Skript - an der Hochschule für Technik und Wirtschaft des Saarlandes

Skript
Dosimetrie ionisierender Strahlung
Prof.Dr.rer.nat K.-H.Folkerts
Hochschule für Technik und Wirtschaft des Saarlandes
FB GIS Labor für Kernstrahlungsmeßtechnik und Strahlenschutz
Saarbrücken, April 2005
Goebenstr. 40
66117 Saarbrücken

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
inhaltdoskap
Inhaltsverzeichnis
1. Einleitung
2. Strahlenschutz ionisierender Strahlung 2
2.1 Allgemeine Dosisbegriffe 2
2.1.1 Energiedosis D
2.1.2 Ionendosis und Ionendosisleistung 4
2.1.3 Das lineare Energieübertragungsvermögen 6
2.2 Dosisbegriffe für den Strahlenschutz 7
2.2.1 Körperdosisgrößen 8
2.2.2 Dosis-Meßgrößen 12
2.3 Einfache Berechnung von Strahlenexpositionen aus den
Daten der Quelle
2.3.1 Quadratisches Abstandsgesetz 15
2.3.2 Einfache Methoden zur Dosisberechnung für
α- und niederenergetische β-Strahler 17
2.4 Strahlenbiologische Grundlagen des Strahlenschutzes
2.4.1 Einführung 20
2.4.2 Wechselwirkung von Strahlung mit biologischen
Strukturen 20
2.4.3 Makroskopische Strahlenwirkung, Strahlenschäden 25
2.4.3.1 Deterministische Effekte 25
2.4.3.2 Stochastische Schäden 28
2.4.4 Ableitung von Grenzwerten im Strahlenschutz 34
2.5 Die natürliche und zivilisatorische Strahlenexposition des Menschen
2.5.1 Die natürliche Strahlenexposition 36
2.5.2 Die zivilisatorische Strahlenexposition des Menschen 45
2.6 Praktischer Strahlenschutz
2.6.1 Strahlenschutzgesetze und Grenzwerte 50
2.6.2 Meßtechnische Überwachung 55
2.6.3 Abschätzung der Strahlenexposition bei der
Inkorporation von Radionukliden 62
2.6.4 Berechnung von Abschirmungen und Schutzwänden 65
3. Nichtionisierende Strahlung 73
3.1 Optische Strahlung 73
3.1.1 UV-Strahlung 73
3.1.2 Laser-Strahlung 76
3.2 Hochfrequenz- (HF) Strahlung 80
3.3 Niederfrequente und statische Felder 87
ii

Vorlesung Dosimetrie und Strahlenschutz
1. Einleitung
Gegenstand der Betrachtungen ist der Schutz des Menschen vor der Einwirkung ionisierender
und nichtionisierender Strahlung.
Anwendung der Strahlungsarten ist weit verbreitet: Forschung, Technik, Medizin.
Strahlenschutz ist notwendig, da ionisierende und nichtionisierende Strahlung zu gesundheitsschädlichen
Effekten führen können. → Schutzvorschriften.
Begriffsbestimmungen:
Ionisierende Strahlung:
„Ionisierende Strahlung ist eine Strahlung, die aus Teilchen oder Photonen besteht, die ein
permanentes Gas direkt oder indirekt durch Stoß zu ionisieren vermögen.“
(Teilchen mit Energien oberhalb von 1keV gehören eindeutig zu den ionisierenden Strahlen.)
Direkt ionisierende Strahlung: Besteht aus geladenen Teilchen (Z.B. Elektronen, α-
Teilchen, etc. ) die das Gas unmittelbar durch Stoß ionisieren.
Indirekt ionisierende Strahlung: Besteht aus ungeladenen Teilchen (z.B. Neutronen) oder
Photonen, die in der lage sind Energie auf geladene Teilche zu übertragen, die ihrerseits das
Gas ionisieren.
Teilchenstrahlung (Korpuskularstrahlung): Teilchen mit Ruhemasse (z.B. Elektronen, β-
Teilchen, Protonen, α-Teilchen)
Photonenstrahlung (Teilchen ohne Ruhemasse): elektromagnetische Strahlung (z.B. γ-
Strahlung, Röntgenstrahlung.)
Quellen ionisierender Strahlung:
- Radionuklide (Radioaktivität)
Natürlich (Kosmische Strahlung, Uran etc)
Künstlich (z.B. Kernkraftwerke )
- Technische Prozesse wie: Röntgenröhren, Beschleuniger, Störstrahler (Bildröhren,
Schweißgeräte etc.)
Nichtionisierende Strahlung
Die nichtionisierende Strahlung ist nicht so einheitlich zu definieren wie die ionisierende, da
hier eine Vielzahl unterschiedlicher physikalischer Effekte zu betrachten sind.
Beispiele für nichtionisierende Strahlung:
- Laser
- UV
- Radar
- Mikrowellen
- Radiowellen
- Statische elektrische und magnetische Felder
- Magnetische Wechselfelder
- Ultraschall
-
Bis auf die UV -Strahlung resultieren die nichtionisierenden Strahlen praktische alle aus
künstlichen (zivilisatorische) Quellen.

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz
Die praktischen Richtlinien des Strahlenschutzes basieren auf wissenschaftlichen Erkenntnissen
und werden jeweils den neuesten Forschungsergebnissen und politischen Entwicklungen
angepaßt.
→ Novellierung der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) in 2001 sowie Röntgenverordnung
in 2003.
Änderungen von Grenzwerten beispielsweise, erfordern eine Gesetzesänderung.
Im Folgenden soll zunächst der Strahlenschutz bei ionisierender Strahlung behandelt und im
Anschluß daran ein Überblick der Situation bei den nichtionisierenden Strahlen gegeben
werden.
2. Strahlenschutz bei ionisierender Strahlung.
Es ist bekannt, daß ionisierende Strahlung gesundheitsschädliche Effekte hat.
z.B.: Ionisierende Strahlung wirkt kanzerogen. → s. Überlebende Hiroshima, Nagasaki.
Hauptziel des Strahlenschutzes Kenntnis des Zusammenhanges zwischen Strahleneinwirkung
auf den Menschen und dem daraus resultierenden Risiko. → Dosis-
Wirkungsbeziehung.
Zur Quantifizierung der „Menge der mit dem Körpergewebe eines Menschen wechselwirkenden
Strahlung“, hat man sogenannte Dosisbegriffe eingeführt.
Es sind für die vielfältigen Anwendungszwecke eine ganze Reihe unterschiedlicher Dosisbegriffe
eingführt worden. Man kann diese Dosisbegriffe grob einteilen in:
doskap1
- Allgemeine oder physikalische Dosisbegriffe (meßbar)
- Dosisbegriffe für den Strahlenschutz (nicht meßbar, jedoch ableitbar aus den allgemeinen
Dosisbegriffen)
Dosisbegriffe für den Strahlenschutz: Neben dem reinen Energieübertrag durch die Strahlung
wird hierbei noch die Reaktion des biologischen Gewebes bei der Dosisbestimmung
berücksichtigt.
2.1 Allgemeine Dosisbegriffe
2.1.1 Energiedosis D
Das fundamentale Dosismaß in der Dosimetrie ist die Energiedosis D. Man betrachte zur
Definition dieser Größe ein Volumen dV der Dichte ρ irgendeiner Art von Materie. Für die
Masse des Materievolumens gilt dann: dm = ρ⋅dV.
Rex
dV, ρ
Ri
Auf ein Material übertragene Energie ε.
∑
ε = − R + Q
Rin ex
ε: Auf das Material durch ionisierende Strahlung übertragene
Energie
Rin: Summe der Energien (ohne Ruheenergie) aller direkt
oder indirekt ionisierenden Teilchen die in das Volumen
eintreten.
2

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Rex: Summe der Energien aller direkt oder indirekt ionisierenden Teilchen, die das Volumen
verlassen.
ΣQ: Summe der Reaktions- und Umwandlungsenergien aller Kern- und Elementarteilchenprozesse
die im Volumen dV stattfinden.
Energiedosis D und Energiedosisleistung D & :
Definition:
doskap1
dε
1 dε
J J
D = = ⋅ ; [ D ] = a 1 = 1Gy
( Gray)
dm ρ dV kg kg
d ε : mittlere durch ionisierende Strahlung auf das Material übertragene Energie im Volumenelement
dV.
Die Energiedosis ist für jedes Material definiert. Meint man ein bestimmtes Material, so sagt
man: Wasser-Energiedosis DW, Luft-Energiedosis DL usw.
Energiedosisleistung D & :
Definition: & dD
= [ D&
]
J Gy
D = = =
dt kg ⋅ s s
Ist eine zeitabhängige Energiedosisleistung gegeben, so ergibt sich die erhaltene Energiedosis
in einem Expositionsintervall texp zu:
texp
D = ∫ D&
( t)
⋅ dt
0
W
kg
D = D ⋅ t & ;
Ist die Energiedosisleistung konstant gilt einfach: exp
Anmerkung: Die Einheit der Energiedosis bzw. Energiedosisleistung ist eine SI-Größe. Die
im praktischen Strahlenschutz auftretenden Energiedosen sind i.a. wesentlich kleiner. Typische
Werte: µGy/h und mGy/h. Die natürliche Umgebungsstrahlung liefert eine Energiedosisleistung
von etwa: 0.1 – 0.2 µGy/h. Zur weiteren Orientierung sei die LD50 (Letaldosis des
Menschen, bei der 50% eines bestrahlten Kollektivs sterben) angegeben:
LD50 ≅ 4 - 5 Gy: das heißt bei D & = 1Gy/s ist die Letaldosis nach 5 Sekunden erreicht.
Meßbarkeit der Energiedosis. Energieübertragung führt letztlich zur Erwärmung des Körpers
→ Kalorimetrische Bestimmung der Energiedosis → Messung der Temperaturerhöhung.
Abschätzung des zu erwartenden Effektes: Körpergewebe ersetzt durch Wasser.
J
∆Q
J
cH O = 4190 → ∆Q = m ⋅c
⋅ ∆T
a = D = c ⋅ ∆T
= 4190 ⋅1K
.
2 kg ⋅ K
m
kg ⋅ K
Man benötigt also 4190 Gy (J/kg) um eine Temperaturerhöhung von 1K = 1 0 C zu erreichen.
Bei der LD50 = 4Gy ergäbe sich daher eine Temperaturerhöhung von etwa 1 mK. Bei normalen
Expositionen im Bereich von mGy bzw. µGy ergeben sich dann Temperaturerhöhungen
im Bereich von µK bis nK. Dies ist in der Praxis nicht meßbar.
Zur meßtechnischen Bestimmung der Energiedosis führt man daher weitere Dosigrößen ein,
deren Definition an der Meßbarkeit orientiert sind. Die Energiedosis läßt sich daraus mittels
geeigneter Korrektionen ermitteln.
3

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Eine eng mit der Energiedosis D verknüpfte Dosisgröße ist die KERMA (Kinetic Energy Released
in Matter)
Definition:
doskap1
e -
dma
dEtr
1 dEtr
J
K = = [ K ] = = Gy
dm ρ dV kg
dEtr : Summe der Anfangswerte der kinetischen Energie aller geladenen Teilchen, die von
indirekt ionisierender Strahlung aus dem Material in einem Volumenelement dV freigesetzt
wurden.
dm: Massenelement; ρ: Dichte.
Die KERMA ist ebenfalls für jedes beliebige Material definiert. Bsp: Luftkerma Ka, Wasserkerma
KW.
Kermaleistung: & dK
= [ K&
]
K =
dt
e -
Gy
s
Die KERMA berücksichtigt also nicht die tatsächlich ans Material übertragene Energie, sondern
die unmittelbar auf die Sekundärteilchen übertragene Energie.
D ≤ ; Ist die Reichweite der erzeugten Sekundärteilchen kleiner als
Grundsätzlich gilt: K
die Grenzen des betrachteten Volumenelementes gilt: D = K
e -
1
dV
2
2.1.2 Ionendosis und Ionendosisleistung.
Wird das Elektron auf Weg 1 emittiert, wird seine Energie
vollständig im Volumenelement dV absorbiert → D = K.
Auf Weg zwei wird nur ein Teil der Energie in dV deponiert.
→ D < K.
Eine in der Dosimetrie wichtige und auch meßtechnisch verhältnismäßig einfach zu ermittelnde
Dosisgröße ist die Ionendosis. Man betrachte dazu ein Volumen bzw. Massenelement
dma Luft.
Durch Wechselwirkung der Strahlung mit der Luft werden
Ionenpaare und damit elektrische Ladungsträger gebildet. Die
erzeugte elektrische Ladung ist ein Maß für den
Energieübertrag durch ionisierende Strahlung.
dQ
dm
dQ
dV
Definition: J = = ⋅ [ J ]
dQ: Betrag der elektrischen Ladung der Ionen eins Vorzeichens, die in Luft im
Volumenelement dVa durch ionisierende Strahlung gebildet werden.
ρ a : Dichte der Luft.
(Alte Einheit der Ionendosis: Röntgen R: Umrechnung: 1R = 2.58⋅10 -4 C/kg.)
a
1
ρ
a
a
=
C
kg
4

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Ionendosisleistung: & dJ
= [ J&
]
doskap1
i d d G b t
C
J = =
dt kg ⋅ s
Messung der Ionendosisleistung mit der Ionisationskammer.
e -
⊕
I K
Für die Ionendosis gilt dann: J = J&
⋅ ∆t
= ⋅ ∆t
ρ ⋅V
a
A
kg
K
Aus obiger Definition ergibt sich die
Ionendosisleistung durch Messung
des Kammerstromes IK und der Masse
ma der in der Kammer befindlichen
Luft. Es gilt:
I
J&
=
m
K
a
I K =
ρ ⋅V
Zusammenhang zwischen Ionendosis und Energiedosis in Luft: Es gilt:
dε
E
= ≈
dm m
Nion
⋅ w Q ⋅ w w I K ⋅∆t
w
= = = ⋅ = ⋅ J&
⋅∆t
a D ∝ J&
m e⋅
m e m e
Da tr
a
a a a
a
a
mit: Da: Energiedosis in Luft; Etr: Übertragene Energie; Nion: Zahl der erzeugten Ionen eines
Vorzeichens; w: w-Wert von Luft (~ 34eV); e: Elementarladung e = 1.6⋅10 -19 C;
Die Energiedosis ist also direkt proportional zur Ionendosis. Damit die Einheit der Energiedosis
in Gy herauskommt ist noch ein „Einheitenanpassungsfaktor“ erforderlich. Es gilt:
⎡ Q ⋅ w ⎤
⎢ ⎥
⎣e
⋅ ma
⎦
m = ρ ⋅ V
a
C ⋅eV
C ⋅ kg
1.
6⋅10
kg
−19
−19
[ ] = = =
a D = 1.
6⋅10
⋅ J&
⋅ ∆t
D a
Gewebe-Luftfaktor als Funktion der Strahlungsener-
a
I
K
J
U
w
e
(w in eV, ∆t in s).
a
K
Die Messung der Ionendosis in Luft liefert
die Energiedosis für Luft. Will man
die Energiedosis in Gewebe ermitteln ist
die Energiedosis für Luft noch mit einem
Faktor zu multiplizieren, der die unterschiedlichen
Absorptionseigenschaften
des Gewebes gegenüber Luft berücksichtigt.
→ Gewebe-Luftfaktor fGL. Es
gilt:
D = f ⋅ D
Gewebe
GL
Der Gewebeluftfaktor ist abhängig vom
Gewebe und abhängig von der Strahlenenergie.
(s.Abbildung).
a
5

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Für Weichteilgewebe (z.Bsp. Muskulatur) ist fGL praktisch gleich 1. Daher gilt für Strahlenschutztwecke
in guter Näherung:
doskap1
D ≈ D
WG
Für andere Gewebetypen ist entsprechend zu korrigieren.
a
Bsp.: In einer Ionisationskammer wird ein Strom von I = 5pA gemessen. Das Volumen
der Kammer betrage V = 10l.
Der Luftdruck betrage p = 1000mbar bei einer Temperatur von υ = 23 0 C. Wie groß ist die
Energiedosis in Luft?
Für die Energiedosis gilt:
D&
a
= 1.
6 ⋅10
w
⋅ ⋅ J&
= 1.
6 ⋅10
e
−19 −19
w ⋅ I
⋅
e ⋅ m
Für die Masse der Luft gilt: ma = ρ a ⋅VK
Die Dichte der Luft beträgt unter Normalbedingungen
(p = 10013mbar und C
0
kg
ϑ = 0 .) ρ a = 1.
293 . 3
m
Nach Gasgesetzen gilt:
p1
ρ ⋅T
p0
=
ρ ⋅T
a
p1
⋅T0
1000⋅
273.
15 kg
ρ1
= ρ0
⋅ = 1.
293⋅
= 1.
18 3
p ⋅T
1013⋅
296.
15 m
1
1
0
0
Damit gilt für die Energiedosis Da:
Da −19
34
. 6 ⋅10
⋅ −19
1.
6 ⋅10
−
5 ⋅10
⋅
1.
18 ⋅10
= 1 −2
0
12
1
Gy µ Gy
= 1.
44 = 51.
86
s h
2.1.3 Das lineare Energieübertragungsvermögen LET
a
Das Ausmaß biologischer Wirkungen ionisierender
Strahlung hängt nicht nur von der Energiedosis ab,
sondern neben anderen Effekten (s. Kap. über Dosisgrößen
im Strahlenschutz) auch von der Art mikroskopischen
Verteilung der „Energieportionen“ bei der Energieübertragung.
Zur Beschreibung der lokalen Abgabe von Energie
durch ionisierende Strahlung wurde das lineare Energieübertragungsvermögen
(engl.: linear energy transfer)
LET eingeführt. Die Definition lautet:
Der lineare Energietransfer LET geladener Teilchen in
einem Medium ist der Quotient aus dem mittleren Energieverlust
dE, den das Teilchen durch Stöße erleidet,
bei denen der Energieverlust kleiner ist als eine
vorgegebene Energie ∆ und dem dabei zurückgelegten
Weg ds.
⎡dE
⎤
LET =
⎢ ds ⎥
⎣ ⎦
∆
[ LET ]
keV
=
µ m
6

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Betrachtet man beliebige Energieübertragungen so gilt: ∆ = ∞. Der LET stimmt in diesem Fall
mit dem Bremsvermögen S überein.
→ Der LET ist nicht konstant, sondern ändert sich mit der Teilchenenergie. Er ändert sich
also bei der Passage des Teilchens durch Materie.
keV
Begriffe. Locker ionisierende Strahlung: L∞ < 3.
5
µ
keV
Dicht ionisierende Strahlung: L∞
> 3.
5
µ m
Faustregel: Ionisierende Strahlung ist strahlenbiologisch umso wirksamer, je größer der LET
der Strahlung ist.
Beispiele: LET∞ in Wasser.
Elektronen:
Energie in keV 50 200 1000 2000
LET in keV/µm 0.6 0.27 0.18 0.18
Alpha-Teilchen:
Energie in keV 200 1000 5000 10000
LET in keV/µm 200 230 100 60
doskap1
2.2 Dosisbegriffe für den Strahlenschutz
Begründung für das Einführen spezieller Dosisgrößen für den Strahlenschutz.
→ Strahlenbiologische Experimente zeigen: Unterschiedliche Strahlenarten, sowie unterschiedliche
Bedingungen bei der Exposition führen trotz gleicher Energiedosen zu unterschiedlichen
biologischen Wirkungen.
Milieufaktoren
Gewebeart
Energiedosis
Strahlenwirkung
Räumliche
Dosisverteilung
Strahlenart
Damit Strahlenexpositionen, die unter verschiedenen Bedingungen erhalten wurden bzgl.
des damit verbundenen Risikos miteinander vergleichbar gemacht werden können, führt man
neue „gewichtete“ Dosisgrößen ein.
7
Zeitliche
Dosisverteilung

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Neue Dosisgrößen gehen zurück auf ICRP –Empfehlung von 1990 (ICRP: International Comittee
on Radiological Protection)
Übernahme in deutsche Strahlenschutzgesetzgebung in Strl.Sch.V von Aug 2001 sowie RöV
von 2003.
Konzept der Dosisgrößen im Strahlenschutz
Die neuen Dosiskategorien im Strahlenschutz lassen sich in zwei Kategorien einteilen.
doskap1
- Körperdosisgrößen; (Dienen zum Festlegen von Grenzwerten)
- Dosis-Meßgrößen (Schätzwerte für die i.a. nicht meßbaren Körperdosisgrößen)
2.2.1 Körperdosisgrößen
Die Energiedosis D bildet die Basis für die Abschätzung möglicher Schäden aufgrund der
Einwirkung ionisierender Strahlung auf den Menschen. Im praktischen Strahlenschutz interessiert
dabei i.a. nur das Risiko sogenannter stochastischer Effekte (Tumorinzidenz, genet.Schäden).
Das Auftreten derartiger Effekte ist sowohl von der Art des bestrahlten Gewebes,
von der Art der Strahlung (Photonen, Neutronen, α-, β-Teilchen etc.) und den Umständen
der Bestrahlung (Dosisleistung, zeitliche Verteilung etc.) abhängig.
Bezeichnet man mit: D T,
R:
die mittlere Energiedosis in einem Organ T durch eine Strahlungsart
R, dann ist die Organäquivalentdosis H T durch die gewichtete Summe der Energiedosen
D T,
R gegeben. Es gilt:
J J
H T = ∑ wR
⋅ DT
, R [ HT ] = 1 = 1Sievert
= 1Sv
R
kg kg
wR : Dimensionslose Strahlungswichtungsfaktoren, die die unterschiedliche strahlenbiologische
Wirksamkeit der verschiedenen Strahlenarten und Strahlenenergien berücksichtigen.
Der Zahlenwert der Wichtungsfaktoren für eine Strahlenart und Energie der Strahlung wurde
so gewählt, daß er repräsentativ bzgl. der biologischen Wirksamkeit bei der Induzierung
stochastischer Effekte bei niedrigen Dosen ist. [1].
Das heißt: Der Begriff der Organäquivalentdosis und auch der weiter unten zu definierenden
Effektiven Dosis bezieht sich nur auf die Abschätzung des stochastischen Risikos
(Tumorinzidenz, genet.Schäden) bei niedrigen Dosen. Bei hohen Strahlendosen
oder bei der Abschätzung deterministischer Strahlenschäden ist der Begriff der Organäquivalentdosis
(Effektive Dosis) nicht definiert und daher nicht sinnvoll anwendbar.
Die Zahlenwerte der Strahlungswichtungsfaktoren ersetzen den bis zur Novellierung der
Strl.Sch.V. zur Bestimmung der Äquivalentdosis verwendeten Qualitätsfaktor Q. Die Zahlenwerte
entsprechen, bis auf die Zahlen für Neutronen, den Zahlenwerten der Qualitätsfaktoren
der alten Strahlenschutzverordnung. Die Tabelle zeigt die geltenden Strahlungswichtungsfaktoren
nach Strl.Sch.V.2001
8

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz
Strahlungswichtungsfaktoren nach Strl.Sch.V. 2001
Für Photonen, Elektronen und Myonen ist der Wichtungsfaktor unabhängig von der Energie
gleich 1. Alphateilchen und schwere Rückstoßkerne werden, wie schon in der alten
Strl.Sch.V mit einem Faktor 20 bewertet. Sie weisen also die höchste strahlenbiologische
Wirksamkeit auf. Bei Neutronen variiert der der Strahlungswichtungsfaktor mit der Neutronenenergie
En. Die Abbildung zeigt die Energieabhängigkeit des Strahlungswichtungsfaktors
für Neutronen.
Wie die Abbildung zeigt, sind Neutronen mit einer Energie um 1 MeV strahlenbiologisch am
wirksamsten. Langsame bzw. schnelle Neutronen werden dagegen nur mit einem Faktor 5
gewertet.
Werden jetzt mehrere Organe oder der ganze Körper exponiert, so muß über die einzelnen
Organdosen summiert werden. Da jedoch die einzelnen Organe unterschiedliche Strahlenempfindlichkeiten
bzgl. stochastischer Effekte aufweisen, werden die einzelnen Organdosen
mit gewebe- bzw. organspezifischen Wichtungsfaktoren w T multipliziert. Man erhält dann
die effektive Dosis E. Die Effektive Dosis ersetzt die bislang gebräuchliche effektive Äquivalentdosis
H E.
Eine derartige, auf den ganzen Körper bezogene Größe kann sowohl bei homogener
Exposition des gesamtem Körpers als auch bei einer Teilkörperexposition in gleicher
Weise in Beziehung zum Strahlenrisiko gesetzt werden und ist deshalb eine geeignete
Größe zur Angabe von Grenzwerten bei Strahlenexpositionen.
doskap1
w R
20
15
10
7.5
5
w
R
= 5 + 17 ⋅ e
2
−(ln(
2⋅E
n))
/ 6
1.0 10
Strahlungswichtungsfaktoren als Funktion der Neutronenenergie
1
10 -1
10 -2
10
-3
10
-5
1
Neutronenenergie in MeV
10 2
9

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Es gilt:
E = ∑ wT
⋅ HT
= ∑wT⋅∑w T
doskap1
T R
R
⋅ D
T , R
[ E]
= J / kg;
1J
/ kg = 1Sv
Auch die effektive Dosis wird in Sievert angegeben. Auch hier gilt: Die effektive Dosis ist nur
zur Abschätzung des stochastischen Risikos bei niedrigen Expositionen definiert. Der Anwendungsbereich
liegt etwa: E 250mSv
0 ≤ ≤
Die Gewebewichtungsfaktoren sind in der folgenden Tabelle nach Strl.Sch.V 2001 angegeben.
Die Werte entsprechen einer über Männer und Frauen und einen großen Altersbereich
von Erwachsenen gemittelten Verteilung.
Gewebe-Wichtungsfaktoren w T für verschiedene Organe oder Gewebe.
Die Gewebewichtungsfaktoren sind auf 1 normiert, so daß gilt: ∑ w = 1. Eine Ganzkörper-
exposition wird daher mit w G . K.
= 1 bewertet.
Die Größe des Zahlenwertes der Wichtungsfaktoren ist ein Anhaltspunkt für die Strahlenempfindlichkeit
eines Gewebes. Die Lunge wird im Vergleich zur Schilddrüse oder zur Haut
wesentlich stärker gewichtet.
Beispiele:
1.) Eine Person erhalte eine Lungendosis durch Photonen in Höhe von DT = 10mGy
. Wie
groß ist die Organäquivalentdosis und die resultierende effektive Dosis E?
Es gilt: w ⋅ D = w ⋅ D = 1⋅10
mGy = 10 mSv ;
HT = ∑
R
R T , R γ L,
γ
Die Organäquivalentdosis beträgt 10mSv.
Für die effektive Dosis E gilt dann:
E = ∑ wT
⋅ HT
= wL
⋅ H L = 0 . 12⋅10mSv
= 1.
2mSv
T
Die effektive Dosis beträgt dagegen E = 1.2 mSv.
T
T
10

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz
Das heißt: Eine reine Organdosis von 10mSv der Lunge beinhaltet das gleiche stochast. Risiko
wie eine Ganzkörperdosis von 1.2mSv.
2.) Eine Person erhalte eine Ganzkörperdosis durch Photonen von Dγ = 1mGy und zusätzlich
durch Neutronen unbekannter Energie Dn = 0.05mGy. Wie groß ist jeweils die effektive Dosis
E?
Es gilt: E = ∑ wT
⋅ HT
; Hier liegt eine Ganzkörperexposition vor, so daß gilt:
T
G.
K .
doskap1
1; HT
= wR
DG.
K .
w = ⋅ →
Neutronen: Bei unbekannter Energie der Neutronen verwendet man den höchsten Strahlungswichtungsfaktor.
D.h.: wn = 20 a E = wn
⋅ Dn,
G.
K.
= 20⋅
0.
05mGy
= 1mSv
Für die Photonen gilt: w ⋅ D = 1⋅1mGy
= 1mSv
E = γ γ , G.
K.
Beide Expositionen führen zur gleichen Effektiven Dosis (gleiches Strahlenrisiko), obwohl die
Energiedosen stark unterschiedlich sind.
Die Zahlenwerte für die Strahlungswichtungsfaktoren werden aus der Erfahrung und aus
strahlenbiologischen Versuchen aus den relativen biologischen Wirksamkeiten der Strahlungsarten
ermittelt. Die Abbildung zeigt das Ergebnis eines Bestrahlungsversuchs an Mäusepopulationen.
Als strahlenbiologischer Effekt wurde die LD50 genommen. Man erkennt,
daß bei Bestrahlung mit Photonen (Röntgenstrahlung) eine wesentlich höhere Energiedosis
erforderlich ist um den gleichen Effekt hervorzurufen, wie wenn die Bestrahlung mit Neutronen
erfolgt.
Überleben nach Einzelbestrah-
1
0.9
0.8
0.7
0.6
05
0.4
Neutronen
Röntgen
0 LD50 5 10 15 20
Energiedosis in Gy
Schematisiert LD50 für Neutronen und Röntgenstrahlung nach
Einzelbestrahlung an Mäusen.
11

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2.2.2 Dosis-Meßgrößen
Körperdosen sind in der Regel nicht meßbar, da sie als Mittelwerte über Organe und Gewebe
in Personen definiert sind. Um eine Aussage über die Körperdosen strahlenexponierter
Personen machen zu können, führt man für extern einfallende Strahlung zusätzlich Größen
ein, die einerseits meßbar und andererseits unter realistischen Expositionsbedingungen eine
Abschätzung für die Körperdosen liefern können. Diese Dosis-Meßgrößen sind.
doskap1
- Ortsdosis; Einheit: Sv
- Personendosis; Einheit: Sv
Ortsdosis: Die Ortsdosis ist die Äquivalentdosis in Weichteilgewebe gemessen an
einem bestimmten Ort. Die Ortsdosis liefert einen Schätzwert für die effektive Dosis, die
eine Person erhielte, wenn sie sich an diesem Ort aufhalten würde. Messungen der Ortsdosis
dienen dem präventiven Strahlenschutz. Ortsdosismessungen liefern Daten zur Einrichtung
von Strahlenschutzbereichen wie , Sperr- und Kontrollbereiche.
Personendosis: Die Personendosis ist die Äquivalentdosis in Weichteilgewebe gemessen
an einer für die Strahlenexposition repräsentativen Stelle der Körperoberfläche.
Die Personendosis ist ein individuelles Maß für die Exposition einer einzelnen Person durch
externe Strahlung und wird in der Regel durch ein Dosimeter (Personendosimeter), das von
der Person getragen wird, gemessen.
Orts-und Personendosis bedürfen als Meßgrößen einer physikalisch eindeutigen Definition.
Im folgenden sollen diese neuen Meßgrößen kurz besprochen werden.
Im Gegensatz zu den neuen Körperdosen sind die neuen Meßgrößen unverändert als „Äquivalentdosis
an einem Punkt“ durch das Produkt aus Energiedosis D und Qualitätsfaktor Q an
diesem Punkt definiert.
H = Q ⋅ D
Die Einheit der Äquivalentdosis ist das Sievert. Der Qualitätsfaktor Q wurde eingeführt, um
die durch die geladenen Teilchen erzeugte Energiedosis hinsichtlich ihrer unterschiedlichen
biologischen Wirksamkeit zu wichten. Der Qualitätsfaktor ist eine Funktion des LET (Linearer
Energietransfer) der Strahlung. (s. Abb. 2.8) Der Qualitätsfaktor in einem Punkt im Gewebe
ist dann als gewichteter Mittelwert gegeben durch:
1
Q = ⋅∫
Q(
L)
⋅ DL
⋅ dL
D
Q(L) ist die Abhängigkeit von Q vom LET.
L
Das ICRU (International Commission on Radiological Units and Measurements) Kugelphantom:
Die neuen Ortsdosis-Meßgrößen sind für alle Strahlenarten in Zusammenhang mit einem
Phantom definiert. Dieses Phantom ist die ICRU-Kugel, eine Kugel von 30cm Durchmesser
aus gewebeäquivalentem Plastik (Dichte 1g/cm3; Massenzusammensetzung 76.2% Sauerstoff,
11.1% Kohlenstoff, 10.1% Wasserstoff und 2.6% Stickstoff.) Sie nähert den menschlichen
Körper hinsichtlich der Streuung und Schwächung der betrachteten Strahlenfelder hinreichend
an.
12

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz
30
20
10
1
doskap1
Q(L)
1; L 100 keV/ µm
γ, Röntgen, β-Strl.
α-Strl.
1 5 10 50 100
500
Abb.: 2.8 Abhängigkeit des Qualitätsfaktors Q vom LET der Strahlung.
Ortsdosis-Meßgrößen:
Bei den Ortsdosis-Meßgrößen trägt man der Tatsache Rechnung, daß man Schätzwerte für
zwei Arten von Körperdosen benötigt.
- bei durchdringender Strahlung einen Schätzwert für die effektive Dosis,
- bei Strahlung geringer Eindringtiefe einen Schätzwert für die lokale Hautdosis
oder die Augenlinsendosis.
Ortsdosis-Meßgröße für durchdringende Strahlung
LET in keV/
LET in
Die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) am interssierenden Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld
ist die Äquivalentdosis, die im zugehörigen ausgerichteten und aufgeweiteten
Strahlungsfeld in 10mm Tiefe in der ICRU-Kugel auf dem der Strahleneinfallsrichtung entgegengesetzten
Radiusvektor erzeugt würde.
Mit H*(10) erhält man einen konservativen Schätzwert für die effektive Dosis.
13

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz
Ortsdosis-Meßgröße für Strahlung geringer Eindringtiefe
Die Richtungs-Äquivalentdosis H`(0.07,Ω) am interessierenden Punkt im tatsächlichen
Strahlungsfeld ist die Äquivalentdosis, die im zugehörigen aufgeweiteten Strahlungsfeld in
0.07mm Tiefe auf einem in festgelegter Richtung Ω orientierten Radius der ICRU-Kugel erzeugt
würde.
Personendosis-Meßgrößen.
Personendosis-Meßgröße für durchdringende Strahlung.
Die Tiefen-Personendosis Hp(10) ist die Äquivalentdosis in 10mm Tiefe im Körper an der
Tragestelle des Personendosimeters.
Personendosis-Meßgröße für Strahlung geringer Eindringtiefe.
Die Oberflächen-Personendosis Hp(0.07) ist die Äquivalentdosis in 0.07mm Tiefe im Körper
an der Tragestelle des Personendosimeters.
Wichtig. Ortsdosimeter und Personendosimeter müssen so kalibriert sein, daß die eben definierten
Größen gemessen werden.
Die Tabelle gibt einen Überblick über die Meßgrößen sowie die zugehörigen Körperdosisbegriffe.
Übersicht der Dosismeßgrößen im Strahlenschutz n. Strl.Sch.V 2001
Externe Strahlung Limitierende
Meßgröße
Meßgröße
Körperdosis
Ortsdosis
Personendosis
Durchdringende
Strahlung
Effektive Dosis E H*(10) Hp(10)
Strahlung geringer Hautdosis H`(0.07,Ω) Hp(0.07)
Eindringtiefe Augenlinsendosis H`(3,Ω) Hp(3)
Abschließend seien noch einige im Zusammenhang mit Strahlenexpositionen verwendete
Begriffe erläutert.
Strahlenexposition: Einwirkung ionisierender Strahlung auf den menschlichen Körper.
Ganzkörperexposition: Einwirkung ionisierender Strahlung auf den gesamten Körper
Teilkörperexposition: Einwirkung ionisierender Strahlung auf einzelne Organe, Gewebe
oder Körperteile.
Äußere Strahlenexposition: Einwirkung durch Strahlungsquellen außerhalb des Körpers
Innere Strahlenexposition: Einwirkung durch Strahlungsquellen innerhalb des Körpers.
(Inkorporation)
Berufliche Strahlenexposition: Strahlenexposition, die durch berufliche Tätigkeit hervorgerufen
wird.
Medizinische Strahlenexposition: Exposition einer Person im Rahmen ihrer Untersuchung
oder Behandlung in der Heilkunde oder Zahnheilkunde. (Patient)
Natürliche Strahlenexposition: Unter üblichen Lebensbedingungen auftretende Strahlenexposition
durch kosmische Strahlung und durch Strahlung radioaktiver Stoffe, die in der
Umgebung des Menschen und im menschlichen Körper natürlicherweise vorkommen.
doskap1
14

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz
Zivilisatorische Strahlenexposition: Jede Strahlenexposition von Personen aus zivilisatorischen
Ursachen, z.B. die berufliche und die medizinische Strahlenexposition und die Strahlenexposition
von unbeteiligten Dritten in der Umgebung von Strahlenbetrieben.
Weitere Begriffe im Zusammenhang mit offenen radioaktiven Stoffen.
Inkorporation: Aufnahme von radioaktiven Stoffen in den Körper Inkorporationspfade: Inhalation,
Ingestion, Resorption über die Haut.
Retention: Dauerndes oder vorübergehendes Verbleiben inkorporierter radioaktiver Stoffe
im Körper nach Teilnahme an Stoffwechsel- oder Transportvorgängen im Körper.
Anreicherung: Erhöhung der Aktivitätskonzentration eines radioaktiven Stoffes in einem
bestimmten Organ oder Gewebe des Körpers im Vergleich zur gleichmäßigen Verteilung des
Stoffes im ganzen Körper.
Dekorporation: Entfernen inkorporierter, offener radioaktiver Stoffe aus dem Körper durch
therapeutische Maßnahmen, wie z.B. eine Intensivierung der Ausscheidung mit Hilfe von
Komplexbildnern.
doskap1
2.3 Einfache Berechnung von Strahlenexpositionen aus den Daten der Quelle.
2.3.1 Berechnung der Ortsdosisleistung bei punktförmiger Photonenquelle. Quadratisches
Abstandsgesetz.
Gesucht ist die Umgebungs-Äquivalentdosisleistung H ( 10)
* & im Abstand r von einer unabgeschirmten
punktförmigen Strahlenquelle der Aktivität A.
A
Für die Dosisleistung in der Kugelschale kann man schreiben:
dm: Masse der Kugelschale.
r
Luft
Die Quelle emittiere pro Zerfall die mittlere Energie
E γ .
Die Strahlungsleistung der Quelle ergibt sich daher
zu:
Pγ = Eγ
⋅ A
Für die in der Kugelschale der Dicke dr absorbierte
Strahlungsleistung gilt:
dPγ , abs = −µ
A ⋅ Pγ
⋅ dr ; µA: Energieabsorptionskoeffizient
in 1/m.
dP
D&
γ , abs
= ;
dm
2
Für die Masse der Kugelschale mit Radius r gilt: dm = ρ ⋅ dV = ρ ⋅ 4π ⋅ r ⋅ dr
Dann gilt für die Dosisleistung.
µ A Pγ
dr A Eγ
µ A
A Eγ
µ A
D& ⋅ ⋅ ⋅ ⋅
( r)
=
=
oder D&
( r)
= ⋅ ⋅
2
2
2
ρ ⋅ 4π
⋅ r ⋅ dr ρ ⋅ 4π
⋅ r
r 4π
ρ
dr
15

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz
µ A : Massenenergieabsorptionskoeffizient. Für Photonenenergien zwischen 60 keV und 2
ρ
MeV gilt in guter Näherung
Für den Faktor
doskap1
1
4
π γ
µ A
ρ
≈ 0.
027
cm
g
µ A E ⋅ schreibt man:
ρ
Γ : Dosisleistungskonstante.
*
H
2
Γ
H
*
Eγ
⋅ µ A
: =
4π
⋅ ρ
Für die Umgebungsäquivalentdosisleistung H ( 10)
*
läßt sich dann schreiben:
H&
*
( 10)
= w
mit wR=1 (Photonen) und [ Γ * ]
R
Γ * ⋅ A H ⋅ D&
( r)
= 2
r
mSv ⋅ m
= H Bq ⋅ h
2
Diese Gesetzmäßigkeit wird auch als quadratisches Abstandsgesetz bezeichnet. Die Dosisleistungsknstante
ist nuklidspezifisch und hängt von der abgestrahlten Photoneenergie und
den Emissionswahrscheinlichkeiten ab. (s. Tabelle.)
Nuklid Energien
in keV
60
Co 1332.50
1173.24
99m
Tc 140.47
18.33
18.37
131
J 364.48
636.97
284.30
137
Cs 661.66
32.06
192
Ir 316.51
468.07
308.46
295.96
604.41
226 Ra ∗ 609.31
1764.50
Tabelle: Dosisleistungskonstanten
1120.30
Emissionswahrscheinlichkeit
in %
99.982
99.900
88.970
6.18
4.06
81.600
7.120
6.200
85.000
5.600
82.800
47.700
29.800
28.600
8.190
46.281
15.838
15.147
Γ in
mSv⋅m 2 /Bq⋅h
3.5⋅10 -10
1.67⋅10 -11
6.57⋅10 -11
9.21⋅10 -11
1.39⋅10 -10
2.58⋅10 -10
226 Ra ∗ : 226 Ra im Gleichgewicht mit den Folgeprodukten, hier ist die Gammastrahlungskon-
stante für 214 Bi angegeben.
Anwendungsbeispiel: Es soll die Dosisleistung einer unabgeschirmten 60 Co-Quelle mit einer
Aktivität von A = 1 GBq in 2 m Abstand berechnet werden:
Γ
⋅A
r
3.5⋅10
mSv⋅
m / Bq ⋅h
⋅1⋅10
Bq
2 m
0.
35
4
-10
2
9
*
H (2m) = 2 =
2 2
= = 0.
0875mSv⋅
h
-1
16

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz
Vergrößert man den Abstand auf 4 m, so reduziert sich die Dosisleistung auf H(4m) = ¼ ⋅
0.0875 mSv⋅h -1 = 0.022 mSv⋅h -1 .
2.3.2 Einfache Methoden zur Dosisberechnung für α-Strahler und niederenergetische
ß-Strahler.
Problemstellung: Inkorporation von α- und β-Strahlern. Wie groß ist die Dosis im entsprechenden
Gewebe in dem die Aktivität deponiert wurde.
doskap1
Voraussetzung: Reichweite der emittierten Strahlung ist kurz, so
daß die gesamte Energie im betrachteten Gewebe deponiert
wird. (niederenerget. ß-Strahler u. α-Strahler)
Bezeichnungen:
C: Aktivitätskonzentration des Nuklides im Gewebe in Bq/m 3
E: mittlere Teilchenenenergie in MeV pro Zerfall
Daraus ergibt sich die Energiedepositionsrate R zu:
R = C ⋅ E
MeV
[ R]
= Mit der Dichte ρ des Gewebes erhält man die Energiedosisleistung
3
m ⋅ s
zu:
−1
3
C ⋅ E
D&
s m MeV MeV
= [ D&
/ ⋅ ] =
= 3
ρ
kg / m kg ⋅ s
Zur Angabe der Energiedosisleistung in der SI-Einheit Gy gilt: 1MeV = 1.6⋅10 -13 J →
C E
D&
−13 ⋅
= 1.
6⋅10
⋅
ρ
C in Bq/m 3 ; E: Zerfallsenergie in MeV, ρ: Gewebedichte in kg/m 3 .
Bsp.: Man berechne die durchschnittliche Energiedosisleistung in 50g Gewebe, die A
=1.2⋅10 5 Bq 14 C enthält.
Es gilt:
Teilchen-
b h
C
Gewebebereich
der Dichte ρ
C =
A
V
m
3 3
a mit V = a ρ ≈ 10 kg / m ( Wasser)
ρ
−3
50 ⋅10
kg
V = = 5 ⋅10
3 3
10 kg / m
−5
Zerfallsschema von 14 14 14
C: 6C
→ 7N
β
Damit erhält man:
D&
= 1.
6 ⋅10
−13
−
m
3
a
1.
2 ⋅10
C =
5 ⋅10
5
−5
a
9 3
= 2.
4 ⋅10
Bq / m
; t1 / 2 = 5700 y ; Eβ ≈ 0.
045MeV
9
2.
4 ⋅10
⋅ 0.
045
−8
Gy µ Gy
⋅
= 1.
7 ⋅10
= 62
3
1⋅10
s h
Die Gesamtdosis erhält man aus der Expositionsdauer durch:
17

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz
Bei großer Halbwertszeit gilt:
doskap1
∆t
exp
∫
D = D&
( t)
⋅ dt ∆ : Expositionsdauer.
0
D = D ⋅ ∆t
&
exp
t exp
Betrachtung von Nukliden mit Halbwertszeiten klein gegen ∆ texp.
C E
A E A t E
D&
−13
⋅
−13
⋅
−13
( ) ⋅
= 1.
6 ⋅10
⋅ = 1.
6 ⋅10
⋅ = 6 ⋅10
⋅ = 1.
6 ⋅10
ρ
ρ ⋅V
ρ ⋅V
A0: Anfangsaktivität; λ: Umwandlungskonstante
Für die Dosis gilt dann:
∆
texp
−13
E
−λ⋅t
−13
E
D = ∫ 1.
6 ⋅10
⋅ ⋅ A0
⋅ e ⋅ dt = 1.
6 ⋅10
⋅ ⋅ A0
⋅ e
ρ ⋅V
ρ ⋅V
∫
a
0
D = 1.
6 ⋅10
−13
D
T
E ⎡ 1
⋅ ⋅ A0
⋅ e
V ⎢
− ⋅
ρ ⋅ ⎣ λ
=
E
1
−λ⋅t
⎤
⎥
⎦
∆
0
texp
= 1.
6 ⋅10
−λ⋅∆t
[ 1−
e ] ⋅ 0
−13
exp
1. 6 ⋅10
⋅ ⋅ ⋅
A
mT
λ
D T:
Energiedosis im Organ T in Gy
E : Mittlere Energie pro Zerfall in MeV
mT = ρ ⋅ V : Gewebe- oder Organmasse in kg
λ : Umwandlungskonstante in 1/s
A 0 : Anfangsaktivität in Bq
∆ texp:
Expositionsdauer in s
−13
∆texp
−λ⋅t
0
−13
⋅ dt
E 1
⋅ ⋅ A0
⋅ ⋅
ρ ⋅V
λ
[ ]
D =
Gy
s
E
⋅ ⋅ A0
⋅ e
ρ ⋅V
−λ⋅∆texp
[ 1−
e ]
Die Organäquivalentdosis erhält man dann durch Multiplikation mit dem Strahlungswichtungsfaktor
wR:
H = w ⋅ D ,
T
R
Beispiel: Ein Uranbergarbeiter inhaliert kurzzeitig eine Aktivitätsmenge von 1000Bq des kurzlebigen
Isotops 218 Po. t1/2 = 3.05 min. Die Aktivität verteile sich gleichmäßig auf die Lunge (m
= 1000g) Man schätze die resultierende Lungendosis (ohne Folgeprodukte) ab.
E =
α
6 MeV
.
Die Gesamtlungendosis ergibt sich für ∆t exp a ∞ ; Dann gilt für die Energiedosis in der Lunge:
D
Lunge
= 1.
6 ⋅10
= 1.
6 ⋅10
−13
−13
⋅
E
m
T
1
⋅ ⋅ A
λ
0
= 1.
6 ⋅10
−13
E
m
6 MeV ⋅ 60 ⋅ 3.
05 s 1
⋅
⋅1000
= 2.
5 ⋅10
1kg
⋅ ln 2 s
⋅
T
T
R
t1/
2 ⋅ A
ln 2
−7
0
Gy = 0.
25 µ Gy
−λ⋅t
18

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz
Für die Äquivalentdosis in der Lunge gilt dann mit w α =20:
doskap1
H Lunge
= 20 ⋅0.
25µ
Gy = 5µ
Sv
Genauere Betrachtungen hierzu erfolgen im Zusammenhang mit der 50-Jahre Folgedosis
und der internen Dosimetrie. (Kap. )
19

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
2.4. Strahlenbiologische Grundlagen des Strahlenschutzes
2.4.1 Einführung
Nicht lange nach der Entdeckung der Röntgenstrahlen (1895) und der natürlichen Radioaktivität
im Jahre 1896 gab es erste klinische Hinweise auf die schädliche Wirkung ionisierender
Strahlung. Die beobachteten Schäden bezogen sich meist auf Wirkungen an der Haut der
frühen Radiologen. Nicht sehr viel später wurde erkannt, daß ionisierende Strahlung nicht
nur Effekte im bestrahlten Gewebe verursachen kann, sondern daß durch Bestrahlung von
„Keimzellen“ in Pflanzen und Tieren Effekte bei den Nachkommen hervorgerufen werden
können. Im Anschluß daran wurden umfassende Studien der Strahlenwirkung auf lebende
Materie durchgeführt. Die Ergebnisse dieser Studien zeigten, daß es notwendig ist, die biologischen
Effekte ionisierender Strahlung weiter zu untersuchen, um sich einerseits vor den
schädlichen Einwirkungen schützen zu können und andererseits ein Maximum an Nutzen
durch die Anwendung zu erfahren.
Für Belange des praktischen Strahlenschutzes haben sich zwei wichtige Typen von Strahleneffekten
herauskristallisiert. Der erste Typ, die sogenannten deterministischen Schäden
(früher nicht-stochastische Schäden) bezieht sich auf den Funktionsverlust von Organen und
Geweben infolge hoher Zellverluste durch die Strahleneinwirkung. Diese Effekte resultieren
aus hohen Strahlendosen und es existieren Dosisschwellenwerte für das Eintreten der
Schäden. Der zweite Typ, die stochastischen Schäden, treten erst lange nach erfolgter Exposition
auf und verursachen eine Erhöhung des Krebs- und Leukämierisikos. Aus Ergebnissen
von Tierexperimenten kann auch eine Erhöhung der Entstehungsrate von Erbschäden
(genetische Effekte) abgeleitet werden. Bei diesen stochastischen Effekten geht man davon
aus, daß keine Dosisschwellenwerte existieren und ihr Auftreten auch bei kleinen Strahlenexpositionen
erwartet werden kann. Jedoch ist die Eintrittswahrscheinlichkeit gering.
2.4.2 Wechselwirkung von Strahlung mit biologischen Strukturen
Wenn ionisierende Strahlung Materie durchquert, wird entsprechend statistischer Gesetzmäßigkeiten
über die elektrische Wechselwirkung der geladenen Teilchen (Primär- oder Sekundärteilchen)
Energie auf das Medium übertragen. Bei niedrigen Dosen werden die meisten
der Atome und Moleküle nicht durch die Strahlung beeinflußt, wohingegen einzelne Atome
bzw. Moleküle durch die Wechselwirkung ionisiert oder angeregt werden. Die mikroskopische
Verteilung der Ionisationen und Anregungen hängt dabei vom Typ und der Energie
der einfallenden Strahlung ab. Die physikalische Größe, die diese Verteilung der
Ionisationsereignisse beschreibt, ist der LET (Linear Energy Transfer) der Strahlung. Locker
ionisierende Strahlung liefert wenige Ionisationsereignisse pro µm Bahnlänge, wohingegen
dicht ionisierende Strahlung (High LET) viele Ereignisse pro µm Bahnlänge erzeugt. Die
folgende Abbildung zeigt die Ionisationsdichte entlang der Bahn eines Low-LET- und eines
High-LET- Teilchens in der DNS.
Der Energieübertrag mündet in weiteren, physiko-chemischen Prozessen wie z.Bsp. die
Erzeugung freier Radikale durch Reaktion der Strahlung mit dem körpereigenen Wasser.
Diese freien Radikale besitzen eine hohe Beweglichkeit im Medium und können über eine
beträchtliche Distanz wandern und weitere chemische Veränderungen hervorrufen, ehe sie
inaktiviert werden.
doskap2
20

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Ionisationsdichte von Hoch-LET (α) und
Nieder-LET (β)-Teilchen
doskap2
Reaktionen mit dem Zellwasser liefern folgende
Reaktionsprodukte.
Primäre Veränderung:
Erzeugung ionisierter und angeregter Moleküle.
*
H 2 O und H 2O
+
und e
→ Folgereaktionen mit Nachbarmolekülen
+
+
H O + H O → H O + OH
2
2
H 3O : Hydronium-Ion
3
−
OH : Hydroxyl-Radikal (sehr reaktionsfreudig)
Die angeregten Moleküle können folgende Reaktionen
eingehen.
*
H 2 O →
+ −
H 2 O + e
H + OH
H 2 + O
Chemisch aktive Reaktionsprodukte:
+
−
H O , OH,
e ,
3
−
OH,
e , H : freie Radikale mit ungepaarten Elektronen. Reaktionen der freien Radikale
mit der DNS führen zur „indirekten“ Strahlenwirkung.
H
21

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Schäden an wichtigen biologischen Strukturen können durch zwei Wirkungsmechanismen
hervorgerufen werden.
− Ionisation durch direkte Wechselwirkung der Strahlung mit der biologischen Struktur (direkte
Strahlenwirkung)
− Durch indirekte Wechselwirkung über die von der Strahlung erzeugten freien Radikale
(Radikalreaktionen) (indirekte Strahlenwirkung)
Jeder dieser beiden Wirkungsmechanismen kann zu Schäden insbesondere an der DNA
führen. Effekte an der DNA durch die direkte Wechselwirkung sind insbesondere Einzel- und
Doppelstrangbrüche. Weitere Effekte sind: Änderungen der Zucker- und Basenanteile, Basensubstitutionen,
Auslöschung ganzer Basenabschnitte etc.. Die Abbildung zeigt die möglichen
Schäden an der DNS
Durch ionisierende Strahlung hervorgerufene
Schäden an der DNS.
doskap2
Bsp. für direkte Strahleneinwirkung: Erzeugung
von Doppelstrangbrüchen an der DNS
durch direkte Wechselwirkung der Strahlung
mit der DNS.
Indirekte Wirkung: Erzeugung von Stranbrüchen
in der DNS durch freie OH-Radikale.
Umsetzung der primären molekularen Effekte
in biologisch relevante Schäden (Zelltod, bösartige
Veränderungen) erfolgt dann durch biochemische
Prozesse.
Wichtig: Ein großer Teil dieser Schäden kann
durch Reparaturmechanismen beseitigt werden.
Reparaturgeschwindigkeit hängt von der Art
des Schadens ab.
→ Jedoch Gefahr der Fehlreparatur. (Misrepair).
Die Abbildung zeigt den zeitlichen Verlauf der Reparaturkinetik bei Einzel– und Doppelstrangbrüchen
22

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
doskap2
.
Chromosomenaberrationen sind eine Folge der Schädigung an der DNA. Die Zahl der
Chromosomenaberrationen läßt sich quantitativ als Funktion der Dosis messen. Der Zusammenhang
liefert u.a. die Basis für die sogenannte biologische Dosimetrie.
Zellen haben jedoch effektive, auf Enzymreaktionen basierende Reparaturmechanismen
entwickelt, um die anfänglichen DNS-Schäden auszugleichen. Bei einem Einzelstrangbruch
wird beispielsweise der Ort des Schadens identifiziert und der Schaden durch „Verschmelzen“
der gebrochenen Enden behoben. Erfolgt eine Schädigung der Basen am Einzelstrang,
schneiden die Enzyme die betroffenen Stellen aus, und der intakte Komplementärstrang liefert
auf Grund der Abfolge der Basen die Schablone, um das herausgeschnittene Stück in
der korrekten Basensequenz zu ersetzen (error free repair,)
Jedoch gibt es auch Reparaturvorgänge, die zu Fehlern bei der Reparatur führen (Misrepair).
Diese Fehlreparaturen führen, wenn sie in wichtigen Teilen der DNS erfolgen, zum Zelltod,
Verlust der Zellreproduktionsfähigkeit oder zu stabilen genetischen Veränderungen in der
Zelle. Die Abbildung 3.5 zeigt den zeitlichen Verlauf der Reparaturmechanismen für Einzel-
und Doppelstrangbrüche. Man erkennt, daß innerhalb einiger Stunden bei den Einzelstrangbrüchen
die Effekte zum größten Teil beseitigt wurden. Bei den Doppelstrangbrüchen bleibt
ein nicht unerheblicher Teil unrepariert zurück. Dies ist für die Beurteilung des Strahlenrisikos
bzgl. Strahlung mit hohem LET von Bedeutung (Erzeugung von Doppelstrangbrüchen)
bzw. für die Bedeutung fraktionierter Bestrahlungen (Erholungseffekt.)
Durch nicht reparierte Strahlenschäden werden folgende Effekte in den Zellen hervorgerufen:
- Erzeugung von Mutationen (Mutagene Wirkung)
- Chromosomenaberrationen
- Zellteilungshemmungen
- Stoffwechselveränderungen in der Zelle.
- Zerstörung oder Veränderungen von Membranen
- Zelltod
Eine weitere wichtige Abhängigkeit der Strahlenempfindlichkeit erhält man von der Zellteilungsgeschwindigkeit.
23

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
→ Gewebe mit geringer Zellteilungdrate (Nerven, Muskeln) zeigen geringe Strahlenempfindlichkeit.
→ Gewebe mit hoher Zellteilungsrate zeigen hohe Strahlenempfindlichkeit. (Haare, Tumorzellen,
Rotes Knochenmark, Schleimhäute)
Weiterhin wird die Strahlenwirkung durch viele äußere Parameter modifiziert. Die Abbildung
zeigt die Modifikationsfaktoren am Beispiel des Zustandekommens einer Mutation
Modifikationsfaktoren sind:
− zeitliches Bestrahlungsmuster
− Termperatur
− chemisches Milieu
doskap2
Modifikationsfaktoren der Strahlenwirkung
Chemikalien können auf sehr verschiedene Weise die Strahlenreaktion beeinflussen:
- als Strahlenschutzsubstanzen oder Sensibilisatoren
- als Stoffwechselinhibitoren
- als Radiomimetika (Wirkung wie Strahlung)
- als Reparaturinhibitoren
- unspezifisch
Man kann aus dem bisher festgestellten nun folgende Schlüsse ziehen.
Wegen Reparatur- und Erholungsprozessen im Laufe der Zellteilung folgt:
- Teilbestrahlungen(fraktionierte) haben eine geringere Strahlenwirkung im Vergleich zu
einer Einzelbestrahlung bei gleicher Gesamtdosis.
24

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
- Die zeitliche Verteilung der Dosis muß bei der Beurteilung des Strahlenrisikos berücksichtigt
weden
- Die Verlängerung der Bestrahlungszeit (Verringerung der Dosisleistung) führt bei gleicher
Gesamtdosis zur Reduktion der Strahleneffekte.
2.4.3 Makroskopische Strahlenwirkung, Strahlenschäden
Durch die mikroskopischen Effekte können nun auch makroskopische Wirkungen an dem
bestrahlten Individuum oder auch an seinen Nachkommen beobachtet werden.
Man teilt die makroskopischen Strahleneffekte am Menschen in zwei Gruppen ein:
- Deterministische Schäden
- Stochastische Schäden
Im folgenden sollen die beiden Schadenstypen hinsichtlich ihrere Bedeutung für den Strahlenschutz
besprochen werden.
2.4.3.1 Deterministische Effekte
Deterministische Effekte am Menschen können durch Ganz- und Teilkörperexpositionen verursacht
werden. Dabei müssen eine Vielzahl von Zellen (multizellulärer Effekt) beeinträchtigt
werden, die nicht mehr durch Vermehrung anderer Zellen kompensiert werden können. Der
resultierende Zellverlust kann ernste klinisch nachweisbare Beeinträchtigungen der Funktion
von Gewebe und Organen hervorrufen. Bei entsprechend hohen Dosen kann sogar der Tod
des Organismus eintreten. Die Schwere des auftretenden Schadens ist dabei abhängig von
der Dosis. Für das Auftreten dieser Schäden existiert ein Dosisschwellenwert DS, unterhalb
doskap2
25

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
dessen keine nachweisbare Beeinträchtigung von Gewebe- und Organfunktionen beobachtet
werden kann. Verantwortlich für diese Effekte ist hauptsächlich das Absterben von Zellen
durch die Strahleneinwirkung. Dabei findet das Absterben der Zellen (außer bei sehr hohen
Dosen) meist erst bei der Zellteilung statt. Die Dosisschwellenwerte sind dabei abhängig
vom betrachteten Effekt. Die geringsten Schwellenwerte liegen bei etwa DS ∼ 0.2 - 0.5 Gy.
Dabei ist vorausgesetzt, daß die Exposition bei hoher Dosisleistung erfolgt. Beispiele für deterministische
Schäden sind:
− Hautrötung, subkutane Ödeme
− Entstehung von Katarakten
− Akutes Strahlensyndrom
− Entstehung von Fibrosen
− Hervorrufung von zeitweiser und permanenter Sterilität
Die Abbildung zeigt schematisch den Verlauf der Dosiswirkungsbeziehung für deterministische
Strahlenschäden.
Aufgrund der hohen Dosisschwellenwerte für das Auftreten deterministischer Effekte treten
diese Schäden nur bei Strahlenunfällen und eventuell als Nebenwirkung bei strahlentherapeutischer
Behandlung auf. Die Grenzwerte im Strahlenschutz sind so gewählt, daß deterministische
Effekte mit Sicherheit ausgeschlossen werden.
Die folgenden Tabellen zeigen eine Übersicht über Dosisschwellenwerte, die Effekte beim
akuten Strahlensyndrom sowie die zu erwartenden Überlebenszeiten beim akuten Strahlensyndrom
.
doskap2
Gewebeart und Effekt
Hoden
zeitweise Sterilität
dauernde Sterilität
Schwellenwerte für deterministische Effekte
Dosisschwellenwerte
Gesamtenergiedosis aus
einer einzelnen Exposition
in Gy
0.15
3.5 - 6.0
26
Jährliche Dosisleistung,
wenn die Exposition in
protrahierter Form über
mehrere Jahre erfolgt.
Gy⋅y -1
0.4
2.0

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
doskap2
Eierstöcke
Sterilität
2.5 - 6.0
Augenlinse
Nachweisbare Trübungen
0.5 - 2.0
Katarakt
5.0
Knochenmark
Unterdrückung der Blutzellbildung
0.5
Hautrötung (Erythem) 3 - 5
> 0.2
> 0.1
> 0.15
> 0.4
Zusammenhang zwischen Dosis und auftretenden Schäden beim akuten Strahlensyndrom;
(Voraussetzung: Akute Ganzkörperbestrahlung mit Nieder-LET-Strahlung)
Dosis in Gy Symptome Bemerkung
0 - 0.25 keine keine nachweisbaren Effekte
0.25 - 1 meist keine, eventuell Appetitlosigkeit Schädigungen des Knochenmarks,
Abnahme der roten und weißen Blutkörperchen,
Schäden an Lymphknoten
und Milz
1 - 3 leichte bis schwere Infekte, Appetitlosigkeit
3 - 6 ernste Erkrankungen, Infekte, Durchfall,
Haarausfall, zeitweise Sterilität
>6 Obige Symptome plus Schädigung des
ZNS
Ganzkörperdosis
Gy
Zusammenhang zwischen Dosis und Überlebenszeit
27
Schädigung des blutbildenden Systems
schwerer, Erholung möglich, jedoch
nicht immer
Tödlicher Ausgang in 50% der Fälle
zwischen 4 - 5 Gy (LD50)
ohne Behandlung tödlicher Ausgang
Haupteffekt, der zum Tode führt Todeszeitpunkt nach
Exposition (Tage)
3 - 5 Schädigung
50/60)
des Knochenmarks (LD 30 - 60
5 - 15 Schädigung des Gastrointestinaltraktes
und der Lungen
10 - 20
> 15 Schädigung des Zentralnervensystems 1 - 5
Bedeutung der deterministischen Schäden im Strahlenschutz
- Deterministische Schäden sind typisch für Strahlenunfälle mit hohen Dosisleistungen und
Dosen
- Typisch für Nebenwirkungen bei der Strahlentherapie
- Grenzwerte im Strahlenschutz sind so festgelegt, daß die Schwellenwerte für deterministische
Schäden bei weitem unterschritten werden.

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
- Das Einhalten der Grenzwerte bedeutet also einen sicheren Schutz vor deterministischen
Schäden.
2.4.3.2 Stochastische Schäden
Nachdem im vorangegangenen Kapitel ausgeführt wurde, daß deterministische Schäden
erst bei vergleichsweise hohen Dosen auftreten und daher für den „normalen“ Strahlenschutz
eine untergeordnete Rolle spielen, sollen jetzt im folgenden die sogenannten stochastischen
Strahlenschäden behandelt werden. Der Schutz vor dem Risiko stochastischer
Schäden, insbesondere bei niedrigen Dosen, wird sich als das eigentliche Problem im Strahlenschutz
herausstellen.
Stochastische Effekte sind solche, die aus strahleninduzierten Veränderungen in normalen
Zellen resultieren. Es werden zwei allgemeine Typen stochastischer Schäden unterschieden.
Der erste Schadenstyp resultiert aus Änderungen in den Körperzellen und kann in der exponierten
Person zum Beispiel zu Krebs führen; der zweite Schadenstyp ereignet sich in den
Keimzellen (Spermien oder Eizellen) und kann zu Veränderungen der genetischen Information
(Erbschäden) in den Nachkommen der exponierten Person führen. Die folgende Abbildung
zeigt schematisch die Entwicklung eines strahleninduzierten Tumors nach Strahlenexposition.
Wie aus der Abbildung zu ersehen ist, stehen am Anfang des Prozesses Änderungen in der
DNA, die durch die einfallende Strahlung verursacht wurden. Die Wahrscheinlichkeit für diese
Effekte ist bei nicht zu hohen Dosen in etwa proportional zur Dosis. Das heißt, es werden
umso mehr DNS-Schäden induziert, je höhe die Dosis ist. Im Anschluß an die Schadensverursachung
laufen sehr effiziente Reparaturmechanismen ab. Im allgemeinen werden an dieser
Stelle die verursachten Schäden behoben. Gelingt dies bei einer oder mehreren Zellen
nicht, so bleibt eine dauernde Transformation zurück. Die Zellen teilen sich weiter und jetzt
kann das Immunsystem ein weiteres Wachstum der transformierten Zellen noch verhindern.
Gelingt auch dies nicht, so kann sich durch weitere Zellteilung ein klinisch manifester Tumor
bilden. Damit sich jedoch aus einer transformierten Zelle
doskap2
Modellhafte Darstellung der Entstehung eines strahleninduzierten Tumors
ein Tumor ausbildet, sind neben der Strahlenwirkung noch andere Prozesse in der Zelle oder
in ihrer Umgebung notwendig. Für einige Tumorarten sind diese zusätzlich notwendigen
28

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Prozesse altersabhängig. Daher ist die Wahrscheinlichkeit, daß sich nach Bestrahlung ein
Krebs entwickelt, viel geringer als die Wahrscheinlichkeit eines strahleninduzierten Effektes
in der DNA. Der in Abbildung dargestellte Zusammenhang ist prinzipiell übertragbar auf die
Entstehung genetischer Schäden. Die hier betroffenen Zellen sind dann keine Körper-, sondern
Keimzellen.
Aufgrund der hier aufgezeigten Zusammenhänge erwartet man für das Auftreten stochastischer
Effekte keine Dosisschwellenwerte. Dies ist für das Festlegen von Grenzwerten sehr
wichtig. Abbildung zeigt schematische den Verlauf der Dosis- Wirkungsbeziehung für stochastische
Schäden ohne Annahme eines Dosisschwellenwertes.
Schematische Darstellung der Dosis-Wirkungsbeziehung für stochastische Strahlenschäden.
Wichtig: Es ist nicht mehr die Schwere des Schadens dosisabhängig, sondern die Eintrittswahrscheinlichkeit.
Quellen zum Strahlenrisiko bzgl. stochast. Schäden:
- Überlebende von Hiroshima/Nagasaki
- Beruflich strahlenexponierte Personen
- Personen aus der Strahlentherapie
- Strahlenunfälle
- Personen die in Gebieten erhöhter natürlicher Starhlenexposition leben.
Um das Strahlenrisiko bezüglich stochastischer Schäden abschätzen zu können, ist es notwendig,
den Zusammenhang zwischen Eintrittswahrscheinlichkeit und Dosis zu kennen. Leider
gibt es bis heute keine direkte Information über den Zusammenhang zwischen strahleninduziertem
Krebs für Nieder-LET-Strahlung im für den praktischen Strahlenschutz interessanten
Bereich von einigen mGy bis einigen 10 mGy. Statistisch signifikant nachgewiesen ist
der Zusammenhang zwischen Tumorinzidenz und Exposition erst für Dosen > 0.2 Sv. Man
ist dahr angewiesen, aus Strahlenexpositionen bei hohen Dosen (0.1 - 0.2 Gy und mehr) das
stochastische Risiko bei kleinen Expositionen abzuschätzen. Auch fanden diese bekannten
Strahlenexpositionen bei hohen Dosisleistungen statt, so daß die Übertragung auf Situationen
wie sie im praktischen Strahlenschutz auftreten (geringe Dosis, geringe Dosisleistung)
Schwierigkeiten bereitet. Es stellt sich also das Problem, die bei hohen Dosen erhaltenen
Zusammenhänge zwischen Dosis und Wirkung zu niedrigen Dosiswerten zu extrapolieren.
Die Abbildung zeigt mögliche Zusammenhänge zwischen Dosis und Wirkung, wie sie heute
in der Diskussion sind.
doskap2
29

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
doskap2
Darstellung möglicher Zusammenhänge zwischen Dosis und
Wirkung für strahleninduzierte Karzinome für Nieder-LET-
Strahlung. a: lineare Risikobeziehung R(D) = R0⋅D; b: linear
quadratische Risikobeziehung R(D) = α⋅D + β⋅D 2 ; c: biopositive
Wirkung kleiner Strahlendosen: R(D) = α⋅D - β⋅D 1/4 ; d:
supralinear: R(D) = α⋅D + β⋅D 1/4 . Die in der Abbildung als
„beobachtet“ ausgewiesenen Risikowerte sind im wesentlichen
auf die Auswertung der Hiroshima- Nagasaki- Daten
zurückzuführen. Weitere Informationen über den Zusammenhang
zwischen Dosis und Risiko erhält man aus Strahlenunfällen
und der Anwendung ionisierender Strahlung in
der Therapie.
Aus vielen strahlenbiologischen Experimenten ist ein linear-quadratischer Verlauf der Dosis-
Wirkungsbeziehung bekannt. Das Risiko läßt sich dann ausdrücken gemäß :
R(D) = α⋅D + β⋅D 2
Dies impliziert bei kleinen Dosen einen linearen Anstieg der Effekte. Im praktischen Strahlenschutz
geht man heute von einer linearen Extrapolation des Mortalitäts-Risikos als Funktion
der Dosis aus (Lineares Risikomodell). Für den Zusammenhang zwischen Dosis und
Wirkung gilt dann:
R(D) = R0⋅D
mit R0 : Risikofaktor für das stochastische Mortalitätsrisiko, R0 = 5⋅10 -2 Sv -1
Diese lineare Abschätzung des Risikos hat den Vorteil, daß das Risiko bei niedrigen Dosiswerten
wohl überschätzt wird (konservative Abschätzung des Risikos). Von Interesse in diesem
Zusammenhang ist noch die Kurve c, die von einer „biopositiven“ Wirkung kleiner Strahlendosen
ausgeht (Strahlenhormesis). Dieser Zusammenhang ist aber für den praktischen
Strahlenschutz noch nicht von Bedeutung. Die Abbildung zeigt den Verlauf der linearen Dosiswirkungsbeziehung
im Zusammenhang mit dem spontanen Krebsrisiko in der BRD und
einigen Beispielen von stattfindenden und stattgefundenen Strahlenexpositionen.
30

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Strahlenrisiko als Funktion der Lebenszeitdosis
An dieser Stelle sei eine Bemerkung zur linearen Risikohypothese ohne Schwellenwert
(LNT: Linear No Threshold) gemacht. Die Annahme eines linearen Zusammenhanges zwischen
Dosis und stochastischem Risiko ist durch keine beobachteten Daten im niedrigen
Dosisbereich signifikant nachgewiesen. Alle Abschätzungen über stochastische Risiken und
evtl.zu erwartende Krebssterbefälle nach Strahlenexposition sind daher hypothetisch und
nicht nachweisbar. Der Sinn dieser Abschätzung liegt darin, einen genügend konservativen
Anhaltspunkt zur Festlegung von Grenzwerten für beruflich strahlenexponierte Personen zu
erhalten.
Weiter ist es wichtig, in diesem Zusammenhang darauf hinzuweisen, daß zwischen dem
Zeitpunkt der Exposition und dem Auftreten eines stochastischen Effektes eine Reihe von
Jahren vergehen kann. Dieser Zeitraum wird als Latenzzeit bezeichnet. Aus den Daten von
Hiroshima und Nagasaki wurde für Leukämie eine mediane Latenzzeit von 8 Jahren ermittelt.
Den zwei bis dreifachen Wert erhält man dagegen im Falle induzierter solider Tumore.
Die minimale Latenzzeit beträgt im Falle der Leukämie etwa 2 Jahre und für die anderen
Tumorarten etwa 5 - 10 Jahre. Die Tabelle zeigt die in Hiroshima und Nagasaki beobachteten
Todesfälle an Leukämie in den Jahren 1950 bis 1986 im Vergleich zu den in einer Vergleichsgruppe
(erwartet) beobachteten Fälle [6].
doskap2
Leukämiefälle in Hiroshima und Nagasaki
Zeitraum Zahl der Leukämiefälle
beobachtet erwartet
1950 - 1960 74 29
1961 - 1970 44 28.7
1971 - 1980 59 41.7
1981 - 1985 25 23.5
1950 - 1985 202 123
31

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Die nächste Abbildung zeigt den zeitlichen Verlauf des Strahlenkrebsrisikos für Leukämie
und solide Tumoren (absolutes und relatives Risikomodell).
Zu den Kurven ist zu bemerken, daß für die Leukämie nach etwa 20 Jahren das Risiko wieder
dem Spontanrisiko entspricht. Für solide Tumoren bleibt jedoch das Risiko lebenslang
über dem Spontanrisiko.
Ein weiteres Beispiel zur Verdeutlichung der Latenzzeit ist das Auftreten von Schilddrüsenkrebs
bei den Kindern in Weißrußland nach dem Tschernobyl-Unfall.
doskap2
80
70
60
50
40
30
20
10
0
Die hier dargestellten Risikofaktoren sind Mittelwerte über alle Altersgruppen, Geschlechter
etc. Im einzelnen ist das Strahlenrisiko jedoch noch abhängig von:
− Alter
− Geschlecht
− Population
− Organ und Gewebe
Anzahl der Schilddrüsenfälle
Bis 1986 wurden jedes
Jahr 2 Fälle registriert
1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993
Anzahl 2 4 5 7 29 59 66 79
32

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
− Andere Faktoren (Synergismus), (Rauchen, UV-Bestrahlung)
Dies macht eine individuelle Abschätzung des Strahlenrisikos sehr schwierig.
Folgende Tabelle gibt einen Überblick über die Verteilung des stochast. Risikos über verschiedene
Organe und Gewebe.
doskap2
Krebsmortalität für verschiedene Organe nach ICRP 60
Organ Krebsmortalität in %/Sv
Blase 0.3
Brustgewebe 0.2
Dickdarm 0.85
Eierstöcke 0.1
Haut 0.02
Knochenoberfläche 0.05
Rotes Knochenmark 0.5
Leber 0.15
Lunge 0.85
Magen 1.1
Schilddrüse 0.08
Speiseröhre 0.3
Übrige 0.5
Gesamt 5.00
Effekte bei Bestrahlung in utero
Zum Abschluß des Kapitels sei noch einiges zum genetischen Risiko und zur Bestrahlung
von Embryonen und Feten in utero gesagt. Beim Menschen sind bislang keine strahleninduzierten
genetischen Wirkungen signifikant nachgewiesen worden. Jedoch gibt es zahlreiche
Hinweise auf Effekte bei der Bestrahlung in utero. Wesentlich für die Auswirkung einer Bestrahlung
ist dabei der Zeitpunkt der Exposition nach der Befruchtung. Ist die Zahl der Zellen
noch sehr klein und sind die Zellen noch nicht ausdifferenziert, führt ein Schaden an diesen
Zellen praktisch immer zum Tod des Embryos. Man kann davon ausgehen, daß unter diesen
Umständen ein stochastischer Effekt im lebendgeborenen Kind ausgeschlossen werden
kann. Eine Exposition des Embryos in den ersten drei Wochen nach erfolgter Befruchtung
führt wahrscheinlich nicht zu deterministischen oder stochastischen Schäden. Während der
Periode der Organbildung (typischerweise vom Beginn der dritten Schwangerschaftswoche)
können Mißbildungen an dem Organ, das zum Zeitpunkt der Exposition ausgebildet wird,
auftreten. Diese Effekte sind deterministisch mit einem Schwellenwert für den Menschen von
etwa 0.1 Gy .
Während der gesamten Periode der 3 Wochen nach erfolgter Schwangerschaft bis zum Ende
der Schwangeschaft geht man davon aus, daß eine Strahlenexposition stochastische
Effekte hervorrufen kann, die zu einem erhöhten Krebsrisiko beim Kind führen können. Die
vorliegenden Daten sind diesbezüglich unsicher und inkonsistent. Jedoch geht die ICRP von
einem Risikofaktor aus, der einigemal größer ist als der für die Gesamtbevölkerung .
33

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Weitere Effekte, die beobachtet wurden, beziehen sich auf eine Verminderung des Intelligenz-quotienten
des Kindes nach Bestrahlung in utero. Die Hiroshima-Daten legen eine Verringerung
des IQ um 30 Punkte pro Sv nahe (Bestrahlung während der achten bis fünfzehnten
Woche der Schwangerschaft). Auch hier findet sich ein Schwellenwert von etwa 0.1 Sv,
ehe der Effekt auftritt.
2.4.4 Ableitung von Grenzwerten im Strahlenschutz
Aus den Betrachtungen des vorherigen Kapitels läßt sich sagen, daß der praktische Strahlenschutz
Schutz vor dem stochastischen Risiko ist. Da man für das Auftreten stochastischer
Schäden keine Dosisschwellenwerte annimmt, kann prinzipiell jede noch so kleine Exposition
zu einem stochastischen Schaden führen. Grenzwerte können jedoch nicht so verstanden
werden, daß sie einen Dosisbereich, bei dem mit Sicherheit „nichts passiert“, von einem Bereich,
in dem mit Sicherheit Schäden auftreten, trennen. Die ICRP hat in ihren Empfehlungen
von 1977 die Grenzwerte bezüglich stochastischer Schäden nach folgendem Prinzip festgelegt
.
Durch Vergleich mit den Unfallraten bezüglich tödlicher Unfälle in Industrien, die nichts mit
ionisierender Strahlung zu tun haben, wurde aus der linearen Dosis-Wirkungsbeziehung der
Dosiswert ermittelt, der in etwa das gleiche Risiko ergibt. Dieser Dosiswert ergibt dann einen
Anhaltspunkt für die Festlegung des Grenzwertes für beruflich strahlenexponierte Personen.
Zusammen mit dem Ausschluß deterministischer Schäden läßt sich die Philosophie der
Grenzwerte im Strahlenschutz folgenderweise beschreiben:
doskap2
Grenzwerte im Strahlenschutz sind so festgelegt, daß das Auftreten deterministischer
Schäden mit Sicherheit verhindert wird und das Risiko
stochastischer Schäden in einem tolerablen Bereich liegt.
Die Grenzwerte lassen sich daher als Akzeptanzwerte verstehen. Aufgrund der Tatsache,
daß jede noch so kleine Exposition zu einem stochastischen Schaden führen kann, ergeben
sich weitere grundsätzliche Verhaltensweisen im Strahlenschutz:
− Jede Anwendung ionisierender Strahlung muß durch ihren positiven Nettonutzen
gerechtfertigt sein.
− Jede unnötige Strahlenexposition soll vermieden werden.
− Jede notwendige Strahlenexposition soll unter den gegebenen Umständen
so niedrig wie möglich gehalten werden (As low as reasonably achievable :
ALARA-Prinzip)
− Grenzwerte dürfen nie bewußt ausgeschöpft werden.
Bei der Novellierung der Strahlenschutzverordnung 2001 wurden aufgrund der Neubewertung
der Daten der Hiroshima- und Nagaski-Studie die Grenzwerte für beruflich strahlenexponierte
Personen und die Bevölkerung deutlich herabgesetzt. Auch wurden Dosisrichtwerte
für den Patienten bei diagnostischen Maßnahmen in der Medizin eingeführt, die nicht überschritten
werden sollen. Die Tabellen geben einen Überblick über die jetzt geltenden maximal
zulässigen Grenzwerte.
Grenzwerte für beruflich strahlenexponierte Personen.
Effektive Dosis: 20 mSv/a*
Organdosis Augenlinse: 150 mSv/a
Organdosis Haut,
Extremitäten: 500 mSv/a
34

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
doskap2
Organdosis Keimdrüsen,
Knochenmark(rot) 50 mSv/a
Organdosis Schildrüse,
Knochenoberfläche: 300 mSv/a
Organdosis andere
Organe und Gewebe: 150 mSv/a
*: Gemittelt über 5 Jahre. Im Einzelfall kann die Behörde eine Dosis von 50 mSv/a zulassen.
Berufslebensdosis: Maximal 400 mSv
Darüberhinaus findet noch eine Einteilung der beruflich strahlenexponierten Personen in Kategorien
statt, für die unterschiedliche Grenzwerte gelten.
Kategorie A: Effektive Dosis > 6 mSv/a
oder Organdosis Augenlinse > 45 mSv/a
oder Organdosis, für Haut,
Hände, Extremitäten > 150 mSv/a
Kategorie B: Effektive Dosis: 1mSv/a < E < 6 mSv/a
Augenlinse: 15 mSv/a < HT < 45 mSv/a
Haut etc.: 50 mSv/a < HT < 150 mSv/a
Gebärfähige Frauen: Monatlicher Grenzwert an der Gebärmutter: 2 mSv
Ungeborenes Kind dessen Mutter berufl. strahlenexponiert ist: 1mSv über die gesamte
Schwangerschaft vom Zeitpunkt der Mitteilung über die Schwangerschaft an gerechnet.
Begrenzung der Strahlenexposition der Bevölkerung Strl.Sch.V 2001
Effektive Dosis E: 1mSv/a
Organdosis Augenlinse: 15 mSv/a
Organdosis Haut: 50 mSv/a
Besondere Beachtung findet hier noch die medizinische Exposition schwangerer Frauen.
Wie vorab diskutiert wurde, führt eine Exposition des Embryos in den ersten drei Wochen
nach der Empfängnis wahrscheinlich nicht zu stochastischen und deterministischen Effekten
im Lebendgeborenen. Für spätere Zeitpunkte ist diese Gefahr jedoch gegeben. Aus konservativen
Gründen ist daher bei Frauen, bei denen die letzte Menstruation ausgeblieben ist,
davon auszugehen, daß sie schwanger sind. Diagnostische und therapeutische Expositionen
des Abdomens von Frauen, die „wahrscheinlich“ schwanger sind, sollten vermieden werden,
es sei denn, es existieren strenge medizinische Indikationen.
35

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
2.5 Die natürliche und zivilisatorische Strahlenexposition des Menschen
2.5.1 Die natürliche Strahlenexposition
Die natürliche Strahlenexposition des Menschen stellt die untere Grenze möglicher Strahlenexpositionen
des Menschen dar.
→ Natürliche Strahlenexposition und ihre Schwankungsbreite stellt das Bezugssystem dar,
gegenüber dem andere Strahlenexpositionen beurteilt und bewertet werden können.
Natürliche Strahlenexposition:
doskap25
Externe Komponente
Interne Komponente
Die „externe“ Komponente besteht aus: Terrestrische Strahlung (Boden, Baumaterialien,
rad. Gase in der Atmosphäre)
Kosmische Strahlung. (Strahlung aus dem Weltraum)
Die „interne“ Komponente besteht aus: Inkorporierte natürl. Radionuklide (Nahrung, Atmung)
Alle Komponenten unterliegen starken lokalen Schwankungen durch unterschiedliche geografische
und geologische Umweltbedingungen.
Die folgende Grafik gibt einen Überblick über die Beiträge der einzelnen Komponenten.
Radon in Wohnungen
Mittlere natürliche Strahlenexposition in der BRD.
(Effektive Dosis)
1.3 mSv
Gesamt: 2.4 mSv/a
0.5 mSv
0.3 mSv
Terrestrisch (Außen)
0,3 mSv
Inkorporierte Stoffe
Kosmische Strahlung
Im folgenden sollen jetzt die einzelnen Komponenten und ihre Zusammensetzung etwas genauer
betrachtet werden.
36

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Externe Komponente
doskap25
a.) Kosmische Strahlung
Primäre kosmische Strahlung: (energiereiche aus
dem Weltall einfallende Strahlung)
Zusammensetzung: Protonen ( > 85%), He-Kerne (~
10%), schwere Kerne, Photonen, Elektronen wenig.
Ursprung der primären kosm. Strahlung liegt in der Galaxis,
nur einige Prozent haben ihren Ursprung in Protuberanzen
der Sonne. Energiespektrum: ~ MeV – 10 14
MeV
Durch Wechselwirkung der primären kosmischen Strahlung
mit den Molekülen der Atmosphäre entsteht die
sekundäre kosmische Strahlung::
Sekundäre kosmische Strahlung: Photonen,
Neutronen etc.
Entdeckung der kosm. Strahlung durch Hess u. Kolhörster
1913 durch die zunehmende Ionisation der
Atmosphäre mit zunehmender Höhe.
Beitrag der kosmischen Strahlung auf Meereshöhe
zur Dosisleistung:
~ 280 µGy/a durch geladene Teilchen
~ 3.5 µGy/a durch kosmische Neutronen
Teilchenflußdichte sekundäre kosmische
Strahlung.
Auf Grund des Energiespektrums der Neutronen
kann man einen Strahlungswichtungsfaktor von ungefähr
wN≅ 6 ansetzen. Es ergibt sich dann für die effektive Dosis:
E = 280 µSv/a + 6⋅3.5 µSv/a = 301µSv/a → Ekosm ≅ 0.3 mSv/a
Der Dosisbeitrag durch kosmische Strahlung steigt mit der Höhe über dem Erdboden stark
an.
Dies hat unter anderem eine Bedeutung bei Flügen in großen Höhen. Insbesondere kann es
bei nördlichen Routen in 10 – 15 km Höhe zu bedeutenden Ortsdosisleistungen kommen.
(Die Zunahme der kosmischen Strahlung mit der Höhe hängt von der geografischen Breite
ab.)
37

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
2.0
1.5
1.0
0.5
mSv/a
Meer 1000 2000 3000
doskap25
Höhe über Meeresspiegel in m
Zunahme der Jahresdosis durch kosmische
Strahlung mit der Höhe
Wie aus den Abbildungen hervorgeht
können Ortsdosisleistungen bis zu
20µSv/h gemessen werden (Umgebungsstrahlung
auf der Erde liefert
etwa 0.1 – 0.2 µSv/h)
38
Nach der neuen Strahlenschutzverordnung
muß bei Ortsdosisleistungen
über 3.5 µSv/h ein Kontrollbereich
abgegrenzt werden.→ Flugzeuginneres
kann unter Umständen Kriterien
eines Kontrollbereiches erfüllen!!
→ Konsequenz: Flugpersonal gehört seit
Novellierung der Strahlenschutzverordnung
2001 zur Gruppe der beruflich strahlenexponierten
Personen.
Kosmische Strahlung bei Raumflügen.
Mondflüge: Bei den Apollo-Missionen
(Dauer jeweils etwa 7 Tage) erhielten die
Astronauten durch primäre galaktische
Strahlung eine effektive Dosis von etwa 4
mSv.
→ 1 Jahr Aufenthalt im Orbit E ≅ 200mSv
Gefahr besteht durch Strahlungsausbrüche
auf der Sonne. (Protonen und He-Kerne)
Eruptionsereignis vom 10.7.1959 hätte selbst hinter einer Abschirmung von 3,7mm Al zu
einer Energiedosis von 3.6 Gy durch Protonen und 1.5 Gy durch He-Kerne (α-Teilchen) geführt.

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Marsmission: Probleme auch hier Strahlungsausbrüche auf der Sonne. Zu erwarten wären
Dosen von bis zu 10Gy in einem „solaren flare“. Flaredauer bis zu 2 Tagen.
3 Jahresflug zum Mars liefert eine Dosis von etwa 0.8 Gy. D.h: Jede Zelle des Körpers würde
etwa einmal getroffen.
b.) Terrestrische Strahlung
Für die externe Komponente der terrestrischen Strahlung ist im wesentlichen die γ-Strahlung
der natürlichen Radionuklide aus der Uran-Radium-Reihe, Thorium-Reihe und dem nicht zu
einer Zerfallsreihe gehörenden 40 K verantwortlich.
Zahl der Nuklide aus nat. Zerfallssreihen: ~ 50.
Primordiale Radionuklide: 40 K (t1/2 = 1.3⋅10 9 a) ; 87 Rb (t1/2 = 4.8⋅10 10 a) etc. Von Bedeutung ist
hier jedoch nur das 40 K.
Dosisbeiträge zur terrestrischen Strahlenexposition unterscheiden sich je nachdem ob man
Expositionen im Freien oder in Gebäuden betrachtet.
Dosisleistung im Freien. ~40% der Dosis im Freien resultiert aus der γ-Strahlung von 40 K.
Der rest aus den Nukliden der Zerfallsreihen.
Die folgende Tabelle gibt einen Überblick über Aktivitätskonzentrationen und Ortsdosisleistungen
durch terrestrische Strahlung im Freien in 1m Höhe.
Material Aktivitätskonzentration in Bq/kg Ortsdosisleistung
40
K
232 *
Th
238 *
U µGy/h mGy/a
Gesteine
Granit 1000 80 60 0.083 0.73
Diorit 700 30 20 0.058 0.51
Basalt 250 10 10 0.021 0.19
Durit 150 25 0.4 0.023 0.2
Kalkstein 90 7 30 0.021 0.19
Sandstein 350 10 20 0.030 0.26
Tonschiefer 700 50 40 0.084 0.74
Boden (Mittel) 400 30 20 0.045 0.4
* Im rad. Gleichgewicht mit den Tochterprodukten
Dosisleistungsfaktoren:
doskap25
40 K: 0.043nGy⋅h -1 /Bq⋅kg -1 .
232 Th: 0.662nGy⋅h -1 /Bq⋅kg -1
238 U: 0.427nGy⋅h -1 /Bq⋅kg -1
Die folgende Tabelle zeigt die Ortsdosisleistung und die zu erwartende Jahresdosis durch
terrestrische Strahlung in der BRD sowie in einigen Gebieten mit gegenüber dem Weltmittelwert
erhöhter terrestrischer Strahlung.
Land Ortsdosisleistung Mittelwerte
µGy/h µGy/h mGy/a
Deutschland West 0.040 – 0.350 0.054 0.46
Deutschland Ost 0.024 – 0.270 0.085 0.74
Indien (Kerala) 4 – 40
39

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Brasilien (Ostküste) bis 200
Brasilien Pocos de Caldas bis 250
Iran Ramsar bis 450
Weltmittelwert 0.055 0.480
Dosisleistung in Gebäuden.
Höhe der Dosisleistung hängt stark von verwendeten Baumaterialien ab.
Holzhäuser ohne Fundament: keine Schwächung der äußeren Dosisleistung, jedoch auch
kaum ein Eigenbeitrag durch Aktivität im Holz.
Naturstein, Beton, Ziegel: Abschirmwirkung gegenüber der äußeren Strahlung; Jedoch Beitrag
durch Eigenaktivität.
In Europa: Erhöhung der mittleren äußeren Dosisleistung um etwa einen Faktor 1.3.
doskap25
→ H &
γ = 0 . 05µ
Gy / h ⋅1.
3 = 0.
065 µ Gy / h
Das sind im Jahr etwa 0.57 mGy/a
Berücksichtigt man jetzt noch die Aufenthaltswahrscheinlichkeiten im Freien und in Gebäuden
so ergibt sich ein Gesamtbeitrag der terrestrischen Strahlung für den Menschen in Mitteleuropa
zu:
Im Freien: 20% (0.2); In Gebäuden 80% (0.8) . Dann gilt:
&
H terr
= 0 . 2⋅
0.
5 mGy / a + 0.
8⋅
0.
6mGy
/ a = 0.
58mGy
/ a
Die Verteilung und Absorption der Ortsdosisleistung im menschlichen Körper wird dann noch
mit einem Faktor 0.7 bewertet. Es ergibt sich ein Gesamtbeitrag zur Effektiven Dosis durch
terrestrische Strahlung von:
E terr
= 0 . 7 ⋅0.
58mSv
/ a = 0.
4mSv
/ a
(Der Strahlungwichtungsfaktor beträgt 1, da es sich nur um Beiträge durch Photonenstrahlung
handelt.)
Interne Komponente
Interne natürliche Strahlenexposition resultiert aus der Aufnahme natürlicher Radionuklide
über Nahrung, Getränke und Inhalation in den Körper.
→ Verteilung im Körper und Organen entsprechend ihrer biochemischen Eigenschaften.
Die Ermittlung der Strahlenexposition erfolgt über Berechnung aus folgenden Parametern:
- Zerfallsart
- Zerfallsenergie
- Aktivität in Nahrungsmitteln, Atemluft etc.
- Inkorporierte Aktivität
- Physikalische Halbwerszeit
40

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
doskap25
- Stoffwechselverhalten (Metabolismus)
(Die Berechnungsmethodik wird später in einem eigenen Kapitel kurz erläutert.)
a.) interne Strahlenexposition durch kosmogene Radionuklide.
Die wichtigsten kosmogenen Radionuklide (Radionuklide, die durch Wechselwirkung der
kosmischen Strahlung mit der Erdatmosphäre entstehen) sind:
3 H, 7 Be, 14 C, 22 Na.
Erzeugung und Verteilung der wichtigsten kosmogenen Radionuklide.
3 H
7 Be
14 C
22 Na
Halbwertszeit 12,3 a 53,3d 5736 a 2,6 a
Produktionsrate
Atome/cm 2 ⋅s
0.25 8.1⋅10 -2 2,3 8.6⋅10 -5
Inventar (PBq)
Prozent. Verteil.
1300 37 8500 0.4
Stratosphäre 7 60 0.3 25
Troposphäre 1 11 1.6 2
Biosphäre 27 8 4 21
Meer, Oberfläche 35 20 2.1 44
Tiefsee 30 0.2 92 8
Durch andauernde Neubildung dieser Nuklide kommt es zu einer Gleichgewichtskonzentration
in der Atmo- und Biosphäre.
3 14 3 12
H (Tritium) Entstehung. N(n, H) C (Einfangreaktion von sekundären kosmischen Neutronen
an atmosphärischem Stickstoff)
→
12.
323a
β
3 3
Umwandlungsdaten: H He + 0.
0186MeV
Tritium findet man zu 99% im Wassermolekül THO
Die Aktivitätskonzentration im Süßwasser beträgt etwa: 200 – 900 Bq/m 3 .
Im oberflächlichen Meerwasser findet man etwa 100 Bq/m 3 .
Tritium verteilt sich daher im Körper wie normales Wasser. Die resultierende Ganzkörperenergiedosis
beträgt für den Menschen etwa: 0.010 µGy/a.
EC
7 7
7
Be: Umwandlungsdaten: Be→ Li + 0.
4776MeV
γ
53.
29 d
Konzentration in der Atemluft etwa: 3mBq/m 3 .
Im Regenwasser findet man etwa 700Bq/m 3
Die Inkorporation erfolgt im wesentlichen durch den Verzehr von Blattpflanzen (Salat, Gemüse)
Im Jahr werden etwa 50 Bq inkorporiert. Die resultierende effektive Dosis beträgt etwa 3
µSv/a.
14 C: Entstehung erfolgt durch Reaktionen von Neutronen mit atmosphärischem Stickstoff:
3 H
16 O
1 H
41

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
14 14 14 14
N(n,p) C Umwandlung: C→ N + 0.
156 MeV
5730a
β
In einem natürlichen Kohlenstoff-Isotopengemisch erhält man eine spezifische Aktivität von
14 C zu: 227 Bq/kg.
Das Verhältnis von 14 C zu stabilem 12 C beträgt 1 : 1.2⋅10 -12 . Altersbestimmung nach der Radio-Carbon-Methode.)
14C
im Menschen: Männlicher Standardmensch hat 16kg Kohlenstoff im Körper. → Spezifische
Aktivität an 14 C beträgt 52Bq/kg.
Resultierende Jahresdosis: ~12 µSv/a.
22 Na: Umwandlung:
doskap25
22
Na
+
β , EC
22
→
2.
6 a
+
Ne + γ ( 1.
27MeV
) + β
Jährliche Inkorporation: ~50 Bq, Resultierende Jahresdosis: ~ 0.3 µGy/a
b.) Interne Exposition durch primordiale Radionuklide
Wichtigstes Nuklid: 40 K
−
EC,
β
→
40 40 40 40
K: Umwandlung: K Ca,
Ar + γ ( 1.
46MeV
) + β ( 11.
3MeV
)
9
1.
2⋅10
a
Mensch besitzt etwa 2 g Kalium im Gewebe: → 64 Bq/kg Körpergewicht 40 K. das heißt bei
70kg Körpergewicht sind das insgesamt etwa 4500 Bq.
Kalium verteilt sich relativ gleichmäßig über den Körper. Die resultierende Jahresdosis aus
allen Strahlungskomponenten beträgt etwa 155 µGy/a.
c.) Natürliche Zerfallsreihen.
Am wichtigsten sind die Uran-Radium- und die Thorium-Zerfallsreihe. Die Aktinium-Reihe
(Mutter-Nuklid 235 U) spielt wegen der geringen Konzentration des Mutter-Nuklides kaum eine
Rolle.
Wichtig: Beide natürlichen Zerfallssreihen beinhalten überwiegend α-strahlende Nuklide.
Zusätzlich befindet sich unter den Zerfallsreihen jeweils ein Isotop des Edelgases Radon
( 222 Rn, 220 Rn) daher findet die Strahlenexposition durch diese Nuklide im wesentlichen in den
Organen statt, in denen die Nuklide nach der Inkorporation deponiert werden.
238 U: Inkorporation im wesentlichen über Nahrungsmittel. Jährliche Zufuhr etwa 5Bq/a
Wegen des radioaktiven Gleichgewichtes kann man für die Folgeprodukte etwa die gleiche
Aktivität annehmen.
Deposition: 70% Knochen; 30% Weichteilgewebe.
Die Inkorporation von 238 U führt zu einer effektiven Dosis von etwa 5 µSv/a.
42

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
230 Th: Inkorporationswege wenig bekannt. Im Körper reichert es sich im Knochen an. (Knochenoberfläche)
Praktisch keine biologische Ausscheidung. → Zunahme der Thorium-
Konzentration mit dem Alter.
Effektive Dosis etwa ~ 7 µSv/a.
Radon: Radon und kurzlebige Folgeprodukte werden fast ausschließlich über die Atemwege
inkorporiert.
222 218
214
214
214
Umwandlung: Rn Po Pb Bi Po ...
doskap25
220
Rn
α
→
3.
8d
α
→
55s
216
Po
α
→
3.
11min
α
→
0.
145s
212
Pb
β
−
→
26.
8min
β
−
→
10.
64
212
Bi
β
β
−
→
19.
9min
−
, 64%
212
→
60.
55min
Po
α
→
164.
3µ
s
α
→
0.
299µ
s
Radon befindet sich als Edelgas im wesentlichen in der Atemluft.
208
Pb(
stabil)
Das Weltmittel im Freien liegt zwischen 0.1 - 15 Bq/m 3 und zwischen 5 und 60 Bq/m 3 in Innenräumen.
In der BRD liegt der mediane Gehalt an Radon in der Atemluft von Wohnungen bei etwa 40
Bq/m 3 .
Je nach Baumaterial, Lüftungsgewohnheiten und Bodenbeschaffenheit können jedoch erheblich
höhere Konzentrationen gemessen werden. In Einzelfällen wurden Konzentrationen
von mehr als 1000Bq/m 3 gemessen.
Radon und kurzlebige Zerfallsprodukte geben ihre Energie im wesentlichen im Atemtrakt
durch α-Strahlung ab. Nach einem dosimetrischen Modell (ICRP) läßt sich Energiedosis in
der Lunge durch folgende Konversionsfaktoren abschätzen:
µ Gy
µ Gy
Im Freien: f außen = 13 ; Wohnräume: f 3
Innen = 11
3
a ⋅ Bq / m
a ⋅ Bq / m
im Freien ergibt sich durch die dort höhere Atemrate)
(Der etwas höhere Wert
Mit einem Strahlenwichtungsfaktor für α-Strahlung von wα=20 ergibt sich für die Daten der
BRD: (20% im Freien, 80% in Wohnräumen)
Hinnen=7.04mSv/a; Haußen=0.73mSv/a (Lungendosis)
Für die effektive Dosis ergibt sich mit wLunge=0.12:
ERadon=0.12(7.04 + 0.73) mSv/a ≅ 1mSv/a.
Die Inhalation von Radon liefert also fast die Hälfte der gesamten natürlichen Strahlenexposition
des Menschen.
210Pb und 210 Po gelangen über die Ingestion von Fisch, Muscheln und anderen Meerestieren
in den Menschen. Jährliche Aufnahme ~ 40Bq/a.
Blei ist ein Knochensucher: Verteilung im Körper: 70% Knochen, 30% Weichteilgewebe.
43

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Polonium verteilt sich dagegen gleichförmig im Körper.
Mittlere jährliche Dosis: 120 µSv/a.
Strahlenexposition durch Rauchen. Tabakpflanzen nehmen aus dem Boden über die Wurzeln
210 Pb und über die Blätter 222 Rn aus der Luft auf. Durch Zerfall entsteht 210 Po.
210
206
( Po Pb ) Das Polonium wird dann mit dem Rauch inhaliert und im Bronchialsystem
doskap25
→
138.
37
α
d
abgelagert. Bei Gewohnheitsrauchern kann es dadurch zu Strahlenexpositionen der Lunge
zwischen 40 und 400mSv/a kommen.
Die folgende Tabelle gibt eine Zusammenfassung der Dosisbeiträge aus den einzelnen natürlichen
Komponenten.
Beiträge der einzelnen Komponenten zur natürlichen Strahlenexposition
Effektive Dosen mSv/a Total mSv/a
Extern terrestrische Strl.
Weltmittel (γ) Im Freien 0.070
Innen 0.340
Zusammen 0.41
BRD (West,γ) Im Freien 0.0644
Innen 0.335
Weltmittel β 0.007
Summe terrestrisch 0.417
Extern Kosmische Strl.
Neutronenkomponente 0.055
Direkt ionisierende Strl. 0.300
Summe kosmisch extern 0.355
Intern kosmogene Nuklide
3 H, 7 Be, 14 C, 22 Na 0.015
Intern primordiale Nuklide
40 K 0.18
87 Rb 0.006
238 U - 234 U 0.005
230 Th 0.007
226 Ra 0.007
222 Rn - 214 Po 1.100
210 Pb - 210 Po 0.12
Teilsumme 1.425
232 Th 0.003
228 Ra - 224 Ra 0.013
220 Rn - 208 Tl 0.16
Teilsumme 0.1176
Summe intern 1.616
Gesamt Intern + Extern 2.388
2.5.2 Die zivilisatorische Strahlenexposition des Menschen.
44

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Zur zivilisatorischen Strahlenexposition des Menschen gehören alle Expositionen, die durch
die folgenden Anwendungen ionisierender Strahlung hervorgerufen werden.
doskap25
- Medizin (Diagnostik, Therapie)
- Kerntechnik
- Bergbau
- Forschung
- Energiegewinnung durch fossile Brennstoffe
- Betrieb von Störstrahlern (z.Bsp. Elektroschweißgeräte)
- Düngung in der Landwirtschaft (Kalium)
- Industrielle, wissenschaftliche und kleintechnische Anwendungen.
a.) Medizin.
Die Röntgendiagnostik ist die älteste Anwendung ionisierender Strahlung. Erste zivilisatorisch
bedingte Strahlenschäden entstanden durch den unvorsichtigen Umgang mit Röntgenröhren
durch Wissenschaftler und Ärzte um die Jahrhundertwende. → Hautrötung, Strahlengeschwüre
und Krebs.
Auch heute liefert die Röntgendiagnostik den höchsten Beitrag zur mittleren medizinischen
Strahlenexposition des Menschen.
Genetisch signifikante Dosis für Bevölkerung der BRD: 0.5 mSv/a
(Genetisch signifikante Dosis: Summe der mit dem genetischen Wichtungsfaktor multiplizierten
Werte der Gonadendosen aller Angehörigen einer Bevölkerungsgruppe, dividiert durch
deren Anzahl. Dabei ist im genet. Wichtungsfaktor die mittlere Kindererwartung der strahlenexponierten
Person in Abhängigkeit von ihrem Alter berücksichtigt.)
Die über die gesamte Bevölkerung gemittelte "Effektive Dosis" durch Röntgendiagnostische
Maßnahmen beträgt etwa : = 1.
8mSv
.
E Rö
Das ist etwa 75% der gesamten natürlichen Strahlenexposition. Trotz moderner dosissparender
Systeme ist mit einem weiteren Anstieg zu rechnen.
Der individuelle Patient hat natürlich, je nach Art der Untersuchung, im Vergleich zum Populationsmittel
mit höheren Expositionen zu rechnen.
Die folgende Tabelle gibt einen Überblick über die mittleren effektiven Dosen bei verschiedenen
röntgendiagnostischen Maßnahmen.
Aufnahmeart Effektive Dosis in mSv
Röntgen: Schädel p.a. 0.03
Lunge p.a. 0.07
Lunge lateral 0.07
BWS p.a. 0.37
BWS lateral 0.11
Abdomen a.p. 0.35
Becken a.p. 0.58
Dentalradiologie:
Frontzähne Oberkiefer 0.002
Unterkiefer 0.002
Backenzähne Oberkiefer 0.003
Unterkiefer 0.003
CT-Untersuchungen
45

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
doskap25
Thorax 7.5
Abdomen 7.3
Becken 28.4
Zur groben Abschätzung und zum Vergleich von Dosen bei verschiedenen bildgebenden
Verfahren kann man folgende Faustregeln verwenden.
- Eine Minute Durchleuchtung erzeugt die gleiche Strahlenexposition wie 1 -3 Filmaufnahmen
in gleicher Geometrie.
- Bei Erhöhung des Patientendurchmessers um 3 - 4 cm verdoppelt sich bei gleicher
Röhrenspannung die Dosis bei Röntgenaufnahmen oder Durchleuchtungen
am Körperstamm.
- Die Dosis bei einer Untersuchung mit dem Computertomografen entspricht der
von etwa 10 Filmaufnahmen in der gleichen Körperregion
Besonders hohe Expositionen entstehen bei sogenannten interventionellen Verfahren
(z.Bsp. Herzkatheter, Nieren-Angiografie) .
Ursache: Vergleichsweise lange Durchleuchtungszeiten während der Maßnahme. (teilweise
bis zu einer Stunde) Es können hierbei an der Strahleneintrittstelle lokale Hautdosen von
einigen Gy auftreten → Hautrötung am Patienten.
Nuklearmedizinische Diagnostik und Therapie.
Nuklearmedizin: Es werden Radionuklide in den Körper verbracht. Die den Körper verlassende
γ-Strahlung wird zur Bildgebung verwendet → Szintigrafie.
Das wichtigste nuklearmedizinische Isotop ist Technetium-99m ( 99m Tc) Dies ist ein reiner γ-
Strahler mit E γ = 140keVbei
etwa 6h Halbwertszeit.
Beitrag der nuklearmedizinischen Diagnostik zur mittleren effektiven Dosis: 0.01 - 0.03
mSv/a.
Die folgende Tabelle gibt einige Daten zur nuklearmedizinischen Diagnostik.
Organ Radionuklid Aktivität Energiedosis in mGy
MBq Gonaden Knochenm. Organ
Schilddr. Tc-99m 40 0.15 0.2 SD: 4
J-131 2 0.08 0.2 SD: 1000
J-123 8 0.04 0.1 SD: 40
Nieren Tc-99m 200 0.3 0.5 Nieren: 5
Blasenwand:
18
J-131 20 0.25 Blasenwand 60
SD: 240
Skelett Tc-99m 370 - 1000 Skelett: 4
Nieren: 3
46

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
b.) Kernwaffentests
Seit der ersten Zündung einer Kernwaffe (Atombombe) durch die USA am 16.Juli.1945 sind
bis heute etwa:
oberirdisch: 423
unterirdisch 1000
Kernwaffentests bekannt geworden. Die meisten davon wurden Ende der 50-iger bis Anfang
der 60-iger Jahre durchgeführt.
Nuklidspektrum entspricht dem Spaltproduktspektrum bei der Kernspaltung (U, Pu) Bei oberirdischen
Explosionen wird ein Großteil der erzeugten Aktivität in die Stratosphäre verbracht.
Von dort wird sie mit den atmosphärischen Bewegungen über die ganze Welt verteilt.
Die folgende Tabelle gibt einen Überblick über die Daten oberirdischer Kernwaffentests.
Zeitraum Anzahl Spaltung (Mt TNT) Fusion (Mt TNT)
1945 - 1951 26 0.8 -
1952 - 1954 31 37 23
1955 - 1956 44 14 17
1957 - 1958 128 40 41
1959 - 1960 3 0.1 -
1961 - 1962 128 102 238
1964 - 1969 22 10.6 4.9
1970 - 1974 34 10 2.2
1976 - 1980 7 2.9 1.9
Davon
USA 193 72.1 66.5
UDSSR 142 110.9 246.6
Großbritannien 21 10.6 5.1
Frankreich 45 10.9 1.0
China 22 12.7 8.0
Seit 1980 wurden keine oberirdischen Tests mehr durchgeführt.
Für die Exposition wichtigste Nuklide sind: (In der Reihenfolge ihrer Bedeutung)
14 C, 137 Cs, 95 Zr, 90 Sr, 106 Ru, 144 Ce, 3 H.
Heute spielen nur die langlebigen Nuklide wie 14 C, 137 Cs, 90 Sr, 3 H eine Rolle. Die mittlere
jährliche "Effektive Dosis" durch die Kernwaffentests wird in der BRd heute auf etwa 10µSv/a
geschätzt. Folgedosen bis zum Abklingen der Nuklide → 3 - 4.5mSv/a.
Etwa 0.1% dieser Werte geht auf die langlebigen Aktiniden 239 Pu, 240 Pu und 241 Am zurück.
c.) Energie- und Wärmegewinnung durch fossile Brennstoffe.
Steinkohle enthält im Mittel 50Bq/kg 40 K und je 20Bq/kg 232 Th und 238 U und Folgeprodukte.
Durch Verbrennung werden diese Nuklide freigesetzt. → Anreicherung in der Asche. Bei der
Rauchgasfilterung findet man die Aktivität im Filtrat. Filtrate von Kohlekraftwerken werden in
Baustoffe eingearbeitet → Erhöhung der externe Strahlenexposition in Gebäuden.
Die im Rauchgas emittierten Nuklide erhöhen durch γ-Strahlung die externe und inach Inkorporation
die interne Strahlenexposition.
Mittlere "Effektive Dosis" durch Kraftwerksemissionen in BRD: ~1µSv/a.
In der Nähe von Großfeuerungsanlagen können bis zu 0.7mSv/a erreicht werden.
Erdgas, Koks, Erdöl liefern dagegen praktisch keinen Beitrag zur Strahlenexposition.
doskap25
47

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
c.) Kernenergie:
Beim Regelbetrieb von kerntechnischen Anlagen werden Nuklide über Abluft und Abwasser
an die Umwelt abgegeben.
Die wichtigsten Nuklide sind:
doskap25
Aktivierungsprodukte: 14 C, 16 N, 35 S, 41 Ar.
Spaltprodukte: Kr-, Xe-Isotope (Edelgase) Tritium, Jod-Isotope.
Expositionspfade: Inhalation und Ingestion:
Aus Modellrechnungen und genauen Messungen der Aktivität in Abluft und Abwasser ergeben
sich Jahresdosen von etwa 1µSv/a für die Bevölkerung der BRD.
Unfälle (Tschernobyl) : In Süddeutschland ergaben sich Effektive Dosen von 0.2 - 1.2mSv
im ersten Jahr und eine 50-Jahre-Folgedosis von bis zu 4mSv.
d.) Weitere Quellen natürlicher Strahlenexposition.
Störstrahler: Geräte oder Anlagen, bei denen Strahlung als Nebenprodukt entsteht.
Bsp.: Fernsehröhren, Hochfrequenzgeneratoren, Rechnerbildschirme u.ä.
Strahlung: Weiche Röntgenstrahlung. Anforderungen an Störstrahler sind in der Röntgenverordnung
geregelt. Jedoch: Dosisleistungen sind so gering, daß sie auch mit empfindlichen
Geräten nicht nachgewiesen werden können.
Weitere Quellen: radioaktive Stoffe in Leuchtfarben für Instrumentenskalen oder Uhren,
Rauchmelder nach dem Ionisationsprinzip, Füllstandskontrolle in Silos sowie in Geräten zur
Dicke- und Dichtemessung.
Beitrag zur Strahlenexposition ~ 1µSv/a
Industrielle Verarbeitung von Phosphatgestein zur Erzeugung von Kunstdünger und Phosphatgips
etc.
Gehalt von Phosphatgestein an Nukliden der Uran-Radium Reihe: ~1500Bq/m 3 .
Jahresdosen für landwirtschaftliches Personal durch Ausbringen von Düngemitteln: ~20µSv .
Für die Industriearbeiter ergibt sich ein Wert von 0.5mSv/a.
e.) Berufliche Strahlenexposition
Personen die bei ihrer Berufsausübung oder Ausbildung ionisierender Strahlung ausgesetzt
sind und dabei Körperdosen akkumulieren können, die größer als gewisse, gesetzlich festgelegte
Grenzwerte sind werden als beruflich strahlenexponierte Personen bezeichnet.
Dazu gehören:
→ Personen in der med. Radiologie (2/3 der beruflich strahlenexponierten Personen in der
BRD) Im Weltmittel betragen die Dosen medizinischen Personals ~ 0.2 - 3 mSv/a.
→ Arbeitnehmer der Kernindustrie, Bergleute, fliegendes Personal der Luftfahrt, Wissenschaftler
oder sonst. Beschäftigte in der Industrie.
Mittlere berufliche Strahlenexposition in Deutschland: 0.5mSv/a
48

Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
In Einzelfällen kann es jedoch zu deutlich höheren Dosen kommen.
Die höchsten Dosen werden von Mitarbeitern der Leistungskernkraftwerke erhalten. Nach
Informationen der Vereinten Nationen (UNSCEAR) Weltweit beträgt die mittlere jährliche
Strahlenexposition von in Kernkraftwerken und der Zulieferindustrie beschäftigten Personen
3 - 8mSv/a.
Berufliche Strahlenexpositionen sind in der Röntgen- und Strahlenschutzverordnung geregelt.
→ Personen sind verpflichtet Dosimeter zur Ermittlung der Körperdosis zu tragen.
Zusammenfassung natürliche und zivilisatorische Strahlenexposition.
Strahlungsquelle mittlere effektive Dosis individueller Bereich
mSv/a mSv/a
Natürliche Strahlenexp. 2.4 1 - 5
Mediz. Röntgendiagnostik 0.4 - 1.0 (1.8 Industr.Nation.) 0.1 - 10
Nuklearmed. Diagnostik 0.01 - 0.03 Bis 1000
Nuklearmed. Therapie 0.01 Bis 800Gy/Therapie
Berufliche Exposition 0.002 0.5 - 5
Fossile Energie BRD 0.001 0.001 - 0.7
Kernenergie BRD 0.001
Tschernobyl-Unfall (BRD) 0.2 - 1.2
Kernwaffentests 0.01 0.01
Industrieprodukte 0.001 0.02 - 0.5
Summe zivilasatorisch 0.5 - 1
Gesamt 2.9 - 3.4
Summe: 4.3 mSv
doskap25
terrestr.
10%
Radon
29%
kosm.
8%
0.42 mSv
1.26 mSv
intern
8%
0.36 mSv
0.36 mSv
1.8 mSv
zivil.
2%
0.08 mSv
med.
43%
Mittlere jährliche Strahlenexposition in der BRD aus natürlichen und
zivilisatorischen Quellen.
49

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 50
2.6 Praktischer Strahlenschutz
2.6.1 Strahlenschutzgesetze und Grenzwerte
Ziel bei der Anwendung ionisierender Strahlung ist, den Beschäftigten höchstmögliche Sicherheit
beim Umgang mit Strahlenquellen zu gewähren. → Gesetzliche Regelungen für die
Anwendung und den Umgang mit ionisierender Strahlung.
Das grundlegende Rechtswerk für die Anwendung ionisierender Strahlung ist das:
„Gesetz über die friedliche Verwendung der Kernenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren
(Atomgesetz AtG) in der letzten Fassung v. 3.5.2000“ (s. unten)
Gesetz über die friedliche Verwendung der
Kernenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren
(Atomgesetz)
Vom 23. Dezember 1959 (BGBl
I S. 814)
in der Fassung der Bekanntmachung vom 15.
Juli 1985 (BGBl. I S. 1565)
zuletzt geändert durch Gesetz zur Änderung des
Atomgesetzes und des Gesetzes über die Errichtung
eines
Bundesamtes für Strahlenschutz vom
6. April 1998 (BGBl I S
23. Dezember 19999
03. Mai 2000
§ 1
Zweck dieses Gesetzes ist,
1. die Erforschung, die Entwicklung und die Nutzung der
Kernenergie zu friedlichen Zwecken zu fördern,
2. Leben, Gesundheit und Sachgüter vor den Gefahren der
Kernenergie und der schädlichen Wirkung ionisierender
Strahlen zu schützen und durch Kernenergie oder
ionisierende Strahlen verursachte Schäden
auszugleichen,
3. zu verhindern, daß durch Anwendung oder Freiwerden
der Kernenergie die innere oder äußere Sicherheit der
Bundesrepublik Deutschland gefährdet wird,
4. die Erfüllung internationaler Verpflichtungen der
Bundesrepublik Deutschland auf dem Gebiet der
Kernenergie und des Strahlenschutzes zu gewährleisten.
Aufgrund des Atomgesetzes werden Rechtsverordnungen erlassen, die die Details beim
Umgang mit ionisierenden Strahlen regeln. In BRD gibt es zwei Verordnungen
Atomgesetz
Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) v. 26.Jul.2001
Röntgenverordnung (RöV) v. 8.1.1987 (Novellierung und Anpassung
an StrlSchV in 2002)
Beide Verordnungen haben unterschiedliche Anwendungsbereiche.

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 51
Strahlenschutzverordnung.
§1: Zweckbestimmung: Zweck dieser Verordnung ist es, zum Schutz des Menschen und der
Umwelt vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung Grundsätze und Anforderungen
für Vorsorge- und Schutzmaßnahmen zu regeln, die bei der Nutzung und Einwirkung radioaktiver
Stoffe und ionisierender Strahlung zivilisatorischen und natürlichen Ursprungs Anwendung
finden.
§2 Anwendungsbereich: Diese Verordnung trifft Regeluungen für folgende Tätigkeiten:
a.) den Umgang mit
aa.) künstlich erzeugten radioaktiven Stoffen
bb.) natürlich vorkommenden radioaktiven Stoffen, wenn dieser Umgang aufgrund ihrere
Radioaktivität, ihrer Nutzung als Kernbrennstoff oder zur Erzeugung von Kernbrennstoff
erfolgt.
b.) den Erwerb der in Buchstabe a) genannten radioaktiven Stoffe, deren Abgabe an
andere, deren Beförderung sowie deren grenzüberschreitende Verbringung,
c.) usw. (genaueres s. Gesetzestext.)
Röntgenverordnung
§1: Anwendungsbereich:
(1) Diese Verordnung gilt für Röntgeneinrichtungen und Störstrahler, in denen Röntgenstrahlen
mit einer Grenzenergie von von mindestens 5 keV durch beschleunigte
Elektronen erzeugt werden können und bei denen die Beschleunigung der
Elektronen auf eine Energie von drei MeV begrenzt ist.
(2) Diese Verordnung gilt nicht für Störstrahler, die zur Erzeugung ionisierender Teilchenstrahlung
betrieben werden und der Strahlenschutzverordnung unterliegen.
→ StrlSchV regelt den Umgang mit radioaktiven Stoffen und Beschleunigern mit Energien >
3MeV
→ RöV regelt den Umgang mit Röntgenquellen und Störstrahlern bei Energien < 3MeV
Ergänzt werden die Verordnungen durch eine Reihe von Richtlinien und DIN Normen.
Wichtige Einzelheiten aus Strahlenschutz- und Röntgenverordnung.
Strahlenschutzverantwortlicher und Strahlenschutzbeauftragte.
Strahlenschutzverantwortliche und Strahlenschutzbeauftragte sind zusammen für die Einhaltung
der Strahlenschutzvorschriften verantwortlich.
Strahlenschutzverantwortlicher nach StrlSchV ist, wer einer Genehmigung nach §§ 6, 7 oder
9 des Atomgesetzes bedarf. Er hat unter Beachtung des Standes von Wissenschaft und
Technik zum Schutz des Menschen und der Umwelt vor den schädlichen Wirkungen ionisierender
Strahlung durch geeignete Schutzmaßnahmen, Bereitstellung des notwendigen Personals
etc. dafür Sorge zu tragen, daß die Vorschriften der StrlSchV (RöV) eingehalten werden.
Insbesondere hat er die Pflicht einen Strahlenschutzbeauftragten schriftlich zu bestellen.
Strahlenschutzbeauftragte müssen die erforderliche Fachkunde im Strahlenschutz besitzen.
Dem Strahlenschutzbeauftragten sind dessen Aufgaben, dessen innerbetrieblicher Entscheidungsbereich
schriftlich mitzuteilen.
Die Pflichtenkataloge des Strahlenschutzverantwortlichen und Strahlenschutzbeauftragten
findet man in § 33 StrlSchV.

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 52
Wichtigste Aufgaben.
- Betriebliche Organisation des Strahlenschutzes.
- Physikalische Strahlenschutzkontrolle
- Schutz der Bevölkerung und der Umwelt aus den Tätigkeiten
- Begrenzung der Strahlenexposition bei der Berufsausübung
- Arbeitsmedizinische Vorsorge beruflich strahlenexponierter Personen
Strahlenschutzbereiche
Strahlenschutzbereiche sind räumliche Bereiche, in denen entweder eine bestimmte Ortsdosisleistung
überschritten wird, oder in denen Personen beim Aufenthalt bestimmte Körperdosen
erhalten können.
Überwachungsbereich: E >
1mSv/a
HAuge > 15mSv/a
Bei Festlegung des Kontrollbereichs bzw. des Überwachungsbereichs ist von folgenden Aufenthaltszeiten
auszugehen:
40 h je Woche und 50 Wochen pro Jahr.
Dies entspricht Ortsdosisleistungen von:
Überwachungsbereich: H 0.
5 Sv/
h
*
> µ
Kontrollbereich: H 3 Sv/
h
*
> µ
&
&
Kontrollbereich: E >
6mSv/a
HAuge > 45mSv/a
Sperrbereich: H* >

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 53
Kontroll- und Sperrbereiche sind abzugrenzen und zu kennzeichnen
Kontrollbereiche können ortsfest oder ortsveränderlich sein. (Bsp. Schweißnahtprüfung
durch Radiografie vor Ort, fahrbare Röntgenröhren) Der Zutritt zu Kontrollbereichen ist beschränkt
auf Personen, die zur Durchführung oder Aufrechterhaltung der vorgesehenen Betriebsvorgänge
und zu Ausbildungszwecken darin tätig sein müssen.
Sperrbereiche sind wegen der hohen Ortsdosisleistung dauerhaft abzugrenzen und mit der
Kennzeichnung "Sperrbereich - kein Zutritt" zu versehen. Der Zutritt ist bis auf wenige Ausnahmen
untersagt.
Grenzwerte
Zur Vermeidung von Schäden beim Umgang mit ionisierender Strahlung sieht die StrlSchV
und die RöV eine Reihe von Dosisbegrenzungsmaßnahmen vor. Die Prinzipien der Festlegung
dieser Dosisgrenzwerte können wie folgt beschrieben werden:
- Die Dosisgrenzwerte sind so festgelegt, daß deterministische Wirkungen
mit Sicherheit ausgeschlossen werden können.
- Die Dosisgrenzwerte sind so festgelegt, daß das Risiko bzgl. stochastischer
Schäden in einem akzeptablen Bereich bleibt.
Zusätzlich gelten folgende Grundsätze. (§§ 4, 5, 6 StrlSchV)
- Jede unnötige Strahlenexposition oder radioaktive Kontamination von Personen,
Sachgütern oder der Umwelt ist zu vermeiden. (Rechtfertigungsprinzip)
- Notwendige Strahlenexpositionen oder Kontaminationen von Personen,
Sachgütern etc. sind auch unterhalb der festgelegten Grenzwerte so gering
wie möglich zu halten (Optimierungsgebot)
ALARA -Prinzip (As low as reasonably achievable)
Die Grenzwerte haben sich im Laufe der Zeit stark geändert. Zu Beginn (1925) interessierte
man sich nur für die Vermeidung deterministischer Schäden. → Toleranzdosis pro Jahr.(1/10
der Erythemdosis ≈ 0.3 Gy)
→ Begrenzung des stochastischen Risikos 1956: 50 mSv/a
→ Neue StrlSchV (2001) 20 mSv/a.
Die folgende Übersicht zeigt die aktuellen (primären) Grenzwerte bei beruflicher Strahlenexposition
nach StrlSchV 2001 (§ 55 StrlSchV)
Grenzwerte für beruflich strahlenexponierte Personen.
Effektive Dosis: 20 mSv/a*
Organdosis Augenlinse: 150 mSv/a
Organdosis Haut,
Extremitäten: 500 mSv/a
Organdosis Keimdrüsen,
Knochenmark(rot) 50 mSv/a
Organdosis Schildrüse,
Knochenoberfläche: 300 mSv/a

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 54
Organdosis andere
Organe und Gewebe: 150 mSv/a
*: Gemittelt über 5 Jahre. Im Einzelfall kann die Behörde eine Dosis von 50 mSv/a zulassen.
Berufslebensdosis: Maximal 400 mSv
Es erfolgt zusätzlich eine Unterteilung der beruflich strahlenexponierten Personen in zwei
Kategorien. (§ 54 StrlSchV)
Kategorie A: Effektive Dosis > 6 mSv/a
oder Organdosis Augenlinse > 45 mSv/a
oder Organdosis, für Haut,
Hände, Extremitäten > 150 mSv/a
Kategorie B: Effektive Dosis: 1mSv/a < E < 6 mSv/a
Augenlinse: 15 mSv/a < HT < 45 mSv/a
Haut etc.: 0 mSv/a < HT < 150 mSv/a
Für die Bevölkerung sieht die StrlSchV folgende Grenzwerte vor:
Begrenzung der Strahlenexposition der Bevölkerung Strl.Sch.V 2001 (§ 46)
(Durch Nutzung ionisierender Strahlung und den Betrieb von entsprechenden
Anlagen)
Effektive Dosis E: 1mSv/a
Organdosis Augenlinse: 15 mSv/a
Organdosis Haut: 50 mSv/a
Für die Planung, Errichtung, den Betrieb, die Stilllegung, den sicheren Einschluß und den
Abbau von Anlagen oder Einrichtungen gelten folgende Grenzwerte der durch Ableitungen
radioaktiver Stoffe mit Luft oder Wasser aus diesen Anlagen oder Einrichtungen jeweils bedingten
Strahlenexpositionen von Einzelpersonen der Bevölkerung im Kalenderjahr.
Begrenzung der Ableitung radioaktiver Stoffe
Jeweils zulässige Strahlenexpositionen durch Ableitungen aus Abwasser und Abluft.
Effektive Dosis: 0.3 mSv/a
Organdosis für Keimdrüsen
Gebärmutter, Knochenmark: 0.3 mSv/a
Organdosis für Dickdarm,
Lunge, Magen, Blase, Brust,
Speiseröhre, Schilddrüse,
andere Organe oder Gewebe
gemäß Anlage VI 0.9 mSv/a
Organdosis Knochenober-
fläche, Haut 1.8 mSv/a

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 55
Weitere Begriffe:
Freigrenze und Oberflächenkontamination: Werte der Aktivität und spezifischen Aktivität radioaktiver
Stoffe nach Anlage III Tabelle 1 Spalte 2 und 3, bei deren Überschreitung Tätigkeiten
mit diesen radioaktiven Stoffen der Überwachung durch die StrlSchV unterliegen.
Freigrenzen und Kontaminationsgrenzwerte für einige ausgewählte Radionuklide
Nuklid Freigrenze in Bq Freigrenze in Bq/g Oberflächenkont.
3 H 10 9
10 6
60
Co
6
10
1
10 1
90
Sr+
4
10 10 2
1
131
J
6
10
2
10
1
10
Bq/cm 2
10 2
137
Cs
4
10
1
10 1
192
Ir
4
10
1
10 1
238
U+
4
10
1
10 1
239
Pu
4
10 1 0.1
241
Am
4
10 1 0.1
2.6.2 Meßtechnische Überwachung in Strahlenschutzbereichen.
In Strahlenschutzbereichen ist in dem für die Ermittlung der Strahlenexposition erforderlichen
Umfang zu messen:
- die Ortsdosis oder die Ortsdosisleistung oder
- die Konzentration radioaktiver Stoffe in der Luft oder
- die Kontamination des Arbeitsplatzes
- An Personen die sich im Kontrollbereich aufhalten ist die Körperdosis zu ermitteln.
Näheres regeln die §§ 39, 40 StrlSchV.
Die Notwendigkeit von Messungen im Strahlenschutz ergibt sich im wesentlichen aus drei
Gründen.
- Zur Vorbeugung und Warnung vor außergewöhnlichen Strahlenexpositionen
- Zum Nachweis, daß keine Grenzwerte überschritten werden.
- Zur Erfüllung des ALARA -Prinzips
Die erforderlichen Messungen lassen sich einteilen in:
- Personenbezogene Messungen (Dokumentarisch)
- Arbeitsplatzbezogene Messungen (Kontrolle, Vorbeugung)
- Umweltbezogene Messungen (Registrierend und Vorbeugend)
Die Messung der Körperdosis erfolgt durch Dosimeter, die von einer offiziellen Meßstelle
anzufordern sind. Die Dosimeter sind an einer für die Strahlenexposition repräsentativen
Stelle der Körperoberfläche zu tragen. → Anzeige des Dosimeters gilt als Maß für die effektive
Dosis.
Häufigster Typ von Personendosimetern. Filmplakette (Indirekt ablesbares Dosimeter)
Funktionsprinzip: Die Schwärzung eines photografischen Films durch die ionisierende Strahlung
ist ein Maß für die erhaltene Dosis. Durch Metallabsorber (Cu, Pb) in verschiedenen

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 56
Dicken, lassen sich Aussagen über Intensität, Richtung, Strahlenart und Strahlenenergie
machen. Durch eine Öffnung in der Kassette läßt sich auch β-Strahlung nachweisen. Die
untere Nachweisgrenze liegt bei etwa 0.2mSv.
Cu
1.2
Cu
0.3 Pb
Cu
0.8
0.05
Filmplakette
β-
Fenster
Film
Die Dosis wird dann durch Vergleich mit einer
unter Referenzbedingungen erhaltenen
Schwärzungskurve ermittelt.
Vorteile:
Mechanische Widerstandsfähigkeit
Niedriger Preis
Relativ hoher Informationsinhalt
Mechanische Widerstandsfähigkeit
Dokumentarische Erfassung der Strahlenexposition.
Nachteile:
Relativ umständliche Auswertung
Kann nicht jederzeit abgelesen werden
Begrenzte Meßgenauigkeit.
Eine neue Entwicklung in der Personendosimetrie sind Personendosimeter nach dem "Direct
Ion Storage (DIS)" Prinzip. Hierbei wird ein MOSFET-Transistor aufgeladen. Durch einfallende
Strahlung wird der Ladungszustand des Transistors geändert (Ionisationskammerprinzip).
Die Änderung des Ladungszustandes ist ein Maß für die erhaltene Dosis.
Vorteile:
- Die Dosimeter messen die gesetzlichen Dosisgrößen HP(10) und HP(0.07)
- Das Ansprechverhalten ist über einen weiten Energiebereich linear . (15keV - 10
MeV)
- Dosimeter können jederzeit abgelesen werden.
Nachteil. Lese- und Auswertegerät vergleichsweise teuer.
Inkorporationsmessungen
Zur Feststellung der Inkorporation von Radionukliden ist es notwendig Messungen durchzuführen,
die Aufschluß geben über:
- Art
- Menge
- Verteilung der inkorporierten Nuklide
- Bestimmung der Organdosen.
Möglichkeiten zur Bestimmung:
Seitenan-
- Bei γ-strahlenden Nukliden Messung von Außen im Ganzkörperzähler
- Bei α-, β-strahlenden Nukliden Messung von außen nicht möglich
Inkorporationsbestimmung erfolgt dann über Aktivitätsmessungen in den Körperausscheidungen
(Urin, Stuhl, Sputum, Blut)
Aus Stoffwechselmodellen läßt sich dann die im Körper vorhandene Aktivität
bestimmen.
Arbeitsplatzbezogene Messungen
Messung der Photonenortsdosisleistung ist verhältnismäßig einfach. (Tragbare Geräte; meist
Proportional- oder GM-Zählrohre mit Nachweisgrenzen bis zu < 0.1 µSv/h. )

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 57
Nachweis von α-, β- Strahlen wesentlich schwieriger. Insbesondere beim Nachweis von Oberflächenkontaminationen
werden hierzu Proportionalzähler mit dünnem Strahleneintrittsfenster
eingesetzt. → Kontaminationsmonitore.
Überwachung von Personenkontaminationen erfolgen über stationäre Anlagen. →
Hand-, Fuß-, Kleidermonitore, Aerosolüberwachungsanlagen.
Für die Umweltüberwachung kommen stationäre Anlagen, Probensammeln mit anschließender
spektroskopischer Auswertung sowie mobile spektroskopische Meßsysteme (Reinstgermanium-Detektoren)
zum Einsatz.
Die Anforderungen an Strahlenschutzmeßgeräte sind in DIN 6818, Blatt 5 geregelt.
Allgemeine Maßnahmen zur Verringerung der Strahlenexposition:
- Verminderung der Aufenthaltsdauer im Strahlenfeld
- Vergrößeruung des Abstandes zwischen Strahlenquelle und exponierter Person
- Verminderung der Ortsdosisleistung durch Abschirmung des Strahlenfeldes.
Anschaulich lassen sich die drei Maßnahmen als die "drei A" des praktischen Strahlenschutzes
bezeichnen.
2.6.3 Abschätzung der Strahlenexposition bei der Inkorporation von Radionukliden.
Die primären Grenzwerte im Strahlenschutz sind als Effektive Dosen E oder als Teilkörperdosen
gegeben. Erfolgt die Exposition durch inkorporierte Radionuklide, so stellt sich die
Frage:
" Welche Aktivitätsmenge darf man zuführen, so daß die daraus resultierende Exposition
nicht größer als der vorgegebene Grenzwert ist?" → Grenzwert der Jahresaktivitätszufuhr.
Zur Beantwortung dieser Frage muß u.a. das Verhalten des Radionuklides und der chem.
Verbindung in der es inkorporiert wird bekannt sein. Daraus lassen sich dann sogenannte
"sekundäre" Grenzwerte herleiten.
Bsp.für sekundäre Grenzwerte: Luftaktivitätskonzentrationen, Konzentrationen in Nahrungsmitteln,
Wasser etc.
Sekundäre Grenzwerte: ALI (Annual limit of intake), DAC (Derived air concentration)
Kriterien für die Festlegung von ALI bzw. DAC:
Wird durch die Inkorporation eines Radionuklides nur eine Teilkörperexposition verursacht,
so muß für die durch das Nuklid hervorgerufene Organdosis (Folgedosis) HT( τ ) gelten:
∑
T
w ⋅ H (τ ) ≤ E
T
T
H T (τ ) : Organfolgedosis im Organ T in mSv durch Inkorporation des Radionuklides; τ: Integrationszeitraum
w T : Wichtungsfaktor für das Organ T
E grenz : Grenzwert der Effektiven Dosis (z.Bsp für beruflich strahlenexponierte Personen
20mSv/a)
grenz

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 58
Für die Folgedosis ( )
t0
+ τ
HT τ gilt: H ( ) = H ( t)
dt
T
∫
τ &
t0
T
t 0 : Inkorporationsbeginn
τ: Zeitraum, in Jahren, über den die Integration erfolgt. Wird kein Wert angegeben, so gilt für
Erwachsene τ = 50 Jahre (→ 50 Jahre-Folgedosis), bei Kindern gilt: τ = 70 Jahre.
& (t)
: mittlere Organdosisleistung im Organ T zur Zeit t in Sv
H T
Die effektive Folgedosis E(τ) berechnet sich dann zu:
( τ ) T T ( τ ) H w E ⋅ = ∑
Berechnung des Grenzwertes der Jahresaktivitätszufuhr Amax (ALI):
T
Sei A die Gesamtjahreszufuhr eines bestimmten Radionuklides über Inhalation bzw. Ingestion
in Bq. Die Organfolgedosis erhält man dann durch Multiplikation mit einem Faktor, der die
)
inkorporierte Aktivität in Dosis umrechnet → Dosiskonversionsfaktor HT( τ)
in Sv/Bq
)
( τ ) = A⋅
H ( τ ) Bq
H T
T
Die Dosiskonversionsfaktoren ergeben sich aus den physikalischen und biophysikalischen
Eigenschaften des betreffenden Radionuklides und sind in einem Zusatz zur StrlSchV tabelliert.
( Bundesanzeiger Nr. 160a, und b vom 28.Aug.2001 Teil I, II, iV und V. (s. Bsp. und
Anhang zu Kapitel 2.6.3)
Für das Einhalten der Grenzwerte gilt dann:
)
)
w (τ w ⋅ H ≤ E Daraus folgt für die maximal zulässige
∑ T ⋅ A⋅
H T ) ≤ Egrenz
→ A∑
T
T
Aktivitätszufuhr Amax:
A
max
T
Egrenz
≤ )
∑ wT
⋅ H
T
T
T
Bq
Beispiel: Wieviel 131 J darf man über den Inhalationspfad inkorporieren, damit ein Jahresgrenzwert
von Egrenz = 20mSv nicht überschritten wird?
)
−7
Für Inhalation gilt: H SD ( τ ) = 2.
1⋅10
Sv / Bq Es braucht nur die Schilddrüse berücksichtigt
werden. wSD = 0.05.
grenz
0. 02 Sv
6
Dann gilt: Amax ≤ = 1.
9⋅10
Bq = 1.
9 MBq
− 7
0.
05⋅
2.
1⋅10
Sv / Bq
Welche Aktivitätskonzentrationen in der Luft bzw. in der Nahrung dürfen jetzt zugelassen
werden?
Frage ist zunächst nicht eindeutig zu beantworten, da jeder Mensch andere Verhaltensweisen
hat. Bsp.: Atemrate, Verzehrgewohnheiten.

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 59
→ Reference man: Man bezieht die zulässigen Konzentrationen auf die Gewohnheiten eines
statistischen Durchschnittsmenschen → Reference man.
Inhalation: Die maximal zulässige Konzentration eines Radionuklides in der Atemluft in
Bq/m 3 ist definiert durch die Konzentration in der Atemluft, die während eines Arbeitsjahres
beim Referenzmenschen eine Dosis in Höhe des Grenzwertes hervorruft.
Referenzbedingungen:
Bei beruflicher Strahlenexposition wird als mittlere Atemrate angenommen:
R = 1.2m 3 /h bei 2000 Arbeitsstunden. → Gesamtatemvolumen Vges:
3
Vges = R ⋅ t = 2400 m .
Für die Berechnung von Strahlenexpositionen der Bevölkerung setzt man man folgende Atemvolumen
an (StrlSchV):
Altersgruppe
Atemrate in
m 3 /Jahr
< 1 Jahr > 1 - < 2 > 2 - < 7 > 7 - < 12 > 12 - < 17 > 17 Jahre
Jahre Jahre Jahre Jahre
1100 1900 3200 5640 7300 8100
Die maximal zulässige Aktivitätskonzentration in der Atemluft ergibt sich dann gemäß:
C
max
A
≤
V
max
ges
Bq
3
m
A max:
Maximal zulässige Aktivitätszufuhr in Bq
V ges:
Gesamratemvolumen.
Beispiel: Welche maximale 131 J-Konzentration in der Atemluft ergibt sich für eine beruflich
strahlenexponierte Person. (Exposition erfolge ausschließlich über Inhalation von 131 J.)
A
max
6
6
Amax
1.
9 ⋅10
Bq Bq
= 1. 9 ⋅10
Bq → Cmax
≤ = = 791.
67 ;
3
3
V 2400 m m
ges
Erfolgt die Inkorporation über Ingestion so gilt für die maximal zulässige Konzentration des
Radionuklids im Lebensmittel.
Amax,
Ing Bq
Cmax
≤
mges,
Ing kg
A max, Ing : Maximale zulässige Zufuhr des Radionuklids durch Ingestion
m ges,
Ing:
Verzehrmenge in kg des Lebensmittels pro Jahr durch den Referenzmenschen.
Die Verzehrmengen für den Referenzmenschen sind ebenfalls in der StrlSchV tabelliert.

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 60
Mittlere Verzehrsraten der Referenzperson in kg/a
Altersgruppe < 1 Jahr > 1 - < 2 > 2 - < 7 > 7 - < 12 > 12 - < 17 > 17 Jahre
Lebensmittel
Jahre Jahre Jahre Jahre
Trinkwasser 55 100 100 150 200 350
Muttermilch
Milchfertigprodukte
145 - - - - -
Milch, Milchprodukte
45 160 160 170 170 130
Fisch 0.5 3 3 4.5 5 7.5
Fleisch, Wurst
Eier
5 13 50 65 80 90
Getreide, Getreideprodukte
12 30 80 95 110 110
Frischobst,
Obstprodukte
25 45 65 65 60 35
Kartoffeln,
Wurzelgemüse
30 40 45 55 55 55
Blattgemüse 3 6 7 9 11 13
Gemüse, Gemüseprodukte
5 17 30 35 35 40
Beispiel: Welche maximale Aktivitätskonzentration des Radionuklides 137 Cs darf in Fleisch
enthalten sein, damit der Grenzwert der Jahresaktivitätszufuhr durch Ingestion für einen Er-
6
wachsenen von = 4 ⋅10
Bq nicht überschritten wird?
Amax, Ing
6
Amax,
Ing 4 ⋅10
Bq
Es gilt: Cmax
≤ = = 44444 Bq / kg
m 90 kg
max, Ing
Hat man Nuklidgemische, so gilt für die maximale Jahresaktivitätszufuhr:
A
n
i
∑
i= 1 Ai
, max
≤1
; A i : Aktivität des i-ten Nuklides im Gemisch; Ai , max : Maximal zulässige
Aktivität des Nuklides i.

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 61
Anhang Kapitel 2.6.3 Beispiele für Dosisfaktoren n. StrlSchV.
Dosiskoeffizienten für 137 Cs für die allgemeine Bevölkerung (Ingestion)

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 62
Dosiskoeffizienten für beruflich strahlenexponierte Personen in Sv/Bq. 131 J.

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 63
Dosiskoeffizienten für beruflich strahlenexponierte Personen 137 Cs

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 64
Dosiskoeffizienten für beruflich strahlenexponierte Personen 239 Pu

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
2.6.4 Berechnung von Abschirmungen und Schutzwänden
Direkt ionisierende Strahlung (α, β) ist vergleichsweise einfach abzuschirmen. → Definierte
Reichweiten, i.a. kurzreichweitige Strahlung.
Indirekt ionisierende Strahlung, insbesondere Photonen, sind wegen der nicht definierten
Reichweite wesentlich schwieriger abzuschirmen.
Aufgabe einer Schutzwand: Ionisierende Strahlung soll so weit absorbiert werden, daß die
austretende Strahlungsintensität sich nicht mehr wesentlich von der Umgebungsstrahlung
unterscheidet.
Das Grundgesetz für die Berechnung von Abschirmungen für Photonen ist das Schwächungsgesetz:
−µ
⋅x
S(
x)
= S ⋅e
S(x): Strahlungsintensität hinter einem Absorber der Dicke x
S0: Einfallende Strahlungsintensität
µ = µ(Z,ρ,Eγ): Linearer Schwächungskoeffizient in cm -1 .
doskap264
0
Das Gesetz gilt in dieser Form jedoch nur für ein eng kollimiertes Strahlenbündel und monoenergetische
Strahlung.
Problem: In der Praxis hat man es i.a. mit divergenten Strahlungsbündeln und polychromatischer
Strahlung (insbesondere bei Röntgenröhren, kontinuierliches Strahlungsspektrum) zu
tun.
Es ist nicht möglich für jede Strahlungsgeometrie einen analytischen Ausdruck für die Strahlungsschwächung
anzugeben. Man hat sich daher auf ein normiertes, vereinfachtes Verfahren
für Abschirmungsberechnungen geeinigt.
(DIN 6804/1, DIN 6844/3, DIN 25425/2, DIN 6812)
Vereinfachte Annahme: - Punktförmige Strahlenquelle, Beschreibung der Strahlungsausbreitung
durch das quadrat. Abstandsgesetz und die γ-Strahlenkonstante Γ. Die Wirkung
der Schutzwand wird durch vorberechnete, tabellierte oder grafisch dargestellte Schwächungsgrade
k berücksichtigt.
Strahlenquelle
r
x
Abschirmung der
Dicke x
Aufpunkt
H ( r)
= ? &
Der Schwächungsgrad k ist definiert
zu:
H&
0 ( r)
k =
H&
( r)
0 ( ) r H& : Dosisleistung am Ort r
ohne Abschirmung
H (r)
& : Dosisleistung mit Abschirmung
der Dicke x
Für H ( ) & gilt das quadratische
0 r
Abstandsgesetz: 0
2
65
A
H&
Γ ⋅
( r)
=
r

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
1 A
Es gilt dann: H&
Γ ⋅
( r)
= ⋅ ; 2
k r
H( r)
& : Dosisleistung im Abstand r bei Abschirmungsdicke x.
Γ: Dosisleistungskonstante des betreffenden Nuklides in mSv⋅m 2 /h⋅Bq
A: Aktivität des Nuklides in Bq.
k: Schwächungsfaktor; tabelliert (s. Anhang Kapitel 2.6.4)
Bei einer Abschirmung aus mehreren Schichten ergibt sich der Schwächungsfaktor kges gemäß:
doskap264
k
ges
= k1
⋅ k2
⋅...
⋅ k
n
=
n
∏
i=
1
Vorgehensweise bei der Berechnung einer Abschirmung.
k
i
→ Zunächst muß die am Aufpunkt zugelassene bzw. gewünschte Dosisleistung H( r)
& bestimmt
werden.
→ Berechnung der Dosisleistung im Abstand r bei der Aktivität A "ohne" Abschirmung mittels
Abstandsquadratgesetz.
→ Der Quotient aus den beiden Dosisleistungen ergibt dann den Schwächungsfaktor.
→ Benötigte Schichtdicken werden dann aus den Tabellen für das betreffende Abschirmmaterial
entnommen.
Beispiel: Folgende Strahlenquelle ist gemäß StrlSchV so abzuschirmen, daß in r = 2m Abstand
von der Strahlenquelle die Bedingungen für einen Überwachungsbereich gelten.
60 Co, A = 37GBq
x
r = 2m
Abschirmung der
Dicke x
Aufpunkt
H &
( r)
= 0.
5 µ Sv / h
Für den Arbeitsplatz soll eine
Ortsdosisleistung von
H & ( r)
= 0.
5 µ Sv / h nicht überschritten
werden.
Bestimmung des Schwächungsfaktors
k.
66
Dosisleistung ohne Abschirmung
in r = 2m Abstand:
A
H&
Γ ⋅
0 ( r)
= 2
r
2
mSv ⋅ m
0.
351⋅37
Γ60 = 0. 351⋅
→ H&
( r 2m)
3.
25mSv
/ h
Co
0 = = = 2
h ⋅GBq
2
H&
0 ( r)
3250µ
Sv / h
Schwächungsfaktor k: k = =
= 6500
H&
( r)
0.
5µ
Sv / h
Die notwendige Wandstärke soll für eine Beton- wie für eine Bleiabschirmung bestimmt werden.
Die mittlere γ-Energie beträgt bei 60 Co: E Co ≈1.
2MeV
γ , 60−
Aus den Nomogrammen im Anhang ergibt sich für einen Schwächungsfaktor von k = 6500
daher:

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
doskap264
x Beton
x Blei
≈ 95cm
≈ 14
cm
Abschirmung von Bremsstrahlung (Röntgenröhren)
Röntgenstrahlung → kontinuierliches Energiespektrum in Abhängigkeit von Beschleunigungsspannung
und Filterung der Strahlung.
Im Nutzstrahlenbündel einer Röntgenröhre gilt näherungsweise auch ein "Quadratisches
Abstandsgesetz".
→ In formaler Analogie zum Abstandsquadratgesetz bei Punktstrahlern kann man für die
Ortsdosisleistung im Nutzstrahlenbündel einer Röntgenröhre schreiben:
Rö-Röhre
Blende
H& X(
r)
Filter
Nutzstrahlenbündel
strahlenkonstanten.
r
i
H&
ΓX
⋅
X ( r)
= 2
r
H& X (r)
: Dosisleistung im Abstand r vom Fokus der Röhre in
mSv/h
Γ X : Röntgenstrahlenkonstante in mSv⋅m 2 /mA⋅h; Abhängig von
der Röhrenspannung und Filterung.
I: Röhrenstrom in mA
R: Abstand Aufpunkt zum Fokus in m.
Folgende Tabelle gibt eine Zusammenstellung von Röntgen-
Röntgenstrahlenkonstante bei 0.5mm Cu-Filterung
Röhrenspannung kV
2
mSv ⋅m
ΓX
h⋅
mA
60 18
100 120
150 390
200 780
250 1200
300 1800
350 2400
400 3000
Bei der Bestimmung von Abschirmdicken geht man jetzt genau wie bei der Abschirmung von
radioaktiven Strahlern vor. Man hat aus dem gewünschten Wert der Ortsdosisleistung am
Aufpunkt H& X (r)
und der Dosisleistung ohne Abschirmung H& X , 0 ( r)
den Schwächungsfaktor
k zu bestimmen. Die erforderliche Abschirmdicke kann dann wieder aus Nomogrammen oder
Tabellen abgelesen werden. (s. Anhang zu Kap.2.6.4)
Besonderheit. Röntgenröhren strahlen nur während der Einschaltzeit. → Die Betriebsbelastung
der Röhre wird in die Berechnung mit einbezogen. Angaben über Betriebsbelastungen
von Rö-Röhren findet man in der DIN.
67

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Beispiel.
Abschirmung einer Röntgenröhre für die Werkstoffprüfung. U = 300kV, i = 10mA; Die Bestrahlungszeit
betrage 30h pro Woche. Der abzuschirmende Arbeitsplatz befinde sich in 4m
Entfernung im Überwachungsbereich. Die höchstzulässige Jahresdosis beträgt daher 6
mSv/a.
In Folge der Einschaltzeit von 30h/Woche ergibt sich eine Gesamtstrahlzeit von t =
30h/W⋅50W=1500 h.
mSv
→ H& 6
X ( r)
= = 4µ
Sv / h
1500h
2
mSv ⋅ m
1800 ⋅10mA
i
mSv
→ H&
ΓX
⋅
r m
h mA
X , 0 ( = 4 ) = =
⋅
= 1125
2
2
r
16m
h
6
H&
X , 0 ( r)
1.
13⋅10
µ Sv / h
5
→ k = =
= 2.
8⋅10
H ( r)
4µ
Sv / h
doskap264
X
→ Aus dem Nomogramm im Anhang ergibt sich bei einer Röhrenspannung von 300kV und
einem Schwächungsfaktor von ~3⋅10 5 eine Abschirmdicke für Blei von:
XPb = 2.3 cm.
68

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Anhang zu Kapitel 2.6.4 Nomogramme der Schwächungsfaktoren und Abschirmdicken.
Dicke einer Betonschutzschicht für verschiedene Schwächungsfaktoren k der γ-
Strahlung (breites Strahlenbündel) BETON (ρ = 2.3 g/cm 3 )
doskap264
69

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Dicke einer Bleischutzschicht für verschiedene Schwächungsfaktoren k der γ-
Strahlung (breites Strahlenbündel) BLEI; (ρ = 11.34 g/cm 3 )
doskap264
70

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Schwächungsfaktor für Röntgenstrahlung bis 200 kV Röhrenspannung in Blei;
Gleichspannung und Filterung mit 2 mm Al.
doskap264
71

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Schwächungsfaktor für Röntgenstrahlung bis 500 kV Röhrenspannung in Blei; Gleichspannung
und Filterung mit 0.5 mm Cu (250 kV) bzw. 3 mm Cu (300 kV)
doskap264
72

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
3. Nichtionisierende Strahlung
Nichtionisierende Strahlen überstreichen ein äußerst heterogenes Feld elektromagnetischer
Wellen und Felder.
Zu den nichtionisierenden Strahlen gehören:
doskap3
- Infrarotstrahlung
-
-
Sichbares Licht
UV-Strahlung Typ A, B, C
Optische Strahlung
- Radiowellen
- Mikrowellen
- Niederfrequente elektrische u. magnet. Felder
- Statische Felder
- Infraschall (f < 15 Hz)
- Ultraschall (f > 20 kHz)
Expositionen durch nichtionisierende Strahlung kann stattfinden in:
- Umwelt
- Am Arbeitsplatz
- Zu Hause
- Patienten bei Diagnostik und Therapie
Mittlerweile existieren , ähnlich wie für den Umgang mit ionisierender Strahlung, verschiedene
Gesetze und Verordnungen, die den Umgang mit nichtionisierender Strahlung regeln.
Beispiele
26. BundesimmissionsschutzVerordnung (BimSchV) Verordnung über elektromagnetische
Felder v. 16.12.1996
Medizingeräteverordnung MedGV; Gerätesicherheitsgesetz, Normenreihe DIN VDE 0848
etc.
Die Grenzwertempfehlungen werden meist auf internationaler Ebene beschlossen. Das internationale
Gremium, das sich mit den Wirkungen nichtionisierender´Strahlung befaßt ist;
International Commission on Non-Ionizing Radiation Protection (ICNIRP)
(Analog zur ICRP bei den ionisierenden Strahlen)
Im folgenden soll für die einzelnen Gruppen nichtionisierender Strahlung ein Überblick über
physikalische Eigenschaften, biologische Effekte, Expositionen und Grenzwerte gegeben
werden.
3.1 Optische Strahlung
Der Wellenlängenbereich der optischen Strahlung umfaßt Wellenlängen von λ > 100nm bis λ
< 1mm.
Folgende Tabelle gibt einen Überblick über Bezeichnungen und zugehörige Wellenlängen.
73

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
3.1.1 UV-Strahlung:
doskap3
Bezeichnung Wellenlänge in nm
UV-C 100 - 280
UV-B 280 - 315
UV-A 315 - 400
Sichtbares Licht 400 - 780
IR-A 780 - 1400
IR-B 1400 - 3000
IR-C 3000 -1mm
Quellen von UV-Strahlung
Umwelt: Hauptquelle ist die Sonne. Leistungsflußdichte (Intensität) der von der Sonne
stammenden UV-Strahlung beträgt auf Erdoberfläche etwa 70 W/m 2 . Gesamtleistungsflußdichte
im gesamten Spektralbereich etwa 1120 W/m 2 . Auf der Erdoberfläche kommt kein UV-
C Anteil mehr an, da dieser von der Ozonschicht herausgefiltert wird.
Technik: Thermische Erregung durch hohe Temperaturen von Schmelzen und Festkörpern
(s. Wien´sches Verschiebungsgesetz) → Temperaturstrahler. Bsp.: Halogenlampen (hohe
Betriebstemperatur) Oder durch Anregung in Gasen und Dämpfen durch beschleunigte Elektronen.
→ Gasentladungsstrahler. Bsp. Quecksilberniederdruck- bzw. hochdrucklampen.
UV-Strahlung entsteht auch als Störstrahlung z.Bsp. beim Lichtbogenschweißen und -
schneiden.
Anwendung von UV-Strahlung.
UV-Strahlung wird in den verschiedensten Bereichen aus Forschung, Medizin, Industrie, und
in der Kosmetik eingesetzt.
- UV-Spektrometer
- Spezielle Betrachtungslampen
- Sterilisation und Entkeimung
- Photochemische Prozesse
- Trocknung und Härtung
- Werkstoffprüfung
- Therapeutische Zwecke (Hautkrankheiten und Rachitis)
- Kosmetische Bräunung
Biologische Wirkungen von UV-Strahlen
Grundsätzlich: Mit zunehmender Wellenlänge der UV-Strahlung (abnehmender Photonenenergie)
nimmt die biologische Wirkung ab.
UV-C-Strahlung tötet Mikroorganismen und Keime (Bakterien, Sporenpilze)
UV-B-Strahlen zeigen vielfältige biologische Wirkungen. U.a. Auslösung der Produktion von
Vitamin D durch photochem. Reaktionen. Langwellige UV-B-Strahlung führt zur Pigment-
Bildung in der Haut (Bräunung)
UV-A-Strahlen führen im wesentlichen zur Pigmentbildung in der Haut.
Bei zu langer Exposition kann es zu folgenden schädigenden biologischen Wirkungen kommen:
74

1
0.1
0.01
0.001
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Akute Wirkungen:
- Bindehautentzündung der Augen,
- Hornhautentzündung der Augen
- Erythembildung der Haut (Sonnenbrand)
Chronische Wirkungen bei langjähriger Bestrahlung sind:
doskap3
- vorzeitiges Altern der Haut
- Pigmentveränderung der Haut ("Altersflecken")
- Erhöhung de Hautkrebsrisikos
UV-Strahlung gilt als Hauptursache von Hautkrebs.
Grenzwerte für die Bestrahlung.
Die biologische Wirksamkeit der UV-Strahlung ist wellenlängenabhängig. → es wird ein mit
der biologischen Wirksamkeit der Strahlung gewichtetes Expositionsmaß eingeführt.
Erythemwirksamkeitsfaktor
Wellenlänge in nm
Zur Vermeidung akuter Hautschäden
durch UV-Strahlen gilt ein Grenzwert
für die "wirksame, über einen Zeitraum
von 8h akkumulierte" Bestrahlung
von 30J/m 2 .
Unter wirksamer Bestrahlung wird
hierbei die gesamte, über das relevante
UV-Spektrum (250 bis 400nm)
integrierte , mit einem Wirksamkeitsfaktor
gewichtete Bestrahlung verstanden.
Der Wirksamkeitsfaktor ist stark von
der Wellenlänge abhängig. Er drückt
die relative Erythemwirksamkeit der
Bestrahlung bei einer Wellenlänge λ
in Bezug zur maximalen Wirksamkeit
bei λ = 270 nm aus.
Bsp. Bei monochromatischer Bestrahlung
gilt für λ = 270 nm: Maximal
zulässige Bestrahlung in 8h wäre 30 J/m 2 400 380 360 340 320 300 280 260
. (Wirksamkeitsfaktor 1)
Bei λ = 320 nm gilt: Maximal zulässige Bestrahlung 3kJ/m 2 , wegen des um einen Faktor 100
geringeren Wirksamkeitsfaktors.
Für die Bestrahlungsstärke ausgedrückt in W/m 2 ergibt sich in 8h für λ = 270nm 1mW/m 2 und
bei λ = 320 nm 0.1W/m 2 .
Erythemale Dosis und Hautkrebsrisiko
Um Hautrötung zu erzielen, muß die wirksame Bestrahlung deutlich höher sein als 30J/m 2 in
8h.
Notwendige Bestrahlung hängt vom Hauttyp ab. Mitteleuropäer: >250 J/m 2 . Hierfür wurde
der Begriff "MED" eingeführt. (MED: Mittlere erythemale Dosis); Die natürliche UV-Exposition
beträgt etwa 100 bis 300 MED pro Jahr.
75

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Karzinogene Wirkung: Zusätzliche jährliche Exposition von 75 bis 100 MED hat nach 30%
Jahren eine Zunahme der Hautkrebsinzidenz von etwa 5% zur Folge (Toleranzgrenze.) Entspricht
etwa einer täglichen Bestrahlung mit dem doppelten 8h-Grenzwert über einen Zeitraum
von 30 Jahren.
Problem: Risiken durch Verwendung von Niedervolt Halogenlampen (Schreibtischlampen)
ohne Schutzglas.
8h Grenzwert kann bereits nach wenigen Stunden erreicht werden (Abstand 30 - 60cm)
Bei Expositionszeiten von 500 h pro Jahr, kann die Toleranzgrenze für das Hautkrebsrisiko
überschritten werden.
Schutzmaßnahmen.
doskap3
- Abschirmen der Strahlung nahe am Entstehungsort durch lichtdichte Gehäuse,
Scheiben aus Glas (kein Quarzglas)
- Persönliche Schutzausrüstung und Schutzmittel wie Kleidung, Handschuhe,
Schutzbrillen, UV-Schutzcremes
- Begrenzung der Aufenthaltszeit
- Einhalten von Sicherheitsabständen und Zutrittsbeschränkungen.
In Deutschland geht man zur Zeit davon aus, daß es etwa 200.000 Arbeitsplätze mit UV-
Expositionen gibt.
Gesetzliche Regelungen zur UV-Exposition befinden sich in Form von Unfallverhütungsvorschriften
(UVV) in Vorbereitung.
3.1.2 Laserstrahlung
Laserstrahlen werden im Frequenzbereich von etwa 1000µm bis 180nm erzeugt. Laserstrahlung
umfaßt also sowohl den sichtbaren Bereich des elektromagnetischen Spektrums als
auch den UV und den IR Bereich.
Besondere Eigenschaften der Laserstrahlung:
Anwendung von Lasern:
S =
1
Augenlinse
- Extrem monochromatisch (eine Wellenlänge)
- Kohärent (phasenfeste Wellenzüge)
- Extrem gebündelt; Strahldivergenz ~ 0.05 0
- Extrem fokussierbar.
- Meß- und Nachrichtentechnik,
- Vermessungs- und Justierarbeiten
- Materialbearbeitung
- Zielortung und Feuerleitung (militärisch)
- Medizinische Zwecke (Augenheilkunde, Chirurgie, Akupunktur)
- Unterhaltungselektronik
- Laser-Drucker, Laser Scanner etc.
Netzhaut
S = 10 5
Biologische Wirkung:
Laser-Strahlung kann Atome nicht ionisieren. Jedoch
besteht ein hohes Gefährdungspotential in der
hohen Intensität und der extremen Fokussierbarkeit.
→ Auge ist das am meisten gefährdete Organ. Fokussierungseigenschaften
des Auges führen zu E-
76

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
nergiedichteüberhöhungen bei parallelen Laserlicht auf der Netzhaut bis zu einem Faktor
10 5 .
Besonders gefährlich sind Laser mit Wellenlängen zwischen1400 und 400 nm. Hornhaut und
Glaskörper des Auges sind hier transparent.
Mögliche Schäden auf der Netzhaut: Koagulation (Verschmelzen) des Gewebes oder Verdampfen
des Gewebswassers.
Laserklassen
Lasereinrichtungen werden nach der Unfallverhütungsvorschrift „Laserstrahlung“ nach DIN
EN 60825-1 (11.2001) in Abhängigkeit der zugänglichen Strahlung in Klassen eingeteilt. (1,
1M, 2, 2M, 3R, 3B und 4)
Definition der Laserklassen
Klasse 1 Die zugängliche Laserstrahlung ist unter venünftigerweise vorhersehbaren Bedingungen
ungefährlich.
doskap3
Anmerkung:
Die venünftigerweise vorhersehbaren Bedingungen sind beim bestimmungsgemäßen
Betrieb eingehalten.
Der Grenzwert der zugänglichen Strahlung der DIN EN 60825-1:2001-11 im
Wellenlängenbereich von 400 nm bis 1400 nm zur Klassifizierung eines Lasers
ist zwischen 100 s und 30000 s gleich. Deshalb sind bei Langzeiteinwirkungen
Belästigungen nicht auszuschließen.
Klasse 1M: Die zugängliche Laserstrahlung liegt im Wellenlängenbereich von 302.5 nm bis 4
000 nm. Die zugängliche Laserstrahlung ist für das Auge ungefährlich, solange
der Querschnitt nicht durch optische Instrumente (Lupen, Linsen, Teleskope)
verkleinert wird!
Anmerkung:
Sofern keine optisch sammelnden Instrumente verwendet werden, die den
Strahlquerschnitt verkleinern, besteht bei Lasereinrichtungen der Klasse 1M eine
vergleichbare Gefährdung wie bei Lasereinrichtungen der Klasse 1.
Bei Einsatz optisch sammelnder Instrumente können vergleichbare Gefährdungen
wie bei Klasse 3R oder 3B auftreten.
Klasse 2 Die zugängliche Laserstrahlung liegt im sichtbaren Spektralbereich (400 nm bis
700 nm). Sie ist bei kurzzeitiger Einwirkungsdauer (bis 0,25s) ungefährlich auch
für das Auge. Zusätzliche Strahlungsanteile außerhalb des Wellenlängenbereiches
von 400-700 nm erfüllen die Bedingungen für Klasse 1.
Anmerkung:
Bei Lasereinrichtungen der Klasse 2 ist das Auge bei zufälliger, kurzzeitiger Einwirkung
der Laserstrahlung, d. h. bei Einwirkungsdauern bis 0,25s nicht gefährdet.
Lasereinrichtungen der Klasse 2 dürfen deshalb ohne weitere Schutzmaßnahmen
eingesetzt werden, wenn sichergestellt ist, dass weder ein absichtliches
Hineinschauen für die Anwendung über längere Zeit als 0,25 ѕ, noch wiederholtes
Hineinschauen in die Laserstrahlung bzw. spiegelnd reflektierte Laserstrahlung
erforderlich ist.
Von dem Vorhandensein eines Lidschlussreflexess zum Schutz der Augen darf
in der Regel nicht ausgegangen werden:
77

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
doskap3
Für kontinuierlich strahlende Laser der Klasse 2 beträgt der Grenzwert der zugänglichen
Strahlung (GZS) P grenz =1 mW (bei C6= 1).
Klasse 2M Die zugängliche Laserstrahlung liegt im sichtbaren Spektralbereich von 400 nm
bis 700 nm. Sie ist bei kurzzeitiger Einwirkungsdauer (bis 0,25s) für das Auge
un-gefährlich, solange der Querschnitt nicht durch optische Instrumente (Lupen,
Linsen, Teleskope) verkleinert wird! Zusätzliche Strahlungsanteile außerhalb des
Wellenlängenbereiches von 400-700 nm erfüllen die Bedingungen für Klasse 1
M.
Anmerkung:
Sofern keine optischen Instrumente verwendet werden, die den Strahlquerschnitt
verkleinern, besteht bei Lasereinrichtungen der Klasse 2M eine vergleichbare
Gefährdung wie bei Lasereinrichtungen der Klasse 2.
Bei Einsatz optisch sammelnder Instrumente können vergleichbare Gefährdungen
wie bei Klasse 3R oder 3B auftreten.
Klasse 3A Die zugängliche Laserstrahlung wird für das Auge gefährlich, wenn der Strahlquerschnitt
durch optische Instrumente verkleinert wird. Sie ist für das Auge ungefährlich,
solange der Querschnitt nicht durch optische Instrumente (Lupen,
Linsen, Teleskope) verkleinert wird! Ist dies nicht der Fall, ist die ausgesandte
Laserstrahlung im sichtbaren Spektralbereich ( 400 nm bis 700 nm) bei kurzzeitiger
Einwirkungsdauer (bis 0,25s), in den anderen Spektralbereichen auch bei
Langzeitbestrahlung, ungefährlich.
Anmerkung:
Bei Lasereinrichtungen der Klasse 3A handelt es sich um Laser, die nach der
alten Norm klassifiziert worden sind. Sofern keine optischen Instrumente verwendet
werden, die den Strahlquerschnitt verkleinern, besteht bei Lasereinrichtungen
der Klasse 3A, die nur im sichtbaren Spektralbereich emittieren, eine
vergleichbare Gefährdung wie bei Lasereinrichtungen der Klasse 2. Bei Lasereinrichtungen
der Klasse 3A, die nur im nicht sichtbaren Spektralbereich emittieren,
besteht eine vergleichbare Gefährdung wie bei Lasereinrichtungen der
Klasse 1.
Klasse 3R Die zugängliche Laserstrahlung liegt im Wellenlängenbereich von 302,5 nm bis
106 nm und ist gefährlich für das Auge. Die Leistung bzw. die Energie beträgt
maximal das Fünffache des Grenzwertes der zulässigen Strahlung der Klasse 2
im Wellenlängenbereich von 400 nm bis 700 nm.
Anmerkung:
Lasereinrichtungen der Klasse 3R sind für das Auge potentiell gefährlich wie
Lasereinrichtungen der Klasse 3B. Das Risiko eines Augenschadens wird dadurch
verringert, dass der Grenzwert der zugänglichen Strahlung (GZS) im
sichtbaren Wellenlängenbereich auf das Fünffache des Grenzwertes der zugänglichen
Strahlung für Klasse 2, in den übrigen Wellenlängenbereichen auf
das Fünffache des Grenzwertes der zugänglichen Strahlung für Klasse 1 begrenzt
ist.
Klasse 3B Die zugängliche Laserstrahlung ist gefährlich für das Auge, häufig auch für die
Haut.
Das direkte Blicken in den Strahl bei Lasern der Klasse 3B ist gefährlich. Ein
Strahlbündel kann sicher über einen diffusen Reflektor betrachtet werden, wenn
78

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
doskap3
fol-gende Bedingungen gleichzeitig gelten:
� der minimale Beobachtungsabstand zwischen Schirm und Hornhaut des
Auges ist 13 cm;
� die maximale Beobachtungsdauer 10s.
� es treten keine gerichteten Strahlanteile auf, die ins Auge treten können
Ein Strahlenbündel kann nur dann über ein Diffusor betrachtet werden,
wenn keine gerichteten Strahlanteile auftreten.
Eine Gefährdung der Haut durch die zugängliche Laserstrahlung besteht
bei Lasereinrichtungen der Klasse 3B, wenn die Werte der maximal zulässigen
Bestrahlung (MZB überschritten werden.
Klasse 4 Die zugängliche Laserstrahlung ist sehr gefährlich für das Auge und gefährlich
für die Haut. Auch diffus gestreute Strahlung kann gefährlich sein. Die Laserstrahlung
kann Brand- und Explosionsgefahr verursachen.
Anmerkung:
Lasereinrichtungen der Klasse 4 sind Hochleistungslaser, deren Ausgangsleistungen
bzw. -energien die Grenzwerte der zugänglichen Strahlung (GZS) für
Klasse 3 B übertreffen.
Die Laserstrahlung von Lasereinrichtungen der Klasse 4 ist so intensiv, dass bei
jeglicher Art von Exposition der Augen oder der Haut mit Schädigungen zu rechnen
ist.
Außerdem muss bei der Anwendung von Lasereinrichtungen der Klasse 4 immer
geprüft werden, ob ausreichende Maßnahmen gegen Brand- und Explosionsgefahren
getroffen sind; siehe auch §§ 10 und 16 der Unfallverhütungsvorschrift
"Laserstrahlung".
Maximal zulässige Bestrahlung (MZB)
Die Abbildung zeigt in Abhängigkeit der Wellenlänge und der Bestrahlungszeit maximal zulässige
Bestrahlungswerte für das Auge.
79

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Schutzmaßnahmen:
Ein Unterschreiten der MZB-Werte am kritischen Organ kann erreicht werden durch:
doskap3
100
10
1
0.1
0.01
Bestrahlung in
J/m 2
0.001
1 ns 1 µs 1 ms 1 s
Einwirkzeit
- Abschirmungen, die verhindern, daß die von Einrichtungen erzeugte Laserstrahlung
zugänglich ist.
- Einhalten von Sicherheitsabständen ( Wegen der geringen Divergenz teilweise
bis zu 30km bei Beobachtung mit opt. Instrumenten)
- Verwenden von Laserschutzfiltern und -brillen.
3.2 Hochfrequenz- (HF) Strahlung
Begriffe HF-Felder, hochfrequenten elektromagnetische Felder sind nicht eindeutig definiert.
Hier: HF-Felder: elektromagnetische Strahlung im Frequenzbereich von 30kHz - 300GHz
Weitere Begriffsbestimmungen:
Maximal zulässige
Bestrahlung (MZB)
des
A
1050 - 1400 nm
1000 nm
900 nm
800 nm
400 - 700 nm
Mikrowellen: - EHF "Extremely High Frequency" 30 GHz - 300 GHz
- SHF "Super High Frequency" 3 GHz - 30 GHz
- UHF "Ultra High Frequency" 300 MHz - 3 GHz
80

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
sowie: - VHF "Very High Frequency" 30 MHz - 300MHz
- HF " High Frequency" 3 MHz - 30 MHz
- MF "Medium Frequency" 300 kHz - 3 MHz
- LF "Low Frequency" 30 kHz - 300 kHz
Physikalische Größen mit denen HF-Felder charakterisiert werden:
- elektrische Feldstärke E( r,
t)
r r
in V/m
- magnetische Feldstärke H ( r,
t)
r r
in A/m
- magnetische Flußdichte B r in T
- Feldwellenwiderstand Z0 (Z0=377 Ω)
- Leistungsflußdichte S in W/m 2 S = E⋅H = Z0⋅H 2 = E 2 /Z0
- Wellenlänge λ in m
- Frequenz f in Hz
- Stromdichte j in A/m 2
Anwendungen und Quellen von HF-Strahlung.
doskap3
- Fester Funkdienst (Richtfunk, Rundfunk, Fernsehen)
- Mobilfunk
- Flug-, See- und Landfunkdienst,
- Funkdienste über Satelliten
- Schweißen u. Schmelzen in der Metallurgie,
- Aufwärmung, Trocknen, Polymerisation in der Kunststoffverarbeitung
- Diathermie und Mikrowellenbestrahlung in der Medizin
- Kernspinresonanz
- Mikrowellenöfen
- Radioastronomie
- Etc.
Wechselwirkung von HF-Strahlen mit biologischen Gewebe
Biologische Materie ist nicht magnetisch (µr ≅ 1) → Für Wechselwirkung ist im wesentlichen
die elektrische Feldstärke maßgebend. Die wichtigsten Wechselwirkungsprozesse von HF-
Strahlen mit biologischer Materie sind:
- Induzierung elektrischer Dipole
- Ausrichtung von vorhandenen permanenten sowie induzierter Dipole
- Erzeugung von Raumladung
- Polarisation von Grenzflächen
- Ausüben von Kräften auf vorhanden freie Ladungsträger.
→ Durch Reibungsverluste bei diesen Polaristionsänderungen und Ladungsbewegungen
entsteht Wärme.
→ Die Ladungsverschiebungen in den Zellen bzw. in deren Umgebung kann zu Membranspannungen
führen. Reizwirkungen auf Nerven- und Muskelzellen sind auf Frequenzen unterhalb
100 kHz beschränkt.
→ Für Frequenzen > 100 kHz überwiegt jedoch die Wärmewirkung.
"Dosimetrische" Größen bei der Exposition gegen HF-Strahlung
Energie der HF-Strahlung wird auf biologisches Gewebe übertragen. → Dosimetrische Größe
für HF-Strahlung über 100 kHz. "Spezifische Absorptionsrate SAR in W/kg"
81

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
doskap3
Energieübertrag
J
SAR =
=
Zeiteinheit
⋅ Masseneinheit
s ⋅ kg
Die SAR beschreibt die im Gewebe durch die Wechselwirkung mit HF-Strahlung freigesetzte
"thermische" Energie. Dies ist nicht zu verwechseln mit der durch ionisierende Strahlung
übertragenen Energie, die zunächst in Form von Ionisationsereignissen übertragen wird.
Biologische Effekte ähneln denen, die durch andere Wärmequellen verursacht werden können.
→ Verbrennungen, Überlastung der Thermoregulation, Katarakte bis zu letalen Wirkungen.
Problem: Wärmeübertrag erfolgt über Umgehung der Thermorezeptoren in der Haut. Strahlung
wird erst in tieferen, hinter den Thermorezeptoren gelegenen Gewebeschichten absorbiert.
Gesundheitliche Beurteilung von SAR-Werten orientiert sich am Grundumsatz des Menschen.
Grundumsatz SMR (Spezifische Metabolismus Rate) Die SMR beträgt beim Menschen
in Ruhe
SMR = 1.2W/kg
Leichte Tätigkeiten erhöhen den Grundumsatz bereits auf 5 W/kg. Unter günstigsten Umständen
kann das Thermoregulationssystem Leistungen bis zu 2KW abführen.
Basisgrenzwerte:
Grundregel: Die SAR sollte nicht größer als der Grundumsatz von 1.2W/kg sein. Expositionen
von 1 - 4W/kg können schon nach 1/2-stündiger Einwirkzeit Temperaturänderungen von
1 0 C hervorrufen. Länger anhaltende Expositionen in diesem Bereich können dann gesundheitliche
Effekte wie Überlastung der Thermoregulation, Verhaltensänderungen etc. hervorrufen.
Unterscheidung zwischen beruflicher Exposition und der Bevölkerung durch Einführung
zweier Expositionsbereiche.
Expositionsbereich 1:
Ein der Kontrolle des Betreibers einer Sendeanlage unterliegender Bereich oder ein Bereich
in dem nur Kurzzeitexpositionen (Expositionszeit kleiner 6h pro Tag) vorkommen.
Expositionsbereich 2:
Ein nicht der Kontrolle des Betreibers unterliegender Bereich, in dem nicht nur Kurzzeitexpositionen
vorkommen.
Beispiele für Expositionsbereich 2:
- Gebiete mit Wohn- und Gesellschaftsbauten
- Einzelne Wohngrundstücke
- Anlagen und Einrichtungen für Sport, Freizeit und Erholung
- Arbeitsstätten, in denen die Erzeugung von HF-Strahlen nicht bestimmungsgemäß
erwartet wird.
-
Grenzwerte für Expositionsbereich 2: (BImSchV)
Basisgrenzwert der SAR für die Bevölkerung in der BRD:
W
kg
0.08 W/kg gemittelt über den ganzen Körper.
82

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Für Teilkörperbereiche (z.Bsp. Kopf):
doskap3
2 W/kg gemittelt über 10g Körpergewebe.
Für beruflich exponiertes Personal gilt ein Grenzwert von 0.4 W/kg, gemittelt über den gesamten
Körper.
Abgeleitete Grenzwerte für Feldstärken und Leistungsdichte.
SAR-Werte sind praktisch nicht meßbar. → Begrenzung von Größen die der Messung beser
zugänglich sind. → Rückschluß auf SAR.
Die folgende Abbildung zeigt den Zusammenhang zwischen Leistungsflußdichte S und der
resultierenden SAR beim Menschen in Abhängigkeit von der Körpergröße.
Die nächste Abbildung zeigt die Leistungsflußdichten, die die mittlere, körperinnere SAR gerade
auf 0.4 W/kg begrenzen. (Grenzwert für berufliche Exposition)
Die 26.BImSchV vom 16.12.96 (§2) schreibt für den Betrieb von Hochfrequenzanlagen (10
MHz - 300.000 MHZ folgende sekundäre Grenzwerte der elektrischen und magnetischen
Feldstärke für den Schutz der Allgemeinheit vor.
83

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Effektivwerte der Feldstärke, quadratisch gemittelt
über 6-Minuten Intervalle
Frequenz f in MHz Elektr. Feldstärke in V/m Magnet. Feldstärke in A/m
10 - 400 27.5 0.073
400 - 2000 1. 375⋅
f
0. 0037 ⋅ f
2000 - 300000 61 0.16
Zahlen gelten für das Fernfeld der Antennen.
Berechnungsbeispiele für Sicherheitsabstände bei Rundfunksendeanlagen.
Für die Leistungsflußdichte einer Sendeantenne der Leistung P im Abstand r gilt im Fernfeld
bei isotroper Abstrahlung das quadratische Abstandsgesetz. Es gilt:
doskap3
S =
P
W
2 2
4⋅π ⋅r
m
Rundfunkantennen strahlen im allgemeinen nicht isotrop ab. Die Leistung wird in bestimmten
Richtungen verstärkt abgestrahlt. Dies wird durch einen für diese Richtung geltenden Antennengewinnfaktor
G berücksichtigt. Diese Antennengewinnfaktoren werden auf die Abstrahlcharakteristik
von "Halbwelldipolen" (Fernsehen, Ultrakurzwellen) oder auf den "Kurzen Monopol"
(Lang- Mittel und Kurzwellenrundfunk) bezogen. Die Antennengewinne des Halbwelldipols
bzw. Kurzen Monopols relativ zum isotropen Strahler betragen:
- Halbwelldipol 1.64
- Kurzer Monopol 3.00
Für die Leistungsflußdichte einer Rundfunkantenne in Richtung maximaler Abstrahlung gilt
daher:
S
S
D
M
P ⋅GD
⋅1.
64
=
2
4⋅π
⋅r
P ⋅GM
⋅3.
00
=
2
4⋅π
⋅r
Für die elektrische Feldstärke gilt daher mit:
Halbwelldipol
Kurzer Monopol
E
S =
Z
Z0
⋅ P ⋅GD
⋅1.
64
E =
Für den Halbwelldipol. Für den Kurzen Monopol gilt entsprechendes.
4π
⋅r
Der Sicherheitsabstand rmin ergibt sich bei Vorliegen eines Grenzwertes der maximalen elektrischen
Feldstärke gemäß:
r
min
=
Z
0
⋅ P ⋅G
D ⋅1.
64
4π
⋅ E
max
Berechnungsbeispiel: Gegeben sei eine Sendeleistung von P = 1000W, ein Antennengewinnfaktor
von GD = 6 und einen für den Expositionsbereich 2 (Bevölkerung) bei f = 100
MHz geltenden Grenzwert für die elektrische Feldstärke von 27.5 V/m. Für den Sicherheitsabstand
gilt dann:
2
0
84

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
r
min
=
doskap3
Z
0
⋅ P ⋅G
D ⋅1.
64
= r
4π
⋅ E
max
min
Warnschild elektromagnet. Feld
=
377V
/ m⋅1000W
⋅6
⋅1.
64
= 27m
4π
⋅27.
5V
/ m
Schutzmaßnahmen.
Organisatorisch
- Kennzeichnung räumlicher Bereiche sowie
Unterweisung des Personals
- Absperrung der räumlichen Bereiche erhöhter
Leistungsflußdichten
- Ausrüstung mit Indikatoren und Meßgeräten.
Technische Schutzmaßnahmen
- Leistungsreduzierung der Quellen
- Reduzierung der Einwirkzeit des elektromagnetischen
Feldes
- Abschirmung der Strahlenquelle (Metallfolien,
Bleche, Maschengitter)
- Automatisch wirkende Sicherheitseinrichtungen.
(Abschalten bzw. Leistungsreduzierung
beim Betreten eines kritischen Bereiches)
Die folgende Tabelle auf der nächsten Seite gibt einen Überblick über HF-Expositionen im
Alltag.
85

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Mobilfunk:
Grundsätzlich: Sendeleistungen, Aufbau und Abstrahlcharakteristiken der Feststationen
schließen aus, daß die Grenzwerte nach BimSchV überschritten werden.
Schwieriger ist die HF-Exposition der Nutzer der Mobilfunkstationen (Endgeräte ) zu ermitteln.
Strahlenschutzkommission empfiehlt folgende Mindestabstände von Mobilfunkgeräten
vom Körper für die Bevölkerung.
doskap3
86

Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie und Strahlenschutz
Mindestabstände der Antenne von Mobilfunkgeräten zum Körper für die Bevölkerung,
die eine Einhaltung des Teilkörper-SAR-Wertes von 2W/kg (gemittelt über 10g Gewebe
in 6-Minutenintervallen) gewährleisten sollen. (Pulsförmige Abstrahlung, Puls/Pause
=1/8, ist berücksichtigt.)
Frequenz Spitzenleistung Mindestabstand
900 MHz (D!/D2) digital Bis 0.5W Kein Mindestabstand
Bis 4W Ca. 3 cm
Bis 8 W Ca. 5 cm
Bis 20 W Ca. 8 cm
1800 MHz (E-Netz) Bis 1 W Kein Mindestabstand
Bis 2 W Ca. 3 cm
Bis 8 W Ca. 7 cm
Bis 20 W Ca. 12 cm.
DECT (Digitales System für schnurlose Telefone) 1800 - 1900 MHz ; geringe Sendeleistung
max. 0.25 W; mittlere Sendeleistung. 0.01W
Bluetooth: (Funkdatenübertragung bis zu etwa 100m für drahtlose Verbindung von Drucker
Tastatur etc.zum PC) : 2.4 GHz; Sendeleistung 0.001 bis 0.1W.
3.3 Niederfrequente und statische Felder.
Unter niederfrequenten elektromagnetischen Strahlen versteht man elektromagnet. Strahlen
mit Frequenzen unterhalb 30 kHz bis 30 Hz.
doskap3
Biologische Wirkungen:
Im Frequenzbereich unter 100 kHz → Nichtthermische
Wirkungen
Wesentlicher Effekt: Influenzwirkung führt zur
Umverteilung von Ladungen an der Objektoberfläche
→ Entstehung von Körperströmen
im Innern des Objektes.
Durch die Leitfähigkeit von biologischem Gewebe
kommt es zu Feldverzerrungen . → Erhöhung
der Feldstärke am Objekt
Bei Feldstärken von etwa 20 kV/m (50 Hz) →
resultieren Stromdichten von etwa j =
300nA/cm 2 (=3mA/m 2 ) im Kopf- und Thoraxbereich.
Größenordnung der Stromdichten durch
elektrische Körperaktivitäten ~ 300nA/cm 2 .
Die induzierten Stromdichten im Kopf- und Körperbereich lassen sich in Abhängigkeit der
Frequenz berechnen gemäß:
−9
j = 3 ⋅10
⋅ f ⋅ E
E: elektrische Feldstärke in V/m; f: Frequenz in Hz.; j: Stromdichte in A/m 2 .
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Die folgende Abbildung gibt einen Überblick über die möglichen Schäden durch induzierte
Ströme in Abhängigkeit von der Frequenz.
doskap3
Kurve D: Oberhalb D werden schädigende
Erregungen von Sinnesrezeptoren
sowie Herzkammerflimmern
beobachtet.
Kurve C: In diesem Bereich werden
Nervenzellen erregt und neuronale
Reizantworten verändert. (Erregung
von Nerven-Muskel-Systemen)
Kurve B: Bereich möglicher, subtiler
nicht gesicherter Effekte. Effekte
sind, wenn überhaupt vorhanden,
nicht gesundheitsschädlich
Kurve C: Bereich in dem keine biologischen
Effekte auftreten. Die induzierten Stromdichten sind kleiner als die Ruhestromdichte
im Gehirn (1mA/m 2 )
Nach 26. BImSchV (§3) gelten für die Bevölkerung für den Betrieb niederfrequenter Anlagen
folgende Grenzwerte.
Effektivwert der elektr. Feldstärke bzw.magnet. Flußdichte
Frequenz in Hz Elektr. Feldstärke in kV/m Magnet. Flußdichte in µT
50 Hz-Felder 5 100
16 2 /3-Hz-Felder 10 300
Die Grenzwerte sind so festgelegt, daß bei Dauerexposition keine Ströme induziert werden
die größer sind als die nach Kurve B.
Exposition durch Hochspannungsfreileitungen.
Hochspannungsfreileitungen leiten Wechselströme mit einer Frequenz von 50 Hz und bei
elektrischen Spannungen von 110 bis 380 kV weiter. Dabei treten in Erdnähe elektrische
Feldstärken zwischen 1 - 10 kV/m auf sowie magnet. Feldstärken bis zu 25 A/m
In einigen zehn Metern von den Freileitungen betragen die Feldstärken nur noch Bruchteile
der Feldstärken unter den Leitungen. → Es sind daher keine gesundheitlichen Effekte zu
erwarten. Epidemiologische Untersuchungen zum Krebs- und Leukämie-Risiko für Personen,
die in der Nähe solcher Freileitungen leben sind bislang ohne signifikante Ergebnisse geblieben.
Magnetische Felder
Wichtigste Wirkungsmechanismen → Magnetische Induktion.
- Kraftwirkung des Magnetfeldes auf bewegte Ladungsträger → Induzierung
von elektrischen Feldern und Strömen im Körperinnern
- Magnet. Wechselfelder: → Induzierung von Wirbelströmen (Erregung von
Nerven- und Muskelzellen.)
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Physikal. Basisgrößen die mit dem Auftreten biologischer Effekte auf zellulärer Ebene verknüpft
sind:
doskap3
- induzierte elektr. Feldstärke
- Stromdichte.
Abschätzung der im biologischen Objekt induzierten Stromdichte.
Gehirn: R ⋅σ = 0. 075m
⋅0.
2S
/ m
Herz: R ⋅σ = 0. 06m
⋅0.
25S
/ m
1
j = ⋅ R ⋅σ
⋅ B&
2
bei sinusförmigen Feldern gilt dann:
j = π ⋅ R ⋅σ
⋅ f ⋅ B
0
89
j: induzierte Stromdichte in A/m 2
σ: Leitffähigkeit in S/m
R: Radius der induzierten Stromschleife
in m
F: Frequenz in Hz.
B0: Magnet. Flußdichte in Tesla.
Für den Menschen gilt: (worst case)
Biologische Wirkungen:
Bei den magnet. Wechselfeldern ergeben sich die biologischen Wirkungen aus den induzierten
Strömen. (vgl. Wirkung elektr. Felder)
B < 0.5 mT bei 50 Hz → j < 1mA/m 2 → keine signifikanten biolog. Wirkungen
5 mT < B < 50 mT bei 50 Hz → 10 < j < 100 mA/m 2 → biolog. Wirkungen gut dokumentiert
B > 50 mT bei 50 Hz → j > 100 mA/m 2 → Überschreiten der Stimulationsschwellen für Nerven-
und Muskelzellen. Akute Gesundheitsgefahren. Kammerflimmern und Extrasystolen bei
j > 1 - 10A/m 2 .
Statische Magnetfelder: Bisher keine gesicherten Hinweise auf eine gesundheitsschädliche
Wirkung bei kurzer Exposition (Stunden) in Magnetfeldern B < 2T. (Grundfeld im Kernspintomograf
liegt bei etwa 2 T)
Für B > 5T können signifikante Schäden auftreten.

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Folgende Tabellen geben einen Überblick über Expositionen mit niederfrequenten Feldern.
Weitere Beispiele: Magnetische Flußdichte von Haushaltsgeräten in unterschiedlichen Ab
ständen (BfS, 2000)
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Magnet. Flußdichte in µT gemessen im Abstand von
Gerät 3 cm 30 cm 1 m
Haarfön 6 - 2000 0.01 - 7 0.01 - 0.3
Trockenrasierer 15 - 1500 0.08 - 9 0.01 - 0.3
Bohrmaschine 400 - 800 2 - 3.5 0.08 - 0.2
Staubsauger 200 - 800 2 - 20 0.13 - 2
Mikrowellengerät 73 - 200 4 - 8 0.25 - 0.6
Farbmonitor 5.6 - 10 0.45 - 1.0 < 0.01 - 0.03
Computer 0.5 - 3.0 < 0.01
Kühlschrank 0.5 - 1.7 0.01 - 0.25 < 0.01
Uhr (Netzbetrieb) 300 2.25