Im Rahmen des Vorhabens wurden zur Untersuchung der relativen biologischen Wirksamkeit (RBW) hochenergetischer Photonen- und Neutronenstrahlung Blutproben in einem quasi-monoenergetischen Photonenstrahlungsfeld (Photonenenergie ca. 7 MeV) und verschiedenen Neutronenfeldern (Neutronenenergien ca.100 MeV und 200 MeV) mit Dosen im Bereich von 0,1 Gy ... 1 Gy bestrahlt. Zuvor wurde in diesen Strahlungsfeldern die Wasser-Energiedosisleistung bestimmt. Im Anschluss an die Bestrahlungen wurde die Häufigkeit für das Auftreten dizentrischer Chromosomen in Abhängigkeit von der Dosis ermittelt und daraus die RBW bestimmt. Es zeigte sich, dass die RBW von Photonenstrahlung mit Energien oberhalb von ca. 6 MeV etwa doppelt so groß ist wie für Co-60-Gammastrahlung. Für Neutronen mit Energien im Bereich von ca. 100 MeV ... 200 MeV wurde eine relative biologische Wirksamkeit von etwa 10 erhalten.
Das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) hat die Brenk Systemplanung GmbH (BS) mit der Durch-führung der Studie „Experimentelle und theoretische Untersuchungen zu radioaktiven Quellen und Gegenständen im Stahlschrott“ beauftragt. Das Ziel dieses Forschungsvorhabens (Nr. 3615S52320) ist die Verbesserung der Entdeckung von radioaktiven Quellen und Gegenständen im Stahlschrott. Um dies zu erreichen, wurden im Rahmen dieses Forschungsvorhabens folgende Arbeitspunkte (AP) bearbeitet: AP1: Repräsentative Ermittlung der Ausstattung deutscher Schrottplätze und Schmelzbetriebe mit Portalmonitoren oder ähnlichen Messeinrichtungen AP2: Auffindbarkeit typischer Gammastrahler im Stahlschrott AP2.1: Theoretische Studien zu radioaktiven Quellen und Gegenständen im Stahlschrott AP2.2: Experimentelle Studien zu radioaktiven Quellen und Gegenständen im Stahlschrott AP3: Möglichkeit und Notwendigkeit der Detektion von Neutronenstrahlung und des Einsatzes von Strahlung zur Auffindung radioaktiver Quellen und Gegenstände im Schrott AP4: Ideenfindung für Leitlinien und Informationsmaterial im Rahmen der neuen EURATOM-Grundnormen Zu diesen Arbeitspaketen sind einzelne ausführliche Berichte erstellt worden, die die genannten Themen jeweils vollständig behandeln. Der vorliegende Bericht stellt in Ergänzung zu den Teilberichten eine umfangreiche Zusammenfassung der Vorgehensweise und Ergebnisse der gesamten Forschungsvorgaben vor.
Gemäß § 103 der Strahlenschutzverordnung ist die Ableitung radioaktiver Stoffe aus Anlagen zu überwachen. Die Grundlage zur Überwachung der ermittelten Messwerte ist die Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen (REI). Zum einen werden die Emissionen innerhalb der Anlage z.B. am Abluftkamin vom Betreiber der Anlage selbst gemessen. Zum anderen werden die Immissionen in der Umgebung der Anlage im Auftrag der Aufsichtsbehörde durch eine unabhängige Messstelle überwacht. Die Ergebnisse der Umgebungsüberwachung werden vierteljährlich und als Jahresbericht der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde und dem Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit vorgelegt. In Berlin gibt es nur eine kerntechnische Einrichtung, welche entsprechend der Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen zu überwachen ist, der Forschungsreaktor BER II . Er gehört zu den modernsten Neutronenquellen Europas. Er dient der Grundlagenforschung und der anwendungsnahen Forschung und befindet sich neben anderen experimentellen Anlagen im Helmholtz-Zentrums für Materialien und Energie in Berlin. In ihm werden Neutronen für wissenschaftliche Zwecke produziert. Gastwissenschaftler aus aller Welt arbeiten neben deutschen Kollegen an hochmodernen Experimentierplätzen. Das Helmholtz-Zentrum Berlin verfügt über die einzigartige Möglichkeit, für die Untersuchungen nicht nur den Neutronenstrom des BER II, sondern unter anderem auch das Röntgenlicht des Berliner Elektronenspeicherrings für Synchrotronstrahlung (BESSY II) anbieten zu können. Durch den Neutronenstrom gewinnt man Einblicke in Materie ähnlich wie mit Hilfe der Röntgenstrahlen. Das Röntgenbild und das Neutronenbild liefern dabei unterschiedliche, sich ergänzende Informationen über die Struktur des untersuchten Objekts. Während z.B. das Röntgenbild schwere Atome zeigt, werden durch den Neutronenstrahl die leichten Atome sichtbar gemacht. Kleinste Strukturen können so dargestellt werden. Durch die Untersuchung von Materialien mit Hilfe von Neutronenquellen sind viele Innovationen möglich gewesen, z.B. die Entwicklung neuer und sicherer Werkstoffe für die Verkehrstechnik, eine moderne Spurenanalytik in der Umwelttechnik oder das Entschlüsseln grundlegender medizinischer Prozesse. Der BER II dient aber nicht der kerntechnischen Forschung, sondern fungiert ausschließlich als Quelle für Neutronenstrahlung für die Materialforschung. Informationen zu den einzelnen Forschungsarbeiten finden Sie auf der Internetseite des Helmholtz-Zentrums für Materialien und Energie Bei dem BER II handelt es sich um einen sogenannten Schwimmbadreaktor. Er wird drucklos und bei niedriger Temperatur betrieben. Im Gegensatz zu Kernkraftwerken kann dieser daher sehr schnell abgefahren werden, ohne dass es zu einer erhöhten Belastung für die Anlage kommt. Die Anlage braucht nach einer Abschaltung nur für weniger als eine Minute eine aktive (pumpenunterstützte) Kühlung und ist daher beliebig lange auch ohne Netzverbindung stabil zu halten. Der Kern befindet sich in einem etwa zehn Meter tiefen Becken, das von einer zwei Meter dicken Betonwand umschlossen wird, und ist von einer 9 m hohen Wasserschicht überdeckt. Während des Betriebs der Forschungsneutronenquelle entsteht eine Wärmeleistung von 10 Megawatt. Diese Leistung ist im Vergleich zu einem Kernkraftwerk (~ 4000 MW) rund vierhundert mal geringer. Das Kühlwasser wird maximal nur auf etwa 40 °C aufgewärmt. Die Uranmenge beträgt rund 35 kg (im Gegensatz zu den über hundert Tonnen eines konventionellen Kernkraftwerks). Entsprechend geringer ist auch die bei der Reaktion gebildete Menge an Spaltprodukten (was wichtig für die Abschätzung maximal möglicher Einwirkungen auf die Umgebung im Rahmen der Notfallschutzplanung ist). Der BER II ist ausschließlich als Neutronenquelle für wissenschaftliche Experimente ausgelegt und kann nicht zur Energieerzeugung eingesetzt werden. Die Brennstoffplatten sind nur eine von mehreren Barrieren gegen das Entweichen radioaktiver Stoffe, denn auch das Wasser des Reaktorbeckens (mit einer künstlichen Warmschicht gegen Diffusion aus dem Becken und einer permanenten Wasserreinigung über Filter und Ionenaustauscher), die Unterdruck haltende Reaktorhalle mit ihrer luftdicht verschweißten Innenauskleidung (Stahlliner) und die mit Filtereinrichtungen versehene Entlüftung tragen messtechnisch nachgewiesen zu einer Minimierung der radioaktiven Emissionen bei. In jedem Betriebszustand ist gewährleistet, dass das radioaktive Inventar von der Umwelt abgeschirmt bleibt, ohne dass hierfür Anlagen oder Apparate von Hand bedient werden müssen. So fallen bei Ausfall der Stromversorgung sofort Kontrollstäbe, die an einem Elektromagneten hingen, allein durch ihr Gewicht in den Reaktorkern und unterbrechen die Kernspaltung. Nach Stillstand der Kernspaltung genügt nur eine Minute zur Nachkühlung. Dies wird bereits durch den Nachlauf der Pumpen gesichert. Eine Kernschmelze infolge eines Ereignisses in der Anlage ist beim BER II damit ausgeschlossen. Bei Stromausfall stehen zudem Notdiesel und Batteriebänke zur Verfügung. Auf dem Gelände ist eine Betriebsfeuerwehr stationiert. Die Forschungsneutronenquelle wird durch ein Kernanlagen-Fernüberwachungssystem (KFü) kontrolliert. In ihm werden Betriebsdaten der Anlage selbst und Daten von Messstellen in der Umgebung der Anlage ununterbrochen zusammengefasst und durch die Aufsichtsbehörde überwacht. Die Strahlenmessstelle Berlin der Senatsverwaltung für Mobilität, Verkehr, Klimaschutz und Umwelt – Abteilung “Integrativer Umweltschutz” – ist als unabhängige Messstelle mit der überwachung des BER II beauftragt. Sie untersucht Proben, die aus der Umgebung des Forschungsreaktors stammen und vergleichen sie mit Proben aus anderen Teilen Berlins. Des weiteren überwacht sie das Strahlungsniveau entlang der Institutsgrenze und kontrolliert an Kaminluftproben die Emissionen. Der BER II gibt auch im Normalbetrieb radioaktive Substanzen in geringer Menge an die Umgebung ab. Bei Ausstoß selbst der genehmigten Abgabemenge ist für Mensch und Tier keine gesundheitliche Beeinträchtigung gegeben. In der Praxis wird dieser Unbedenklichkeitswert sogar weit unterschritten. Im langjährigen Betrieb hat sich gezeigt, dass die Abgabe durch den Reaktor für Gase bei 5 – 7 , bei Iod-131 bei 1 – 2 der genehmigten Abgabemenge liegt und dass die Abgabe von an Aerosole gebundenen radioaktiven Stoffen die Nachweisgrenze der Messgeräte (Promille der Grenzwerte) noch nicht einmal erreicht (Darstellung dazu im Abschnitt Abgabegrenzen künstlicher Radioaktivität ). Entsprechend § 106 der Strahlenschutzverordnung ist der Betreiber verpflichtet, alle fünf Jahre die Anwohner in der Umgebung der Anlage über die Sicherheitsvorkehrungen und Notfallpläne zu informieren. Die letzte Verteilung der Broschüre erfolgte im Jahr 2019 und steht zum Download zur Verfügung.
Wissenschaftliche Publikationen des Fachbereiches SG, 2005 - 2016 Wissenschaftliche Publikationen des Fachbereichs SG 2005 Aufsätze in referierten Zeitschriften Barth I, Mielcarek J, Rimpler A.. Strahlenexposition des Personals bei der medizinischen Anwendung von β-Strah- lern. Strahlenschutz in Forschung und Praxis 2005; 47: 99-107 Bahner ML, Bengel A, Brix G, Zuna I, Kauczor HU, Delorme S. Improved Vascular Opacification in Cerebral Com- puted Tomography Angiography With 80 kVp. Invest Radiol 2005; 40:229-234 Bauer S, Gusev BI, Pivina LM, Apsalikov KN, Grosche B. Radiation exposure due to local fallout from Soviet atmos- pheric nuclear weapons testing in Kazakhstan: solid cancer mortality in the Semipalatinsk historical cohort, 1960- 1999. Radiat Res 2005; 164(4):409-419. Brix G, Beyer T. PET/CT: Dose-Escalated Image Fusion? Nuklearmedizin 2005; 44: 51-57 Brix G, Lechel U, Glatting G, Ziegler SI, Münzing M, Müller SP, Beyer T. Radiation Exposure of Patients Undergoing Whole-Body Dual-Modality 18F-FDG PET/CT Examinations. J Nucl Med 2005; 46: 608-613 Brix G, Nekolla EA, Griebel J. Strahlenexposition von Patienten durch diagnostische und interventionelle Röntgen- anwendungen: Fakten, Bewertung und Trends. Radiologe 2005; 45: 340-349 Brix G, Schlicker A, Mier W, Peschke P, Bellemann ME. Biodistribution and Pharmacokinetics of the 19F-labeled Radiosensitizer 3-Aminobenzamide: Assessment with 19F MR Imaging. Magn Reson Imaging 2005; 23: 967-976 Czarwinski R, Weiss W. Safety and Security of Radioactive Sources - International Provisions. Kerntechnik 2005; 70 (5-6): 315-321 Darby S, Hill D, Auvinen A, Barros-Dios JM, Baysson H, Bochicchio F, Deo H, Falk R, Forastiere F, Hakama M, Heid I, Kreienbrock L, Kreuzer M, Lagarde F, Makelainen I, Muirhead C, Oberaigner W, Pershagen G, Ruano-Ravina A, Ruosteenoja E, Rosario AS, Tirmarche M, Tomasek L, Whitley E, Wichmann HE, Doll R. Radon in homes and risk of lung cancer: collaborative analysis of individual data from 13 European case-control studies. Br Med J 2005; 330:223-6. Edwards A A, Lindholm C, Darroudi F, Stephan G, Romm H, Barquinereo J, Barrios L, Caballin MR, Roy L, Whitehouse CA, Tawn EJ, Moquet J, Lloyd DC, Voisin P. Review of Translocations Detected by Fish for Retrospective Biological Dosimetry Applications. Radiat Prot Dosimetry 2005; 113(4): 396-402 Gomolka M, Rössler U, Hornhard S, Walsh L, Panzer W, Schmid E. Measurement of the Initial Levels of DNA Damage in Human Lymphocytes induced by 29 kV X Rays (Mammography X Rays) Relative to 220 kV X Rays and gamma Rays. Radiat Res 2005; 163(5):510-9 Hacker M, Schnell-Inderst P, Noßke D, Weiss M, Stamm-Meyer A, Brix G, Hahn K. Radiation Exposure of Patients Undergoing Nuclear Medicine Procedures in Germany between 1996 and 2000: Multicenter Evaluation of Age and Gender-specific Patient Data. Nuklearmedizin 2005; 44: 119-130 Hartmann M, Dalheimer A. Results of in vitro intercomparison tests of the Coordinating Office on Incorporation Mon- itoring in Germany. Kerntechnik 2005; 70: 5-6; 327-328 Hunt JG, Noßke D, dos Santos DS. Estimation of the Dose to the Nursing Infant due to Direct Irradiation from Activity Present in Maternal Organs and Tissues. Radiat Prot Dosimetry 2005; 130: 290-299 Latza U, Hoffmann W, Terschüren C, Chang-Claude J, Kreuzer M, Schaffrath Rossario A, Kropp S, Stang A, Ahrens W, Lampert T, Straif K. Rauchen als möglicher Confounder in epidemiologischen Studien: Standardisierung der Er- hebung, Quanitfizierung und Analyse. Gesundheitswesen 2005; 67: 795-802 Lucht R, Delorme S, Heiss J, Knopp M, Weber MA, Griebel J, Brix G. Classification of Signal-Time Curves Obtained by Dynamic Magnetic Resonance Mammography: Statistical Comparison of Quantitative Methods. Invest Radiol 2005; 40: 442-447 Neff T, Kiessling F, Brix G, Baudendistel K, Zechmann C, Giesel F, Bendl R. Optimized Workflow for the Integration of Biological Information into Radiotherapy Planning: Experiences with T1w DCE-MRI. Phys Med Biol 2005; 50: 4209- 4223 Nekolla EA, Griebel J, Brix G. Einführung eines Mammographie-Screening-Programms in Deutschland: Erwägun- gen zu Nutzen und Risiko. Radiologe 2005; 45: 245-254 Stand: Mai 2017 Wissenschaftliche Publikationen des Fachbereiches SG, 2005 - 2016 Nolte R, Mühlbradt KH, Meulders JP, Stephan G, Haney M, Schmid E. RBE of quasi-monoenergetic 60 MeV neutron radiation for induction of dicentric chromosomes in human lymphocytes. Radiat Environ Biophys 2005; 44(3):201- 209 Petoussi-Henss N, Zankl M, Noßke D. Estimation of Patient Dose from Radiopharmaceuticals Using Voxel Models. Cancer Biotherapy & Radiopharmaceuticals 2005; 20: 103-109 Rimpler A, Barth I. Beta-Strahler in der Nuklearmedizin – Strahlengefährdung und Strahlenschutz des Personals. Der Nuklearmediziner 2005; 28: 240-249 Stephan G, Kampen WU, Noßke D, Roos H. Chromosomal Aberrations in Peripheral Lymphocytes of Patients Treated with Radium-224 for Ankylosing Spondylitis. Radiat Environ Biophys 2005; 44: 23-28 Tapio S, Danescu-Mayer I, Asmuss M, Posch A, Gomolka M, Hornhardt S. Combined Effects of Gamma Radiation and Arsenite on TK6 Cell Proteome. Mutation Res 2005; 581 (1-2): 141-52 Whitehouse CA, Edwards AA, Tawn EJ, Stephan G, Oestreicher U, Moquet JE, Lloyd DC, Roy L, Voisin P, Lindholm C, Barquinero J, Barrios L, Caballin MR, Darroudi F, Fomina J. Translocation Yields in Peripheral Blood Lymphocytes from Control Populations. Int J Radiat 2005; 81(2): 139-145 Wichmann HE, Rosario AS, Heid IM, Kreuzer M, Heinrich J, Kreienbrock L. Increased lung cancer risk due to resi- dential radon in a pooled and extended analysis of studies in Germany. Health Phys 2005; 88(1):71-9 Aufsätze in nichtreferierten Zeitschriften Barth I, Mielcarek J, Rimpler A.. Strahlenexposition des Personals und Strahlenschutzmaßnahmen bei der medizi- nischen Anwendung von β-Strahlern. StrahlenschutzPraxis 2005; 2: 52-60 Bayer A. Systeme zur Überwachung der Umweltradioaktivität in der Bundesrepublik Deutschland. Strahlenschutz- Praxis 2005; 4: 49-55 Czarwinski R, Elmer E, Loertscher Y, Nürbchen F, Paßvoß T, Rodriguez J, Rosenthal B, Schmitzer C, Schrempp S. Sicherheit von Strahlenquellen - was tun wir dafür? StrahlenschutzPraxis 2005; 3: 3-29 Ettenhuber E, Jung T, Kirchner G, Kreuzer M, Lehmann R, Meyer W. Begrenzung der Strahlenexposition durch Radon in Aufenthaltsräumen. StrahlenschutzPraxis 2005;1: 52-58 Ettenhuber E, Jung T, Kreuzer M, Kirchner G, Lehmann R, Meyer W. Das Radonschutzgesetz – Ein neuer deut- scher Weltrekord? StrahlenschutzPraxis 2005; 4: 65-67 Frasch G, Petrová K, Schnuer K. The ESOREX Project - European Studies of Occupational Radiation Exposure. StrahlenschutzPraxis 2005; 1: 21-24 Frasch G. Was überwacht das Strahlenschutzregister? StrahlenschutzPraxis 2005; 1: 24-27 Grosche B, Kreuzer M, Tschense A. Uranbergarbeiterstudien in Deutschland und Europa. StrahlenschutzPraxis 2005; 4: 12-15 Grosche B. Epidemiologie: Studien zur Strahlenwirkung – Was können wird daraus lernen? – Ein Resümee; Strah- lenschutzPraxis 4/2005: 38 Grosche B. Neue Entwicklungen in der Strahlenepidemiologie. StrahlenschutzPraxis 2005;4: 4-5 Grosche B. Progress in assessing the public health impact from residues of nuclear bomb testing in Kazakhstan (invited Editorial). J Radiol Prot 2005; 25: 123-124 Kreuzer M. Lungenkrebs durch Radon in Wohnungen. Aktuelle epidemiologische Evidenz. StrahlenschutzPraxis 2005; 4: 5-11 Kreuzer M. Lungenkrebsrisiko durch Radon in Wohnungen. StrahlenschutzPraxis 2005; 2: 61-65 Kreuzer M. Radon in Wohnungen ist wichtigster Umweltrisikofaktor für Lungenkrebs. Umweltmedizinischer Informa- tionsdienst (UMID) 2005; 1:12-15 Romm H, Oestreicher U, Stephan G. Welche Möglichkeiten bietet die biologische Dosimetrie für den beruflichen Strahlenschutz? StrahlenschutzPraxis 2005; 1: 37-42 Schmitt-Hannig A. Europäisches ALARA Netzwerk. StrahlenschutzPraxis , ISSN 0947-434X, 2005;1: 18-20 Stand: Mai 2017 Wissenschaftliche Publikationen des Fachbereiches SG, 2005 - 2016 Monographien/Bücher Brix G, Weiss W. Detectors for Radiation Protection. In: Landolt-Börnstein: Numerical Data and Functional Relation- ships in Science and Technology - New Series Volume VIII/2: Radiological Protection. Kaul A, Becker D (Eds). Berlin, Heidelberg, New York: Springer-Verlag; 2005 Dalheimer A. In vitro measurements: Excretion analyses. In: Landolt-Börnstein: Numerical Data and Functional Re- lationships in Science and Technology - New Series Group VIII, Volume 4: Radiological Protection. Kaul A, Becker D (Eds). Berlin, Heidelberg, New York: Springer-Verlag; pp. 10.83-10.98, 2005 Latza U, Hoffmann W, Terschüren C, Chang-Claude J, Kreuzer M, Schaffrath Rossario A, Kropp S, Stang A, Ahrens W, Lampert T. Erhebung, Quantifizierung und Analyse der Rauchexposition in epidemiologischen Studien. Robert- Koch-Institut, Berlin, 2005 Beiträge zu Publikationen im Eigenverlag Bergler I, Bernhard C, Gödde R, Löbke-Reinl A, Schmitt-Hannig A (Hrsg). Strahlenschutzforschung - Programm- report 2004 -Bericht über das vom Bundesamt für Strahlenschutz fachlich und administrativ begleitete Ressortfor- schungsprogramm Strahlenschutz des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit. BfS- Schr-35/05, Salzgitter, 2005 Frasch G, Almer E, Fritzsche E, Kammerer L, Karofsky R, Spiesl J. Die berufliche Strahlenexposition in Deutsch- land 2003: Auswertung des Strahlenschutzregisters. Salzgitter, BfS-SG-Bericht 05/2005 Hartmann M, Beyer D, Dalheimer A, Hänisch K. Ergebnisse der In-vitro-Ringversuche: S-35 in Urin sowie Am-241 und Pu-Isotpe in Urin. Salzgitter, BFS-Schrift 33/2005 Stegemann R, Frasch G, Kammerer L, Spiesl J. Die berufliche Strahlenexposition des fliegenden Personals in Deutschland. Salzgitter, BfS-SG-Bericht 06/2005 Trugenberger-Schnabel A, Peter J, Kanzliwius R, Bernhard C, Bergler I (Hrsg). Umweltradioaktivität in der Bun- desrepublik Deutschland Daten und Bewertung für 2002 und 2003, Bericht der Leitstellen des Bundes und des Bun- desamtes für Strahlenschutz. BfS-SCHR-34/05, Salzgitter 2005 Beiträge zu Sammelwerken (Fremdverlag) / Paper in Tagungsbänden Brix G, Kiessling F, Lucht R, Wasser K, Delorme S, Griebel J. Microcirculation in Muscle Tissue and Breast Carci- noma: Pharmacokinetic Analysis of Dynamic Contrast-Enhanced MR Measurements. Proceedings of the jointly held Congresses ICMP 2005 and BMT 2005, Nürnberg,Biomed Tech 2005; 50: 1146-1147 Czarwinski R, Weiss W. Sicherheit von Strahlenquellen. In: Buchert G, Czarwinski R, Kraus W, Martini E, Rühle H, Stolze B, Wust P (Hrsg): Kompendium der 14. Sommerschule für Strahlenschutz Berlin, 223-238, 2005 Frasch G, Stegemann R, Kammerer L. Aircrew Monitoring of Occupational Exposure to Ionising Radiation, Proceed- ings 9th European ALARA Network Workshop on Occupational Exposure to Natural Radiation, Augsburg 2005 http://www.eu-alara.net/index.php/workshops-mainmenu-38/24-workshops/61-ean9.html Kemski J, Klingel R, Siehl A, Stegemann R. Radon Transfer from Ground to Houses and Prediction of Indoor Radon in Germany based on Geological Information. In: Radioactivity in the Environment, 7: McLaughlin J.P; Simopoulos SE, Steinhäusler F. (Hrsg.):The Natural Radiation Environment 2005; VII: 820-832, 2005 Nekolla E, Veit R, Griebel J, Brix G. Frequency and Effective Dose of Diagnostic X-ray Procedures in Germany. Proceedings of the jointly held Congresses ICMP 2005 and BMT 2005, Nürnberg .Biomed Tech 2005; 50: 1334-1335 Nekolla EA, Walsh L, Schottenhammer G, Spiess H. Malignancies in patients treated with high doses of Radium- 224, Proceedings of the 9th International Conference on Health Effects of Incorporated Radionuclides. Emphasis on Radium, Thorium, Uranium and Their Daughter Products (HEIR 2004). GSF – Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit GmbH, GSF-Bericht 06/05 (ISSN 0721 – 1694), 2005, pp. 67-74 Noßke D, Karcher K, Minkov V, Brix G. Dose Assessment for the Offspring after Radioiodine Therapy During an Unknown Pregnancy. Proceedings of the jointly held Congresses ICMP 2005 and BMT 2005, Nürnberg Biomed Tech 2005; 50: 925-926 Schmitt-Hannig A, Möbius S, Bickel A, Sadagopan G, Williams M. ENETRAP: Comparing the scientific content of the IAEA Standard Syllabus to European Requirements. Proceedings of the ETRAP2005 (3rd international confer- ence on Education and Training in Radiological Protection), 23-25 November 2005, Brussels, Belgium, ISBN 9076971110 Stand: Mai 2017
Das Strahlenschutzgesetz vom 1. Oktober 2017 und die Strahlenschutzverordnung vom 29. November 2018 (in den jeweils gültigen Fassungen) bilden den gesetzlichen Rahmen zum Schutz der menschlichen Gesundheit und der Umwelt vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung. Ziel der behördlichen Tätigkeit ist es, die radiologische Belastung der Umwelt und damit auch der Bevölkerung auf Grund natürlich vorkommender oder künstlich erzeugter Radioaktivität zu kennen und ggf. zu minimieren. Aus diesem Grund wird ebenso die Umgebung kerntechnischer Anlagen überwacht. In der Strahlenmessstelle Berlin werden Messungen zur Bestimmung der Umweltradioaktivität, der Orts- und Personendosis gemäß Strahlenschutzgesetz und Strahlenschutzverordnung durchgeführt. Sachliche Grundlagen der Umweltradioaktivität Radioaktive Stoffe treten in uns selbst und in unserer Umgebung alltäglich auf, wobei die in unserer Umwelt vorhandenen radioaktiven Stoffe sowohl natürlichen als auch künstlichen Ursprung haben. Weitere Informationen Überwachung von Umweltmedien 1986 wurde das Integrierte Mess- und Informationssystem zur Überwachung der Umweltradioaktivität (IMIS) errichtet. Die bis dato bestehenden Messsysteme und Messprogramme der Bundesbehörden wurden zum IMIS zusammengefasst. Weitere Informationen Umgebungsüberwachung kerntechnischer Einrichtungen Gemäß § 103 der Strahlenschutzverordnung ist die Ableitung radioaktiver Stoffe aus Anlagen zu überwachen. Die Grundlage zur Überwachung der ermittelten Messwerte ist die Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen (REI). Weitere Informationen Die radiologische Situation in Berlin Auch in Berlin kommt zur natürlichen Radioaktivität, die ohnehin in der Umwelt vorhanden ist, die künstliche, die vom Menschen verursachte Strahlenbelastung hinzu. Weitere Informationen Personendosismessstelle Personen, die ionisierender Strahlung (Röntgen-, Gamma-, Beta- oder Neutronenstrahlung) ausgesetzt sein können, müssen entsprechend §§ 64, 65 der Strahlenschutzverordnung hinsichtlich der von ihnen empfangenen Körperdosis an radioaktiver Strahlung überwacht werden. Weitere Informationen Messergebnisse der Strahlenmessstelle Auf dieser Seite finden Sie die aktuellen Messdaten aus der Umweltmedienüberwachung als auch der Umgebungsüberwachung. Weitere Informationen Rechtsvorschriften im Bereich Strahlenschutz Im Folgenden erhalten Sie einen Überblick über die Gesetze, welche den Umgang mit radioaktiven Stoffen bestimmen und regeln, sowie über die, die der Gefahrenabwehr und dem Gesundheitserhalt der Menschen dienen sollen. Weitere Informationen Glossar Hier finden Sie Begriffserklärungen zum Thema. Weitere Informationen Dosisbegriffe und Einheiten im Bereich Radioaktivität In den Formeln wird zur Darstellung sehr großer oder sehr kleiner Zahlen die wissenschaftliche oder halblogarithmische Schreibweise benutzt. Weitere Informationen Zuständigkeiten im Land Berlin In Berlin werden die den Ländern zugewiesenen Aufgaben nach dem Atomgesetz und dem Strahlenschutzgesetz durch verschiedene Behörden wahrgenommen. Weitere Informationen Die Strahlenmessstelle ist nach DIN/EN 17025 als Prüflabor akkreditiert. Eine Übersicht über die akkreditierten Verfahren ist als Liste abrufbar. Die Senatsverwaltung für Mobilität, Verkehr, Klimaschutz und Umwelt (SenMVKU) verarbeitet im Rahmen der Überwachung der Körperdosis beim Umgang mit ionisierender Strahlung und radioaktiven Stoffen personenbezogene Daten. Die Rechtmäßigkeit der Verarbeitung der personenbezogenen Daten basiert auf Art. 6 Absatz 1 Satz 1 lit. c) und lit. e) der Datenschutzgrund-Verordnung (DS-GVO) i.V.m. §§ 167 Absatz 1 und Absatz 2, 168 Absatz 1, 170 Absatz 2 und Absatz 4 des Gesetzes zum Schutz vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung (Strahlenschutzgesetz – StrlSchG). Die Daten werden weiterhin gem. § 170 Absatz 1 StrlSchG in einem beim Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) eingerichteten Register (Strahlenschutzregister) erfasst. Der Hinweis zur Information zum Datenschutz nach Art. 13 und 14 DS-GVO ist unter nachfolgendem Link abrufbar: Hinweise zum Datenschutz
BUNDESGESELLSCHAFT •• FUR ENDLAGERUNG Strahlenschutz (TEK-ST) Radioaktivität und StrahlungStrahlenexposition und Dosis Radioaktivität ist die Eigenschaft bestimmter Atomkerne, sich ohne äußere Einwirkung in andere Kerne umzuwandeln und dabei energiereiche Strahlung auszusenden.Wirkt ionisierende Strahlung auf den menschlichen Körper ein, so spricht man von einer Strahlenexposition. Hierbei tritt die Strahlung mit dem Körpergewebe in Wechselwirkung und gibt Energie (Maßeinheit: Joule) ab. Die Wirkung der vom Körper aufgenommenen Strahlung wird durch die Angabe einer Dosis ausgedrückt. Die Anzahl der Umwandlungen {Zerfälle) pro Zeiteinheit wird in der physikalischen Größe Aktivität angegeben. Die Maßeinheit der Aktivität ist das Becquerel (Bq). Die Organdosis gibt die auf ein bestimmtes Organ, Gewebe oder Körperteil durch ionisierende Strahlung übertragene Energie an. Dabei wird die unterschiedliche biologische Wirksamkeit der verschiedenen Arten ionisierender Strahlung berücksichtigt (Strahlungs- Wichtungsfaktoren). Die Maßeinheit der Organdosis ist das Sievert (Sv). 1 Bq = 1 Zerfall pro Sekunde Bei einer solchen Kernumwandlung (radioaktiver Zerfall) können folgende Arten ionisierender Strahlung emittiert werden: Die effektive Dosis (Dosis gemittelt über den ganzen Körper) wird in Sv angegeben und berücksichtigt die unterschiedliche Empfindlichkeit der Organe und Gewebe bzgl. Strahlungswirkungen {Gewebe-Wichtungsfaktoren). Alpha- und Betastrahlung {Teilchen), Gammastrahlung (Welle), Neutronenstrahlung (Teilchen). l Sv= l Joule pro Kilogramm n 0 ----+-----------+------------- 1- -------> Strahlenquelle Papier Aluminium Abbremsung der Neutronen (Moderation) z. B. durch Polyethylen Blei α β Neutronen- einfang z. B. durch Cadmium Strahlungsfeld Abschirmung der Gammastrahlung z. B. durch Blei Strahlenexposition - - --- - - - -· III /\ • ------ γ -------------------- ------------------- Aktivität (Bq) ------------- -------- - - - - - -> Flussdichte (cm- 2 -s-1) Dosis (mSv) Abb. 2: Zusammenhang zwischen Aktivität und Dosis Abb. 1: Absorption von Alpha-, Beta- und Gammastrahlung sowie Neutronenstrahlung Strahlenexposition der Bevölkerung in Deutschland Jeder Mensch ist auf natürliche Weise ionisierender Strahlung ausgesetzt. Die natürliche Strahlenexposition setzt sich aus folgenden Komponenten zusammen: Innere Strahlenexposition durch die Aufnahme radioaktiver Stoffe durch die Atemluft und Nahrung{lnkorporation), Äußere Strahlenexposition durch kosmische und terrestrische Röntgendiagnostik ca. 1,6 mSv* Strahlung Kerntechnische Anlagen < 0,01 mSv (Di rektstra h lu ng). Neben der natürlichen Strahlenexposition wirkt auch ionisierende Strahlung aus Nuklearmedizin 0,1 mSv* medizinischer und technischer Anwendung auf den Menschen ein (zivilisatorische Strahlenexposition). [1] und ca. 1,7 mSv aus zivilisatorischen Strahlenquellen. Tschernobyl < 0,01 mSv Nahrung ca. 0,3 mSv Die durchschnittliche jährliche Strahlenexposition einer Person in Deutschland beträgt ca. 3,8 mSv. Hierbei stammen etwa 2,1 mSv aus natürlichen Strahlenquellen Andere < 0,04 mSv Forschung, Technik, Haushalt < 0,01 mSv Atombombenfallout < 0,01 mSv Radon und seine Zerfallsprodukte ca.1,1 mSv Direkte kosmische Strahlung ca. 0,3 mSv Direkte terrestrische Strahlung ca. 0,4 mSv Natürliche Strahlenexposition Zivilisatorische Strahlenexposition Rauchen von 20 Zigaretten am Tag Verzehr von 2 Paranüssen pro Tag Abb. 4: Zusammensetzung der effektiven Jahresdosis einer Person durch ionisierende Strahlung in mSv im Jahr 2016, gemittelt über die Bevölkerung Deutschlands (* Daten für das Jahr 2014) [2] Flug von München nach Japan 0,01 mSv Röntgenaufnahme der Zähne Aufenthalt auf der Zugspitze0,0026 mSv pro Tag Aufenthalt in der Stadt Braunschweig0,0019 mSv pro Tag Aufenthalt in Gebäuden• 0,0001 mSv pro Tag 0,00 ~. 0,10 effektive Dosis (mSv) O 20 ' 0,30 0,0001 mSv pro Tag0,0019 mSv pro Tag0,0026 mSv pro Tag0,01 mSv beim Aufenthalt in Gebäuden durch terrestrische Strahlungbeim Aufenthalt in der Stadt Braunschweig durch terrestrische und kosmische Strahlungbeim Aufenthalt auf der Zugspitze durch kosmische Strahlungeine Röntgenauf- nahme der Zähne bis zu 0,1 mSv bei einem Flug von München nach Japan durch kosmische Strahlung 0,16 mSv im Jahr beim Verzehr von 2 Paranüsse pro Tag durch das natürliche Radionuklid Radium 0,1 bis 0,3 mSv im Jahr durch Rauchen von 20 Zigaretten am Tag Abb. 3: Vergleich von Strahlenexpositionen im Alltag [1] Literatur/Quellenangaben: [lJ Bundesamt für Strahlenschutz - www.bfs.de [2] Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit (BMUB} - Umweltradioaktivität und Strahlenbelastung, Jahresbericht 2016 www.bge.de SG01201/8/3-2019#2 Poster I Stand: 14.12.2019
Forschungsreaktoren Forschungsreaktoren werden zu Forschungszwecken eingesetzt und dienen im Gegensatz zu konventionellen Reaktoren nicht der Stromerzeugung. Derzeit sind sechs Forschungsreaktoren in Deutschland in Betrieb. In Forschungsreaktoren wird nicht die Wärmeenergie, sondern die Neutronenstrahlung genutzt (Neutronenquelle). Die erzeugten Neutron werden grundsätzlich für verschiedene Zwecke im Bereich von Technik und Medizin verwendet. In Forschungsreaktoren werden zum Beispiel das Verhalten von neuartigen Materialien wissenschaftlich und industriell analysiert, medizinische Anwendungen in der Strahlentherapie durchgeführt, spezielle radioaktive Isotope für die medizinische Diagnostik und Therapie hergestellt, sowie Studenten und das in der Nukleartechnik tätige (Nachwuchs-)Personal aus- und weitergebildet. Neutronen , die bei einer Spaltung von Uran im Reaktorkern produziert werden, haben typischerweise Energien von einigen Megaelektronenvolt und sind für experimentelle Zwecke wenig geeignet. Sie müssen erst abgebremst werden. Zum Abbremsen der Neutronen dient ein Moderator . Oft nimmt man hierfür Wasser oder Graphit. Durch die (elastischen) Zusammenstöße mit den einzelnen Atomen im Moderator verlieren Neutronen einen Teil ihrer Bewegungsenergie. Beim Verlassen des Moderators liegt die Energie der einzelnen Neutronen im Bereich von einigen Millielektronenvolt bis zu ungefähr 100 Millielektronenvolt (die Energie der abgebremsten Neutronen ist also rund 1 Milliarde mal geringer als die Energie der ursprünglichen schnellen Neutronen). Die abgebremsten Neutronen werden als thermische Neutronen bezeichnet und für experimentelle Nutzungen weitergeleitet. Unterschiede zum Leistungsreaktor (Kernkraftwerk) Verglichen mit einem Kernkraftwerk ist die Leistung eines Forschungsreaktors im Allgemeinen deutlich geringer. Entsprechend kleiner ist die eingesetzte Menge an Kernbrennstoff und die erzeugte Menge an radioaktivem Abfall. Daraus ergibt sich gegenüber einem Kernkraftwerk ein entsprechend vielfach geringeres Risikopotential. Forschungsreaktoren unterscheiden sich untereinander teilweise erheblich in der Bauart, der thermischen Leistung, dem verwendeten Kernbrennstoff, dem radioaktiven Inventar sowie dem Standort ( z.B. zentral in der Stadt oder in einem Vorort) und der Betriebsweise. Forschungsreaktoren in Deutschland In Deutschland befinden sich derzeit insgesamt 6 Forschungsreaktoren in Betrieb . Dazu gehören: 1 großer Schwimmbadreaktor: FRM II in Garching bei München mit einer thermischen Leistung von 20 Megawatt (MW ) . In Schwimmbadreaktoren ist der Reaktorkern in einem mit Wasser gefülltem Becken positioniert. Das Wasser erfüllt hier mehrere Funktionen gleichzeitig, u.a. dient es als Kühlmittel für den Reaktorkern und als Moderator für die Neutronen . Die Neutronen werden vom Kern aus durch Strahlrohre zu den einzelnen Experimentierstationen geleitet. Diese Reaktoren sind insbesondere für vielfältige Forschungsanwendungen und für Strahlentherapien geeignet. 1 TRIGA Mark II Reaktor in Mainz mit einer thermischen Leistung von 100 Kilowatt (kW). Von seiner Bauart zählt ein TRIGA-Reaktor (Englisch: T raining, R esearch, I sotopes, G eneral A tomic ) zu den kleinen Schwimmbadreaktoren. Seine Besonderheit sind die Brennelemente, die aus einer homogenen Mischung aus Brennstoff ( Uran ) und Moderator (Zirkonhydrid) bestehen. Daraus ergeben sich günstige Sicherheitseigenschaften, die für einen TRIGA charakteristisch sind: Der TRIGA weist einen prompten negativen Temperaturkoeffizient der Reaktivität auf. Das bedeutet, dass die Anzahl der Neutronen im Reaktorkern schnell abfällt, wenn die Temperatur des Reaktorkerns steigt. Dies wirkt bei einem Leistungsanstieg selbststabilisierend und ermöglicht eine relativ einfache Sicherheitsinstrumentierung und Steuerung des Reaktors. TRIGA-Reaktoren sind insbesondere für Isotopenherstellung und Neutronenaktivierungsanalyse n geeignet. 4 kleine Unterrichtsreaktoren, die sogenannten homogenen Null-Leistungs-Reaktoren: AKR-2 in Dresden mit einer thermischen Leistung von 2 Watt und 3 SURs (Siemens-Unterrichtsreaktoren) in Stuttgart, Furtwangen und Ulm mit einer thermischen Leistung von jeweils 100 Milliwatt (mW). Der Kern besteht bei diesen Unterrichtsreaktoren aus zylindrischen Polyethylenscheiben, in denen der Uranbrennstoff gleichmäßig verteilt ist. Aufgrund der geringen thermischen Leistung benötigen sie keine Kühlung. Die homogenen Null-Leistungs-Reaktoren eignen sich insbesondere für Lehr- und Ausbildungszwecke. Beispiel: Forschungs-Neutronenquelle FRM II in Garching bei München Der neueste und zugleich neutronenstärkste Forschungsreaktor in Deutschland ist die Forschungs-Neutronenquelle Heinz Maier-Leibnitz (FRM II) an der Technischen Universität München (TUM). Der Reaktor ging im Jahr 2005 in Routinebetrieb, so dass die Nutzer mit den ersten Experimenten beginnen konnten. Der FRM II ist ein Schwimmbadreaktor. Als Kühlmittel für den Kern dient hier Leichtwasser (normales Wasser) und als Moderator zum Abbremsen der schnellen Neutronen Schwerwasser (im Vergleich zum Leichtwasser werden hier die Wasserstoffatome durch deren schwereres Isotop, Deuterium, ersetzt). Der Reaktorkern besteht aus nur einem einzigen Brennelement , in dem 113 einzelne Brennstoffplatten mit kompakt eingebrachtem Uranbrennstoff angeordnet sind. Durch seine einzigartige Konstruktionsweise produziert der Reaktor mit einer vergleichsweise geringen thermischen Leistung von 20 Megawatt sehr viele Neutronen . Die Anzahl der thermischen Neutronen erreicht 800 Billionen pro Quadratzentimeter und pro Sekunde. Mit einer so großen Flussdichte von thermischen Neutronen gehört der FRM II zu den weltweit führenden Hochflussforschungsreaktoren und ermöglicht leistungsfähige Experimentiermethoden. Weil die große Flussdichte von Neutronen auch die Bestrahlungszeit der einzelnen Proben deutlich verkürzt, sind am FRM II auch sehr neutronenintensive Forschungsprojekte möglich. Genehmigung und Aufsicht Obwohl die Forschungsreaktoren ein vergleichsweise geringeres Risikopotential haben, unterliegen sie grundsätzlich den gleichen Anforderungen an das Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren wie die Kernkraftwerke. In der Regel wird hier das für Kernkraftwerke entwickelte Regelwerk abhängig vom Risikopotential der jeweiligen Forschungsreaktoranlage abgestuft angewendet. Weitere Informationen Kerntechnische Anlagen in Deutschland "In Betrieb" Herunterladen (PDF, 118KB, barrierefrei⁄barrierearm) Kerntechnische Anlagen in Deutschland "In Stilllegung" Herunterladen (PDF, 234KB, barrierefrei⁄barrierearm) Forschungsreaktoren
Zustimmung zur Verwendung des Albedodosimeters AWST-TL-GD4 des Helmholtz Zentrums München als amtliches Personendosimeter für Neutronenstrahlung Dokument aus dem RS-Handbuch Herunterladen PDF, 80KB, barrierefrei⁄barrierearm
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 vom 28.06.2017 Die sogenannte kurze Wannsee-Flugroute für den neuen Flughafen BER führt östlich an dem Gelände des Helmholtz-Zentrums Berlin vorbei, auf dem sich der Forschungsreaktor BER II befindet. Pressemitteilung des Oberverwaltungsgericht Berlin-Brandenburg Informationen zur Stilllegung des BER II FAQ-Liste des HZB zur Sicherheit BER II Forschungsreaktor BER II beim 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 Atomgesetz (AtG) Strahlenschutzgesetz (StrSchG) Grundgesetz (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 IAEA eingestuft, 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
Personen, die ionisierender Strahlung (Röntgen-, Gamma-, Beta- oder Neutronenstrahlung) ausgesetzt sein können, müssen entsprechend §§ 64, 65 der Strahlenschutzverordnung hinsichtlich der von ihnen empfangenen Körperdosis an radioaktiver Strahlung überwacht werden. In Berlin ermittelt die amtlich bestimmte Personendosismessstelle der Senatsverwaltung für Mobilität, Verkehr, Klimaschutz und Umwelt mit Hilfe von Dosimetern die Personendosis bei äußerer Strahlenexposition. Es werden etwa 17.000 Personen aus ungefähr 930 Betrieben in der Regel monatlich überwacht, woraus sich jährlich ca. 200.000 Ermittlungen ergeben. Für die Messung sind amtliche Personendosimeter erforderlich. Diese werden auf Anforderung in regelmäßigen Abständen von meist einem Monat ausgegeben und ausgewertet. Die Dosimeter der Messstelle für Berlin unterliegen rigorosen Zulassungsbedingungen und erfüllen alle Qualitätsanforderungen. Die Dosimeter sind an einer für die Strahlenexposition repräsentativen Stelle der Körperoberfläche zu tragen, bei Ganzkörperdosimetern ist dieses in der Regel die Vorderseite des Rumpfes. Da es auch vorkommt, dass nur einzelne Körperbereiche der Strahlung ausgesetzt sind, gibt es sogenannte Teilkörperdosimeter (Fingerring-, Augenlinsendosimeter) – die Dosimetersonde muss grundsätzlich an der Stelle getragen werden, an der die Strahlung einwirken kann. Die Bestimmung der Personendosis dient der Kontrolle der Einhaltung der Grenzwerte der Körperdosis. Die Ergebnisse der Auswertung der Personendosimeter gehen an den Auftraggeber sowie an das Strahlenschutzregister. Die Personendosismessstelle Berlin bietet als Ganzkörperdosimeter das OSL-Dosimeter an ( siehe Erklärfilm OSL-Dosimeter ), das hervorragend in Anwendungsbereichen von Röntgen- und Gammastrahlung einsetzbar ist und einen sehr großen Energiebereich abdeckt, sowie das Albedo-Dosimeter, welches verwendet werden sollte, wenn Neutronen-Strahlung auftreten kann. Als Teilkörperdosimeter werden Einmal-Kunststoff-Fingerringe mit einem Thermolumineszenz-Dosimeter angeboten, welche für Beta- bzw. für gemischte Beta-Photonen-Strahlungsfelder geeignet sind, sowie das Augenlinsendosimeter (ALD) auf Basis der OSL-Technologie. Die verantwortlichen Strahlenschutzbeauftragten der Betriebe können in der Messstelle die für zu überwachende Personen erforderlichen Personendosimeter bestellen. Als nichtkommerzielle Messstelle der Öffentlichen Hand gehören umfassende Beratung und Service für kleine und große Kundenbetriebe zu unserem Qualitätsverständnis. Wir beraten Sie auch gerne persönlich. Empfehlungen zum Strahlenschutz bei der Radiosynoviorthese Strahlenschutz beim Umgang mit Betastrahlern in der Nuklearmedizin einschließlich der Positronen-Emissions-Tomografie Empfehlungen zum Strahlenschutz bei der Radioimmuntherapie
| Origin | Count |
|---|---|
| Bund | 120 |
| Land | 11 |
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|---|---|
| Förderprogramm | 104 |
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| unbekannt | 9 |
| License | Count |
|---|---|
| geschlossen | 23 |
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| unbekannt | 1 |
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|---|---|
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