Berichte

mit den Werten der bisherigen StSV identisch. In jedem Fall entspricht der in der E-StSV angegebene Wert dem Maximalwert für die verschiedenen Aufnahmearten (oder -geschwindigkeiten) von den Lungen ins Blut (F, M oder S), mit einem AMAD von 5 μm. 12 Radionuklide der bisherigen StSV sind jedoch weder in den IAEA BSS noch auf CD1 ICRP aufgeführt. Es handelt sich dabei um Nb-91, Nb-91m, Nb-92m, Te-119m, Nd-140, Re-183, Pt-190, Au-196, Bi-208, Po-206, Po-208 und Po-209. In der bisherigen StSV stammen die Werte für einh dieser Radionuklide aus dem Bericht NRPB-R245 [20]. Da diese Quelle veraltet ist, wurde entschieden, für diese Radionuklide auf die Angabe eines einh-Werts zu verzichten.

Die Dosiskoeffizienten für die effektive Folgedosis infolge einer Ingestion (eing) aus den IAEA BSS

oder, falls dort das betreffende Radionuklid nicht aufgeführt ist, die Werte auf der CD1 ICRP, sind mit den Werten der bisherigen StSV identisch. Wie bei einh sind 12 Radionuklide der bisherigen StSV jedoch weder in den IAEA BSS noch auf der CD1 ICRP [22] aufgeführt (siehe obenstehende Aufzählung). In der bisherigen StSV stammen die Werte für eing dieser Radionuklide aus dem Bericht NRPB-R245 [20]. Auch in diesem Fall wurde entschieden, für diese Radionuklide in der E-StSV auf die Angabe eines einh- Werts zu verzichten.

Für die Ingestion sind in der bisherigen StSV die eing-Werte für das Monoxid und Dioxid von C-11 und C-14 aufgeführt. Das ist im Falle von Gasen etwas überraschend, insbesondere da diese eing-Werte mit den einh-Werten identisch sind. Deshalb wird auf die Angabe dieser eing-Werte für das Monoxid und Dioxid von C-11 und C-14 verzichtet.

Beurteilungsgrössen für die externe Exposition, Spalte 6, 7 und 8

Die bisherige StSV gibt drei Beurteilungsgrössen für die externe Strahlenexposition an, mit denen eine Äquivalentdosis in der Nähe einer radioaktiven Quelle bestimmt werden kann. Diese drei Beurteilungsgrössen sind dem Bericht der GSF von 1993 [23] entnommen.

- Dosisleistung in 10 mm Gewebetiefe (Umgebungs-Dosisäquivalentleistung) in 1m Abstand von einer radioaktiven Quelle mit einer Aktivität von 1 GBq, h10, Spalte 6: Nach der detaillierten Analyse,

die im Auftrag des BAG vom Institut für angewandte Radiophysik (IRA) zu den Faktoren h10 durchgeführt wurde [25], kommt das IRA zum Schluss, dass die h10-Werte der bisherigen StSV, die für Photonen und Elektronen auf den Werten von H’(10)/Φ der GSF beruhen, weiterhin geeignet sind, um eine Umgebungs-Dosisäquivalent (operative Grösse) zu schätzen, da sie die effektive Dosis (Schutzgrösse) überschätzen.

- Dosisleistung in 0,07 mm Gewebetiefe (Richtungs-Dosisäquivalentleistung) in 10 cm Abstand von einer radioaktiven Quelle mit einer Aktivität von 1 GBq, h0,07, Spalte 7: Wie bei den h10-Werten

kommt das IRA zum Schluss, dass die h0,07-Werte der bisherigen StSV, die für Photonen und Elektronen auf den Werten von H’(0,07)/Φ der GSF beruhen, weiterhin geeignet sind, um eine Richtungs-Dosisäquivalent ausgehend von einem gegebenen Radionuklid zu schätzen.

- Richtungs-Dosisäquivalentleistung für Hautkontamination, hc0,07, Spalte 8: Auch für diese Werte

kommt das IRA zum Schluss, dass die in der bisherigen StSV verwendeten hc0,07-Werte der GSF weiterhin akzeptabel sind.

Freigrenzen, Spalte 9

Für die Freigrenzen wurden die Werte übernommen, welche in den Euratom BSS und den IAEA BSS verwendet werden. Um klar zum Ausdruck zu bringen, dass es sich um andere Werte handelt, als in der bisherigen StSV, wurde auch die Abkürzung geändert: Die Freigrenze heisst neu LL und nicht mehr LE.

Die in Spalte 9 von Anhang 3 als spezifische Aktivität festgelegten Freigrenzen entsprechen den im Safety Guide RS-G-1.7 der IAEA [26] aufgeführten Freigrenzen und Freigabewerten, die sich auf grosse Materialmengen anwenden lassen. Diese Werte entsprechen im Übrigen denjenigen, die in den IAEA BSS festgehalten sind (Tabelle I-2). Da der Safety Guide RS-G-1.7 der IAEA nur die Werte von 257 Radionukliden enthält, hat das BAG die Firma Brenk Systemplanung damit beauftragt, die Freigrenzen auf der Grundlage derselben Modelle und Szenarien, die im RS-G-1.7 verwendet wurden (insbesondere die in den Safety Reports Series No. 44 der IAEA [27] beschriebenen Szenarien), für alle in der bishe-