PowerPoint-Präsentation - Technische Universität Kaiserslautern

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TECHNISCHE
TECHNISCHEUNIVERSITÄT
UNIVERSITÄTKAISERSLAUTERN
KAISERSLAUTERN
TAS
Dr. Hans-Jochen Foth
(Dr. Bernd Schröder)
Technische Akademie Südwest e.V.
Aufbau und Funktion von
Strahlungsmessgeräten
1.
2.
3.
4.
5.
Strahlungsdetektoren
Informationsverarbeitung
Neutronennachweis
Funktionskontrolle und Fehlermöglichkeiten
Praktische Demonstration (im Praktikum)
Fachkunde
im Strahlenschutz,
Vorlesung
WS 2006/07
22. Lehrgang
im Strahlenschutz
07. +– Praktikum,
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Strahlung
Strahlungsdetektor
Signal
Zählende Elektronik
Anzahl der Ereignisse für
für  TEreignis Elektronik
Aktivität
Signalbewertende Elektronik
Strahlungsart
Energiespektroskopie
Dosis
Dosisleistung
Nuklidbestimmung
Fachkunde
im Strahlenschutz,
Vorlesung
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1.1 D e t e k t o r e n – Ü b e r s i c h t
Gasentladungsdetektoren
 Ionisationskammer (, )
 Proportionalzählrohr
( ,,)
Geiger-Müllerzählrohr (, )
Szintillationsdetektoren
 FestkörperSzintillatoren
 meist NaJ:Tl
(, )
 FlüssigkeitsSzintillationsDetektoren
(LSD)
(, , ())
 H3, C14
Halbleiterdetektoren
andere
Festkörperdetektoren
 Silizium-Dioden  Photoluminesund –Einkristalle
zenzgläser(, )
(, , )
 GermaniumEinkristalle
( (),  )
 Thermolumineszenzkristalle
(, )
 Filmemulsionen
(, )
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im Strahlenschutz,
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Detektoren – Übersicht
Vorteile der verschiedenen Detektoren
Gasentladungsdetektoren
 relativ billig
 großflächige
Ausführung
möglich
 Durchflussanordnungen
möglich
Szintillationsdetektoren
Halbleiterdetektoren
andere Festkörperdetektoren
 hoher -Wirkungsgrad
 hohe Langzeit-  billig, klein
konstanz
 sehr geringe
Totzeit
 extrem hohe
Energieauflösung und
Nuklidempfindlichkeit
 optimale
Anpassung
an die Probe
(LSD)
 robust
 gut für die
Dosimetrie
geeignet
Fachkunde
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Nachteile verschiedener Detektoren
Gasentladungsdetektoren
Szintillationsdetektoren
 nur für gela dene Teilchen
geeignet
 relativ teuer
(spez. LSD)
 -Wirkungsgrad sehr
gering
 groß und
unhandlich
(LSD)
 starke Totzeitbegrenzung
(bes. GMZ)
 licht- und feuchtigkeitsempfindlich
(NaJ)
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Halbleiterdetektoren
Detektoren – Übersicht
andere Festkörperdetektoren
 als -Messplatz (Ge)
sehr teuer
 keine direkte
Signalmessung
möglich
 lange
Messzeit
 zur Auswertung
wird komplizierte Apparatur
benötigt
GMZ = Geiger-MüllerZähler
LSD = Liquid Scint. Det.
Fachkunde
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1.2 Gasentladungsdetektoren
a) Ionisationskammer
Primäre, durch die Strahlung ionisierte
Ladungsmenge wird abgesaugt;
Ladungsmenge (energieabhängig) reicht
i.d.R. nur zum Nachweis von - und Strahlung  geringe Nachweisempfindlichkeit, praktisch kein -Nachweis,
ggf. Überdruck u.spez. Anordnungen.
I-V-Kennlinie
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Gasentladungsdetektoren
IonisationskammerBereich
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1.2 Gasentladungsdetektoren
a) Ionisationskammer
Primäre, durch die Strahlung ionisierte
Ladungsmenge wird abgesaugt;
Ladungsmenge (energieabhängig) reicht
i.d.R. nur zum Nachweis von - und Strahlung  geringe Nachweisempfindlichkeit, praktisch kein -Nachweis,
ggf.Überdruck u.spez.Anordnungen.
b) Proportionalzähler
EKammer > Egrenz
Primär erzeugte Ladungsträger erzeugen
weitere (sekundäre) Ionen/Elektronen
 Hohe Feldstärken durch inhomogene Feldanordnungen,geeignete Gasfüllungen;
stabile Spannungsversorgung; Gasdurchflusszähler, großflächig.
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Gasentladungsdetektoren
Proportionalgebiet
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Gasentladungsdetektoren
c) Geiger-Müller-(Auslöse-)Zähler (GMZ)
Ursprüngliches Signal wird durch Ionisationslawine völlig überdeckt
Fachkunde
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Gasentladungsdetektoren
G.M.-Gebiet
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Gasentladungsdetektoren
c) Geiger-Müller-(Auslöse-)Zähler (GMZ)
Ursprüngliches Signal wird durch Ionisationslawine völlig überdeckt





keine Unterscheidung unterschiedlicher Strahlung
große Totzeit durch Ionisationslawine
hohe elektrische Nachweisempfindlichkeit (wenn absorbiert)
nur geringe Aktivitäten messbar
einfach, billig
Fachkunde
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Gasentladungsdetektoren
G.M.-Gebiet
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1.3 Szintillationsdetektoren
a) Festkörper -Szintillatoren
 heute praktisch nur noch NaJ (in Messgeräten,
gelegentlich CsJ (nur Detektoreneinheit)
hygroskopisch
absorbiert und teilweise
auch -Strahlen
Fachkunde
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Szintillationsdetektoren
NaJ-Szintillationsdetektoren :

. . . haben sehr viel höhere Nachweisempfindlichkeit für -Strahlung als Gasdetektoren;
 . . . haben extrem kleine Zeitkonstanten; d.h.
Totzeiten, die praktisch nur durch den SEV
und die Elektronik bestimmt sind;

. . . wurden bei der Spektroskopie (Nuklididentifikation)
heute durch den erheblich besser energieauflösenden Halbleiterdetektor ersetzt.
Fachkunde
im Strahlenschutz,
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22. Lehrgang
im Strahlenschutz
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Szintillationsdetektoren
b) Flüssigkeits-Szintillatoren
Effizienz des „Leuchtcocktails“ nur ca. 1/100 von NaJ
aber:
Strahler wird direkt in
die Szint. Flüssigkeit
eingebracht  keine
bzw. geringe (Fenster-)
Absorptionsverluste
Zwei SEV werden in KoinzidenzSchaltung (t =1ns ) betrieben
 Rauschunterdrückung
um ca. einen Faktor 100
Ähnlich hohe Nachweiseffizienz wie NaJ-Szintillations-Detektor
Hauptanwendungen: Messung von H 3 - bzw. C 14 - Aktivitäten in
chemisch-biologisch-medizinischen Markierungsexperimenten
Fachkunde
im Strahlenschutz,
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22. Lehrgang
im Strahlenschutz
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1.3 Halbleiterdetektoren
 Neuester, bzgl. der Energieauflösung mit Abstand bester Detektor.
 Es wird der sog. „Innere Photoeffekt“ , d.h. die strahlungsinduzierte Elektronen -Loch-Paar-Bildung in Halbleiter-kristallen (Si, Ge und InSb) verwendet.
 Festkörper-Analogon zum Gasentlastungsdetektor
Allerdings:  viel höhere Dichte (> 1000x)
 geringere Ionisierungsenergie
(Si: 3,6 eV, Ge: 2,9 eV; Gas:  30 eV)
 viel höhere Nachweiswahrscheinlichkeit, wenn
auch nicht ganz so hoch wie NaJ-Kristall
 Rauschunterdrückung durch Kühlung
 Heute erhältliche Ausführungen: p, n-Si-Sperrschicht-Detektoren (, )
Si-Oberflächen-Sperrschicht-Detektoren (, )
Reinst-Germanium-Detektoren  ()
Großvolumige (ca. 100cm3) Reinst-Germanium-Detektoren mit entsprechender Abschirmung /
Reduzierung des Strahlungsuntergrundes („Bleiburg“), Elektronik (schnelle Verstärker, Vielkanalanalysatoren) und Rechnerausstattungen werden heute zum nuklidspezifischen Nachweis
geringster Konzentrationen von Radio-Isotopen verwendet (< 0,1 Bq/kg)  Spektrometer
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Fachkunde
im
Strahlenschutz,
Vorlesung
+
Praktikum,
WS
2006/07
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22. Lehrgang im Strahlenschutz 07. – 14. März 2004
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Funktionsweise eines HL-Detektors:
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1.3 Halbleiterdetektoren
1 - Photon des Ba 133
(E = 360 keV)erzeugt im Ge-Detektor
ca. 120 000 Elektron-Loch-Paare
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22. Lehrgang
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1.4 Festkörper-Detektoren für Dosismessung
Messung der Änderung optischer Eigenschaften von Festkörpern nach Bestrahlung
 Erhöhung der Absorption (Einfärbung)
 Erhöhung bzw. Reduzierung der Lumineszenzfähigkeit
Vorteil: Robust, klein, billig, für Dosimetrie gut geeignet
Nachteil: keine direkte Dosisablesung möglich, zur Auswertung ist eine komplizierte
Apparatur notwendig
Radio-Photolumineszenz – Dosismeter (RPLD)
In silberaktiviertem Phosphatglas werden Lumineszenz-Zentren gebildet, die mit UV-Licht
„abgefragt“ werden können
 orangefarbene Fluoreszenzstrahlung  Dosismessung kann beliebig wiederholt
werden  Löschen durch Thermobehandlung.
Thermolumineszenz-Dosimeter (TLD)
In bestimmten Kristallen (LiF, CaF2.....) werden durch Bestrahlung  LumineszenzZentren gebildet, die bei Erwärmung (200 – 400 C) durch Lichtemission, die
proportional zur Energiedosis ist, wieder ausheilen.
Fachkunde
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Farbglas-Dosimetrie
für die
Hochdosisbestrahlung
Dosis 0 Gy
Dosis 25 kGy
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1.5 Photoemulsionen
 .Schwärzung von Filmmaterial durch ionisierende Strahlung
 Wegen nichtlinearer Schwärzungskurve Eichung notwendig
 Wegen der geringen Absorption von normalen Filmmaterial für bzw. Röntgenstrahlung wird in sog. Röntgenfilme mehr Bromund Jodsilber eingebaut!
1.6 Biologische Detektoren

sog. „biologische Dosimetrie“
 Messung von Blutbild/Chromosomen-Veränderungen
 erst ab Dosen > 100 mSv möglich !
Fachkunde
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2. Informationsverarbeitung
2.1 Zählende Geräte
Detektor
Impuls
Einheitsimpuls
digitale Speicherung
der Impulszahl
Zählrate
 Geiger-Müllerzähler
 ,  -Monitore (Proportional-Zähler)
Unterscheidung der Strahlungsart ggf. durch Verwendung
charakteristischer Absorber möglich!
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22. Lehrgang
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2.2. Amplitudenverarbeitende Geräte
a.) Kontaminationsmonitore
 Anzeige in Bq (Imp/s)
 Umschaltung vom -AP auf
+ -AP durch Knopfdruck
 Gasdetektoren
(Proportionszähler, ggf. in
großflächiger Gasdurchflussbauart; selten IonisationsKammern)
 -Messung oft nicht erwünscht  Ausschluss durch
Geometrie, Gasdruck und
Zwei-Kammer-Messanordnung (Antikoinzidenz)
Fachkunde
im Strahlenschutz,
Vorlesung
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im Strahlenschutz
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b) Dosisleistungsmessung
Ionisationskammer:
 richtige Dosis, meist schwaches Signal
Proportionszähler:
 gut geeignet, stabile Spannungsversorgung notwendig
GM-Zähler:
Szintillationszähler:
Halbleiterdetektor:
Festkörperdetektor:
Filmdetektor:
 billig, leicht-jedoch wegen der stark nicht-linearen Energieabhängigkeit nur bei bekannter Strahlung einsetzbar
 sehr hohe Empfindlichkeit nur für -Strahlung
 wegen extremer Energieauflösung und Preis ungeeignet
 finden als Personen- und Körperteil-(Fingerring)
Dosimeter Anwendung  Fremdauswertung
 Personendosimeter  Fremdauswertung
Fachkunde
im Strahlenschutz,
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Dosisleistungsmessung
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Kommerzielle Ausführungen von direkt ablesbaren Dosisleistungsmessgeräten:
Dosisleistungsmessung
Taschengeräte:
 Stab- oder Füllhalterdosimeter
Ionisationskammer kombiniert mit Fadenelektrometer, relativ unempfindlich (Messbereich bis 1 mSv, 2 mSv, 5 mSv, 10 mSv)
 nur Langzeit – bzw. Stör-Unfall-Kontrolle
 Taschenwarngeräte:
Akustisches Signal bei Überschreitung einer bestimmten Dosis oder Dosisleistung  “Warnschreier“
 geringe Empfindlichkeit:
Ionisationskammer
 hohe Empfindlichkeit: GMZ (nicht für stärkere Strahlungsfelder geeignet
Handgeräte:
 Ionisationskammern für stärkere, GM-Zähler für schwache Strahlungsfelder
Trage- und Standgeräte:
 Proportionszähler und Szintillationsmessgeräte mit breitem Dosis- und
Dosisleistungs-Messspektrum.
Eichgesetz (1975) Strahlenschutzdosimeter müssen seit 1.1.1977 im Energiebereich von 5 keV – 3 MeV geeicht sein (Prüfstrahler-Kalibrierung
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c) Spektrometer
Hohe Energieauflösung zur Identifikation des/der strahlenden Nuklide(s) erwünscht

Heute nahezu ausschließlich Halbleiterdetektoranordnungen (Ge)

Bei entsprechend empfindlicher (hochauflösender) Spektrometeranordnung
ist eine äußerst empfindliche, nuklidspezifische Identifikation von strahlender
Materie möglich (<0,1 Bq/kg).
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Spektrometer
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Spektrometer
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3. Neutronennachweis
Fehlende Ladung  fehlende primäre Ionisation
komplizierte, größere Detektoren
REM-Counter:
Abbremsung von schnellen und epithermischen
Neutronen im Polyäthylen, dann 6Li (n, )3HNachweisprozess.
Einzig Dosisäquivalent
anzeigender Detektor.
Messgrenze: ca. 1 Sv/h
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4. Funktionskontrolle und Fehlermöglichkeiten
Vor Funktionskontrolle  Prüfung des Strahlenmessgerätes auf Anpassung an das
Messproblem!
 - geeigneter Detektor
-
ausreichende Empfindlichkeit
geeignete Messbereiche
ausreichende Genauigkeit
Temperaturfertigkeit
Wetter- und Luftfeuchtigkeitsempfindlichkeit
Langzeitkonstanz
 Meist können nicht alle Aufgaben von einem Gerät ausreichend gut
gut erfüllt werden;  Verwendung mehrerer Geräte bzw. Detektoren.
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Funktionskontrolle und Fehlermöglichkeiten
Funktionskontrolle
- optische bzw. akustische Anzeige
- Nulleffektmessung
- Eichpräparate messen
Mögliche Messfehler
geringer Wirkungsgrad des Detektors
Zeitkonstante von Detektor und Nachweiselektronik
Zeitkonstante der Anzeige
Influenzwirkung
Nichtbeachtung von Richtungsabhängigkeiten
Absorption im Detektorfenster
Strahlungshintergrund
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Beispiel: sog. Kontaminationskontrolle an Salatköpfen nach Tschernobyl-Unfall:
Annahme: Kontamination mit:
2000 Bq/kg
max. Halbraum erfassbar
<1000 Bq/kg
Es werden nur 200g (1 Kopf)
gemessen
< 200 Bq
Eigenabsorption / Geometrie
< 100 Bq
Wirkungsgrad des Detektors (-Str.)
tatsächliches Messsignal:
< 5 Bq
d.h. Sie messen ein Signal in der Größenordnung des Nulleffektes
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4. Abschirmung ionisierender Strahlung
4.1 Generelle Bemerkungen
Bei der Abschirmung von ionisierender Strahlung muss prinzipiell zwischen der
Abschirmung geladener und neutraler (Teilchen–) Strahlung unterschieden werden.
Abschirmung geladene Teilchen (, , p):
Da die geladene Teilchenstrahlung eine begrenzte Reichweite Rmax in Materie hat,
gilt:
Rmax = f(E) < dmin
dAbs > dmin  D(primär) = 0
D. h. auf Grund der endlichen Reichweite Rmax geladener Teilchenstrahlung in
Materie existiert eine endliche Dicke dmin, in der die gesamte primäre Teilchenstrahlung absorbiert wird. Ist die Dicke der Abschirmung dAbs größer als diese Dicke
bzw. die maximale Reichweite, wird hinter dieser Abschirmung überhaupt keine
Primärstrahlung mehr registriert. Die Primärdosis Dp ist null.
Durch die Abbremsung der Teilchenstrahlung im Absorber entsteht jedoch immer
mehr oder weniger Sekundärstrahlung (Bremsstrahlung).
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Maximale Reichweite Rmax von – bzw. –Strahlung
in Luft, Wasser und Aluminium
Strahlung/Energie
Rmax
Luft


H2O/Gewebe
Al
0,1 MeV
0,1 m
0,1 mm
0,05 mm
1 MeV
3m
5 mm
1,5 mm
10 MeV
39 m
6 cm
20 mm
5 MeV
6 cm
< 0,1 mm
< 0,1 mm
8 MeV
8 cm
< 0,1 mm
< 0,1 mm
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Abschirmung neutrale Teilchen (n, ):
Die Abschirmung neutraler Strahlung ist niemals vollständig möglich. Die
Intensität der Strahlung kann jedoch durch entsprechendes Material und durch
eine entsprechend große Abschirmdicke (ggf. Materialkombination) beliebig
reduziert werden. Es gilt:
Dmax  Dtoleranz wenn dAbs  dmin
Für Abschirmberechnungen ergeben sich daher meist folgende Fragestellungen:
 Reicht eine vorhandene Abschirmung aus, um bei der betreffenden
Strahlungsquellstärke (Aktivität) die Einhaltung der vorgegebenen DosisGrenzwerte zu gewährleisten?
 Wie stark und aus welchem Material (bzw. Materialkombination) muss die
Abschirmung sein, um diese vorgegebenen Grenzwerte einzuhalten?
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4.2 Abschirmung von Photonenstrahlung
 Für den Strahlenschutz und insbesondere für den Strahlenschutz in der
Medizin ist die Abschirmung von Röntgen– bzw. –Strahlung von
herausragender Bedeutung, da es sich um Strahlung großer Reichweite handelt
mit der in vielen Bereichen umgegangen wird.
 Die Abschirmung von Röntgen– und –Strahlung unterscheidet sich bei gleicher
Energie nicht, Wirkung und Abschirmmaßnahmen sind identisch. Sowohl
Röntgen– als auch –Strahlung sind elektromagnetische Wellenstrahlung oder
Photonen–Strahlung, Für die Absorption ist der Ausdruck „Photonenabsorption“
gebräuchlich.
 Da die exakte Durchführung von Abschirmberechnungen zu relativ schwierigen
mathematischen Problemstellungen führen kann, wird meist von der vereinfachenden Annahme ausgegangen, dass die Quelle punktförmig ist (i.d.R.
nur geringer Fehler!).
 Bei der Berechnung erweist es sich als problematisch, die Erzeugung von
„Sekundärphotonen“ zu erfassen, die durch Streu– und Wechselwirkungs
prozesse im Abschirmungs– oder Umgebungsmaterial entstehen. Ihr Einfluss
wird mit Hilfe des sog. Aufbaufaktors B erfasst
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Die verschiedenen Strahlungsanteile,
die bei der Abschirmungsberechnung
berücksichtigt werden müssen, sind:
1)
durchgehende Strahlung
2)
im Abschirmmaterial absorbierte Strahlung
3)
gestreute Strahlung
Absorber
3a
exponierender
Strahlenkegel
Quelle
3b
(a)
1
2
 3a) im Abschirmmaterial heraus3c

gestreute
Strahlung,
die
durch

den Streueffekt nicht die

Person trifft
d
 3b) im Abschirmmaterial erzeugte

(„aufgebaute“) „Sekundär“–

Strahlung, die aufgrund der
r


Streuung die Person trifft
Q
3c) in der Umgebung (im Boden)
aufgebaute „Sekundär“–Strah
lung, die aufgrund der Streuung
r
die Person trifft
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P
(b)
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Die Dosisleistung Dges, der eine Person P im Abstand r von einer Photonenquelle
der Aktivität A ausgesetzt ist, muss als Summe von „Einzel“–Dosisleistungen
D(E) für alle von der Quelle emittierten Photonenenergien E berechnet werden.
.
Dges =  D E
D E =
A  p E  0,01  k E
E

.
D ges Gesamt–Dosisleistung [Sv/h], emittiert die
Quelle Photonen verschiedener Energie,
so ergibt sich E ges als Summe der Teil–
Dosisleistungen.
.
·
D(E): Teil–Dosisleistung, die von Photonen mit der
Energie E erzeugt wird [Sv/h]
·
A
Aktivität der „Punktquelle“ [Bq]
·
E:
Energie der emittierten Photonen
·
p(E): Wahrscheinlichkeit für die Emission eines
Photons der Energie E pro Zerfall in [%]
·
k(E): Dosisleistungsumrechnungsfaktor für Photonen
der Energie E [Svcm2  s  h–1] (tabelliert)
2
4 

 B E, b exp – b
r
cos 
B(E, b): Aufbaufaktor für das verwendete Ab
schirmmaterial und die verwendete Abschirmgeometrie in Abhängigkeit von E
und b (tabelliert für viele Materialien)
·
deff = d / cos: effektive Weglänge in der
Abschirmung
·
b = (E) . deff: Abschirmweglänge in
Relaxationslängen, o. Dimension
·
(E): linearer Schwächungskoeffizient für Pho
tonen der Energie E für das verwendete
Abschirmmaterial [cm–1]
·
d:
Dicke der Abschirmung
:
Durchdringungswinkel der Strahlung
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Berechnung der Dosisleistung (vereinfacht)
D=
Ak E
4r
1
2
 B E, b  exp – b
2
3
Teil (1) der obigen Gleichung stellt die Dosisleistung dar, die von einer Quelle der Aktivität A im
Abstand r erzeugt wird, wenn keine Abschirmung vorhanden ist und keine Strahlung durch
streuende Umgebung aufgebaut wird. k(E), die energieabhängige Dosisleistungs–Aktivitäts–
Proportionalitätskonstante, kann für verschiedene Isotope/Isotoplinien aus Tabellen oder aus
der entsprechenden graphischen Darstellung entnommen werden. Für eine Punktquelle ergibt
sich die bekannte Abnahme der Dosisleistung mit dem Abstand von der Quelle proportional zu
1/r2.
Teil (2) erfasst die Erhöhung der Dosisleistung durch Aufbaustrahlung, die entweder im Absorber oder in der Umgebung (Wände, Boden, Geräte etc.) durch Streuung zur exponierten Person
gelenkt wird. Für Ephoton < 500 keV kann B(E, b) in erster Näherung vernachlässigt und durch
einen 20 %igen Zuschlag zur Abschirmdicke ausgeglichen werden. Für große Photonenenergien (z. B. Co 60) muss B(E, b) berücksichtigt werden (tabelliert für gängige Materialien).
Teil (3) beschreibt die dosisvermindernde Wirkung der Abschirmung. Sie wächst exponentiell
(überproportional) mit der Dicke d und der Absorptionsfähigkeit (E) ( b =  (E) . deff )
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Aber auch diese vereinfachte Gleichung für die Dosisleistung kann nicht nach d
aufgelöst werden  das wäre wünschenswert!!
Zur Vermeidung zeitraubender Prozeduren werden die Gleichungen gewöhnlich
für einen Annahme–(Schätz–)Wert von d gelöst und dieser Vorgang wird ggf.
solange wiederholt, bis die geeignete Abschirmdicke d ermittelt ist, die die Dosisleistung auf den vorgegebenen Dosisleistungswert (gesetzliche Vorschrift oder
Auflage) reduziert.
Die Abschirmungsberechnungen müssten theoretisch für jede der vom Strahler
emittierten Energien durchgeführt werden. Praktisch geschieht dies meist nur
für die durchdringendste (i. Allg. die höchste) Energie.
Beispiel: notwendigen Abschirmdicken
Ein Transportbehälter ist für den Transport von Mn 52 (Emax = 1,4 MeV) mit
einer Aktivität von 3,71010 Bq dann erlaubt, wenn die Dosisleistung im Abstand
von 1 m weniger als 10 Sv/h beträgt.
 eine Bleiwandstärke von 110 mm ist erforderlich.
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Absorptionsmechanismen
Der lineare Schwächungskoeffizient  setzt sich gemäß:
=++
aus den  Absorptionskoeffizienten  (Photoeffekt–Koeffizient),
 Streukoeffizienten 
 Paarbildungskoeffizienten 
zusammen. Jeder dieser drei Koeffizienten beschreibt einen charakteristischen
Wechselwirkungsprozess der Photonen mit dem Absorbermaterial, bei dem das
Photon Energie verliert.
Die Photoeffektabsorption  (ein Absorberatom–Hüllenelektron wird durch das
Photon angeregt/ionisiert) bildet i. d. R. (EPh < 1 MeV) den Hauptabsorptionsmechanismus.
Der Streukoeffizient  wiederum setzt sich additiv aus den drei
Anteilen, klassischer Rayleigh–Streuung kl, Comptonstreuung Cs und der
Comptonabsorption Ca zusammen.
Paarbildungkoeffizient 
 ein Photon erzeugt zwei Elektronen!
 ist erst für EPh > 1 MeV relevant!
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Beispiel :
Massenschwächungskoeffizient / von Blei (Pb) ,
sowie seine Zusammensetzung aus den einzelnen
Schwächungsanteilen gemäß
der Schwächungskoeffienten
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Massenschwächungskoeffizient µ /
für:
Blei (Pb = 11,3 g/cm3),
Kupfer (Cu = 8,9 g/cm3),
Aluminium (Al = 2,7 g/cm3)
Luft (Luft = 0,0013 g/cm3).
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Massenschwächungskoeffizient /, Halbwertsdicke d1/2 und
1/100-Dicke d1/100 (Dicke des Absorbermaterials, das die Intensität
der eingestrahlten Photonen auf die Hälfte bzw. ein Hundertstel
abschwächt) für einige Photonenenergien und Absorbermaterialien.
Achtung, hinter großflächigen Abschirmungen werden of erheblich
geringere Werte der Schwächung gemessen ( Aufbaufaktor,
“Linsenwirkung“ durch Streuung).
/ cm2/g
Energie
Strahlung
MeV
Al
Cu
d1/2 mm
Pb
Al
Cu
d1/100 mm
Pb
Al
Cu
Pb
Fe(K)
0,006
94
98
420
0,03
0,01
0,001
0,2
0,06
0,01
W(K)
0,06
0,3
1,5
5
10
0,6
0,1
67
4
0,8
Ir 192
0,3
0,1
3
7,7
0,2
50
1,4
Co 60
1,33
0,5
12
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Faustformel zur groben Abschätzung der Dosisleistung für eine Quelle der Aktivität A:
Für eine grobe Abschätzung der Dosisleistung im Abstand r = 1 m in Luft von
einer Quelle ionisierender Strahlung mit der Aktivität A (keine Aufbaustrahlung
B(E, b) = 1) wird für die Dosisleistungsumrechnungs– (spezifische Gammatrahlen–) Konstante ein Wert von  = k / 4 = 0,25 mSv  m2  h–1  GBq–1
verwendet. Dieser Wert führt für Photonenenergien zwischen 0,01 MeV und
2 MeV zur Überschätzung der Strahlenwirkung mit der sog. Faustformel:
4 GBq, 1 m  1 mSv/h
4 MBq, 1 m  1 Sv/h
4 kBq, 1 m  1 nSv/h
Dnat, extern ≈ 100 nSv/h
 400 kBq in 1m
Die Faustformelabschätzung sollte Anlass geben zu:

- „sicherheitshalber“ eine vorhandene Abschirmung wirklich einzusetzen oder einfache
(„Bleiziegel“–) Abschirmungen aufzubauen

- genauer über Exposition bzw. Abschirmung nachzudenken (Rechnung)
- - sich selbst bzw. Mitarbeitern zu verdeutlichen, dass eine Exposition z. B. im Vergleich
zur natürlichen Belastung vernachlässigbar ist
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4.3 Abschirmung von –Strahlung
Aufgrund der bereits geschilderten grundsätzlichen WW-Eigenschaften geladener Teilchen,
( hier Elektronen mit Materie)
Erzeugung von sekundärer „Bremsstrahlung“
durch Wechselwirkung
sollte eine Abschirmung für –Strahlung
aus einer dicken Abschirmung aus leichtem
Material (schwache WW, wenig Bremsstrahlung)und einer dünnen Abschirmung aus
schwerem Material bestehen.
Im leichten Material soll die –Strahlung vollständig absorbiert werden (d1 > Rmax) und dabei
wenig sekundäre Strahlung erzeugen ( Abschirmmaterial mit kleiner Kernladungszahl Z).
Im schweren Material soll die erzeugte Brems-/
Sekundärstrahlung absorbiert werden
( großes Z).
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Reichweite der –Strahlung von P32 (E = 1,7 MeV)
Luft
H2 O
Al
NaJ
Cu
Pb

g/cm3
0,0013
1
2.7
3.7
8.92
11.35
R,max
6.0 m
7.6 mm
3 mm
2 mm
0.9 mm
0.67 mm
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4.4 Abschirmung von –Strahlung
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Eine Abschirmung gegen –Strahlen ist entbehrlich, da aufgrund der geringen
Reichweite in Materie die –Strahlung bereits durch die Kleidung bzw. die tote
Hornhautschicht der Haut absorbiert wird. Die direkte Kontamination der Körperoberfläche muss jedoch unbedingt vermieden werden, da sich sonst die Gefahr
der Inkorporation ergibt, die aufgrund der großen relativen biologischen Wirksamkeit der –Strahlung im Gewebe (Q–Faktor = 20) schlimme Folgen haben kann.
4.5 Abschirmung von Neutronen–Strahlung
Für die Abschwächung von Neutronen (Berechnung schwierig !!) eignen sich auf Grund der
fehlenden elektrischen Wechselwirkung nur
leichte Elemente (Energieverlust durch direkte
Übertragung von Energie im elastischen Stoß);
besonders alle Stoffe, die Wasserstoff enthalten (H2O, Plastik, Paraffin usw.). Blei ist dagegen nahezu wirkungslos für die Abschirmung
von Neutronenstrahlung. Bei der Abschwächung
von Neutronen entsteht eine sehr harte –Strahlung (n, –Reaktionen), die durch eine zweite, für
–Strahlung geeignete Abschirmung (z. B. Blei)
abgeschwächt werden muss.
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