsthafter Zwischenfall – Freisetzung von radioaktiven Stoffen höher als bewilligte Grenzwerte, die für die meistexponierte Person ausserhalb der Anlage eine Dosis von wenigen Zehntel Millisievert ergibt. – Bestrahlung von Personal derart, dass eine akute Strahlenerkrankung zu erwarten ist. Schwerwiegende Kontamination in der Anlage. – Störfälle, bei denen ein zusätzliches Versagen von Sicherheitseinrichtungen zu Unfällen führen könnte, oder eine Situation, in welcher Sicherheitseinrichtungen einen Unfall nicht verhindern könnten, falls bestimmte auslösende Ereignisse eintreten würden.
Stufe Bezeichnung Kriterien
Zwischenfall – Ereignis oder Befund mit wesentlichen Versagen von Sicherheitseinrichtungen, aber mit ausreichender Sicherheitsvorsorge, um auch mit zusätzlichen Fehlern fertig zu werden. Ereignisse und Befunde der Stufe1, aber mit bedeutenden Unzulänglichkeiten in der Organisation oder in der Sicherheitskultur. – Ereignis mit Bestrahlung von Personal höher als die jährliche Dosislimite. Signifikante Verbreitung von Radioaktivität innerhalb der Anlage, welche auslegungsgemäss nicht zu erwarten war.
1 Anomalie – Anomalie ausserhalb der vorgeschriebenen Betriebsbedingungen. Sie kann auf Versagen von Ausrüstungen, menschlichen Fehlhandlungen oder
Verfahrensmängel zurückzuführen sein. Ereignis oder Befund ohne direkte Sicherheitsbedeutung, aber mit bedeutenden Unzulänglichkeiten in der Organisation oder in der Sicherheitskultur.
Nicht sicherheitssignifikante – Ereignisse und Befunde ohne Überschreitung von Ereignisse und Befunde betrieblichen Grenzwerten und Bedingungen, welche mit geeigneten Verfahren beherrscht werden. Beispiele: Bei periodischen Prüfungen festgestellter Einzelfehler in einem redundanten System, automatische Reaktorschnellabschaltung mit normalen Anlageverhalten, Leckagen innerhalb Betriebslimiten; alle Beispiele ohne grösseren Zusammenhang mit der Sicherheitskultur.
3. Beurteilung des öffentlichen Interesses Bei Ereignissen und Befunden nach Artikel 21 Absatz 1 und Artikel 38 Absatz 3 Buchstaben a und c sowie bei sonstigen Ereignissen ist zu beurteilen, ob ein öffentliches Interesse besteht.
Fristen für Meldung und Berichterstattung:
nukleare Sicherheit S A B M Ö Schwerer Notfall Anlagennotfall Bereitschaft meldepflichtiges Öffentliches-Ereignis Vorkommnis Telefonische unverzüglich unverzüglich unverzüglich 24 Stunden1 unverzüglich2 Meldung (Erstinformation) schriftliche Im Rahmen Im Rahmen Im Rahmen 24 Stunden1 Innerhalb von Bestätigung der ENSI- der ENSI- der ENSI- 2 Stunden nach der Meldung Notfall- Notfall- Notfall- Erstinformation organisation organisation organisation Ereignisbericht 36 Stunden 36 Stunden 10 Tage 30 Tage Monatsbericht3 Folgemassnah- Nach Erfor- Nach Erfor- 30 Tage 30 Tage Monatsbericht3 menbericht dernis dernis
innerhalb von 24 Stunden zwischen 08:00 bis 17:00 Uhr
liegt sowohl eine Meldepflicht aufgrund der Bedeutung für die nukleare Sicherheit als auch aufgrund öffentlichen Interesses vor, gilt die kürzere Meldefrist.
sofern kein Monatsbericht erforderlich ist, im Quartals- oder im Jahresbericht.