Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen

I
Vorlesung:
Strahlenschutz in der Praxis beim Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen
und Tätigkeiten in fremden Anlagen
von
AOR Dr. Robert Schupfner,
Zentrales Radionuklidlaboratorium – Umweltradioaktivität der NWF IV (ZRN-URA)
Strahlenschutzbeauftragter (§15 StrlSchV) und Strahlenschutzbevollmächtigter ZRN-URA
Die Anwendung von Radionukliden oder die Bestrahlung mit Neutronen ist für einige
Forschungsgebiete unabdingbar. Dem Nutzen der Anwendung ionisierender Strahlung stehen
aber auch gesundheitliche Risiken gegenüber. Anwender, Strahlenschützer und
Strahlenschutzverantwortliche müssen den Schutz vor den schädlichen Auswirkungen
ionisierender Strahlung gewährleisten. Der Anwender/die Anwenderin von ionisierender
Strahlung beim Umgang mit radioaktiven Stoffen oder bei der Nutzung der Neutronenstrahlung muss sich des Doppelcharakters dieses Arbeitsinstruments stets bewusst sein. Dabei
sind die Anwender/innen mit rasch ändernden Auflagen, immer niedrigeren Grenzwerten,
komplexen Berechnungsgrundlagen und Grundbegriffen sowie wachsenden Verwaltungsaufwand konfrontiert, insbesondere bei
a) der Inkorporationskontrolle (§41 StrlSchV) ,
b) der Entsorgung von radioaktiven Abfällen (§§72 StrlSchV),
c) der Freigabe (§29 StrlSchV) und
d) Tätigkeiten in fremden Anlagen (§15 StrlSchV).
Die Vielzahl der dabei zu vollziehenden Auflagen und Schutzvorschriften sind vielfältig und
auf den ersten Blick unübersichtlich. Diese Veranstaltung soll das erforderliche aktuelle
Grundwissen im Strahlenschutz übersichtlich vermitteln und vertiefen, so dass es in der Praxis
bei vertretbarem Aufwand nachhaltig umgesetzt werden kann. Sie richtet sich an alle
Praktiker (Studierende, wissenschaftliche und technische Mitarbeiter/innen) und
Strahlenschutzbeauftragte der Universität Regensburg,
a) die mit radioaktiven Stoffen im Rahmen der Umgangsgenehmigung der Universität
Regensburg umgehen oder umgehen sollen und
b) die vor Beginn der Tätigkeit in fremden Anlagen dieses Grundwissen aufgrund des
Abgrenzungsvertrags mit der fremden Anlage oder Einrichtung nachweisen müssen.
Die Veranstaltung wird als Block angeboten.
Sie findet statt am 17.1. im Raum Che 12.0.19 und am 18.1. 1008 (Che 33.0.87).
Sie beginnt jeweils um 8:15 Uhr und endet ca. 12:00 Uhr.
Die Termine für den praktischen Teil und für die Klausur werden während der Vorlesung
vereinbart. Es wird ein Skript ausgegeben.
Personen, die eine erfolgreiche Teilnahme bestätigt bekommen wollen, müssen
a) Regelmäßig an allen Veranstaltungsteilen teilnehmen.
b) ihr erworbenes Wissen durch eine Leistungskontrolle belegen. Diese geschieht durch
Klausur für (Studierende und wissenschaftliche Mitarbeiter/innen) oder durch praktische
Prüfung (andere Ausbildung).
Die Veranstaltung umfasst folgende Teile:
II
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen ___________________ 1
A.
Anwendung von radioaktiv markierten Verbindungen____________1
B.
Grundlagen______________________________________________ 2
Stabilität und Radioaktivität
Stabilität der Elemente (Grundbegriffe)
Radioaktivität
Radioaktiver Zerfall
Gesetz des radioaktiven Zerfalls
Aktivität und Masse
Begriffe und Einheiten
Aktivität, spezifische Aktivität, Aktivitätskonzentration
- Radioaktives Gleichgewicht
- Radioaktive Zerfallsreihen
- Natürliche und künstliche Radionuklide
- Zerfallsarten und Wechselwirkung mit Materie
Wirkung ionisierender Strahlung auf den menschlichen Körper
Strahlenexposition, innere, externe
Dosis und Risiko
Inkorporation und Dosiskoeffizient
Kritisches Organ bzw. Gewebe
Radionuklide: 3H, 14C, 32P, 33P, 35S, 125I
Teil 2: Übersicht über die rechtlichen Vorgaben: Die Strahlenschutzverordnung______________________________________________ 25
C. Strahlenschutzgrundsätze______________________________________ 25
Gefahren durch ionisierende Strahlung
Strahlenschutzgrundsätze
Schutzvorschriften und Grenzwerte
Dosimetrische Größen und Gewebe- und Strahlenwichtungsfaktoren
Begriffsbestimmungen (§3 StrlSchV)
D. Physikalische Strahlenschutzkontrolle____________________________ 31
Teil 3: Inkorporation und Inkorporationskontrolle__________________ 34
E. Grundlagen und Begriffe______________________________________ 34
F. Richtlinie „Physikalische Strahlenschutzkontrolle“_________________ 35
III
Teil 4: Vermeidung von Kontamination und Kontaminationskontrolle__ 40
G.
H.
I.
Kontaminationskontrolle____________________________________ 40
Freigabe_________________________________________________ 46
Schutz von Boden, Wasser, Luft______________________________ 46
Teil 5: Radioaktive Abfälle: Vermeidung, Behandlung, Deklaration und
Entsorgung____________________________________________________ 47
J.
K.
L.
M.
Radioaktive Abfälle________________________________________ 47
Vermeidung von radioaktiven Abfällen________________________ 48
Planung für Anfall und Verbleib (§72 StrlSchV)________________ 48
Erfassung radioaktiver Abfälle (§73 StrlSchV)_________________ 50
Teil 6: Anwendung von Messmethoden -Spektrometrie zur Bestimmung von Radionukliden___________________________________ 53
N. Bestimmung der Aktivität____________________________________ 54
O. Kernstrahlungsmessmethoden_________________________________ 56
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
P. Kontaminationskontrolle und LSC_____________________________ 66
Q. Zerfallsarten und Wechselwirkung mit Materie___________________ 75
R. Sicherer Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen________________ 77
Anhang zu Teil 2: Begriffsbestimmungen (Auszug §3 StrlSchV)_______78
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
82
S. Neutronen______
T. Strahlenschutz bei Tätigkeit in fremden Anlagen
82
121
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen A. Anwendung
1
A. Anwendung
Radionuklide
werden
als
radioaktiv
markierte
Verbindungen in der Biochemie, der Nuklearmedizin, der
klinischen Chemie (z. B. Radioassays), der Industrie, der
analytischen Chemie (Isotopenverdünnungs-, Neutronenaktivierungsanalyse) eingesetzt. Als weiteres Gebiet in
denen Radioanalytik routinemäßig angewendet wird, ist
die Altersbestimmung (z.B. durch die RadiokohlenstoffMethode) zu nennen.
Die Radioanalytik ist ein unverzichtbares Werkzeug beim
Schutz von Mensch und Umwelt vor den schädlichen
Auswirkungen
ionisierender
Strahlung
(kurz
Strahlenschutz), bei der Überwachung der Ableitungen
kerntechnischer Anlagen mit der Abluft und dem
Abwasser, bei der Überwachung der Umweltradioaktivität, z.B. in Nahrungsmitteln, Trinkwasser, Gebrauchsgegenständen, Boden, Sedimenten und vieles
mehr, bei der radiologischen Bewertung des Rückbaus
kerntechnischer Anlagen sowie bei der Feststellung der
Aufnahme radioaktiver
Stoffe in den menschlichen
Organismus (Inkorporationskontrolle) und der Beurteilung
des Strahlenrisikos des Menschen durch inkorporierte natürliche sowie künstliche Radionuklide.
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
2
B. Grundlagen
In dieser Vorlesung werden die Grundlagen der Radioaktivität kurz zusammengefasst.
1. Stabilität und Radioaktivität
1.1
Isotop
Stabilität der Elemente
Heute sind über einhundert chemische Elemente bekannt.
Einen schnellen Überblick über die Vielfältigkeit ihrer
Eigenschaften erlaubt das Periodensystem. Das
Periodensystem der Elemente wurde im Jahre 1869 von L.
Meyer und D. Mendelejeff unabhängig voneinander
aufgestellt, um die verwandschaftlichen Beziehungen der
Elemente deutlich zu machen. Zunächst gab es noch viele
Lücken für solche Elemente, die noch nicht entdeckt
waren. Es waren wichtige Voraussagen über die
Eigenschaften dieser Elemente möglich. Diese Lücken
wurden mit der Entdeckung weiterer stabiler Elemente
meist bis 1900 nach und nach geschlossen. Daneben
entdeckte Henri Becquerel 1896 das Phänomen der
Radioaktivität des Elements Uran (entdeckt von Klaproth
1789). Ab 1898 entdecken Pierre und Marie Curie weitere
radioaktive Elemente und tragen entscheidend zur
Klärung des Phänomens der Radioaktivität bei. Die neu
entdeckten Elemente sind nur in unwägbar geringen
Mengen vorhanden und lassen sich meist nur durch die
von ihnen emittierte ionisierende Strahlung nachweisen.
Sie gehören zu den natürlichen Radionukliden. In einer
weiteren Periode wurden die Lücken im Periodensystem
geschlossen (Z = 43 und Z = 61). Diese fehlenden
Elemente konnten künstlich durch Kernreaktionen hergestellt werden. Sie werden als künstliche Radionuklide
bezeichnet. Bei der Untersuchung der Zerfallsprodukte
des Uran und des Thoriums hatte man 40 verschiedene
radioaktive
Atomarten
mit
unterschiedlichen
Halbwertszeiten gefunden. Für die 40 Atomarten gibt es
jedoch nur 12 Plätze im Periodensystem. Soddy schlug
1913 vor, jeweils mehrere dieser Atomarten auf dem
gleichen Platz des Periodensystems unterzubringen. Damit
wird der Begriff Isotop, d. h. "auf dem gleichen Platz" ein-
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
3
geführt. Isotope sind Atomarten, die sich nur durch ihre
Massenzahlen nicht aber durch ihre chemischen
Eigenschaften unterscheiden. Ein weiterer wichtiger
Begriff zur Charakterisierung von Atomarten bzgl.
Ordnungs- oder Massenzahlen ist der Begriff „Nuklid“.
Nuklid
2
z. B. H, H-2
Radionuklid
Atomkerne setzen sich aus Neutronen und Protonen, den
Nukleonen zusammen. Die Nukleonen werden durch die
Kernkräfte zusammengehalten. Nuklide sind verschiedene
Atomarten, die sich in ihrer Ordungszahl Z und ihrer
Massenzahl A unterscheiden. Regeln für die Schreibweise
nach einer Empfehlung der Internationalen Union für
Reine und Angewandte Chemie (IUPAC):
A
(Symbol) oder
Z
A
(Symbol) oder
(Symbol)-A
Radionuklide sind Atomarten mit bestimmten Ordungsund Massenzahlen, die instabil sind und sich unter
Aussendung von ionisierender Strahlung in andere
Nuklide
umwandeln.
Für
eine
vollständige
Charakterisierung von Radionukliden sind Angaben über
die Art, die Energie und der Emissionswahrscheinlichkeit
der von dem Radionuklid ausgesandten ionisierenden
Strahlung notwendig.
Es sind insgesamt 104 verschiedene Elemente mit ca.
1300 Nukliden bekannt. Es gibt 270 stabile Nuklide. Es
gibt empirische Regeln für die Stabilität der Nuklide. Die
Verhältnisse von Neutronenanzahl zu Protonenanzahl
(Ordnungszahl) haben Einfluß auf die Stabilität der
Nuklide. Bei Protonenzahlen Z bzw. Neutronenzahlen N =
2, 8, 20, 28, 50, 82 sind besonders viele stabile Nuklide
vorhanden (magische Zahlen). Die Stabilität der Nuklide
läßt sich durch das Tröpfchenmodell des Atomkerns
(Bethe-Weizäcker-Formel) erklären.
1.2
Radioaktivität
Radioaktivität ist die Eigenschaft von Atomkernen, die
sich nahezu ohne Einfluß von außen, spontan unter
Emission von ionisierender Strahlung in einen
niederenergetischen Zustand umwandeln.
4
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
1.2.1 Zeitgesetz des radioaktiven Zerfalls
Man hat ein Radionuklid mit N instabilen Kernen. Die
Wahrscheinlichkeit dafür, daß ein Kern in der Zeit
zwischen t + t zerfällt, ist im statistischen Mittel
Wahrscheinlichkeit
für Kernzerfall in t
Einheit:
t
und unabhängig von t.
[] = 1 s-1
 wird Zerfallskonstante genannt. Die Zahl der Zerfälle
beträgt im statistischen Mittel
Anzahl der Zerfälle
in t
Nt.
wenn N die Anzahl der in der zur Zeit t in der Probe
vorhandenen instabilen Kerne ist. - Nt ist zugleich die
Abnahme N der Anzahl der instabilen Kerne in der
Probe.
N = - Nt
Geht man über zu infinitesimal kleine Zeitintervallen dann
ist:
Differentielle Form
des Zeitgesetzes
Aktivität
Einheit:
[]=1 Bq=1 s-1
Alte
Einheit:
10
1Ci=3,710 Bq Ci:
Curie
Integrale Form des
Zeitgesetzes des radioaktiven Zerfalls
dN/dt = A (t) = - N 



 
mit A(t): Aktivität zum Zeitpunkt t. Die Aktivität gibt die
Zahl der Kerne an, die pro Zeiteinheit zerfallen.
Aktivität von annähernd 1 g Ra-226 im radioaktiven
Gleichgewicht mit allen Zerfallsprodukten.
Die Integration der Gleichung (1) ergibt das Zeitgesetz
des radioaktiven Zerfalls:
N(t) = N0e-t
(2a)
oder
A(t) = A0e-t
(2b)
N0:= N(t=0): Anzahl der Kerne zum Zeitpunkt t =0.
A0:=A(t=0): Aktivität der Probe zum Zeitpunkt t=0.
Beziehung
zwischen
Halbwertszeit T1/2.
Zerfallskonstante

und
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen





5

Einheit:
T1/2= ln(2)/
[T1/2]= 1 s
Die Halbwertszeit ist die Zeit, nach der die Hälfte der in
der Probe enthaltenen Kerne zerfallen ist. Die
Halbwertszeit der bekannten Radionuklide überdeckt
einen sehr weiten Zeitbereich von µs bis > 1021 Jahre
(76Ge)
Tabellenwerke,
z. B. Karlsruher
Nuklidkarte
Weitere Größe: mittlere Lebensdauer : Die mittlere
Lebensdauer ist die Zeit nach der die Aktivität auf den
Wert 1/e abgefallen ist.

= 1/  1,443·T1/2
(4)
Abbildung 1: Relative Abnahme der Aktivität beim
mononuklearen
Zerfall nach dem radioaktiven
Zerfallsgesetz.
1.2.2 Aktivität und Masse
Die Aktivität eines Radionuklids ist der Masse der
momentan vorhandenen Kerne proportional:
T1/2·M
m=
A
ln2·NA·h
(5)
6
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
Dabei bedeuten:
m: Masse des Radionuklids in der Probe
A: Aktivität des Radionuklids in der Probe
T1/2: Halbwertszeit des Radionuklids
M: Atom- bzw. Molekülmasse der Verbindung, in der das
Radionuklid in der Probe vorkommt.
NA: Avogadro-Konstante
h: relative Häufigkeit des Nuklids
In der Abbildung 2 sind die Masse verschiedener
Radionuklide bei einer Aktivität von 1 Bq dargestellt.
Massen bei einer Aktivität von 1 Bq für verschiedene
Radionuklide
Th-232
U-238
K-40
Pu-239
Ra-226
Am-241
Pu-238
Sr-90
Pu-241
Cs-137
Co-60
H-3
I-131
Rn-222
Be-7
Y-90
Tc-99m
F-18
Pa-234m
C-11
Rn-220
Masse pro Aktivität / g Element·Bq -1
1E-02
1E-03
1E-04
1E-05
1E-06
1E-07
1E-08
1E-09
1E-10
1E-11
1E-12
1E-13
1E-14
1E-15
1E-16
1E-17
1E-18
1E-19
1E-20
Rn-219
1E-21
Abbildung
2:
Masse von Radionukliden bei
einer
Aktivität
von 1 Bq.
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
Tabelle 1:
Größenordnungen und
Bedeutung.
1.2.3 Größenordnungen und Bedeutung von Aktivitäten
Definition
Einheit
Abkürzungen
Vorkommen dieser Größen
Bedeutung im Strahlenschutz
A = dN/dt
Zerfälle pro
Zeiteinheit
1 s-1
Beschreibt die Anzahl der Zerfälle
eines oder mehrerer Radionuklide
pro Zeiteinheit
Definition der Aktivität
Grenzwerte der Jahresaktivitätszufuhr (GJAZ)
Freigrenzwerte für die Genehmigung zum Umgang
mit radioaktiven Stoffen.
1 Bq
1 min
Tabelle 2:
Spezifische
Aktivität
Definition
Einheit
as = A/mA
Ativität pro
-1
1 dpm
1 MCi
37 PBq
1 kCi
37 TBq
1 Ci
37 GBq
1 mCi
37 MBq
1 µCi
37 kBq
1 nCi
37 Bq
1 pCi
37 mBq
1 fCi
37 µBq
1.2.3.1
Definition
a = A/m
Einheit
Aktivität pro
Probenmasse
Inkorporationsüberwachung
Spezifische Aktivität aS
(internationaler Sprachgebrauch).
-1
1 Bq g
Atommasseneinheit
des Elements
Tabelle 3:
spezifische
Aktivität
Freisetzung von Radionukliden
bei Kernwaffenversuchen
20 kCi 131I unfallbedingte Freisetzung in Windscale, GB, 1957
Medizinische, technische Bestrahlungseinrichtungen
Applizierte Aktivität in der
nuklearmedizinischen Diagnostik
Kalibierstrahler für Kernstrahlungsmeß40
geräte ca. 4,4 kBq K; Aktivitätsgehalt
im menschlichen Körper
Beginn des Spurenbereiches,
Kalibrierstrahler in der Spurenanalytik
Bereich des natürlichen Niveaus der
täglichen Aktivitätsauscheidung
228
von Th mit Faeces
Bereich des natürlichen Niveaus
der täglichen Aktivitätsauscheidung
232
von Th mit Urin
Vorkommen dieser Größen
Bedeutung im Strahlenschutz
im internationalen Sprachgebrauch
Definition der spezifischen
z. B. 4060 Bq
1.2.3.2
232
Th / g Th
Aktivität wie massenspezifische Aktivitätskonzentration
Massenspezifische Aktivitätskonzentration a
(nationaler Sprachgebrauch).
Abkürzung
1 Bq·g-1
-1
1 Bq·kg
-1
1 Bq·kg (FM)
-1
1 Bq·kg (TM)
1 Bq·kg-1 (AM)
Vorkommen dieser Größen
Verwendung bei Feststoffen
im internationalen Sprachgebrauch
Beispiel:
Mittelwert der natürlichen Aktivitätskonzentration des Bodens:
25 Bq U-238 / kg Boden
25 Bq Th-232 / kg Boden
Massenbasis: Feuchtmasse
Massenbasis: Trockenmasse
Massenbasis:Aschenmasse
Bedeutung im Strahlenschutz
analog: spezifische Aktivität
Grenzwerte zur Freigabe fester
radioaktiver Abfälle; Grenzwerte
zum genehmigungsfreien Umgang mit Radionukliden
Grenzwerte für Nahrungsmittelimporte aus GUS Staaten
Im Strahlenschutz immer FM,
falls nichts anderes angegeben
Berechnungsbasis zur Abschätzung der Strahlenexposition von Organen, Geweben
7
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
8
Tabelle 4:
Aktivitätskonzentration.
Definition
aV = a /V
Einheit
Aktivität pro
Probenvolumen
Abkürzung
-1
1 Bq∙L
1 Bq∙m
-3
Vorkommen dieser Größen
Bedeutung im Strahlenschutz
Verwendung bei Flüssigkeiten, Gasen
Beispiel: Mittelwert der natürlichen
Aktivitätskonzentration von ³H im
-1
Regenwasser < 0,5 Bq ³H∙L
239
Beispiel: Pu in der Luft:
Grenzwert der Jahresaktivitätszufuhr
100 Bq pro Jahr für beruflich strahlenexponierte Personen der Kategorie A
1700 m³ pro Jahr
def. als Aktivitätskonzentration
Grenzwerte zur Abgabe flüssiger radioaktiver Abfälle
239
-3
14 mBq Pu∙m
239
-3
4,2 mBq Pu∙m
239
-3
1,4 mBq Pu∙m
239
-3
0,084 mBq Pu∙m
239
-3
< 0,001 mBq Pu∙m
222
-3
50000 mBq Rn∙m
1.2.3.3
Abgeleitete Grenzwerte der
Radioaktivität in der Raumluft
Atemrate nach StrlSchVO
Grenzwerte für Luftkonzentration
für berufl. strlexp. Pers. (Kat. A)
für berufl. strlexp. Pers. (Kat. B)
für berufl. nicht strlexp. Pers.
für die Allgemeinbevölkerung
Abluft kerntechnischer Anlagen
Mittelwert der Aktivitätskon222
zentration von Rn
Aktivitätskonzentration aV
Die Größe der Aktivität bedeutet die Angabe der Menge
eines Radionuklids in einer Probe. Der Vergleich mit
abgeleiteten Grenzwerten ermöglicht den Nachweis der
Einhaltung bestimmter Schutzziele im Strahlenschutz.
1.3
Radioaktives Gleichgewicht
Zwei oder mehrere Radionuklide wandeln sich gemäß
dem Zeitgesetz des radioaktiven Zerfalls ineinander um.
Als Beispiel sei im folgenden ein System mit zwei
Radionukliden angeführt, wie es z. B. beim Zerfall des
90
Sr auftritt:
Nuklid 1  Nuklid 2  Nuklid 3 (stabil)
N2 = 1/(2-1)·N1·[1-e-(2-1)·t]
Es gilt:
und mit A2 = N2
(6a)
2/(2-1)·A1·[1-e-(2-1)·t]
(6b)
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
9
mit
N1 bzw. N2: Anzahl der Kerne des Nuklids 1 bzw. 2
A1 bzw. A2: Aktivitäten der Nuklide 1 bzw. 2
1 bzw.  2: Zerfallskonstanten der Nuklide 1 bzw. 2
T1/2,1 bzw. T1/2, 2: Halbwertszeiten der Nuklide 1 bzw. 2
Betrachtet man die Werte der Aktivitäten A1 und A2 zu
Zeiten t >> T1/2,1 und t >> T1/2, 2 dann gelten folgenden
Aussagen, je nach Verhältnis der Werte der
Halbwertszeiten der Nuklide 1 und 2:
1.3.1 Säkulares radioaktives Gleichgewicht
T1/2,1 >> T1/2, 2
(7a)
und für t >> T1/2,1 und t >> T1/2, 2
A1  A2
(7b)
Diese einfache Beziehung kann in der Radioanalytik die
Auswertung in vielen Fällen deutlich erleichtern. Beim
Versuch „-Spektrometrie“ wird sie bei der Bestimmung
einiger natürlicher Radionuklide angewendet. Beim
Versuch „-Spektrometrie“ ist die Annahme des säkularen
Gleichgewichts Grundvoraussetzung für die Bestimmung
des Sr-90. Als Schreibweise der Aussage „Nuklid 1 ist im
radioaktiven Gleichgewicht mit Nuklid 2“ soll Nuklid
1(Nuklid 2) bedeuten, z. B. 90Sr(90Y).
1.3.2 Transientes radioaktives Gleichgewicht
T1/2,1 > T1/2, 2
(8a)
und für t >> T1/2,1 und t >> T1/2, 2
A1  A2
(8b)
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
10
1.3.3 Kein radioaktives Gleichgewicht
Kein radioaktives Gleichgewicht stellt sich ein, wenn gilt:
T1/2,1 < T1/2, 2
oder
T1/2,1 T1/2, 2
(9a)
Ist T1/2,1 << T1/2, 2, so gilt für t >> T1/2,1 und t >> T1/2, 2
A2/A1  2/1
1.4
(9b)
Radioaktive Zerfallsreihe
Bei mehreren aufeinander folgenden Zerfällen des Typs
Nuklid 1  Nuklid 2  Nuklid 3  ....  Nuklid n
(stabil)
Bildet sich eine radioaktive Zerfallsreihe aus. Typische
Beispiele sind die natürlichen Zerfallsreihen beginnend
mit 238U, 235U und 232Th.
Es gilt:
dNi/dt = i-1Ni-1 - iNi
(10)
Dieses gekoppelte lineare Differentialgleichungsystem
kann durch Summen von Exponentialfunktionen gelöst
werden (siehe z.B. Lieser, Kernchemie). Bei gegebenen
Voraussetzungen kann sich radioaktives Gleichgewicht
einstellen.
11
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
1.5
Natürliche und künstliche Radionuklide
1.5.1 Natürliche Radionuklide
1.5.1.1
4400 Bq
Körper
40
K im
Primordiale Radionuklide
Primordiale Radionuklide sind solche, die eine so große
Halbswertszeit aufweisen, dass diese noch jetzt in der
Natur
nachzuweisen
sind.
Wichtigstes
dieser
40
Radionuklide ist das K, das im Körper des Menschen in
Aktivitäten um 4400 Bq ständig vorhanden ist.
1.5.1.2
Kosmogene Radionuklide
Die energiereiche kosmische Strahlung bildet durch
Wechselwirkung mit den Atomkernen der Gase in der
Atmosphäre ständig Radionuklide, wie 3H, 14C oder 7Be.
Diese werden durch Niederschläge auf den Boden
deponiert und gelangen über die Nahrungskette des
Menschen in den menschlichen Körper.
1.5.1.3
Natürliche Zerfallsreihen
Die primordialen Radionuklide 238U, 235U und 232Th
bilden den Beginn der natürlichen Zerfallsreihen. Sie
kommen in der Erdkruste abhängig von den geologischen
Gegebenheiten
in
unterschiedlichen
spezifischen
Aktivitäten a vor. Im Mittel sind die Werte von ca.:
25 Bq 232Th/ kg , 25 Bq 238U/ kg, 1,2 Bq 235U/ kg (TM).
TM bedeutet Trockenmasse.
232
-Zerfall
Th
228
-Zerfall
Ac
216
Pb
Po
212
Tl
Bi
208
Pb
Th
228
212
208
232
Ra
212
Po
220
Rn
224
Ra
228
Th
12
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
238
-Zerfall
U
234
238
Th
U
-Zerfall
214
218
Pb
234
Pa
222
Po
226
Rn
230
Ra
234
Th
U
214
Bi
210
214
Pb
Po
210
Bi
206
210
Pb
235
Po
-Zerfall
U
231
-Zerfall
211
207
227
Po
219
Rn
223
Ra
U
231
Ac
215
Pb
235
Th
Pa
227
Th
211
Tl
Bi
207
Pb
1.5.2 Künstliche Radionuklide
1.5.2.1
Spaltprodukte
Durch die Spaltung schwerer Kerne z. B. des 235U oder
239
Pu entstehen eine Reihe von kurz- und langlebigen
Radionukliden
die
durch
oberirdische
Kernwaffenversuche bis in die Mitte der 70iger Jahre in
die Atmosphäre eingebracht und global verbreitet wurden.
Die langlebigen Radionuklide wurden auf den Boden
abgelagert und befinden sich auch heute noch in der
Umwelt. Die wichtigsten sind 137Cs und 90Sr.
1.5.2.2
Aktivierungsprodukte
Durch die bei der Kernspaltung auftretenden
Neutronenstrahlung entstehen in Materialien, die hohen
Neutronenfeldern ausgesetzt sind durch den Prozess der
Neutronenaktivierung kurz und langlebige Radionuklide,
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
13
wie z.B. das 54Mn, 57Co, 60Co aber auch 239Pu (aus 238U).
Aktiviert man in Materialien gezielt stabile Elemente, so
kann man die Kernstrahlungsmessung zur Bestimmung
von stabilen Elementen im Ultraspurenbereich einsetzen.
1.5.2.3 Radionuklide in der medizinischen Anwendung
In Diagnostik und Therapie werden viele Radionuklide zu
medizinischen Zwecken eingesetzt. Es sind die z. B. 99mTc
in der Diagnostik oder die Aufnahme von 131I, 90Y oder
224
Ra in den Körper oder die Nutzung der -Strahlung von
zum Beispiel 60Co oder 192Ir in der Strahlentherapie. In
den 30iger Jahren des vergangenen Jahrhunderts wurde
232
Th als Röntgenkontrastmittel „Thorotrast“ angewendet.
Nachdem bei Patienten schwere Leberschäden aufgetreten
waren, wurde die Anwendung eingestellt. Zu diagnostischen Zwecken wird die Eigenschaft der durchdringenden -Strahlung für bildgebende Verfahren eingesetzt.
1.6 Zerfallsarten (, , )
Tabelle 4: Strahlung
Strahlung Art
Beim radioaktiven Zerfall wird ionisierende Strahlung
emittiert, die die Eigenschaften von elektrisch geladenen
Teilchen oder elektromagnetischen Wellen aufweisen
können. Die Energieverteilung dieser ionisierenden
Strahlung ist diskret (- und -Strahlung) oder
kontinuierlich (-Strahlung). Ionisierende Strahlung
wechselwirkt auf unterschiedliche Weise und in
verschiedenem Ausmaß mit Material oder Gewebe.
Ebenfalls spielt die Energie der emittierten Strahlung eine
Rolle. Sie wird in der für die Kernphysik üblichen
Einheiten keV bzw. MeV angegeben.
Ladung Reichweite in Luft
Energiebereich
Abschirmung

Heliumkerne
2+
einige cm
3 bis ca. 11 MeV
Blatt Papier
-
Elektronen
1-
bis mehrere m
0,005 bis ca. 3 MeV
1 cm Plexiglas

Elektromagnetische
Wellen
0
unendlich
0,005 bis ca. 3 MeV
Schwächung
durch mehrere
cm Blei
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
14
2. Strahlenexposition
2.1
innere
externe
Begriff
Die Einwirkung ionisierender Strahlung auf den
menschlichen Körper nennt man Strahlenexposition.
Befindet sich die Quelle ionisierender Strahlung im
Körper, so spricht man von innerer Strahlenexposition,
befindet sie sich außerhalb spricht man von äußerer oder
externer Strahlenexposition. -Strahler können innere und
äußere Strahlenexposition verursachen.
2.2
Wirkungen
Ionisierende Strahlung ist so energiereich, dass sie, wenn
sie Materie trifft, aus den Atomen oder Molekülen,
Elektronen aus dem Atom- bzw. Molekülverband entfernt
und dadurch chemische Veränderungen erzeugen kann.
Die schädliche Wirkung ionisierender Strahlung verläuft
nach folgendem Schema:
Übertragung der Strahlungsenergie auf Atome und Moleküle
ß
Bildung von chemischen Verbindungen im Körper (z. B. Radikale, Zellgifte)
ß
Veränderung von Biomolekülen
Abbildung 3:
Schematische
Darstellung der
schädlichen
Auswirkungen
ionisiernder
Strahlung auf
den Menschen.
ß
Veränderung des Zellstoffwechsels (Schädigung der Zelle)
Reparatur durch körpereigene Mechanismen
Zelltod
fehlerhaft
Krebs, Mißbildungen
Tod des Menschen
bei großer Dosis:
³ einige Sv
2.3
Keine feststellbaren Auswirkungen
bei £ 0,4 Sv
Tod des Menschen
Abstand Q zu
Körperoberfläche
> 0,1 m
< 10 m
außerhalb Körper
homogen in Luft
Radionuklid Strahlenexposition
-Strahler
keine
3
H
32
P
extern
-Strahler
-Strahler
-Submersion
-Strahler
-Submersion
-Strahler
keine
3
ca. 0,001 m
im Körper
*)
keine Auswirkungen
Arten der Strahlenexposition
Quelle (Q)
Arten der Strahlenexposition
beim
Umgang
mit
offenen
radioaktiven Stoffen
fehlerfrei
*)
Zufuhrpfad
Inhalation
Ingestion
Wundkontamination
Kontamination der Handschuhe
H
P
-Strahler
gering
-Strahler
innere
32
extern
kritisches
Organ/Gewebe
Haut
Haut, Ganzkörper
Haut
Haut, Ganzkörper
Haut
Haut
Haut, Ganzkörper
abhängig vom Nuklid
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
2.4
Unterschiedliche
Begriffe der Dosis
für Messung und
Schutzziel
R ≈ 0,054 Sv-1
15
Bewertung der Wirkung der Strahlenexposition:
Dosisbegriffe (Einheiten)
Viele Dosisbegriffe sind für verschiedene Zwecke
gebräuchlich. Die Begriffe unterscheiden sich prinzipiell
nach dem Zweck der Anwendung: Messung oder
Schutzziel. Für die quantitative und einheitliche
Beschreibung der Wirkung von ionisierender Strahlung
zur Gewährleistung eines ausreichenden Schutzes der
Einzelperson vor den schädlichen Auswirkungen
ionisierender Strahlung verwendet man die Begriffe
effektive Dosis und die Organ- bzw. Gewebedosis. Die
Strahlenschutzverordnung gibt Grenzwerte für diese
Größen an. Der begriff „Dosis“ beschreibt das Risiko R,
an einer strahleninduzierten Tumorerkrankung zu sterben
und genetische Schäden bei den Nachkommen zu
verursachen. Die Einheit der Äquivalentdosis ist das mSv
(milliSievert). Man nimmt heute an, dass durch 1 Sv
effektiver Äquivalentdosis ca. 540 tödlich verlaufende
Tumorerkrankungen auf 10000 mit 1 Sv bestrahlten
Personen verursacht werden können. Bei der Organ- bzw.
Gewebedosis wird die Menge der auf das Gewebe
übertragenen
Energie
(Energiedosis)
ebenso
berücksichtigt, wie die Wirkung verschiedener Arten
ionisierender Strahlung und die unterschiedliche
biologische Wirksamkeit auf ein Organ bzw. Gewebe.
Man berücksichtigt 24 Organe bzw. Gewebe. Bei der
Ermittlung der effektiven Dosis werden die
Strahlenempfindlichkeiten der Einzelorgane gewichtet.
2.5 Inkorporation und Dosiskoeffizient
Die Zufuhr von Radionukliden in den menschlichen
Körper wird Inkorporation genannt. Je nach der Art, wie
die Zufuhr zustande kommt unterscheidet man:

Inhalation, wenn die Zufuhr durch Aufnahme des
Radionuklids mit der Atemluft erfolgt.

Ingestion, bei Zufuhr der Radionuklide mit der
Nahrung bzw. dem Trinkwasser
16
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
Immer Handschuhe tragen !
einmalige
Zufuhr
Außerdem kann Inkorporation über die Aufnahme durch
eine Wunde oder durch die nicht mehr intakte Haut
erfolgen. Die für jedes Radionuklid individuell
berechneten und tabellierten Dosiskoeffizienten geben für
alle Inkorporationspfade an, welche effektive Äquivalentdosis (bei Erwachsenen für 50 Jahre und bei Kindern (für
70 Jahre) durch die einmalige Zufuhr eines Radionuklids
der Aktivität 1 Bq verursacht wird. Die effektive
Äquivalentdosis DE bzw. die Organdosis DO ist bei
einmaliger Zufuhr der Aj des Radionuklids j durch den
Zufuhrpfad k wie folgt zu ermitteln:
DE = Ejk Aj
(11a)
bzw.
DO = Ojk Aj
(11b)
Die Einheit der Dosiskoeffzienten ist: [1 SvBq-1
In der folgenden Tabelle 5 sind einige Dosiskoeffizienten
aufgelistet.
Dosiskoeffizienten / Sv/Bq
Tabelle 5:
Nuklid
Inhalation (5µ AMAD)
effektiv
kritisches Organ
E
O
3
4,1 10-11
.
H
Auswahl von Dosiskoeffizienten für
beruflich strahlenexponierte Personen
Y
6,2 10-9
9,6 10-8
.
3,4 10-9
6,3 10-7
.
U Dickdarm
Uterus
Lunge
Knochenoberfläche
Lunge
Knochenoberfläche
1,7.10-9
.
90
.
Lunge
1,7 10-8
90
9,0 10-9
7,7 10-8
60
.
Sr( Y)
5,8 10-10
Lunge
3,0 10-9
90
.
U Dickdarm
40
Co
5,8 10-10
entfällt
.
K
4,2 10-11
4,1 10-11
5,8 10-10
C
.
enfällt
14
.
.
effektiv
E
.
.
.
2,8 10-8
1,3.10-8
2,7.10-9
U Dickdarm
3,1.10-8
6,9 10-9
.
1,3 10-8
1,4 10-8
1,7 10-5
.
2,8 10-7
3,6.10-5
6,7.10-7
2,1 10-4
.
7,2 10-8
1,5.10-3
2,2.10-7
Uterus
Knochenoberfläche
Knochenoberfläche
Knochenoberfläche
Knochenoberfläche
Knochenoberfläche
Knochenoberfläche
Knochenoberfläche
.
228
1,7.10-6
228
2,5 10-5
232
2,9.10-5
235
6,1 10-6
ET Luftwege
6,9 10-5
.
4,6 10-8
238
5,7.10-6
ET Luftwege
Knochenoberfläche
6,5.10-5
4,4.10-8
.
2,5 10-7
.
Th
Th
.
U
U
239/240
Pu
.
3,2 10-5
.
1,8 10-8
2,2 10-6
Ra
.
5,7 10-10
U Dickdarm
rotes
Knochenmark
.
226
.
.
4,1 10-11
1,9 10-8
6,7 10-9
Ra
rotes
Knochenmark
rotes
Knochenmark
U Dickdarm
137
Cs
Ingestion
kritisches Organ
O
1,0 10-3
.
.
.
.
.
.
.
1,8 10-7
.
.
1,2 10-5
2,2.10-5
.
2,5 10-6
1,2.10-5
.
7,4 10-7
7,1.10-7
.
1,8 10-6
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
Beispiel 1:
17
Eine Person inkorporiert einmalig 1000 Bq 3H durch
Inhalation. Welche effektive Dosis erhält die Person ?
Lösung:
DE(3H) = 4,110-11 Sv/Bq1000 Bq 3H
= 4,1 10-8 Sv = 41 nSv
Vergleich die natürliche externe Strahlenexposition
beträgt ca. 50 bis 70 nSv/h.
Der ermittelte Dosiswert würde also der natürlichen
externen Strahlenexposition von ca. 35 bis ca. 50 Minuten
entsprechen.
Beispiel 2:
Welche effektive Dosis und welche Dosis für das kritische
Organ bzw. Gewebe verursacht die einmalige Inhalation
von 1000 Bq 232Th (ca. 250 mg 232Th) ?
Lösung:
Effektive Dosis:
DE(232Th) = 2,910-5 Sv/Bq1000 Bq 232Th
= 2,910-2 Sv = 29 mSv
Dosis für das kritische
Knochenoberfläche
Organ
bzw.
Gewebe:
DO(232Th) = 1,510-3 Sv/Bq1000 Bq 232Th
= 1,5100 Sv = 1500 mSv
Vergleich mit Dosisgrenzwerten nach Strahlenschutzverordnung:
Effektive Dosis: 20 mSv/ Jahr.
Bewertung: Dosisgrenzwert knapp überschritten.
Organdosis: Knochenoberfläche: 300 mSv/ Jahr.
Bewertung: Dosisgrenzwert weit (Faktor 5) überschritten
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
18
2.1 Die Strahlenexposition des Menschen
Die mittlere jährliche Strahlenexposition des Menschen
beträgt ca. 2,4 mSv pro Jahr. Die Hauptanteile der
inneren Strahlenexposition aus natürlichen Quellen sind
die Inhalation des 222Rn mit den Zerfallsprodukten und die
Ingestion des 40K. Die Größenordnungen von typischen
Strahlenexpositionen sind:
Größenordnungen und Vergleiche der mittleren effektiven Dosis:
Abbildung 4:
Größenordnung und
Vergleich der
mittleren jährlichen
effektiven Äquivalentdosis
Natürliche Quellen
2,4 mSv pro Jahr (2 bis einige 10mSv pro Jahr)
nur Radon: Normalbevölkerung
1,4 mSv pro Jahr (1 bis einige 10mSv pro Jahr)
Medizinische Quellen
1,5 mSv pro Jahr
Tschernobyl
0,05 mSv pro Jahr
Grenzwert (beruflichStrahlexp.)
20 mSv pro Jahr
Grenzwert (Bevölkerung)
0,3 mSv pro Jahr
3. Wichtige Radionuklide
3.1 3H (Tritium)
Zerfall:
(nach ICRP 38)
Strahlenexposition:
Inhalation
BfS):
(nach
Ingestion
BfS):
(nach
Halbwertszeit:
Zerfallsart:
Emissionswahrscheinlichkeit:
Mittlere Energie:
Maximale Energie:
12, 35 Jahre
- (keine )
Y(-) = 1 (Bq·s)-1
Ē(-) ≈ 5,683 keV
Emax(-) ≈ 20 keV
Hauptanteil:
Chemische Form: HTO, Gas
Dosiskoeffizient (effektiv):
intern
Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark):
Dosiskoeffizient (effektiv):
Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark):
E,HTO =1,8·10-11Sv/Bq
E,Gas =1,8·10-15Sv/Bq
O,HTO =1,8·10-11Sv/Bq
O,Gas =1,8·10-15Sv/Bq
E
=1,8·10-11Sv/Bq
O
=1,8·10-11Sv/Bq
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
Inhalation
BfS):
(nach
Ingestion
BfS):
(nach
19
Chemische Form: OBT (Organic Bound Tritium)
Dosiskoeffizient (effektiv):
E,OBT ≈4,1·10-11Sv/Bq
Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark):
O,OBT ≈4,1·10-11Sv/Bq
Dosiskoeffizient (effektiv):
E,OBT ≈4,2·10-11Sv/Bq
Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark):
O
≈4,1·10-11Sv/Bq
Zufuhrpfad, der zur maximalen effektiven Dosis pro
inkorporierte Aktivität führt: Ingestion von OBT
Effektive Dosis E bei einmaliger Zufuhr von 1000 Bq
OBT:
Beispiel:
E = 4,2·10-8 Sv = 0,000042 mSv
Aktivitätsgrenzwerte:
Uneingeschränkte Freigabe (§29 StrlSchV):
1000 Bq/g
Freigabe Metall (Rezyklierung) (§29 StrlschV):
1000 Bq/g
3
H
100 Bq/cm²
Oberflächenkontamination (§44 StrlSchV):
Ableitung von Abwasser (§48 StrlSchV)
HTO, Gas:
OBT:
1·107 Bq/m³
7·106 Bq/m³
Ableitung von Abluft (§48 StrlSchV):
1·102 Bq/m³
3.2 14C
Zerfall:
(nach ICRP 38)
Strahlenexposition:
Inhalation
BfS):
(nach
Halbwertszeit:
Zerfallsart:
Emissionswahrscheinlichkeit:
Mittlere Energie:
Maximale Energie:
5730 Jahre
- (keine )
Y(-) = 1 (Bq·s)-1
Ē(-) ≈ 49,45 keV
Emax(-) ≈ 200 keV
Hauptanteil:
intern
Chemische Form: Dampf, CO, CO2
Dosiskoeffizient (effektiv):
E,Dampf=5,8·10-10
Sv/Bq
13
Sv/Bq
Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark):
E,CO
=8,0·10-
E,CO2 =6,5·10-12Sv/Bq
O,D =5,8·10-10 Sv/Bq
O,CO =8,0·10-13Sv/Bq
E,CO2 =6,5·10-12Sv/Bq
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
Ingestion
BfS):
(nach
Dosiskoeffizient (effektiv):
Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark):
E
O
20
=5,8·10-10Sv/Bq
=5,7·10-10Sv/Bq
Zufuhrpfad, der zur maximalen effektiven Dosis pro
inkorporierte Aktivität führt: Ingestion von 14C in jeder
Form oder Inhalation von 14C als Dampf
Effektive Dosis E bei einmaliger Zufuhr von 1000 Bq:
Beispiel:
E = 5,8·10-7 Sv = 0,00058 mSv
Uneingeschränkte Freigabe (§29 StrlSchV):
80 Bq/g
Aktivitätsgrenzwerte:
Freigabe Metall (Rezyklierung) (§29 StrlschV):
80 Bq/g
14
Oberflächenkontamination (§44 StrlSchV):
1000 Bq/cm²
Ableitung von Abwasser (§48 StrlSchV):
6·105 Bq/m³
Ableitung von Abluft (§48 StrlSchV):
6 Bq/m³
C
3.3 32P
Zerfall:
(nach ICRP 38)
Strahlenexposition:
Inhalation
BfS):
(nach
Halbwertszeit:
Zerfallsart:
Emissionswahrscheinlichkeit:
Mittlere Energie:
Maximale Energie:
14,29 Tage
- (keine )
Y(-) = 1 (Bq·s)-1
Ē(-) ≈ 694,7 keV
Emax(-) ≈ 1700 keV
Hauptanteil:
Stoffklasse: F → f1 = 0,8
M → f1 = 0,8
Dosiskoeffizient (effektiv):
intern
E,F =1,1·10-9 Sv/Bq
E,M
Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark):
O,F
O,M
Ingestion
BfS):
Beispiel:
(nach
Dosiskoeffizient (effektiv):
Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark):
=2,9·10-9Sv/Bq
=4,5·10-9 Sv/Bq
=3,6·10-9Sv/Bq
E =2,4·10-9 Sv/Bq
O =8,2·10-9 Sv/Bq
Zufuhrpfad, der zur maximalen effektiven Dosis pro
inkorporierte Aktivität führt: Inhalation von 32P (M) .
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
21
Effektive Dosis E bei einmaliger Zufuhr von 1000 Bq:
E = 2,9·10-6 Sv = 0,0029 mSv
Aktivitätsgrenzwerte:
Uneingeschränkte Freigabe (§29 StrlSchV):
20 Bq/g
Freigabe Metall (Rezyklierung) (§29 StrlschV):
20 Bq/g
Oberflächenkontamination (§44 StrlSchV):
100 Bq/cm²
Ableitung von Abwasser (§48 StrlSchV):
3·104 Bq/m³
Ableitung von Abluft (§48 StrlSchV):
10 Bq/m³
32
P
3.4 33P
Zerfall:
(nach ICRP 38)
Strahlenexposition:
Inhalation
BfS):
(nach
Halbwertszeit:
Zerfallsart:
Emissionswahrscheinlichkeit:
Mittlere Energie:
Maximale Energie:
25,4 Tage
- (keine )
Y(-) = 1 (Bq·s)-1
Ē(-) ≈ 76,60 keV
Emax(-) ≈ 100 keV
Hauptanteil:
Stoffklasse: F → f1 = 0,8
M → f1 = 0,8
Dosiskoeffizient (effektiv):
intern
Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark):
Ingestion
BfS):
Beispiel:
(nach
Dosiskoeffizient (effektiv):
Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark):
E,F =1,4·10-10 Sv/Bq
E,M =1,3·10-9 Sv/Bq
O,F =2,8·10-10 Sv/Bq
O,M =2,3·10-10Sv/Bq
E
O
=2,4·10-10 Sv/Bq
=5,1·10-10 Sv/Bq
Zufuhrpfad, der zur maximalen effektiven Dosis pro
inkorporierte Aktivität führt: Inhalation von 33P (M) .
Effektive Dosis E bei einmaliger Zufuhr von 1000 Bq:
E = 1,3·10-6 Sv = 0,0013 mSv
Faktor der Dosiseinsparung bei Verwendung von 33P anstatt 32P:
Ca. 2,3.
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
Aktivitätsgrenzwerte:
22
Uneingeschränkte Freigabe (§29 StrlSchV):
200 Bq/g
Freigabe Metall (Rezyklierung) (§29 StrlschV):
200 Bq/g
Oberflächenkontamination (§44 StrlSchV):
1000 Bq/cm²
Ableitung von Abwasser (§48 StrlSchV):
3·105 Bq/m³
Ableitung von Abluft (§48 StrlSchV):
20 Bq/m³
33
P
3.5 35S
Zerfall:
(nach ICRP 38)
Strahlenexposition:
Inhalation
BfS):
(nach
Halbwertszeit:
Zerfallsart:
Emissionswahrscheinlichkeit:
Mittlere Energie:
Maximale Energie:
87,44 Tage
- (keine )
Y(-) = 1 (Bq·s)-1
Ē(-) ≈ 48,83 keV
Emax(-) ≈ 200 keV
Hauptanteil:
intern
Chemische Verbindung: anorganisch
Stoffklasse: F → f1 = 0,8
M → f1 = 0,8
Dampf
Dosiskoeffizient (effektiv):
E,F =8,0·10-11 Sv/Bq
E,M =1,1·10-9 Sv/Bq
E,Dampf=1,2·10-10 Sv/Bq
Dosiskoeffizient (ET-Luftwege):
Dosiskoeffizient (Lunge):
Dosiskoeffizient (rotes Knochenmark):
Ingestion
BfS):
(nach
Stoffklasse: f1 = 0,8
f1 = 0,1
Dosiskoeffizient (effektiv):
Dosiskoeffizient (unterer Dickdarm):
Ingestion
BfS)
(nach
O,F =6,6·10-10 Sv/Bq
O,M =8,6·10-9Sv/Bq
O,Dampf=9,7·10-11 Sv/Bq
E,0,8
E,0,1
O,0,8
O,0,1
=1,4·10-10 Sv/Bq
=1,9·10-10 Sv/Bq
=7,5·10-10 Sv/Bq
=2,2·10-9 Sv/Bq
Chemische Verbindung: organisch
Stoffklasse: f1 = 1,0
Dosiskoeffizient (effektiv):
E,1 =7,7·10-10 Sv/Bq
Dosiskoeffizient (rotes Knochenmark):
O,1 =7,5·10-10 Sv/Bq
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
23
Zufuhrpfad, der zur maximalen effektiven Dosis pro
inkorporierte Aktivität führt: Inhalation von anorganisch
gebundenem 35S (M) .
Beispiel:
Effektive Dosis E bei einmaliger Zufuhr von 1000 Bq:
E = 1,1·10-6 Sv = 0,0011 mSv
Aktivitätsgrenzwerte:
35
S
Uneingeschränkte Freigabe (§29 StrlSchV):
60 Bq/g
Freigabe Metall (Rezyklierung) (§29 StrlschV):
600 Bq/g
Oberflächenkontamination (§44 StrlSchV):
1000 Bq/cm²
Ableitung von Abwasser (§48 StrlSchV):
anorganisch:
organisch:
7·105 Bq/m³
1·105 Bq/m³
Ableitung von Abluft (§48 StrlSchV):
20 Bq/m³
3.6 125I
Zerfall:
(nach ICRP 38)
Halbwertszeit:
Zerfallsart:

Strahlenexposition:
Inhalation
BfS):
(nach




Emissionswahrscheinlichkeit:
Energie :
Energie (Röntgen):
Energie (Auger-El.):
Y() = 0,0667(Bq·s)-1
Hauptanteil:
Stoffklasse: F
→ f1 = 1,0
Dampf→ f1 = 1,0
Dosiskoeffizient (effektiv):
intern
E() = 35,39 keV
E(X) 4,09-31,71 keV
E(e-) 3,09-30,13 keV
E,F =7,3·10-9 Sv/Bq
E,Dampf=1,4·10-8 Sv/Bq
Dosiskoeffizient (Schilddrüse):
Ingestion
BfS):

60,14 Tage
ec



Röntgenquanten
Auger-Elektronen
(nach
Dosiskoeffizient (effektiv):
O,F =1,5·10-7 Sv/Bq
O,Dampf=2,7·10-7 Sv/Bq
E,1,0 =1,5·10-8 Sv/Bq
E,1,0 =3,0·10-7 Sv/Bq
Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen
Aktivitätsgrenzwerte:
125
I
Uneingeschränkte Freigabe (§29 StrlSchV):
3 Bq/g
Freigabe Metall (Rezyklierung) (§29 StrlschV):
3 Bq/g
Oberflächenkontamination (§44 StrlSchV):
10 Bq/cm²
Ableitung von Abwasser (§48 StrlSchV):
4·104 Bq/m³
Ableitung von Abluft (§48 StrlSchV):
0,5 Bq/m³
24
Teil 2: Strahlenschutzverordnung C. Grundsätze
25
C. Strahlenschutzgrundsätze
1. Gefahren durch ionisierende Strahlung
Externe und
innere Strahlenexposition
Folgen von Strahlenexposition
Verantwortbarer
Umgang
Bei einem Aufenthalt in Strahlenschutzbereichen, in
denen mit radioaktiven Stoffen umgegangen wird, kann
eine Strahlenexposition durch ionisierende Strahlung nicht
ausgeschlossen werden. Der erforderliche Umgang mit
offenen und umschlossenen radioaktiven Stoffen kann zu
einer externen und/oder zu einer inneren Strahlenexposition durch die Inkorporation von radioaktiven
Stoffen führen.
Jede Strahlenexposition, sei sie auch noch so gering, kann
beim exponierten Menschen somatische und genetische
Schäden verursachen und damit schwere Erkrankungen,
wie z.B. Krebs und Schädigung der Leibesfrucht,
auslösen, die eine Lebensverkürzung der exponierten
Person bzw. genetische Defekte bei den Nachkommen der
exponierten Person zur Folge haben können. Jede
Strahlenexposition einer werdenden Mutter kann auch das
ungeborene Kind schädigen.
Damit ein Umgang mit radioaktiven Stoffen bzw. ein
Aufenthalt in Strahlenschutzbereichen verantwortbar ist
und die schädlichen Auswirkungen für Mensch und
Umwelt auf ein Minimum beschränkt bleiben, sind die
folgenden Strahlenschutzgrundsätze zu beachten:
2. Strahlenschutzgrundsätze
Rechtfertigung
(§4 StrlSchV)
Der Umgang mit radioaktiven Stoffen darf nur in den
Mengen und Häufigkeiten erfolgen, die zur Erreichung
des Ziels unbedingt erforderlich sind.
Dosisbegrenzung
(§5 StrlSchV)
Die gültigen Dosisgrenzwerte müssen eingehalten werden.
Vermeidung
(§6(1) StrlSchV)
Jede unnötige Strahlenexposition von Menschen, Umwelt
und Sachgütern ist zu vermeiden.
Minimierungsgebot
(§6(2) StrlSchV)
Die Strahlenexposition muss
Grenzwerte reduziert werden.
auch
unterhalb
der
26
Teil 2: Strahlenschutzverordnung C. Grundsätze
3. Schutzvorschriften und Grenzwerte
Das Strahlenschutzrecht, so komplex es auf den ersten
Blick aussieht, hat den großen Vorteil, dass es auf mehr
als 100 Jahre Erfahrung des Menschen im Umgang mit
radioaktiven Stoffen und ionisierender Strahlung zurückgreifen kann und aufgrund der weitestgehenden internationalen Harmonisierung von Rechtsnormen und dosimetrischen Modellen für die meisten der bekannten
Umgangsarten einen einheitlichen Schutz bietet. Daraus
abgeleitet und auf den konkreten Umgang mit radioaktiven Stoffen in unseren Strahlenschutzbereich bezogen gibt
die Strahlenschutzanweisung verbindliche Anweisungen.
Table 2: Grenzwerte
der jährlichen effektiven Dosis GE und
der Organ- oder Gewebedosen GO und
die Anteile p der
Überwachungsinterva
lle (p: Anzahl der
Überwachungsintervalle pro Jahr).
Nr.
Organ bzw. Gewebe
GO bzw.
GE /mSv
gO bzw.
gE /mSv
Nr.
Organ bzw. Gewebe
GO bzw.
GE /mSv
gO bzw.
gE /mSv
1
ET Luftwege
150
15/p
14
Unterer Dickdarm
150
15/p
2
Lunge
150
15/p
15
Dickdarm
150
15/p
3
Blase
150
15/p
16
Milz
150
15/p
4
Brust
150
15/p
17
Muskel
150
15/p
5
Gehirn
150
15/p
18
Nebenniere
150
15/p
6
Haut
500
50/p
19
Nieren
150
15/p
7
Hoden
50
5/p
20
Ovarien
50
5/p
8
Knochenoberfläche
300
30/p
21
Pankreas
150
15/p
9
Leber
150
15/p
22
Rotes Knochenmark
50
5/p
10
Speiseröhre
150
15/p
23
Schilddrüse
300
30/p
11
Magen
150
15/p
24
Thymus
150
15/p
12
Dünndarm
150
15/p
25
Uterus
50
5/p
13
Oberer Dickdarm
150
15/p
26
effektiv
20
1/p
4. Dosimetrische Größen und Gewebe- und Strahlenwichtungsfaktoren
Anlage VI
StrlschV
4.1 Messgrößen für äußere Strahlung
Messgrößen für äußere Strahlung sind
a) für die Personendosimetrie die Tiefen-Personendosis
Hp(10) und Oberflachen-Personendosis Hp(0,07). Die
Tiefen-Personendosis Hp(10) ist die Äquivalentdosis in 10
mm Tiefe im Körper an der Tragestelle des
Personendosimeters. Die Oberflachen-Personendosis
27
Teil 2: Strahlenschutzverordnung C. Grundsätze
Hp(0,07) ist die Äquivalentdosis in 0,07 mm Tiefe des
Körpers an der Tragestelle des Personendosimeters.
b) für die Ortsdosismetrie die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) und die Richtungs-Äquivalentdosis H'(0,07,
W).
Die
Umgebungs-Äquivalentdosis
H*(10)
am
interessierenden Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld ist
die Äquivalentdosis, die im zugehörigen ausgerichteten
und aufgeweiteten Strahlungsfeld in 10 mm Tiefe auf dem
der Einfallsrichtung der Strahlung entgegengesetzt
orientierten Radius der ICRU-Kugel erzeugt würde. Die
Richtungs-Äquivalentdosis
H'(0,07,
W)
am
interessierenden Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld ist
die Äquivalentdosis, die im zugehörigen ausgerichteten
und aufgeweiteten Strahlungsfeld in 0,07 mm Tiefe auf
einem in festgelegter Richtung W orientierten Radius der
ICRU-Kugel erzeugt würde. Dabei ist
-
ein aufgeweitetes Strahlungsfeld ein idealisiertes Strahlungsfeld, in dem die Teilchenflussdichte und die
Energie- und Richtungsverteilung der Strahlung an allen Punkten eines ausreichend großen Volumens die
gleichen Werte aufweisen wie das tatsächliche Strahlungsfeld am interessierenden Punkt,
-
ein aufgeweitetes und ausgerichtetes Feld ein idealisiertes Strahlungsfeld, das aufgeweitet und in dem die
Strahlung zusätzlich in eine Richtung ausgerichtet ist,
-
die ICRU-Kugel ein kugelförmiges Phantom von 30 cm Durchmesser aus ICRU-Weichteilgewebe
(gewebeäquivalentes Material der Dichte 1 g/cm³, Zusammensetzung: 76,2 % Sauerrstoff, 11,1 % Kohlenstoff,
10,1 % Wasserstoff, 2,6 % Stickstoff)
Die Einheit der Äquivalentdosis
(Einheitszeichen Sv).
ist
das
Sievert
4.2 Berechnung der Körperdosis
a) Organdosis
Die Organdosis HT,R ist das Produkt aus der über das
Gewebe oder Organ T gemittelten Energiedosis, der
Organ-Energiedosis DT,R, die durch die Strahlung R
erzeugt wird, und dem Strahlungswichtungsfaktor wR
nach Teil C Nummer 1:
HT,R = wR·DT,R
Besteht die Strahlung aus Arten und Energien mit
unterschiedlichen Werten von wR, so
werden die
einzelnen Beiträge addiert. Für die gesamte Organdosis
HT gilt dann:
28
Teil 2: Strahlenschutzverordnung C. Grundsätze
HT =
Sw ·D
R
T,R
R
Die Einheit der
(Einheitszeichen Sv).
Organdosis
ist
das
Sievert
Soweit in den §§ 36, 46, 47, 49, 54, 55 und 58 Werte oder
Grenzwerte für die Organdosis der Haut festgelegt sind,
beziehen sie sich auf die lokale Hautdosis. Die lokale
Hautdosis ist das Produkt der gemittelten Energiedosis der
Haut in 0,07 mm Gewebetiefe mit dem StrahlungsWichtungsfaktor nach Teil C. Die Mittelungsfläche
beträgt 1 cm², unabhängig von der exponierten
Hautfläche.
b) effektive Dosis
Die effektive Dosis E ist die Summe der Organdosen HT,
jeweils multipliziert mit dem zugehörigen GewebeWichtungsfaktor wT nach Teil C Nummer 2. Dabei ist
über alle in Teil C Nummer 2 aufgeführten Organe und
Gewebe zu summieren.
ET =
Sw ·H
T
T
T
=
S w · S w ·D
T
T
R
T,R
R
Die Einheit der effektiven Dosis ist das Sievert
(Einheitszeichen Sv). Bei der Ermittlung der effektiven
Dosis ist die Energiedosis der Haut in 0,07 mm
Gewebetiefe über die ganze Haut zu mitteln.
c) Strahlenexposition durch Inkorporation und
Submersion
Bei der Berechnung der Strahlenexposition durch
Inkorporation
oder
Submersion
sind
die
Dosiskoeffizienten des Bundensanzeigers (auch unter
www.bfs.de/bfs/recht/recht.html ... heranzuziehen, soweit
die zuständige Behörde nichts anderes festlegt.
d) Äußere Strahlenexposition ungeborener Kinder
Bei äußerer Strahlenexposition gilt die Organdosis der
Gebärmutter als Äquivalentdosis des ungeborenen Kindes.
29
Teil 2: Strahlenschutzverordnung C. Grundsätze
4.3 Werte des Strahlungswichtungsfaktors
a) StrahlungsWichtungsfaktor wR
Die Werte des Strahlungs-Wichtungsfaktor wR richten
sich nach Art und Qualität des äußeren Strahlungsfeldes
oder nach Art und Qualität der von einem inkorporierten
Radionuklid emittierten Strahlung.
Strahlungs-Wichtungsfaktor w R
Art und Energiebereich
Photonen, alle Energien
Elektronen und Myonen, alle Energien
Neutronen, Energie < 10 keV
10 keV bis 100 keV
> 100 keV bis 2 MeV
> 2 MeV bis 20 MeV
> 20 MeV
Protonen, außer Rückstoßprotonen,
Energie > 2 MeV
Alphateilchen, Spaltfragmente, schwere Kerne
1
1
5
10
20
10
5
5
20
Für die Berechnung von Organdosen und der effektiven
Dosis für Neutronenstrahlung wird die stetige Funktion
wR =
5 + 17 · exp{-[ln(2·En)]²/6}
benutzt, wobei En der Zahlenwert der Neutronenenergie in
MeV ist. Für die nicht in der Tabelle enthaltenen
Strahlungsarten und Energien kann wR dem mittleren
Qualitätsfaktor Q in einer Tiefe von 10 mm in einer
ICRU-Kugel gleichgesetzt werden.
b) Gewebe- Wichtungsfaktor wT
Gewebe oder Organe
Keimdrüsen
Knochenmark (rot)
Dickdarm
Lunge
Magen
Blase
Brust
Leber
Speiseröhre
Schilddrüse
Haut
Knochenoberfläche
andere Organe und Gewebe 1, 2
4.4 Berechnung der
effektiven Folgedosis
a) Berechnung der
Organfolgedosis
HT(t)
Gewebe-Wichtungsfaktor w T
0,20
0,12
0,12
0,12
0,12
0,05
0,05
0,05
0,05
0,05
0,01
0,01
0,05
Organ-Folgedosis
und
der
Die Organfolgedosis HT(t) ist das Zeitintegral der OrganDosisleistung im Gewebe oder Organ T,
Teil 2: Strahlenschutzverordnung C. Grundsätze
30
.
HT() = HT(t) dt
t0 + 
Einheit:
[HT()] = 1Sv
Sievert
t0
für eine Inkorporation zum Zeitpunkt t0 mit
.
HT(t)

b) Berechnung der
effektiven Folgedosis E()
Einheit:
[E()] = 1Sv
Sievert
mittlere Organ-Dosisleistung im Gewebe oder Organ T zum Zeitpunkt t
Zeitraum, angegeben in Jahren, über den die Integration erfolgt. Wird kein Wert für
 ist für Erwachsene der Zeitraum von 50 Jahren und für Kinder der Zeitraum vom
jeweiligen Alter bis zum Alter von 70 Jahren zu Grunde zu legen.
Die effektive Folgedosis E() ist die Summe der OrganFolgedosen HT(), jeweils multipliziert mit dem zugehörigen Gewebe-Wichtungsfaktor wT nach Teil C Nr. 2.
Dabei ist über alle in Teil C Nummer 2 aufgeführten
Organe und Gewebe zu summieren.
E() =
Sw ·H ()
T
T
R
Begriffe im
Strahlenschutz:
„Verstrahlt“,
„belastet“,
„strahlenexponiert“ ?
Emotion oder
Vernunft ?
Angst oder
Erkenntnis ?
Heilsam oder
schädlich ?
Die zwei Seiten
der ionisierenden
Strahlung.
Nur Wissen und
Verantwortung
schützt wirksam.
5. Begriffsbestimmungen (§3 StrlSchV)
Der Strahlenschutz erfordert zur Vorbeugung von
Mißverständnissen die einheitliche Anwendung von
wissenschaftlichen Fachbegriffen. So suggeriert z.B. das
Wort „verstrahlt“ in übertriebener Weise und unsachlicher
Weise eine Bedrohung des Lebens und wird daher
hauptsächlich zur Erzeugung von Emotionen wie Angst
missbraucht. Der Begriff „belastet“ wird dann verwendet,
wenn man die Schädlichkeit betonen will. Empfindet aber
ein Patient, der durch die Anwendung radioaktiver Stoffe
von einer lebensbedrohlichen Tumorerkrankung geheilt
wurde, dessen Schmerzen wirksam gelindert wurden oder
dessen Erkrankung frühzeitig diagnostiziert wurde, die
ionisierende Strahlung als Belastung oder Bedrohung?
Ein wirksamer Schutz vor den schädlichen Auswirkungen
ionisierender Strahlung beim Umgang mit Radionukliden
darf nicht von Angst und Panik bestimmt, sondern muss
vom Wissen über den sicheren Umgang, das aus
fundierten und anerkannten naturwissenschaftlichen Erkenntnissen resultiert, sowie von verantwortungsbewußten
Handeln geprägt sein. Daher werden im Anhang (Seite
78ff) eine Auswahl wichtiger Begriffe im Strahlenschutz
gemäß §3 StrlSchV zitiert und in diesem Sinne verwendet.
31
Teil 2: Strahlenschutzverordnung
D. Physikalische Strahlenschutzkontrolle
D. Physikalische Strahlenschutzkontrolle
Die physikalische Strahlenschutzkontrolle hat zum Ziel,
den Schutz von Personen in Strahlenschutzbereichen zu
gewährleisten.
Übersicht
über
die
Schutzvorschriften
physikalischen Strahlenschutzkontrolle
§
§
§
§
§
§36 StrSchV: Strahlenschutzbereiche
Definition nach
ODL
36
37
38
39
40
der
Strahlenschutzbereiche
Zutritt zu Strahlenschutzbereichen
Unterweisung
Messtechnische Überwachung in Strahlenschutzbereichen
Zu überwachende Personen
§ 41
§ 42
Ermittlung der Körperdosis
Aufzeichnungs- und Mitteilungspflicht
§ 43
§ 44
Schutzvorkehrungen
Kontamination und Dekontamination
§ 45
Beschäftigungsverbote und Beschäftigungsbeschränkungen
Überwachungsbereiche sind nicht zum Kontrollbereich gehörende betriebliche Bereiche,
in denen Personen im Kalenderjahr
eine effektive Dosis von mehr als 1 mSv oder
höhere Organdosen als 15 mSv für die Augenlinse oder
50 mSv für die Haut, die Hände, die Unterarme, die Füße und Knöchel
erhalten können,
Kontrollbereiche sind Bereiche,
in denen Personen im Kalenderjahr
eine effektive Dosis von mehr als 6 mSv oder
höhere Organdosen als 45 mSv für die Augenlinse oder
150 mSv für die Haut, die Hände, die Unterarme, die Füße und Knöchel
erhalten können,
Sperrbereiche sind Bereiche des Kontrollbereiches,
in denen die Ortsdosisleistung höher als 3 mSv·h-1 sein kann.
Personen darf der Zutritt
§37 StrSchV:
Zutritt zu Strahlenschutzbereichen
1. zu Überwachungsbereichen nur erlaubt werden, wenn
a) sie darin eine dem Betrieb dienende Aufgabe wahrnehmen,
b) ihr Aufenthalt in diesem Bereich als Patient, Proband oder helfende Person erforderlich ist,
c) bei Auszubildenden oder Studierenden dies zur Erreichung ihres Ausbildungszieles erforderlich ist oder
d) sie Besucher sind,
2. zu Kontrollbereichen nur erlaubt werden, wenn
a) sie zur Durchführung oder Aufrechterhaltung der darin vorgesehenen Betriebsvorgänge tätig werden müssen,
b) ihr Aufenthalt im diesem Bereich als Patient ....
c) bei Auszubildenden oder Studierenden dies zur Erreichung ihres Ausbildungszieles erforderlich ist,
3. zu Sperrbereichen nur erlaubt werden, wenn
a) sie zur Durchführung der im Sperrbereich ...
b) ihr Aufenthalt in diesem Bereich als Patient, Proband oder helfende Person ...
Teil 2: Strahlenschutzverordnung
D. Physikalische Strahlenschutzkontrolle
§39 StrlSchV:
Messtechnische
Überwachung von
Strahlenschutzberei
chen
32
In Strahlenschutzbereichen ist in dem für die Ermittlung der Strahlenexposition erforderlichen Umfang
jeweils einzeln oder in Kombination
1. die Ortsdosis oder die Ortsdosisleistung oder
2. die Konzentration radioaktiver Stoffe in der Luft oder
3. die Kontaminations des Arbeitsplatzes
zu messen.
§40 StrlSchV: Zu
überwachende
Personen
§41 StrlSchV: Ermittlung der
Köperdosis
§44 StrlSchV:
Kontamination und
Dekontamination
Kontaminationskontrolle

an Personen

an Sachen
Kontrollbereich:
nicht festhaftende
Oberflächenkontamination > 100 GW
An Personen, die sich im Kontrollbereich aufhalten, ist die Körperdosis zu ermitteln. Die Ermittlungsergebnisse müssen bis spätestens neun Monate nach Aufenthalt im Kontrollbereich vorliegen. Ist
beim Aufenthalt im Kontrollbereich sichergestellt, dass im Kalenderjahr eine effektive Dosis von
1 mSv oder höhere Organdosen als ein Zehntel der Organdosisgrenzwerte des § 55 Abs. 2 nicht
erreicht werden können, so kann die zuständige Behörde Ausnahmen von Satz 1 zulassen.
siehe Teil 6
Maßnahmen bei Überschreitung nuklidspezifischer Grenzwerte der Oberflächenkontamination unter Anwendung
der Summenformel
(1) Beim Vorhanden sein offener radioaktiver Stoffe …
ist in Strahlenschutzbereichen festzustellen, ob Kontaminationen durch diese Stoffe vorliegen. An Personen,
die den Kontrollbereich verlassen, in denen offene
radioaktive Stoffe vorhanden sind ist zu prüfen, ob diese
kontaminiert sind. Wird hierbei eine Kontamination
festgestellt, so sind unverzüglich Maßnahmen zu treffen,
die geeignet sind, weitere Strahlenexpositionen und eine
Weiterverbreitung radioaktiver Stoffe zu verhindern.
(2) Zur Verhinderung der Weiterverbreitung radioaktiver
Stoffe oder ihrer Aufnahme in den Körper sind
unverzüglich Maßnahmen zu treffen, wenn Grenzwerte
der nicht festhaftenden oder der festhaftenden
Oberflächenkontamination überschritten sind.
1. auf Verkehrsflächen, an Arbeitsplätzen oder an der
Kleidung in Kontrollbereichen festgestellt wird, dass die
nicht festhaftende Oberflächenkontamination das 100fache der Werte der Anlage III Tabelle 1 Spalte 4
überschreitet oder
Teil 2: Strahlenschutzverordnung
D. Physikalische Strahlenschutzkontrolle
33
Überwachungsbereich: nicht festhaftende Oberflächenkontamination
> 10 GW
2. auf Verkehrsflächen, an Arbeitsplätzen oder an der
Kleidung in Überwachungsbereichen festgestellt wird,
dass die nicht festhaftende Oberflächenkontamination das
zehnfache der Werte der Anlage III Tabelle 1 Spalte 4
überschreitet oder
ausserhalb Strahlenschutzbereich:
Oberflächenkontamination > 1 GW
außerhalb eines Strahlenschutzbereiches auf dem
Betriebsgelände die Oberflächenkontamination von
Bodenflächen, Gebäuden und beweglichen Gegenständen,
insbesondere Kleidung, die Werte der Anlage III Tabelle 1
Spalte 4 überschreitet.
Teil 4: Vermeidung von Kontamination und
Kontaminationskontrolle
G. Kontaminationskontrolle
40
Beim Umgang mit radioaktiven Stoffen kann in der Regel
nicht ausgeschlossen werden, dass Arbeitsoberflächen,
Geräte, Arbeitsmaterialien oder Personen unabsichtlich
und unbemerkt mit radioaktiven Stoffen verunreinigt, d.h.
kontaminiert
werden.
Durch
Berühren
dieser
kontaminierten Oberflächen mit den Händen, Kleidern
oder mit den Schuhen kann diese Kontamination
weiterverschleppt und damit im Kontrollbereich verbreitet
werden. Dadurch besteht für alle Personen, die Zutritt zu
Strahlenschutzbereichen haben, ein erheblich gestiegenes
zusätzliches Inkorporationsrisiko. Darüber hinaus kann
nicht ausgeschlossen werden, dass die Kontamination
auch aus dem Strahlenschutzbereich verschleppt wird.
Um dies zu verhindern, müssen mehrere Massnahmen
ineinander greifen:
 Vermeidung von Kontamination und Kontaminationsverschleppung
 Kontaminationskontrolle
1. Vermeidung von Kontamination
Vermeidung von Kontamination ist vorbeugender Schutz
vor Inkorporation. Durch folgende Regeln lassen sich
Kontaminationen
und
Inkorporationen
wirksam
vermeiden:
Planung
Bereits in der Planungsphase von Experimenten mit
radioaktiv markierten Stoffen soll die Vermeidung von
Kontaminationen berücksichtigt werden.
 Ausstattung
Dabei sind die sinnvolle Schutzausrüstung unter
Vermeidung überflüssiger Gegenstände einzuplanen,
die als kontaminierbare Oberflächen dienen können,
aber keine Funktion haben.
 Markierte Verbindungen
Es sind die chemischen und physikalischen
Eigenschaften der radioaktiven Stoffe in Bezug auf
Kontaminationsrisiko zu bewerten. Dabei sind Edukte,
Teil 4: Vermeidung von Kontamination und
Kontaminationskontrolle
Zwischenprodukte und Endprodukte
umfassend zu berücksichtigen.
41
möglichst
 Höhe der Aktivität
Die Versuche sind mit der niedrigst möglichen
Aktivität durchzuführen, mit der das Ziel des Versuchs
erreicht werden kann.
 Optimales Zeitmanagement
Die Versuche sind so zu planen, dass die Zeit für den
Umgang möglichst minimal ist.
1.2 Vorbereitung
 Vor Beginn des Umgangs mit radioaktiven Stoffen
sind alle benötigten Betrieb- und Hilfsmittel in
ausreichender Menge und Qualität zu beschaffen und
am Arbeitsplatz zur Verfügung zu halten. Die
Schutzvorrichtungen sind vor Beginn des Umgangs
mit
den
radioaktiven
Stoffen
auf
ihre
Funktionstüchtigkeit zu prüfen.
 Es ist sicher zu stellen, dass die/der Strahlenschutzbeauftragte umfassend informiert ist. Ihren/
seinen Anweisungen ist stets Folge zu leisten.
 Vor Beginn des Umgangs ist eine Unterweisung im
Strahlenschutz nach §39 StrlSchV durchzuführen.
 Der ermächtigte Arzt/die ermächtigte Ärztin hat keine
Bedenken gegen den Umgang mit radioaktiven
Stoffen.
 Die benötigten Strahlungsmessgeräte oder die
Ausstattung zur Entnahme von Wischtests sind
vorzuhalten. Die Strahlenschutzgeräte sind auf ihre
Funktionstüchtigkeit zu überprüfen.
Teil 4: Vermeidung von Kontamination und
Kontaminationskontrolle
42
1.3 Während des Umgangs mit radioaktiven Stoffen
 Sämtliche Arbeiten sind unter Einhaltung der Strahlenschutzgrundsätze durchzuführen. (Rechfertigung, Dosisbegrenzung, Vermeidung unnötiger Strahlenexposition und Dosisreduzierung)
 Radioaktive Stoffe sind nur so lange und in solchen
Mengen am Arbeitsplatz zu lagern, wie sie zur
Erreichung des Ziels unbedingt notwendig sind.
Nicht
an
der
falschen
Stelle
sparen !
 Lösungen von radioaktiven Stoffen dürfen nicht mit
dem Mund pipettiert werden.
 Beim Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen sind
immer geeignete Einmal-Schutzhandschuhe zu verwenden und rechtzeitig zu wechseln. Der Wechsel der
Handschuhe ist immer dann vorzunehmen, wenn eine
Kontamination nicht sicher ausgeschlossen werden
kann.
 Der Laborschutzmantel, die Laborschutzbrille und die
Laborschutzschuhe sind zu benutzen. Bei Arbeiten im
Kontrollbereich (ZRN) sind Mantel und Brille in einem
Spind in der Schleuse zum Kontrollbereich zu lagern.
Die Schuhe sind im Schleusenbereich abzustellen.
 Arbeiten Sie bitte konzentriert und überlegt.
 Experimente, bei denen nicht sicher ausgeschlossen
werden kann, dass radioaktive Stoffe in die Luft
freigesetzt werden, sind immer in Digestorien
durchzuführen.
 Als Arbeitsunterlagen sind entsprechende Schalen zu
verwenden, die das gesamte Volumen der
gehandhabten Flüssigkeit aufnehmen können.
 Die verwendeten Unterlagen sind mit entsprechend
saugfähigem Material, z.B. Zellstoff auszulegen.
Teil 4: Vermeidung von Kontamination und
Kontaminationskontrolle
 In Strahlenschutzbereichen ist es untersagt,
- zu Essen,
- zu Trinken,
- sich zu schminken,
- zu Rauchen,
- Kaugummi oder Kautabak zu gebrauchen.
43
 Die Aufenthaltsdauer ist auf das notwendige Maß
beschränkt.
 Unverzügliche Kontaminationsmessung während des
Umgangs, falls eine Kontamination nicht sicher
auszuschließen ist.
1.4 Nach dem Umgang mit radioaktiven Stoffen
 Lagerung der nicht verbrauchten radioaktiv markierten
Stoffe in den dafür vorgesehenen Räumen unter
Anleitung der/des Strahlenschutzbeauftragten.
 Trennung, Konditionierung,
Deklarierung
Entsorgung der radioaktiven Reststoffe.
und
 Trennung der nicht radioaktiven Reststoffe von
radioaktiven.
 Einleitung der leicht kontaminerten radioaktiven
Abwässer über die Abwasserabklinganlage. Abwasserrechtliche Auflagen der Universität sind zu
beachten.
 Durchführung der arbeitstäglichen Kontaminationskontrolle.
1.5 Vor dem Verlassen des Kontrollbereichs
 Bitte waschen Sie die Hände.
 Abtreten der Schuhe auf der Klebefolie vor dem
Hand-Fuß-Kleider-Monitor.
 Kontaminationsmessung am Hand-Fuß-Kleidermonitor
 Messung der Kleidung.
Teil 4: Vermeidung von Kontamination und
Kontaminationskontrolle
44
 Ausschleusung von Gegenständen, die wiederverwendet werden sollen erst nach Messung, Bewertung
(ohne Befund) am Kleidermonitor oder ersatzweise mit
einem Kontaminationsmonitor.
 Dokumentation der Messergebnisse oder falls positiver
Befund, Benachrichtigung der/des zuständigen Strahlenschutzbeauftragten.
 Lagerung des Laborschutzmantels, der Schutzbrille
und der Laborschuhe in der Schleuse.
2. Kontaminationskontrolle
Die Kontaminationskontrolle hat zum Ziel,
 nachzuweisen, dass keine Kontamination erfolgt ist
und
 eine aufgetretene Kontamination zu erkennen.
Falls letzteres der Fall ist, sollen geeignete Maßnahmen
zur Beseitigung der Kontamination getroffen (z.B. Dekontamination, Sicherung der kontaminierten Stelle) und eine
Verschleppung der Kontamination verhindert werden. Für
die Bewertung, ob Maßnahmen erforderlich sind, sind die
Werte der festhaftenden oder
nicht festhaftenden
Oberflächenkontamination zu bestimmen und mit den
nuklid- und strahlenschutzbereichspezifischen Grenzwerten nach Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) zu bewerten.
Es ist §44 StrlSchV anzuwenden. Dieser regelt die
Kontaminationskontrolle
 an Personen (einschließlich Kleidung)
 an Arbeitsflächen, Böden, Gegenständen und
Geräten in und außerhalb Strahlenschutzbereichen
 arbeitstäglich und regelmäßig
Die
Umsetzung
erfolgt
beim
Zentralen
Radionuklidlaboratorium der NWF IV wie folgt.
Teil 4: Vermeidung von Kontamination und
Kontaminationskontrolle
Kalibrierfaktoren
beim HFK-Monitor im ZRN
45
kF
Nuklid
Sr-90
Bezugsdatum
31.01.2005
AF/Bq/cm²
1,89
M
ab
Am-241
31.01.2005
2,024
ab
Erkennungsgrenze nach DIN 25 482 Teil 1
/Bq·(cm²·ips)-1
Detektor
Hand, innen, links
0,0127
Hand, aussen, links
0,012
Hand, innen, rechts
0,0127
Hand, aussen, rechts
0,0118
Fuß, links
0,0209
Fuß, rechts
0,0201
Kleidersonde
0,0189
Hand, innen, links
0,0548
Hand, aussen, links
0,0394
Hand, innen, rechts
0,0576
Hand, aussen, rechts
0,0374
Fuß, links
0,163
Fuß, rechts
0,0676
Kleidersonde
0,0681
R0/ips
10,77
10,23
9,226
9,592
23,25
21,45
3,533
0,105
0,048
0,062
0,053
0,233
0,150
0,020
tM/s
10
10
10
10
10
10
10
10
10
10
10
10
10
10
NWG
/Bq/cm²
0,05
0,05
0,05
0,05
0,13
0,12
0,04
0,02
0,01
0,02
0,01
0,10
0,03
0,01
Anlage II
Sp.4
1
0,1
Teil 3: Inkorporation und Inkorporationskontrolle
34
E. Grundlagen und Begriffe
Beim Umgang mit radioaktiven Stoffen kann in der Regel
nicht ausgeschlossen werden, dass radioaktive Stoffe
inkorporiert
werden.
Zusätzlich
zur
äußeren
Strahlenexposition ist für die gesamte Strahlenexposition
des Menschen, d.h. auch die innere Strahlenexposition
durch inkorporierte Radionuklide zu berücksichtigen. Die
konsequente Umsetzung der Schutzvorschriften der
Strahlenschutzverordnung soll das Ausmaß der
Inkorporation auf ein unvermeidbares Minimum
begrenzen. Die Ziele der Inkorporationskontrolle sind,
 den experimentellen Nachweis- zu erbringen, dass
auch die Werte der effektiven Dosis und der Organbzw. Gewebedosis durch innere Strahlenexposition
unterhalb der Grenzwerte sind,
 nachzuweisen, dass die angewendeten Schutzmaßnahmen in der Lage sind, die Inkorporation von
Radionukliden wirksam und nachhaltig zu minimieren
und
 tatsächliche vorkommende Inkorporationen zu
erkennen,
 die daraus resultierende Dosis zu ermitteln und
 die notwendigen Daten für eine Optimierung des
Schutzes vor Inkorporationen zu liefern.
Erfordernis einer
Inkorporationskontrolle, wenn
zu besorgen ist:
E > 0,5 mSv/Jahr
DO> 1/10 DOGW
Bei einem konstanten und zeitlich nicht eingrenzbarem
Inkorporationsrisiko ist eine regelmäßige Inkorporationskontrolle durchzuführen, wenn zu besorgen ist, dass
durch den Umgang einer Person mit offenen radioaktiven
Stoffen die jährliche effektive Dosis E (als Summe aus
äußerer und innerer Strahlenexposition) von 0,5 mSv oder
1/10 der jährlichen Grenzwerte der Organ- bzw.
Gewebedosen DOGW überschritten werden.
Für die praktische Umsetzung gilt der folgende
strahlenschutzrechtliche Rahmen.
 Ermittlung der Körperdosis (§ 41 StrlSchV)
 Richtlinie „Physikalische Strahlenschutzkontrolle
zur Ermittlung der Körperdosen“
 Richtlinie „Anforderungen an Inkorporationsmessstellen (abgekürzt: RAI)“
 Richtlinie „Ermittlung der Körperdosen bei innerer
Strahlenexposition“
 Empfehlungen der ICRP (biokinetische Daten)
Teil 3: Inkorporation und Inkorporationskontrolle
35
F. Richtlinie „Physikalische Strahlenschutzkontrolle“
1. Verfahren der Inkorporationskontrolle
Für die Inkorporationskontrolle kommen allein oder in
Kombination folgende Verfahren in Betracht.
a) Messung der Raumluftaktivität am Arbeitsplatz,
b) Messung der Aktivitäten der Radionuklide im Körper
einer überwachten Person oder
c) Messung der Aktivitäten der Radionuklide in den
Ausscheidungen einer überwachten Peron
Die Methode a) wird hauptsächlich zur Überwachung
beim Ungang mit Aktinoiden (Uran, Plutonium) in der
Brennelementefertigung oder bei sehr kurzlebigen Radionukliden in der Nuklearmedizin angewendet.
Die Methode b) eignet sich als Ganzkörpermessung gut
für bestimmte -Strahler wie z.B. 60Co, 137Cs oder als
Teilkörpermessung z.B. als Schilddrüsenzähler für 131I
oder mit Einschränkungen für 125I.
Die Methode c) wird angewendet, falls reine -, - oder
ec-Strahler wie z.B. 3H, 14C, 32P, 33P, 35S oder 125I
gehandhabt werden. Entsprechend des unterschiedlichen
biokinetischen Verhaltens werden die Aktivitäten der
einzelnen Radionuklide in Tagesausscheidungsmengen
von Urin oder Faeces untersucht, die über einen
Sammelzeitraum von 24 Stunden gesammelt werden.
Welche Messmethoden für bestimmte Radionuklide
geeignet sind, ist in Teil 6 beschrieben.
2. Feststellung der
rationskontrolle
Erfordernis
der
Inkorpo-
2.1 regelmäßige Überwachung
Für Personen, die direkt mit radioaktiven Stoffen
umgehen, ist die folgende Berechungsgrundlage
anzuwenden:
Teil 3: Inkorporation und Inkorporationskontrolle
a) Konstantes
zeitlich
Inkorporationsrisiko
nicht
36
eingrenzbares
Es ist ein Anteil a anzunehmen: a ist der Anteil an der
gehandhabten Aktivität, der beim Umgang unbemerkt
inkorporiert wird. Es sind folgende Werte für a
empfohlen.
Tabelle:
Werte
des Anteils a der
unbemerkt inkorporierbaren Aktvität
Radionuklid(e)
3
H, 14C
123 125 131
I, I, I, …
a
Bemerkung
0,1 Schätzwert
0,001 Markierung von chemischen
Verbindungen mit radioaktivem Jod
geringes bis mittleres
Freisetzungsriskio
1·10-4 ohne besondere Schutzmaßnahmen
1·10-5 unter Abzügen
1·10-6 in Handschuhbox
hohes
Freisetzungsriskio
1·10-3 ohne besondere Schutzmaßnahmen
1·10-4 unter Abzügen
1·10-5 in Handschuhbox
b) Maximal inkorporierbare jährliche Aktivität des
Nuklids k
Der Wert der im Kalenderjahr maximal (zeitlich nicht
eingrenzbaren) inkorporierbaren Aktivität Au,k des
Nuklids k wird berechnet nach:
Au,k = a·N·Ak
Dabei sind:
N: Anzahl der Tage im Kalenderjahr an dem mit der
mittleren arbeitstäglich gehandhabten Aktivität Ak des
Nuklids k tatsächlich umgegangen wird.
Ak: mittlere arbeitstäglich gehandhabte Aktivität des
Nuklids k.
c) Effektive Dosis und Organ- bzw. Gewebedosis für
das kritische Organ bzw. Gewebe
Daraus wird die Dosis für den Zufuhrpfad bei nicht
genau bekannter Stoffklasse mit der Stoffklasse mit
den maximal möglichen Dosiskoeffizienten berechnet.
Teil 3: Inkorporation und Inkorporationskontrolle
37
Effektive Dosis Ek bei Inkorporation der Aktivität Au,k
des Radionuklids k:
Ek = E,max,eff,k·Au,k
Organ bzw. Gewebedosis DO,k bei Inkorporation der
Aktivität Au,k des Radionuklids k:
DO,k = O,max,O,k·Au,k
Die Dosiskoefizienten bei innerer beruflicher Strahlenexposition sind http://www.bfs.de/bfs/recht/teil3.pdf
entnommen. Es wird konservativ die effektive Dosis
und die Organ bzw. Gewebedosis des kritischen
Organs bzw. Gewebes berechnet.
d) Dosisanteile an den Dosisgrenzwerten
Die Anteile k der Dosen des Radionuklids k an den
Dosisgrenzwerten der effektiven Dosis (GWEk) und
der Dosis für das kritische Organ bzw. Gewebe
(GWDO,k)sind:
(Ek) =
Ek
GWEk
(DO,k)=
DO,k
GWDO,k
effektiv
kritisches Organ bzw. Gewebe
1/40 des Grenzwerts der effektiven Dosis GWEk oder
der Organ- bzw. Gewebedosis GWDO,k darf nicht
überschritten werden.
Das sind die in der folgenden Tabelle aufgelisteten
Werte:
0,025·GWE k =
0,5 mSv/Jahr
5 mSv/Jahr
0,1 ·GWD O,k =
für rotes Knochenmark, Gebärmutter und Keindrüsen
15 mSv/Jahr für sonstige Organe und Gewebe
30 mSv/Jahr für Knochenoberfläche undSchilddrüse
50 mSv/Jahr für die Haut, die Hände, die Unterarme, die Füße,
die Knöchel
Teil 3: Inkorporation und Inkorporationskontrolle
e) Dosisanteile an den
Radionuklidgemischen
Dosisgrenzwerten
38
bei
Der gesamte Bewertungsfaktor  zur Feststellung der
Erfordernis für den Umgang mit einem Gemisch aus
Radionukliden k = 1, ..., n wird berechnet nach:
n
=
S
max[(Ek); (DO,k)]
k=1
f) Bewertung
 ≤ 1,
regelmäßige Inkorporationskontrolle ist nicht erforderlich.
 > 1,
regelmäßige Inkorporationskontrolle ist erforderlich.
2.2 Inkorporationskontrolle aus besonderem Anlass
Eine Überwachung
durchzuführen
aus
besonderem
Anlass
ist
 bei außergewöhnlichen Ereignissen, z.B.
- Aktivitätsfreisetzungen
- kontaminierte Wunden
 wenn bei einem zeitlich begrenzten Umgang zwar eine
regelmäßige Überwachung entfällt, jedoch eine
Inkorporation zu besorgen ist, mit  > 1.
2.3 Besonderer Schutz des ungeborenen Kindes
Die Inkorporationskontrolle ist daraufhin anzulegen, dass
der Schutz des ungeborenen Kindes gewährleistet ist. Der
Dosisgrenzwert von der Meldung der Schwangerschaft bis
zur Geburt des Kindes beträgt 1 mSv.
Teil 3: Inkorporation und Inkorporationskontrolle
39
3. Durchführung der Inkorporationskontrolle
Bei der regelmäßigen Inkorporationskontrolle wird in
regelmäßigen Überwachungsintervallen die Aktivität
ermittelt. Daraus wird der Wert der Aktivitätszufuhr Zk für
das Radionuklid k ermittelt. Weiter wird daraus die
effektive Dosis und die Dosis für das kritische Organ zw.
Gewebe abgeschätzt.
3.1 Berechnung der Aktivitätszufuhr
Achtung:
Zur
Berechnung der
Nachweisgrenze:
Zufuhr wird am
Anfang
des
Überwachungsintervals
angenommen.
Das primäre Messergebnis eines Überwachungsverfahrens
ist der Wert der mit Urin oder Faeces täglich
ausgeschiedenen Aktivität xK. Daraus errechnet sich die
Aktivitätszufuhr ZK. Nach dem Standardverfahren wird
angenommen, dass die Zufuhr einmalig zum
Zufuhrzeitpunkt
tZ
und
in
der
Mitte
des
Überwachungsintervalls dt erfolgt. Es ist:
Zk =
Xk
Rkj(½dt)
bzw.
Zk =
Xk
Ukj(½dt)
mit
Rkj: Retentionsfunktion für das Leitnuklid k beim
Zufuhrpfad j.
Ukj: Ausscheidungsrate für das Leitnuklid k beim
Zufuhrpfad j.
Effektive Dosis Ek bei Inkorporation der Aktivität Zk des
Radionuklids k:
Ek = E,max,eff,k·Z,k
Organ bzw. Gewebedosis DZ,k bei Inkorporation der
Aktivität Au,k des Radionuklids k:
DO,k = O,max,O,k·Z,k
Teil 4: Vermeidung von Kontamination und
Kontaminationskontrolle
46
H. Freigabe (siehe auch Teil 5)
Gering kontaminiertes
Material
darf unter bestimmten Vor-aussetzungen
behandelt werden, als
sei
es
nicht
radioaktiv.
„Der Inhaber einer Genehmigung nach §§ 6, 7, oder 9 des
AtG, eines Planfeststellungsbeschlusses nach § 9b AtG
oder einer Genehmigung nach §§ 7 oder 11 Abs. 2 dieser
Verordnung darf radioaktive Stoffe sowie bewegliche
Gegenstände, Gebäude, Bodenflächen, Anlagen oder
Anlagenteile, die aktiviert oder kontaminiert sind und die
aus Tätigkeiten nach § 2 Abs. 1 Nr. 1 a), c) oder d)
stammen, als nicht radioaktive Stoffe nur verwenden,
verwerten, beseitigen, innehaben oder an einen Dritten
weitergeben, wenn die zuständige Behörde die Freigabe
nach Absatz 2 erteilt hat und nach Absatz 3 die
Übereinstimmung mit den im Freigabebescheid
festgelegten Anforderungen festgestellt ist. Die Regelung
des § 44 Abs. 3 bleibt unberührt.“
Es
sind
nuklidspezifische
low-level-Messungen
erforderlich. Die Summenformel ist anzuwenden.
I.
Schutz von der Einzelperson der Bevölkerung,
und der Umwelt, Boden, Wasser, Luft
§48 StrlSchV: Emissions- und Immissionskontrolle
Es ist dafür zu sorgen, dass Ableitungen aus Anlagen oder
Einrichtungen überwacht und nach Art und Aktivität
spezifiziert der zuständigen Behörde mindestens jährlich
mitgeteilt werden.
Konsequenz: Radionuklidanalysen des Abwassers der
Isotopenabklinganlage und der Abluftfilteranlage.
Teil 5: Radioaktive Abfälle: Vermeidung, Behandlung, Deklaration und 47
Entsorgung
J. Radioaktive Abfälle
Bei der Anwendung radioaktiv markierter Verbindungen
in der Forschung entstehen in der Regel verschiedene
Arten von Stoffen, die nicht weiter verwendet werden
können und deshalb einer geordnet und schadlos zu
entsorgen sind. Übersteigt die spezifische Aktivität oder
die Oberflächenkontamination die entsprechenden nuklidund entsorgungsspezifischen Grenzwerte nach Anlage III
Tabelle 1 Spalte 5 bis 10a oder Spalte 4 der StrlSchV und
sollen diese Stoffe auch nicht in anderen
Strahlenschutzbereichen
unter
Einhaltung
der
Strahlenschutzgrundsätze weiter verwendet werden, so
sind diese Stoffe radioaktive Abfälle geordnet und
schadlos zu entsorgen.
Abschnitt 9 der Strahlenschutzverordnung gibt den
verbindlichen Rahmen dafür vor. Es sind betriebliche
Regelungen zur Umsetzung folgender Paragraphen
verbindlich zu beachten:








Planung für Anfall und Verbleib (§72 StrlSchV)
Erfassung (§73 StrlSchV)
Behandlung und Verpackung (§74 StrlSchV)
Pflichten bei der Abgabe radioaktiver Abfälle (§75
StrlSchV)
Ablieferung (§76 StrlSchV)
Ausnahmen von der Ablieferungspflicht (§77
StrlSchV)
Zwischenlagerung (§78 StrlSchV)
Umgehungsverbot (§79 StrlSchV)
Die in diesen Paragraphen umzusetzenden Auflagen
betreffen nur zum Teil Personen, die mit offenen
radioaktiven Stoffen umgehen. Einige dieser Auflagen
werden von der zentralen Sammelstelle für radioaktive
Stoffe der Universität Regensburg (ZSR) übernommen.
Diese Stelle ist die Ansprechpartnerin für alle Fragen der
Entsorgung. Im Folgenden werden ausschließlich die
Auflagen behandelt, die die Personen betreffen, die im
ZRN mit radioaktiven Stoffen umgehen.
Teil 5: Radioaktive Abfälle: Vermeidung, Behandlung, Deklaration und 48
Entsorgung
Radioaktive Abfälle sind entsprechend den Vorgaben der
Zentralen Sammelstelle für radioaktive Stoffe der Universität Regensburg zu sammeln und zu deklarieren. Für
die Deklaration ist die Person verantwortlich, die den
Umgang mit radioaktiven Stoffen durchführt.
K. Vermeidung von radioaktiven Abfällen
Die Vermeidung unnötiger Strahlenexposition und die
Dosisreduzierung (§6 StrlSchV) hat in der Strahlenschutzverordnung den Rang eines
Strahlenschutzgrundsatzes. Die Realisierung dieses Grundsatzes umfasst
auch alle Stoffströme, die beim Einsatz von radioaktiv
markierten Verbindungen entstehen. Daher ist es erforderlich, Planungen zur Vermeidung von radioaktiven
Abfällen durchzuführen und umzusetzen. Um im
Einzelfall richtig zu handeln, ist es unabdingbar, die
entstehenden Stoffe nach der Verwendung von radioaktiv
markierten Verbindungen nach ihrem Verbleib und
Aktivitätsinventar zu analysieren und entsprechende
Entscheidungen zu treffen. Auf der folgenden Seite ist
dieser Entscheidungs- und Handlungsbaum für Stoffe in
Strahlenschutzbereichen abgebildet.
L. Planung für Anfall und Verbleib (§72 StrlSchV)
Entscheidung I:
Verbleib oder
Herausbringen
von Stoffen
Als erstes muss entschieden werden, ob der betreffende
Stoff, der Gegenstand, das Gerät, die Vorrichtung usw.
nach dem Umgang mit radioaktiven Stoffen im
Strahlenschutzbereich verbleiben oder aus dem
Strahlenschutzbereich gebracht werden soll. Je nachdem
wie diese Entscheidung ausfällt, ergibt sich das weitere
Vorgehen nach dem Schema links (Verbleib) oder rechts
(Herausbringen). Beim Verbleib sind die entsprechenden
Kontaminationskontrollen nach §44 StrlSchV mit
geeigneten Messmethoden durchzuführen (siehe Teil 6).
Muss man bewegliche Gegenstände, Stoffe, Materialien,
Geräte, Vorrichtungen und Kleidung aus Strahlenschutzbereichen herausbringen, so ist als nächstes zu
entscheiden, ob erwartet werden kann, dass diese Stoffe
kontaminationsfrei sind oder ob nicht auszuschließen ist,
Teil 5: Radioaktive Abfälle: Vermeidung, Behandlung, Deklaration und 49
Entsorgung
Entscheidung II:
Kontamination ist
ausgeschlossen
oder
Kontamination
liegt vor.
Entscheidung III:
Verwendungszweck:
Entsorgung oder
Weiterverwendung
Abgabe radioaktiver Stoffe an
fremde Strahlenschutzbereiche:
§69StrlSchV
Erfüllt der zu entsorgende Stoff die
Voraussetzungen
für eine Freigabe ?
Zuständig:
URA
dass diese Stoffe kontaminiert sind. Kann Kontaminationsfreiheit angenommen werden, so ist weiter zu
prüfen, welchem Zweck das Herausbringen dient. Ist der
Zweck des Herausbringens die erneute Handhabung,
Nutzung oder sonstige Verwendung mit dem Ziel einer
Wiederverwendung oder Reparatur, so muss eine
Kontaminationskontrolle nach §44 Abs. 3 StrlSchV
erfolgen.
Ist der Zweck des Herausbringens die Entsorgung oder die
Abgabe radioaktiver Stoffe oder kann eine Kontamination
nicht sicher ausgeschlossen werden, so wird eine weitere
Entscheidung notwendig. Soll ein radioaktiver Stoff, z.B.
eine markierte synthetisierte Verbindung an fremde
Strahlenschutzbereiche abgegeben werden, so ist §69
StrlSchV anzuwenden. Dieser Paragraph enthält Auflagen
 über die Anforderungen an die Personen, an die
radioaktive Stoffe abgegeben werden dürfen (Umgangsgenehmigung ist Voraussetzung),
 über die Anforderungen an die Dichtheit der
Umhüllung, für die die abgebende Person sorgen muss,
 über die einzuhaltenden Transportvorschriften einschließlich die Anforderungen
- an die die Stoffe transportierende Person,
- an die für eine bestimmten Beförderungsart vorgeschriebene Verpackung,
- an die Unversehrtheit der Verpackung bei Weiterbeförderung
 über den sicheren Empfang nur durch berechtigte
Personen und den Schutz gegen Abhandenkommen,
Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter.
Soll der herauszubringende radioaktive Stoff entsorgt
werden, so ist weiter zu entscheiden, ob dies als
radioaktiver Abfall geschehen muss oder ob der
radioaktive Stoff einschließlich beweglicher Gegenstände,
auch Gebäude, Bodenflächen, Anlagen oder Anlagenteile, die aktiviert oder kontaminiert sind, als nicht
radioaktiver Stoff verwendet, verwertet, beseitigt, innegehabt oder an Dritte weitergegeben werden darf. Soll
eine solche Freigabe durch die zuständige Behörde erteilt
Teil 5: Radioaktive Abfälle: Vermeidung, Behandlung, Deklaration und 50
Entsorgung
werden, so ist vorher durch Messung bzw. Analyse fest zu
stellen, ob die Voraussetzungen für die Freigabe erfüllt ist,
d.h. ob die spezifische Aktivität und die Oberflächenkontamination, falls eine definierte Oberfläche vorhanden ist,
aller in Frage kommenden Radionuklide unter den entsprechenden Grenzwerten liegt. Für die Durchführung
dieser Analysen ist die universitäre Radioaktivitätsmessstelle zuständig.
Stoffe
in Strahlenschutzbereichen
Verbleib in Strahlenschutzbereichen
I
Verbringung aus Strahlenschutzbereichen
II
Kontrollbereich
betrieblicher Überwachungsbereich
§ 44(2) 1. StrlSchV
100·Anl III Tab1 Sp 4
§ 44(2) 2. StrlSchV
10·Anl III Tab1 Sp 4
Verkehrsflächen
Arbeitsflächen
Kleidung
Turnus:
1x pro Monat
arbeitstäglich
Dokumentation
wtL_1 bzw. _2
wt_ab1 bzw. _2
wt_ab1 bzw. _2
E:
M:
wt:
durch
Gu
nn*)
Methode
WT + LSC
WT+a-counter
WT+b-counter
SSB
Treml
zuständiger SSB
Nuklide
H, C, P,33P,35S,125I
U, Th, Pu, Am, Cm
14
C, 32P,33P,35S
3
14
radioaktiv
Abfall
Was ?
Messgröße: nicht festhaftende Oberflächenkontamination Onf
in Bq/cm²
nicht radioaktiv
III
§ 44 StrlSchV
Abschnitt 9
Was ?
Kleidung
Bodenflächen
Gebäude
bewegliche Gegenstände
ZSR
§ 29 StrlSchV
§ 69 StrlSchV
1/10 <GW< 1
< 1/10 GW
Genehmigung
genehmigungsfrei
> 1·GW
Abfall
Wiederverwendung
§ 44(2) 3. StrlSchV
Anl III Tab1 Sp 4
§ 44(3) StrlSchV
Anl III Tab1 Sp 4 und 5
Abgabe
Messgröße: Oberflächenkontamination O
in Bq/cm²
m < 3 kg
a = O·F/m
m > 3 kg
Messgröße: spezischische Aktivität a in Bq/g
32
Einzelnuklid
Nuklidgemisch (M ixture)
Wischtest
L:
LSC-Messung
ab-counting
ab
GW Grenzwerte nach Anl III Tab1 Sp 4 und 5 oder 10a StrlSchV
Dokumentation
HFK_ab1
KM_ab
d_L_1 bzw. 2
d_g_1 bzw. 2
manage_p
Methode
K- Monitor
Kontamat LB 1210
LSC(direkt)
g-Spektrometrie
a,b,g-Spekt.
Nuklide
a+b-Strahler ausser
55
H, Fe, 241Pu (E)
a+b-Strahler
g-Strahler
a,b,g-Strahler
3
HFK
Hand-Fuß-Kleidermonitor
KM
Kontaminationsmonitor
1) Routineauswertung
2) Spezialauswertung
M. Erfassung radioaktiver Abfälle (§73 StrlSchV)
Im praktischen Umgang mit radioaktiven Stoffen kommt
der richtigen zeitnahen und vollständigen Erfassung und
Deklarierung von Abfällen eine immer wieder
unterschätzte Bedeutung im Strahlenschutz und beim
Umgang mit begrenzten Ressourcen zu. Im Zentralen
Radionuklidlaboratorium der NWF IV der Universität
Regensburg nimmt die Person, der gestattet ist mit
radioaktiven Stoffen umzugehen, sowohl die vollständige
Sammlung, Konditionierung, Deklarierung als auch die
Entsorgung ausschließlich über die Zentrale Sammelstelle
Teil 5: Radioaktive Abfälle: Vermeidung, Behandlung, Deklaration und 51
Entsorgung
für radioaktive Abfälle (ZSR) vor. Dabei sind die von der
ZSR vorgegebenen Sammelbehältnisse zu verwenden.
Aktuelle Auskunft finden Sie unter
www.uni-regensburg.de/ Einrichtungen/ Verwaltung/ref_v5/ Uniintern/ZSRBehaelterwegweiserIIa.pdf.
Allgemein gilt:
1.
Sammelraum direkt nach Entstehung
Im Zentralen Radionuklidlaboratorium der NWFIV ist der
Raum CHE 32.01.39 als Abfalllagerraum für radioaktive
Abfälle ausgewiesen. Dieser Raum dient als Sammelraum
für die im ZRN anfallenden radioaktiven Abfälle.
Mindestens halbjährlich werden vom Erzeuger der
radioaktiven Abfälle diese in Absprache mit der Zentralen
Sammelstelle für radioaktive Abfälle (ZSR) der
Universität Regensburg in die Räume der Sammelstelle
verbracht. Die Auflagen der ZSR und der Strahlenschutzanweisung des ZRN sind einzuhalten.
2. Behältnisse und Kontaminationskontrolle
Für die Behältnisse und die Kontaminationsfreiheit von
Sammelbehältern für radioaktive Abfälle gilt:
- Ausschließlich von der ZSR ausgegebene Behälter
werden angenommen.
- Die Behälter müssen dicht verschlossen und aussen
kontaminationsfrei sein (Kontaminationskontrolle).
- Für die Kontaminationsfreiheit der Aussenseiten ist der
Strahlenschutzbeauftragte des abgebenden Bereiches
verantwortlich.
- Fragen beantwortet Herr Dr. Posnter (3897) oder Herr
Hirsch (4002).
3. Deklaration von radioaktiven Abfälle
Die Deklaration gibt Auskunft über den Inhalt der
Abfallgebinde und ist für jedes Abfallgebinde einzeln
durchzuführen. Die Abfalldeklarierung erfolgt auf Etiketten, die bei der ZSR erhältlich sind. Folgende
Informationen müssen angegeben sein:
Teil 5: Radioaktive Abfälle: Vermeidung, Behandlung, Deklaration und 52
Entsorgung
Angaben zur
Deklaration
a) Radionuklid(e)
b) Abgabedatum
c) Aktivitäten der Radionuklide am Abgabedatum in der
Einheit MBq (möglichst genau)
d) Herkunft des Abfalls (Lehrstuhl, Raumnummer)
e) Art des Abfalls (ist anzukreuzen)
Abfälle mit langund kurzlebigen
Radionukliden getrennt sammeln
 flüssig
 wässrig
 brennbar
 fest
 organisch
 nicht brennbar
Für die Art der zu verwendenden Verpackungsbehälter ist
die Halbwertzeit des/der im Abfall gesammelten
Radionuklide von erheblicher Bedeutung. Radionuklide
mit einer Halbwertszeit t1/2 von > 100 Tage, z.B. 3H, 14C
gelten als langlebige, solche mit t1/2 < 100 Tage, z.B. 32P,
33
P, 35S, 125I als kurzlebige Radionuklide.
Wird deklariert, dass kurzlebige Radionuklide im
Abfallgebinde sind, dann ist sicher zu stellen, dass keine
langlebigen Radionuklide untergemischt wurden.
Die Deklarierung, Verpackung und Entsorgung in die
ZSR ist vom Erzeuger der radioaktiven Abfälle
verantwortlich durchzuführen. Es gelten
die
Strahlenschutzgrundsätze.
Die Deklaration hat
 Umfassend (alle benötigten Angaben sind zu leisten)
 Richtig und
 verantwortlich zu erfolgen.
Der Erzeuger haftet für alle Schäden, die aus falscher
Deklaration oder fehlerhafter und unterbliebener
Kontaminationskontrolle entstehen.
66
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
P. Kontaminationskontrolle und LSC
1. Aufgabenstellung
Dieser Versuch soll einen Einblick in die Methode der Flüssigszintillationsspektrometrie (LSC) geben und die Möglichkeiten zeigen, wie man
effizient die Aktivität von markierten Verbindungen bestimmen und diese
Bestimmungen bei der Kontaminationskontrolle anwenden kann.
Die Ziele dieses Versuchs sind,
 wichtige Einfußfaktoren, z.B. Blindwert, Hochspannung, Energie, ROI, auf
das Ergebnis der LSC-Messung zu erkennen und diese bei der Auswertung
zu berücksichtigen,
 den physikalischen Wirkungsgrad für eine Standardlösung mit
ermitteln,
3
H zu
 Unterschiede zum Spektrum des 14C erkennen,
 den Blindwert zu messen und mit den berechneten Parametern die
Nachweisgrenze zu ermitteln,
 einen Wischtest anhand einer Modellkontamination mit KCl durchzuführen
und
 die nicht festhaftende Oberflächenkontamination
Nachweisgrenze mittels LSC-Messung zu bestimmen,
einschließlich
der
 den Abriebfaktor abzuschätzen und
 die Ergebnisse zu bewerten.
2. Fragen (Übungen)
2.1
Leiten Sie eine Gleichung her, mit der Sie den physikalischen Wirkungsgrad berechnen können.
2.2
Welche Einflussfaktoren wirken sich auf den Wert des physikalischen
Wirkungsgrades aus und in welchem Ausmaß?
2.3
Begriffe
2.3.1 Wie ist „Aktivität“ definiert (Einheit)?
2.3.2 Wie ist „Aktivitätskonzentration“ definiert (Einheit)?
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
67
2.3.3 Wie ist „spezifische Aktivität“ definiert (Einheit)?
2.3.4 Wie ist „Oberflächenkontamination“ definiert (Einheit)?
2.3.5 Was versteht man unter Halbwertszeit t1/2?
2.3.6 Ein Radionuklid hat zum Zeitpunkt t0 = 0 die Aktivität A = 100 Bq
welche Aktivität hat es bei t´ = 3·t1/2?
2.3.7 Wie lautet das Zeitgesetz des radioaktiven Zerfalls ?
2.5
Häufig vorkommende Umrechnungen
2.5.1 Was bedeutet cpm bzw. ipm? Rechnen Sie um in cps bzw. ips.
2.5.2 Rechnen Sie um:
- 1 µCi in Bq
- 1 Bq in dpm (decays per minute)
Leiten Sie eine Gleichung her, mit der Sie die Nachweisgrenze bei der
LSC-Messung bestimmen können.
3. Hinweise zur Dokumentation (Protokoll)
Die richtige und vollständige Dokumentation der durchgeführten Versuchsteile,
der Meßergebnisse, Auswertungen, Rohdaten, Zwischenergebnisse usw. in
Form eines Protokolls ist die wesentliche Voraussetzung für die Bestätigung der
erfolgreichen Teilnahme.
4. Arbeitsprogramm (Übersicht)
Das Arbeitprogramm besteht aus
a) Einweisung in das LSC-Messgerät „Triathler“.
b) Messung der Aktivitätsstandards 3H und 14C.
c) Messung der Blindprobe „Blank“ und Vergleich mit dem Sollwert.
d) Variation der Hochspannung am Photomultiplier (PMT) mit dem 3HStandard.
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
68
e) Bestimmung des physikalischen Wirkungsgrads für den Aktivitätsstandard 3H und Vergleich mit dem Sollwert.
f) Präparation der Blindprobe „Wischtest“ und Messung des Blindwerts.
g) Präparation und Messung der Kalibierprobe 40KCl (0,7-1 g KCl).
h) Wischtest mit einer simulierten Kontamination (40KCl), Präparation
der LSC-Messprobe und Messung mit dem LSC.
i) Auswertung:
Bestimmung
der
nicht
festhaftenden
Oberflächenkontamination, der Nachweisgrenze, Abschätzung des
Abriebfaktors, Bewertung der Ergebnisse in Bezug auf die
Kontaminationskontrolle.
Hinweise:
Bitte vermeiden Sie, dass radioaktive Stoffe versehentlich dorthin gelangen, wo
sie nicht sein sollen.
-
Handeln Sie überlegt und konzentriert.
-
Wechseln Sie Einweghandschuhe rechtzeitig.
-
Achten Sie auf Dichtheit der Messpräparate.
-
Vermeiden Sie beim Ausfluss am Dosierer für den Szintillationscocktail den
Kontakt mit dem Probengefäß.
- Verwenden Sie Pipettenspitzen, die in Kontakt mit radioaktiven Lösungen
waren nicht weiter.
- Verschließen Sie die Meßgefäße dicht und schütteln Sie anschließend gut.
- Das Füllvolumen im Probengefäß darf 20 mL nicht wesentlich überschreiten.
- Wiegen Sie das KCl sorgfältig ein.
- Runden Sie sinnvoll.
- Vergessen Sie nicht den Blindwert R0 zu subtrahieren.
- Fragen Sie bei Unsicherheiten unverzüglich Ihre/n Betreuer/in.
69
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
5. Das Messgerät: TRIATHLERTM (MULTILABEL TESTER; LSC)
Hinweis: Die Einstellungen und Messungen werden selbständig durchgeführt.
Bitte achten Sie besonders darauf, dass die zu messenden Präparate dicht,
unbeschädigt und kontaminationsfrei sind. Kann dies nicht zweifelsfrei
sichergestellt werden, so darf das entsprechende Präparat unter keinen
Umständen gemessen werden. Bitte sprechen Sie sich innerhalb Ihrer Gruppe
ab, um die begrenzte Messkapazität optimal zu nutzen.
5.1
Qualitätssicherung: Messungen von Standardproben bei der Standardeinstellung der Hochspannung (858 V).
5.2
Messen Sie das -Spektrum den 3H- und des 14C-Standardstrahler und den
Blank (Nulleffekt).
Standardstrahler
3
H
Blank
A/dpm
194800
0
Bezugsdatum
1.6.2003
Entfällt
ROI
30-120
30-120
Messzeit /s
60
60
Hinweis: Jeder Teilnehmer misst den 3H-Standard und den „Blank“.
5.3
Auswertungen
 Vergleichen Sie die Spektren von 3H und 14C.
Welche(n) Unterschied(e) sehen Sie?
Worauf ist/sind er/sie zurück zu führen?
 Berechnen Sie die nulleffektsbereinigte Nettozählrate R in cpm und
tragen Sie den Wert in die ausliegende Graphik (Bereich des
Referenzwerts) ein. Bewerten Sie das Ergebnis (Vergleich mit dem
Referenzwert).
 Tragen Sie den Wert der Nulleffektszählrate (blank) in die
ausliegende Graphik (Bereich des Erwartungswertes) ein.
Bewerten Sie dass Ergebnis im Hinblick auf den Erwartungswert
bzw. den Referenzwert.
 Berechnen sie den physikalischen Wirkungsgrad für den 3HStandard und vergleichen Sie den berechneten Wert mit
Referenzwert.
5.4
Bewertung: Beurteilen Sie die Funktionstüchtigkeit des Messgeräts.
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
6.
Bestimmung der nicht festhaftenden Oberflächenkontamination O
6.1
Herstellung und Messung der Blindwertprobe „Wischtest“
70
Als Blindwertprobe „Wischtest“ wird eine Probe vorbereitet, die kein
Kontaminationsnuklid (hier: 40K) enthält, also im Sinne des zu
erwartenden Messeffekts „blind“ ist.
 Ein unbenutzter Papierfilter wird in ein Messgefäß (LSC-Vial)
überführt.
 Es werden 20 mL des Szintillationscocktails QSA zugegeben.
 Die Probe wird als Blindwertprobe „Wischtest“ mit (BW-WT) auf dem
Deckel beschriftet.
 Die Blindwertprobe „Wischtest“ wird bei einer PMT Spannung von
858 V gemessen. Die Messzeit beträgt 1000 s. Es wird ein
Auswertungsbereich (ROI: Region of Interest) von 30-1000 eingestellt.
6.2
Herstellung und Messung eines Kalibrierpräparats 40K
 Für das Kalibrierpräparat werden ca. 0,7-1 g KCl entnommen und in
ein LSC-Probengefäß möglichst genau eingewogen. Die Menge ist mit
der Analysenwaage genau zu ermitteln und zu dokumentieren. Die
Aktivität des 40K ist das Präparat zu berechnen.
 Danach wird ein unbenutzter Papierfilter zugegeben.
 Es werden 20 mL des Szintillationscocktails QSA zugegeben.
 Die Probe wird als Kalibrierprobe „Wischtest“ mit (KA-WT-KCl-2g)
auf dem Deckel beschriftet.
 Das Kalibierpräparat wird bei einer PMT Spannung von 858 V
gemessen. Die Messzeit beträgt bis 1000 s. Es wird ein
Auswertungsbereich (ROI: Region of Interest) von 30-1000 eingestellt.
6.3
Auswertung: Physikalischer Wirkungsgrad des 40K
Die Halbwertszeit des 40K beträgt ca. 1,28·109 Jahre. 40K ist ein -, ecund -Strahler mit folgende charakteristischen Strahlungsenergien E(i)
und Emissionswahrscheinlichkeiten Y(i) für die Übergänge i:
Übergang i
Y(i)/(Bq·s)-1
E(i)/keV

0,893
585 (mittlere Energie)
1300 (Maximale Energie)
ec
< 0,006
2,88 - 3,19







40
1 g KCl entspricht 15,86 Bq K
71
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
Tabelle 1: Bestimmung des physikalischen Wirkungsgrads für 40K.
Probe
Name
(Abkürzung)
BW-WT
m(KCl)
/g
Messzeit
tM/s
R`, R0 (190-1000)
/cpm
R/cpm
Ohne KCl
KA-WT-KCl-2g
A[m(KCl)]/Bq
Y(i)/(Bq·s)-1
phys/Ips·Bq-1
6.4
Wischtest mit einer simulierten Kontamination (KCl)
Auf vorgezeichneten Testflächen wurde eine bekannte Aktivität an 40K in
der Verbindung KCl
a) als Feststoff
b) als wässerige Lösung
auf einer quadratischen Fläche von ca. 10 cm  10 cm aufgebracht. Diese
dient als Testkontamination.
 Auf einer Testfläche wird mit sanften, gleichmäßigen Druck mit einem
leicht angefeuchteten Papierfilter die Oberfläche auf der Fläche von ca.
100 cm² gleichmäßig bestrichen. Der so beaufschlagte Papierfilter wird
zusammengerollt und in ein LSC-Messgefäß so überführt, dass eine
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
72
Verschleppung der Kontamination vermieden wird. Es werden 20 mL
des Szintillationscocktails QSA zugegeben.
 Die Probe wird als Messprobe „Wischtest“ mit WT-KCl-f (fest) bzw.
WT-KCl-l (flüssig) auf dem Deckel beschriftet.
 Die Probe wird bei einer PMT Spannung von 858 V gemessen. Die
Messzeit beträgt bis 1000 s. Es wird ein Auswertungsbereich (ROI:
Region of Interest) von 30-1000 eingestellt.
6.5
Auswertung der Kontaminationskontrolle
Tabelle 2: Bestimmung der abwischbaren Oberflächenkontamination O, der
Nachweisgrenze NWG(O) für O und des Abriebfaktors  für 40K.
Probe
Messzeit
tM/s
R`, R0
(190-1000)
/cpm
R/cpm
A/Bq
O
NWG(O)
/Bq/cm² /Bq/cm²
BW-WT
WT-KCl-f
WT-KCl-l
Y(i)
/(Bq·s)-1
phys
/Ips·Bq-1
Die Gesamtaktivität der Kontamination wird Ihnen vom Betreuer mitgeteilt:
A (fest):
Bq 40K
A(flüssig):
Bq 40K
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
73
Berechnen Sie den Abriebfaktor 
nicht festhaftende Oberflächenkontamination O
=
gesamte Oberflächenkontamination OGes
Ergebnis:
(fest) ≈
(flüssig) ≈
6.6
Bewertung
6.6.1 Vergleich NWG(O) mit GW(O)
Bewerten Sie die Eignung des Messverfahrens zur Erfüllung des
Messzwecks, d.h. vergleichen Sie die Nachweisgrenzen NWG(O) mit den
Grenzwerten der Oberflächenkontamination GW(O) für Flächen
außerhalb von Strahlenschutzbereichen. Entnehmen sie bitte die
entsprechenden Werte aus Spalte 4 Anl. III Tabelle 1,
Strahlenschutzverordnung 2001. (Achtung Irrtum vorbehalten).
Wenn
NWG(O) < GW(O), dann ist das Messverfahren ausreichend empfindlich
NWG(O) > GW(O), dann ist das Messverfahren nicht ausreichend empfindlich
und erfüllt den Messzweck nicht
74
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
Auszug aus Anl. III Tabelle 1, Strahlenschutzverordnung 2001. (Achtung Irrtum
vorbehalten).
Freigabe
1
2
3
Oberflächenkontamination
.
.
in
Bq/cm2
4
5
6
7
8
9
10
11
H-3
1 E+9
1 E+6
1 E+2
1 E+3
6 E+1
3
1 E+3
1 E+3
1 E+3
4 E+3
12,3 a
C-14
C-14
Monoxid
1 E+7
1 E+4
1 E+2
8 E+1
1 E+1
4 E-2
1 E+3
2 E+3
8 E+1
6 E+3
5,7E+3 a
1 E+9
1 E+1
5,7E+3 a
1 E+9
1 E+1
5,7E+3 a
P-32
P-33
1 E+5
1 E+8
1 E+3
1 E+5
1 E+2
1 E+2
2 E+1
2 E+2
2 E+1
2 E+2
2 E-2
8 E-2
1 E+2
1 E+3
1 E+3
4 E+4
2 E+1
2 E+2
4 E+5
6 E+5
14,3 d
25,3 d
S-35
S-35
organisch
1 E+8
1 E+5
1 E+2
6 E+1
1 E+3
1 E-2
1 E+3
2 E+2
6 E+2
2 E+5
87,5 d
1 E+8
1 E+5
S-35 Gas
K-40*)
I-125
1 E+9
1 E+6
1 E+6
1 E+6
1 E+2
1 E+3
Nuklid
Freigrenze
Aktivität
Bq
C-14
Dioxid
spezifische
in Aktivität in
Bq/g
uneingeschränkte Freigabe von
festen Stoffen,
Flüssigkeiten
mit Ausn. von
Sp.6
.
in Bq/g
Bauschutt,
Bodenaushub
von mehr als
1000 t/a
in Bq/g
Bodenflächen in
Bq/cm2
Freigabe von
festen Stoffen,
Gebäuden zur Flüssigkeiten zur
Wieder-, Wei- Beseitigung mit
terverwendung Ausn. von Sp.6
in Bq/cm2
in Bq/g
Halbwertszeit
Metallschrott
Gebäuden
zur
Rezyklierung zum Abriss in
in Bq/g
Bq/cm2
12
87,5 d
1 E+1
1 E+1
3
8,E-01
3
*) sind als natürlich vorkommende Radionuklide nicht beschränkt.
9 E-2
9 E-2
1 E+1
1 E+1
6 E+0
1 E+2
3
2 E+1
1 E+4
87,5 d
59,4 d
59,4 d
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
75
Q. Zerfallsarten und Wechselwirkung mit Materie
Diese Versuche sollen Ihnen eine Vorstellung über die Wechselwirkung
ionisierender Strahlung mit Materie vermitteln und Sie befähigen zu
entscheiden, unter welchen Bedingungen sie eine Abschirmung benötigen und
welche Abschirmung am besten geeignet ist.
Arbeitsmaterialien:
Als Abschirmungsmaterialien stehen zur Verfügung:
- ein Blatt Papier
- eine 0,5 cm dicke Aluminiumplatte
- mehrere 5 cm dicker Blei-Ziegel
Als Strahlungsquellen stehen zur Verfügung:
- ein Flächenkalibrierpräparat mit 241Am mit ca. 2 Bq/cm² enthält.
- ein Flächenkalibrierpräparat mit 90Sr (90Y) mit ca. 2 Bq/cm² enthält.
- ein Stein, der Pechblende mit Uran und Zerfallsprodukten (Radionuklidgemisch) und Aktivität enthält.
Als Kernstrahlungsmessgeräte stehen zur Verfügung:
- Kontaminationsmonitor LB 1210 C (zählende Messung für - und Strahlung)
- Ortsdosisleistungsmessgerät LB 123 (zählende Messung für -Strahlung)
Durchführung:
a) Beurteilen Sie ohne Abschirmung die verschiedenen Messgeräte in Bezug auf
ihre Eignung, die jeweilige Strahlenart(en) zu detektieren.
b) Abschirmwirkung verschiedener Materialien bei -Strhalung
Es werden die Abschirmmaterialien vor die Strahlungsquelle fixiert und in der
folgenden Tabelle die Ergebnisse dokumentiert.
Mit den Kalibrierstrahlern 90Sr(90Y) und 241Am wird der Kontaminationsmonitor LB 1210 C kalibriert. Die Zeitkonstante beträgt =1 s.
c) Funktionstüchtigkeitsprüfung am Kontaminationsmonitor
Führen Sie die Funktionstüchtigkeitsprüfung am Kontaminationsmonitor durch
und dokumentieren Sie diese.
d) Berechnen Sie die physikalischen Wirkungsgrade phys und die
Kalibrierfaktoren phys für
1) Die -Strahlung des 241Am
2) Die -Strahlung des 90Sr(90Y)
e) Bewerten sie die Eignung verschiedener Materialien zur Abschirmung.
Tragen Sie die Ergebnisse in folgender Tabelle ein.
76
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
Tabelle: zu 1. Ergebnisse zu Zerfallsarten und Wechselwirkung mit Materie
Messgerät
Probe
Radionuklid
Kalibrierstrahler Sr

90
Y

90
Kalibrierstrahler
241
Am
()
A /Bq
O
/Bq·cm-2
200
2
R´
Ips
200
2
R0
R
phys =
Ips
Ips
Ips/Bq 90Sr
phys =
Bq 90Sr/Ips
phys =
Bq·cm-2·Ips
200
2
Kontaminationsmonitor
R´
R0
R
phys =
phys =
phys =
Stein
viele
Bewertungen:

?
?
R´
R0
R
phys =
ODL-Sonde
ODL =
Ips
ODL =
Ips
0 Ips
0 Ips/Bq
Bq/Ips
Bq·cm-2·Ips
Ips
Ips
Ips
Abstand ODL
1m
0,1 m
Kontakt
Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen
R.
77
Sicherer Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen
Im Rahmen dieses Teil erfolgt die Begehung eines Kontrollbereichs, in dem mit
offenen und umschlossenen radioaktiven Stoffen umgegangen werden darf. Die
Begehung erfolgt in Begleitung einer fachkundigen Person.
1. Sicheres Arbeiten mit radioaktiven Stoffen
- Zutritt zum Kontrollbereich
 Zutrittsmessung am HFK
 Dokumentation im KB-Zutrittsbuch
 Schutzbekleidung
- Umgang mit radioaktiven Stoffen.
 Versuchsaufbau zur Minimierung der Strahlenexposition
1. Abstand
2. Abschirmung
3. Arbeitszeit minimieren
Bei hochenergetischen -Strahlern mit hoher
Aktivitätskonzentration:
Achtung: Sehr hohe Dosisleistung an der Haut bei
Kontamination.
Sofort Handschuhe wechseln !
 Durchführung einschließlich begleitender Messungen
 Arbeitstägliche Kontaminationskontrolle
- Direkte Messung
- Wischtest
 Abfallkonditionierung
 Abfalldeklarierung
 Ordnungsgemäßer Zustand des Arbeitsplatzes herstellen
- Verlassen des Kontrollbereichs
 Reinigung der Hände
 Messung am HFK-Monitor
 Ablegen der Dosismeter
 Dokumentation der Messergebnisse
2. Übungen
- Berechnung der Erfordernis der Inkorporationskontrolle
- Optimale Messmethoden
-counting
-Spektrometrie
LSC (-Strahler, ec-Strahler)
- Auswertung und Dokumentation
- Bewertung
82
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
S. Neutronen
1. Erzeugung
2. Neutronenenergie
Neutronen entstehen
 bei Kernumwandlungen
 thermonuklearen Reaktionen
 Kernspaltung (spontan, neutroneninduziert)
 Beschuss von Materie mit sehr energierreichen
Deuteronen
Nach der kinetischen Energie unterscheidet man zwischen
schnellen,
epithermischen
(mittelschnellen)
und
thermischen (langsamen Elektronen). Die folgenden
angegebenen Bereichsgrenzen stellen Richtwerte dar:
Bereich
Tabelle:
Einteilung
der Neutronen nach
ihrer Energie (nach
Eugen
Sauter,
Grundlagen
des
Strahlenschutzes)
Energiebereich Mittlere Energie
Thermische
0 – 0,1 eV
(langsame) Neutronen
0,025 eV
epithermische (mittel- 0,1 eV – 0,1 MeV 1 eV
schnelle) Neutronen
schnelle Neutronen 0,1 – 10 MeV 0,1 MeV
ultraschnelle (rela> 10 MeV
14 MeV
tivistische) Neutronen
vn/km/s
2,2
13,8
4370
51750
Ein Neutron mit der Energie E (in eV) hat die
Geschwindigkeit N
v = 1,383·104 E1/2 (in m/s)
Diese Gleichung gilt für den Bereich 0 < E < 10 MeV.
Thermische
Neutronen:
Ew = 0,025 eV
Em = 0,038 eV
Thermische Neutronen
stehen im thermischen
Gleichgewicht mit den Atomen und Molekülen in ihrer
Umgebung. Die Geschwindigkeitsverteilung dieser
Neutoren entspricht einer Maxwell-Verteilung. Bei 20°C
ist der wahrscheinlichste Wert der Neutronenenergie Ew =
0,025 eV
der mittlere Wert Em = 0,038 eV. Die
Energieverteilung entspricht etwa der in folgender
Abbildung dargestellten Kurve.
83
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Energieverteilung thermischer Neutronen
0,4
0,3
dN/dE
Abbildung: Anzahl
der Neutronen dN je
Energieintervall mit
den Grenzen E und E
+ dE in Abhängigkeit
von der Neutronenenergie E bei thermischen Gleichgewicht.
0,2
0,1
0
Neutronenenergie
Ew
1
rel. Häufigkeit der Spaltneutronen
Abbildung: Relative
Häufigkeit der Neutronen bei der Kernspaltung von 235U in
Abhängigkeit von der
Neutronenenergie E
bei
thermischen
Gleichgewicht.
0,1
0,01
0,001
0
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
En / MeV
3.
Wechselwirkung
mit Materie
Elastische
Streuung
3.1 Streuung
Beim Zusammenstoß eines Neutrons mit einem Atomkern
ändert das Neutron seine Bewegungsrichtung. Es wird
gestreut. Es ist zu unterscheiden zwischen elastischer und
unelastischer Streuung. Für schnelle Neutronen sind die
Streuquerschnitte aller Elemente klein und im allgemeinen
nicht sehr unterschiedlich. Sie werden bei der Streuung
durch leichte und schwere Elemente in nahezu gleicher
Weise beeinflußt.
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
84
Bei der elastischen Streuung bleibt die Gesamtenergie und
der Gesamtimpuls der Stoßpartner erhalten. Der Atomkern
wird nicht angeregt. Neutronen bis zu Energien von ca.
0,15 MeV zeigen nach der elastischen Streuung eine
isotrope Winkelverteilung. Für Neutronen größerer
Energie ist die Streuung nicht isotrop.
Der Bruchteil der Energie, die das Neutron auf den
Atomkern überträgt ist maximal
=
4Ar
(Ar + 1)²
Ar ist die relative Atommasse.
Der Energieverlust des Neutrons ist umso größer je
kleiner die relative Atommasse des gestoßenen Atomkerns
ist. Für
1
(Ar = 1) wird  = 1.
U (Ar = 238) wird  = 0,016.
1H
238
Moderatoren
Dieser Vorgang der Energieabgabe eines Neutrons an
Atomkerne in elastischen Stößen heißt Moderation. Zur
Moderation werden Stoffe mit kleiner relativer
Atommasse und kleinen Wirkungsquerschnitten für
Kernreaktionen verwendet (Moderatoren).
Beispiele: H2O, D2O, Graphit, Beryllium.
Die Wegstrecke, die ein thermisches Neutron in einem
Moderator zwischen zwei aufeinanderfolgenden Stößen
im Mittel zurücklegt heißt mittlere freie Weglänge.
Mittlere
freie
Weglänge
für
Neutronen
der
Energien 0,025 eV
Moderator
Mittlere freie
Weglänge in cm
Unelastische
Streuung
Wenn die Energie eines Neutrons ausreichend groß ist,
wird nach seinem Eindringen in einem Atomkern wieder
ein Neutron emittiert und ein angeregter Kern bleibt
zurück. Dies nennt man unelastische Streuung eines
Neutrons. Bei dieser Art der Streuung ist die Summe der
kinetischen Energien der beiden Stoßpartner vor und nach
H2O
0,29
D2O
2,23
Graphit
2,60
Beryllium
1,16
85
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
dem Stoß verschieden. Unelastische Streuung kann nur
stattfinden, wenn die auf einen Atomkern übertragene
Energie
größer
oder
gleich
der
niedrigsten
Anregungsenergie des Targetkerns ist.
In der folgenden Abbildung sind die unteren Niveaus der
Anregungsenergie für 12C und 56Fe schematisch
dargestellt. Bei leichten Kernen liegen die Niveaus relativ
hoch, bei schweren relativ niedrig. Die in Kernreaktoren
auftretenden Neutronenenergien sind relativ niedrig, so
dass unelastische Streuung vorzugsweise an schweren
Atomkerne (U, Fe) auftritt. Die so angeregten Atomkerne
geben ihre Energien sofort als sekundäre -Strahlung in
Form eines Linienspektrums wieder ab. Die Energie des
Neutrons, das den Atomkern nach dem Stoß verläßt, ist
um die Anregungsenergie kleiner als die Energie des in
den Atomkern eingedrungenen Neutrons.
Abbildung: Untere
Anregungsniveaus
von leichten und
schweren
Atomkernen
Energie
9,64 MeV
7,66 MeV
4,43 MeV
2,658 MeV
2,085 MeV
0,847 MeV
Leichte Kerne
12
C
Grundstand
Schwere Kerne
56
Fe
Für die Strahlenschutz von Bedeutung ist die elastische
und die unelastische Streuung. Schnelle Neutronen (E >
0,1 MeV) führen wegen ihrer größeren Energie bei einer
Einwirkung auf den menschlichen Körper zu viel
schwereren Schäden als thermische Neutronen. Schnelle
Neutronen müssen daher zuerst moderiert, d.h.
abgebremst werden. Hierzu sind Strahlenschutzabschirmungen von Vorteil, deren Material aus Atomen
mit kleinen relativen Massen (Parafin, Wasser) besteht.
Diese streuen die Neutronen elastisch. Die bei
unelastischer Streuung indizierte Strahlung wird
vermieden. Allerdings ist der Wirkungsquerschnitt für
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
86
elastische Streuung von Neutronen hoher Energie
verhältnismäßig klein. Die durch den Einfang und durch
unelastische Streuung von Neutronen entstehende Strahlung heißt sekundäre -Strahlung.
Abbildung:
Materieller Massenschwächungskoeffizient für - und
Neutronenstrahlung
in Abhängigkeit von
der Strahlenenergie
Der materielle Schwächungskoeffizient setzt sich für
Neutronen setzt sich additiv aus den verschiedenen
Anteilen der Wechselwirkung mit der Materie zusammen.
 Elastische Streuung
 Unelastische Streuung
 Kernumwandlungen, z.B. (n,)-, (n,)-, (n,p)-Reaktionen
In der folgenden Abbildung ist als Beispiel der materielle
Schwächungskoeffizient für Neutronen gegen die Energie
in Luft dargestellt.
0
log µ/r in cm²/g
Materieller
Schwächungskoef
fizient für Neutronen
-1
-2
-3
10
Albedofaktor für
Neutronen
-1
0
10
Strahlenenergie in MeV
10
1
Unter dem Albedofaktor für Neutronen (kurz: NeutronenAlbedo) versteht man das Verhältnis der Neutronenströme
der von einem Reflektor zurückgestreuten Neutronen und
den in den Reflektor eintretenden Neutronen. Die Albedo
eines Stoffes ist abhängig von
 der Geometrie
 der Ausdehnung
 der Dicke der reflektierenden Schicht und
 der Energie der Neutronen
abhängig.
Für thermische Neutronen und eine unbegrenzte, ebene
Grenzschicht der Dicke b ist die Albedo
Beispiel:
b
1 - 2D · coth L
L
 = 
2D
b
1+
· coth
L
L
87
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
b: Dicke des Reflektors
L: Diffusionslänge in cm
D: Diffusionskoefizient in cm
Tabelle: Diffusionskenngrößen für verschiedene Stoffe
Tabelle: Beispiele
für -Werte
In folgender Tabelle sind die Difusionskenngrößen
verschiedener Moderatoren angegeben.
Material
Dichte in g/cm³
D in cm
L in cm
H20 (rein)
ca. 1,0
0,143
2,70
D20 (rein)
ca. 1,0
0,83
148
C (Graphit)
1,6
0,86
50
Be (Beryllium)
1,78
0,49
22,1
Parafin (DH2)
0,9
0,132
2,42
Dicke der
Schicht in cm
2
5
10
50
100

H20
0,54
0,80
0,805
0,805
0,805
D20
C
0,49
0,72
0,94
0,96
0,49
0,72
0,92
0,93
Be
Parafin
0,67
0,82
0,92
0,92
0,80
0,802
0,802
0,802
3.2 Kernreaktionen durch Neutronen
Kernreaktionen
durch Neutronen
Bei den durch Strahlenwirkung bedingten Umwandlungen
von Atomkernen (Kernreaktionen) entstehen meist
Radionuklide. Man nennt dies induzierte Aktivität.
Besonders
Neutronenstrahlung
kann
solche
Kernrekationen erzeugen.
Von besonderer Bedeutung sind
 n,p
 n,
 n,
Reaktionen.
Der Wirkungsquerschnitt für eine Wechselwirkung
zwischen Neutronen und Materie nimmt im allgemeinen
mit zunehmender Neutronenenergie ab. Für n,p- und n,Reaktionen, die jeweils nur ab einer bestimmten
Schwellenenergie (Schwellenenergie) der Neutronen
ablaufen, ist er wesentlich kleiner als für (n,)-Reaktionen
durch thermische Neutronen. Die Reaktionsenergie für
eine bestimmte Kernreaktion ist die Differenz der Summe
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
88
der kinetischen Energien und Photonenenergien der
gebildeten Teilchen und der Summe der kinetischen
Energien und Photoneneenergien der reagierenden
Teilchen.
Abbildung: Anzahl
der Protonen gegen
die
Anzahl
der
Neutronen
zur
Verdeutlichung von
durch
Neutronen
induzierte
Kernreaktionen
n,-Reaktionen
Bor: Abschirmung
thermischer
Neutronen
Durch den Stoß eines Atomkerns mit Neutronen werden
alpha-Teilchen emittiert. Wichtige Beispiele:
Eine für den Strahlenschutz wichtige Kernreaktion ist der
Neutroneneinfang durch Bor.
10
B
5
(n,)
7
Li
3
Die relative Häufigkeit von 10B in natürlichem Bor beträgt
19,6%; die restlichen 80,4% bestehen aus 11B. Der
Wirkungquerschnitt für diese Reaktion ist bei thermischen
Neutronen ausserordentlich groß:
n, = 4·10-25 m² = 4000 barn.
Obwohl das 10B nur knapp 20% ausmacht, ist natürliches
Bor ein wirksames Material für die Abschirmung
thermischer Neutronen. Für diese Kernreaktion
charakteristisch ist, dass nur eine mäßig harte -Strahlung
(E = 0,478 MeV) entsteht.
89
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Weitere
Beispiele:
27
13 Al
(n,) 24
Na
11
Strukturmaterialien aus Aluminium im Reaktorkern
23
11 Na
(n,) 209 F
Schnelle natriumgekühlte Reaktoren
6
3 Li
3
(n,) 1 H
Wirkungsquerschnitt bei thermischen Neutronen 9,45·10-26 m² (945
barn); in der natürlichen Isotopenzusammensetzung enthält Lithium
7,42% 6Li und
92,58% 7Li.
n,-Reaktionen
Der Neutroneneinfang ist mit einer starken Anregung des
Atomkerns verbunden. Die vom Atomkern aufgenommene Energie (Summe aus Bindungsenergie und kinetische Energie des Neutrons) wird größtenteils sofort in
Form von -Strahlung wieder abgegeben. Diese wird Einfang--Strahlung genannt. Einige technisch wichtige wichtige n,-Reaktionen sind in folgender Tabelle zusammen
gefasst:
Kernreaktion
Tabelle: Wichtige
n,-Reaktionen
B (n,) 115 B
10
5
23
11 Na
0,5
(n,)11 Na
100
0,56
(n,)27
Mg
12
11,17
0,05
100
0,21
4,31
11
(n,) 56
Mn 100
25
11
27
Al
13
(n,)
50
Cr
24
(n,) 51
Cr
24
55
25 Mn
Wirkungsquerschnitt
10-28 m² (barn)
19,61
24
26
12 Mg
natürliche Häufigkeit
Ausgangsnuklid /%
28Al
13
58
Fe
26
(n,) 59
Fe
26
0,33
0,9
59
Co
27
(n,) 60
Co
27
100
36
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
90
In der Regel ist ein Atomkern, dessen Massenzahl sich
durch Neutroneneinfang um 1 erhöht hat, wegen des
bestehenden Neutronenüberschusses nicht mehr stabil,
sondern radioaktiv. Strukturmaterialien und Apparateteile
eines Reaktors, die dem Neutronenfluss ausgesetzt waren,
sind daher meist stark aktiviert und können beim Ausbau
zu einer großen Strahlenexposition führen. Es ist daher
notwendig die Aktivität abzuschätzen, bevor irgendwelche
Teile von mit Neutronen aktivierten Materialien entnommen werden.
Näherungsweise
Berechnung der
Aktivierung
N0 Atome eines Nuklids werden einem Neutronenfeld mit
einer Flußdichte  ausgesetzt. Die Anzahl der nach der
Expositionszeit t radioaktiv gewordenen Atome wird mit
N, die Zerfallskonstante mit  bezeichnet. Bei einem
Wirkungsquerschnitt  für die Aktivierung durch eine n,Reaktion ist im Zeitpunkt t die Änderung der Anzahl
radioaktiver Atome
dN
= N0·· – ·N;
dt
Aktivierungsgleichung
das ergibt
N=
N0··
· (1  e·t)

Diese Gleichung ist eine gute Näherungslösung für nicht
zu große Werte von ·t. Für große Werte von ·t kann N0
nicht mehr als konstant angenommen werden; der
Abbrand ist zu berücksichtigen.
Exakte Berechnung der Aktivierung
In obiger Gleichung muss N0 durch die Zahl N* der zur
Zeit t vorhandenen aktivierbaren Atome eines Nuklids
ersetzt werden. Man erhält N* aus
dN*
= N*··
dt
N* = N0·e··t
Anstelle von N0 wird dieser Ausdruck eingesetzt:
dN = N ···e··t – ·N
0
dt
91
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Als Lösung ergibt sich, wenn zur Zeit t = 0 die Anzahl der
radioaktiven Atome 0 war:
N0··
· (e··t  e·t)
·
Diese Funktion hat bei t = ln  ln · ein Maximum. Die
·
Aktivität ist: A = ·N
N=
Spezifische Aktivität durch
Neutronenaktivierung von 59Co gegen die
Bestrahlungszeit t.F = 1∙1012 cm-2s-1
4E+11
Abbildung:
Spezifische Aktivtät gegen die Zeit am Beispiel 59Co(n,) 60Co
AS / Bq/g Co
3E+11
Näherung
exakt
2E+11
1E+11
0E+00
0
20
40
60
80
100
120
140
160
t in Jahre
4. Kernspaltung
durch Neutroneneinfang
Tabelle:
Zur
Spaltung eines Atomkerns
erforderliche
Energie und Bindungsenergie eines
Neutrons
Spaltstoff
Reaktionsgleichung
bei der Kernspaltung
Die Spaltung eines Atomkerns durch den Einfang eines
thermischen (langsamen) Neutrons wird thermische
Spaltung genannt. Eine solche kann nur dann auftreten,
wenn die Bindungsenergie des Neutrons größer ist als der
zur Spaltung des Atomkerns notwendige Energiebetrag.
Kern Zur Spaltung erforder-
Bindungsenergie des eingefangenen Neutrons in MeV
liche Energie in MeV
235
U
U
239
Pu
233
U
232
Th
238
6,5
7,0
5,0
6,0
7,5
6,8
5,5
6,6
7,0
5,4
Aus obiger Tabelle geht hervor, dass 235U, 233U und 239Pu
durch thermische Neutronen gespalten werden kann; 238U
und 232Th nicht. Stoffe die durch thermische Neutronen
gespalten werden können heißen Spaltstoff.
235
92 U
+ n 
236
92 U

147
57
La +
87
35 Br
235
92 U
+ 10 n 
236
92 U

147
60
Nd +
86
32
1
+ 2 0n
1
Ge + 3 0 n
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Tritiumbildung durch
ternäre Spaltung
1 ³H pro 11000
Spaltungen
92
Der Vorgang der Spaltung ist in Regel mit der Emission
von Neutronen, -Strahlung, -Teilchen, -Teilchen und
Antineutrinos verbunden. Der Einfang eines Neutrons
durch einen 235U-Kern kann anstelle einer Kernspaltung
auch andere Kernreaktionen zur Folge haben. Die
Wahrscheinlichkeit, dass drei Kernbruchstücke in einer
ternären Spaltung auftreten ist verhältnismäßig gering;
eines der Bruchstücke kann ein Tritiumkern (Trtion) sein,
der ein freies Elektron als Elektronenhülle einfängt. Bei je
11000 Spaltungen wird ein Tritumatom gebildet. Die
Kernspaltung durch Neutronen wird (n,f)-Reaktion
genannt.
Tabelle: Wirkungsquerschnitte(*)
für
die Kernspaltung mit
thermischen Neutronen der Neutronenenergie 0,025 eV
Die Spaltausbeute der gebildeten Spaltprodukte hat
aufgetragen gegen die gebildeten Massen die Form eines
Doppelgipfels. Dies ist schematisch dargestellt in
folgender Abbildung.
93
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
10
1
Spaltausbeute / %
Abbildung: Schematische Darstellung der
prozentualen Spaltausbeute in Abhängigkeit von der Massenzahl
0,1
0,01
0,001
60
70
80
90
100
110
120
130
140
150
160
170
Massenzahl
Prompte
Neutronen
Tabelle: Verzögerte
Neutronen bei der
thermischen
Spal235
tung des U
Die spektrale Verteilung der bei der Spaltung von 235U
auftretenden Neutronen ist so, dass nur relativ wenige
Neutronen extrem hohe Energien bis zu 18 MeV
aufweisen. Die wahrscheinlichste Neutronenenergie
beträgt etwa 0,7 MeV (siehe Abbildung Seite 83 unten).
Fast alle der freigesetzten Neutronen sind prompte
Neutronen. Das sind solche Neutronen, die beim
Spaltprozess ohne meßbare Verzögerung freigesetzt
werden. Ein geringer Teil (0,65%) der bei thermischer
Spaltung von 235U auftretenden Neutronen läßt in bezug
auf den Zeitpunkt des Spaltvorgangs eine zeitliche
Verzögerung erkennen.
Gruppe Mittlere zeitliche
Verzögerung in s
1
2
3
4
5
6
Summe
80
33
9
3,3
0,9
0,3
Verzögerte Neutronen
je 100 Spaltungen
0,052
0,346
0,310
0,624
0,182
0,066
1,58
Neutronenenergie in MeV
0,25
0,56
0,43
0,62
0,41
-
Verzögerte Neutronen sind solche, die bei einer
Kernspaltung nicht unmittelbar, sondern als Folge von
radioaktiven Umwandlungen von Spaltprodukten oder als
Photoneutronen in (,n)-Prozessen entstehen.
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Beispiele für ,nReaktionen
2
1H
+ 
9
Be
4
Spaltneutronen
Kettenreaktion
1
1H
94
+n
+  84 Be + n
Die bei der Kernspaltung freigesetzten prompt oder
verzögert
entstehenden
Neutronen
werden
mit
Spaltneutronen bezeichnet, solange sie nach keine
Wechselwirkung mit Materie erfahren haben.
Die Neutronenausbeute je Spaltung ist die mittlere Anzahl
Spaltneutronen (einschließlich verzögerter Neutronen), die
je Spaltung emittiert werden. Wenn die je gespaltener
Kern im Mittel freiwerdenden 2,5 Neutronen nach der
Moderierung zur Spaltung weiterer 235U-Kerne führen,
setzt sich der Kernspaltungsprozess lawinenartig fort.
Wird jedoch dafür gesorgt, dass die Neutronen nur jeweils
eine Spaltung auslösen kann, dass ist die Zahl der
Spaltungen in der Zeiteinheit konstant.
Die bei der Kernspaltung entstehenden Spaltprodukte sind
größtenteils radioaktiv. Ein Kernkraftwerk mit einer
thermischen Leistung von 1000 MW gibt an die
Wiederaufarbeitungsanlage jährlich eine Aktivität von ca.
3,7·1018 Bq (entspricht ca. 108 Ci) ab.
Energiedosisleistung
 ca. 5·105 Gy/h
n ca. 5·105 Gy/h
5.
Strahlendosimetrie
Die aus einem Reaktor mit einer thermischen Leistung
von 1 MW austretenden Strahlen verursachen an der
Aussenseite des Reaktorbehälters eine Energiedosisleistung von ca. 5·105 Gy/h. Die auf die Neutronen
zurückzuführende Energiedosisleistung ist etwa gleich
groß.
Da die Wirkung ionisierender Strahlung beim Menschen
nicht direkt messbar ist, muss nach Methoden gesucht
werden, die den Zusammenhang zwischen Strahlung und
deren Wirkung herstellen.
Strahlung, die ohne physikalische Wechselwirkung ein
Objekt durchdringt, kann in diesem keine Änderung und
auch keinen Schaden verursacht haben. Es ist daher
naheliegend, die Strahlenwirkung im Zusammenhang mit
der Energiedosis oder der Ionendosis zu sehen.
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
5.1 Energiedosis
95
Bei der Einwirkung ionisierender Strahlung (Strahlenexposition) unterscheidet man:
 direkt ionisierende Strahlung durch geladene Teilchen
wie z.B. - oder -Teilchen und
 indirekt ionisierende Strahlung durch ungeladene
Teilchen wie z.B. Neutronen oder Photonen (Quanten)
Dabei erfährt nicht nur die Strahlung eine Änderung
sondern es ändert sich auch die Atome und Moleküle des
bestrahlten
Materials.
Die
Strahlenwirkung
ist
proportional der Energie, die die Strahlung auf das
bestrahlte Material übertragen hat.
Diese ist
Auf das Material
übertragene Energie
WD = Win  Wex + WQ
Mit
Win: Summe der Energien (ohne Ruheenergien) aller
Teilchen oder Photonen, die in ein bestimmtes Volumen
des bestrahlten Materials eintreten.
Wex: Summe der Energien (ohne Ruheenergien) aller
Teilchen oder Photonen, die aus einem bestimmten
Volumen des bestrahlten Material wieder heraustreten.
WQ: Summe der Reaktions- und Umwandlungsenergie
aller Kern- und Elementarteilchenprozesse einschlielßlich
Atomhülle und chemischen Bindungen, die in diesem
Volumen stattfinden.
Definition der
Energiedosis:
Absorbed Dose
ICRU 1957
Energiedosis D
"Absorbed dose of any ionizing radiation is the energy
imparted to matter by ionizing particles per unit mass of
irradiated material at the place of interest."
"Die absorbierte Dosis irgend einer ionisierenden
Strahlung ist die Energie, die an Materie durch
ionisierende Teilchen pro Masseneinheit des bestrahlten
Stoffes an der interessierenden Stelle abgegeben wird."
Unter der Energiedosis versteht man den Quotienten aus
dWD und der Masse dm Ist r die Dichte des bestrahlten
Materials und dV das Volumen der Masse dm, so gilt:
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Energiedosis D
D=
96
dWD 1 dWD
=
dm
r dV
Die Voraussetzungen
Definition sind:
für
die
Anwendung
dieser
 Die ionisierende Strahlung tritt in homogene Materie
ein.
 Die ionisierende Strahlung hat eine räumliche
konstante spektrale Energiefluenz
 Die Energiedosis ist eine überall eine stetig
differenzierbare Funktion nach Raum und Zeit.
Die Energiedosis nimmt unter sonst gleichen
Bedingungen proportional mit der Bestrahlungszeit zu:
Energiedosisleistung Ď
Ď = dD
dt
dD: Energiedosis im Zeitintervall dt
dt: Länge des Zeitintervalls
Umgekehrt gilt: Die Energiedosis ist das Zeitintegral der
Energiedosisleistung.
D = ∫ Ďdt
Volumendosis
Die Energiedosis macht nur eine Aussage über die
Strahlenexposition an einer bestimmten Stelle des
bestrahlten
Materials
und
nicht
über
die
Strahlenexposition des gesamten der Strahlung
ausgesetzten Materials.
Die integrierte Energiedosis Di (auch Volumendosis)
genannt ergibt sich aus:
Di = ∫DdV =
WD
r
Die Einheit der Energiedosis ist:
Einheit: Gray
[D] = 1
J
= 1 Gray (Gy)
kg
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
97
alte Einheit:
alte Einheiten:
1 rd* = 0,01
J
MeV
= 0,01 Gy = 6,242·107
kg
g
* rd: Abkürzung für rad (radiation absorbed dose)
Die direkte Messung der Energiedosis oder der
Energiedosisleistung ist sehr schwierig, weil die
Strahlungsenergie so klein ist, dass die durch die
Bestrahlung bedingte Temperaturänderung (wenn
überhaupt) nur mit erheblichen messtechnischen Aufwand
ermittelt werden kann.
Beispiel:
Temperaturerhöhung
durch die Strahlenexposition mit
einer Energiedosis
von 1 Gy ?
Die Strahlenexposition des menschlichen Körpers durch
die eine vergleichsweise hohe Energiedosis von 1 Gy
(bereits im Bereich der deterministischen Effekte der
Strahlenwirkung) würde zu einer Temperaturerhöhung um
ca. 2·10-4 °C führen.
Daher: Für die Bestimmung der Energiedosis greift man
auf leichter messbare Größen wie die Ionisierung eines
bestimmten Luftvolumens zurück und bestimmt dann
indirekt die Energiedosis.
5.2 Ionendosis
Ionisierende Strahlung hat die Eigenschaft, Moleküle und
Atome zu ionisieren. In Gasen sind die Ladungsträger in
einem elektrischen Feld leicht beweglich. Schickt man
ionisierende Strahlung durch einen geladenen, von der
Spannungsquelle getrennten Luftkondensator (z.B.
Plattenkondensator) so wandern die erzeugten, entgegengesetzt elektrisch geladenen Ladungsträger zu je einer
Elektrode und geben dort ihre Ladung ab. Die Differenz
der Kondensatorspannungen vor und nach der Strahlenwirkung ist ein Maß für die Anzahl der von der
Strahlung im Kondensator gebildeten Trägerpaare und
somit auch der Dosis, die die Luft im Kondensator
aufgenommen hat.
Die Feldstärke im Kondensator darf nicht zu klein
(mindestens 600 V/cm) und nicht zu groß (höchstens 1000
V/cm) sein, da es bei kleineren
Feldstärken zu
Rekombinationen der Ladungsträger und einer Unter-
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
98
schätzung der Dosis oder zu Sekundärionisiationen und
damit zu einer Überschätzung der Dosis kommt.
Ionendosis
Unter der Ionendosis versteht man den Quotienten aus der
elektrischen Ladung der Ionen eines Vorzeichens, die in
einem Luft-Volumenelement durch die Strahlung
mittelbar oder unmittelbar erzeugt werden und der Masse
der Luft in diesem Volumenelement.
J=
dQ
1 dQ
=
dmL rL dV
Mit:
Q: elektrische Ladung der Ionen eines Vorzeichens
rL: Dichte der Luft
mL: Masse der Luft
V: Volumen der Luft
Die Einheit der Ionendosis liegt vor, wenn in 1 kg Luft
durch ionisierende Strahlung bei räumlich konstanter
Energiefluenz die elektrische Ladung von 1 Coulomb (C)
von Ionen eines Vorzeichens entsteht.
Einheit
[J] = 1
C
kg
Alte Einheit:
[J] = 1 Röntgen (R)
Achtung: Die Ionendosis ist nicht nur für
Röntgenstrahlung sondern für alle Arten von ionisierender
Strahlung definiert.
1 R = 2,58·10-4
1
C
kg
C
Ionenpaare
entspricht 8,071·1012
kg
cm³ Luft
Da die Ionisierungsenergie der Luft mit ca. 34 eV für die
Bildung eines Ionenpaares bekannt ist, kann aus der
Ionendosis in die Energiedosis berechnet werden. In Luft
gilt also:
C
Joule
entspricht 0,034
kg
g Luft
C
Joule
1
= 34
= 34 Gy
kg
kg Luft
1
1 C/kg entspricht
34 Gy
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
1 R entspricht
0,8772 rd
Sekundärelektronengleichgewicht
Ionendosisleistung
5.2 Äquivalentdosis
99
1 R = 0,8772 rd
Faustformel: Ein Röntgen entspricht einem rad.
Die in rd gemessene Energiedosis in Luft ist etwa gleich
der Ionendosis in R.
Unterschiedliche Messvorschriften führen zu
 Exposure X
 Standard-Ionendosis
JS
ist
die
sogennante
Gleichgewichts-Ionendosis, d. h. die Messung erfolgt
unter den Bedingungen des Sekundärelektronengleichgewichts.
Die Energie der in dem Luftvolumen erzeugten, aber aus
ihm austretenden Elektronen wird dann durch die Energie
der aus der Umgebung in das Luftvolumen
hineingelangenden
Elektronen
ersetzt.
Im
Gleichgewichtszustand
wandert
ebensoviel
Elektronenenergie in das Luftvolumen hinein wie aus ihm
austritt. Da diese Elektronen im wesentlichen
Sekundärelektronen sind, spricht man von Sekundärelektronengleichgewicht.
Bei Photonenenergien über 3 MeV ist Sekundärelektronengleichgewicht nicht mehr herzustellen.
Bei Photonenenergien über 0,5 MeV sind ExposureMessungen kaum mehr durchführbar.
Die Ionendosisleistung ist der Quotient aus der Ionendosis
in einem angemessenen kleine Zeitintervall und diesem
Zeitintervall.
Ionisierende Strahlung kann nur dann eine biologische
Wirkung haben, wenn die Strahlungsenergie
in
irgendeiner Form z.B. durch Ionisierung oder Anregung
absorbiert worden ist. Man könnte erwarten, dass die
biologischen Effekte proportional zur Energiedosis
zunehmen. Diese Vermutung trifft nicht zu. Die Erfahrung
zeigt, dass bei der Übertragung gleich großer Energien
(gleiche Energiedosis) auf pflanzliche oder tierische
Zellen unter sonst gleichen Bedingungen die biologische
Wirkung von -Strahlung viel stärker ist als die von oder -Strahlung. Dies kann durch die unterschiedliche
Verteilung der Ionsiation in den Zellen bei - und - oder
-Strahlung erklärt werden. Die Ionisationsdichte längs
der Bahn des -Teilchen ist wesentlich größer als die bei
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
LET
Maß für dünn- und
dicht ionisierende
Strahlung
100
- oder -Strahlung. So erzeugt -Strahlung im
Energiebereich zwischen 3 und 10 MeV ca. 1000 – 5000
Ionenpaare je µm Weglänge in Gewebe. Der letzte Wert
entspricht einem linearem Energieübertragunsvermögen
(Linearer Energie-Transfer) LET von 175 keV/µm.
-Strahlung im Energiebereich zwischen 0,005 und 1
MeV dagegen ca. 2 bis 20 Ionenpaare je µm Weglänge in
Gewebe. Das entspricht einem LET-Wert von ca. unter
0,5 keV/µm. Ionisierende Strahlung wie Strahlung mit
hohen Werten des LET nennt man dicht ionisierend,
solche mit niedrigem LET, dünn ionisierend.
Eine dichte Ionisierung in einem kleine Zellbereich durch
Strahlung ist viel schädlicher als eine gleichgroße
Ionisation, die auf das Volumen der gesamten Zelle
verteilt ist. Dem ist neben anderen Faktoren, wie z. B.
Gewebeart bei der Anwendung dosimetrischer Modelle
zur einheitlichen Beschreibung der biologischen Wirkung
ionisierender Strahlung Rechnung zu tragen.
Strahlungswichtungsfaktor wR
Die unterschiedliche Dichte der
Ionisierung für
unterschiedliche Arten ionisierender Strahlung wird durch
den
sogenannten
Strahlungswichtungsfaktor
wR
berücksichtigt.
relative
biologische Wirksamkeit RBW
Der Strahlungswichtungsfaktor ist abgeleitet von den
unterschiedlichen Werten der relativen biologischen
Wirksamkeit verschiedener Strahlungsarten für stochastische Effekte wie das Detriment für strahleninduzierte
Tumorerkrankungen und genetische Effekte (Mißbildungen in der ersten Generation der exponierten
Person).
Dabei ist die relative biologische Wirksamkeit (RBW) der
Faktor, mit dem die Energiedosis bei einer beliebigen
Strahlungsart multipliziert werden muss, um die
Enrgiedosis zu erhalten, bei der man mit Röntgenstrahlung die gleiche biologische Strahlenwirkung erzielt.
Bei gleicher biologischer Strahlenirkung
RBW =
Energiedosis durch Röntgen- oder -Strahlung
Energiedosis einer beliebigen Strahlungsart
101
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Die Werte des Strahlungswichtungsfaktors wR richten sich
nach Art und Qualität des äußeren Strahlungsfeldes oder
nach Art und Qualität der von einem inkorporierten
Radionuklid emittierten Strahlung.
Tabelle: Werte der
Strahlungs-Wichtungsfaktoren wR
(nach Anlage VI Teil
C StrlSchV)
Art und Energiebereich
Photonen, alle Energien
Röntgenstrahlung
Neutronen;
Energie < 10 keV
10 keV bis 100 keV
>100 keV bis 2 MeV
> 2 MeV bis 20 MeV
> 20 MeV
Protonen, außer Rückstoßprotonen
Energie > 2 MeV
Teilchen, Spaltfragmente,
schwere Kerne
wR
1
5
10
20
10
5
5
20
Für die Berechnung der Organdosen und der effektiven
Dosis für Neutronenstrahlung wird die stetige Funktion
wR(En) bei
Neutronen
wR = 5 + 17·e
[ln(2·En)]²
6
benutzt, wobei En der Zahlenwert der Neutronenenergie
in MeV ist.
Strahlungs-Wichtungsfaktor w R für Neutronen
Abbildung:
wR(En)
25
20
wR
15
10
5
Berechnung
der Organdosis
0
0,0000001 0,000001 0,00001
0,0001
0,001
0,01
En /MeV
0,1
1
10
100
1000
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
102
Berechnung der
Körperdosis
Die Organdosis HT,R ist das Produkt aus der über das
Gewebe oder Organ T gemittelten Energiedosis DT,R die
durch die Strahlung R („Radiation“) erzeugt wird, und
dem Strahlungswichtungsfaktor wR
Äquivalentdosis
Für ein Organbzw. Gewebe HT,R
HT,R = wR·DT,R
Mit
HT,R: Über das Gewebe oder Organ T gemittelte
Äquivalentdosis
Besteht die Strahlung aus Arten und Energien mit
unterschiedlichen Werten von wR, so werden die einzelnen
Beträge addiert. Für die gesamte Organdosis gilt dann:
Äquivalentdosis
HT
HT =  wR·DT,R
R
Die Einheit für die Äquivalentdosis ist das Sievert (Sv)
[HT] = 1 Sv.
Berechnung der effektiven Dosis E
Die effektive Dosis ist die Summe der Organdosen HT,
jeweils multipliziert mit dem zugehörigen Gewebewichtungsfaktor wT. Dabei ist über alle in Teil C Nummer
2 aufgeführten Organe und Gewebe zu summieren
Effektive Dosis E
E =  wTHT =
T
wT  wR·DT,R
T
R
Die Einheit für die Äquivalentdosis ist das Sievert (Sv)
1 Sv ist ein sehr großer Dosiswert. Die Einheit Sievert
soll nur im Bereich der stochastischen Effekte (< 1 Sv)
verwendet werden.
Die jährlichen Grenzwerte der effektiven Dosis und der
Organ- bzw. Gewebedosis sind in mSv angegeben.
5.3 Dosimetrische
Größen
Messgrößen für äußere Strahlung sind:
 Für die Personendosimetrie die Tiefen-Personendosis
Hp(10) und die Oberflächen-Personendosis Hp(0,07)
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
103
Tiefen-Personendosis Hp(10)
Die Tiefen-Personendosis Hp(10) ist die Äquivalentdosis
in 10 Millimeter Tiefe im Körper an der Tragestelle des
Personendosimeters.
OberflächenPersonendosis
Hp(0,07)
Die Oberflächen-Personendosis Hp(0,07) ist die
Äquivalentdosis in 0,07 Millimeter Tiefe im Körper an der
Tragestelle des Personendosimeters.
Ortsdosis
Die Ortsdosis ist die Äquivalentdosis für Weichteilgewebe, gemessen an einem bestimmten Ort.
 Für die Ortsdosimetrie die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) und die Richtungs-Äquivalentdosis
H´(0,07;).
UmgebungsÄquivalentdosis
H* (10)
RichtungsÄquivalentdosis
H´(0,07;)
aufgeweitetes
Strahlungsfeld
ausgerichtetes
Feld
ICRU-Kugel
Die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) am interessierenden Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld ist die
Äquivalentdosis, die im zugehörigen ausgerichteten und
aufgeweiteten Strahlungsfeld in 10 Millimeter Tiefe auf
dem der Einfallsrichtung der Strahlung entgegengesetzt
orientierten Radius der ICRU-Kugel erzeugt würde.
Die Richtungs-Äquivalentdosis H´(0,07;) am interessierenden Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld ist die
Äquivalentdosis, die im zugehörigen ausgerichteten und
aufgeweiteten Strahlungsfeld in 0,07 Millimeter Tiefe auf
einem in festgelegter Richtung  orientierten Radius der
ICRU-Kugel erzeugt würde. Dabei ist
 ein aufgeweitetes Strahlungsfeld ein idealisiertes
Strahlungsfeld, in dem die Teilchenflussdichte und die
Energie- und Richtungsverteilung der Strahlung an
allen Punkten eines ausreichend großen Volumens die
gleichen Werte aufweisen wie das tatsächliche
Strahlungsfeld am interessierenden Punkt,
 ein aufgeweitetes und ausgerichtetes Feld ein
idealisiertes Strahlungsfeld, das aufgeweitet und in
dem die Strahlung zusätzlich in eine Richtung
ausgerichtet ist,
 die ICRU-Kugel ein kugelförmiges Phantom von 30
Zentimeter Durchmesser aus ICRU-Weichteilgewebe
aus gewebeäquivalentem Material der Dichte 1 g/cm³
 mit der Zusammensetzung 76,2% Sauerstoff, 11,1%
Kohlenstoff, 10,1% Wasserstoff, 2,6% Stickstoff).
104
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Die Energiedosis einer Partikelstrahlung der Energie E ist
5.4
Äquivalentdosisleistung
durch
eine punktförmige
Neutronenquelle
·t
dL
r
In dieser Gleichung ist:
dD =
(a)
: Teilchenflußdichte oder Teilchenstromdichte (cm-1s-1)
r: Dichte des Bestrahlten Materials (g/cm³)
L Lineares Energieübertragungsvermögen (LET) (dE/dx,
MeV/cm) wo dE die Teilchenenergie ist, die auf der
Wegstrecke dx auf das Material übertragen wird,
t: Bestrahlungszeit (s).
Die Integration ergibt
Lmax
D(L) = ·t ∫ dL
r Lmin
(b)
Da Lmin gegebüber Lmax sehr klein ist und null gesetzt
werden kann, ist die Energiedosis
D=
·t
Lmax
r
(c)
Das Differential der Äquivalentdosis ist:
dH = dD(L)·wR(L)
(d)
wo wR(L) der von der Teilchenenergie abhängige
Strahlungs-Wichtungsfaktor ist. Für die Äquivalentdosis
erhält man
Lmax
H=∫
Lmin
dD(L)
·wR(L)dL
dL
(e)
Nach dem Mittelwertsatz der Integralrechnung gilt
Lmax
H = ŵR(L) ∫ dD(L)
(f)
Lmin
In ŵR(L) ist L ein bestimmter zwischen Lmin und Lmax
liegender Wert. Unter Berücksichtigung von (e)erhält man
H = ŵR(L)
·t
Lmax
r
(g)
105
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Die Äquivalentdosisleistung einer Partikelstrahlung ergibt
sich hieraus zu
Ĥ = ŵR(L)
·L
r
(h)
Wobei für Lmax kurz L geschrieben ist.
Im Falle einer punktförmigen Neutronenquelle der
Neutronenausbeute dN/dt ist die Äquivalentdosisleistung
Ĥ = dN/dt·L ŵR(L) = 7,96·10-2 dN/dt ·L ŵR(L) (i)
r²
4·r²·r
Ĥ = 5,767·10-7 E· ŵR(L)·F ·µ(E)
(j)
mit
ŵR(L): Strahlungswichtungsfaktor
E: Neutronenergie in MeV
F: Neutronenflußdichte in cm-2s-1.
µ(E): von der Neutronenenergie abhängige Funktion für
Gewebe in cm²/g.
Ist dN/dt die Anzahl der je Sekunde von einer
punktförmigen Neutronenquelle, z.B. Ra-Be-Quelle,
emittierten Neutronen, so ist die Neutronenstromdichte je
Quadratzentimeter und Sekunde:
F=
dN/dt
4·r²
(k)
Die Äquivalentdosisleistung ergbit sich:
Ĥ = 4,59·10-8 ŵR(L)·E·dN/dt ·µ(E)
r²
in Sv/h
(l)
In der folgenden Abbildung ist µ(E) von Gewebe für
schnelle und epithermische Neutronen in Abhängigkeit
von deren Energie dargestellt. Für thermische Elektronen
ergibt sich µ(E) = 8,6·105 cm²/g.
106
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Abbildung: µ(E) von
Gewebe für schnelle
und
epithermische
Neutronen in Abhängigkeit von deren
Energie
µ(En) für Neutronen
1000
100
µ(E)
10
1
0,1
0,01
0,0001
0,001
0,01
0,1
1
10
En /MeV
Kerma
Die durch Neutronenstrahlung im
stark H-haltigen
Gewebe verursachte Dosis ist im wesentlichen auf die
durch elastische und unelastische Stöße auftretenden
Rückstoßprotonen zurückzuführen. Mögliche Kernumwandlungen in z.B. (n,)- , (n,)- und (n,p)-Reaktionen.
und die Radioaktivität der entstandenen Umwandlungsprodukte liefern zusätzlich Energie, so dass bei der
Neutronenstrahlung die Energiedosis im allgemeinen
größer sein wird als die Kerma. In der in obiger
Abbildung dargestellten Funktion µ(E) sind diese
Kernreaktionen mit erfaßt.
Kerma heißt kinetic energy released in material.
Kerma K ist der Quotient aus den kinetischen
Anfangsenergien dWkin aller geladenen Teilchen, die in
einem Volumenelement durch indirekt ionisierende
Teilchen (Photonen, Neutronen) freigesetzt werden, und
der Masse dm der Materie in diesem Volumenelement.
K=
dWkin
1 dWkin
=
dm
r dV
Beispiel:
Äquivalentdosisleistung pro Anzahl der Neutronen pro
Sekunde in 1 Meter Abstand:
107
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Äquivalentdosisleistung pro Quellstärke für eine punktförmige
Neutronenquellen gegen die Neutronenenergie
22
20
18
H/N in µSv/h pro 106 n/s
Abbildung: Äquivalentdosisleistung
pro Anzahl der Neutronen pro Sekunde in
1 Meter Abstand
einer punktförmigen
Neutronenquelle
gegen die Energie der
Neutronen.
16
14
12
10
8
6
4
2
0
1E-08
0,0000001 0,000001
0,00001
0,0001
0,001
0,01
0,1
1
10
En /MeV
6. Messung der
Personendosis
Pflicht
Ermittlung
Körperdosis
zur
der
Rechtliche Grundlagen:
Zu überwachende Personen (§41 StrlSchV):
„ An Personen, die sich im Kontrollbereich aufhalten, ist
die Körperdosis zu ermitteln. Die Ermittlungsergebnisse
müssen spätestens neun Monate nach Aufenthalt im
Kontrollbereich vorliegen.“
Ermittlung der Körperdosis (§41 StrlSchV):
Personendosis=
Körperdosis
Dosimeter von bestimmter Messstelle
Repräsentiver
Trageort
Teilkörperdosimeter
„(1) Zur Ermittlung der Körperdosis wird die
Personendosis gemessen. ... “
„ (3) Die Personendosis ist mit Dosimetern zu messen,
die bei einer nach Absatz 1 Satz 4 bestimmten Messstelle
anzufordern sind. Die Dosimeter sind an einer für die
Strahlenexposition als repräsentativ geltenden Stelle der
Körperoberfläche, in der Regel an der Vorderseite des
Rumpfes, zu tragen. Die Anzeige dieses Dosimeters ist als
Maß für die effektive Dosis zu werten, sofern die
Körperdosis für einzelne Körperteile, Organe oder
Gewebe nicht genauer ermittelt worden ist. Ist
vorausszusehen, dass im Kalendrjahr die Organddosis für
die Hände, die Unterarme, die Füße und Knöchel oder die
Haut größer ist als 150 Millisievert oder die Organdosis
der Augenlinse größer ist als 45 Millisievert, so ist die
Personendosis durch weitere Dosimeter auf an diesen
Körperteilen festzustellen. ...“
„(4) Die Dosimeter nach Absatz 3 Satz 1 und 4 sind der
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Monatliche
Auswertung
Datenerhebung
Auf
Verlangen
jederzeit ablesbar.
Wöchentliche
Ermittlung
der
Dosis
bei
schwangeren
Frauen.
108
Messstelle jeweils nach Ablauf eines Monats unverzüglich
einzureichen; hierbei sind die jeweiligen Personendaten
(Familienname,
Vorname,
Geburtsdatum,
Ort,
Geschlecht), bei Strahlenpassinhabern nach §40 StrlSchV
Abs. 2 Satz 1 und 2 die Registriernummer des Strahlenpasses sowie die Beschäftigungsmerkmale und die
Expositionsverhältnisse mitzuteilen. ... „
(5) Der zu überwachenden Person ist auf ihr Verlangen
ein Dosimeter zur Verfügung zu stellen, mit dem die
Personendosis jederzeit festgestellt werden kann. Sobald
eine Frau ihren Arbeitgeber mitteilt, dass sie schwanger
ist, ist ihre berufliche Strahlenexposition arbeitswöchentlich zu ermitteln und ihr mitzuteilen.“
Zur Messung der Personendosis können die im folgenden
beschriebenen Dosimeter dienen.
6.1 Taschendosimeter
Diese Dosimeter werden wegen ihrer Form auch häufig
Stabdosimeter genannt. Sie bestehen im wesentlichen aus
einem zylinderförmigen Luftkondensator (Ionisationskammer). Mit diesem Dosismeter können Ionendosen
hochenergetische - und -Strahler mit Energien größer
0,05 MeV bestimmt werden. Vor der Messung muss
dieser Kondensator aufgeladen werden. Die im
Kondensatorfeld bei Strahlenexposition entstehenden
Ladungsträger wandern zu den Elektroden und geben dort
ihre Ladung ab. Infogedessen entlädt sich der
Kondensator nach und nach. Der Spannungsrückgang ist
ein Maß für die Dosis. Sofern keine Strahlenexposition
erfolgt, ist die Selbstentladung gering (natürliche
Ortsdosisleistung). Erhöhte Luftfeuchtigkeit, Kondenswasserbildung und starke Temperaturwechsel erhöhen
den Selbstablauf. Direkt ablesbare Taschendosimeter sind
mit einem Elektrometer ausgerüstet; es kann mit Hilfe
einer eingebauten Optik abgelesen werden, wenn man in
das Gerät mit Hilfe einer Lichtquelle schaut. Ein
aufgeladenes Gerät muss 0 anzeigen. Die Anzeige erfolgt
in der Einheit Röntgen.

-Strahlung
geringer
Energie
durchdringt
die
Kammerwand nicht und wird deshalb nicht mit gemessen.
Dosismessungen mit dem Taschendosimeter sind
unterhalb 0,25 MeV von der Photonenenergie abhängig.
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
109
Da die angezeigten Dosiswerte für -Strahlung im
Energiebereich zwischen 0,05 bis 0,25 MeV größer als die
tatsächlichen sind und viele Radionuklide -Quanten in
diesem Energiebereich abgeben, wird mit dem Taschendosismeter eine etwas zu hohe Dosis gemessen.
Vor- und Nachteile von Taschendosimeter:
Vorteile:
 jederzeit ablesbar
 weitgehende Unabhängigkeit des Messwerts von der
Strahlungsenergie
 gute Unabhängigkeit der Anzeige von der
Strahlenrichtung
 hohe Genauigkeit
Nachteile:
 regelmäßiges Aufladen erforderlich
 empfindlich gegen Feuchtigkeit
 Selbstebtldaung
 Keine Aussage über die Strahlenqualität
 Sättigungserscheinungen
bei
extrem
Dosisleistungen
 Beschränkter Messbereich
 Stoßempfindlichkeit
hohen
Gilt als veraltet: Modernes System: Elektronisches
Dosimeter mit Halbleiterdetektor (Si).
6.2 Filmdosimeter
für  und Strahlung
Bereits im Jahre 1928 wurde von Franke vorgeschlagen,
zur Dosismessung luftdicht verpackte photographische
Papiere oder Filme zu verwenden. Ab 1952 wurden in der
Bundesrepublik Deutschland die ersten Personendosismessstellen mit diesem Verfahren eingerichtet. Heute
sehr weit verbreitet.
Die heute verwendeten Filmdosimeter bestehen aus einer
Plastikkassette in der sich zwei in Aluminiumfolie
lichtdicht eingeschlossene Filme befinden. Der eine hat
für ionisierende Strahlung eine große, der andere eine
geringe Empfindlichkeit. Bei dem empfindlicheren Film
ist zur Erhöhung der Messgenauigkeit bei geringen
Strahlendosen die Azetatzellulose auf beiden Seiten mit
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
110
einer photgraphischen Schicht versehen.
Abbildung: Schnitt
durch den Film eines
Filmdosimeters.
Diese Schichten weisen einen verhältnismäßig hohen
Gehalt an Brom oder Jod auf. Beide Stoffen besitzen eine
relativ hohe Kernladungszahl (35 bzw. 53), so dass eine
hohe Wahrscheinlichkeit für eine Wechselwirkung der Strahlung mit den photographischen Schichten durch den
Photo- und Comptoneffekt besteht. Die bei beiden
Prozessen freiwerdenden Elektronen verursachen die
Filmschwärzung, die ein Maß für die Dosis ist. Die
Schwärzung wird durch eine Licht-Durchlässigkeitsmessung bestimmt. Unter Schwärzung versteht man
den dekadischen Logarithmus des Verhältnisses der
Intensität eines parallelen Strahlenbündels ohne und mit
strahlenabsorberendem Film
S = log I0
I
Der Messbereich des Filmdosimeters beträgt bei einer
70 kV-Röntgenstrahlung
1 mR bis
500 R

Co-Strahlung
10 mR bis etwa 1000 R
Abhängigkeit
der
Filmschwärzung von
der Energie
Auch für Strahlung ist die Filmschwärzung bei gleicher
Dosis von der Strahlenenergie abhängig. Für
Elektronenstrahlen liegt die größte Filmempfindlichkeit
bei etwa 100 keV und fällt bei 500 keV auf den halben
Wert ab. Bei der Auswertung der Filmdosimeter müssen
Strahlenart und Strahlenenergie berücksichtigt werden.
Bei der Messung der Dosis durch Elektronen oder
Positronen müssen diese Teilchen über sowie Energie
verfügen (0,3 MeV), dass sie die Filmpackung (etwa 34
mg/cm²) und die Emulsion durchdringen.
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
111
Die Maximalenergie dieser Teilchen muß mindestens 0,6
MeV
betragen,
um
eine
genügend
genaue
Dosibestimmung durchführen zu können.
Abhängigkeit der
Filmschwärzung
von der Photonenenergie
Da sowohl die effektive Ordnungszahl als auch die
Elektronenkonzentration für Gewebe und Silberbromid
verschieden sind, ist die Schwärzung des Films bei
gleicher Äuqivalentdosis von der Strahlungsenergie
abhängig. Durch das Vorschalten eines 1 mm dicken CdFilters kann die große relative Empfindlichkeit des Films
für weiche -Strahlung reduziert werden.
Abhängigkeit der
Filmschwärzung
von der Dosis
Die Abhängigkeit der Filmschwärzung von der Dosis ist
nahezu linear für niedrige Dosiswerte. Erst bei sehr hohen
Dosen ist dies Filmschwärzung der Dosis nicht mehr
proportional.
Abhängigkeit der
Filmschwärzung
von der Einfallsrichtung
der
Strahlung
Die Schwärzung des Films ist unter sonst gleichen
Bedingungen vom Einfallswinkel der Strahlung abhängig.
Durch Beimischung eines organischen Szintillators (z.B.
Terphenyl)
zur Photoemulsion läßt sich
die
Winkelabhängigkeit der gemessenen Dosis abschwächen;
ganz zu beseitigen ist sie für -Strahlung niedriger Energie
nicht. Der Einfallswinkel bei energiereichen Photonenund Elektronenstrahlung sollte 60° nicht überschreiten.
Fading
Der Unterschied der Schwärzung zweier gleich
bestrahlten Filme von denen der eine unmittelbar nach der
Bestrahlung und der andere zu einem späteren Zeitpunkt
entwickelt wurde nennt man Fading. Unter den
Bedingungen, die in der Praxis vorliegen beträgt der
Abfall der Schwärzung in 40 Tagen etwa 10 %. Das
Fading nimmt mit ansteigender relativer Feuchte und
Temperatur der Luft zu.
Filmkassette
Die Filmkassette (Filmplakette, Strahlenschutzplakette)
dient zur Aufnahme der beiden Filme. Die Vorder- und
die Rückwand der Kassette ist mit mehreren
Strahlenfiltern aus Metall versehen. Je zwei gleiche Filter
stehen bei geschlossener Kassette einander gegenüber.
Diese Strahlenfilter und die Einteilung der Filmplakette in
fünf Felder liefern Informationen über die Photonenenergie (Strahlenqualität) und ob die Strahlung von vorne
oder von hinten eingewirkt hat.
Strahlenfilter:
Energie und
Richtung der
Strahlung
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Genauigkeit der
Filmdosimetrie
112
Die gemessenen Dosiswerte weichen in der Regel
zwischen –30% und +50% vom Erwartungswert ab.
Die Filmplaketten sind am repräsentativen Trageort zu
befestigen. Es ist dafür zu sorgen, dass sie
 während der Tätigkeit nicht entfernt und
 durch Kleidung nicht überdeckt werden.
Die Expositionsdauer beträgt in der Regel ein Monat.
Vorteile:
 großer Informationsgehalt (Strahlenqualität, Strahleneinfallsrichtung usw.)
 mechanische Widerstandsfähigkeit
 niedriger Preis
 dokumentarische Erfassung der Strahlenbelastung
 Feststellbarkeit von Kontaminationen beim Umgang
mit radioaktiven Stoffen
 Geringes Fading
 Geringe Dicke der Messsonde
Nachteile:
 relativ umständliche Auswertung
 begrenzte Haltbarkeit des Films
 nicht immer befriedigende Messgenauigkeit bei kleine
Dosen
6.4 Glasdosimeter
(RPLD)
Radiophotolumineszenz-Dosimeter (RPLD)
Meist wird für Glasdosimeter Yokotaglas gewählt. Es
enthält 45% AlPO3, 45% LiPO3, 7,3% AgPO3, 2,7%
B2O3 und weist eine Dichte von 2,6 g/cm³ und einen
Silbergehalt von 3,7 Massenprozent auf (silberaktiviertes
Phosphatglas). Silberphosphatglas, das ionisierender
Strahlung ausgesetzt wurde, hat die Eigenschaft, bei
Einwirkung ultravioletten Lichts in einem bestimmten
Wellenlängenbereich ( 500 nm <  < 650 nm)
Fluoreszenzstrahlung abzugeben, deren Intensität ein
Maß für die erfolgte Strahlenexposition ist. Die
ionisierende Strahlung bilden im Glas Ag2+- Ionen, die
stabile Photolumineszenz-Zentren darstellen., so dass die
Strahlenexposition nach beliebig langer Zeit und
wiederholt geprüft werden kann. Die Intensität des
Fluoreszenzlichts ist der Dosis proportional. Phosphatglas
zeigt für Strahlung unterhalb 0,3 MeV eine deutliche
Abhängigkeit der Fluoreszenz von der Photonenenergie.
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Fading
113
Für Yokota-Glas beträgt das Fading innerhalb der ersten
fünf Jahre weniger als 10%. In den ersten zwei Monaten
kann das Fading vernachlässigt werden. Die
Bestimmungunsicherheit ist abhängig von der Dosis und
beträgt bei 50mR 25%, bei 100 mR 15% und bei 250 mR
3,5%. Glasdosimeter können durch eine Wärmebehandlung regeneriert werden (Halbe Stunde bei 400°C für
Phospatgläser).
Vorteile:
 kleine Dosimetersonde
 einfache Auswertung
 günstige Energie- und Richtungsabhängigkeit
 großer Messbereich (40 mR bis 104 R)
 sehr kleines Fading (ca. 3% je jahr)
 unbegrenzte Haltbarkeit
 mechanische und chemische Resistenz
 gute Genauigkeit und Reproduzierbarkeit
 dokumentarische Erfassung der Strahlenexposition
Nachteile:
 teures Auswertungsgerät
 Qualität der Strahlung nicht feststellbar
 Sorgfältige Reinigung der Gläser erforderlich
 Information über Strahlrichtung in der Regel nicht
nachweisbar.
 Unterschiedliche Vordosis der Gläser
6.5 Thermoluminenzenzdosimeter
(TLD)
In
bestimmten
Kristallen
(Speicherphosphore,
Leuchtstoffe) werden durch die Einwirkung ionisierender
Strahlung Elektronen vom Valenzband in das
Leitfähigkeitsband gehoben und dort zu stabilen, etwas
niedrigeren Energiezuständen gelangen. Auf diese Weise
wird im Kristall Energie gespeichert, die ein Maß für die
Energiedosis ist, die der Kristall bei der Bestrahlung
aufgenommen hat.
Wichtige
Speicherphosphore
Wichtige Speicherphosphore sind:
Kalziumfluorid (CaF2) mit Mn- oder Ti-aktiviert.
Lithiumfluorid (LiF) mit Mn- oder Ti-aktiviert.
Lithiumborat (LiFB4O7) mit Mn-aktiviert.
Magnesiumsilikat (MgSiO4) mit Tb-aktiviert.
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
114
Die durch die Strahlungseinwirkung im Kristall
gespeicherte Energie kann durch Erhitzten auf 200 bis 400
°C freigesetzt werden. Dabei wird Licht emittiert deren
Menge ein Maß für die Strahlenexposition ist. Bei der
Erwärmung des Kristalls fallen die Elektronen in das
Valenzband zurück.
Energieabhängigkeit
Durch die Vorschaltung eines Energiekompensationsfilters ist die Messung im Bereich zwischen 0,04
bis 1 MeV energieunabhängig. TLD eignet sich zur
Messung der natürlichen Umgebungsstrahlung. Bei CaF2Dosimetern ist die Messwertanzeige im Bereich von 0,1
mR bis 3000 R proportional der Ionendosis.
Vorteile:
 Geringe
Detektorgröße
(auch
Eignung
für
Fingerdosimetrie)
 Hohe Empfindlichkeit (Nachweisgrenze ca. 10-5 Gy)
 Großer linearer Messbereich (10-5 Gy bis 10 Gy)
 Geringe -Energieabhängigkeit
 Eignung zur Messung der -Oberflächendosis
Nachteile:
 Löschung des Dosimeters bei Auswertung
 Einfluß der Vortemperung auf die Glow-Kurve
 Bei
langer
Expositionszeit
ist
Fading
berücksichtigen
 Messungenaigkeit: ± 40%.
zu
6.6 Filmdosimeter
für Neutronen
Die Strahlenschutzplakette enthält außer dem Filtersatz
und der Filmpackung zusätzlich vor und hinter dem Film
je ein Kadmiumfilter, 1 mm dick, und ein Zinnfilter, 0,9
mm dick. Mit dieser Anordnung läßt sich die Dosis durch
thermische Neutronen ermitteln. Mit Hilfe eines
zusätzlichen Kernspurfilms kann die auf schnelle
Neutronen zurückzuführende Dosis zurückgeführt werden.
Strahlenexpositionen durch mittelschnelle Neutronen
können derzeit so noch nicht erfasst werden.
Dosis durch thermische Neutronen
Thermische Neutronen verursachen auf einem Film nur
indirekt eine Schwärzung. Die Dosismessung beruht auf
der Reaktion
113
Cd + n  114Cd + 
114
Cd ist stabil.
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
115
Die hinter dem Kadmiumfilter liegende photographische
Schicht wird durch die beim (n,)-Prozess entstehende Strahlung geschwärzt. An Reaktoren ist aber in der Regel
ausser den Neutronen immer auch -Strahlung vorhanden.
Die hinter dem Kadmiumfilter auftretende Schwärzung ist
daher zum Teil auf diese -Strahlung zurückzuführen.
Um den Anteil der -Strahlung an der Schwärzung zu
ermitteln, ist neben dem Kadmiumfilter noch ein in Bezug
auf die Absoption von -Strahlung gleichwertiges Zinnfilter vorgesehen, das mit Neutronen keinen (n,)-Prozess
auslöst. Die Differenz der Schwärzungen ist somit ein
Maß für die auf thermische Neutronen zurückzuführende
Dosis. Die Nachweisgrenze liegt bei ca. 0,4 mSv.
Dosis durch schnelle
Neutronen
Auswertung
des
Katastropfenpacks
Thermische
Neutronen
Der Kernspurfilm registriert die Rückstoßprotonen, die im
Film selbst und in seiner Verpackung ausgelöst werden in
Form einzelner Spuren (Schwärzungen), die mit dem
Mikroskop (600fache Vergrößerung) ausgezählt werden.
Die Länge einer Spur ist ein Maß für die
Neutronenenergie. Eine Auswertung der Länge ist
allerdings aus praktischen Gründen nicht möglich. Die
untere Grenze für zuverlässige Auswertungen liegt für
schnelle Neutronen bei einer Äquivalentdosis von 0,4
mSv die obere Grenze bei 100 mSv. Bei Starker
Untergrund--Strahlung wird der Film so stark
geschwärzt, dass eine Auswertung der Kernspuren nicht
mehr möglich ist.
Das Katastrophenpack wird nur nach Zwischenfällen
ausgewertet und besteht aus Filmen und Materialien (z.B.
Au oder S), die als Schwellenwertdetektoren wirken.
Dadurch ist eine Aussage über das Neutronensprektrum,
insbesondere über die Strahlenexposition durch
thermische und schnelle Neutronen möglich.
Au + n  198Au + 
197
Au ist radioaktiv (, Strahler mit einer
Halbwertszeit von ca. 2,64 d.
Der Einfangquerschnitt für thermische Neutronen beträgt
für dies Reaktion therm = 98,7 b.
198
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Schnelle
Neutronen
(En > 1 MeV)
116
Die Kernreaktion
32
S + n  32P + p
P ist radioaktiv (hochenergetischer Strahler mit einer
Halbwertszeit von ca. 14 d)
32
erfordert Neutronenenergien von über 1 MeV.
Neutronen
Messmethoden:
Silberaktiviertes
Phosphatglas
Silberaktiviertes Phosphatglas kann auch für die
Neutronendosimetrie
verwendet
werden.
Seine
60
Äquivalentdosis-Empfindlichkeit bezogen auf
Co-Strahlung ergibt sich für thermische und schnelle
Neutronen zu: Dth : D : Dsch = 3,3 : 1 : 0,007.
Neutronen
Messmethoden:
TLD
Zur Dosismessung durch thermische (und auch Schnelle)
Neutronen ist auch das LiF-Dosimeter (Thermolumineszenzdosimeter) verwendbar. Natürliches Lithium
enthält 7,42 % 6Li und 92,58 % 7Li . Die Kernreaktionen
sind:
Thermische
Neutronen
6
Schnelle
Neutronen
(En > 2,8 MeV)
7
Li (n,) 3H
Wirkungsquerschnitt: 950 barn
Li (n,n) 3H
Wirkungsquerschnitt: 0,4 barn
H ist radioaktiv (niederenergetischer Strahler mit
einer Halbwertszeit von ca. 12,34 a)
3
Albedodosimeter
(n,f)-Reaktionen
Die umständliche mikroskopische Auswertung der
Kernspurfilme wird beim Albedodosimeter vermieden. Es
beruht auf der Fähigkeit des menschlichen Körpers,
schnelle Neutronen zu moderieren.
Die thermisch
gewordenen Neutronen diffundieren aus dem Körper und
können durch Kernreaktionen wie 6Li (n,) 3H
nachgewiesen werden. Mit dem Albedodosimeter werden
auch epithermische Neutronen erfaßt.
Für den Nachweis von schnellen Neutronen und der
dadurch entstehenden Dosis eignen sich Spaltstoffe in
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
117
welcher die Spaltprodukte, die große Energie aufweisen,
Spuren hinterlassen. Es kommen in Frage:
232
Th (n,f) mit einer Schwellenenergie von 1,2 MeV
Np (n,f) mit einer Schwellenenergie von 0,75 MeV
238
U (n,f) mit einer Schwellenenergie von 1,5 MeV
237
Das Auszählen der Spuren erfolgt automatisch mit einem
„Spark Counter“. Diese Neutroendosimeter sind weder empfindlich noch weisen sie ein Fading auf.
252
7. Neutronenquellen
Cf ist ein Radionuklid mit ca. 2,64 Jahren
Halbwertszeit, das durch die natürliche Neutronenstrahlung (Anteil der kosmischen Strahlung) mit einem
Wirkungsquerschnitt von 32 b gespalten wird.
Spontanspalter
252
Cf
252
Spaltprodukte + n∙n
Cf (sf)
98
96,9% Zerfall durch Emission von -Teilchen
3,1 % Zerfall durch Spontanspaltung
3,8 Neutronen pro Spaltung
Das Energiespektrum entspricht dem bei der Kernspaltung. Die Neutronenausbeute beträgt ca. 4,3·109 s-1Ci-1.
Ra-Be
Ca. 100 mg (ca. 0,1 Ci) 226Ra (1600 a) oder ein anderer
-Strahler wird mit feinstem Berylliumpulver vermischt.
Die Kernreaktion, die zur Bildung von Neutronen führt,
ist:
9
4 Be
+ 42 He 
12
C
6
+
1
n
0
Die Neutronenausbeute beträgt ca. 1,3·107 s-1Ci-1.
Für die Flussdichte F im Abstand r gilt für eine
punktförmige Neutronenquelle
1
· dN
(k)
dt
4·r²
Die Neutronenflussdichte nimmt mit dem Abstand
quadratisch ab.
F=
Kontakt mit einer
Kunstofffolie, in
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
118
Abbildung:
Schematischer Aufbau einer punktförmigen Neutronenquelle
Beispiel:
Neutroneflußdichte im Abstand 3 cm:
Der Neutroneneinfangquerschnitt steigt mit fallender
Energie an. Durch eine Schicht von einigen cm Parafin
wird das Verhältnis der thermischen Neutronen zu
schnellen Neutronen steigen und die Neutronenflussdichte nicht zu stark abnehmen. Daher begnügt man
sich mit einigen cm Parafin.
Punktförmige Neutronenquelle mit einer Quellstärke
dN/dt = 1·106 s-1.
Welche Neutronenflußdichte hat diese Quelle im Abstand
3 cm ?
1
· 1·106 s-1
4·3cm ·3 cm
1 5²
F (3 cm) =
· 1·106 s-1 = 8842 cm-2s-1
113,1 cm²
F (3 cm) =
Neutronengenerator
Deuterium-Ionen werden mit einem Beschleuniger auf
200 bis 400 keV beschleunigt und ein Tritium-Target
wird beschossen.
9
Be(d, n) 10B
Bei einer Stromstärke von 0,1 mA und einem Tritium des
Targets von 1 Ci erreicht man Neutronenausbeuten von
ca. 5·1012 Neutronen s-1. Die Neutronenenergie beträgt 14
MeV. Der Neutronenfluss für thermische Neutronen ist
ca. 108 cm-2 s-1 bei 3 cm Parafinschicht.
Anwendung: Bevorzugt bei (n,2n)-Reaktionen
16
O(n,p)16N
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
7. Die natürliche
Strahlenexposition des Menschen durch
Neutronenquellen
119
Der Mensch wird ständig mit Neutronen aus der
Neutronenkomponente der kosmische Strahlung bestrahlt.
Die kosmische Strahlung setzt sich im Wesentlichen aus
drei Komponenten zusammen, der solaren Strahlung, der
galaktischen Strahlung und der außergalaktischen
Strahlung. Diese Strahlung besteht aus hochenergetischen
Teilchen im Bereich von 10 bis 10000 MeV (in
Einzelfällen mit bis zu 4·1015 MeV auch weit höher und
tritt vom Weltraum in die Atmosphäre ein. Man nennt sie
primäre kosmische Strahlung. Die Häufigkeit der Teilchen
der primären kosmischen Strahlung ist wie folgt verteilt:
 85% Protonen
 12,5% -Teilchen
 1,5% schwere Kerne
 1 % Elektronen
Bei der Wechselwirkung mit den Atomkernen in der Luft
kommt des zur Bildung von Protonen, Neutronen, Pionen
und Kaonen (sekundäre kosmische Strahlung). Diese
unterscheidet man in ionisierenden Anteil und nicht
ionisierender Anteil. Aus Kernreaktionen dieser Partikel
mit Kernen der in der Erdatmosphäre enthaltenen
Elemente entstehen eine Anzahl verschiedener
Reaktionsprodukte, im Wesentlichen 3H, 7Be, 10Be, 14C,
22
Na, 24Na (kosmogene Radionuklide).
Die Neutronenflußdichte der Neutronen nimmt mit
zunehmender Höhe zu. In Meereshöhe betragen die
Neutronenflußdichten der sekundären kosmischen
Strahlung ca. 0,008 cm-2s-1.
Die jährlichen effektiven Äquivalentdosen durch die
Neutronenkomponente HN und durch die Komponente des
ionisierenden Anteils HI lassen sich als Funktion der Höhe
über Meeresniveau darstellen. Auf Meereshöhe, z =0 ist
HN(0) = 20 µSv
HI(0) = 240 µSv
Die jährlichen effektiven Äquivalentdosen sind in der
folgenden Abbildung dargestellt. Die gezeigten Kurven
hängen auch vom Breitengrad ab. Das Ausmaß der
Abhängigkeit ist in Meereshöhe vernachlässigbar und
kann in über 10 km Höhe den Faktor 2 ausmachen.
120
Abbildung:
Jährliche effektive Äquivalentdosis gegen die
Höhe
für
die
ionisierende und für
die Neutronenkomponente der kosmischen Strahlung.
jährliche effektive Äquivalentdosis/µSv
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
1000000
ionisierender Anteil
100000
Neutronenkomponente
Summe
10000
1000
100
10
0,1
1
10
100
Höhe in km
Der Anteil der Neutronen
Äquivalentdosis macht
auf Meereshöhe rund 8%
in 2 km Höhe rund 25% und
in 10 km Höhe rund 71% aus.
Beispiel:
Die Dosis beim
10 stündigen Flug
in 10 km Höhe:
an
der
effektiven
Die Dosisleistung in 10 km Höhe beträgt ca. 7 µSv/h.
Dieser Wert entspricht rund dem 230 fachen Wert auf
Meereshöhe. Die Dosis bei einem 10 stündigen Flug in
10 km Höhe beträgt ca. 70 µSv (je nach Flugrute bis ca.
140 µSv). Davon sind ca. 50 µSv durch Neutronen
bedingt.
Der Anteil an der gesamten effektiven Äquivalentdosis
des Menschen aus natürlichen Quellen ist in folgender
Abbildung dargestellt.
Geschätzte jährliche effektive Dosis aus natürlichen Quellen nach UNSCEAR Bericht 1988.
Summe: 2400 µSv (gerundet)
Abbildung:
Geschätze jährliche effektive Äquivalentdosis des Menschen aus
natürlichen Quellen
aus dem UNSCEARBericht von 1988.
K-40
14%
Rb-87
0,3%
U-238-Zerfallsreihe
56%
Kosmogene Radionuklide
0,6%
Neutronenkomponente
2,3%
Ionisierende Komponente
13%
Th-232-Zerfallsreihe
14%
121
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
T. Strahlenschutz bei Tätigkeit in fremden Anlagen
1. Einleitung
§15 StrlSchV
Eine Tätigkeit in Kontrollbereichen fremder Anlagen
oder Einrichtungen ist genehmigungsbedürftig. §15
StrlSchV regelt die Maßnahmen die für den
Strahlenschutz zu treffen sind.
Genehmigungsbedürftige Beschäftigung
Anlagen oder Einrichtungen
(1)
(2)
§9 StrlSchV:
Genehmigungsvorau
setzungen für den
Umgang mit
radioaktiven Stoffen
§14 StrlSchV:
Genehmigungsvorau
ssetzungen für den
Betrieb von Anlagen
zur Erzeugung
ionisierender
Strahlen
(3)
in
fremden
Wer in fremden Anlagen oder Einrichtungen unter
seiner Aufsicht stehende Personen beschäftigt
oder Aufgaben selbst wahrnimmt und dies bei
diesen Personen oder bei sich selbst im
Kalenderjahr zu einer effektiven Dosis von mehr
als 1 mSv führen kann, bedarf der Genehmigung.
Bei Beschäftigungen nach Absatz 1 in Anlagen
oder Einrichtungen, in denen mit radioaktiven
Stoffen umgegangen wird, ist § 9 Abs. 1 Nr. 1 bis
5, bei Beschäftigungen nach Absatz 1 im
Zusammenhang mit dem Betrieb von Anlagen zur
Erzeugung ionisierender Strahlen ist § 14 Abs. 1
Nr. 1 bis 5 entsprechend anzuwenden.
Bei Beschäftigungen nach Absatz 1 ist den
Anordnungen des Strahlenschutzverantwortlichen
und der Strahlenschutzbeauftragten der Anlage
oder Einrichtung, die diese in Erfüllung ihrer
Pflichten nach § 33 treffen, Folge zu leisten. Der
Inhaber einer Genehmigung nach Absatz 1 hat
dafür zu sorgen, dass die unter seiner Aufsicht
beschäftigte Personen die Anordnungen des
Strahlenschutzverantwortlichen und Strahlenschutzbeauftragten
der
Anlagen
oder
Einrichtungen befolgen.
Auflagen
Eine Strahlenschutzanweisung ist zu erstellen und mit
dem Betreiber einer fremden Anlage oder Einrichtung
sind vertragliche Vereinbarungen zur Abgrenzung der
Strahlenschutzpflichten und- aufgaben zu treffen
(Abgrenzungsvertrag).
Teil des Abgrenzungsvertrags:
Nachweis von Grundwissen im Strahlenschutz für die
Personen, die in fremden Anlagen oder Einrichtungen
tätig werden. Erwerb z.B. in diesem Kurs.
122
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Mitarbeiter, die in Kontrollbereichen fremder Anlagen
oder Einrichtungen tätig werden, sind verpflichtet, diese
Strahlenschutzanweisung genau zu beachten.
2. Strahlenschutzorganisation
3. Ärztliche Überwachung
Zuständige Personen:
 Strahlenschutzverantwortlicher
 Strahlenschutzbeauftragter
Beruflich strahlenexponierte Personen der Kategorie A
dürfen in Kontrollbereichen nur tätig werden, wenn sie
zuvor durch die ermächtigten Ärzte/Ärztinnen des
betriebsärztlichen Dienstes oder einen anderen
ermächtigten Arzt untersucht worden sind. Diese
Untersuchung muss für beruflich strahlenexponierte
Personen der Kategorie A in jährlichen Abständen
wiederholt werden, soweit die Person weiterhin in
Kontrollbereichen tätig werden soll. Es dürfen keine
gesundheitlichen Bedenken für einen Einsatz im
Kontrollbereich bestehen. Das Ergebnis der ärztlichen
Untersuchung wird in den Strahlenpass eingetragen.
Achtung: Eingruppierung in eine Kategorie der beruflichen Strahlenexposition erfolgt durch den zuständigen
Strahlenschutzbeauftragten.
Bitte rechtzeitig
Termin zum Vorgespräch vereinbaren.
Die dazu notwendigen
Vorgespräch erhoben.
4. Strahlenpass
Der Strahlenschutzbeauftragte hat dafür zu sorgen, dass
die unter seiner Aufsicht stehenden Personen im
Kontrollbereich nur tätig werden, wenn ein vollständig
geführter, bei der zuständigen Behörde registrierter,
Strahlenpass vorliegt. Der Strahlenpass muss daher auch
über Zeiträume Angaben enthalten, in denen der
Strahlenpassinhaber nicht in Kontrollbereichen tätig war.
Daten
werden
in
einem
Der Strahlenpass einer beruflich strahlenexponierten
Person dient der Bilanzierung der Strahlenexposition im
Berufsleben. Der Strahlenpass ist Eigentum der
strahlenexponierten Person.
Die amtlichen Personendosen sind vom Strahlenschutzbeauftragten monatlich einzutragen, bei einem längerem
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
Strahlenpass
und
Dosimeter sind beim
Strahlenschutzbeauftr
agten abzuholen
123
Einsatz in einer fremden Anlage oder Einrichtung
spätestens nach drei Monaten. Vor Beginn der Tätigkeit in
einer fremden Anlage oder Einrichtung haben die
Mitarbeiter ihren Strahlenpass und ihr Dosimeter beim
Strahlenschutzbeauftragten abzuholen. Der Strahlenpass
ist in der fremden Anlage oder Einrichtung vorzulegen.
Nach Beendigung des Einsatzes sind die Eintragungen des
Betreibers (z.B. nicht-amtliche Dosis) auf Vollständigkeit
zu prüfen.
5. Unterweisung
§38 StrlSchV
Weitere Unterweisungen sind mindestens
einmal jährlich
Häufig:
In Abgrenzungsvertrag fetsgelegt:
6. Dosimetrische
Überwachung
6.1 Äußere Strahlenexposition
Trageort: Vorderseite des Rumpfes
in Brusthöhe.
Mitarbeiter, die in Kontrollbereichen zum Einsatz
kommen, sind vor dem erstmaligen Zutritt über
strahlenschutzgerechte Arbeitsmethoden, Risiken, Schutzmaßnahmen und über relevante Vorschriften zu
unterweisen.
Weitere Unterweisungen sind mindestens einmal jährlich
durchzuführen. Über Inhalt und Zeitpunkt der
Unterweisung sind Aufzeichnungen zu führen, die von der
unterwiesenen Person zu unterzeichnen sind. Die
Aufzeichnungen sind 5 Jahre aufzubewahren.
Zudem ist jeder Mitarbeiter verpflichtet, an den
Unterweisungen des Betreibers der fremden Anlage oder
Einrichtung teilzunehmen.
a)
Allgemeine Unterweisung durch zuständigen
Strahlenschutzbeauftragten der Universität.
b)
Tätigkeitsspezifische
Unterweisung
durch
zuständigen
Strahlenschutzbeauftragten
der
fremden Anlage oder Einrichtung.
Den Anordnungen der Strahlenschutzbeauftragten ist
Folge zu leisten.
Zur Ermittlung der äußeren Strahlenexposition wird vom
Strahlenschutzbeauftragten jeder im Kontrollbereich
tätigen Person ein amtliches Dosimeter (z.B. Filmdosimeter) ausgehändigt. Beim Einsatz in Kontrollbereichen
ist das Dosimeter an der Vorderseite des Rumpfes in
Brusthöhe zu tragen. Am Ende jedes Kalendermonats ist
das Dosimeter – auch bei Nichtbenutzung – an den Strahlenschutzbeauftragten zurück zugeben und wird gegen ein
neues Dosimeter ausgetauscht.
Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen
124
Mitarbeiter, die über einen längeren Zeitraum abwesend
sind (z.B. Urlaub), haben das Dosimeter rechtzeitig
zurückzugeben.
Digital- oder Stabdosimeter des Betreiber
fremder
An-lagen
oder
Einrichtungen ebenfalls zu tragen.
Achtung:
6.2 Innere Strahlenexposition
7. Schutz bei beruflicher Strahlenexposition
Vom Betreiber fremder Anlagen oder Einrichtungen
ausgegebene Dosimeter (z.B. Digital- oder Stabdosimeter)
sind ebenfalls zu tragen. Die Ausgabe erfolgt
normalerweise
am
Kontrollbereichseingang
der
Fremdanlage. Beim Verlassen des Kontrollbereichs sind
diese Dosimeter abzugeben. Je nach Tätigkeit können
auch Teilkörperdosimeter (z.B. Fingerringdosimeter)
eingesetzt werden.
 Der Missbrauch von Personendosimeter (z.B.
mutwillige Bestrahlung) ist untersagt und wird
disziplinarisch geahndet.
 Dosimeter so befestigen, dass es während der Tätigkeit
nicht verloren gehen kann.
Zur Überwachung der inneren Strahlenexposition können
Inkorporations- und Ausscheidungsmessungen (z.B.
Body-Counter-Messung, Urinuntersuchung, Stuhluntersuchung) durchgeführt werden. Für diese Untersuchung
besteht eine Duldungspflicht. Der Strahlenschutzbeauftragte entscheidet.
Für beruflich strahlenexponierte Personen beträgt der
Grenzwert der effektiven Dosis 20 mSv im Kalenderjahr
(§ 55 StrlSchV).
Entsprechend den Bestimmungen der Strahlenschutzverordnung (§ 43 Abs. 2, § 55, § 56, und § 57 StrlSchV)
gelten insbesondere für Personen unter 18 Jahren und
Frauen
besondere
Schutzvorkehrungen
und
Beschäftigungseinschränkungen bzw. –verbote.