Vorlagen

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 vom 22. 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, wurde entschieden, in der revidierten Fassung der StSV auf die Angabe der Dosiskoeffizienten für diese zwölf Radionuklide zu verzichten.

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.

6 Dosisleistung in 10 mm Gewebetiefe (Umgebungs-Dosisäquivalentleistung) in

1 m Abstand von einer radioaktiven Quelle mit einer Aktivität von 1 GBq (10⁹ Bq).

7 Dosisleistung in 0,07 mm Gewebetiefe (Richtungs-Dosisäquivalentleistung) in

10 cm Abstand von einer radioaktiven Quelle mit einer Aktivität von 1 GBq (10⁹ Bq).

8 Dosiskoeffizient für Hautkontamination. Eine Hautkontamination von

1 kBq/cm² (gemittelt über 100 cm²) führt zur angegebenen Dosisleistung (Richtungs-Dosisäquivalentleistung).

9–12 Freigrenze, Bewilligungsgrenze und Richtwerte

9 Freigrenze 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 August 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. August 2011; Tabelle I-1 Spalte "Activity Concentration"]. Radionuklide, bei denen die in den IAEA BSS für geringe Materialmengen aufgeführten Freigrenzen verwendet werden, sind in Spalte 9 der Tabelle mit der Angabe [1] gekennzeichnet.

Radionuklide, für die der Beitrag von Tochternukliden bei der Bestimmung des LL-Werts berücksichtigt ist, sind in Spalte 9 der Tabelle mit der Angabe [2] gekennzeichnet. In der untenstehenden Tabelle ist bei jedem Radionuklid, für