Vorlesung: Strahlenschutz in der Praxis beim Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen und Tätigkeiten in fremden Anlagen

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1 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 im Raum Che und am (Che ). 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:

2 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: 3 H, 14 C, 32 P, 33 P, 35 S, 125 I 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

3 III Teil 4: Vermeidung von Kontamination und Kontaminationskontrolle 40 G. Kontaminationskontrolle 40 H. Freigabe 46 I. Schutz von Boden, Wasser, Luft 46 Teil 5: Radioaktive Abfälle: Vermeidung, Behandlung, Deklaration und Entsorgung 47 J. Radioaktive Abfälle 47 K. Vermeidung von radioaktiven Abfällen 48 L. Planung für Anfall und Verbleib ( 72 StrlSchV) 48 M. 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 82 T. Strahlenschutz bei Tätigkeit in fremden Anlagen 121

4 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 Radiokohlenstoff- Methode) 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.

5 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 Stabilität der Elemente Isotop 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-

6 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 z. B. 2 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 A (Symbol) oder (Symbol) oder (Symbol)-A Z 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 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.

7 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 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: [ ] = 1 s -1 Anzahl der Zerfälle in t t und unabhängig von t. wird Zerfallskonstante genannt. Die Zahl der Zerfälle beträgt im statistischen Mittel 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: 1Ci=3, 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) = N 0 e - t oder A(t) = A 0 e - t (2a) (2b) N 0 := N(t=0): Anzahl der Kerne zum Zeitpunkt t =0. A 0 :=A(t=0): Aktivität der Probe zum Zeitpunkt t=0. Beziehung zwischen Zerfallskonstante und Halbwertszeit T 1/2.

8 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 5 Einheit: [T 1/2 ]= 1 s Tabellenwerke, z. B. Karlsruher Nuklidkarte T 1/2 = ln(2)/ 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 > Jahre ( 76 Ge) Weitere Größe: mittlere Lebensdauer : Die mittlere Lebensdauer ist die Zeit nach der die Aktivität auf den Wert 1/e abgefallen ist. = 1/ 1,443 T 1/2 (4) Abbildung 1: Relative Abnahme der Aktivität beim mononuklearen Zerfall nach dem radioaktiven Zerfallsgesetz Aktivität und Masse Die Aktivität eines Radionuklids ist der Masse der momentan vorhandenen Kerne proportional: T 1/2 M m= A ln2 N A h (5)

9 1E-21 1E-20 1E-19 1E-18 1E-17 1E-16 1E-15 1E-14 1E-13 1E-12 1E-11 1E-10 1E-09 1E-08 1E-07 1E-06 1E-05 1E-04 1E-03 1E-02 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 6 Dabei bedeuten: m: Masse des Radionuklids in der Probe A: Aktivität des Radionuklids in der Probe T 1/2 : Halbwertszeit des Radionuklids M: Atom- bzw. Molekülmasse der Verbindung, in der das Radionuklid in der Probe vorkommt. N A : 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 Abbildung 2: Masse von Radionukliden bei einer Aktivität von 1 Bq. 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 Rn-219 Masse pro Aktivität / g Element Bq -1

10 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 7 Tabelle 1: Größenordnungen und Bedeutung Größenordnungen und Bedeutung von Aktivitäten Definition Einheit Abkürzungen Vorkommen dieser Größen Bedeutung im Strahlenschutz A = dn/dt Zerfälle pro 1 s -1 1 Bq Beschreibt die Anzahl der Zerfälle Definition der Aktivität Zeiteinheit eines oder mehrerer Radionuklide Grenzwerte der Jahres- 1 min -1 1 dpm pro Zeiteinheit aktivitätszufuhr (GJAZ) Freigrenzwerte für die Genehmigung zum Umgang mit radioaktiven Stoffen. 1 MCi 37 PBq Freisetzung von Radionukliden bei Kernwaffenversuchen 1 kci 37 TBq 20 kci 131 I unfallbedingte Freisetzung in Windscale, GB, Ci 37 GBq Medizinische, technische Bestrahlungseinrichtungen 1 mci 37 MBq Applizierte Aktivität in der nuklearmedizinischen Diagnostik 1 µci 37 kbq Kalibierstrahler für Kernstrahlungsmeßgeräte ca. 4,4 kbq 40 K; Aktivitätsgehalt im menschlichen Körper 1 nci 37 Bq Beginn des Spurenbereiches, Kalibrierstrahler in der Spurenanalytik 1 pci 37 mbq Bereich des natürlichen Niveaus der täglichen Aktivitätsauscheidung von 228 Th mit Faeces 1 fci 37 µbq Bereich des natürlichen Niveaus Inkorporationsüberwachung der täglichen Aktivitätsauscheidung von 232 Th mit Urin Tabelle 2: Spezifische Aktivität Spezifische Aktivität a S (internationaler Sprachgebrauch). Definition Einheit Vorkommen dieser Größen Bedeutung im Strahlenschutz a s = A/m A Ativität pro 1 Bq g -1 im internationalen Sprachgebrauch Definition der spezifischen Atommassen- z. B Bq 232 Th / g Th Aktivität wie masseneinheit spezifische Aktivitätsdes Elements konzentration Tabelle 3: spezifische Aktivität Massenspezifische Aktivitätskonzentration a (nationaler Sprachgebrauch). Definition Einheit Abkürzung Vorkommen dieser Größen Bedeutung im Strahlenschutz Verwendung bei Feststoffen analog: spezifische Aktivität a = A/m Aktivität pro 1 Bq g -1 im internationalen Sprachgebrauch Grenzwerte zur Freigabe fester Proben- radioaktiver Abfälle; Grenzwerte masse Beispiel: zum genehmigungsfreien Um- Mittelwert der natürlichen Aktivitätskon- gang mit Radionukliden zentration des Bodens: 1 Bq kg Bq U-238 / kg Boden Grenzwerte für Nahrungsmittel- 25 Bq Th-232 / kg Boden importe aus GUS Staaten 1 Bq kg -1 (FM) Massenbasis: Feuchtmasse Im Strahlenschutz immer FM, 1 Bq kg -1 (TM) Massenbasis: Trockenmasse falls nichts anderes angegeben 1 Bq kg -1 (AM) Massenbasis:Aschenmasse Berechnungsbasis zur Abschätzung der Strahlenexposition von Organen, Geweben

11 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 8 Tabelle 4: Aktivitätskonzentration. Definition Einheit Abkürzung Vorkommen dieser Größen Bedeutung im Strahlenschutz a V = a /V Aktivität pro 1 Bq L -1 Verwendung bei Flüssigkeiten, Gasen def. als Aktivitätskonzentration Proben- Beispiel: Mittelwert der natürlichen Grenzwerte zur Abgabe flüsvolumen Aktivitätskonzentration von ³H im siger radioaktiver Abfälle Regenwasser < 0,5 Bq ³H L -1 1 Bq m -3 Beispiel: 239 Pu in der Luft: Abgeleitete Grenzwerte der Grenzwert der Jahresaktivitätszufuhr Radioaktivität in der Raumluft 100 Bq pro Jahr für beruflich strahlenexponierte Personen der Kategorie A 1700 m³ pro Jahr Atemrate nach StrlSchVO Grenzwerte für Luftkonzentration 14 mbq 239 Pu m -3 für berufl. strlexp. Pers. (Kat. A) 4,2 mbq 239 Pu m -3 für berufl. strlexp. Pers. (Kat. B) 1,4 mbq 239 Pu m -3 für berufl. nicht strlexp. Pers. 0,084 mbq 239 Pu m -3 für die Allgemeinbevölkerung < 0,001 mbq 239 Pu m -3 Abluft kerntechnischer Anlagen mbq 222 Rn m -3 Mittelwert der Aktivitätskonzentration von 222 Rn Aktivitätskonzentration a V 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) N 2 = 1 /( 2-1 ) N 1 [1-e -( 2-1 ) t ] Es gilt: und mit A 2 = N 2 2 /( 2-1 ) A 1 [1-e -( 2-1 ) t ] (6a) (6b)

12 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 9 mit N 1 bzw. N 2 : Anzahl der Kerne des Nuklids 1 bzw. 2 A 1 bzw. A 2 : Aktivitäten der Nuklide 1 bzw. 2 1 bzw. 2: Zerfallskonstanten der Nuklide 1 bzw. 2 T 1/2,1 bzw. T 1/2, 2 : Halbwertszeiten der Nuklide 1 bzw. 2 Betrachtet man die Werte der Aktivitäten A 1 und A 2 zu Zeiten t >> T 1/2,1 und t >> T 1/2, 2 dann gelten folgenden Aussagen, je nach Verhältnis der Werte der Halbwertszeiten der Nuklide 1 und 2: Säkulares radioaktives Gleichgewicht T 1/2,1 >> T 1/2, 2 (7a) und für t >> T 1/2,1 und t >> T 1/2, 2 A 1 A 2 (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. 90 Sr( 90 Y) Transientes radioaktives Gleichgewicht T 1/2,1 > T 1/2, 2 (8a) und für t >> T 1/2,1 und t >> T 1/2, 2 A 1 A 2 (8b)

13 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen Kein radioaktives Gleichgewicht Kein radioaktives Gleichgewicht stellt sich ein, wenn gilt: T 1/2,1 < T 1/2, 2 oder T 1/2,1 T 1/2, 2 (9a) Ist T 1/2,1 << T 1/2, 2, so gilt für t >> T 1/2,1 und t >> T 1/2, 2 A 2 /A 1 2 / 1 (9b) 1.4 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 238 U, 235 U und 232 Th. Es gilt: dn i /dt = i-1 N i-1 - i N i (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.

14 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen Natürliche und künstliche Radionuklide Natürliche Radionuklide Primordiale Radionuklide 4400 Bq 40 K im Körper Primordiale Radionuklide sind solche, die eine so große Halbswertszeit aufweisen, dass diese noch jetzt in der Natur nachzuweisen sind. Wichtigstes dieser Radionuklide ist das 40 K, das im Körper des Menschen in Aktivitäten um 4400 Bq ständig vorhanden ist Kosmogene Radionuklide Die energiereiche kosmische Strahlung bildet durch Wechselwirkung mit den Atomkernen der Gase in der Atmosphäre ständig Radionuklide, wie 3 H, 14 C oder 7 Be. Diese werden durch Niederschläge auf den Boden deponiert und gelangen über die Nahrungskette des Menschen in den menschlichen Körper Natürliche Zerfallsreihen Die primordialen Radionuklide 238 U, 235 U und 232 Th 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 232 Th/ kg, 25 Bq 238 U/ kg, 1,2 Bq 235 U/ kg (TM). TM bedeutet Trockenmasse. 232 Th -Zerfall 228 Ra 232 Th -Zerfall 228 Ac 212 Pb 216 Po 220 Rn 224 Ra 228 Th 208 Tl 212 Bi 208 Pb 212 Po

15 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen U -Zerfall 234 Th 238 U -Zerfall 234 Pa 214 Pb 218 Po 222 Rn 226 Ra 230 Th 234 U 214 Bi 210 Pb 214 Po 210 Bi 206 Pb 210 Po 235 U -Zerfall 231 Th 235 U -Zerfall 227 Ac 231 Pa 211 Pb 215 Po 219 Rn 223 Ra 227 Th 207 Tl 211 Bi 207 Pb Künstliche Radionuklide Spaltprodukte Durch die Spaltung schwerer Kerne z. B. des 235 U 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 137 Cs und 90 Sr 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,

16 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 13 wie z.b. das 54 Mn, 57 Co, 60 Co aber auch 239 Pu (aus 238 U). Aktiviert man in Materialien gezielt stabile Elemente, so kann man die Kernstrahlungsmessung zur Bestimmung von stabilen Elementen im Ultraspurenbereich einsetzen Radionuklide in der medizinischen Anwendung In Diagnostik und Therapie werden viele Radionuklide zu medizinischen Zwecken eingesetzt. Es sind die z. B. 99m Tc in der Diagnostik oder die Aufnahme von 131 I, 90 Y oder 224 Ra in den Körper oder die Nutzung der -Strahlung von zum Beispiel 60 Co oder 192 Ir 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 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. Strahlung Art 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 Elektromag- 0 unendlich 0,005 bis ca. 3 MeV Schwächung netische durch mehrere Wellen cm Blei

17 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen Strahlenexposition 2.1 Begriff innere externe 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) Abbildung 3: Schematische Darstellung der schädlichen Auswirkungen ionisiernder Strahlung auf den Menschen. Tod des Menschen bei großer Dosis: ³ einige Sv ß Veränderung von Biomolekülen ß Veränderung des Zellstoffwechsels (Schädigung der Zelle) Zelltod Keine feststellbaren Auswirkungen bei 0,4 Sv Reparatur durch körpereigene Mechanismen fehlerhaft Krebs, Mißbildungen Tod des Menschen fehlerfrei keine Auswirkungen 2.3 Arten der Strahlenexposition Arten der Strahlenexposition beim Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen Quelle (Q) außerhalb Körper im Körper Abstand Q zu Körperoberfläche Radionuklid Strahlenexposition kritisches Organ/Gewebe > 0,1 m -Strahler H keine < 10 m 32 P extern Haut -Strahler Haut, Ganzkörper homogen in Luft -Strahler -Submersion Haut -Strahler -Submersion Haut, Ganzkörper -Strahler keine 3 H gering Haut ca. 0,001 m *) 32 P extern Haut -Strahler Haut, Ganzkörper Zufuhrpfad Inhalation Ingestion Wundkontamination -Strahler innere abhängig vom Nuklid *) Kontamination der Handschuhe

18 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen Bewertung der Wirkung der Strahlenexposition: Dosisbegriffe (Einheiten) Unterschiedliche Begriffe der Dosis für Messung und Schutzziel R 0,054 Sv -1 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 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

19 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 16 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 D E bzw. die Organdosis D O ist bei einmaliger Zufuhr der A j des Radionuklids j durch den Zufuhrpfad k wie folgt zu ermitteln: D E = Ejk A j (11a) bzw. D O = Ojk A j (11b) Die Einheit der Dosiskoeffzienten ist: [ 1 Sv Bq -1 In der folgenden Tabelle 5 sind einige Dosiskoeffizienten aufgelistet. Tabelle 5: Auswahl von Dosiskoeffizienten für beruflich strahlenexponierte Personen H 4,110 enfällt 4,110 4,210 Dosiskoeffizienten / Sv/Bq Inhalation (5µ AMAD) Ingestion Nuklid effektiv kritisches Organ effektiv kritisches Organ E O E O Knochenmark 4, rotes 14 C 5, entfällt 5, , rotes Knochenmark 5, K 3, U Dickdarm 9, , U Dickdarm 1, Co 1, Lunge 9, , U Dickdarm 1, Sr( 90 Y) 7, Lunge 6, , rotes Knochenmark 1, Y 1, U Dickdarm 1, , U Dickdarm 3, Cs 6, Uterus 6, , Uterus 1, Ra 2, Lunge 1, , Knochenoberfläche 1, Ra 1, Knochenoberfläche 3, , Knochenoberfläche 2, Th 2, Lunge 2, , Knochenoberfläche 2, Th 2, Knochenoberfläche 1, , Knochenoberfläche 1, U 6, ET Luftwege 6, , Knochenoberfläche 7, U 5, ET Luftwege 6, , Knochenoberfläche 7, /240 Pu 3, Knochenoberfläche 1, , Knochenoberfläche 1,

20 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 17 Beispiel 1: Eine Person inkorporiert einmalig 1000 Bq 3 H durch Inhalation. Welche effektive Dosis erhält die Person? Lösung: D E ( 3 H) = 4, Sv/Bq 1000 Bq 3 H = 4, 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 232 Th (ca. 250 mg 232 Th)? Lösung: Effektive Dosis: D E ( 232 Th) = 2, Sv/Bq 1000 Bq 232 Th = 2, Sv = 29 msv Dosis für das kritische Organ bzw. Gewebe: Knochenoberfläche D O ( 232 Th) = 1, Sv/Bq 1000 Bq 232 Th = 1, 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

21 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 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 222 Rn mit den Zerfallsprodukten und die Ingestion des 40 K. Die Größenordnungen von typischen Strahlenexpositionen sind: Abbildung 4: Größenordnung und Vergleich der mittleren jährlichen effektiven Äquivalentdosis Größenordnungen und Vergleiche der mittleren effektiven Dosis: Natürliche Quellen 2,4 msv pro Jahr (2 bis einige 10 msv pro Jahr) nur Radon: Normalbevölkerung 1,4 msv pro Jahr (1 bis einige 10 msv pro Jahr) Medizinische Quellen 1,5 msv pro Jahr Tschernobyl 0,05 msv pro Jahr Grenzwert (beruflich Strahlexp.) Grenzwert (Bevölkerung) 20 msv pro Jahr 0,3 msv pro Jahr 3. Wichtige Radionuklide H (Tritium) Zerfall: (nach ICRP 38) Strahlenexposition: Inhalation (nach BfS): Ingestion (nach BfS): Halbwertszeit: 12, 35 Jahre Zerfallsart: - (keine ) Emissionswahrscheinlichkeit: Y( - ) = 1 (Bq s) -1 Mittlere Energie: Ē( - ) 5,683 kev Maximale Energie: E max ( - ) 20 kev Hauptanteil: Chemische Form: HTO, Gas Dosiskoeffizient (effektiv): Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): intern E,HTO =1, Sv/Bq E,Gas =1, Sv/Bq O,HTO =1, Sv/Bq O,Gas =1, Sv/Bq Dosiskoeffizient (effektiv): E =1, Sv/Bq Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O =1, Sv/Bq

22 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 19 Inhalation BfS): Ingestion BfS): Beispiel: (nach (nach Chemische Form: OBT (Organic Bound Tritium) Dosiskoeffizient (effektiv): E,OBT 4, Sv/Bq Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O,OBT 4, Sv/Bq Dosiskoeffizient (effektiv): E,OBT 4, Sv/Bq Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O 4, Sv/Bq Zufuhrpfad, der zur maximalen effektiven Dosis pro inkorporierte Aktivität führt: Ingestion von OBT Effektive Dosis E bei einmaliger Zufuhr von 1000 Bq OBT: E = 4, Sv = 0, msv Aktivitätsgrenzwerte: 3 H Uneingeschränkte Freigabe ( 29 StrlSchV): Freigabe Metall (Rezyklierung) ( 29 StrlschV): Oberflächenkontamination ( 44 StrlSchV): Ableitung von Abwasser ( 48 StrlSchV) HTO, Gas: OBT: Ableitung von Abluft ( 48 StrlSchV): 1000 Bq/g 1000 Bq/g 100 Bq/cm² Bq/m³ Bq/m³ Bq/m³ C Zerfall: (nach ICRP 38) Strahlenexposition: Inhalation (nach BfS): Halbwertszeit: 5730 Jahre Zerfallsart: - (keine ) Emissionswahrscheinlichkeit: Y( - ) = 1 (Bq s) -1 Mittlere Energie: Ē( - ) 49,45 kev Maximale Energie: E max ( - ) 200 kev Hauptanteil: intern Chemische Form: Dampf, CO, CO 2 Dosiskoeffizient (effektiv): E,Dampf =5, Sv/Bq E,CO =8, Sv/Bq E,CO2 =6, Sv/Bq Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O,D =5, Sv/Bq O,CO =8, Sv/Bq E,CO2 =6, Sv/Bq

23 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 20 Ingestion BfS): (nach Dosiskoeffizient (effektiv): E =5, Sv/Bq Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O =5, Sv/Bq Beispiel: Zufuhrpfad, der zur maximalen effektiven Dosis pro inkorporierte Aktivität führt: Ingestion von 14 C in jeder Form oder Inhalation von 14 C als Dampf Effektive Dosis E bei einmaliger Zufuhr von 1000 Bq: E = 5, Sv = 0,00058 msv Aktivitätsgrenzwerte: 14 C Uneingeschränkte Freigabe ( 29 StrlSchV): Freigabe Metall (Rezyklierung) ( 29 StrlschV): Oberflächenkontamination ( 44 StrlSchV): Ableitung von Abwasser ( 48 StrlSchV): Ableitung von Abluft ( 48 StrlSchV): 80 Bq/g 80 Bq/g 1000 Bq/cm² Bq/m³ 6 Bq/m³ Zerfall: (nach ICRP 38) Strahlenexposition: Inhalation (nach BfS): P Halbwertszeit: 14,29 Tage Zerfallsart: - (keine ) Emissionswahrscheinlichkeit: Y( - ) = 1 (Bq s) -1 Mittlere Energie: Ē( - ) 694,7 kev Maximale Energie: E max ( - ) 1700 kev Hauptanteil: intern Stoffklasse: F f 1 = 0,8 M f 1 = 0,8 Dosiskoeffizient (effektiv): E,F =1, Sv/Bq E,M =2, Sv/Bq Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O,F =4, Sv/Bq O,M =3, Sv/Bq Ingestion BfS): Beispiel: (nach Dosiskoeffizient (effektiv): E =2, Sv/Bq Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O =8, Sv/Bq Zufuhrpfad, der zur maximalen effektiven Dosis pro inkorporierte Aktivität führt: Inhalation von 32 P (M).

24 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 21 Effektive Dosis E bei einmaliger Zufuhr von 1000 Bq: E = 2, Sv = 0,0029 msv Aktivitätsgrenzwerte: 32 P Uneingeschränkte Freigabe ( 29 StrlSchV): Freigabe Metall (Rezyklierung) ( 29 StrlschV): Oberflächenkontamination ( 44 StrlSchV): Ableitung von Abwasser ( 48 StrlSchV): Ableitung von Abluft ( 48 StrlSchV): 20 Bq/g 20 Bq/g 100 Bq/cm² Bq/m³ 10 Bq/m³ P Zerfall: (nach ICRP 38) Strahlenexposition: Inhalation (nach BfS): Halbwertszeit: 25,4 Tage Zerfallsart: - (keine ) Emissionswahrscheinlichkeit: Y( - ) = 1 (Bq s) -1 Mittlere Energie: Ē( - ) 76,60 kev Maximale Energie: E max ( - ) 100 kev Hauptanteil: intern Stoffklasse: F f 1 = 0,8 M f 1 = 0,8 Dosiskoeffizient (effektiv): E,F =1, Sv/Bq E,M =1, Sv/Bq Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O,F =2, Sv/Bq O,M =2, Sv/Bq Ingestion BfS): (nach Dosiskoeffizient (effektiv): E =2, Sv/Bq Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O =5, Sv/Bq Beispiel: Zufuhrpfad, der zur maximalen effektiven Dosis pro inkorporierte Aktivität führt: Inhalation von 33 P (M). Effektive Dosis E bei einmaliger Zufuhr von 1000 Bq: E = 1, Sv = 0,0013 msv Faktor der Dosiseinsparung bei Verwendung von 33 P anstatt 32 P: Ca. 2,3.

25 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 22 Aktivitätsgrenzwerte: 33 P Uneingeschränkte Freigabe ( 29 StrlSchV): Freigabe Metall (Rezyklierung) ( 29 StrlschV): Oberflächenkontamination ( 44 StrlSchV): Ableitung von Abwasser ( 48 StrlSchV): Ableitung von Abluft ( 48 StrlSchV): 200 Bq/g 200 Bq/g 1000 Bq/cm² Bq/m³ 20 Bq/m³ S Zerfall: (nach ICRP 38) Strahlenexposition: Inhalation (nach BfS): Halbwertszeit: 87,44 Tage Zerfallsart: - (keine ) Emissionswahrscheinlichkeit: Y( - ) = 1 (Bq s) -1 Mittlere Energie: Ē( - ) 48,83 kev Maximale Energie: E max ( - ) 200 kev Hauptanteil: intern Chemische Verbindung: anorganisch Stoffklasse: F f 1 = 0,8 M f 1 = 0,8 Dampf Dosiskoeffizient (effektiv): E,F =8, Sv/Bq E,M =1, Sv/Bq E,Dampf =1, Sv/Bq Dosiskoeffizient (ET-Luftwege): O,F =6, Sv/Bq Dosiskoeffizient (Lunge): O,M =8, Sv/Bq Dosiskoeffizient (rotes Knochenmark): O,Dampf =9, Sv/Bq Ingestion BfS): (nach Stoffklasse: f 1 = 0,8 f 1 = 0,1 Dosiskoeffizient (effektiv): Dosiskoeffizient (unterer Dickdarm): E,0,8 =1, Sv/Bq E,0,1 =1, Sv/Bq O,0,8 =7, Sv/Bq O,0,1 =2, Sv/Bq Ingestion BfS) (nach Chemische Verbindung: organisch Stoffklasse: f 1 = 1,0 Dosiskoeffizient (effektiv): E,1 =7, Sv/Bq Dosiskoeffizient (rotes Knochenmark): O,1 =7, Sv/Bq

26 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 23 Beispiel: Zufuhrpfad, der zur maximalen effektiven Dosis pro inkorporierte Aktivität führt: Inhalation von anorganisch gebundenem 35 S (M). Effektive Dosis E bei einmaliger Zufuhr von 1000 Bq: E = 1, Sv = 0,0011 msv Aktivitätsgrenzwerte: 35 S Uneingeschränkte Freigabe ( 29 StrlSchV): Freigabe Metall (Rezyklierung) ( 29 StrlschV): Oberflächenkontamination ( 44 StrlSchV): Ableitung von Abwasser ( 48 StrlSchV): anorganisch: organisch: Ableitung von Abluft ( 48 StrlSchV): 60 Bq/g 600 Bq/g 1000 Bq/cm² Bq/m³ Bq/m³ 20 Bq/m³ Zerfall: (nach ICRP 38) Strahlenexposition: Inhalation (nach BfS): I Halbwertszeit: Zerfallsart: 60,14 Tage ec Röntgenquanten Auger-Elektronen Emissionswahrscheinlichkeit: Y( ) = 0,0667(Bq s) -1 Energie : E( ) = 35,39 kev Energie (Röntgen): Energie (Auger-El.): E(X) 4,09-31,71 kev E(e - ) 3,09-30,13 kev Hauptanteil: intern Stoffklasse: F f 1 = 1,0 Dampf f 1 = 1,0 Dosiskoeffizient (effektiv): E,F =7, Sv/Bq E,Dampf =1, Sv/Bq Ingestion BfS): (nach Dosiskoeffizient (Schilddrüse): O,F =1, Sv/Bq O,Dampf =2, Sv/Bq Dosiskoeffizient (effektiv): E,1,0 =1, Sv/Bq E,1,0 =3, Sv/Bq

27 Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 24 Aktivitätsgrenzwerte: 125 I Uneingeschränkte Freigabe ( 29 StrlSchV): Freigabe Metall (Rezyklierung) ( 29 StrlschV): Oberflächenkontamination ( 44 StrlSchV): Ableitung von Abwasser ( 48 StrlSchV): Ableitung von Abluft ( 48 StrlSchV): 3 Bq/g 3 Bq/g 10 Bq/cm² Bq/m³ 0,5 Bq/m³

28 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: Rechtfertigung ( 4 StrlSchV) Dosisbegrenzung ( 5 StrlSchV) Vermeidung ( 6(1) StrlSchV) Minimierungsgebot ( 6(2) StrlSchV) 2. Strahlenschutzgrundsätze Der Umgang mit radioaktiven Stoffen darf nur in den Mengen und Häufigkeiten erfolgen, die zur Erreichung des Ziels unbedingt erforderlich sind. Die gültigen Dosisgrenzwerte müssen eingehalten werden. Jede unnötige Strahlenexposition von Menschen, Umwelt und Sachgütern ist zu vermeiden. Die Strahlenexposition muss auch unterhalb der Grenzwerte reduziert werden.

29 Teil 2: Strahlenschutzverordnung C. Grundsätze 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 G E und der Organ- oder Gewebedosen G O und die Anteile p der Überwachungsinterva lle (p: Anzahl der Überwachungsintervalle pro Jahr). Nr. Organ bzw. Gewebe G O bzw. G E /msv g O bzw. g E /msv Nr. Organ bzw. Gewebe G O bzw. G E /msv g O bzw. g E /msv 1 ET Luftwege /p 14 Unterer Dickdarm /p 2 Lunge /p 15 Dickdarm /p 3 Blase /p 16 Milz /p 4 Brust /p 17 Muskel /p 5 Gehirn /p 18 Nebenniere /p 6 Haut /p 19 Nieren /p 7 Hoden 50 5/p 20 Ovarien 50 5/p 8 Knochenoberfläche /p 21 Pankreas /p 9 Leber /p 22 Rotes Knochenmark 50 5/p 10 Speiseröhre /p 23 Schilddrüse /p 11 Magen /p 24 Thymus /p 12 Dünndarm /p 25 Uterus 50 5/p 13 Oberer Dickdarm /p 26 effektiv 20 1/p Anlage VI StrlschV 4. Dosimetrische Größen und Gewebe- und Strahlenwichtungsfaktoren 4.1 Messgrößen für äußere Strahlung Messgrößen für äußere Strahlung sind a) für die Personendosimetrie die Tiefen-Personendosis H p (10) und Oberflachen-Personendosis H p (0,07). Die Tiefen-Personendosis H p (10) ist die Äquivalentdosis in 10 mm Tiefe im Körper an der Tragestelle des Personendosimeters. Die Oberflachen-Personendosis

30 Teil 2: Strahlenschutzverordnung C. Grundsätze 27 H p (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 ist das Sievert (Einheitszeichen Sv). 4.2 Berechnung der Körperdosis a) Organdosis Die Organdosis H T,R ist das Produkt aus der über das Gewebe oder Organ T gemittelten Energiedosis, der Organ-Energiedosis D T,R, die durch die Strahlung R erzeugt wird, und dem Strahlungswichtungsfaktor w R nach Teil C Nummer 1: H T,R = w R D T,R Besteht die Strahlung aus Arten und Energien mit unterschiedlichen Werten von w R, so werden die einzelnen Beiträge addiert. Für die gesamte Organdosis H T gilt dann:

31 Teil 2: Strahlenschutzverordnung C. Grundsätze 28 H T = RS w R D T,R Die Einheit der Organdosis ist das Sievert (Einheitszeichen Sv). 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 Strahlungs- Wichtungsfaktor 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 Gewebe- Wichtungsfaktor w T nach Teil C Nummer 2. Dabei ist über alle in Teil C Nummer 2 aufgeführten Organe und Gewebe zu summieren. S S S E T = w T H T = w T w R D T,R T T 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 d) Äußere Strahlenexposition ungeborener Kinder Bei der Berechnung der Strahlenexposition durch Inkorporation oder Submersion sind die Dosiskoeffizienten des Bundensanzeigers (auch unter heranzuziehen, soweit die zuständige Behörde nichts anderes festlegt. Bei äußerer Strahlenexposition gilt die Organdosis der Gebärmutter als Äquivalentdosis des ungeborenen Kindes.

32 Teil 2: Strahlenschutzverordnung C. Grundsätze Werte des Strahlungswichtungsfaktors a) Strahlungs- Wichtungsfaktor w R Die Werte des Strahlungs-Wichtungsfaktor w R richten sich nach Art und Qualität des äußeren Strahlungsfeldes oder nach Art und Qualität der von einem inkorporierten Radionuklid emittierten Strahlung. Art und Energiebereich Strahlungs-Wichtungsfaktor w R Photonen, alle Energien 1 Elektronen und Myonen, alle Energien 1 Neutronen, Energie < 10 kev 5 10 kev bis 100 kev 10 > 100 kev bis 2 MeV 20 > 2 MeV bis 20 MeV 10 > 20 MeV 5 Protonen, außer Rückstoßprotonen, 5 Energie > 2 MeV Alphateilchen, Spaltfragmente, schwere Kerne 20 Für die Berechnung von Organdosen und der effektiven Dosis für Neutronenstrahlung wird die stetige Funktion w R = exp{-[ln(2 E n )]²/6} benutzt, wobei E n der Zahlenwert der Neutronenenergie in MeV ist. Für die nicht in der Tabelle enthaltenen Strahlungsarten und Energien kann w R dem mittleren Qualitätsfaktor Q in einer Tiefe von 10 mm in einer ICRU-Kugel gleichgesetzt werden. b) Gewebe- Wichtungsfaktor w T Gewebe oder Organe Gewebe-Wichtungsfaktor w T Keimdrüsen 0,20 Knochenmark (rot) 0,12 Dickdarm 0,12 Lunge 0,12 Magen 0,12 Blase 0,05 Brust 0,05 Leber 0,05 Speiseröhre 0,05 Schilddrüse 0,05 Haut 0,01 Knochenoberfläche 0,01 andere Organe und Gewebe 1, 2 0, Berechnung der Organ-Folgedosis und der effektiven Folgedosis a) Berechnung der Organfolgedosis H T (t) Die Organfolgedosis H T (t) ist das Zeitintegral der Organ- Dosisleistung im Gewebe oder Organ T,

33 Teil 2: Strahlenschutzverordnung C. Grundsätze 30 Einheit: [H T ( )] = 1Sv Sievert t 0 +. H T ( ) = H T (t) dt t 0 für eine Inkorporation zum Zeitpunkt t 0 mit b) Berechnung der effektiven Folgedosis E( ) Einheit: [E( )] = 1Sv Sievert 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.. H T (t) 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 Organ- Folgedosen H T ( ), jeweils multipliziert mit dem zugehörigen Gewebe-Wichtungsfaktor w T nach Teil C Nr. 2. Dabei ist über alle in Teil C Nummer 2 aufgeführten Organe und Gewebe zu summieren. E( ) = RS w T H T ( ) 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.

34 Teil 2: Strahlenschutzverordnung D. Physikalische Strahlenschutzkontrolle 31 D. Physikalische Strahlenschutzkontrolle Die physikalische Strahlenschutzkontrolle hat zum Ziel, den Schutz von Personen in Strahlenschutzbereichen zu gewährleisten. Übersicht über die Schutzvorschriften der physikalischen Strahlenschutzkontrolle 36 Strahlenschutzbereiche 37 Zutritt zu Strahlenschutzbereichen 38 Unterweisung 39 Messtechnische Überwachung in Strahlenschutzbereichen 40 Zu überwachende Personen 41 Ermittlung der Körperdosis 42 Aufzeichnungs- und Mitteilungspflicht 43 Schutzvorkehrungen 44 Kontamination und Dekontamination 45 Beschäftigungsverbote und Beschäftigungsbeschränkungen 36 StrSchV: Strahlenschutzbereiche Definition nach ODL 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, 37 StrSchV: Zutritt zu Strahlenschutzbereichen Sperrbereiche sind Bereiche des Kontrollbereiches, in denen die Ortsdosisleistung höher als 3 msv h -1 sein kann. Personen darf der Zutritt 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...