Berechnung der 50-Jahre-Folgeaequivalentdosis fuer Organe und Gewebe, der effektiven Aequivalentdosis und der daraus resultierenden Grenzwerte der Jahresaktivitaetszufuhr fuer beruflich strahlenexponierte Personen. Ueberpruefung der metabolischen Daten, die in der Publikation ICRP 30 vorgeschlagen werden und eventuelle Unterbreitung eines Vorschlages. Vergleichsrechnungen mit alternativen metabolischen Daten. Sensitivitaetsanalyse fuer ausgewaehlte Verbindungen. Untersuchung der Relevanz kritischer Einwaende gegen die Anwendung des ICRP 30 Konzepts. Modellberechnungen der normierten Dosisleistung bei externer Bestrahlung.
Enwicklung gewebeaequivalenter Proportionalzaehlrohre zur Messung der Kerma und der Energiedosis sowie der LET-Werte in Mischfeldern ionisierender Strahlung.Strahlenmessung, Strahlenschutz.
§ 19 Pflichten des Beförderers (1) Der Beförderer im Straßen- und Eisenbahnverkehr sowie in der Binnenschifffahrt muss den Absender nach Unterabschnitt 1.7.6.1 Buchstabe a Gliederungseinheit i ADR / RID / ADN über die Nichteinhaltung eines Grenzwertes für die Dosisleistung oder die Kontamination informieren; darf, wenn er einen Verstoß gegen die in Absatz 1 Nummer 1 und 5 und Absatz 2 und 4 genannten Vorschriften des ADR/RID/ADN feststellt, die Sendung so lange nicht befördern, bis die Vorschriften erfüllt sind; hat dafür zu sorgen, dass Tanks nach Unterabschnitt 4.3.3.6 Buchstabe f und h ADR/RID nicht zur Beförderung aufgegeben werden; hat eine Kopie des Beförderungspapiers für gefährliche Güter und der im ADR/RID/ADN festgelegten zusätzlichen Informationen und Dokumentationen für einen Mindestzeitraum von drei Monaten ab Ende der Beförderung nach Unterabschnitt 5.4.4.1 ADR/RID/ADN aufzubewahren; hat dafür zu sorgen, dass die Dokumente im Zusammenhang mit der Beförderung von Güterbeförderungseinheiten, die begast und vor der Beförderung nicht vollständig belüftet worden sind, die Angaben nach Absatz 5.5.2.4.1 ADR/RID/ADN enthalten, und hat dafür zu sorgen, dass die Dokumente im Zusammenhang mit der Beförderung von Fahrzeugen, Wagen oder Containern, die Trockeneis ( UN 1845) oder zu Kühl- oder Konditionierungszwecken verwendete Stoffe enthalten oder enthalten haben und vor der Beförderung nicht vollständig belüftet wurden, die Angaben nach Absatz 5.5.3.7.1 ADR/RID/ADN enthalten. (2) Der Beförderer im Straßenverkehr hat das Verbot der anderweitigen Verwendung nach Abschnitt 4.3.5 Sondervorschrift TU 15 ADR einzuhalten; der Fahrzeugbesatzung vor Antritt der Fahrt die schriftlichen Weisungen nach Unterabschnitt 5.4.3.2 ADR zu übergeben und dafür zu sorgen, dass jedes Mitglied der Fahrzeugbesatzung diese verstehen und richtig anwenden kann; dafür zu sorgen, dass die Vorschriften für die Beförderung in loser Schüttung in Fahrzeugen oder Containern nach den anwendbaren Vorschriften in den Kapiteln 3.3 und 7.3 und die Vorschriften für die Beförderung in Tanks nach Abschnitt 7.4.1 ADR beachtet werden; dafür zu sorgen, dass die Vorschriften über die Begrenzung der beförderten Mengen nach Absatz 7.5.5.2.1 und Unterabschnitt 7.5.5.3 ADR eingehalten werden; dafür zu sorgen, dass die Begleitpapiere nach Unterabschnitt 8.1.2.1 Buchstabe a und Unterabschnitt 8.1.2.2 Buchstabe a und c sowie bei innerstaatlichen Beförderungen in Aufsetztanks die Bescheinigung über die Prüfung des Aufsetztanks nach Absatz 6.8.2.4.5 und Unterabschnitt 6.13.5.4, sofern die Übergangsvorschrift nach Unterabschnitt 1.6.3.41 ADR in Anspruch genommen wird, und die Ausnahmezulassung nach § 5 Absatz 1 Nummer 1, Absatz 6 oder 7 dem Fahrzeugführer vor Beförderungsbeginn übergeben werden; dafür zu sorgen, dass nur Fahrzeugführer mit einer gültigen Bescheinigung nach Unterabschnitt 8.2.2.8 ADR eingesetzt werden; dafür zu sorgen, dass ortsbewegliche Tanks nach Unterabschnitt 4.2.3.8 Buchstabe f ADR nicht zur Beförderung aufgegeben werden; dafür zu sorgen, dass für festverbundene Tanks, Aufsetztanks und Batterie-Fahrzeuge die Tankakte nach Absatz 4.3.2.1.7 ADR geführt, aufbewahrt, an einen neuen Beförderer übergeben, auf Anforderung zuständigen Behörden vorgelegt und dem Sachverständigen zur Verfügung gestellt wird; die Beförderungseinheit mit Feuerlöschgeräten nach Abschnitt 8.1.4 ADR auszurüsten; die Prüffristen nach Unterabschnitt 8.1.4.4 ADR in Verbindung mit § 36 oder den zugelassenen nationalen Normen einzuhalten; das Fahrzeug mit den erforderlichen Großzetteln (Placards) nach Abschnitt 5.3.1, den orangefarbenen Tafeln nach Abschnitt 5.3.2 und den Kennzeichen nach den Abschnitten 3.4.15, 5.3.3 und 5.3.6 auszurüsten und hat dafür zu sorgen, dass in den Fällen des Abschnitts 3.4.13 in Verbindung mit Abschnitt 3.4.14 die Kennzeichen nach Abschnitt 3.4.15 ADR angebracht werden; dafür zu sorgen, dass nur Tanks verwendet werden, deren Dicke der Tankwände den in Absatz 4.3.2.3.1 in Verbindung mit den Absätzen 6.8.2.1.17 bis 6.8.2.1.21 ADR genannten Anforderungen entspricht; dafür zu sorgen, dass der festverbundene Tank, der Aufsetztank, das Batterie-Fahrzeug und der Saug-Druck-Tank auch zwischen den Prüfterminen den Bau-, Ausrüstungs- und Kennzeichnungsvorschriften nach den Unterabschnitten 6.8.2.1, 6.8.2.2, 6.8.2.5, 6.8.3.1, 6.8.3.2 und 6.8.3.5 und den anwendbaren Sondervorschriften in Abschnitt 6.8.4 Buchstabe e, den Abschnitten 6.10.1, 6.10.2 und 6.10.3 für die in der ADR-Zulassungsbescheinigung nach Unterabschnitt 9.1.3.1 oder in der Bescheinigung nach den Absätzen 6.8.2.4.5 und 6.8.3.4.18 ADR angegebenen Stoffe entspricht, mit Ausnahme der durch den Befüller anzugebenden beförderten Stoffe und Gase; dafür zu sorgen, dass nach Maßgabe der Absätze 6.8.2.4.4 und 6.8.3.4.16 ADR eine außerordentliche Prüfung des festverbundenen Tanks und des Batterie-Fahrzeugs durchgeführt wird, wenn die Sicherheit des Tanks oder seiner Ausrüstung beeinträchtigt sein kann; dem Fahrzeugführer die erforderliche Ausrüstung zur Durchführung der Ladungssicherung zu übergeben; die Beförderungseinheit nach Abschnitt 8.1.5 ADR auszurüsten; dafür zu sorgen, dass an Fahrzeugen, die nach Unterabschnitt 9.1.2.1 Satz 4 zugelassen sind, für die in der ADR-Zulassungsbescheinigung nach Unterabschnitt 9.1.3.5 unter Nummer 10 angegebenen gefährlichen Güter die Vorschriften über den Bau und die Ausrüstung der Fahrzeuge nach Abschnitt 9.2.1 ADR in Verbindung mit den ergänzenden Vorschriften nach den Kapiteln 9.3 bis 9.8 ADR und die nach Unterabschnitt 9.1.2.1 Satz 4 nicht zulassungspflichtig sind, die Vorschriften über den Bau und die Ausrüstung der Fahrzeuge nach den anwendbaren Sondervorschriften in Abschnitt 7.3.3, Unterabschnitt 9.2.1.1 Satz 2 und den Kapiteln 9.4 bis 9.6 ADR beachtet werden; dafür zu sorgen, dass die Vorschriften über die Überwachung der Fahrzeuge nach Kapitel 8.4 in Verbindung mit Kapitel 8.5 ADR sowie bei innerstaatlichen Beförderungen auch die Vorschrift über das Abstellen von kennzeichnungspflichtigen Fahrzeugen nach Anlage 2 Gliederungsnummer 3.3 beachtet werden, und dafür zu sorgen, dass festverbundene Tanks, Batterie-Fahrzeuge, Aufsetztanks, MEGC , ortsbewegliche Tanks und Tankcontainer nicht verwendet werden, wenn das Datum der nächsten Prüfung überschritten ist. (3) Der Beförderer im Eisenbahnverkehr muss sicherstellen, dass der Betreiber der von ihm genutzten Eisenbahninfrastruktur zu jedem Zeitpunkt während der Beförderung schnell und uneingeschränkt über die Daten verfügen kann, die es ihm ermöglichen, die Anforderungen des Unterabschnitts 1.4.3.6 Buchstabe b RID zu erfüllen; hat dafür zu sorgen, dass nach Unterabschnitt 1.10.1.4 RID jedes Mitglied der Besatzung eines Zuges, mit dem gefährliche Güter befördert werden, einen Lichtbildausweis während der Beförderung mit sich führt; hat dafür zu sorgen, dass die in § 18 Absatz 1 Nummer 8 und 10 genannten Begleitpapiere während der Beförderung verfügbar sind und zuständigen Personen auf Verlangen zur Prüfung ausgehändigt werden; hat dafür zu sorgen, dass die Vorschriften über den Schutzabstand nach Abschnitt 7.5.3 RID beachtet werden; hat nach Unterabschnitt 5.4.3.2 RID vor Antritt der Fahrt dem Triebfahrzeugführer die schriftlichen Weisungen in einer Sprache bereitzustellen, die der Triebfahrzeugführer lesen und verstehen kann; hat den Triebfahrzeugführer vor Antritt der Fahrt über die geladenen gefährlichen Güter und deren Position im Zug nach Absatz 1.4.2.2.7 in Verbindung mit Unterabschnitt 5.4.3.3 RID zu informieren; hat dafür zu sorgen, dass die in den schriftlichen Weisungen nach Unterabschnitt 5.4.3.4 RID vorgeschriebene Ausrüstung auf dem Führerstand mitgeführt wird; hat dafür zu sorgen, dass im Huckepackverkehr am Anhänger die orangefarbenen Tafeln oder die Großzettel (Placards) oder das Kennzeichen nach Absatz 1.1.4.4.3 RID angebracht sind, und hat, wenn er gefährliche Güter am Abgangsort übernimmt, sich nach Absatz 1.4.2.2.1 Buchstabe c RID durch eine Sichtprüfung zu vergewissern, dass die Wagen und die Ladung keine offensichtlichen Mängel, keine Undichtigkeiten oder Risse aufweisen und dass keine Ausrüstungsteile fehlen; hat, wenn er gefährliche Güter am Abgangsort übernimmt, sich nach Absatz 1.4.2.2.1 Buchstabe f zu vergewissern, dass die für die Wagen in Kapitel 5.3 RID vorgeschriebenen Großzettel (Placards), Kennzeichen und orangefarbenen Tafeln angebracht sind, und hat dafür zu sorgen, dass die Informationen, die nach Absatz 1.4.2.2.8 RID zur Verfügung gestellt werden, auch den Tank und seine Ausrüstung umfassen. (4) Der Beförderer in der Binnenschifffahrt hat sich zu vergewissern, dass das Schiff nach Abschnitt 7.1.2 oder Abschnitt 7.2.2 ADN zur Beförderung der gefährlichen Güter zugelassen ist; hat dafür zu sorgen, dass nach Unterabschnitt 1.10.1.4 ADN für jedes Mitglied der Besatzung ein Lichtbildausweis an Bord ist; hat dem Schiffsführer vor Antritt der Fahrt die schriftlichen Weisungen nach Abschnitt 5.4.3 ADN in den Sprachen bereitzustellen, die der Schiffsführer und der Sachkundige lesen und verstehen können; hat dafür zu sorgen, dass dem Schiffsführer vor Beförderungsbeginn die erforderlichen Informationen für die Temperaturkontrolle nach Unterabschnitt 7.1.7.3 ADN zur Verfügung gestellt werden; hat dafür zu sorgen, dass die Besatzung die Vorschriften für das Laden, Befördern, Löschen und sonstige Handhaben der Ladung nach Teil 7 ADN beachtet, mit Ausnahme der Vorschriften über die Klassifikation von Tankschiffen, Gebrauchsanleitungen, Hinweistafeln, Ausrüstungen und Methoden zur Temperaturkontrolle, und der vorgeschriebene Ladungsrechner nach den Absätzen 9.3.1.13.3, 9.3.2.13.3 und 9.3.3.13.3 ADN benutzt wird; hat dafür zu sorgen, dass die Vorschriften über die Begrenzung der beförderten Mengen nach Unterabschnitt 7.1.4.1 ADN eingehalten werden; hat dafür zu sorgen, dass dem Schiffsführer die Dokumente nach den Unterabschnitten 8.1.2.1 bis 8.1.2.3 ADN übergeben werden; hat dafür zu sorgen, dass Schiffe nur eingesetzt werden, wenn der hauptverantwortliche Schiffsführer, oder wenn ein solcher nicht bestellt ist, jeder Schiffsführer nach den Unterabschnitten 7.1.3.15 und 7.2.3.15 eine gültige Bescheinigung nach den Unterabschnitten 8.2.1.2, 8.2.1.5 oder 8.2.1.7 ADN hat, und hat nach Absatz 1.4.2.2.1 Buchstabe d ADN sicherzustellen, dass beim Laden und Löschen ein zweites Evakuierungsmittel verfügbar ist, sofern die landseitige Einrichtung nicht mit dem vorgeschriebenen zweiten Evakuierungsmittel ausgerüstet ist. Stand: 26. Juni 2025
Abschätzung des Gesundheitsrisikos durch ionisierende Strahlung Erkrankungen ( z.B. Krebs) und Schäden, die von ionisierender Strahlung ausgelöst wurden, lassen sich vom Krankheitsbild her nicht von Erkrankungen unterscheiden, die spontan oder durch andere Ursachen entstanden sind. Eine mögliche Verursachung durch Strahlung kann daher nur festgestellt werden, wenn die Erkrankungen bei strahlenexponierten Personengruppen statistisch signifikant häufiger auftreten als bei nicht exponierten Kontrollgruppen. Zur Bestimmung des strahlenbedingten Krebsrisikos wurden epidemiologische Studien bei strahlenexponierten Personengruppen durchgeführt. Die Abschätzungen des genetischen Strahlenrisikos für den Menschen stammen aus tierexperimentellen Untersuchungen, da es für genetische Strahlenschäden keine gesicherten, am Menschen gewonnenen Erkenntnisse gibt. Wenn ionisierende Strahlung auf den menschlichen Körper trifft, können Schäden in einzelnen Zellen oder Geweben entstehen. Bei den Strahlenschäden unterscheidet man grundsätzlich zwischen deterministischen und stochastischen Schäden. Deterministische Strahlenschäden ( z. B. Hautrötungen oder Haarausfall) treten auf, wenn jemand eine Strahlendosis von mehr als ca. 500 Millisievert ( mSv ) erhalten hat. Bereits unterhalb dieses Schwellenwertes können stochastische Strahlenschäden auftreten. Dabei handelt es sich um Erkrankungen (z.B Krebs) und Schäden, die nur mit einer bestimmten Wahrscheinlichkeit entstehen. Im Folgenden wird beschrieben, wie man solche Wahrscheinlichkeiten – in der Epidemiologie auch "Risiken" genannt – schätzen kann. Eine große Herausforderung besteht darin, dass sich solche strahlenbedingten Erkrankungen ( z.B. Krebs) vom Krankheitsbild her nicht von Erkrankungen unterscheiden, die spontan oder durch andere Ursachen entstanden sind. Eine mögliche Verursachung durch Strahlung kann daher nur festgestellt werden, wenn die Erkrankungen bei strahlenexponierten Personengruppen statistisch signifikant und über verschiedene Personengruppen hinweg konsistent häufiger auftreten als bei nicht exponierten Kontrollgruppen und sich ein Zusammenhang zwischen der Dosis und der Höhe des Erkrankungsrisikos ( Dosis -Wirkungs-Beziehung) nachweisen lässt. Abschätzung des Krebsrisikos Zur Bestimmung des strahlenbedingten Krebsrisikos wurden wichtige epidemiologische Studien vor allem bei folgenden Personengruppen durchgeführt: Überlebende der Atombombenexplosionen von Hiroshima und Nagasaki , Patienten, die zur Diagnostik und Therapie bestrahlt wurden ( z.B. die kanadische Fluoroskopie- Kohorte ), beruflich strahlenexponierte Personen ( z.B. die Wismut Uranbergarbeiter- Kohorte ), Bewohner in der Umgebung kerntechnischer Anlagen ( z.B. Hanford ( USA ), Mayak (Russland)), Bewohner aus der Umgebung havarierter Kernkraftwerke (Tschornobyl ( russ. : Tschernobyl) und Fukushima) und Personen, die bei den Aufräumarbeiten eingesetzt wurden oder werden, Personen, die von oberirdischen Atombombentests betroffen waren ( z.B. Bewohner in der Nähe des ehem. Atomwaffentestgeländes Semipalatinsk (Kasachstan)). Die wichtigsten Daten für die Abschätzungen des strahlenbedingten Krebsrisikos sind die Daten der japanischen Atombombenüberlebenden. Diese Gruppe war mit einer hohen Dosisrate exponiert (die gesamte Dosis im Bruchteil einer Sekunde), die Dosis war aber nur bei einem kleinen Prozentsatz der Betroffenen hoch. Das Krebsrisiko lässt sich anhand der oben genannten Studienpopulationen schätzen. Es setzt sich aus zwei Komponenten zusammen: dem "spontanen" Krebsrisiko in einer Population, also dem allgemeinen Risiko ohne Strahlenexposition an Krebs zu erkranken, und dem strahleninduzierten Krebsrisiko. Letzteres beschreibt Krebsfälle, die ohne Strahlenexposition nicht entstanden wären. Für beide Komponenten werden Modelle angenommen und geschätzt. Für die Schätzung der Dosis-Wirkungs-Beziehung wird typischerweise ein lineares Modell ohne Schwellenwert angenommen. D. h. man nimmt an, dass mit einer Erhöhung der Strahlendosis sich auch das Krebsrisiko proportional erhöht und dass es keinen Schwellenwert gibt, unterhalb dessen Strahlung nicht schädlich ist. Oft will man Aussagen zum Strahlenrisiko nicht nur für eine Studienpopulation ( z.B. die Atombombenüberlebenden), sondern auch für andere Populationen ( z.B. die deutsche Bevölkerung) treffen. Dann muss das in einer Studienpopulation ermittelte Strahlenrisiko auf das Strahlenrisiko der Zielpopulation übertragen werden. Für die relativ niedrigen Strahlenbelastungen, wie sie heute in der Umwelt und am Arbeitsplatz auftreten, ist eine weitere Extrapolation von den Befunden bei den japanischen Atombombenüberlebenden notwendig: Die epidemiologischen Befunde, die hauptsächlich für hohe Dosisraten vorliegen, werden auf die Expositionssituationen bei niedrigen Dosen und chronischer Exposition übertragen. Hierzu gibt es verschiedene Ansätze: Die ICRP empfiehlt im Bereich niedriger Dosen und chronischer Belastungen die Risikokoeffizienten durch den Faktor 2 zu teilen. Die ICRP geht nämlich davon aus, dass eine über einen längeren Zeitraum verteilte Dosis weniger wirksam ist als eine gleich hohe Dosis , die aus kurzzeitiger Belastung resultiert. Damit soll insbesondere die Reparatur- und Erholungskapazität von bestrahlten Zellen bei niedrigen Werten der Dosis und der Dosisleistung berücksichtigt werden. Die Reduktion ergibt sich nicht unmittelbar aus den Beobachtungsdaten für Krebserkrankungen bei Menschen und beruht auf Modellannahmen, aufbauend auf laborexperimentellen Erkenntnissen. Das BfS sieht die wissenschaftliche Begründung für diese Reduktion der Risikokoeffizienten für niedrige Dosen und chronische Expositionen als nicht ausreichend an. Risikoschätzungen sind grundsätzlich mit Unsicherheiten behaftet. Dies hat mehrere Gründe: Zum einen handelt es sich bei einer Studienpopulation nur um einen begrenzten Personenkreis, der nicht zwangsläufig repräsentativ für die interessierende Zielpopulation sein muss. Zum anderen werden für die Modelle und die Risikoübertragungen viele Annahmen getroffen. Des Weiteren ist die Erfassung der Strahlendosis häufig mit großen Unsicherheiten verbunden. Mehr Informationen zu strahleninduzierten Krebserkrankungen und deren Risiken finden Sie im Artikel " Krebserkrankungen ". Abschätzung des Risikos für andere Krankheiten als Krebs Eine Abschätzung des Risikos, nach Strahlenbelastung an anderen Krankheiten als Krebs zu erkranken, ist zurzeit nicht zuverlässig möglich. Auswertungen bei den Überlebenden der Atombombenabwürfe in Japan , bei exponierten Bevölkerungsgruppen in der ehemaligen Sowjetunion und bei Strahlentherapie-Patienten weisen darauf hin, dass auch Herz-Kreislauf-Erkrankungen nicht wie lange angenommen erst ab 0,5 Gray als späte deterministische Strahlenschäden auftreten können, sondern bereits bei niedrigeren Dosen. Die Annahme, dass Katarakte (Linsentrübungen des Auges) zu den deterministischen Strahlenschäden zählen, wird zurzeit ebenfalls in Frage gestellt. Auch hier gibt es neue Erkenntnisse, die darauf hinweisen, dass Katarakte bereits bei zehnfach niedrigerer Dosis auftreten als bis vor kurzem noch angenommen (0,5 Gray gegenüber fünf Gray ). Es wird diskutiert, dass für diese Erkrankungen möglicherweise keine Schwellendosis existiert, sie also wie bösartige Neubildungen als stochastische Strahlenschäden anzusehen sind. Abschätzung des Risikos für genetische Schäden Für genetische Strahlenschäden gibt es keine gesicherten, am Menschen gewonnenen Erkenntnisse. In Hiroshima und Nagasaki konnte bisher bei Nachkommen der bestrahlten Atombomben-Überlebenden keine erhöhte Rate von vererbbaren Strahlenschäden im Vergleich zur übrigen japanischen Bevölkerung festgestellt werden. Aus experimentellen Untersuchungen an Tieren ist aber bekannt, dass Strahlung genetische Veränderungen, sogenannte Mutationen, in Keimzellen auslösen kann. Daher stammen die Abschätzungen des genetischen Strahlenrisikos für den Menschen aus diesen tierexperimentellen Untersuchungen. Mehr Informationen zu strahleninduzierten genetischen Schäden und deren Risiken können Sie im Artikel " Vererbbare Strahlenschäden " nachlesen. Risikobewertung Die obigen Ausführungen zeigen, wie für einzelne Erkrankungen auf Basis einzelner Studien Strahlenrisiken ermittelt werden können. Eine fundierte Risikobewertung auf Basis eines einzigen Tierexperiments oder einer einzelnen epidemiologischen Studie am Menschen ist allerdings kaum möglich. Für die Bewertung gesundheitsbezogener Risiken durch Strahlung ist es erforderlich, die Ergebnisse aus mehreren Studien heranzuziehen und in einer zusammenfassenden Gesamtschau zu bewerten. Ein StrahlenschutzStandpunkt des Bundesamtes für Strahlenschutz thematisiert die Bewertung gesundheitsbezogener Risiken im Detail. Stand: 02.02.2026
Die einzige kerntechnische Anlage in Berlin gemäß § 7 Atomgesetz ist der Forschungsreaktor BER II am Helmholtz-Zentrum Berlin (HZB). Die staatliche Aufsicht überwacht kerntechnische Anlagen kontinuierlich während ihrer gesamten Lebensdauer, einschließlich der Errichtung, Stilllegung und Sicherung. Forschungsreaktor BER II Aufgaben der Atomrechtlichen Aufsichtsbehörde Der Betrieb des Forschungsreaktor BER II am Helmholtz-Zentrum Berlin (HZB) wurde im Dezember 2019 eingestellt. Der BER II diente zur Bereitstellung von Neutronen für die Forschung. Neutronenstrahlung wird von der Wissenschaft, neben Röntgen- und elektromagnetische Strahlung (Gammastrahlung), zur Erforschung der Eigenschaften von Materialien genutzt. Der Zweck des BER II war nicht die Herstellung von Energie, sondern die Bereitstellung von Neutronen. Er war nicht mit einem Kernkraftwerk vergleichbar, da er in einer Umgebung ohne hohe Drücke bei geringen Temperaturen und bei einer Wärmeleistung von gerade einmal 10 MW arbeitete. Andere kerntechnische Anlagen, wie z.B. Kernkraftwerke oder Brennelement-Fabriken, gibt es in Berlin nicht. Es gibt allerdings eine Vielzahl weiterer Einrichtungen, die radioaktive Stoffe in der Medizin, in der Forschung oder zu wirtschaftlichen Zwecken einsetzen bzw. handhaben. Soweit es sich bei diesen radioaktiven Stoffen nicht um Kernbrennstoffe handelt, sind diese Einrichtungen nicht Gegenstand der Atomaufsicht, sondern der für Strahlenschutz zuständigen Behörden. Am Abend des 26. Juni 2017 erfolgte der letzte Abtransport von bestrahlten Brennelementen aus dem BER II in die USA. Pressemitteilung des Bundesministeriums vom 28.06.2017 Informationen zur Stilllegung des BER II (Atomrechtliche Genehmigungsbehörde) Häufig gestellte Fragen zur Sicherheit des Forschungsreaktors BER II (HZB) Forschungsreaktor BER II (HZB) Höchstmögliche Sicherheitsanforderungen Die Atomaufsicht sorgt mit den hinzugezogenen Sachverständigen nach § 20 AtG, im Zusammenwirken mit der Betreiberin des BER II dafür, dass die kerntechnische Anlage BER II den höchstmöglichen Sicherheitsanforderungen gerecht wird. Hierzu gehört eine fortlaufende Anpassung bzw. Verbesserung der sicherheitstechnischen Maßnahmen. Dabei werden neue Erkenntnisse aus Forschung und Entwicklung ebenso berücksichtigt wie Erfahrungen aus dem Betrieb des BER II und dem Betrieb kerntechnischer Anlagen im In- und Ausland. Kerntechnisches Regelwerk Die Aufsichtsbehörde kontrolliert die Einhaltung von Rechtsvorschriften und Nebenbestimmungen, die in atomrechtlichen Genehmigungen festgelegt sind. Weiterhin überwacht sie die Erfüllung von Anordnungen oder Verfügungen nach dem kerntechnischen Regelwerk durch die Genehmigungsinhaber. Sie bearbeitet zustimmungspflichtige Vorhaben und überprüft die Einhaltung der Betriebsvorschriften, die Anforderungen an wiederkehrend zu prüfende sicherheitsrelevante Anlagenteile sowie die betriebsinternen Strahlenschutzmaßnahmen. Umgebungsüberwachung Für die Umgebungsüberwachung des BER II hat die Atomaufsicht jederzeit Zugriff auf ein Fernüberwachungssystem, welches wichtige Anlagenparameter, Emissionsdaten, Wetterparameter und Radioaktivitätsmesswerte erfasst. Erlass von Anordnungen bei Gefahr Darüber hinaus haben die Aufsichtsbehörde und ihre Sachverständigen jederzeit Zutritt zum BER II, falls dies erforderlich sein sollte. Im Bedarfsfall können Anordnungen erlassen, Genehmigungen widerrufen oder die Einstellung des Betriebs angeordnet werden. Dies würde in der Regel der Fall sein, wenn Abweichungen von gesetzlichen Bestimmungen bzw. Genehmigungsauflagen festgestellt würden, die eine Gefahr für Leben, Gesundheit oder Sachgüter darstellen können. Rechtsgrundlagen Gesetz über die friedliche Verwendung der Kernenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren (Atomgesetz – AtG) Gesetz zum Schutz vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung (Strahlenschutzgesetz – StrSchG) Grundgesetz für die Bundesrepublik Deutschland (GG) Sollte es beim BER II zu einem für die kerntechnische Sicherheit bedeutsamen Ereignis kommen, wird dieses von der Betreiberin an die Atomaufsicht gemeldet. Grundlage für dieses Meldeverfahren ist die Atomrechtliche Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung ( AtSMV ). Sinn und Zweck des behördlichen Meldeverfahrens ist es, den Sicherheitsstatus der kerntechnischen Anlagen zu überwachen und ihn mit den aus den gemeldeten Ereignissen gewonnenen Erkenntnissen im Rahmen des Aufsichtsverfahrens immer noch weiter zu verbessern. Gemeldet werden müssen auch Ereignisse, die nicht auf eine Sicherheitsgefährdung hindeuten, deren Auswertung aber einen Erkenntnisgewinn verspricht. Für den BER II werden die Meldekriterien für Ereignisse in Forschungsreaktoren in der Anlage 3 der AtSMV angewandt. Ergänzend zu dem gesetzlichen vorgeschriebenen deutschen Meldeverfahren werden meldepflichtige Ereignisse auch nach der internationalen Bewertungsskala INES der International Atomic Energy Agency – IAEA , um die Bedeutung des Ereignisses für die Sicherheit der Anlage und dessen radiologische Auswirkungen auf die Bevölkerung und Umgebung transparent darzustellen. Alle bisherigen Ereignisse beim BER II wurden mit der INES-Stufe 0, d.h.“keine oder sehr geringe unmittelbare sicherheitstechnische bzw. keine radiologische Bedeutung”, gemeldet. Insbesondere traten aufgrund keiner Ereignisse Ableitungen radioaktiver Stoffe oberhalb genehmigter Werte für Fortluft und Abwasser auf. Jedes meldepflichtige Ereignis beim BER II ist in den Monats- und Jahresberichten der Störfallmeldestelle des Bundesamtes für kerntechnische Entsorgungssicherheit aufgeführt. Zu den routinemäßigen und anlassbezogenen Aufgaben der Aufsichtsbehörde gehören die technische Kontrolle und Überwachung des BER II, das Führen von regelmäßigen Aufsichts- und Fachgesprächen mit der Betreiberin und den hinzugezogenen Sachverständigen, die Abnahme von fachlichen Prüfungen am Reaktor zur Bestätigung der erforderlichen Fachkunde die Prüfung und Begleitung von eingereichten Änderungs- und Instandhaltungsanträgen; die Auswertung und Prüfung der Betreiberberichte wie etwa der technischen Monats- und Jahresberichte, die Auswertung und Prüfung der dazugehörenden Stellungnahmen der Sachverständigen. Gemäß Auflage 3.4.3 der Betriebsgenehmigung (dritte Teilgenehmigung zur Änderung des Forschungsreaktors BER II in Berlin Wannsee) ist die Betreiberin verpflichtet, der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde schriftlich über den bestimmungsgemäßen Betrieb zu berichten. Dabei wird dargestellt, wie der Betrieb seit der letzten Berichterstattung verlaufen ist, z.B. wann der Reaktor in Betrieb war und welche Störungen auftraten. Ferner enthält der Bericht auch eine Übersicht, welche Arbeiten durchgeführt worden sind. Weiterhin muss jede Bewegung von Kernbrennstoff angezeigt werden. Im Rahmen des Berichtes wird auch darüber informiert, welche Themen innerhalb des Fachkundeerhalts behandelt worden sind. Gemäß Auflage 3.4.4 ist die Betreiberin auch verpflichtet, die nach den Artikel 78 und 79 des Vertrages zur Gründung der Europäischen Atomgemeinschaft (Euratom-Vertrag) zu führenden Aufstellungen über Kernmaterial betreffende Betriebsvorgänge der Atomaufsicht zuzuleiten. Mit der Auflage 3.4.5 ist die Betreiberin weiterhin verpflichtet, vierteljährlich über die Messergebnisse der Umgebungsüberwachung schriftlich zu berichten. Die Atomaufsicht hat über ein entsprechendes Computerprogramm jederzeit Zugriff auf die Daten des Reaktorfernüberwachungssystems (RFÜ) . Das RFÜ ist ein komplexes Mess- und Informationssystem, welches rund um die Uhr Messwerte zum aktuellen Betriebszustand des Forschungsreaktors einschließlich der Abgaben (Emissionen) in die Luft sowie den Radioaktivitätseintrag in die Umgebung (Immission) vollautomatisch erfasst und überwacht. Meteorologische Daten zum Standort des BER II in Wannsee und Messwerte aus dem integrierten Mess- und Informationssystem (IMIS) des BfS werden ebenfalls in das RFÜ übernommen. Das RFÜ bietet zahlreiche Möglichkeiten, die gemessenen Werte auszuwerten, darzustellen und auf die Einhaltung von Grenzwerten und Schutzzielen hin zu überprüfen, und dient somit als Instrument der atomrechtlichen Aufsicht. Die wichtigsten Betriebsparameter des BER II, wie z.B. Reaktorleistung, Temperatur und Füllstand im Reaktorbecken und Dosisleistung in verschiedenen Bereichen sowie Radioaktivität in Fortluft und Abwasser werden im RFÜ online überwacht. Die wichtigsten Daten werden regelmäßig durch die Atomaufsicht kontrolliert und bei Auffälligkeiten erfolgt sofort eine Ursachenermittlung. Damit relevante Vorfälle nicht unbemerkt bleiben, erfolgt bei Erreichen von im System eingestellten Schwellwerten eine automatische Alarmierung der Aufsichtsbehörde. Bezüglich der nuklearen Sicherheit steht die Aufsichtsbehörde im ständigen Austausch zu allen relevanten Aufsichtsthemen mit anderen Bundesländern und dem Bund. Hierfür sorgen die seit Jahrzehnten etablierten Bund-Länder-Gremien des Länderausschusses für Atomkernenergie. In diesen Bund-Länder-Gremien arbeitet sie mit an der Weiterentwicklung und Überarbeitung des kerntechnischen Regelwerks . Darüber hinaus arbeitet die Aufsicht auch mit anderen Mitgliedsstaaten der Europäischen Union z.B. beim Erfahrungsaustausch im Rahmen themenbezogenen technischen Selbstbewertungen (gemäß AtG § 24b [1] Selbstbewertung und internationale Prüfung) zusammen. Weiterführende Informationen zum Länderausschuss für Atomkernenergie