Radioaktive Präparate im Projektlabor. Daniel Bemmerer, 1. Oktober Einführung α-emitter β-emitter γ-emitter...

Transkript

1 Technische Universität Berlin Institut für Atomare Physik und Fachdidaktik Physikalisches Anfängerpraktikum Projektlabor PPhysikalisches Anfängerpraktikum L ROJEKT- ABOR Radioaktive Präparate im Projektlabor Daniel Bemmerer, 1. Oktober 2004 Dieses Skript ist erhältlich im Raum PN 234 und PN 236 oder unter: Inhaltsverzeichnis 1 Einführung α-emitter β-emitter γ-emitter Daten zu den verwendeten Präparaten Natrium 22 Na β + - und γ-emitter Kobalt 60 Co γ-emitter Strontium 90 Sr β -Emitter Cäsium 137 Cs γ-emitter Thallium 204 Tl β -Emitter Radium 226 Ra α- und γ-emitter Thorium 232 Th α-emitter Americium 241 Am α-emitter Allgemeines zum Strahlenschutz 12 4 Konkrete Verhaltensregeln zum Strahlenschutz α-emitter β-emitter γ-emitter Literaturhinweise 14

2 1 EINFÜHRUNG 2 1 Einführung Das Skript gibt einen kurz gefassten Überblick über die wichtigsten Eigenschaften der zur Zeit im Projektlabor verwendeten radioaktiven Präparate. In Abschnitt 4 werden praktische Hinweise zu Strahlenschutzmaßnahmen gegeben. Für weitergehende Angaben zu den radioaktiven Stoffen und zum Thema Strahlenschutz wird auf die am Schluss dieses Skripts angegebene Literatur verwiesen. 1.1 α-emitter Bei umschlossenen α-präparaten ist zu beachten, dass die Energie der aus dem Präparat austretenden Teilchenstrahlung zum Teil erheblich geringer ist als die hier angegebenen Energien 1, da in der wenige µm starken Umhüllung des Präparats größenordnungsmäßig 1 MeV Energieverlust auftreten kann. 1.2 β-emitter Beim Nachweis von β + -Strahlung mit Detektoren, die auch für γ-quanten empfindlich sind (insbesondere Szintillationszähler und Geiger-Müller-Zählrohre) ist zu beachten, dass das 22 Na- Präparat des Projektlabors auch γ-strahlung emittiert und diese durch geeignete Abschirmmaßnahmen vom Detektor fernzuhalten ist. 1.3 γ-emitter Bei der Angabe der wichtigsten γ-linien wurden etwaige γ- und Röntgenemissionen mit einer Quantenenergie von weniger als 200 kev in der Regel vernachlässigt. Für die in erster Linie γ-emittierenden e lässt sich ein γ-dosisfaktor angeben. Er erlaubt, für Personen, die sich in der Nähe eines radioaktiven Präparats aufhalten, die durch aus dem Präparat stammende, von ihnen aufgenommene Dosis an ionisierender Strahlung pro Zeit die sogenannte Dosisleistung abzuschätzen. Die verwendeten Näherungen gelten nur bei Abständen von mindestens 1 m. Zum Vergleich mit den so berechneten Werten sind die Dosisleistung beim Aufenthalt in einem in 10 km Höhe befindlichen Flugzeug und die aus der durchschnittlichen natürlichen Strahlenbelastung eines Deutschen summiert über alle Strahlungsarten und alle Expositionspfade errechnete Dosisleistung angegeben. Um die Wirksamkeit von Abschirmmaßnahmen beurteilen zu können, wird bei einigen γ- 1 Emittern die Bleiwanddicke angegeben, die die Strahlung auf 10 der Intensität, die sie ohne Abschirmung am gleichen Ort hätte, verringert die sogenannte Zehntelwertsdicke. Bei der Angabe der γ-zehntelwertsdicke wurde von dem höchstenergetischen γ-quant, das eine nicht vernachlässigbare Intensität hat, ausgegangen. Die Werte zur Zehntelwertsdicke sind gerundet. 1 Die im Projektlabor vorhandenen α-emitter gehören zu Zerfallsketten, in deren Verlauf es zu einer Vielzahl von α-, β- und γ-zerfällen kommt. Die angegebenen α-energien stellen deswegen nur eine Auswahl der wichtigsten Energien dar.

3 2 DATEN ZU DEN VERWENDETEN PRÄPARATEN 3 2 Daten zu den verwendeten Präparaten 2.1 Natrium 22 Na β + - und γ-emitter Na a Zerfallsarten β % Elektroneneinfang (EC) 9.5 % Tochterkern 22 10Ne stabil Wichtigste β + -Endpunktsenergien MeV 90.5 % Wichtigste γ-energien MeV 100 %, aus β + - und EC- Zerfall MeV %, aus e + e -Vernichtung (Folgeprozess des β + -Zerfalls) β MeV 90.5 % EC 9.5 % Na a MeV γ MeV Ereignisse pro Kanal Rückstreu-Peak Ne stabil MeV !-Energie [MeV] Kaufzeitpunkt Oktober 1999 Aktivität zum Kaufzeitpunkt 74 kbq γ-zehntelwertsdicke in 4 cm Blei γ-dosisfaktor γ-dosisleistung 2 in 1 m Abstand Vergleichswert: Durchschnittliche Strahlenbelastung eines Deutschen µsv m2 h GBq Γ H = 322 Ḣ = µsv h Ḣ = 0.27 µsv h 2 Hier ist die bei ungenügender Abschirmung erheblich höhere Dosis aus emittierter β + -Strahlung nicht berücksichtigt!

4 2 DATEN ZU DEN VERWENDETEN PRÄPARATEN Kobalt 60 Co γ-emitter Die verhindert das Entweichen von β -Strahlung aus dem Präparat. Es handelt sich in seinen Emissionen also um ein reines γ-präparat Co a Zerfallsarten β 100 % Tochterkern 60 28Ni stabil Wichtigste γ-energien MeV 100 % MeV 100 % Co a β MeV Rückstreu-Peak γ MeV MeV γ MeV Ereignisse pro Kanal Compton-Kanten der beiden Linien 1.33 MeV Ni stabil !-Energie [MeV] 2.5 mm Messing Kaufzeitpunkt September 1976 Aktivität zum Kaufzeitpunkt 1.5 MBq (40 µci) γ-zehntelwertsdicke in 4 cm Blei γ-dosisfaktor γ-dosisleistung in 1 m Abstand Vergleichswert: Durchschnittliche Strahlenbelastung eines Deutschen µsv m2 h GBq Γ H = 350 Ḣ = µsv h Ḣ = 0.27 µsv h

5 2 DATEN ZU DEN VERWENDETEN PRÄPARATEN Strontium 90 Sr β -Emitter Sr a Zerfallsarten β 100 % Tochterkern Y β -Strahler 3, t 1 2 h Wichtigste β -Endpunktsenergien MeV 100 %, aus Sr MeV 100 %, aus Y Wichtigste γ-energien γ-emission nur 10 4 der β-emission 90 38Sr a b MeV 90 39Y h b MeV 90 40Zr stabil 0.1 mm Ni Kaufzeitpunkt September 1976 Aktivität zum Kaufzeitpunkt 110 kbq (3 µci) 3 Weil die des Tochterkerns 90 39Y kleiner ist als die des Mutterkerns 90 38Sr, wird hier auch der 90 39Y-Zerfall durch die des Mutterkerns bestimmt.

6 2 DATEN ZU DEN VERWENDETEN PRÄPARATEN Cäsium 137 Cs γ-emitter Die verhindert das Entweichen von β -Strahlung aus dem Präparat. Es handelt sich in seinen Emissionen also um ein reines γ-präparat Cs a Zerfallsarten β 100 % Tochterkern m Ba γ-strahler, t 1 = m 2 Wichtigste γ-energien MeV 85.1 %, aus 137m 56 Ba Cs a β MeV 94.4 % Compton-Kante Full Energy Peak β MeV 5.6 % γ MeV Ereignisse pro Kanal Ba stabil Compton-Kontinuum Energie [MeV] 2.5 mm Messing Kaufzeitpunkt September 1976 Aktivität zum Kaufzeitpunkt 3.7 MBq (100 µci) γ-zehntelwertsdicke in 2 cm Blei γ-dosisfaktor γ-dosisleistung in 1 m Abstand Vergleichswert: Durchschnittliche Strahlenbelastung eines Deutschen Γ H = 88.3 Ḣ = 0.20 µsv h Ḣ = 0.27 µsv h µsv m2 h GBq 4 Zu 9.3 % zerfällt der Kern nicht durch γ-strahlung, sondern durch innere Konversion: Die Anregungsenergie des Kerns wird auf ein Hüllenelektron übertragen, das dann emittiert wird.

7 2 DATEN ZU DEN VERWENDETEN PRÄPARATEN Thallium 204 Tl β -Emitter Wegen seiner niedrigen ist dieses Präparat bereits auf ca. 3 kbq abgeklungen, so dass mit langen Messzeiten gerechnet werden muss, wenn es für einen β-spektroskopischen Versuch eingesetzt wird Tl 3.78 a Zerfallsarten β % Elektroneneinfang (EC) 2.90 % Tochterkern β Pb t 1 > a 2 Tochterkern EC Hg stabil Wichtigste β -Endpunktsenergien MeV Wichtigste γ-energien Keine EC 2.90 % Tl 3.78 a b MeV % Hg stabil Pb stabil 0.05 mm Ni Kaufzeitpunkt September 1976 Aktivität zum Kaufzeitpunkt 370 kbq (10 µci)

8 2 DATEN ZU DEN VERWENDETEN PRÄPARATEN Radium 226 Ra α- und γ-emitter Ra 1600 a Zerfallsarten α 100 % Tochterkern Rn t 1 = d 2 Wichtigste α-energien MeV aus MeV aus MeV aus 222 Wichtigste γ-energien MeV aus Ra 88 Ra 86 Rn 88 Ra 86 Rn MeV aus 222 Weitere α-, β- und γ-emissionen aus den Tochterkernen, siehe Grafik zur Uran- Radium-Reihe und die am Ende dieses Skripts angegebene Literatur! 226 Ra Art des Präparats Stabförmig, im Glasgefäß; Leybold-Nr offen, mit Blende Kaufzeitpunkt April 1978 Aktivität zum Kaufzeitpunkt 330 kbq (9 µci)

9 2 DATEN ZU DEN VERWENDETEN PRÄPARATEN Thorium 232 Th α-emitter Aus dem Gefäß tritt in erster Linie das gasförmige Rn aus, dessen Tochterkern Po ist. In der Nebelkammer sind deswegen die α-teilchen aus diesen beiden en zu sehen. Das Gefäß darf nicht geöffnet werden; es genügt, die Klemme vom Plasteschlauch zu entfernen und das Gefäß ein- oder zweimal leicht zu drücken Th a Zerfallsarten α 100 % Weitere Kerne in der Zerfallsreihe Rn α-strahler, t 1 = 55.6 s Po α-strahler, t 1 = s 2 Wichtigste α-energien MeV % aus Rn MeV % aus Po 216 Po 220 Rn Art des Präparats 12 g Thoriumsalz im Plastikgefäß für Nebelkammer. Leybold- Heraeus Nr Natürlich. In natürlichem Thorium ist al- enzusammensetzung lerdings zu fast 100 % Th enthalten. Kaufzeitpunkt nach Dezember 1977 Aktivität zum 37 kbq (1 µci) Kaufzeitpunkt

10 2 DATEN ZU DEN VERWENDETEN PRÄPARATEN Americium 241 Am α-emitter Für Versuche in der evakuierbaren Glasröhre empfehlen sich die beiden blau markierten Quellen von Phywe, die oben ein Schraubgewinde haben Am a Zerfallsarten α 100 % Tochterkern Np α-strahler, t 1 = a 2 Wichtigste α-energien MeV 84.5 % MeV 13.0 % MeV 1.6 % a MeV 1.6 % a 13.0 % MeV Am a a MeV 84.5 % Np e6 a Amersham Buchler S 3974 Nds 5 3 µm Edelmetall Kaufzeitpunkt September 1976 Aktivität zum Kaufzeitpunkt 370 kbq (10 µci)

11 2 DATEN ZU DEN VERWENDETEN PRÄPARATEN 11 Stab kurz, Phywe Nr µm Edelmetall Kaufzeitpunkt Aktivität zum Kaufzeitpunkt 370 kbq (10 µci) Empfohlen für Versuche in der evakuierbaren Glasröhre. Phywe / Amersham Buchler Nr. S 6628, dünnes Austrittsfenster dünn; genaue Beschaffenheit ist nicht bekannt Kaufzeitpunkt ca Aktivität zum Kaufzeitpunkt 3.7 kbq (0.1 µci) Leybold-Heraeus Nr , im Glasgefäß 3 µm Gold Kaufzeitpunkt August 1977 Aktivität zum Kaufzeitpunkt 340 kbq (9 µci)

12 3 ALLGEMEINES ZUM STRAHLENSCHUTZ 12 3 Allgemeines zum Strahlenschutz Ionisierende Strahlung wie die von den im vorliegenden Skript beschriebenen Präparaten emittierte α-, β- und γ-strahlung ist für den menschlichen Organismus schädlich. Um die Schädigung zu quantifizieren, wird die Energiedosis D in der Einheit Gray gemessen, also die von ionisierender Strahlung in Materie deponierte Energie de pro Masseneinheit dm: D = de dm [D] = 1 Gy = 1 J kg Diese Energiedosis wird anschließend nach ihrer relativen Schädlichkeit für den menschlichen Organismus mit einem von der Strahlungsart abhängigen Strahlungs-Wichtungsfaktor 6 w R gewichtet. w R liegt dabei zum Beispiel für β- und γ-strahlung bei 1, für α-strahlung hingegen bei 20. Es ergibt sich die Äquivalentdosis H in der Einheit Sievert und die dazugehörige Äquivalentdosisleistung Ḣ = dh dt : H = w R de dm [H] = 1 Sv = 1 J kg Ein Bewohner der Bundesrepublik Deutschland erhält eine jährliche Äquivalentdosis von durchschnittlich 2.4 msv aus natürlichen und zusätzlich 2.0 msv aus künstlichen, vorrangig medizinischen, Quellen. Die Aufteilung der jährlichen Äquivalentdosis auf die verschiedenen Quellen ist in Abbildung 1 dargestellt. Wie man der Abbildung entnehmen kann, ist die wichtigste Quelle der natürlichen Strahlenbelastung α-emittierendes Radongas, das aus dem Erdinnern entweicht, eingeatmet wird und anschließend in der Lunge durch α-emission seine Schadwirkung entfaltet. Dieser Anteil der natürlichen Strahlenbelastung ist, genauso wie das ebenfalls α-emittierende 210 Po aus Zigarettenrauch und der von radioaktiven en im Körper verursachte Anteil, durch die allgemein verwendeten Dosisleistungsmessgeräte nicht nachweisbar. Die Anzeige eines Dosisleistungsmessgeräts spiegelt in der Regel nur den durch außerhalb des Körpers emittierte γ-strahlung verursachten Anteil der Strahlenbelastung wider. (1) (2) Medizin 2.0 msv/a Radon 1.4 msv/a Terrestrisch: 0.4 msv/a Kosmisch: 0.3 msv/a e im Körper: 0.3 msv/a Kernenergienutzung, alles andere: < 0.1 msv/a Abbildung 1: Durchschnittliche Strahlenbelastung der Bevölkerung der Bundesrepublik Deutschland. 6 Vor Inkrafttreten der novellierten Strahlenschutzverordnung 2001 wurde der Begriff des Qualitätsfaktors verwendet.

13 4 KONKRETE VERHALTENSREGELN ZUM STRAHLENSCHUTZ 13 4 Konkrete Verhaltensregeln zum Strahlenschutz Die für Studenten und Tutoren im Projektlabor durch den Umgang mit radioaktiven Stoffen im Rahmen des Praktikums möglichen Dosen sind gegenüber den in Abschnitt 3 genannten Dosen vernachlässigbar gering. Trotzdem müssen auch geringe Dosen entsprechend einem Grundprinzip des Strahlenschutzes so weit wie möglich minimiert werden. Hierzu sind einige allgemeine Strahlenschutzregeln zu beachten: Aktivität Abstand Aufenthaltsdauer Abschirmung.... Inkorporation... Aktivität minimieren: Immer nur mit den unbedingt erforderlichen Präparaten arbeiten. Nicht benötigte Präparate sind über den Tutor sofort an den Assistenten zurückzugeben. Abstand maximieren: Die Dosisleistung ist umgekehrt proportional zum Quadrat des Abstands. Aufenthaltsdauer minimieren: Die Zeit, die in der Nähe des Präparats verbracht werden muss, ist zu minimieren. Es ist zügig ohne Hast zu arbeiten. Durch geeignete Abschirmmaßnahmen lässt sich die Dosisleistung in der Regel erheblich verringern. Inkorporation vermeiden: Unter allen Umständen ist die Aufnahme radioaktiver Stoffe in den Körper zu vermeiden. Deswegen ist in Räumen, in denen sich radioaktive Präparate befinden, Essen, Trinken und Rauchen verboten. Nach dem Umgang mit radioaktiven Präparaten sind die Hände zu waschen. Die Umhüllung der Präparate darf keinesfalls beschädigt werden. Es folgen einige konkrete Hinweise je nach der Art des Präparats: 4.1 α-emitter Beim Umgang mit α-emittierenden radioaktiven Präparaten ist in erster Linie darauf zu achten, dass keine Teile des Präparats eingeatmet oder auf andere Art in den Körper aufgenommen (inkorporiert) werden, zum Beispiel durch Essen, Trinken, Rauchen, offene Wunden an den Händen, Vermischen mit auf die Haut aufgetragenen Kosmetikartikeln. Der Grund für diese Maßregel ist, dass α-strahlung mit einem Strahlungs-Wichtungsfaktor von w R = 20 stark schädigen kann, aber nur ein geringes Durchdringungsvermögen hat. Die Reichweite von α-strahlen in organischer Materie ist typisch geringer als 70 µm; sie werden beim Auftreffen auf unversehrte menschliche Haut also in der Regel bereits in der abgestorbenen obersten Hautschicht absorbiert, ohne lebende Zellen schädigen zu können. Beim Thorium-Präparat reicht es für die Durchführung des Nebelkammerversuchs aus, durch leichtes Drücken auf die Plastikflasche mit dem Thorium das Radon-Gas, die sogenannte Thorium- Emanation, zum Entweichen zu bringen. Ein öffnen oder anderweitiges Manipulieren der Flasche ist verboten! Für die Abschirmung direkter α-strahlung reicht in der Regel ein Blatt Papier oder eine dünne Glasscheibe aus. 4.2 β-emitter Das Projektlabor besitzt eine Vielzahl von β-γ-emittern, bei denen in der Regel allerdings bereits durch die Umhüllung des Präparats ein Austreten der β-strahlung verhindert wird. Diese Präparate werden im nachfolgenden Abschnitt behandelt; hier ist deswegen nur von den 22 Na-, 90 Sr- und 204 Tl-Präparaten die Rede. Bei der Abschirmung von β-strahlung durch Materialien hoher Ordnungszahl wie zum Beispiel Blei ist zu beachten, dass beim Stoppen von β-strahlung Röntgen-Bremsstrahlung entsteht,

14 LITERATURHINWEISE 14 die wiederum abgeschirmt werden muss, beispielsweise durch eine geeignete Wandstärke an Blei. 4.3 γ-emitter Bei den γ-spektroskopischen Versuchen zeigt sich in der Regel ein hoher Compton-Untergrund, wenn in der Nähe von Präparat oder Detektor Blei zur Abschirmung verwendet wird. Deswegen ist es zweckmäßig, eine Blei-Abschirmmauer nicht dort, sondern am Aufenthaltsort der zu schützenden Person zu errichten. Gleichzeitig ist der Versuchsaufbau durch volles Ausnutzen der zur Verfügung stehenden Kabellängen so zu gestalten, dass sich die Experimentatoren stets in größtmöglicher Entfernung vom Präparat aufhalten. Man beachte, dass die in der Regel stabförmig gebauten γ-präparate in alle Raumrichtungen gleichermaßen emittieren, also auch nach hinten! Literaturhinweise [Lund1998] WWW Table of Radioactive es. The Lund / LBNL Nuclear Data Search. Preliminary version (beta 1.0), 7 April By S.Y.F. Chu, L.P. Ekström, and R.B. Firestone. Hier gibts alle kernphysikalischen Grundinformationen. Im Internet erreichbar unter der Adresse: [Musiol1988] G. Musiol, J. Ranft, R. Reif, D. Seeliger: Kern- und Elementarteilchenphysik. VCH: Weinheim Ein Standardwerk zur Kernphysik in deutscher Sprache. [Petzold1988] Wolfgang Petzold und Hanno Krieger: Strahlenphysik, Dosimetrie und Strahlenschutz. Band 1: Grundlagen. 2. Auflage: B.G. Teubner Verlag, Stuttgart [Schuricht1975] Volkmar Schuricht: Strahlenschutzphysik. VEB Deutscher Verlag der Wissenschaften, Berlin [Table1978] Table of es. Edited by C. Lederer and V. Shirley. 7th edition: New York [Vogt1992] Hans-Gerrit Vogt, Heinrich Schultz: Grundzüge des praktischen Strahlenschutzes. 2., vollständig neubearbeitete Auflage. Carl Hanser: München Enthält viele grundlegende Erläuterungen und Daten zum Strahlenschutz.