Skript - an der Hochschule für Technik und Wirtschaft des Saarlandes
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<strong>Skript</strong><br />
Dosimetrie ionisieren<strong>der</strong> Strahlung<br />
Prof.Dr.rer.nat K.-H.Folkerts<br />
<strong>Hochschule</strong> <strong>für</strong> <strong>Technik</strong> <strong>und</strong> <strong>Wirtschaft</strong> <strong>des</strong> Saarl<strong>an</strong><strong>des</strong><br />
FB GIS Labor <strong>für</strong> Kernstrahlungsmeßtechnik <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Saarbrücken, April 2005<br />
Goebenstr. 40<br />
66117 Saarbrücken
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
inhaltdoskap<br />
Inhaltsverzeichnis<br />
1. Einleitung<br />
2. Strahlenschutz ionisieren<strong>der</strong> Strahlung 2<br />
2.1 Allgemeine Dosisbegriffe 2<br />
2.1.1 Energiedosis D<br />
2.1.2 Ionendosis <strong>und</strong> Ionendosisleistung 4<br />
2.1.3 Das lineare Energieübertragungsvermögen 6<br />
2.2 Dosisbegriffe <strong>für</strong> den Strahlenschutz 7<br />
2.2.1 Körperdosisgrößen 8<br />
2.2.2 Dosis-Meßgrößen 12<br />
2.3 Einfache Berechnung von Strahlenexpositionen aus den<br />
Daten <strong>der</strong> Quelle<br />
2.3.1 Quadratisches Abst<strong>an</strong>dsgesetz 15<br />
2.3.2 Einfache Methoden zur Dosisberechnung <strong>für</strong><br />
α- <strong>und</strong> nie<strong>der</strong>energetische β-Strahler 17<br />
2.4 Strahlenbiologische Gr<strong>und</strong>lagen <strong>des</strong> Strahlenschutzes<br />
2.4.1 Einführung 20<br />
2.4.2 Wechselwirkung von Strahlung mit biologischen<br />
Strukturen 20<br />
2.4.3 Makroskopische Strahlenwirkung, Strahlenschäden 25<br />
2.4.3.1 Deterministische Effekte 25<br />
2.4.3.2 Stochastische Schäden 28<br />
2.4.4 Ableitung von Grenzwerten im Strahlenschutz 34<br />
2.5 Die natürliche <strong>und</strong> zivilisatorische Strahlenexposition <strong>des</strong> Menschen<br />
2.5.1 Die natürliche Strahlenexposition 36<br />
2.5.2 Die zivilisatorische Strahlenexposition <strong>des</strong> Menschen 45<br />
2.6 Praktischer Strahlenschutz<br />
2.6.1 Strahlenschutzgesetze <strong>und</strong> Grenzwerte 50<br />
2.6.2 Meßtechnische Überwachung 55<br />
2.6.3 Abschätzung <strong>der</strong> Strahlenexposition bei <strong>der</strong><br />
Inkorporation von Radionukliden 62<br />
2.6.4 Berechnung von Abschirmungen <strong>und</strong> Schutzwänden 65<br />
3. Nichtionisierende Strahlung 73<br />
3.1 Optische Strahlung 73<br />
3.1.1 UV-Strahlung 73<br />
3.1.2 Laser-Strahlung 76<br />
3.2 Hochfrequenz- (HF) Strahlung 80<br />
3.3 Nie<strong>der</strong>frequente <strong>und</strong> statische Fel<strong>der</strong> 87<br />
ii
Vorlesung Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
1. Einleitung<br />
Gegenst<strong>an</strong>d <strong>der</strong> Betrachtungen ist <strong>der</strong> Schutz <strong>des</strong> Menschen vor <strong>der</strong> Einwirkung ionisieren<strong>der</strong><br />
<strong>und</strong> nichtionisieren<strong>der</strong> Strahlung.<br />
Anwendung <strong>der</strong> Strahlungsarten ist weit verbreitet: Forschung, <strong>Technik</strong>, Medizin.<br />
Strahlenschutz ist notwendig, da ionisierende <strong>und</strong> nichtionisierende Strahlung zu ges<strong>und</strong>heitsschädlichen<br />
Effekten führen können. → Schutzvorschriften.<br />
Begriffsbestimmungen:<br />
Ionisierende Strahlung:<br />
„Ionisierende Strahlung ist eine Strahlung, die aus Teilchen o<strong>der</strong> Photonen besteht, die ein<br />
perm<strong>an</strong>entes Gas direkt o<strong>der</strong> indirekt durch Stoß zu ionisieren vermögen.“<br />
(Teilchen mit Energien oberhalb von 1keV gehören eindeutig zu den ionisierenden Strahlen.)<br />
Direkt ionisierende Strahlung: Besteht aus geladenen Teilchen (Z.B. Elektronen, α-<br />
Teilchen, etc. ) die das Gas unmittelbar durch Stoß ionisieren.<br />
Indirekt ionisierende Strahlung: Besteht aus ungeladenen Teilchen (z.B. Neutronen) o<strong>der</strong><br />
Photonen, die in <strong>der</strong> lage sind Energie auf geladene Teilche zu übertragen, die ihrerseits das<br />
Gas ionisieren.<br />
Teilchenstrahlung (Korpuskularstrahlung): Teilchen mit Ruhemasse (z.B. Elektronen, β-<br />
Teilchen, Protonen, α-Teilchen)<br />
Photonenstrahlung (Teilchen ohne Ruhemasse): elektromagnetische Strahlung (z.B. γ-<br />
Strahlung, Röntgenstrahlung.)<br />
Quellen ionisieren<strong>der</strong> Strahlung:<br />
- Radionuklide (Radioaktivität)<br />
Natürlich (Kosmische Strahlung, Ur<strong>an</strong> etc)<br />
Künstlich (z.B. Kernkraftwerke )<br />
- Technische Prozesse wie: Röntgenröhren, Beschleuniger, Störstrahler (Bildröhren,<br />
Schweißgeräte etc.)<br />
Nichtionisierende Strahlung<br />
Die nichtionisierende Strahlung ist nicht so einheitlich zu definieren wie die ionisierende, da<br />
hier eine Vielzahl unterschiedlicher physikalischer Effekte zu betrachten sind.<br />
Beispiele <strong>für</strong> nichtionisierende Strahlung:<br />
- Laser<br />
- UV<br />
- Radar<br />
- Mikrowellen<br />
- Radiowellen<br />
- Statische elektrische <strong>und</strong> magnetische Fel<strong>der</strong><br />
- Magnetische Wechselfel<strong>der</strong><br />
- Ultraschall<br />
-<br />
Bis auf die UV -Strahlung resultieren die nichtionisierenden Strahlen praktische alle aus<br />
künstlichen (zivilisatorische) Quellen.
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Die praktischen Richtlinien <strong>des</strong> Strahlenschutzes basieren auf wissenschaftlichen Erkenntnissen<br />
<strong>und</strong> werden jeweils den neuesten Forschungsergebnissen <strong>und</strong> politischen Entwicklungen<br />
<strong>an</strong>gepaßt.<br />
→ Novellierung <strong>der</strong> Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) in 2001 sowie Röntgenverordnung<br />
in 2003.<br />
Än<strong>der</strong>ungen von Grenzwerten beispielsweise, erfor<strong>der</strong>n eine Gesetzesän<strong>der</strong>ung.<br />
Im Folgenden soll zunächst <strong>der</strong> Strahlenschutz bei ionisieren<strong>der</strong> Strahlung beh<strong>an</strong>delt <strong>und</strong> im<br />
Anschluß dar<strong>an</strong> ein Überblick <strong>der</strong> Situation bei den nichtionisierenden Strahlen gegeben<br />
werden.<br />
2. Strahlenschutz bei ionisieren<strong>der</strong> Strahlung.<br />
Es ist bek<strong>an</strong>nt, daß ionisierende Strahlung ges<strong>und</strong>heitsschädliche Effekte hat.<br />
z.B.: Ionisierende Strahlung wirkt k<strong>an</strong>zerogen. → s. Überlebende Hiroshima, Nagasaki.<br />
Hauptziel <strong>des</strong> Strahlenschutzes Kenntnis <strong>des</strong> Zusammenh<strong>an</strong>ges zwischen Strahleneinwirkung<br />
auf den Menschen <strong>und</strong> dem daraus resultierenden Risiko. → Dosis-<br />
Wirkungsbeziehung.<br />
Zur Qu<strong>an</strong>tifizierung <strong>der</strong> „Menge <strong>der</strong> mit dem Körpergewebe eines Menschen wechselwirkenden<br />
Strahlung“, hat m<strong>an</strong> sogen<strong>an</strong>nte Dosisbegriffe eingeführt.<br />
Es sind <strong>für</strong> die vielfältigen Anwendungszwecke eine g<strong>an</strong>ze Reihe unterschiedlicher Dosisbegriffe<br />
eingführt worden. M<strong>an</strong> k<strong>an</strong>n diese Dosisbegriffe grob einteilen in:<br />
doskap1<br />
- Allgemeine o<strong>der</strong> physikalische Dosisbegriffe (meßbar)<br />
- Dosisbegriffe <strong>für</strong> den Strahlenschutz (nicht meßbar, jedoch ableitbar aus den allgemeinen<br />
Dosisbegriffen)<br />
Dosisbegriffe <strong>für</strong> den Strahlenschutz: Neben dem reinen Energieübertrag durch die Strahlung<br />
wird hierbei noch die Reaktion <strong>des</strong> biologischen Gewebes bei <strong>der</strong> Dosisbestimmung<br />
berücksichtigt.<br />
2.1 Allgemeine Dosisbegriffe<br />
2.1.1 Energiedosis D<br />
Das f<strong>und</strong>amentale Dosismaß in <strong>der</strong> Dosimetrie ist die Energiedosis D. M<strong>an</strong> betrachte zur<br />
Definition dieser Größe ein Volumen dV <strong>der</strong> Dichte ρ irgendeiner Art von Materie. Für die<br />
Masse <strong>des</strong> Materievolumens gilt d<strong>an</strong>n: dm = ρ⋅dV.<br />
Rex<br />
dV, ρ<br />
Ri<br />
Auf ein Material übertragene Energie ε.<br />
∑<br />
ε = − R + Q<br />
Rin ex<br />
ε: Auf das Material durch ionisierende Strahlung übertragene<br />
Energie<br />
Rin: Summe <strong>der</strong> Energien (ohne Ruheenergie) aller direkt<br />
o<strong>der</strong> indirekt ionisierenden Teilchen die in das Volumen<br />
eintreten.<br />
2
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Rex: Summe <strong>der</strong> Energien aller direkt o<strong>der</strong> indirekt ionisierenden Teilchen, die das Volumen<br />
verlassen.<br />
ΣQ: Summe <strong>der</strong> Reaktions- <strong>und</strong> Umw<strong>an</strong>dlungsenergien aller Kern- <strong>und</strong> Elementarteilchenprozesse<br />
die im Volumen dV stattfinden.<br />
Energiedosis D <strong>und</strong> Energiedosisleistung D & :<br />
Definition:<br />
doskap1<br />
dε<br />
1 dε<br />
J J<br />
D = = ⋅ ; [ D ] = a 1 = 1Gy<br />
( Gray)<br />
dm ρ dV kg kg<br />
d ε : mittlere durch ionisierende Strahlung auf das Material übertragene Energie im Volumenelement<br />
dV.<br />
Die Energiedosis ist <strong>für</strong> je<strong>des</strong> Material definiert. Meint m<strong>an</strong> ein bestimmtes Material, so sagt<br />
m<strong>an</strong>: Wasser-Energiedosis DW, Luft-Energiedosis DL usw.<br />
Energiedosisleistung D & :<br />
Definition: & dD<br />
= [ D&<br />
]<br />
J Gy<br />
D = = =<br />
dt kg ⋅ s s<br />
Ist eine zeitabhängige Energiedosisleistung gegeben, so ergibt sich die erhaltene Energiedosis<br />
in einem Expositionsintervall texp zu:<br />
texp<br />
D = ∫ D&<br />
( t)<br />
⋅ dt<br />
0<br />
W<br />
kg<br />
D = D ⋅ t & ;<br />
Ist die Energiedosisleistung konst<strong>an</strong>t gilt einfach: exp<br />
Anmerkung: Die Einheit <strong>der</strong> Energiedosis bzw. Energiedosisleistung ist eine SI-Größe. Die<br />
im praktischen Strahlenschutz auftretenden Energiedosen sind i.a. wesentlich kleiner. Typische<br />
Werte: µGy/h <strong>und</strong> mGy/h. Die natürliche Umgebungsstrahlung liefert eine Energiedosisleistung<br />
von etwa: 0.1 – 0.2 µGy/h. Zur weiteren Orientierung sei die LD50 (Letaldosis <strong>des</strong><br />
Menschen, bei <strong>der</strong> 50% eines bestrahlten Kollektivs sterben) <strong>an</strong>gegeben:<br />
LD50 ≅ 4 - 5 Gy: das heißt bei D & = 1Gy/s ist die Letaldosis nach 5 Sek<strong>und</strong>en erreicht.<br />
Meßbarkeit <strong>der</strong> Energiedosis. Energieübertragung führt letztlich zur Erwärmung <strong>des</strong> Körpers<br />
→ Kalorimetrische Bestimmung <strong>der</strong> Energiedosis → Messung <strong>der</strong> Temperaturerhöhung.<br />
Abschätzung <strong>des</strong> zu erwartenden Effektes: Körpergewebe ersetzt durch Wasser.<br />
J<br />
∆Q<br />
J<br />
cH O = 4190 → ∆Q = m ⋅c<br />
⋅ ∆T<br />
a = D = c ⋅ ∆T<br />
= 4190 ⋅1K<br />
.<br />
2 kg ⋅ K<br />
m<br />
kg ⋅ K<br />
M<strong>an</strong> benötigt also 4190 Gy (J/kg) um eine Temperaturerhöhung von 1K = 1 0 C zu erreichen.<br />
Bei <strong>der</strong> LD50 = 4Gy ergäbe sich daher eine Temperaturerhöhung von etwa 1 mK. Bei normalen<br />
Expositionen im Bereich von mGy bzw. µGy ergeben sich d<strong>an</strong>n Temperaturerhöhungen<br />
im Bereich von µK bis nK. Dies ist in <strong>der</strong> Praxis nicht meßbar.<br />
Zur meßtechnischen Bestimmung <strong>der</strong> Energiedosis führt m<strong>an</strong> daher weitere Dosigrößen ein,<br />
<strong>der</strong>en Definition <strong>an</strong> <strong>der</strong> Meßbarkeit orientiert sind. Die Energiedosis läßt sich daraus mittels<br />
geeigneter Korrektionen ermitteln.<br />
3
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Eine eng mit <strong>der</strong> Energiedosis D verknüpfte Dosisgröße ist die KERMA (Kinetic Energy Released<br />
in Matter)<br />
Definition:<br />
doskap1<br />
e -<br />
dma<br />
dEtr<br />
1 dEtr<br />
J<br />
K = = [ K ] = = Gy<br />
dm ρ dV kg<br />
dEtr : Summe <strong>der</strong> Anf<strong>an</strong>gswerte <strong>der</strong> kinetischen Energie aller geladenen Teilchen, die von<br />
indirekt ionisieren<strong>der</strong> Strahlung aus dem Material in einem Volumenelement dV freigesetzt<br />
wurden.<br />
dm: Massenelement; ρ: Dichte.<br />
Die KERMA ist ebenfalls <strong>für</strong> je<strong>des</strong> beliebige Material definiert. Bsp: Luftkerma Ka, Wasserkerma<br />
KW.<br />
Kermaleistung: & dK<br />
= [ K&<br />
]<br />
K =<br />
dt<br />
e -<br />
Gy<br />
s<br />
Die KERMA berücksichtigt also nicht die tatsächlich <strong>an</strong>s Material übertragene Energie, son<strong>der</strong>n<br />
die unmittelbar auf die Sek<strong>und</strong>ärteilchen übertragene Energie.<br />
D ≤ ; Ist die Reichweite <strong>der</strong> erzeugten Sek<strong>und</strong>ärteilchen kleiner als<br />
Gr<strong>und</strong>sätzlich gilt: K<br />
die Grenzen <strong>des</strong> betrachteten Volumenelementes gilt: D = K<br />
e -<br />
1<br />
dV<br />
2<br />
2.1.2 Ionendosis <strong>und</strong> Ionendosisleistung.<br />
Wird das Elektron auf Weg 1 emittiert, wird seine Energie<br />
vollständig im Volumenelement dV absorbiert → D = K.<br />
Auf Weg zwei wird nur ein Teil <strong>der</strong> Energie in dV deponiert.<br />
→ D < K.<br />
Eine in <strong>der</strong> Dosimetrie wichtige <strong>und</strong> auch meßtechnisch verhältnismäßig einfach zu ermittelnde<br />
Dosisgröße ist die Ionendosis. M<strong>an</strong> betrachte dazu ein Volumen bzw. Massenelement<br />
dma Luft.<br />
Durch Wechselwirkung <strong>der</strong> Strahlung mit <strong>der</strong> Luft werden<br />
Ionenpaare <strong>und</strong> damit elektrische Ladungsträger gebildet. Die<br />
erzeugte elektrische Ladung ist ein Maß <strong>für</strong> den<br />
Energieübertrag durch ionisierende Strahlung.<br />
dQ<br />
dm<br />
dQ<br />
dV<br />
Definition: J = = ⋅ [ J ]<br />
dQ: Betrag <strong>der</strong> elektrischen Ladung <strong>der</strong> Ionen eins Vorzeichens, die in Luft im<br />
Volumenelement dVa durch ionisierende Strahlung gebildet werden.<br />
ρ a : Dichte <strong>der</strong> Luft.<br />
(Alte Einheit <strong>der</strong> Ionendosis: Röntgen R: Umrechnung: 1R = 2.58⋅10 -4 C/kg.)<br />
a<br />
1<br />
ρ<br />
a<br />
a<br />
=<br />
C<br />
kg<br />
4
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Ionendosisleistung: & dJ<br />
= [ J&<br />
]<br />
doskap1<br />
i d d G b t<br />
C<br />
J = =<br />
dt kg ⋅ s<br />
Messung <strong>der</strong> Ionendosisleistung mit <strong>der</strong> Ionisationskammer.<br />
e -<br />
⊕<br />
I K<br />
Für die Ionendosis gilt d<strong>an</strong>n: J = J&<br />
⋅ ∆t<br />
= ⋅ ∆t<br />
ρ ⋅V<br />
a<br />
A<br />
kg<br />
K<br />
Aus obiger Definition ergibt sich die<br />
Ionendosisleistung durch Messung<br />
<strong>des</strong> Kammerstromes IK <strong>und</strong> <strong>der</strong> Masse<br />
ma <strong>der</strong> in <strong>der</strong> Kammer befindlichen<br />
Luft. Es gilt:<br />
I<br />
J&<br />
=<br />
m<br />
K<br />
a<br />
I K =<br />
ρ ⋅V<br />
Zusammenh<strong>an</strong>g zwischen Ionendosis <strong>und</strong> Energiedosis in Luft: Es gilt:<br />
dε<br />
E<br />
= ≈<br />
dm m<br />
Nion<br />
⋅ w Q ⋅ w w I K ⋅∆t<br />
w<br />
= = = ⋅ = ⋅ J&<br />
⋅∆t<br />
a D ∝ J&<br />
m e⋅<br />
m e m e<br />
Da tr<br />
a<br />
a a a<br />
a<br />
a<br />
mit: Da: Energiedosis in Luft; Etr: Übertragene Energie; Nion: Zahl <strong>der</strong> erzeugten Ionen eines<br />
Vorzeichens; w: w-Wert von Luft (~ 34eV); e: Elementarladung e = 1.6⋅10 -19 C;<br />
Die Energiedosis ist also direkt proportional zur Ionendosis. Damit die Einheit <strong>der</strong> Energiedosis<br />
in Gy herauskommt ist noch ein „Einheiten<strong>an</strong>passungsfaktor“ erfor<strong>der</strong>lich. Es gilt:<br />
⎡ Q ⋅ w ⎤<br />
⎢ ⎥<br />
⎣e<br />
⋅ ma<br />
⎦<br />
m = ρ ⋅ V<br />
a<br />
C ⋅eV<br />
C ⋅ kg<br />
1.<br />
6⋅10<br />
kg<br />
−19<br />
−19<br />
[ ] = = =<br />
a D = 1.<br />
6⋅10<br />
⋅ J&<br />
⋅ ∆t<br />
D a<br />
Gewebe-Luftfaktor als Funktion <strong>der</strong> Strahlungsener-<br />
a<br />
I<br />
K<br />
J<br />
U<br />
w<br />
e<br />
(w in eV, ∆t in s).<br />
a<br />
K<br />
Die Messung <strong>der</strong> Ionendosis in Luft liefert<br />
die Energiedosis <strong>für</strong> Luft. Will m<strong>an</strong><br />
die Energiedosis in Gewebe ermitteln ist<br />
die Energiedosis <strong>für</strong> Luft noch mit einem<br />
Faktor zu multiplizieren, <strong>der</strong> die unterschiedlichen<br />
Absorptionseigenschaften<br />
<strong>des</strong> Gewebes gegenüber Luft berücksichtigt.<br />
→ Gewebe-Luftfaktor fGL. Es<br />
gilt:<br />
D = f ⋅ D<br />
Gewebe<br />
GL<br />
Der Gewebeluftfaktor ist abhängig vom<br />
Gewebe <strong>und</strong> abhängig von <strong>der</strong> Strahlenenergie.<br />
(s.Abbildung).<br />
a<br />
5
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Für Weichteilgewebe (z.Bsp. Muskulatur) ist fGL praktisch gleich 1. Daher gilt <strong>für</strong> Strahlenschutztwecke<br />
in guter Näherung:<br />
doskap1<br />
D ≈ D<br />
WG<br />
Für <strong>an</strong><strong>der</strong>e Gewebetypen ist entsprechend zu korrigieren.<br />
a<br />
Bsp.: In einer Ionisationskammer wird ein Strom von I = 5pA gemessen. Das Volumen<br />
<strong>der</strong> Kammer betrage V = 10l.<br />
Der Luftdruck betrage p = 1000mbar bei einer Temperatur von υ = 23 0 C. Wie groß ist die<br />
Energiedosis in Luft?<br />
Für die Energiedosis gilt:<br />
D&<br />
a<br />
= 1.<br />
6 ⋅10<br />
w<br />
⋅ ⋅ J&<br />
= 1.<br />
6 ⋅10<br />
e<br />
−19 −19<br />
w ⋅ I<br />
⋅<br />
e ⋅ m<br />
Für die Masse <strong>der</strong> Luft gilt: ma = ρ a ⋅VK<br />
Die Dichte <strong>der</strong> Luft beträgt unter Normalbedingungen<br />
(p = 10013mbar <strong>und</strong> C<br />
0<br />
kg<br />
ϑ = 0 .) ρ a = 1.<br />
293 . 3<br />
m<br />
Nach Gasgesetzen gilt:<br />
p1<br />
ρ ⋅T<br />
p0<br />
=<br />
ρ ⋅T<br />
a<br />
p1<br />
⋅T0<br />
1000⋅<br />
273.<br />
15 kg<br />
ρ1<br />
= ρ0<br />
⋅ = 1.<br />
293⋅<br />
= 1.<br />
18 3<br />
p ⋅T<br />
1013⋅<br />
296.<br />
15 m<br />
1<br />
1<br />
0<br />
0<br />
Damit gilt <strong>für</strong> die Energiedosis Da:<br />
Da −19<br />
34<br />
. 6 ⋅10<br />
⋅ −19<br />
1.<br />
6 ⋅10<br />
−<br />
5 ⋅10<br />
⋅<br />
1.<br />
18 ⋅10<br />
= 1 −2<br />
0<br />
12<br />
1<br />
Gy µ Gy<br />
= 1.<br />
44 = 51.<br />
86<br />
s h<br />
2.1.3 Das lineare Energieübertragungsvermögen LET<br />
a<br />
Das Ausmaß biologischer Wirkungen ionisieren<strong>der</strong><br />
Strahlung hängt nicht nur von <strong>der</strong> Energiedosis ab,<br />
son<strong>der</strong>n neben <strong>an</strong><strong>der</strong>en Effekten (s. Kap. über Dosisgrößen<br />
im Strahlenschutz) auch von <strong>der</strong> Art mikroskopischen<br />
Verteilung <strong>der</strong> „Energieportionen“ bei <strong>der</strong> Energieübertragung.<br />
Zur Beschreibung <strong>der</strong> lokalen Abgabe von Energie<br />
durch ionisierende Strahlung wurde das lineare Energieübertragungsvermögen<br />
(engl.: linear energy tr<strong>an</strong>sfer)<br />
LET eingeführt. Die Definition lautet:<br />
Der lineare Energietr<strong>an</strong>sfer LET geladener Teilchen in<br />
einem Medium ist <strong>der</strong> Quotient aus dem mittleren Energieverlust<br />
dE, den das Teilchen durch Stöße erleidet,<br />
bei denen <strong>der</strong> Energieverlust kleiner ist als eine<br />
vorgegebene Energie ∆ <strong>und</strong> dem dabei zurückgelegten<br />
Weg ds.<br />
⎡dE<br />
⎤<br />
LET =<br />
⎢ ds ⎥<br />
⎣ ⎦<br />
∆<br />
[ LET ]<br />
keV<br />
=<br />
µ m<br />
6
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Betrachtet m<strong>an</strong> beliebige Energieübertragungen so gilt: ∆ = ∞. Der LET stimmt in diesem Fall<br />
mit dem Bremsvermögen S überein.<br />
→ Der LET ist nicht konst<strong>an</strong>t, son<strong>der</strong>n än<strong>der</strong>t sich mit <strong>der</strong> Teilchenenergie. Er än<strong>der</strong>t sich<br />
also bei <strong>der</strong> Passage <strong>des</strong> Teilchens durch Materie.<br />
keV<br />
Begriffe. Locker ionisierende Strahlung: L∞ < 3.<br />
5<br />
µ<br />
keV<br />
Dicht ionisierende Strahlung: L∞<br />
> 3.<br />
5<br />
µ m<br />
Faustregel: Ionisierende Strahlung ist strahlenbiologisch umso wirksamer, je größer <strong>der</strong> LET<br />
<strong>der</strong> Strahlung ist.<br />
Beispiele: LET∞ in Wasser.<br />
Elektronen:<br />
Energie in keV 50 200 1000 2000<br />
LET in keV/µm 0.6 0.27 0.18 0.18<br />
Alpha-Teilchen:<br />
Energie in keV 200 1000 5000 10000<br />
LET in keV/µm 200 230 100 60<br />
doskap1<br />
2.2 Dosisbegriffe <strong>für</strong> den Strahlenschutz<br />
Begründung <strong>für</strong> das Einführen spezieller Dosisgrößen <strong>für</strong> den Strahlenschutz.<br />
→ Strahlenbiologische Experimente zeigen: Unterschiedliche Strahlenarten, sowie unterschiedliche<br />
Bedingungen bei <strong>der</strong> Exposition führen trotz gleicher Energiedosen zu unterschiedlichen<br />
biologischen Wirkungen.<br />
Milieufaktoren<br />
Gewebeart<br />
Energiedosis<br />
Strahlenwirkung<br />
Räumliche<br />
Dosisverteilung<br />
Strahlenart<br />
Damit Strahlenexpositionen, die unter verschiedenen Bedingungen erhalten wurden bzgl.<br />
<strong>des</strong> damit verb<strong>und</strong>enen Risikos mitein<strong>an</strong><strong>der</strong> vergleichbar gemacht werden können, führt m<strong>an</strong><br />
neue „gewichtete“ Dosisgrößen ein.<br />
7<br />
Zeitliche<br />
Dosisverteilung
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Neue Dosisgrößen gehen zurück auf ICRP –Empfehlung von 1990 (ICRP: International Comittee<br />
on Radiological Protection)<br />
Übernahme in deutsche Strahlenschutzgesetzgebung in Strl.Sch.V von Aug 2001 sowie RöV<br />
von 2003.<br />
Konzept <strong>der</strong> Dosisgrößen im Strahlenschutz<br />
Die neuen Dosiskategorien im Strahlenschutz lassen sich in zwei Kategorien einteilen.<br />
doskap1<br />
- Körperdosisgrößen; (Dienen zum Festlegen von Grenzwerten)<br />
- Dosis-Meßgrößen (Schätzwerte <strong>für</strong> die i.a. nicht meßbaren Körperdosisgrößen)<br />
2.2.1 Körperdosisgrößen<br />
Die Energiedosis D bildet die Basis <strong>für</strong> die Abschätzung möglicher Schäden aufgr<strong>und</strong> <strong>der</strong><br />
Einwirkung ionisieren<strong>der</strong> Strahlung auf den Menschen. Im praktischen Strahlenschutz interessiert<br />
dabei i.a. nur das Risiko sogen<strong>an</strong>nter stochastischer Effekte (Tumorinzidenz, genet.Schäden).<br />
Das Auftreten <strong>der</strong>artiger Effekte ist sowohl von <strong>der</strong> Art <strong>des</strong> bestrahlten Gewebes,<br />
von <strong>der</strong> Art <strong>der</strong> Strahlung (Photonen, Neutronen, α-, β-Teilchen etc.) <strong>und</strong> den Umständen<br />
<strong>der</strong> Bestrahlung (Dosisleistung, zeitliche Verteilung etc.) abhängig.<br />
Bezeichnet m<strong>an</strong> mit: D T,<br />
R:<br />
die mittlere Energiedosis in einem Org<strong>an</strong> T durch eine Strahlungsart<br />
R, d<strong>an</strong>n ist die Org<strong>an</strong>äquivalentdosis H T durch die gewichtete Summe <strong>der</strong> Energiedosen<br />
D T,<br />
R gegeben. Es gilt:<br />
J J<br />
H T = ∑ wR<br />
⋅ DT<br />
, R [ HT ] = 1 = 1Sievert<br />
= 1Sv<br />
R<br />
kg kg<br />
wR : Dimensionslose Strahlungswichtungsfaktoren, die die unterschiedliche strahlenbiologische<br />
Wirksamkeit <strong>der</strong> verschiedenen Strahlenarten <strong>und</strong> Strahlenenergien berücksichtigen.<br />
Der Zahlenwert <strong>der</strong> Wichtungsfaktoren <strong>für</strong> eine Strahlenart <strong>und</strong> Energie <strong>der</strong> Strahlung wurde<br />
so gewählt, daß er repräsentativ bzgl. <strong>der</strong> biologischen Wirksamkeit bei <strong>der</strong> Induzierung<br />
stochastischer Effekte bei niedrigen Dosen ist. [1].<br />
Das heißt: Der Begriff <strong>der</strong> Org<strong>an</strong>äquivalentdosis <strong>und</strong> auch <strong>der</strong> weiter unten zu definierenden<br />
Effektiven Dosis bezieht sich nur auf die Abschätzung <strong>des</strong> stochastischen Risikos<br />
(Tumorinzidenz, genet.Schäden) bei niedrigen Dosen. Bei hohen Strahlendosen<br />
o<strong>der</strong> bei <strong>der</strong> Abschätzung deterministischer Strahlenschäden ist <strong>der</strong> Begriff <strong>der</strong> Org<strong>an</strong>äquivalentdosis<br />
(Effektive Dosis) nicht definiert <strong>und</strong> daher nicht sinnvoll <strong>an</strong>wendbar.<br />
Die Zahlenwerte <strong>der</strong> Strahlungswichtungsfaktoren ersetzen den bis zur Novellierung <strong>der</strong><br />
Strl.Sch.V. zur Bestimmung <strong>der</strong> Äquivalentdosis verwendeten Qualitätsfaktor Q. Die Zahlenwerte<br />
entsprechen, bis auf die Zahlen <strong>für</strong> Neutronen, den Zahlenwerten <strong>der</strong> Qualitätsfaktoren<br />
<strong>der</strong> alten Strahlenschutzverordnung. Die Tabelle zeigt die geltenden Strahlungswichtungsfaktoren<br />
nach Strl.Sch.V.2001<br />
8
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Strahlungswichtungsfaktoren nach Strl.Sch.V. 2001<br />
Für Photonen, Elektronen <strong>und</strong> Myonen ist <strong>der</strong> Wichtungsfaktor unabhängig von <strong>der</strong> Energie<br />
gleich 1. Alphateilchen <strong>und</strong> schwere Rückstoßkerne werden, wie schon in <strong>der</strong> alten<br />
Strl.Sch.V mit einem Faktor 20 bewertet. Sie weisen also die höchste strahlenbiologische<br />
Wirksamkeit auf. Bei Neutronen variiert <strong>der</strong> <strong>der</strong> Strahlungswichtungsfaktor mit <strong>der</strong> Neutronenenergie<br />
En. Die Abbildung zeigt die Energieabhängigkeit <strong>des</strong> Strahlungswichtungsfaktors<br />
<strong>für</strong> Neutronen.<br />
Wie die Abbildung zeigt, sind Neutronen mit einer Energie um 1 MeV strahlenbiologisch am<br />
wirksamsten. L<strong>an</strong>gsame bzw. schnelle Neutronen werden dagegen nur mit einem Faktor 5<br />
gewertet.<br />
Werden jetzt mehrere Org<strong>an</strong>e o<strong>der</strong> <strong>der</strong> g<strong>an</strong>ze Körper exponiert, so muß über die einzelnen<br />
Org<strong>an</strong>dosen summiert werden. Da jedoch die einzelnen Org<strong>an</strong>e unterschiedliche Strahlenempfindlichkeiten<br />
bzgl. stochastischer Effekte aufweisen, werden die einzelnen Org<strong>an</strong>dosen<br />
mit gewebe- bzw. org<strong>an</strong>spezifischen Wichtungsfaktoren w T multipliziert. M<strong>an</strong> erhält d<strong>an</strong>n<br />
die effektive Dosis E. Die Effektive Dosis ersetzt die bisl<strong>an</strong>g gebräuchliche effektive Äquivalentdosis<br />
H E.<br />
Eine <strong>der</strong>artige, auf den g<strong>an</strong>zen Körper bezogene Größe k<strong>an</strong>n sowohl bei homogener<br />
Exposition <strong>des</strong> gesamtem Körpers als auch bei einer Teilkörperexposition in gleicher<br />
Weise in Beziehung zum Strahlenrisiko gesetzt werden <strong>und</strong> ist <strong>des</strong>halb eine geeignete<br />
Größe zur Angabe von Grenzwerten bei Strahlenexpositionen.<br />
doskap1<br />
w R<br />
20<br />
15<br />
10<br />
7.5<br />
5<br />
w<br />
R<br />
= 5 + 17 ⋅ e<br />
2<br />
−(ln(<br />
2⋅E<br />
n))<br />
/ 6<br />
1.0 10<br />
Strahlungswichtungsfaktoren als Funktion <strong>der</strong> Neutronenenergie<br />
1<br />
10 -1<br />
10 -2<br />
10<br />
-3<br />
10<br />
-5<br />
1<br />
Neutronenenergie in MeV<br />
10 2<br />
9
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Es gilt:<br />
E = ∑ wT<br />
⋅ HT<br />
= ∑wT⋅∑w T<br />
doskap1<br />
T R<br />
R<br />
⋅ D<br />
T , R<br />
[ E]<br />
= J / kg;<br />
1J<br />
/ kg = 1Sv<br />
Auch die effektive Dosis wird in Sievert <strong>an</strong>gegeben. Auch hier gilt: Die effektive Dosis ist nur<br />
zur Abschätzung <strong>des</strong> stochastischen Risikos bei niedrigen Expositionen definiert. Der Anwendungsbereich<br />
liegt etwa: E 250mSv<br />
0 ≤ ≤<br />
Die Gewebewichtungsfaktoren sind in <strong>der</strong> folgenden Tabelle nach Strl.Sch.V 2001 <strong>an</strong>gegeben.<br />
Die Werte entsprechen einer über Männer <strong>und</strong> Frauen <strong>und</strong> einen großen Altersbereich<br />
von Erwachsenen gemittelten Verteilung.<br />
Gewebe-Wichtungsfaktoren w T <strong>für</strong> verschiedene Org<strong>an</strong>e o<strong>der</strong> Gewebe.<br />
Die Gewebewichtungsfaktoren sind auf 1 normiert, so daß gilt: ∑ w = 1. Eine G<strong>an</strong>zkörper-<br />
exposition wird daher mit w G . K.<br />
= 1 bewertet.<br />
Die Größe <strong>des</strong> Zahlenwertes <strong>der</strong> Wichtungsfaktoren ist ein Anhaltspunkt <strong>für</strong> die Strahlenempfindlichkeit<br />
eines Gewebes. Die Lunge wird im Vergleich zur Schilddrüse o<strong>der</strong> zur Haut<br />
wesentlich stärker gewichtet.<br />
Beispiele:<br />
1.) Eine Person erhalte eine Lungendosis durch Photonen in Höhe von DT = 10mGy<br />
. Wie<br />
groß ist die Org<strong>an</strong>äquivalentdosis <strong>und</strong> die resultierende effektive Dosis E?<br />
Es gilt: w ⋅ D = w ⋅ D = 1⋅10<br />
mGy = 10 mSv ;<br />
HT = ∑<br />
R<br />
R T , R γ L,<br />
γ<br />
Die Org<strong>an</strong>äquivalentdosis beträgt 10mSv.<br />
Für die effektive Dosis E gilt d<strong>an</strong>n:<br />
E = ∑ wT<br />
⋅ HT<br />
= wL<br />
⋅ H L = 0 . 12⋅10mSv<br />
= 1.<br />
2mSv<br />
T<br />
Die effektive Dosis beträgt dagegen E = 1.2 mSv.<br />
T<br />
T<br />
10
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Das heißt: Eine reine Org<strong>an</strong>dosis von 10mSv <strong>der</strong> Lunge beinhaltet das gleiche stochast. Risiko<br />
wie eine G<strong>an</strong>zkörperdosis von 1.2mSv.<br />
2.) Eine Person erhalte eine G<strong>an</strong>zkörperdosis durch Photonen von Dγ = 1mGy <strong>und</strong> zusätzlich<br />
durch Neutronen unbek<strong>an</strong>nter Energie Dn = 0.05mGy. Wie groß ist jeweils die effektive Dosis<br />
E?<br />
Es gilt: E = ∑ wT<br />
⋅ HT<br />
; Hier liegt eine G<strong>an</strong>zkörperexposition vor, so daß gilt:<br />
T<br />
G.<br />
K .<br />
doskap1<br />
1; HT<br />
= wR<br />
DG.<br />
K .<br />
w = ⋅ →<br />
Neutronen: Bei unbek<strong>an</strong>nter Energie <strong>der</strong> Neutronen verwendet m<strong>an</strong> den höchsten Strahlungswichtungsfaktor.<br />
D.h.: wn = 20 a E = wn<br />
⋅ Dn,<br />
G.<br />
K.<br />
= 20⋅<br />
0.<br />
05mGy<br />
= 1mSv<br />
Für die Photonen gilt: w ⋅ D = 1⋅1mGy<br />
= 1mSv<br />
E = γ γ , G.<br />
K.<br />
Beide Expositionen führen zur gleichen Effektiven Dosis (gleiches Strahlenrisiko), obwohl die<br />
Energiedosen stark unterschiedlich sind.<br />
Die Zahlenwerte <strong>für</strong> die Strahlungswichtungsfaktoren werden aus <strong>der</strong> Erfahrung <strong>und</strong> aus<br />
strahlenbiologischen Versuchen aus den relativen biologischen Wirksamkeiten <strong>der</strong> Strahlungsarten<br />
ermittelt. Die Abbildung zeigt das Ergebnis eines Bestrahlungsversuchs <strong>an</strong> Mäusepopulationen.<br />
Als strahlenbiologischer Effekt wurde die LD50 genommen. M<strong>an</strong> erkennt,<br />
daß bei Bestrahlung mit Photonen (Röntgenstrahlung) eine wesentlich höhere Energiedosis<br />
erfor<strong>der</strong>lich ist um den gleichen Effekt hervorzurufen, wie wenn die Bestrahlung mit Neutronen<br />
erfolgt.<br />
Überleben nach Einzelbestrah-<br />
1<br />
0.9<br />
0.8<br />
0.7<br />
0.6<br />
05<br />
0.4<br />
Neutronen<br />
Röntgen<br />
0 LD50 5 10 15 20<br />
Energiedosis in Gy<br />
Schematisiert LD50 <strong>für</strong> Neutronen <strong>und</strong> Röntgenstrahlung nach<br />
Einzelbestrahlung <strong>an</strong> Mäusen.<br />
11
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
2.2.2 Dosis-Meßgrößen<br />
Körperdosen sind in <strong>der</strong> Regel nicht meßbar, da sie als Mittelwerte über Org<strong>an</strong>e <strong>und</strong> Gewebe<br />
in Personen definiert sind. Um eine Aussage über die Körperdosen strahlenexponierter<br />
Personen machen zu können, führt m<strong>an</strong> <strong>für</strong> extern einfallende Strahlung zusätzlich Größen<br />
ein, die einerseits meßbar <strong>und</strong> <strong>an</strong><strong>der</strong>erseits unter realistischen Expositionsbedingungen eine<br />
Abschätzung <strong>für</strong> die Körperdosen liefern können. Diese Dosis-Meßgrößen sind.<br />
doskap1<br />
- Ortsdosis; Einheit: Sv<br />
- Personendosis; Einheit: Sv<br />
Ortsdosis: Die Ortsdosis ist die Äquivalentdosis in Weichteilgewebe gemessen <strong>an</strong><br />
einem bestimmten Ort. Die Ortsdosis liefert einen Schätzwert <strong>für</strong> die effektive Dosis, die<br />
eine Person erhielte, wenn sie sich <strong>an</strong> diesem Ort aufhalten würde. Messungen <strong>der</strong> Ortsdosis<br />
dienen dem präventiven Strahlenschutz. Ortsdosismessungen liefern Daten zur Einrichtung<br />
von Strahlenschutzbereichen wie , Sperr- <strong>und</strong> Kontrollbereiche.<br />
Personendosis: Die Personendosis ist die Äquivalentdosis in Weichteilgewebe gemessen<br />
<strong>an</strong> einer <strong>für</strong> die Strahlenexposition repräsentativen Stelle <strong>der</strong> Körperoberfläche.<br />
Die Personendosis ist ein individuelles Maß <strong>für</strong> die Exposition einer einzelnen Person durch<br />
externe Strahlung <strong>und</strong> wird in <strong>der</strong> Regel durch ein Dosimeter (Personendosimeter), das von<br />
<strong>der</strong> Person getragen wird, gemessen.<br />
Orts-<strong>und</strong> Personendosis bedürfen als Meßgrößen einer physikalisch eindeutigen Definition.<br />
Im folgenden sollen diese neuen Meßgrößen kurz besprochen werden.<br />
Im Gegensatz zu den neuen Körperdosen sind die neuen Meßgrößen unverän<strong>der</strong>t als „Äquivalentdosis<br />
<strong>an</strong> einem Punkt“ durch das Produkt aus Energiedosis D <strong>und</strong> Qualitätsfaktor Q <strong>an</strong><br />
diesem Punkt definiert.<br />
H = Q ⋅ D<br />
Die Einheit <strong>der</strong> Äquivalentdosis ist das Sievert. Der Qualitätsfaktor Q wurde eingeführt, um<br />
die durch die geladenen Teilchen erzeugte Energiedosis hinsichtlich ihrer unterschiedlichen<br />
biologischen Wirksamkeit zu wichten. Der Qualitätsfaktor ist eine Funktion <strong>des</strong> LET (Linearer<br />
Energietr<strong>an</strong>sfer) <strong>der</strong> Strahlung. (s. Abb. 2.8) Der Qualitätsfaktor in einem Punkt im Gewebe<br />
ist d<strong>an</strong>n als gewichteter Mittelwert gegeben durch:<br />
1<br />
Q = ⋅∫<br />
Q(<br />
L)<br />
⋅ DL<br />
⋅ dL<br />
D<br />
Q(L) ist die Abhängigkeit von Q vom LET.<br />
L<br />
Das ICRU (International Commission on Radiological Units <strong>an</strong>d Measurements) Kugelph<strong>an</strong>tom:<br />
Die neuen Ortsdosis-Meßgrößen sind <strong>für</strong> alle Strahlenarten in Zusammenh<strong>an</strong>g mit einem<br />
Ph<strong>an</strong>tom definiert. Dieses Ph<strong>an</strong>tom ist die ICRU-Kugel, eine Kugel von 30cm Durchmesser<br />
aus gewebeäquivalentem Plastik (Dichte 1g/cm3; Massenzusammensetzung 76.2% Sauerstoff,<br />
11.1% Kohlenstoff, 10.1% Wasserstoff <strong>und</strong> 2.6% Stickstoff.) Sie nähert den menschlichen<br />
Körper hinsichtlich <strong>der</strong> Streuung <strong>und</strong> Schwächung <strong>der</strong> betrachteten Strahlenfel<strong>der</strong> hinreichend<br />
<strong>an</strong>.<br />
12
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
30<br />
20<br />
10<br />
1<br />
doskap1<br />
Q(L)<br />
1; L 100 keV/ µm<br />
γ, Röntgen, β-Strl.<br />
α-Strl.<br />
1 5 10 50 100<br />
500<br />
Abb.: 2.8 Abhängigkeit <strong>des</strong> Qualitätsfaktors Q vom LET <strong>der</strong> Strahlung.<br />
Ortsdosis-Meßgrößen:<br />
Bei den Ortsdosis-Meßgrößen trägt m<strong>an</strong> <strong>der</strong> Tatsache Rechnung, daß m<strong>an</strong> Schätzwerte <strong>für</strong><br />
zwei Arten von Körperdosen benötigt.<br />
- bei durchdringen<strong>der</strong> Strahlung einen Schätzwert <strong>für</strong> die effektive Dosis,<br />
- bei Strahlung geringer Eindringtiefe einen Schätzwert <strong>für</strong> die lokale Hautdosis<br />
o<strong>der</strong> die Augenlinsendosis.<br />
Ortsdosis-Meßgröße <strong>für</strong> durchdringende Strahlung<br />
LET in keV/<br />
LET in<br />
Die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) am interssierenden Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld<br />
ist die Äquivalentdosis, die im zugehörigen ausgerichteten <strong>und</strong> aufgeweiteten<br />
Strahlungsfeld in 10mm Tiefe in <strong>der</strong> ICRU-Kugel auf dem <strong>der</strong> Strahleneinfallsrichtung entgegengesetzten<br />
Radiusvektor erzeugt würde.<br />
Mit H*(10) erhält m<strong>an</strong> einen konservativen Schätzwert <strong>für</strong> die effektive Dosis.<br />
13
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Ortsdosis-Meßgröße <strong>für</strong> Strahlung geringer Eindringtiefe<br />
Die Richtungs-Äquivalentdosis H`(0.07,Ω) am interessierenden Punkt im tatsächlichen<br />
Strahlungsfeld ist die Äquivalentdosis, die im zugehörigen aufgeweiteten Strahlungsfeld in<br />
0.07mm Tiefe auf einem in festgelegter Richtung Ω orientierten Radius <strong>der</strong> ICRU-Kugel erzeugt<br />
würde.<br />
Personendosis-Meßgrößen.<br />
Personendosis-Meßgröße <strong>für</strong> durchdringende Strahlung.<br />
Die Tiefen-Personendosis Hp(10) ist die Äquivalentdosis in 10mm Tiefe im Körper <strong>an</strong> <strong>der</strong><br />
Tragestelle <strong>des</strong> Personendosimeters.<br />
Personendosis-Meßgröße <strong>für</strong> Strahlung geringer Eindringtiefe.<br />
Die Oberflächen-Personendosis Hp(0.07) ist die Äquivalentdosis in 0.07mm Tiefe im Körper<br />
<strong>an</strong> <strong>der</strong> Tragestelle <strong>des</strong> Personendosimeters.<br />
Wichtig. Ortsdosimeter <strong>und</strong> Personendosimeter müssen so kalibriert sein, daß die eben definierten<br />
Größen gemessen werden.<br />
Die Tabelle gibt einen Überblick über die Meßgrößen sowie die zugehörigen Körperdosisbegriffe.<br />
Übersicht <strong>der</strong> Dosismeßgrößen im Strahlenschutz n. Strl.Sch.V 2001<br />
Externe Strahlung Limitierende<br />
Meßgröße<br />
Meßgröße<br />
Körperdosis<br />
Ortsdosis<br />
Personendosis<br />
Durchdringende<br />
Strahlung<br />
Effektive Dosis E H*(10) Hp(10)<br />
Strahlung geringer Hautdosis H`(0.07,Ω) Hp(0.07)<br />
Eindringtiefe Augenlinsendosis H`(3,Ω) Hp(3)<br />
Abschließend seien noch einige im Zusammenh<strong>an</strong>g mit Strahlenexpositionen verwendete<br />
Begriffe erläutert.<br />
Strahlenexposition: Einwirkung ionisieren<strong>der</strong> Strahlung auf den menschlichen Körper.<br />
G<strong>an</strong>zkörperexposition: Einwirkung ionisieren<strong>der</strong> Strahlung auf den gesamten Körper<br />
Teilkörperexposition: Einwirkung ionisieren<strong>der</strong> Strahlung auf einzelne Org<strong>an</strong>e, Gewebe<br />
o<strong>der</strong> Körperteile.<br />
Äußere Strahlenexposition: Einwirkung durch Strahlungsquellen außerhalb <strong>des</strong> Körpers<br />
Innere Strahlenexposition: Einwirkung durch Strahlungsquellen innerhalb <strong>des</strong> Körpers.<br />
(Inkorporation)<br />
Berufliche Strahlenexposition: Strahlenexposition, die durch berufliche Tätigkeit hervorgerufen<br />
wird.<br />
Medizinische Strahlenexposition: Exposition einer Person im Rahmen ihrer Untersuchung<br />
o<strong>der</strong> Beh<strong>an</strong>dlung in <strong>der</strong> Heilk<strong>und</strong>e o<strong>der</strong> Zahnheilk<strong>und</strong>e. (Patient)<br />
Natürliche Strahlenexposition: Unter üblichen Lebensbedingungen auftretende Strahlenexposition<br />
durch kosmische Strahlung <strong>und</strong> durch Strahlung radioaktiver Stoffe, die in <strong>der</strong><br />
Umgebung <strong>des</strong> Menschen <strong>und</strong> im menschlichen Körper natürlicherweise vorkommen.<br />
doskap1<br />
14
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Zivilisatorische Strahlenexposition: Jede Strahlenexposition von Personen aus zivilisatorischen<br />
Ursachen, z.B. die berufliche <strong>und</strong> die medizinische Strahlenexposition <strong>und</strong> die Strahlenexposition<br />
von unbeteiligten Dritten in <strong>der</strong> Umgebung von Strahlenbetrieben.<br />
Weitere Begriffe im Zusammenh<strong>an</strong>g mit offenen radioaktiven Stoffen.<br />
Inkorporation: Aufnahme von radioaktiven Stoffen in den Körper Inkorporationspfade: Inhalation,<br />
Ingestion, Resorption über die Haut.<br />
Retention: Dauern<strong>des</strong> o<strong>der</strong> vorübergehen<strong>des</strong> Verbleiben inkorporierter radioaktiver Stoffe<br />
im Körper nach Teilnahme <strong>an</strong> Stoffwechsel- o<strong>der</strong> Tr<strong>an</strong>sportvorgängen im Körper.<br />
Anreicherung: Erhöhung <strong>der</strong> Aktivitätskonzentration eines radioaktiven Stoffes in einem<br />
bestimmten Org<strong>an</strong> o<strong>der</strong> Gewebe <strong>des</strong> Körpers im Vergleich zur gleichmäßigen Verteilung <strong>des</strong><br />
Stoffes im g<strong>an</strong>zen Körper.<br />
Dekorporation: Entfernen inkorporierter, offener radioaktiver Stoffe aus dem Körper durch<br />
therapeutische Maßnahmen, wie z.B. eine Intensivierung <strong>der</strong> Ausscheidung mit Hilfe von<br />
Komplexbildnern.<br />
doskap1<br />
2.3 Einfache Berechnung von Strahlenexpositionen aus den Daten <strong>der</strong> Quelle.<br />
2.3.1 Berechnung <strong>der</strong> Ortsdosisleistung bei punktförmiger Photonenquelle. Quadratisches<br />
Abst<strong>an</strong>dsgesetz.<br />
Gesucht ist die Umgebungs-Äquivalentdosisleistung H ( 10)<br />
* & im Abst<strong>an</strong>d r von einer unabgeschirmten<br />
punktförmigen Strahlenquelle <strong>der</strong> Aktivität A.<br />
A<br />
Für die Dosisleistung in <strong>der</strong> Kugelschale k<strong>an</strong>n m<strong>an</strong> schreiben:<br />
dm: Masse <strong>der</strong> Kugelschale.<br />
r<br />
Luft<br />
Die Quelle emittiere pro Zerfall die mittlere Energie<br />
E γ .<br />
Die Strahlungsleistung <strong>der</strong> Quelle ergibt sich daher<br />
zu:<br />
Pγ = Eγ<br />
⋅ A<br />
Für die in <strong>der</strong> Kugelschale <strong>der</strong> Dicke dr absorbierte<br />
Strahlungsleistung gilt:<br />
dPγ , abs = −µ<br />
A ⋅ Pγ<br />
⋅ dr ; µA: Energieabsorptionskoeffizient<br />
in 1/m.<br />
dP<br />
D&<br />
γ , abs<br />
= ;<br />
dm<br />
2<br />
Für die Masse <strong>der</strong> Kugelschale mit Radius r gilt: dm = ρ ⋅ dV = ρ ⋅ 4π ⋅ r ⋅ dr<br />
D<strong>an</strong>n gilt <strong>für</strong> die Dosisleistung.<br />
µ A Pγ<br />
dr A Eγ<br />
µ A<br />
A Eγ<br />
µ A<br />
D& ⋅ ⋅ ⋅ ⋅<br />
( r)<br />
=<br />
=<br />
o<strong>der</strong> D&<br />
( r)<br />
= ⋅ ⋅<br />
2<br />
2<br />
2<br />
ρ ⋅ 4π<br />
⋅ r ⋅ dr ρ ⋅ 4π<br />
⋅ r<br />
r 4π<br />
ρ<br />
dr<br />
15
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
µ A : Massenenergieabsorptionskoeffizient. Für Photonenenergien zwischen 60 keV <strong>und</strong> 2<br />
ρ<br />
MeV gilt in guter Näherung<br />
Für den Faktor<br />
doskap1<br />
1<br />
4<br />
π γ<br />
µ A<br />
ρ<br />
≈ 0.<br />
027<br />
cm<br />
g<br />
µ A E ⋅ schreibt m<strong>an</strong>:<br />
ρ<br />
Γ : Dosisleistungskonst<strong>an</strong>te.<br />
*<br />
H<br />
2<br />
Γ<br />
H<br />
*<br />
Eγ<br />
⋅ µ A<br />
: =<br />
4π<br />
⋅ ρ<br />
Für die Umgebungsäquivalentdosisleistung H ( 10)<br />
*<br />
läßt sich d<strong>an</strong>n schreiben:<br />
H&<br />
*<br />
( 10)<br />
= w<br />
mit wR=1 (Photonen) <strong>und</strong> [ Γ * ]<br />
R<br />
Γ * ⋅ A H ⋅ D&<br />
( r)<br />
= 2<br />
r<br />
mSv ⋅ m<br />
= H Bq ⋅ h<br />
2<br />
Diese Gesetzmäßigkeit wird auch als quadratisches Abst<strong>an</strong>dsgesetz bezeichnet. Die Dosisleistungsknst<strong>an</strong>te<br />
ist nuklidspezifisch <strong>und</strong> hängt von <strong>der</strong> abgestrahlten Photoneenergie <strong>und</strong><br />
den Emissionswahrscheinlichkeiten ab. (s. Tabelle.)<br />
Nuklid Energien<br />
in keV<br />
60<br />
Co 1332.50<br />
1173.24<br />
99m<br />
Tc 140.47<br />
18.33<br />
18.37<br />
131<br />
J 364.48<br />
636.97<br />
284.30<br />
137<br />
Cs 661.66<br />
32.06<br />
192<br />
Ir 316.51<br />
468.07<br />
308.46<br />
295.96<br />
604.41<br />
226 Ra ∗ 609.31<br />
1764.50<br />
Tabelle: Dosisleistungskonst<strong>an</strong>ten<br />
1120.30<br />
Emissionswahrscheinlichkeit<br />
in %<br />
99.982<br />
99.900<br />
88.970<br />
6.18<br />
4.06<br />
81.600<br />
7.120<br />
6.200<br />
85.000<br />
5.600<br />
82.800<br />
47.700<br />
29.800<br />
28.600<br />
8.190<br />
46.281<br />
15.838<br />
15.147<br />
Γ in<br />
mSv⋅m 2 /Bq⋅h<br />
3.5⋅10 -10<br />
1.67⋅10 -11<br />
6.57⋅10 -11<br />
9.21⋅10 -11<br />
1.39⋅10 -10<br />
2.58⋅10 -10<br />
226 Ra ∗ : 226 Ra im Gleichgewicht mit den Folgeprodukten, hier ist die Gammastrahlungskon-<br />
st<strong>an</strong>te <strong>für</strong> 214 Bi <strong>an</strong>gegeben.<br />
Anwendungsbeispiel: Es soll die Dosisleistung einer unabgeschirmten 60 Co-Quelle mit einer<br />
Aktivität von A = 1 GBq in 2 m Abst<strong>an</strong>d berechnet werden:<br />
Γ<br />
⋅A<br />
r<br />
3.5⋅10<br />
mSv⋅<br />
m / Bq ⋅h<br />
⋅1⋅10<br />
Bq<br />
2 m<br />
0.<br />
35<br />
4<br />
-10<br />
2<br />
9<br />
*<br />
H (2m) = 2 =<br />
2 2<br />
= = 0.<br />
0875mSv⋅<br />
h<br />
-1<br />
16
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Vergrößert m<strong>an</strong> den Abst<strong>an</strong>d auf 4 m, so reduziert sich die Dosisleistung auf H(4m) = ¼ ⋅<br />
0.0875 mSv⋅h -1 = 0.022 mSv⋅h -1 .<br />
2.3.2 Einfache Methoden zur Dosisberechnung <strong>für</strong> α-Strahler <strong>und</strong> nie<strong>der</strong>energetische<br />
ß-Strahler.<br />
Problemstellung: Inkorporation von α- <strong>und</strong> β-Strahlern. Wie groß ist die Dosis im entsprechenden<br />
Gewebe in dem die Aktivität deponiert wurde.<br />
doskap1<br />
Voraussetzung: Reichweite <strong>der</strong> emittierten Strahlung ist kurz, so<br />
daß die gesamte Energie im betrachteten Gewebe deponiert<br />
wird. (nie<strong>der</strong>energet. ß-Strahler u. α-Strahler)<br />
Bezeichnungen:<br />
C: Aktivitätskonzentration <strong>des</strong> Nukli<strong>des</strong> im Gewebe in Bq/m 3<br />
E: mittlere Teilchenenenergie in MeV pro Zerfall<br />
Daraus ergibt sich die Energiedepositionsrate R zu:<br />
R = C ⋅ E<br />
MeV<br />
[ R]<br />
= Mit <strong>der</strong> Dichte ρ <strong>des</strong> Gewebes erhält m<strong>an</strong> die Energiedosisleistung<br />
3<br />
m ⋅ s<br />
zu:<br />
−1<br />
3<br />
C ⋅ E<br />
D&<br />
s m MeV MeV<br />
= [ D&<br />
/ ⋅ ] =<br />
= 3<br />
ρ<br />
kg / m kg ⋅ s<br />
Zur Angabe <strong>der</strong> Energiedosisleistung in <strong>der</strong> SI-Einheit Gy gilt: 1MeV = 1.6⋅10 -13 J →<br />
C E<br />
D&<br />
−13 ⋅<br />
= 1.<br />
6⋅10<br />
⋅<br />
ρ<br />
C in Bq/m 3 ; E: Zerfallsenergie in MeV, ρ: Gewebedichte in kg/m 3 .<br />
Bsp.: M<strong>an</strong> berechne die durchschnittliche Energiedosisleistung in 50g Gewebe, die A<br />
=1.2⋅10 5 Bq 14 C enthält.<br />
Es gilt:<br />
Teilchen-<br />
b h<br />
C<br />
Gewebebereich<br />
<strong>der</strong> Dichte ρ<br />
C =<br />
A<br />
V<br />
m<br />
3 3<br />
a mit V = a ρ ≈ 10 kg / m ( Wasser)<br />
ρ<br />
−3<br />
50 ⋅10<br />
kg<br />
V = = 5 ⋅10<br />
3 3<br />
10 kg / m<br />
−5<br />
Zerfallsschema von 14 14 14<br />
C: 6C<br />
→ 7N<br />
β<br />
Damit erhält m<strong>an</strong>:<br />
D&<br />
= 1.<br />
6 ⋅10<br />
−13<br />
−<br />
m<br />
3<br />
a<br />
1.<br />
2 ⋅10<br />
C =<br />
5 ⋅10<br />
5<br />
−5<br />
a<br />
9 3<br />
= 2.<br />
4 ⋅10<br />
Bq / m<br />
; t1 / 2 = 5700 y ; Eβ ≈ 0.<br />
045MeV<br />
9<br />
2.<br />
4 ⋅10<br />
⋅ 0.<br />
045<br />
−8<br />
Gy µ Gy<br />
⋅<br />
= 1.<br />
7 ⋅10<br />
= 62<br />
3<br />
1⋅10<br />
s h<br />
Die Gesamtdosis erhält m<strong>an</strong> aus <strong>der</strong> Expositionsdauer durch:<br />
17
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Bei großer Halbwertszeit gilt:<br />
doskap1<br />
∆t<br />
exp<br />
∫<br />
D = D&<br />
( t)<br />
⋅ dt ∆ : Expositionsdauer.<br />
0<br />
D = D ⋅ ∆t<br />
&<br />
exp<br />
t exp<br />
Betrachtung von Nukliden mit Halbwertszeiten klein gegen ∆ texp.<br />
C E<br />
A E A t E<br />
D&<br />
−13<br />
⋅<br />
−13<br />
⋅<br />
−13<br />
( ) ⋅<br />
= 1.<br />
6 ⋅10<br />
⋅ = 1.<br />
6 ⋅10<br />
⋅ = 6 ⋅10<br />
⋅ = 1.<br />
6 ⋅10<br />
ρ<br />
ρ ⋅V<br />
ρ ⋅V<br />
A0: Anf<strong>an</strong>gsaktivität; λ: Umw<strong>an</strong>dlungskonst<strong>an</strong>te<br />
Für die Dosis gilt d<strong>an</strong>n:<br />
∆<br />
texp<br />
−13<br />
E<br />
−λ⋅t<br />
−13<br />
E<br />
D = ∫ 1.<br />
6 ⋅10<br />
⋅ ⋅ A0<br />
⋅ e ⋅ dt = 1.<br />
6 ⋅10<br />
⋅ ⋅ A0<br />
⋅ e<br />
ρ ⋅V<br />
ρ ⋅V<br />
∫<br />
a<br />
0<br />
D = 1.<br />
6 ⋅10<br />
−13<br />
D<br />
T<br />
E ⎡ 1<br />
⋅ ⋅ A0<br />
⋅ e<br />
V ⎢<br />
− ⋅<br />
ρ ⋅ ⎣ λ<br />
=<br />
E<br />
1<br />
−λ⋅t<br />
⎤<br />
⎥<br />
⎦<br />
∆<br />
0<br />
texp<br />
= 1.<br />
6 ⋅10<br />
−λ⋅∆t<br />
[ 1−<br />
e ] ⋅ 0<br />
−13<br />
exp<br />
1. 6 ⋅10<br />
⋅ ⋅ ⋅<br />
A<br />
mT<br />
λ<br />
D T:<br />
Energiedosis im Org<strong>an</strong> T in Gy<br />
E : Mittlere Energie pro Zerfall in MeV<br />
mT = ρ ⋅ V : Gewebe- o<strong>der</strong> Org<strong>an</strong>masse in kg<br />
λ : Umw<strong>an</strong>dlungskonst<strong>an</strong>te in 1/s<br />
A 0 : Anf<strong>an</strong>gsaktivität in Bq<br />
∆ texp:<br />
Expositionsdauer in s<br />
−13<br />
∆texp<br />
−λ⋅t<br />
0<br />
−13<br />
⋅ dt<br />
E 1<br />
⋅ ⋅ A0<br />
⋅ ⋅<br />
ρ ⋅V<br />
λ<br />
[ ]<br />
D =<br />
Gy<br />
s<br />
E<br />
⋅ ⋅ A0<br />
⋅ e<br />
ρ ⋅V<br />
−λ⋅∆texp<br />
[ 1−<br />
e ]<br />
Die Org<strong>an</strong>äquivalentdosis erhält m<strong>an</strong> d<strong>an</strong>n durch Multiplikation mit dem Strahlungswichtungsfaktor<br />
wR:<br />
H = w ⋅ D ,<br />
T<br />
R<br />
Beispiel: Ein Ur<strong>an</strong>bergarbeiter inhaliert kurzzeitig eine Aktivitätsmenge von 1000Bq <strong>des</strong> kurzlebigen<br />
Isotops 218 Po. t1/2 = 3.05 min. Die Aktivität verteile sich gleichmäßig auf die Lunge (m<br />
= 1000g) M<strong>an</strong> schätze die resultierende Lungendosis (ohne Folgeprodukte) ab.<br />
E =<br />
α<br />
6 MeV<br />
.<br />
Die Gesamtlungendosis ergibt sich <strong>für</strong> ∆t exp a ∞ ; D<strong>an</strong>n gilt <strong>für</strong> die Energiedosis in <strong>der</strong> Lunge:<br />
D<br />
Lunge<br />
= 1.<br />
6 ⋅10<br />
= 1.<br />
6 ⋅10<br />
−13<br />
−13<br />
⋅<br />
E<br />
m<br />
T<br />
1<br />
⋅ ⋅ A<br />
λ<br />
0<br />
= 1.<br />
6 ⋅10<br />
−13<br />
E<br />
m<br />
6 MeV ⋅ 60 ⋅ 3.<br />
05 s 1<br />
⋅<br />
⋅1000<br />
= 2.<br />
5 ⋅10<br />
1kg<br />
⋅ ln 2 s<br />
⋅<br />
T<br />
T<br />
R<br />
t1/<br />
2 ⋅ A<br />
ln 2<br />
−7<br />
0<br />
Gy = 0.<br />
25 µ Gy<br />
−λ⋅t<br />
18
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz<br />
Für die Äquivalentdosis in <strong>der</strong> Lunge gilt d<strong>an</strong>n mit w α =20:<br />
doskap1<br />
H Lunge<br />
= 20 ⋅0.<br />
25µ<br />
Gy = 5µ<br />
Sv<br />
Genauere Betrachtungen hierzu erfolgen im Zusammenh<strong>an</strong>g mit <strong>der</strong> 50-Jahre Folgedosis<br />
<strong>und</strong> <strong>der</strong> internen Dosimetrie. (Kap. )<br />
19
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
2.4. Strahlenbiologische Gr<strong>und</strong>lagen <strong>des</strong> Strahlenschutzes<br />
2.4.1 Einführung<br />
Nicht l<strong>an</strong>ge nach <strong>der</strong> Entdeckung <strong>der</strong> Röntgenstrahlen (1895) <strong>und</strong> <strong>der</strong> natürlichen Radioaktivität<br />
im Jahre 1896 gab es erste klinische Hinweise auf die schädliche Wirkung ionisieren<strong>der</strong><br />
Strahlung. Die beobachteten Schäden bezogen sich meist auf Wirkungen <strong>an</strong> <strong>der</strong> Haut <strong>der</strong><br />
frühen Radiologen. Nicht sehr viel später wurde erk<strong>an</strong>nt, daß ionisierende Strahlung nicht<br />
nur Effekte im bestrahlten Gewebe verursachen k<strong>an</strong>n, son<strong>der</strong>n daß durch Bestrahlung von<br />
„Keimzellen“ in Pfl<strong>an</strong>zen <strong>und</strong> Tieren Effekte bei den Nachkommen hervorgerufen werden<br />
können. Im Anschluß dar<strong>an</strong> wurden umfassende Studien <strong>der</strong> Strahlenwirkung auf lebende<br />
Materie durchgeführt. Die Ergebnisse dieser Studien zeigten, daß es notwendig ist, die biologischen<br />
Effekte ionisieren<strong>der</strong> Strahlung weiter zu untersuchen, um sich einerseits vor den<br />
schädlichen Einwirkungen schützen zu können <strong>und</strong> <strong>an</strong><strong>der</strong>erseits ein Maximum <strong>an</strong> Nutzen<br />
durch die Anwendung zu erfahren.<br />
Für Bel<strong>an</strong>ge <strong>des</strong> praktischen Strahlenschutzes haben sich zwei wichtige Typen von Strahleneffekten<br />
herauskristallisiert. Der erste Typ, die sogen<strong>an</strong>nten deterministischen Schäden<br />
(früher nicht-stochastische Schäden) bezieht sich auf den Funktionsverlust von Org<strong>an</strong>en <strong>und</strong><br />
Geweben infolge hoher Zellverluste durch die Strahleneinwirkung. Diese Effekte resultieren<br />
aus hohen Strahlendosen <strong>und</strong> es existieren Dosisschwellenwerte <strong>für</strong> das Eintreten <strong>der</strong><br />
Schäden. Der zweite Typ, die stochastischen Schäden, treten erst l<strong>an</strong>ge nach erfolgter Exposition<br />
auf <strong>und</strong> verursachen eine Erhöhung <strong>des</strong> Krebs- <strong>und</strong> Leukämierisikos. Aus Ergebnissen<br />
von Tierexperimenten k<strong>an</strong>n auch eine Erhöhung <strong>der</strong> Entstehungsrate von Erbschäden<br />
(genetische Effekte) abgeleitet werden. Bei diesen stochastischen Effekten geht m<strong>an</strong> davon<br />
aus, daß keine Dosisschwellenwerte existieren <strong>und</strong> ihr Auftreten auch bei kleinen Strahlenexpositionen<br />
erwartet werden k<strong>an</strong>n. Jedoch ist die Eintrittswahrscheinlichkeit gering.<br />
2.4.2 Wechselwirkung von Strahlung mit biologischen Strukturen<br />
Wenn ionisierende Strahlung Materie durchquert, wird entsprechend statistischer Gesetzmäßigkeiten<br />
über die elektrische Wechselwirkung <strong>der</strong> geladenen Teilchen (Primär- o<strong>der</strong> Sek<strong>und</strong>ärteilchen)<br />
Energie auf das Medium übertragen. Bei niedrigen Dosen werden die meisten<br />
<strong>der</strong> Atome <strong>und</strong> Moleküle nicht durch die Strahlung beeinflußt, wohingegen einzelne Atome<br />
bzw. Moleküle durch die Wechselwirkung ionisiert o<strong>der</strong> <strong>an</strong>geregt werden. Die mikroskopische<br />
Verteilung <strong>der</strong> Ionisationen <strong>und</strong> Anregungen hängt dabei vom Typ <strong>und</strong> <strong>der</strong> Energie<br />
<strong>der</strong> einfallenden Strahlung ab. Die physikalische Größe, die diese Verteilung <strong>der</strong><br />
Ionisationsereignisse beschreibt, ist <strong>der</strong> LET (Linear Energy Tr<strong>an</strong>sfer) <strong>der</strong> Strahlung. Locker<br />
ionisierende Strahlung liefert wenige Ionisationsereignisse pro µm Bahnlänge, wohingegen<br />
dicht ionisierende Strahlung (High LET) viele Ereignisse pro µm Bahnlänge erzeugt. Die<br />
folgende Abbildung zeigt die Ionisationsdichte entl<strong>an</strong>g <strong>der</strong> Bahn eines Low-LET- <strong>und</strong> eines<br />
High-LET- Teilchens in <strong>der</strong> DNS.<br />
Der Energieübertrag mündet in weiteren, physiko-chemischen Prozessen wie z.Bsp. die<br />
Erzeugung freier Radikale durch Reaktion <strong>der</strong> Strahlung mit dem körpereigenen Wasser.<br />
Diese freien Radikale besitzen eine hohe Beweglichkeit im Medium <strong>und</strong> können über eine<br />
beträchtliche Dist<strong>an</strong>z w<strong>an</strong><strong>der</strong>n <strong>und</strong> weitere chemische Verän<strong>der</strong>ungen hervorrufen, ehe sie<br />
inaktiviert werden.<br />
doskap2<br />
20
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Ionisationsdichte von Hoch-LET (α) <strong>und</strong><br />
Nie<strong>der</strong>-LET (β)-Teilchen<br />
doskap2<br />
Reaktionen mit dem Zellwasser liefern folgende<br />
Reaktionsprodukte.<br />
Primäre Verän<strong>der</strong>ung:<br />
Erzeugung ionisierter <strong>und</strong> <strong>an</strong>geregter Moleküle.<br />
*<br />
H 2 O <strong>und</strong> H 2O<br />
+<br />
<strong>und</strong> e<br />
→ Folgereaktionen mit Nachbarmolekülen<br />
+<br />
+<br />
H O + H O → H O + OH<br />
2<br />
2<br />
H 3O : Hydronium-Ion<br />
3<br />
−<br />
OH : Hydroxyl-Radikal (sehr reaktionsfreudig)<br />
Die <strong>an</strong>geregten Moleküle können folgende Reaktionen<br />
eingehen.<br />
*<br />
H 2 O →<br />
+ −<br />
H 2 O + e<br />
H + OH<br />
H 2 + O<br />
Chemisch aktive Reaktionsprodukte:<br />
+<br />
−<br />
H O , OH,<br />
e ,<br />
3<br />
−<br />
OH,<br />
e , H : freie Radikale mit ungepaarten Elektronen. Reaktionen <strong>der</strong> freien Radikale<br />
mit <strong>der</strong> DNS führen zur „indirekten“ Strahlenwirkung.<br />
H<br />
21
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Schäden <strong>an</strong> wichtigen biologischen Strukturen können durch zwei Wirkungsmech<strong>an</strong>ismen<br />
hervorgerufen werden.<br />
− Ionisation durch direkte Wechselwirkung <strong>der</strong> Strahlung mit <strong>der</strong> biologischen Struktur (direkte<br />
Strahlenwirkung)<br />
− Durch indirekte Wechselwirkung über die von <strong>der</strong> Strahlung erzeugten freien Radikale<br />
(Radikalreaktionen) (indirekte Strahlenwirkung)<br />
Je<strong>der</strong> dieser beiden Wirkungsmech<strong>an</strong>ismen k<strong>an</strong>n zu Schäden insbeson<strong>der</strong>e <strong>an</strong> <strong>der</strong> DNA<br />
führen. Effekte <strong>an</strong> <strong>der</strong> DNA durch die direkte Wechselwirkung sind insbeson<strong>der</strong>e Einzel- <strong>und</strong><br />
Doppelstr<strong>an</strong>gbrüche. Weitere Effekte sind: Än<strong>der</strong>ungen <strong>der</strong> Zucker- <strong>und</strong> Basen<strong>an</strong>teile, Basensubstitutionen,<br />
Auslöschung g<strong>an</strong>zer Basenabschnitte etc.. Die Abbildung zeigt die möglichen<br />
Schäden <strong>an</strong> <strong>der</strong> DNS<br />
Durch ionisierende Strahlung hervorgerufene<br />
Schäden <strong>an</strong> <strong>der</strong> DNS.<br />
doskap2<br />
Bsp. <strong>für</strong> direkte Strahleneinwirkung: Erzeugung<br />
von Doppelstr<strong>an</strong>gbrüchen <strong>an</strong> <strong>der</strong> DNS<br />
durch direkte Wechselwirkung <strong>der</strong> Strahlung<br />
mit <strong>der</strong> DNS.<br />
Indirekte Wirkung: Erzeugung von Str<strong>an</strong>brüchen<br />
in <strong>der</strong> DNS durch freie OH-Radikale.<br />
Umsetzung <strong>der</strong> primären molekularen Effekte<br />
in biologisch relev<strong>an</strong>te Schäden (Zelltod, bösartige<br />
Verän<strong>der</strong>ungen) erfolgt d<strong>an</strong>n durch biochemische<br />
Prozesse.<br />
Wichtig: Ein großer Teil dieser Schäden k<strong>an</strong>n<br />
durch Reparaturmech<strong>an</strong>ismen beseitigt werden.<br />
Reparaturgeschwindigkeit hängt von <strong>der</strong> Art<br />
<strong>des</strong> Schadens ab.<br />
→ Jedoch Gefahr <strong>der</strong> Fehlreparatur. (Misrepair).<br />
Die Abbildung zeigt den zeitlichen Verlauf <strong>der</strong> Reparaturkinetik bei Einzel– <strong>und</strong> Doppelstr<strong>an</strong>gbrüchen<br />
22
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
doskap2<br />
.<br />
Chromosomenaberrationen sind eine Folge <strong>der</strong> Schädigung <strong>an</strong> <strong>der</strong> DNA. Die Zahl <strong>der</strong><br />
Chromosomenaberrationen läßt sich qu<strong>an</strong>titativ als Funktion <strong>der</strong> Dosis messen. Der Zusammenh<strong>an</strong>g<br />
liefert u.a. die Basis <strong>für</strong> die sogen<strong>an</strong>nte biologische Dosimetrie.<br />
Zellen haben jedoch effektive, auf Enzymreaktionen basierende Reparaturmech<strong>an</strong>ismen<br />
entwickelt, um die <strong>an</strong>fänglichen DNS-Schäden auszugleichen. Bei einem Einzelstr<strong>an</strong>gbruch<br />
wird beispielsweise <strong>der</strong> Ort <strong>des</strong> Schadens identifiziert <strong>und</strong> <strong>der</strong> Schaden durch „Verschmelzen“<br />
<strong>der</strong> gebrochenen Enden behoben. Erfolgt eine Schädigung <strong>der</strong> Basen am Einzelstr<strong>an</strong>g,<br />
schneiden die Enzyme die betroffenen Stellen aus, <strong>und</strong> <strong>der</strong> intakte Komplementärstr<strong>an</strong>g liefert<br />
auf Gr<strong>und</strong> <strong>der</strong> Abfolge <strong>der</strong> Basen die Schablone, um das herausgeschnittene Stück in<br />
<strong>der</strong> korrekten Basensequenz zu ersetzen (error free repair,)<br />
Jedoch gibt es auch Reparaturvorgänge, die zu Fehlern bei <strong>der</strong> Reparatur führen (Misrepair).<br />
Diese Fehlreparaturen führen, wenn sie in wichtigen Teilen <strong>der</strong> DNS erfolgen, zum Zelltod,<br />
Verlust <strong>der</strong> Zellreproduktionsfähigkeit o<strong>der</strong> zu stabilen genetischen Verän<strong>der</strong>ungen in <strong>der</strong><br />
Zelle. Die Abbildung 3.5 zeigt den zeitlichen Verlauf <strong>der</strong> Reparaturmech<strong>an</strong>ismen <strong>für</strong> Einzel-<br />
<strong>und</strong> Doppelstr<strong>an</strong>gbrüche. M<strong>an</strong> erkennt, daß innerhalb einiger St<strong>und</strong>en bei den Einzelstr<strong>an</strong>gbrüchen<br />
die Effekte zum größten Teil beseitigt wurden. Bei den Doppelstr<strong>an</strong>gbrüchen bleibt<br />
ein nicht unerheblicher Teil unrepariert zurück. Dies ist <strong>für</strong> die Beurteilung <strong>des</strong> Strahlenrisikos<br />
bzgl. Strahlung mit hohem LET von Bedeutung (Erzeugung von Doppelstr<strong>an</strong>gbrüchen)<br />
bzw. <strong>für</strong> die Bedeutung fraktionierter Bestrahlungen (Erholungseffekt.)<br />
Durch nicht reparierte Strahlenschäden werden folgende Effekte in den Zellen hervorgerufen:<br />
- Erzeugung von Mutationen (Mutagene Wirkung)<br />
- Chromosomenaberrationen<br />
- Zellteilungshemmungen<br />
- Stoffwechselverän<strong>der</strong>ungen in <strong>der</strong> Zelle.<br />
- Zerstörung o<strong>der</strong> Verän<strong>der</strong>ungen von Membr<strong>an</strong>en<br />
- Zelltod<br />
Eine weitere wichtige Abhängigkeit <strong>der</strong> Strahlenempfindlichkeit erhält m<strong>an</strong> von <strong>der</strong> Zellteilungsgeschwindigkeit.<br />
23
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
→ Gewebe mit geringer Zellteilungdrate (Nerven, Muskeln) zeigen geringe Strahlenempfindlichkeit.<br />
→ Gewebe mit hoher Zellteilungsrate zeigen hohe Strahlenempfindlichkeit. (Haare, Tumorzellen,<br />
Rotes Knochenmark, Schleimhäute)<br />
Weiterhin wird die Strahlenwirkung durch viele äußere Parameter modifiziert. Die Abbildung<br />
zeigt die Modifikationsfaktoren am Beispiel <strong>des</strong> Zust<strong>an</strong>dekommens einer Mutation<br />
Modifikationsfaktoren sind:<br />
− zeitliches Bestrahlungsmuster<br />
− Termperatur<br />
− chemisches Milieu<br />
doskap2<br />
Modifikationsfaktoren <strong>der</strong> Strahlenwirkung<br />
Chemikalien können auf sehr verschiedene Weise die Strahlenreaktion beeinflussen:<br />
- als Strahlenschutzsubst<strong>an</strong>zen o<strong>der</strong> Sensibilisatoren<br />
- als Stoffwechselinhibitoren<br />
- als Radiomimetika (Wirkung wie Strahlung)<br />
- als Reparaturinhibitoren<br />
- unspezifisch<br />
M<strong>an</strong> k<strong>an</strong>n aus dem bisher festgestellten nun folgende Schlüsse ziehen.<br />
Wegen Reparatur- <strong>und</strong> Erholungsprozessen im Laufe <strong>der</strong> Zellteilung folgt:<br />
- Teilbestrahlungen(fraktionierte) haben eine geringere Strahlenwirkung im Vergleich zu<br />
einer Einzelbestrahlung bei gleicher Gesamtdosis.<br />
24
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
- Die zeitliche Verteilung <strong>der</strong> Dosis muß bei <strong>der</strong> Beurteilung <strong>des</strong> Strahlenrisikos berücksichtigt<br />
weden<br />
- Die Verlängerung <strong>der</strong> Bestrahlungszeit (Verringerung <strong>der</strong> Dosisleistung) führt bei gleicher<br />
Gesamtdosis zur Reduktion <strong>der</strong> Strahleneffekte.<br />
2.4.3 Makroskopische Strahlenwirkung, Strahlenschäden<br />
Durch die mikroskopischen Effekte können nun auch makroskopische Wirkungen <strong>an</strong> dem<br />
bestrahlten Individuum o<strong>der</strong> auch <strong>an</strong> seinen Nachkommen beobachtet werden.<br />
M<strong>an</strong> teilt die makroskopischen Strahleneffekte am Menschen in zwei Gruppen ein:<br />
- Deterministische Schäden<br />
- Stochastische Schäden<br />
Im folgenden sollen die beiden Schadenstypen hinsichtlich ihrere Bedeutung <strong>für</strong> den Strahlenschutz<br />
besprochen werden.<br />
2.4.3.1 Deterministische Effekte<br />
Deterministische Effekte am Menschen können durch G<strong>an</strong>z- <strong>und</strong> Teilkörperexpositionen verursacht<br />
werden. Dabei müssen eine Vielzahl von Zellen (multizellulärer Effekt) beeinträchtigt<br />
werden, die nicht mehr durch Vermehrung <strong>an</strong><strong>der</strong>er Zellen kompensiert werden können. Der<br />
resultierende Zellverlust k<strong>an</strong>n ernste klinisch nachweisbare Beeinträchtigungen <strong>der</strong> Funktion<br />
von Gewebe <strong>und</strong> Org<strong>an</strong>en hervorrufen. Bei entsprechend hohen Dosen k<strong>an</strong>n sogar <strong>der</strong> Tod<br />
<strong>des</strong> Org<strong>an</strong>ismus eintreten. Die Schwere <strong>des</strong> auftretenden Schadens ist dabei abhängig von<br />
<strong>der</strong> Dosis. Für das Auftreten dieser Schäden existiert ein Dosisschwellenwert DS, unterhalb<br />
doskap2<br />
25
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
<strong>des</strong>sen keine nachweisbare Beeinträchtigung von Gewebe- <strong>und</strong> Org<strong>an</strong>funktionen beobachtet<br />
werden k<strong>an</strong>n. Ver<strong>an</strong>twortlich <strong>für</strong> diese Effekte ist hauptsächlich das Absterben von Zellen<br />
durch die Strahleneinwirkung. Dabei findet das Absterben <strong>der</strong> Zellen (außer bei sehr hohen<br />
Dosen) meist erst bei <strong>der</strong> Zellteilung statt. Die Dosisschwellenwerte sind dabei abhängig<br />
vom betrachteten Effekt. Die geringsten Schwellenwerte liegen bei etwa DS ∼ 0.2 - 0.5 Gy.<br />
Dabei ist vorausgesetzt, daß die Exposition bei hoher Dosisleistung erfolgt. Beispiele <strong>für</strong> deterministische<br />
Schäden sind:<br />
− Hautrötung, subkut<strong>an</strong>e Ödeme<br />
− Entstehung von Katarakten<br />
− Akutes Strahlensyndrom<br />
− Entstehung von Fibrosen<br />
− Hervorrufung von zeitweiser <strong>und</strong> perm<strong>an</strong>enter Sterilität<br />
Die Abbildung zeigt schematisch den Verlauf <strong>der</strong> Dosiswirkungsbeziehung <strong>für</strong> deterministische<br />
Strahlenschäden.<br />
Aufgr<strong>und</strong> <strong>der</strong> hohen Dosisschwellenwerte <strong>für</strong> das Auftreten deterministischer Effekte treten<br />
diese Schäden nur bei Strahlenunfällen <strong>und</strong> eventuell als Nebenwirkung bei strahlentherapeutischer<br />
Beh<strong>an</strong>dlung auf. Die Grenzwerte im Strahlenschutz sind so gewählt, daß deterministische<br />
Effekte mit Sicherheit ausgeschlossen werden.<br />
Die folgenden Tabellen zeigen eine Übersicht über Dosisschwellenwerte, die Effekte beim<br />
akuten Strahlensyndrom sowie die zu erwartenden Überlebenszeiten beim akuten Strahlensyndrom<br />
.<br />
doskap2<br />
Gewebeart <strong>und</strong> Effekt<br />
Hoden<br />
zeitweise Sterilität<br />
dauernde Sterilität<br />
Schwellenwerte <strong>für</strong> deterministische Effekte<br />
Dosisschwellenwerte<br />
Gesamtenergiedosis aus<br />
einer einzelnen Exposition<br />
in Gy<br />
0.15<br />
3.5 - 6.0<br />
26<br />
Jährliche Dosisleistung,<br />
wenn die Exposition in<br />
protrahierter Form über<br />
mehrere Jahre erfolgt.<br />
Gy⋅y -1<br />
0.4<br />
2.0
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
doskap2<br />
Eierstöcke<br />
Sterilität<br />
2.5 - 6.0<br />
Augenlinse<br />
Nachweisbare Trübungen<br />
0.5 - 2.0<br />
Katarakt<br />
5.0<br />
Knochenmark<br />
Unterdrückung <strong>der</strong> Blutzellbildung<br />
0.5<br />
Hautrötung (Erythem) 3 - 5<br />
> 0.2<br />
> 0.1<br />
> 0.15<br />
> 0.4<br />
Zusammenh<strong>an</strong>g zwischen Dosis <strong>und</strong> auftretenden Schäden beim akuten Strahlensyndrom;<br />
(Voraussetzung: Akute G<strong>an</strong>zkörperbestrahlung mit Nie<strong>der</strong>-LET-Strahlung)<br />
Dosis in Gy Symptome Bemerkung<br />
0 - 0.25 keine keine nachweisbaren Effekte<br />
0.25 - 1 meist keine, eventuell Appetitlosigkeit Schädigungen <strong>des</strong> Knochenmarks,<br />
Abnahme <strong>der</strong> roten <strong>und</strong> weißen Blutkörperchen,<br />
Schäden <strong>an</strong> Lymphknoten<br />
<strong>und</strong> Milz<br />
1 - 3 leichte bis schwere Infekte, Appetitlosigkeit<br />
3 - 6 ernste Erkr<strong>an</strong>kungen, Infekte, Durchfall,<br />
Haarausfall, zeitweise Sterilität<br />
>6 Obige Symptome plus Schädigung <strong>des</strong><br />
ZNS<br />
G<strong>an</strong>zkörperdosis<br />
Gy<br />
Zusammenh<strong>an</strong>g zwischen Dosis <strong>und</strong> Überlebenszeit<br />
27<br />
Schädigung <strong>des</strong> blutbildenden Systems<br />
schwerer, Erholung möglich, jedoch<br />
nicht immer<br />
Tödlicher Ausg<strong>an</strong>g in 50% <strong>der</strong> Fälle<br />
zwischen 4 - 5 Gy (LD50)<br />
ohne Beh<strong>an</strong>dlung tödlicher Ausg<strong>an</strong>g<br />
Haupteffekt, <strong>der</strong> zum Tode führt To<strong>des</strong>zeitpunkt nach<br />
Exposition (Tage)<br />
3 - 5 Schädigung<br />
50/60)<br />
<strong>des</strong> Knochenmarks (LD 30 - 60<br />
5 - 15 Schädigung <strong>des</strong> Gastrointestinaltraktes<br />
<strong>und</strong> <strong>der</strong> Lungen<br />
10 - 20<br />
> 15 Schädigung <strong>des</strong> Zentralnervensystems 1 - 5<br />
Bedeutung <strong>der</strong> deterministischen Schäden im Strahlenschutz<br />
- Deterministische Schäden sind typisch <strong>für</strong> Strahlenunfälle mit hohen Dosisleistungen <strong>und</strong><br />
Dosen<br />
- Typisch <strong>für</strong> Nebenwirkungen bei <strong>der</strong> Strahlentherapie<br />
- Grenzwerte im Strahlenschutz sind so festgelegt, daß die Schwellenwerte <strong>für</strong> deterministische<br />
Schäden bei weitem unterschritten werden.
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
- Das Einhalten <strong>der</strong> Grenzwerte bedeutet also einen sicheren Schutz vor deterministischen<br />
Schäden.<br />
2.4.3.2 Stochastische Schäden<br />
Nachdem im vor<strong>an</strong>geg<strong>an</strong>genen Kapitel ausgeführt wurde, daß deterministische Schäden<br />
erst bei vergleichsweise hohen Dosen auftreten <strong>und</strong> daher <strong>für</strong> den „normalen“ Strahlenschutz<br />
eine untergeordnete Rolle spielen, sollen jetzt im folgenden die sogen<strong>an</strong>nten stochastischen<br />
Strahlenschäden beh<strong>an</strong>delt werden. Der Schutz vor dem Risiko stochastischer<br />
Schäden, insbeson<strong>der</strong>e bei niedrigen Dosen, wird sich als das eigentliche Problem im Strahlenschutz<br />
herausstellen.<br />
Stochastische Effekte sind solche, die aus strahleninduzierten Verän<strong>der</strong>ungen in normalen<br />
Zellen resultieren. Es werden zwei allgemeine Typen stochastischer Schäden unterschieden.<br />
Der erste Schadenstyp resultiert aus Än<strong>der</strong>ungen in den Körperzellen <strong>und</strong> k<strong>an</strong>n in <strong>der</strong> exponierten<br />
Person zum Beispiel zu Krebs führen; <strong>der</strong> zweite Schadenstyp ereignet sich in den<br />
Keimzellen (Spermien o<strong>der</strong> Eizellen) <strong>und</strong> k<strong>an</strong>n zu Verän<strong>der</strong>ungen <strong>der</strong> genetischen Information<br />
(Erbschäden) in den Nachkommen <strong>der</strong> exponierten Person führen. Die folgende Abbildung<br />
zeigt schematisch die Entwicklung eines strahleninduzierten Tumors nach Strahlenexposition.<br />
Wie aus <strong>der</strong> Abbildung zu ersehen ist, stehen am Anf<strong>an</strong>g <strong>des</strong> Prozesses Än<strong>der</strong>ungen in <strong>der</strong><br />
DNA, die durch die einfallende Strahlung verursacht wurden. Die Wahrscheinlichkeit <strong>für</strong> diese<br />
Effekte ist bei nicht zu hohen Dosen in etwa proportional zur Dosis. Das heißt, es werden<br />
umso mehr DNS-Schäden induziert, je höhe die Dosis ist. Im Anschluß <strong>an</strong> die Schadensverursachung<br />
laufen sehr effiziente Reparaturmech<strong>an</strong>ismen ab. Im allgemeinen werden <strong>an</strong> dieser<br />
Stelle die verursachten Schäden behoben. Gelingt dies bei einer o<strong>der</strong> mehreren Zellen<br />
nicht, so bleibt eine dauernde Tr<strong>an</strong>sformation zurück. Die Zellen teilen sich weiter <strong>und</strong> jetzt<br />
k<strong>an</strong>n das Immunsystem ein weiteres Wachstum <strong>der</strong> tr<strong>an</strong>sformierten Zellen noch verhin<strong>der</strong>n.<br />
Gelingt auch dies nicht, so k<strong>an</strong>n sich durch weitere Zellteilung ein klinisch m<strong>an</strong>ifester Tumor<br />
bilden. Damit sich jedoch aus einer tr<strong>an</strong>sformierten Zelle<br />
doskap2<br />
Modellhafte Darstellung <strong>der</strong> Entstehung eines strahleninduzierten Tumors<br />
ein Tumor ausbildet, sind neben <strong>der</strong> Strahlenwirkung noch <strong>an</strong><strong>der</strong>e Prozesse in <strong>der</strong> Zelle o<strong>der</strong><br />
in ihrer Umgebung notwendig. Für einige Tumorarten sind diese zusätzlich notwendigen<br />
28
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Prozesse altersabhängig. Daher ist die Wahrscheinlichkeit, daß sich nach Bestrahlung ein<br />
Krebs entwickelt, viel geringer als die Wahrscheinlichkeit eines strahleninduzierten Effektes<br />
in <strong>der</strong> DNA. Der in Abbildung dargestellte Zusammenh<strong>an</strong>g ist prinzipiell übertragbar auf die<br />
Entstehung genetischer Schäden. Die hier betroffenen Zellen sind d<strong>an</strong>n keine Körper-, son<strong>der</strong>n<br />
Keimzellen.<br />
Aufgr<strong>und</strong> <strong>der</strong> hier aufgezeigten Zusammenhänge erwartet m<strong>an</strong> <strong>für</strong> das Auftreten stochastischer<br />
Effekte keine Dosisschwellenwerte. Dies ist <strong>für</strong> das Festlegen von Grenzwerten sehr<br />
wichtig. Abbildung zeigt schematische den Verlauf <strong>der</strong> Dosis- Wirkungsbeziehung <strong>für</strong> stochastische<br />
Schäden ohne Annahme eines Dosisschwellenwertes.<br />
Schematische Darstellung <strong>der</strong> Dosis-Wirkungsbeziehung <strong>für</strong> stochastische Strahlenschäden.<br />
Wichtig: Es ist nicht mehr die Schwere <strong>des</strong> Schadens dosisabhängig, son<strong>der</strong>n die Eintrittswahrscheinlichkeit.<br />
Quellen zum Strahlenrisiko bzgl. stochast. Schäden:<br />
- Überlebende von Hiroshima/Nagasaki<br />
- Beruflich strahlenexponierte Personen<br />
- Personen aus <strong>der</strong> Strahlentherapie<br />
- Strahlenunfälle<br />
- Personen die in Gebieten erhöhter natürlicher Starhlenexposition leben.<br />
Um das Strahlenrisiko bezüglich stochastischer Schäden abschätzen zu können, ist es notwendig,<br />
den Zusammenh<strong>an</strong>g zwischen Eintrittswahrscheinlichkeit <strong>und</strong> Dosis zu kennen. Lei<strong>der</strong><br />
gibt es bis heute keine direkte Information über den Zusammenh<strong>an</strong>g zwischen strahleninduziertem<br />
Krebs <strong>für</strong> Nie<strong>der</strong>-LET-Strahlung im <strong>für</strong> den praktischen Strahlenschutz interess<strong>an</strong>ten<br />
Bereich von einigen mGy bis einigen 10 mGy. Statistisch signifik<strong>an</strong>t nachgewiesen ist<br />
<strong>der</strong> Zusammenh<strong>an</strong>g zwischen Tumorinzidenz <strong>und</strong> Exposition erst <strong>für</strong> Dosen > 0.2 Sv. M<strong>an</strong><br />
ist dahr <strong>an</strong>gewiesen, aus Strahlenexpositionen bei hohen Dosen (0.1 - 0.2 Gy <strong>und</strong> mehr) das<br />
stochastische Risiko bei kleinen Expositionen abzuschätzen. Auch f<strong>an</strong>den diese bek<strong>an</strong>nten<br />
Strahlenexpositionen bei hohen Dosisleistungen statt, so daß die Übertragung auf Situationen<br />
wie sie im praktischen Strahlenschutz auftreten (geringe Dosis, geringe Dosisleistung)<br />
Schwierigkeiten bereitet. Es stellt sich also das Problem, die bei hohen Dosen erhaltenen<br />
Zusammenhänge zwischen Dosis <strong>und</strong> Wirkung zu niedrigen Dosiswerten zu extrapolieren.<br />
Die Abbildung zeigt mögliche Zusammenhänge zwischen Dosis <strong>und</strong> Wirkung, wie sie heute<br />
in <strong>der</strong> Diskussion sind.<br />
doskap2<br />
29
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
doskap2<br />
Darstellung möglicher Zusammenhänge zwischen Dosis <strong>und</strong><br />
Wirkung <strong>für</strong> strahleninduzierte Karzinome <strong>für</strong> Nie<strong>der</strong>-LET-<br />
Strahlung. a: lineare Risikobeziehung R(D) = R0⋅D; b: linear<br />
quadratische Risikobeziehung R(D) = α⋅D + β⋅D 2 ; c: biopositive<br />
Wirkung kleiner Strahlendosen: R(D) = α⋅D - β⋅D 1/4 ; d:<br />
supralinear: R(D) = α⋅D + β⋅D 1/4 . Die in <strong>der</strong> Abbildung als<br />
„beobachtet“ ausgewiesenen Risikowerte sind im wesentlichen<br />
auf die Auswertung <strong>der</strong> Hiroshima- Nagasaki- Daten<br />
zurückzuführen. Weitere Informationen über den Zusammenh<strong>an</strong>g<br />
zwischen Dosis <strong>und</strong> Risiko erhält m<strong>an</strong> aus Strahlenunfällen<br />
<strong>und</strong> <strong>der</strong> Anwendung ionisieren<strong>der</strong> Strahlung in<br />
<strong>der</strong> Therapie.<br />
Aus vielen strahlenbiologischen Experimenten ist ein linear-quadratischer Verlauf <strong>der</strong> Dosis-<br />
Wirkungsbeziehung bek<strong>an</strong>nt. Das Risiko läßt sich d<strong>an</strong>n ausdrücken gemäß :<br />
R(D) = α⋅D + β⋅D 2<br />
Dies impliziert bei kleinen Dosen einen linearen Anstieg <strong>der</strong> Effekte. Im praktischen Strahlenschutz<br />
geht m<strong>an</strong> heute von einer linearen Extrapolation <strong>des</strong> Mortalitäts-Risikos als Funktion<br />
<strong>der</strong> Dosis aus (Lineares Risikomodell). Für den Zusammenh<strong>an</strong>g zwischen Dosis <strong>und</strong><br />
Wirkung gilt d<strong>an</strong>n:<br />
R(D) = R0⋅D<br />
mit R0 : Risikofaktor <strong>für</strong> das stochastische Mortalitätsrisiko, R0 = 5⋅10 -2 Sv -1<br />
Diese lineare Abschätzung <strong>des</strong> Risikos hat den Vorteil, daß das Risiko bei niedrigen Dosiswerten<br />
wohl überschätzt wird (konservative Abschätzung <strong>des</strong> Risikos). Von Interesse in diesem<br />
Zusammenh<strong>an</strong>g ist noch die Kurve c, die von einer „biopositiven“ Wirkung kleiner Strahlendosen<br />
ausgeht (Strahlenhormesis). Dieser Zusammenh<strong>an</strong>g ist aber <strong>für</strong> den praktischen<br />
Strahlenschutz noch nicht von Bedeutung. Die Abbildung zeigt den Verlauf <strong>der</strong> linearen Dosiswirkungsbeziehung<br />
im Zusammenh<strong>an</strong>g mit dem spont<strong>an</strong>en Krebsrisiko in <strong>der</strong> BRD <strong>und</strong><br />
einigen Beispielen von stattfindenden <strong>und</strong> stattgef<strong>und</strong>enen Strahlenexpositionen.<br />
30
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Strahlenrisiko als Funktion <strong>der</strong> Lebenszeitdosis<br />
An dieser Stelle sei eine Bemerkung zur linearen Risikohypothese ohne Schwellenwert<br />
(LNT: Linear No Threshold) gemacht. Die Annahme eines linearen Zusammenh<strong>an</strong>ges zwischen<br />
Dosis <strong>und</strong> stochastischem Risiko ist durch keine beobachteten Daten im niedrigen<br />
Dosisbereich signifik<strong>an</strong>t nachgewiesen. Alle Abschätzungen über stochastische Risiken <strong>und</strong><br />
evtl.zu erwartende Krebssterbefälle nach Strahlenexposition sind daher hypothetisch <strong>und</strong><br />
nicht nachweisbar. Der Sinn dieser Abschätzung liegt darin, einen genügend konservativen<br />
Anhaltspunkt zur Festlegung von Grenzwerten <strong>für</strong> beruflich strahlenexponierte Personen zu<br />
erhalten.<br />
Weiter ist es wichtig, in diesem Zusammenh<strong>an</strong>g darauf hinzuweisen, daß zwischen dem<br />
Zeitpunkt <strong>der</strong> Exposition <strong>und</strong> dem Auftreten eines stochastischen Effektes eine Reihe von<br />
Jahren vergehen k<strong>an</strong>n. Dieser Zeitraum wird als Latenzzeit bezeichnet. Aus den Daten von<br />
Hiroshima <strong>und</strong> Nagasaki wurde <strong>für</strong> Leukämie eine medi<strong>an</strong>e Latenzzeit von 8 Jahren ermittelt.<br />
Den zwei bis dreifachen Wert erhält m<strong>an</strong> dagegen im Falle induzierter soli<strong>der</strong> Tumore.<br />
Die minimale Latenzzeit beträgt im Falle <strong>der</strong> Leukämie etwa 2 Jahre <strong>und</strong> <strong>für</strong> die <strong>an</strong><strong>der</strong>en<br />
Tumorarten etwa 5 - 10 Jahre. Die Tabelle zeigt die in Hiroshima <strong>und</strong> Nagasaki beobachteten<br />
To<strong>des</strong>fälle <strong>an</strong> Leukämie in den Jahren 1950 bis 1986 im Vergleich zu den in einer Vergleichsgruppe<br />
(erwartet) beobachteten Fälle [6].<br />
doskap2<br />
Leukämiefälle in Hiroshima <strong>und</strong> Nagasaki<br />
Zeitraum Zahl <strong>der</strong> Leukämiefälle<br />
beobachtet erwartet<br />
1950 - 1960 74 29<br />
1961 - 1970 44 28.7<br />
1971 - 1980 59 41.7<br />
1981 - 1985 25 23.5<br />
1950 - 1985 202 123<br />
31
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Die nächste Abbildung zeigt den zeitlichen Verlauf <strong>des</strong> Strahlenkrebsrisikos <strong>für</strong> Leukämie<br />
<strong>und</strong> solide Tumoren (absolutes <strong>und</strong> relatives Risikomodell).<br />
Zu den Kurven ist zu bemerken, daß <strong>für</strong> die Leukämie nach etwa 20 Jahren das Risiko wie<strong>der</strong><br />
dem Spont<strong>an</strong>risiko entspricht. Für solide Tumoren bleibt jedoch das Risiko lebensl<strong>an</strong>g<br />
über dem Spont<strong>an</strong>risiko.<br />
Ein weiteres Beispiel zur Verdeutlichung <strong>der</strong> Latenzzeit ist das Auftreten von Schilddrüsenkrebs<br />
bei den Kin<strong>der</strong>n in Weißrußl<strong>an</strong>d nach dem Tschernobyl-Unfall.<br />
doskap2<br />
80<br />
70<br />
60<br />
50<br />
40<br />
30<br />
20<br />
10<br />
0<br />
Die hier dargestellten Risikofaktoren sind Mittelwerte über alle Altersgruppen, Geschlechter<br />
etc. Im einzelnen ist das Strahlenrisiko jedoch noch abhängig von:<br />
− Alter<br />
− Geschlecht<br />
− Population<br />
− Org<strong>an</strong> <strong>und</strong> Gewebe<br />
Anzahl <strong>der</strong> Schilddrüsenfälle<br />
Bis 1986 wurden je<strong>des</strong><br />
Jahr 2 Fälle registriert<br />
1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993<br />
Anzahl 2 4 5 7 29 59 66 79<br />
32
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
− An<strong>der</strong>e Faktoren (Synergismus), (Rauchen, UV-Bestrahlung)<br />
Dies macht eine individuelle Abschätzung <strong>des</strong> Strahlenrisikos sehr schwierig.<br />
Folgende Tabelle gibt einen Überblick über die Verteilung <strong>des</strong> stochast. Risikos über verschiedene<br />
Org<strong>an</strong>e <strong>und</strong> Gewebe.<br />
doskap2<br />
Krebsmortalität <strong>für</strong> verschiedene Org<strong>an</strong>e nach ICRP 60<br />
Org<strong>an</strong> Krebsmortalität in %/Sv<br />
Blase 0.3<br />
Brustgewebe 0.2<br />
Dickdarm 0.85<br />
Eierstöcke 0.1<br />
Haut 0.02<br />
Knochenoberfläche 0.05<br />
Rotes Knochenmark 0.5<br />
Leber 0.15<br />
Lunge 0.85<br />
Magen 1.1<br />
Schilddrüse 0.08<br />
Speiseröhre 0.3<br />
Übrige 0.5<br />
Gesamt 5.00<br />
Effekte bei Bestrahlung in utero<br />
Zum Abschluß <strong>des</strong> Kapitels sei noch einiges zum genetischen Risiko <strong>und</strong> zur Bestrahlung<br />
von Embryonen <strong>und</strong> Feten in utero gesagt. Beim Menschen sind bisl<strong>an</strong>g keine strahleninduzierten<br />
genetischen Wirkungen signifik<strong>an</strong>t nachgewiesen worden. Jedoch gibt es zahlreiche<br />
Hinweise auf Effekte bei <strong>der</strong> Bestrahlung in utero. Wesentlich <strong>für</strong> die Auswirkung einer Bestrahlung<br />
ist dabei <strong>der</strong> Zeitpunkt <strong>der</strong> Exposition nach <strong>der</strong> Befruchtung. Ist die Zahl <strong>der</strong> Zellen<br />
noch sehr klein <strong>und</strong> sind die Zellen noch nicht ausdifferenziert, führt ein Schaden <strong>an</strong> diesen<br />
Zellen praktisch immer zum Tod <strong>des</strong> Embryos. M<strong>an</strong> k<strong>an</strong>n davon ausgehen, daß unter diesen<br />
Umständen ein stochastischer Effekt im lebendgeborenen Kind ausgeschlossen werden<br />
k<strong>an</strong>n. Eine Exposition <strong>des</strong> Embryos in den ersten drei Wochen nach erfolgter Befruchtung<br />
führt wahrscheinlich nicht zu deterministischen o<strong>der</strong> stochastischen Schäden. Während <strong>der</strong><br />
Periode <strong>der</strong> Org<strong>an</strong>bildung (typischerweise vom Beginn <strong>der</strong> dritten Schw<strong>an</strong>gerschaftswoche)<br />
können Mißbildungen <strong>an</strong> dem Org<strong>an</strong>, das zum Zeitpunkt <strong>der</strong> Exposition ausgebildet wird,<br />
auftreten. Diese Effekte sind deterministisch mit einem Schwellenwert <strong>für</strong> den Menschen von<br />
etwa 0.1 Gy .<br />
Während <strong>der</strong> gesamten Periode <strong>der</strong> 3 Wochen nach erfolgter Schw<strong>an</strong>gerschaft bis zum Ende<br />
<strong>der</strong> Schw<strong>an</strong>geschaft geht m<strong>an</strong> davon aus, daß eine Strahlenexposition stochastische<br />
Effekte hervorrufen k<strong>an</strong>n, die zu einem erhöhten Krebsrisiko beim Kind führen können. Die<br />
vorliegenden Daten sind diesbezüglich unsicher <strong>und</strong> inkonsistent. Jedoch geht die ICRP von<br />
einem Risikofaktor aus, <strong>der</strong> einigemal größer ist als <strong>der</strong> <strong>für</strong> die Gesamtbevölkerung .<br />
33
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Weitere Effekte, die beobachtet wurden, beziehen sich auf eine Vermin<strong>der</strong>ung <strong>des</strong> Intelligenz-quotienten<br />
<strong>des</strong> Kin<strong>des</strong> nach Bestrahlung in utero. Die Hiroshima-Daten legen eine Verringerung<br />
<strong>des</strong> IQ um 30 Punkte pro Sv nahe (Bestrahlung während <strong>der</strong> achten bis fünfzehnten<br />
Woche <strong>der</strong> Schw<strong>an</strong>gerschaft). Auch hier findet sich ein Schwellenwert von etwa 0.1 Sv,<br />
ehe <strong>der</strong> Effekt auftritt.<br />
2.4.4 Ableitung von Grenzwerten im Strahlenschutz<br />
Aus den Betrachtungen <strong>des</strong> vorherigen Kapitels läßt sich sagen, daß <strong>der</strong> praktische Strahlenschutz<br />
Schutz vor dem stochastischen Risiko ist. Da m<strong>an</strong> <strong>für</strong> das Auftreten stochastischer<br />
Schäden keine Dosisschwellenwerte <strong>an</strong>nimmt, k<strong>an</strong>n prinzipiell jede noch so kleine Exposition<br />
zu einem stochastischen Schaden führen. Grenzwerte können jedoch nicht so verst<strong>an</strong>den<br />
werden, daß sie einen Dosisbereich, bei dem mit Sicherheit „nichts passiert“, von einem Bereich,<br />
in dem mit Sicherheit Schäden auftreten, trennen. Die ICRP hat in ihren Empfehlungen<br />
von 1977 die Grenzwerte bezüglich stochastischer Schäden nach folgendem Prinzip festgelegt<br />
.<br />
Durch Vergleich mit den Unfallraten bezüglich tödlicher Unfälle in Industrien, die nichts mit<br />
ionisieren<strong>der</strong> Strahlung zu tun haben, wurde aus <strong>der</strong> linearen Dosis-Wirkungsbeziehung <strong>der</strong><br />
Dosiswert ermittelt, <strong>der</strong> in etwa das gleiche Risiko ergibt. Dieser Dosiswert ergibt d<strong>an</strong>n einen<br />
Anhaltspunkt <strong>für</strong> die Festlegung <strong>des</strong> Grenzwertes <strong>für</strong> beruflich strahlenexponierte Personen.<br />
Zusammen mit dem Ausschluß deterministischer Schäden läßt sich die Philosophie <strong>der</strong><br />
Grenzwerte im Strahlenschutz folgen<strong>der</strong>weise beschreiben:<br />
doskap2<br />
Grenzwerte im Strahlenschutz sind so festgelegt, daß das Auftreten deterministischer<br />
Schäden mit Sicherheit verhin<strong>der</strong>t wird <strong>und</strong> das Risiko<br />
stochastischer Schäden in einem tolerablen Bereich liegt.<br />
Die Grenzwerte lassen sich daher als Akzept<strong>an</strong>zwerte verstehen. Aufgr<strong>und</strong> <strong>der</strong> Tatsache,<br />
daß jede noch so kleine Exposition zu einem stochastischen Schaden führen k<strong>an</strong>n, ergeben<br />
sich weitere gr<strong>und</strong>sätzliche Verhaltensweisen im Strahlenschutz:<br />
− Jede Anwendung ionisieren<strong>der</strong> Strahlung muß durch ihren positiven Nettonutzen<br />
gerechtfertigt sein.<br />
− Jede unnötige Strahlenexposition soll vermieden werden.<br />
− Jede notwendige Strahlenexposition soll unter den gegebenen Umständen<br />
so niedrig wie möglich gehalten werden (As low as reasonably achievable :<br />
ALARA-Prinzip)<br />
− Grenzwerte dürfen nie bewußt ausgeschöpft werden.<br />
Bei <strong>der</strong> Novellierung <strong>der</strong> Strahlenschutzverordnung 2001 wurden aufgr<strong>und</strong> <strong>der</strong> Neubewertung<br />
<strong>der</strong> Daten <strong>der</strong> Hiroshima- <strong>und</strong> Nagaski-Studie die Grenzwerte <strong>für</strong> beruflich strahlenexponierte<br />
Personen <strong>und</strong> die Bevölkerung deutlich herabgesetzt. Auch wurden Dosisrichtwerte<br />
<strong>für</strong> den Patienten bei diagnostischen Maßnahmen in <strong>der</strong> Medizin eingeführt, die nicht überschritten<br />
werden sollen. Die Tabellen geben einen Überblick über die jetzt geltenden maximal<br />
zulässigen Grenzwerte.<br />
Grenzwerte <strong>für</strong> beruflich strahlenexponierte Personen.<br />
Effektive Dosis: 20 mSv/a*<br />
Org<strong>an</strong>dosis Augenlinse: 150 mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis Haut,<br />
Extremitäten: 500 mSv/a<br />
34
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
doskap2<br />
Org<strong>an</strong>dosis Keimdrüsen,<br />
Knochenmark(rot) 50 mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis Schildrüse,<br />
Knochenoberfläche: 300 mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis <strong>an</strong><strong>der</strong>e<br />
Org<strong>an</strong>e <strong>und</strong> Gewebe: 150 mSv/a<br />
*: Gemittelt über 5 Jahre. Im Einzelfall k<strong>an</strong>n die Behörde eine Dosis von 50 mSv/a zulassen.<br />
Berufslebensdosis: Maximal 400 mSv<br />
Darüberhinaus findet noch eine Einteilung <strong>der</strong> beruflich strahlenexponierten Personen in Kategorien<br />
statt, <strong>für</strong> die unterschiedliche Grenzwerte gelten.<br />
Kategorie A: Effektive Dosis > 6 mSv/a<br />
o<strong>der</strong> Org<strong>an</strong>dosis Augenlinse > 45 mSv/a<br />
o<strong>der</strong> Org<strong>an</strong>dosis, <strong>für</strong> Haut,<br />
Hände, Extremitäten > 150 mSv/a<br />
Kategorie B: Effektive Dosis: 1mSv/a < E < 6 mSv/a<br />
Augenlinse: 15 mSv/a < HT < 45 mSv/a<br />
Haut etc.: 50 mSv/a < HT < 150 mSv/a<br />
Gebärfähige Frauen: Monatlicher Grenzwert <strong>an</strong> <strong>der</strong> Gebärmutter: 2 mSv<br />
Ungeborenes Kind <strong>des</strong>sen Mutter berufl. strahlenexponiert ist: 1mSv über die gesamte<br />
Schw<strong>an</strong>gerschaft vom Zeitpunkt <strong>der</strong> Mitteilung über die Schw<strong>an</strong>gerschaft <strong>an</strong> gerechnet.<br />
Begrenzung <strong>der</strong> Strahlenexposition <strong>der</strong> Bevölkerung Strl.Sch.V 2001<br />
Effektive Dosis E: 1mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis Augenlinse: 15 mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis Haut: 50 mSv/a<br />
Beson<strong>der</strong>e Beachtung findet hier noch die medizinische Exposition schw<strong>an</strong>gerer Frauen.<br />
Wie vorab diskutiert wurde, führt eine Exposition <strong>des</strong> Embryos in den ersten drei Wochen<br />
nach <strong>der</strong> Empfängnis wahrscheinlich nicht zu stochastischen <strong>und</strong> deterministischen Effekten<br />
im Lebendgeborenen. Für spätere Zeitpunkte ist diese Gefahr jedoch gegeben. Aus konservativen<br />
Gründen ist daher bei Frauen, bei denen die letzte Menstruation ausgeblieben ist,<br />
davon auszugehen, daß sie schw<strong>an</strong>ger sind. Diagnostische <strong>und</strong> therapeutische Expositionen<br />
<strong>des</strong> Abdomens von Frauen, die „wahrscheinlich“ schw<strong>an</strong>ger sind, sollten vermieden werden,<br />
es sei denn, es existieren strenge medizinische Indikationen.<br />
35
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
2.5 Die natürliche <strong>und</strong> zivilisatorische Strahlenexposition <strong>des</strong> Menschen<br />
2.5.1 Die natürliche Strahlenexposition<br />
Die natürliche Strahlenexposition <strong>des</strong> Menschen stellt die untere Grenze möglicher Strahlenexpositionen<br />
<strong>des</strong> Menschen dar.<br />
→ Natürliche Strahlenexposition <strong>und</strong> ihre Schw<strong>an</strong>kungsbreite stellt das Bezugssystem dar,<br />
gegenüber dem <strong>an</strong><strong>der</strong>e Strahlenexpositionen beurteilt <strong>und</strong> bewertet werden können.<br />
Natürliche Strahlenexposition:<br />
doskap25<br />
Externe Komponente<br />
Interne Komponente<br />
Die „externe“ Komponente besteht aus: Terrestrische Strahlung (Boden, Baumaterialien,<br />
rad. Gase in <strong>der</strong> Atmosphäre)<br />
Kosmische Strahlung. (Strahlung aus dem Weltraum)<br />
Die „interne“ Komponente besteht aus: Inkorporierte natürl. Radionuklide (Nahrung, Atmung)<br />
Alle Komponenten unterliegen starken lokalen Schw<strong>an</strong>kungen durch unterschiedliche geografische<br />
<strong>und</strong> geologische Umweltbedingungen.<br />
Die folgende Grafik gibt einen Überblick über die Beiträge <strong>der</strong> einzelnen Komponenten.<br />
Radon in Wohnungen<br />
Mittlere natürliche Strahlenexposition in <strong>der</strong> BRD.<br />
(Effektive Dosis)<br />
1.3 mSv<br />
Gesamt: 2.4 mSv/a<br />
0.5 mSv<br />
0.3 mSv<br />
Terrestrisch (Außen)<br />
0,3 mSv<br />
Inkorporierte Stoffe<br />
Kosmische Strahlung<br />
Im folgenden sollen jetzt die einzelnen Komponenten <strong>und</strong> ihre Zusammensetzung etwas genauer<br />
betrachtet werden.<br />
36
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Externe Komponente<br />
doskap25<br />
a.) Kosmische Strahlung<br />
Primäre kosmische Strahlung: (energiereiche aus<br />
dem Weltall einfallende Strahlung)<br />
Zusammensetzung: Protonen ( > 85%), He-Kerne (~<br />
10%), schwere Kerne, Photonen, Elektronen wenig.<br />
Ursprung <strong>der</strong> primären kosm. Strahlung liegt in <strong>der</strong> Galaxis,<br />
nur einige Prozent haben ihren Ursprung in Protuber<strong>an</strong>zen<br />
<strong>der</strong> Sonne. Energiespektrum: ~ MeV – 10 14<br />
MeV<br />
Durch Wechselwirkung <strong>der</strong> primären kosmischen Strahlung<br />
mit den Molekülen <strong>der</strong> Atmosphäre entsteht die<br />
sek<strong>und</strong>äre kosmische Strahlung::<br />
Sek<strong>und</strong>äre kosmische Strahlung: Photonen,<br />
Neutronen etc.<br />
Entdeckung <strong>der</strong> kosm. Strahlung durch Hess u. Kolhörster<br />
1913 durch die zunehmende Ionisation <strong>der</strong><br />
Atmosphäre mit zunehmen<strong>der</strong> Höhe.<br />
Beitrag <strong>der</strong> kosmischen Strahlung auf Meereshöhe<br />
zur Dosisleistung:<br />
~ 280 µGy/a durch geladene Teilchen<br />
~ 3.5 µGy/a durch kosmische Neutronen<br />
Teilchenflußdichte sek<strong>und</strong>äre kosmische<br />
Strahlung.<br />
Auf Gr<strong>und</strong> <strong>des</strong> Energiespektrums <strong>der</strong> Neutronen<br />
k<strong>an</strong>n m<strong>an</strong> einen Strahlungswichtungsfaktor von ungefähr<br />
wN≅ 6 <strong>an</strong>setzen. Es ergibt sich d<strong>an</strong>n <strong>für</strong> die effektive Dosis:<br />
E = 280 µSv/a + 6⋅3.5 µSv/a = 301µSv/a → Ekosm ≅ 0.3 mSv/a<br />
Der Dosisbeitrag durch kosmische Strahlung steigt mit <strong>der</strong> Höhe über dem Erdboden stark<br />
<strong>an</strong>.<br />
Dies hat unter <strong>an</strong><strong>der</strong>em eine Bedeutung bei Flügen in großen Höhen. Insbeson<strong>der</strong>e k<strong>an</strong>n es<br />
bei nördlichen Routen in 10 – 15 km Höhe zu bedeutenden Ortsdosisleistungen kommen.<br />
(Die Zunahme <strong>der</strong> kosmischen Strahlung mit <strong>der</strong> Höhe hängt von <strong>der</strong> geografischen Breite<br />
ab.)<br />
37
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
2.0<br />
1.5<br />
1.0<br />
0.5<br />
mSv/a<br />
Meer 1000 2000 3000<br />
doskap25<br />
Höhe über Meeresspiegel in m<br />
Zunahme <strong>der</strong> Jahresdosis durch kosmische<br />
Strahlung mit <strong>der</strong> Höhe<br />
Wie aus den Abbildungen hervorgeht<br />
können Ortsdosisleistungen bis zu<br />
20µSv/h gemessen werden (Umgebungsstrahlung<br />
auf <strong>der</strong> Erde liefert<br />
etwa 0.1 – 0.2 µSv/h)<br />
38<br />
Nach <strong>der</strong> neuen Strahlenschutzverordnung<br />
muß bei Ortsdosisleistungen<br />
über 3.5 µSv/h ein Kontrollbereich<br />
abgegrenzt werden.→ Flugzeuginneres<br />
k<strong>an</strong>n unter Umständen Kriterien<br />
eines Kontrollbereiches erfüllen!!<br />
→ Konsequenz: Flugpersonal gehört seit<br />
Novellierung <strong>der</strong> Strahlenschutzverordnung<br />
2001 zur Gruppe <strong>der</strong> beruflich strahlenexponierten<br />
Personen.<br />
Kosmische Strahlung bei Raumflügen.<br />
Mondflüge: Bei den Apollo-Missionen<br />
(Dauer jeweils etwa 7 Tage) erhielten die<br />
Astronauten durch primäre galaktische<br />
Strahlung eine effektive Dosis von etwa 4<br />
mSv.<br />
→ 1 Jahr Aufenthalt im Orbit E ≅ 200mSv<br />
Gefahr besteht durch Strahlungsausbrüche<br />
auf <strong>der</strong> Sonne. (Protonen <strong>und</strong> He-Kerne)<br />
Eruptionsereignis vom 10.7.1959 hätte selbst hinter einer Abschirmung von 3,7mm Al zu<br />
einer Energiedosis von 3.6 Gy durch Protonen <strong>und</strong> 1.5 Gy durch He-Kerne (α-Teilchen) geführt.
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Marsmission: Probleme auch hier Strahlungsausbrüche auf <strong>der</strong> Sonne. Zu erwarten wären<br />
Dosen von bis zu 10Gy in einem „solaren flare“. Flaredauer bis zu 2 Tagen.<br />
3 Jahresflug zum Mars liefert eine Dosis von etwa 0.8 Gy. D.h: Jede Zelle <strong>des</strong> Körpers würde<br />
etwa einmal getroffen.<br />
b.) Terrestrische Strahlung<br />
Für die externe Komponente <strong>der</strong> terrestrischen Strahlung ist im wesentlichen die γ-Strahlung<br />
<strong>der</strong> natürlichen Radionuklide aus <strong>der</strong> Ur<strong>an</strong>-Radium-Reihe, Thorium-Reihe <strong>und</strong> dem nicht zu<br />
einer Zerfallsreihe gehörenden 40 K ver<strong>an</strong>twortlich.<br />
Zahl <strong>der</strong> Nuklide aus nat. Zerfallssreihen: ~ 50.<br />
Primordiale Radionuklide: 40 K (t1/2 = 1.3⋅10 9 a) ; 87 Rb (t1/2 = 4.8⋅10 10 a) etc. Von Bedeutung ist<br />
hier jedoch nur das 40 K.<br />
Dosisbeiträge zur terrestrischen Strahlenexposition unterscheiden sich je nachdem ob m<strong>an</strong><br />
Expositionen im Freien o<strong>der</strong> in Gebäuden betrachtet.<br />
Dosisleistung im Freien. ~40% <strong>der</strong> Dosis im Freien resultiert aus <strong>der</strong> γ-Strahlung von 40 K.<br />
Der rest aus den Nukliden <strong>der</strong> Zerfallsreihen.<br />
Die folgende Tabelle gibt einen Überblick über Aktivitätskonzentrationen <strong>und</strong> Ortsdosisleistungen<br />
durch terrestrische Strahlung im Freien in 1m Höhe.<br />
Material Aktivitätskonzentration in Bq/kg Ortsdosisleistung<br />
40<br />
K<br />
232 *<br />
Th<br />
238 *<br />
U µGy/h mGy/a<br />
Gesteine<br />
Gr<strong>an</strong>it 1000 80 60 0.083 0.73<br />
Diorit 700 30 20 0.058 0.51<br />
Basalt 250 10 10 0.021 0.19<br />
Durit 150 25 0.4 0.023 0.2<br />
Kalkstein 90 7 30 0.021 0.19<br />
S<strong>an</strong>dstein 350 10 20 0.030 0.26<br />
Tonschiefer 700 50 40 0.084 0.74<br />
Boden (Mittel) 400 30 20 0.045 0.4<br />
* Im rad. Gleichgewicht mit den Tochterprodukten<br />
Dosisleistungsfaktoren:<br />
doskap25<br />
40 K: 0.043nGy⋅h -1 /Bq⋅kg -1 .<br />
232 Th: 0.662nGy⋅h -1 /Bq⋅kg -1<br />
238 U: 0.427nGy⋅h -1 /Bq⋅kg -1<br />
Die folgende Tabelle zeigt die Ortsdosisleistung <strong>und</strong> die zu erwartende Jahresdosis durch<br />
terrestrische Strahlung in <strong>der</strong> BRD sowie in einigen Gebieten mit gegenüber dem Weltmittelwert<br />
erhöhter terrestrischer Strahlung.<br />
L<strong>an</strong>d Ortsdosisleistung Mittelwerte<br />
µGy/h µGy/h mGy/a<br />
Deutschl<strong>an</strong>d West 0.040 – 0.350 0.054 0.46<br />
Deutschl<strong>an</strong>d Ost 0.024 – 0.270 0.085 0.74<br />
Indien (Kerala) 4 – 40<br />
39
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Brasilien (Ostküste) bis 200<br />
Brasilien Pocos de Caldas bis 250<br />
Ir<strong>an</strong> Ramsar bis 450<br />
Weltmittelwert 0.055 0.480<br />
Dosisleistung in Gebäuden.<br />
Höhe <strong>der</strong> Dosisleistung hängt stark von verwendeten Baumaterialien ab.<br />
Holzhäuser ohne F<strong>und</strong>ament: keine Schwächung <strong>der</strong> äußeren Dosisleistung, jedoch auch<br />
kaum ein Eigenbeitrag durch Aktivität im Holz.<br />
Naturstein, Beton, Ziegel: Abschirmwirkung gegenüber <strong>der</strong> äußeren Strahlung; Jedoch Beitrag<br />
durch Eigenaktivität.<br />
In Europa: Erhöhung <strong>der</strong> mittleren äußeren Dosisleistung um etwa einen Faktor 1.3.<br />
doskap25<br />
→ H &<br />
γ = 0 . 05µ<br />
Gy / h ⋅1.<br />
3 = 0.<br />
065 µ Gy / h<br />
Das sind im Jahr etwa 0.57 mGy/a<br />
Berücksichtigt m<strong>an</strong> jetzt noch die Aufenthaltswahrscheinlichkeiten im Freien <strong>und</strong> in Gebäuden<br />
so ergibt sich ein Gesamtbeitrag <strong>der</strong> terrestrischen Strahlung <strong>für</strong> den Menschen in Mitteleuropa<br />
zu:<br />
Im Freien: 20% (0.2); In Gebäuden 80% (0.8) . D<strong>an</strong>n gilt:<br />
&<br />
H terr<br />
= 0 . 2⋅<br />
0.<br />
5 mGy / a + 0.<br />
8⋅<br />
0.<br />
6mGy<br />
/ a = 0.<br />
58mGy<br />
/ a<br />
Die Verteilung <strong>und</strong> Absorption <strong>der</strong> Ortsdosisleistung im menschlichen Körper wird d<strong>an</strong>n noch<br />
mit einem Faktor 0.7 bewertet. Es ergibt sich ein Gesamtbeitrag zur Effektiven Dosis durch<br />
terrestrische Strahlung von:<br />
E terr<br />
= 0 . 7 ⋅0.<br />
58mSv<br />
/ a = 0.<br />
4mSv<br />
/ a<br />
(Der Strahlungwichtungsfaktor beträgt 1, da es sich nur um Beiträge durch Photonenstrahlung<br />
h<strong>an</strong>delt.)<br />
Interne Komponente<br />
Interne natürliche Strahlenexposition resultiert aus <strong>der</strong> Aufnahme natürlicher Radionuklide<br />
über Nahrung, Getränke <strong>und</strong> Inhalation in den Körper.<br />
→ Verteilung im Körper <strong>und</strong> Org<strong>an</strong>en entsprechend ihrer biochemischen Eigenschaften.<br />
Die Ermittlung <strong>der</strong> Strahlenexposition erfolgt über Berechnung aus folgenden Parametern:<br />
- Zerfallsart<br />
- Zerfallsenergie<br />
- Aktivität in Nahrungsmitteln, Atemluft etc.<br />
- Inkorporierte Aktivität<br />
- Physikalische Halbwerszeit<br />
40
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
doskap25<br />
- Stoffwechselverhalten (Metabolismus)<br />
(Die Berechnungsmethodik wird später in einem eigenen Kapitel kurz erläutert.)<br />
a.) interne Strahlenexposition durch kosmogene Radionuklide.<br />
Die wichtigsten kosmogenen Radionuklide (Radionuklide, die durch Wechselwirkung <strong>der</strong><br />
kosmischen Strahlung mit <strong>der</strong> Erdatmosphäre entstehen) sind:<br />
3 H, 7 Be, 14 C, 22 Na.<br />
Erzeugung <strong>und</strong> Verteilung <strong>der</strong> wichtigsten kosmogenen Radionuklide.<br />
3 H<br />
7 Be<br />
14 C<br />
22 Na<br />
Halbwertszeit 12,3 a 53,3d 5736 a 2,6 a<br />
Produktionsrate<br />
Atome/cm 2 ⋅s<br />
0.25 8.1⋅10 -2 2,3 8.6⋅10 -5<br />
Inventar (PBq)<br />
Prozent. Verteil.<br />
1300 37 8500 0.4<br />
Stratosphäre 7 60 0.3 25<br />
Troposphäre 1 11 1.6 2<br />
Biosphäre 27 8 4 21<br />
Meer, Oberfläche 35 20 2.1 44<br />
Tiefsee 30 0.2 92 8<br />
Durch <strong>an</strong>dauernde Neubildung dieser Nuklide kommt es zu einer Gleichgewichtskonzentration<br />
in <strong>der</strong> Atmo- <strong>und</strong> Biosphäre.<br />
3 14 3 12<br />
H (Tritium) Entstehung. N(n, H) C (Einf<strong>an</strong>greaktion von sek<strong>und</strong>ären kosmischen Neutronen<br />
<strong>an</strong> atmosphärischem Stickstoff)<br />
→<br />
12.<br />
323a<br />
β<br />
3 3<br />
Umw<strong>an</strong>dlungsdaten: H He + 0.<br />
0186MeV<br />
Tritium findet m<strong>an</strong> zu 99% im Wassermolekül THO<br />
Die Aktivitätskonzentration im Süßwasser beträgt etwa: 200 – 900 Bq/m 3 .<br />
Im oberflächlichen Meerwasser findet m<strong>an</strong> etwa 100 Bq/m 3 .<br />
Tritium verteilt sich daher im Körper wie normales Wasser. Die resultierende G<strong>an</strong>zkörperenergiedosis<br />
beträgt <strong>für</strong> den Menschen etwa: 0.010 µGy/a.<br />
EC<br />
7 7<br />
7<br />
Be: Umw<strong>an</strong>dlungsdaten: Be→ Li + 0.<br />
4776MeV<br />
γ<br />
53.<br />
29 d<br />
Konzentration in <strong>der</strong> Atemluft etwa: 3mBq/m 3 .<br />
Im Regenwasser findet m<strong>an</strong> etwa 700Bq/m 3<br />
Die Inkorporation erfolgt im wesentlichen durch den Verzehr von Blattpfl<strong>an</strong>zen (Salat, Gemüse)<br />
Im Jahr werden etwa 50 Bq inkorporiert. Die resultierende effektive Dosis beträgt etwa 3<br />
µSv/a.<br />
14 C: Entstehung erfolgt durch Reaktionen von Neutronen mit atmosphärischem Stickstoff:<br />
3 H<br />
16 O<br />
1 H<br />
41
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
14 14 14 14<br />
N(n,p) C Umw<strong>an</strong>dlung: C→ N + 0.<br />
156 MeV<br />
5730a<br />
β<br />
In einem natürlichen Kohlenstoff-Isotopengemisch erhält m<strong>an</strong> eine spezifische Aktivität von<br />
14 C zu: 227 Bq/kg.<br />
Das Verhältnis von 14 C zu stabilem 12 C beträgt 1 : 1.2⋅10 -12 . Altersbestimmung nach <strong>der</strong> Radio-Carbon-Methode.)<br />
14C<br />
im Menschen: Männlicher St<strong>an</strong>dardmensch hat 16kg Kohlenstoff im Körper. → Spezifische<br />
Aktivität <strong>an</strong> 14 C beträgt 52Bq/kg.<br />
Resultierende Jahresdosis: ~12 µSv/a.<br />
22 Na: Umw<strong>an</strong>dlung:<br />
doskap25<br />
22<br />
Na<br />
+<br />
β , EC<br />
22<br />
→<br />
2.<br />
6 a<br />
+<br />
Ne + γ ( 1.<br />
27MeV<br />
) + β<br />
Jährliche Inkorporation: ~50 Bq, Resultierende Jahresdosis: ~ 0.3 µGy/a<br />
b.) Interne Exposition durch primordiale Radionuklide<br />
Wichtigstes Nuklid: 40 K<br />
−<br />
EC,<br />
β<br />
→<br />
40 40 40 40<br />
K: Umw<strong>an</strong>dlung: K Ca,<br />
Ar + γ ( 1.<br />
46MeV<br />
) + β ( 11.<br />
3MeV<br />
)<br />
9<br />
1.<br />
2⋅10<br />
a<br />
Mensch besitzt etwa 2 g Kalium im Gewebe: → 64 Bq/kg Körpergewicht 40 K. das heißt bei<br />
70kg Körpergewicht sind das insgesamt etwa 4500 Bq.<br />
Kalium verteilt sich relativ gleichmäßig über den Körper. Die resultierende Jahresdosis aus<br />
allen Strahlungskomponenten beträgt etwa 155 µGy/a.<br />
c.) Natürliche Zerfallsreihen.<br />
Am wichtigsten sind die Ur<strong>an</strong>-Radium- <strong>und</strong> die Thorium-Zerfallsreihe. Die Aktinium-Reihe<br />
(Mutter-Nuklid 235 U) spielt wegen <strong>der</strong> geringen Konzentration <strong>des</strong> Mutter-Nukli<strong>des</strong> kaum eine<br />
Rolle.<br />
Wichtig: Beide natürlichen Zerfallssreihen beinhalten überwiegend α-strahlende Nuklide.<br />
Zusätzlich befindet sich unter den Zerfallsreihen jeweils ein Isotop <strong>des</strong> Edelgases Radon<br />
( 222 Rn, 220 Rn) daher findet die Strahlenexposition durch diese Nuklide im wesentlichen in den<br />
Org<strong>an</strong>en statt, in denen die Nuklide nach <strong>der</strong> Inkorporation deponiert werden.<br />
238 U: Inkorporation im wesentlichen über Nahrungsmittel. Jährliche Zufuhr etwa 5Bq/a<br />
Wegen <strong>des</strong> radioaktiven Gleichgewichtes k<strong>an</strong>n m<strong>an</strong> <strong>für</strong> die Folgeprodukte etwa die gleiche<br />
Aktivität <strong>an</strong>nehmen.<br />
Deposition: 70% Knochen; 30% Weichteilgewebe.<br />
Die Inkorporation von 238 U führt zu einer effektiven Dosis von etwa 5 µSv/a.<br />
42
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
230 Th: Inkorporationswege wenig bek<strong>an</strong>nt. Im Körper reichert es sich im Knochen <strong>an</strong>. (Knochenoberfläche)<br />
Praktisch keine biologische Ausscheidung. → Zunahme <strong>der</strong> Thorium-<br />
Konzentration mit dem Alter.<br />
Effektive Dosis etwa ~ 7 µSv/a.<br />
Radon: Radon <strong>und</strong> kurzlebige Folgeprodukte werden fast ausschließlich über die Atemwege<br />
inkorporiert.<br />
222 218<br />
214<br />
214<br />
214<br />
Umw<strong>an</strong>dlung: Rn Po Pb Bi Po ...<br />
doskap25<br />
220<br />
Rn<br />
α<br />
→<br />
3.<br />
8d<br />
α<br />
→<br />
55s<br />
216<br />
Po<br />
α<br />
→<br />
3.<br />
11min<br />
α<br />
→<br />
0.<br />
145s<br />
212<br />
Pb<br />
β<br />
−<br />
→<br />
26.<br />
8min<br />
β<br />
−<br />
→<br />
10.<br />
64<br />
212<br />
Bi<br />
β<br />
β<br />
−<br />
→<br />
19.<br />
9min<br />
−<br />
, 64%<br />
212<br />
→<br />
60.<br />
55min<br />
Po<br />
α<br />
→<br />
164.<br />
3µ<br />
s<br />
α<br />
→<br />
0.<br />
299µ<br />
s<br />
Radon befindet sich als Edelgas im wesentlichen in <strong>der</strong> Atemluft.<br />
208<br />
Pb(<br />
stabil)<br />
Das Weltmittel im Freien liegt zwischen 0.1 - 15 Bq/m 3 <strong>und</strong> zwischen 5 <strong>und</strong> 60 Bq/m 3 in Innenräumen.<br />
In <strong>der</strong> BRD liegt <strong>der</strong> medi<strong>an</strong>e Gehalt <strong>an</strong> Radon in <strong>der</strong> Atemluft von Wohnungen bei etwa 40<br />
Bq/m 3 .<br />
Je nach Baumaterial, Lüftungsgewohnheiten <strong>und</strong> Bodenbeschaffenheit können jedoch erheblich<br />
höhere Konzentrationen gemessen werden. In Einzelfällen wurden Konzentrationen<br />
von mehr als 1000Bq/m 3 gemessen.<br />
Radon <strong>und</strong> kurzlebige Zerfallsprodukte geben ihre Energie im wesentlichen im Atemtrakt<br />
durch α-Strahlung ab. Nach einem dosimetrischen Modell (ICRP) läßt sich Energiedosis in<br />
<strong>der</strong> Lunge durch folgende Konversionsfaktoren abschätzen:<br />
µ Gy<br />
µ Gy<br />
Im Freien: f außen = 13 ; Wohnräume: f 3<br />
Innen = 11<br />
3<br />
a ⋅ Bq / m<br />
a ⋅ Bq / m<br />
im Freien ergibt sich durch die dort höhere Atemrate)<br />
(Der etwas höhere Wert<br />
Mit einem Strahlenwichtungsfaktor <strong>für</strong> α-Strahlung von wα=20 ergibt sich <strong>für</strong> die Daten <strong>der</strong><br />
BRD: (20% im Freien, 80% in Wohnräumen)<br />
Hinnen=7.04mSv/a; Haußen=0.73mSv/a (Lungendosis)<br />
Für die effektive Dosis ergibt sich mit wLunge=0.12:<br />
ERadon=0.12(7.04 + 0.73) mSv/a ≅ 1mSv/a.<br />
Die Inhalation von Radon liefert also fast die Hälfte <strong>der</strong> gesamten natürlichen Strahlenexposition<br />
<strong>des</strong> Menschen.<br />
210Pb <strong>und</strong> 210 Po gel<strong>an</strong>gen über die Ingestion von Fisch, Muscheln <strong>und</strong> <strong>an</strong><strong>der</strong>en Meerestieren<br />
in den Menschen. Jährliche Aufnahme ~ 40Bq/a.<br />
Blei ist ein Knochensucher: Verteilung im Körper: 70% Knochen, 30% Weichteilgewebe.<br />
43
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Polonium verteilt sich dagegen gleichförmig im Körper.<br />
Mittlere jährliche Dosis: 120 µSv/a.<br />
Strahlenexposition durch Rauchen. Tabakpfl<strong>an</strong>zen nehmen aus dem Boden über die Wurzeln<br />
210 Pb <strong>und</strong> über die Blätter 222 Rn aus <strong>der</strong> Luft auf. Durch Zerfall entsteht 210 Po.<br />
210<br />
206<br />
( Po Pb ) Das Polonium wird d<strong>an</strong>n mit dem Rauch inhaliert <strong>und</strong> im Bronchialsystem<br />
doskap25<br />
→<br />
138.<br />
37<br />
α<br />
d<br />
abgelagert. Bei Gewohnheitsrauchern k<strong>an</strong>n es dadurch zu Strahlenexpositionen <strong>der</strong> Lunge<br />
zwischen 40 <strong>und</strong> 400mSv/a kommen.<br />
Die folgende Tabelle gibt eine Zusammenfassung <strong>der</strong> Dosisbeiträge aus den einzelnen natürlichen<br />
Komponenten.<br />
Beiträge <strong>der</strong> einzelnen Komponenten zur natürlichen Strahlenexposition<br />
Effektive Dosen mSv/a Total mSv/a<br />
Extern terrestrische Strl.<br />
Weltmittel (γ) Im Freien 0.070<br />
Innen 0.340<br />
Zusammen 0.41<br />
BRD (West,γ) Im Freien 0.0644<br />
Innen 0.335<br />
Weltmittel β 0.007<br />
Summe terrestrisch 0.417<br />
Extern Kosmische Strl.<br />
Neutronenkomponente 0.055<br />
Direkt ionisierende Strl. 0.300<br />
Summe kosmisch extern 0.355<br />
Intern kosmogene Nuklide<br />
3 H, 7 Be, 14 C, 22 Na 0.015<br />
Intern primordiale Nuklide<br />
40 K 0.18<br />
87 Rb 0.006<br />
238 U - 234 U 0.005<br />
230 Th 0.007<br />
226 Ra 0.007<br />
222 Rn - 214 Po 1.100<br />
210 Pb - 210 Po 0.12<br />
Teilsumme 1.425<br />
232 Th 0.003<br />
228 Ra - 224 Ra 0.013<br />
220 Rn - 208 Tl 0.16<br />
Teilsumme 0.1176<br />
Summe intern 1.616<br />
Gesamt Intern + Extern 2.388<br />
2.5.2 Die zivilisatorische Strahlenexposition <strong>des</strong> Menschen.<br />
44
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Zur zivilisatorischen Strahlenexposition <strong>des</strong> Menschen gehören alle Expositionen, die durch<br />
die folgenden Anwendungen ionisieren<strong>der</strong> Strahlung hervorgerufen werden.<br />
doskap25<br />
- Medizin (Diagnostik, Therapie)<br />
- Kerntechnik<br />
- Bergbau<br />
- Forschung<br />
- Energiegewinnung durch fossile Brennstoffe<br />
- Betrieb von Störstrahlern (z.Bsp. Elektroschweißgeräte)<br />
- Düngung in <strong>der</strong> L<strong>an</strong>dwirtschaft (Kalium)<br />
- Industrielle, wissenschaftliche <strong>und</strong> kleintechnische Anwendungen.<br />
a.) Medizin.<br />
Die Röntgendiagnostik ist die älteste Anwendung ionisieren<strong>der</strong> Strahlung. Erste zivilisatorisch<br />
bedingte Strahlenschäden entst<strong>an</strong>den durch den unvorsichtigen Umg<strong>an</strong>g mit Röntgenröhren<br />
durch Wissenschaftler <strong>und</strong> Ärzte um die Jahrhun<strong>der</strong>twende. → Hautrötung, Strahlengeschwüre<br />
<strong>und</strong> Krebs.<br />
Auch heute liefert die Röntgendiagnostik den höchsten Beitrag zur mittleren medizinischen<br />
Strahlenexposition <strong>des</strong> Menschen.<br />
Genetisch signifik<strong>an</strong>te Dosis <strong>für</strong> Bevölkerung <strong>der</strong> BRD: 0.5 mSv/a<br />
(Genetisch signifik<strong>an</strong>te Dosis: Summe <strong>der</strong> mit dem genetischen Wichtungsfaktor multiplizierten<br />
Werte <strong>der</strong> Gonadendosen aller Angehörigen einer Bevölkerungsgruppe, dividiert durch<br />
<strong>der</strong>en Anzahl. Dabei ist im genet. Wichtungsfaktor die mittlere Kin<strong>der</strong>erwartung <strong>der</strong> strahlenexponierten<br />
Person in Abhängigkeit von ihrem Alter berücksichtigt.)<br />
Die über die gesamte Bevölkerung gemittelte "Effektive Dosis" durch Röntgendiagnostische<br />
Maßnahmen beträgt etwa : = 1.<br />
8mSv<br />
.<br />
E Rö<br />
Das ist etwa 75% <strong>der</strong> gesamten natürlichen Strahlenexposition. Trotz mo<strong>der</strong>ner dosissparen<strong>der</strong><br />
Systeme ist mit einem weiteren Anstieg zu rechnen.<br />
Der individuelle Patient hat natürlich, je nach Art <strong>der</strong> Untersuchung, im Vergleich zum Populationsmittel<br />
mit höheren Expositionen zu rechnen.<br />
Die folgende Tabelle gibt einen Überblick über die mittleren effektiven Dosen bei verschiedenen<br />
röntgendiagnostischen Maßnahmen.<br />
Aufnahmeart Effektive Dosis in mSv<br />
Röntgen: Schädel p.a. 0.03<br />
Lunge p.a. 0.07<br />
Lunge lateral 0.07<br />
BWS p.a. 0.37<br />
BWS lateral 0.11<br />
Abdomen a.p. 0.35<br />
Becken a.p. 0.58<br />
Dentalradiologie:<br />
Frontzähne Oberkiefer 0.002<br />
Unterkiefer 0.002<br />
Backenzähne Oberkiefer 0.003<br />
Unterkiefer 0.003<br />
CT-Untersuchungen<br />
45
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
doskap25<br />
Thorax 7.5<br />
Abdomen 7.3<br />
Becken 28.4<br />
Zur groben Abschätzung <strong>und</strong> zum Vergleich von Dosen bei verschiedenen bildgebenden<br />
Verfahren k<strong>an</strong>n m<strong>an</strong> folgende Faustregeln verwenden.<br />
- Eine Minute Durchleuchtung erzeugt die gleiche Strahlenexposition wie 1 -3 Filmaufnahmen<br />
in gleicher Geometrie.<br />
- Bei Erhöhung <strong>des</strong> Patientendurchmessers um 3 - 4 cm verdoppelt sich bei gleicher<br />
Röhrensp<strong>an</strong>nung die Dosis bei Röntgenaufnahmen o<strong>der</strong> Durchleuchtungen<br />
am Körperstamm.<br />
- Die Dosis bei einer Untersuchung mit dem Computertomografen entspricht <strong>der</strong><br />
von etwa 10 Filmaufnahmen in <strong>der</strong> gleichen Körperregion<br />
Beson<strong>der</strong>s hohe Expositionen entstehen bei sogen<strong>an</strong>nten interventionellen Verfahren<br />
(z.Bsp. Herzkatheter, Nieren-Angiografie) .<br />
Ursache: Vergleichsweise l<strong>an</strong>ge Durchleuchtungszeiten während <strong>der</strong> Maßnahme. (teilweise<br />
bis zu einer St<strong>und</strong>e) Es können hierbei <strong>an</strong> <strong>der</strong> Strahleneintrittstelle lokale Hautdosen von<br />
einigen Gy auftreten → Hautrötung am Patienten.<br />
Nuklearmedizinische Diagnostik <strong>und</strong> Therapie.<br />
Nuklearmedizin: Es werden Radionuklide in den Körper verbracht. Die den Körper verlassende<br />
γ-Strahlung wird zur Bildgebung verwendet → Szintigrafie.<br />
Das wichtigste nuklearmedizinische Isotop ist Technetium-99m ( 99m Tc) Dies ist ein reiner γ-<br />
Strahler mit E γ = 140keVbei<br />
etwa 6h Halbwertszeit.<br />
Beitrag <strong>der</strong> nuklearmedizinischen Diagnostik zur mittleren effektiven Dosis: 0.01 - 0.03<br />
mSv/a.<br />
Die folgende Tabelle gibt einige Daten zur nuklearmedizinischen Diagnostik.<br />
Org<strong>an</strong> Radionuklid Aktivität Energiedosis in mGy<br />
MBq Gonaden Knochenm. Org<strong>an</strong><br />
Schilddr. Tc-99m 40 0.15 0.2 SD: 4<br />
J-131 2 0.08 0.2 SD: 1000<br />
J-123 8 0.04 0.1 SD: 40<br />
Nieren Tc-99m 200 0.3 0.5 Nieren: 5<br />
Blasenw<strong>an</strong>d:<br />
18<br />
J-131 20 0.25 Blasenw<strong>an</strong>d 60<br />
SD: 240<br />
Skelett Tc-99m 370 - 1000 Skelett: 4<br />
Nieren: 3<br />
46
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
b.) Kernwaffentests<br />
Seit <strong>der</strong> ersten Zündung einer Kernwaffe (Atombombe) durch die USA am 16.Juli.1945 sind<br />
bis heute etwa:<br />
oberirdisch: 423<br />
unterirdisch 1000<br />
Kernwaffentests bek<strong>an</strong>nt geworden. Die meisten davon wurden Ende <strong>der</strong> 50-iger bis Anf<strong>an</strong>g<br />
<strong>der</strong> 60-iger Jahre durchgeführt.<br />
Nuklidspektrum entspricht dem Spaltproduktspektrum bei <strong>der</strong> Kernspaltung (U, Pu) Bei oberirdischen<br />
Explosionen wird ein Großteil <strong>der</strong> erzeugten Aktivität in die Stratosphäre verbracht.<br />
Von dort wird sie mit den atmosphärischen Bewegungen über die g<strong>an</strong>ze Welt verteilt.<br />
Die folgende Tabelle gibt einen Überblick über die Daten oberirdischer Kernwaffentests.<br />
Zeitraum Anzahl Spaltung (Mt TNT) Fusion (Mt TNT)<br />
1945 - 1951 26 0.8 -<br />
1952 - 1954 31 37 23<br />
1955 - 1956 44 14 17<br />
1957 - 1958 128 40 41<br />
1959 - 1960 3 0.1 -<br />
1961 - 1962 128 102 238<br />
1964 - 1969 22 10.6 4.9<br />
1970 - 1974 34 10 2.2<br />
1976 - 1980 7 2.9 1.9<br />
Davon<br />
USA 193 72.1 66.5<br />
UDSSR 142 110.9 246.6<br />
Großbrit<strong>an</strong>nien 21 10.6 5.1<br />
Fr<strong>an</strong>kreich 45 10.9 1.0<br />
China 22 12.7 8.0<br />
Seit 1980 wurden keine oberirdischen Tests mehr durchgeführt.<br />
Für die Exposition wichtigste Nuklide sind: (In <strong>der</strong> Reihenfolge ihrer Bedeutung)<br />
14 C, 137 Cs, 95 Zr, 90 Sr, 106 Ru, 144 Ce, 3 H.<br />
Heute spielen nur die l<strong>an</strong>glebigen Nuklide wie 14 C, 137 Cs, 90 Sr, 3 H eine Rolle. Die mittlere<br />
jährliche "Effektive Dosis" durch die Kernwaffentests wird in <strong>der</strong> BRd heute auf etwa 10µSv/a<br />
geschätzt. Folgedosen bis zum Abklingen <strong>der</strong> Nuklide → 3 - 4.5mSv/a.<br />
Etwa 0.1% dieser Werte geht auf die l<strong>an</strong>glebigen Aktiniden 239 Pu, 240 Pu <strong>und</strong> 241 Am zurück.<br />
c.) Energie- <strong>und</strong> Wärmegewinnung durch fossile Brennstoffe.<br />
Steinkohle enthält im Mittel 50Bq/kg 40 K <strong>und</strong> je 20Bq/kg 232 Th <strong>und</strong> 238 U <strong>und</strong> Folgeprodukte.<br />
Durch Verbrennung werden diese Nuklide freigesetzt. → Anreicherung in <strong>der</strong> Asche. Bei <strong>der</strong><br />
Rauchgasfilterung findet m<strong>an</strong> die Aktivität im Filtrat. Filtrate von Kohlekraftwerken werden in<br />
Baustoffe eingearbeitet → Erhöhung <strong>der</strong> externe Strahlenexposition in Gebäuden.<br />
Die im Rauchgas emittierten Nuklide erhöhen durch γ-Strahlung die externe <strong>und</strong> inach Inkorporation<br />
die interne Strahlenexposition.<br />
Mittlere "Effektive Dosis" durch Kraftwerksemissionen in BRD: ~1µSv/a.<br />
In <strong>der</strong> Nähe von Großfeuerungs<strong>an</strong>lagen können bis zu 0.7mSv/a erreicht werden.<br />
Erdgas, Koks, Erdöl liefern dagegen praktisch keinen Beitrag zur Strahlenexposition.<br />
doskap25<br />
47
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
c.) Kernenergie:<br />
Beim Regelbetrieb von kerntechnischen Anlagen werden Nuklide über Abluft <strong>und</strong> Abwasser<br />
<strong>an</strong> die Umwelt abgegeben.<br />
Die wichtigsten Nuklide sind:<br />
doskap25<br />
Aktivierungsprodukte: 14 C, 16 N, 35 S, 41 Ar.<br />
Spaltprodukte: Kr-, Xe-Isotope (Edelgase) Tritium, Jod-Isotope.<br />
Expositionspfade: Inhalation <strong>und</strong> Ingestion:<br />
Aus Modellrechnungen <strong>und</strong> genauen Messungen <strong>der</strong> Aktivität in Abluft <strong>und</strong> Abwasser ergeben<br />
sich Jahresdosen von etwa 1µSv/a <strong>für</strong> die Bevölkerung <strong>der</strong> BRD.<br />
Unfälle (Tschernobyl) : In Süddeutschl<strong>an</strong>d ergaben sich Effektive Dosen von 0.2 - 1.2mSv<br />
im ersten Jahr <strong>und</strong> eine 50-Jahre-Folgedosis von bis zu 4mSv.<br />
d.) Weitere Quellen natürlicher Strahlenexposition.<br />
Störstrahler: Geräte o<strong>der</strong> Anlagen, bei denen Strahlung als Nebenprodukt entsteht.<br />
Bsp.: Fernsehröhren, Hochfrequenzgeneratoren, Rechnerbildschirme u.ä.<br />
Strahlung: Weiche Röntgenstrahlung. Anfor<strong>der</strong>ungen <strong>an</strong> Störstrahler sind in <strong>der</strong> Röntgenverordnung<br />
geregelt. Jedoch: Dosisleistungen sind so gering, daß sie auch mit empfindlichen<br />
Geräten nicht nachgewiesen werden können.<br />
Weitere Quellen: radioaktive Stoffe in Leuchtfarben <strong>für</strong> Instrumentenskalen o<strong>der</strong> Uhren,<br />
Rauchmel<strong>der</strong> nach dem Ionisationsprinzip, Füllst<strong>an</strong>dskontrolle in Silos sowie in Geräten zur<br />
Dicke- <strong>und</strong> Dichtemessung.<br />
Beitrag zur Strahlenexposition ~ 1µSv/a<br />
Industrielle Verarbeitung von Phosphatgestein zur Erzeugung von Kunstdünger <strong>und</strong> Phosphatgips<br />
etc.<br />
Gehalt von Phosphatgestein <strong>an</strong> Nukliden <strong>der</strong> Ur<strong>an</strong>-Radium Reihe: ~1500Bq/m 3 .<br />
Jahresdosen <strong>für</strong> l<strong>an</strong>dwirtschaftliches Personal durch Ausbringen von Düngemitteln: ~20µSv .<br />
Für die Industriearbeiter ergibt sich ein Wert von 0.5mSv/a.<br />
e.) Berufliche Strahlenexposition<br />
Personen die bei ihrer Berufsausübung o<strong>der</strong> Ausbildung ionisieren<strong>der</strong> Strahlung ausgesetzt<br />
sind <strong>und</strong> dabei Körperdosen akkumulieren können, die größer als gewisse, gesetzlich festgelegte<br />
Grenzwerte sind werden als beruflich strahlenexponierte Personen bezeichnet.<br />
Dazu gehören:<br />
→ Personen in <strong>der</strong> med. Radiologie (2/3 <strong>der</strong> beruflich strahlenexponierten Personen in <strong>der</strong><br />
BRD) Im Weltmittel betragen die Dosen medizinischen Personals ~ 0.2 - 3 mSv/a.<br />
→ Arbeitnehmer <strong>der</strong> Kernindustrie, Bergleute, fliegen<strong>des</strong> Personal <strong>der</strong> Luftfahrt, Wissenschaftler<br />
o<strong>der</strong> sonst. Beschäftigte in <strong>der</strong> Industrie.<br />
Mittlere berufliche Strahlenexposition in Deutschl<strong>an</strong>d: 0.5mSv/a<br />
48
Prof.Dr. K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
In Einzelfällen k<strong>an</strong>n es jedoch zu deutlich höheren Dosen kommen.<br />
Die höchsten Dosen werden von Mitarbeitern <strong>der</strong> Leistungskernkraftwerke erhalten. Nach<br />
Informationen <strong>der</strong> Vereinten Nationen (UNSCEAR) Weltweit beträgt die mittlere jährliche<br />
Strahlenexposition von in Kernkraftwerken <strong>und</strong> <strong>der</strong> Zulieferindustrie beschäftigten Personen<br />
3 - 8mSv/a.<br />
Berufliche Strahlenexpositionen sind in <strong>der</strong> Röntgen- <strong>und</strong> Strahlenschutzverordnung geregelt.<br />
→ Personen sind verpflichtet Dosimeter zur Ermittlung <strong>der</strong> Körperdosis zu tragen.<br />
Zusammenfassung natürliche <strong>und</strong> zivilisatorische Strahlenexposition.<br />
Strahlungsquelle mittlere effektive Dosis individueller Bereich<br />
mSv/a mSv/a<br />
Natürliche Strahlenexp. 2.4 1 - 5<br />
Mediz. Röntgendiagnostik 0.4 - 1.0 (1.8 Industr.Nation.) 0.1 - 10<br />
Nuklearmed. Diagnostik 0.01 - 0.03 Bis 1000<br />
Nuklearmed. Therapie 0.01 Bis 800Gy/Therapie<br />
Berufliche Exposition 0.002 0.5 - 5<br />
Fossile Energie BRD 0.001 0.001 - 0.7<br />
Kernenergie BRD 0.001<br />
Tschernobyl-Unfall (BRD) 0.2 - 1.2<br />
Kernwaffentests 0.01 0.01<br />
Industrieprodukte 0.001 0.02 - 0.5<br />
Summe zivilasatorisch 0.5 - 1<br />
Gesamt 2.9 - 3.4<br />
Summe: 4.3 mSv<br />
doskap25<br />
terrestr.<br />
10%<br />
Radon<br />
29%<br />
kosm.<br />
8%<br />
0.42 mSv<br />
1.26 mSv<br />
intern<br />
8%<br />
0.36 mSv<br />
0.36 mSv<br />
1.8 mSv<br />
zivil.<br />
2%<br />
0.08 mSv<br />
med.<br />
43%<br />
Mittlere jährliche Strahlenexposition in <strong>der</strong> BRD aus natürlichen <strong>und</strong><br />
zivilisatorischen Quellen.<br />
49
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 50<br />
2.6 Praktischer Strahlenschutz<br />
2.6.1 Strahlenschutzgesetze <strong>und</strong> Grenzwerte<br />
Ziel bei <strong>der</strong> Anwendung ionisieren<strong>der</strong> Strahlung ist, den Beschäftigten höchstmögliche Sicherheit<br />
beim Umg<strong>an</strong>g mit Strahlenquellen zu gewähren. → Gesetzliche Regelungen <strong>für</strong> die<br />
Anwendung <strong>und</strong> den Umg<strong>an</strong>g mit ionisieren<strong>der</strong> Strahlung.<br />
Das gr<strong>und</strong>legende Rechtswerk <strong>für</strong> die Anwendung ionisieren<strong>der</strong> Strahlung ist das:<br />
„Gesetz über die friedliche Verwendung <strong>der</strong> Kernenergie <strong>und</strong> den Schutz gegen ihre Gefahren<br />
(Atomgesetz AtG) in <strong>der</strong> letzten Fassung v. 3.5.2000“ (s. unten)<br />
Gesetz über die friedliche Verwendung <strong>der</strong><br />
Kernenergie <strong>und</strong> den Schutz gegen ihre Gefahren<br />
(Atomgesetz)<br />
Vom 23. Dezember 1959 (BGBl<br />
I S. 814)<br />
in <strong>der</strong> Fassung <strong>der</strong> Bek<strong>an</strong>ntmachung vom 15.<br />
Juli 1985 (BGBl. I S. 1565)<br />
zuletzt geän<strong>der</strong>t durch Gesetz zur Än<strong>der</strong>ung <strong>des</strong><br />
Atomgesetzes <strong>und</strong> <strong>des</strong> Gesetzes über die Errichtung<br />
eines<br />
B<strong>und</strong>esamtes <strong>für</strong> Strahlenschutz vom<br />
6. April 1998 (BGBl I S<br />
23. Dezember 19999<br />
03. Mai 2000<br />
§ 1<br />
Zweck dieses Gesetzes ist,<br />
1. die Erforschung, die Entwicklung <strong>und</strong> die Nutzung <strong>der</strong><br />
Kernenergie zu friedlichen Zwecken zu för<strong>der</strong>n,<br />
2. Leben, Ges<strong>und</strong>heit <strong>und</strong> Sachgüter vor den Gefahren <strong>der</strong><br />
Kernenergie <strong>und</strong> <strong>der</strong> schädlichen Wirkung ionisieren<strong>der</strong><br />
Strahlen zu schützen <strong>und</strong> durch Kernenergie o<strong>der</strong><br />
ionisierende Strahlen verursachte Schäden<br />
auszugleichen,<br />
3. zu verhin<strong>der</strong>n, daß durch Anwendung o<strong>der</strong> Freiwerden<br />
<strong>der</strong> Kernenergie die innere o<strong>der</strong> äußere Sicherheit <strong>der</strong><br />
B<strong>und</strong>esrepublik Deutschl<strong>an</strong>d gefährdet wird,<br />
4. die Erfüllung internationaler Verpflichtungen <strong>der</strong><br />
B<strong>und</strong>esrepublik Deutschl<strong>an</strong>d auf dem Gebiet <strong>der</strong><br />
Kernenergie <strong>und</strong> <strong>des</strong> Strahlenschutzes zu gewährleisten.<br />
Aufgr<strong>und</strong> <strong>des</strong> Atomgesetzes werden Rechtsverordnungen erlassen, die die Details beim<br />
Umg<strong>an</strong>g mit ionisierenden Strahlen regeln. In BRD gibt es zwei Verordnungen<br />
Atomgesetz<br />
Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) v. 26.Jul.2001<br />
Röntgenverordnung (RöV) v. 8.1.1987 (Novellierung <strong>und</strong> Anpassung<br />
<strong>an</strong> StrlSchV in 2002)<br />
Beide Verordnungen haben unterschiedliche Anwendungsbereiche.
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 51<br />
Strahlenschutzverordnung.<br />
§1: Zweckbestimmung: Zweck dieser Verordnung ist es, zum Schutz <strong>des</strong> Menschen <strong>und</strong> <strong>der</strong><br />
Umwelt vor <strong>der</strong> schädlichen Wirkung ionisieren<strong>der</strong> Strahlung Gr<strong>und</strong>sätze <strong>und</strong> Anfor<strong>der</strong>ungen<br />
<strong>für</strong> Vorsorge- <strong>und</strong> Schutzmaßnahmen zu regeln, die bei <strong>der</strong> Nutzung <strong>und</strong> Einwirkung radioaktiver<br />
Stoffe <strong>und</strong> ionisieren<strong>der</strong> Strahlung zivilisatorischen <strong>und</strong> natürlichen Ursprungs Anwendung<br />
finden.<br />
§2 Anwendungsbereich: Diese Verordnung trifft Regeluungen <strong>für</strong> folgende Tätigkeiten:<br />
a.) den Umg<strong>an</strong>g mit<br />
aa.) künstlich erzeugten radioaktiven Stoffen<br />
bb.) natürlich vorkommenden radioaktiven Stoffen, wenn dieser Umg<strong>an</strong>g aufgr<strong>und</strong> ihrere<br />
Radioaktivität, ihrer Nutzung als Kernbrennstoff o<strong>der</strong> zur Erzeugung von Kernbrennstoff<br />
erfolgt.<br />
b.) den Erwerb <strong>der</strong> in Buchstabe a) gen<strong>an</strong>nten radioaktiven Stoffe, <strong>der</strong>en Abgabe <strong>an</strong><br />
<strong>an</strong><strong>der</strong>e, <strong>der</strong>en Beför<strong>der</strong>ung sowie <strong>der</strong>en grenzüberschreitende Verbringung,<br />
c.) usw. (genaueres s. Gesetzestext.)<br />
Röntgenverordnung<br />
§1: Anwendungsbereich:<br />
(1) Diese Verordnung gilt <strong>für</strong> Röntgeneinrichtungen <strong>und</strong> Störstrahler, in denen Röntgenstrahlen<br />
mit einer Grenzenergie von von min<strong>des</strong>tens 5 keV durch beschleunigte<br />
Elektronen erzeugt werden können <strong>und</strong> bei denen die Beschleunigung <strong>der</strong><br />
Elektronen auf eine Energie von drei MeV begrenzt ist.<br />
(2) Diese Verordnung gilt nicht <strong>für</strong> Störstrahler, die zur Erzeugung ionisieren<strong>der</strong> Teilchenstrahlung<br />
betrieben werden <strong>und</strong> <strong>der</strong> Strahlenschutzverordnung unterliegen.<br />
→ StrlSchV regelt den Umg<strong>an</strong>g mit radioaktiven Stoffen <strong>und</strong> Beschleunigern mit Energien ><br />
3MeV<br />
→ RöV regelt den Umg<strong>an</strong>g mit Röntgenquellen <strong>und</strong> Störstrahlern bei Energien < 3MeV<br />
Ergänzt werden die Verordnungen durch eine Reihe von Richtlinien <strong>und</strong> DIN Normen.<br />
Wichtige Einzelheiten aus Strahlenschutz- <strong>und</strong> Röntgenverordnung.<br />
Strahlenschutzver<strong>an</strong>twortlicher <strong>und</strong> Strahlenschutzbeauftragte.<br />
Strahlenschutzver<strong>an</strong>twortliche <strong>und</strong> Strahlenschutzbeauftragte sind zusammen <strong>für</strong> die Einhaltung<br />
<strong>der</strong> Strahlenschutzvorschriften ver<strong>an</strong>twortlich.<br />
Strahlenschutzver<strong>an</strong>twortlicher nach StrlSchV ist, wer einer Genehmigung nach §§ 6, 7 o<strong>der</strong><br />
9 <strong>des</strong> Atomgesetzes bedarf. Er hat unter Beachtung <strong>des</strong> St<strong>an</strong><strong>des</strong> von Wissenschaft <strong>und</strong><br />
<strong>Technik</strong> zum Schutz <strong>des</strong> Menschen <strong>und</strong> <strong>der</strong> Umwelt vor den schädlichen Wirkungen ionisieren<strong>der</strong><br />
Strahlung durch geeignete Schutzmaßnahmen, Bereitstellung <strong>des</strong> notwendigen Personals<br />
etc. da<strong>für</strong> Sorge zu tragen, daß die Vorschriften <strong>der</strong> StrlSchV (RöV) eingehalten werden.<br />
Insbeson<strong>der</strong>e hat er die Pflicht einen Strahlenschutzbeauftragten schriftlich zu bestellen.<br />
Strahlenschutzbeauftragte müssen die erfor<strong>der</strong>liche Fachk<strong>und</strong>e im Strahlenschutz besitzen.<br />
Dem Strahlenschutzbeauftragten sind <strong>des</strong>sen Aufgaben, <strong>des</strong>sen innerbetrieblicher Entscheidungsbereich<br />
schriftlich mitzuteilen.<br />
Die Pflichtenkataloge <strong>des</strong> Strahlenschutzver<strong>an</strong>twortlichen <strong>und</strong> Strahlenschutzbeauftragten<br />
findet m<strong>an</strong> in § 33 StrlSchV.
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 52<br />
Wichtigste Aufgaben.<br />
- Betriebliche Org<strong>an</strong>isation <strong>des</strong> Strahlenschutzes.<br />
- Physikalische Strahlenschutzkontrolle<br />
- Schutz <strong>der</strong> Bevölkerung <strong>und</strong> <strong>der</strong> Umwelt aus den Tätigkeiten<br />
- Begrenzung <strong>der</strong> Strahlenexposition bei <strong>der</strong> Berufsausübung<br />
- Arbeitsmedizinische Vorsorge beruflich strahlenexponierter Personen<br />
Strahlenschutzbereiche<br />
Strahlenschutzbereiche sind räumliche Bereiche, in denen entwe<strong>der</strong> eine bestimmte Ortsdosisleistung<br />
überschritten wird, o<strong>der</strong> in denen Personen beim Aufenthalt bestimmte Körperdosen<br />
erhalten können.<br />
Überwachungsbereich: E ><br />
1mSv/a<br />
HAuge > 15mSv/a<br />
Bei Festlegung <strong>des</strong> Kontrollbereichs bzw. <strong>des</strong> Überwachungsbereichs ist von folgenden Aufenthaltszeiten<br />
auszugehen:<br />
40 h je Woche <strong>und</strong> 50 Wochen pro Jahr.<br />
Dies entspricht Ortsdosisleistungen von:<br />
Überwachungsbereich: H 0.<br />
5 Sv/<br />
h<br />
*<br />
> µ<br />
Kontrollbereich: H 3 Sv/<br />
h<br />
*<br />
> µ<br />
&<br />
&<br />
Kontrollbereich: E ><br />
6mSv/a<br />
HAuge > 45mSv/a<br />
Sperrbereich: H* >
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 53<br />
Kontroll- <strong>und</strong> Sperrbereiche sind abzugrenzen <strong>und</strong> zu kennzeichnen<br />
Kontrollbereiche können ortsfest o<strong>der</strong> ortsverän<strong>der</strong>lich sein. (Bsp. Schweißnahtprüfung<br />
durch Radiografie vor Ort, fahrbare Röntgenröhren) Der Zutritt zu Kontrollbereichen ist beschränkt<br />
auf Personen, die zur Durchführung o<strong>der</strong> Aufrechterhaltung <strong>der</strong> vorgesehenen Betriebsvorgänge<br />
<strong>und</strong> zu Ausbildungszwecken darin tätig sein müssen.<br />
Sperrbereiche sind wegen <strong>der</strong> hohen Ortsdosisleistung dauerhaft abzugrenzen <strong>und</strong> mit <strong>der</strong><br />
Kennzeichnung "Sperrbereich - kein Zutritt" zu versehen. Der Zutritt ist bis auf wenige Ausnahmen<br />
untersagt.<br />
Grenzwerte<br />
Zur Vermeidung von Schäden beim Umg<strong>an</strong>g mit ionisieren<strong>der</strong> Strahlung sieht die StrlSchV<br />
<strong>und</strong> die RöV eine Reihe von Dosisbegrenzungsmaßnahmen vor. Die Prinzipien <strong>der</strong> Festlegung<br />
dieser Dosisgrenzwerte können wie folgt beschrieben werden:<br />
- Die Dosisgrenzwerte sind so festgelegt, daß deterministische Wirkungen<br />
mit Sicherheit ausgeschlossen werden können.<br />
- Die Dosisgrenzwerte sind so festgelegt, daß das Risiko bzgl. stochastischer<br />
Schäden in einem akzeptablen Bereich bleibt.<br />
Zusätzlich gelten folgende Gr<strong>und</strong>sätze. (§§ 4, 5, 6 StrlSchV)<br />
- Jede unnötige Strahlenexposition o<strong>der</strong> radioaktive Kontamination von Personen,<br />
Sachgütern o<strong>der</strong> <strong>der</strong> Umwelt ist zu vermeiden. (Rechtfertigungsprinzip)<br />
- Notwendige Strahlenexpositionen o<strong>der</strong> Kontaminationen von Personen,<br />
Sachgütern etc. sind auch unterhalb <strong>der</strong> festgelegten Grenzwerte so gering<br />
wie möglich zu halten (Optimierungsgebot)<br />
ALARA -Prinzip (As low as reasonably achievable)<br />
Die Grenzwerte haben sich im Laufe <strong>der</strong> Zeit stark geän<strong>der</strong>t. Zu Beginn (1925) interessierte<br />
m<strong>an</strong> sich nur <strong>für</strong> die Vermeidung deterministischer Schäden. → Toler<strong>an</strong>zdosis pro Jahr.(1/10<br />
<strong>der</strong> Erythemdosis ≈ 0.3 Gy)<br />
→ Begrenzung <strong>des</strong> stochastischen Risikos 1956: 50 mSv/a<br />
→ Neue StrlSchV (2001) 20 mSv/a.<br />
Die folgende Übersicht zeigt die aktuellen (primären) Grenzwerte bei beruflicher Strahlenexposition<br />
nach StrlSchV 2001 (§ 55 StrlSchV)<br />
Grenzwerte <strong>für</strong> beruflich strahlenexponierte Personen.<br />
Effektive Dosis: 20 mSv/a*<br />
Org<strong>an</strong>dosis Augenlinse: 150 mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis Haut,<br />
Extremitäten: 500 mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis Keimdrüsen,<br />
Knochenmark(rot) 50 mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis Schildrüse,<br />
Knochenoberfläche: 300 mSv/a
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 54<br />
Org<strong>an</strong>dosis <strong>an</strong><strong>der</strong>e<br />
Org<strong>an</strong>e <strong>und</strong> Gewebe: 150 mSv/a<br />
*: Gemittelt über 5 Jahre. Im Einzelfall k<strong>an</strong>n die Behörde eine Dosis von 50 mSv/a zulassen.<br />
Berufslebensdosis: Maximal 400 mSv<br />
Es erfolgt zusätzlich eine Unterteilung <strong>der</strong> beruflich strahlenexponierten Personen in zwei<br />
Kategorien. (§ 54 StrlSchV)<br />
Kategorie A: Effektive Dosis > 6 mSv/a<br />
o<strong>der</strong> Org<strong>an</strong>dosis Augenlinse > 45 mSv/a<br />
o<strong>der</strong> Org<strong>an</strong>dosis, <strong>für</strong> Haut,<br />
Hände, Extremitäten > 150 mSv/a<br />
Kategorie B: Effektive Dosis: 1mSv/a < E < 6 mSv/a<br />
Augenlinse: 15 mSv/a < HT < 45 mSv/a<br />
Haut etc.: 0 mSv/a < HT < 150 mSv/a<br />
Für die Bevölkerung sieht die StrlSchV folgende Grenzwerte vor:<br />
Begrenzung <strong>der</strong> Strahlenexposition <strong>der</strong> Bevölkerung Strl.Sch.V 2001 (§ 46)<br />
(Durch Nutzung ionisieren<strong>der</strong> Strahlung <strong>und</strong> den Betrieb von entsprechenden<br />
Anlagen)<br />
Effektive Dosis E: 1mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis Augenlinse: 15 mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis Haut: 50 mSv/a<br />
Für die Pl<strong>an</strong>ung, Errichtung, den Betrieb, die Stilllegung, den sicheren Einschluß <strong>und</strong> den<br />
Abbau von Anlagen o<strong>der</strong> Einrichtungen gelten folgende Grenzwerte <strong>der</strong> durch Ableitungen<br />
radioaktiver Stoffe mit Luft o<strong>der</strong> Wasser aus diesen Anlagen o<strong>der</strong> Einrichtungen jeweils bedingten<br />
Strahlenexpositionen von Einzelpersonen <strong>der</strong> Bevölkerung im Kalen<strong>der</strong>jahr.<br />
Begrenzung <strong>der</strong> Ableitung radioaktiver Stoffe<br />
Jeweils zulässige Strahlenexpositionen durch Ableitungen aus Abwasser <strong>und</strong> Abluft.<br />
Effektive Dosis: 0.3 mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis <strong>für</strong> Keimdrüsen<br />
Gebärmutter, Knochenmark: 0.3 mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis <strong>für</strong> Dickdarm,<br />
Lunge, Magen, Blase, Brust,<br />
Speiseröhre, Schilddrüse,<br />
<strong>an</strong><strong>der</strong>e Org<strong>an</strong>e o<strong>der</strong> Gewebe<br />
gemäß Anlage VI 0.9 mSv/a<br />
Org<strong>an</strong>dosis Knochenober-<br />
fläche, Haut 1.8 mSv/a
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 55<br />
Weitere Begriffe:<br />
Freigrenze <strong>und</strong> Oberflächenkontamination: Werte <strong>der</strong> Aktivität <strong>und</strong> spezifischen Aktivität radioaktiver<br />
Stoffe nach Anlage III Tabelle 1 Spalte 2 <strong>und</strong> 3, bei <strong>der</strong>en Überschreitung Tätigkeiten<br />
mit diesen radioaktiven Stoffen <strong>der</strong> Überwachung durch die StrlSchV unterliegen.<br />
Freigrenzen <strong>und</strong> Kontaminationsgrenzwerte <strong>für</strong> einige ausgewählte Radionuklide<br />
Nuklid Freigrenze in Bq Freigrenze in Bq/g Oberflächenkont.<br />
3 H 10 9<br />
10 6<br />
60<br />
Co<br />
6<br />
10<br />
1<br />
10 1<br />
90<br />
Sr+<br />
4<br />
10 10 2<br />
1<br />
131<br />
J<br />
6<br />
10<br />
2<br />
10<br />
1<br />
10<br />
Bq/cm 2<br />
10 2<br />
137<br />
Cs<br />
4<br />
10<br />
1<br />
10 1<br />
192<br />
Ir<br />
4<br />
10<br />
1<br />
10 1<br />
238<br />
U+<br />
4<br />
10<br />
1<br />
10 1<br />
239<br />
Pu<br />
4<br />
10 1 0.1<br />
241<br />
Am<br />
4<br />
10 1 0.1<br />
2.6.2 Meßtechnische Überwachung in Strahlenschutzbereichen.<br />
In Strahlenschutzbereichen ist in dem <strong>für</strong> die Ermittlung <strong>der</strong> Strahlenexposition erfor<strong>der</strong>lichen<br />
Umf<strong>an</strong>g zu messen:<br />
- die Ortsdosis o<strong>der</strong> die Ortsdosisleistung o<strong>der</strong><br />
- die Konzentration radioaktiver Stoffe in <strong>der</strong> Luft o<strong>der</strong><br />
- die Kontamination <strong>des</strong> Arbeitsplatzes<br />
- An Personen die sich im Kontrollbereich aufhalten ist die Körperdosis zu ermitteln.<br />
Näheres regeln die §§ 39, 40 StrlSchV.<br />
Die Notwendigkeit von Messungen im Strahlenschutz ergibt sich im wesentlichen aus drei<br />
Gründen.<br />
- Zur Vorbeugung <strong>und</strong> Warnung vor außergewöhnlichen Strahlenexpositionen<br />
- Zum Nachweis, daß keine Grenzwerte überschritten werden.<br />
- Zur Erfüllung <strong>des</strong> ALARA -Prinzips<br />
Die erfor<strong>der</strong>lichen Messungen lassen sich einteilen in:<br />
- Personenbezogene Messungen (Dokumentarisch)<br />
- Arbeitsplatzbezogene Messungen (Kontrolle, Vorbeugung)<br />
- Umweltbezogene Messungen (Registrierend <strong>und</strong> Vorbeugend)<br />
Die Messung <strong>der</strong> Körperdosis erfolgt durch Dosimeter, die von einer offiziellen Meßstelle<br />
<strong>an</strong>zufor<strong>der</strong>n sind. Die Dosimeter sind <strong>an</strong> einer <strong>für</strong> die Strahlenexposition repräsentativen<br />
Stelle <strong>der</strong> Körperoberfläche zu tragen. → Anzeige <strong>des</strong> Dosimeters gilt als Maß <strong>für</strong> die effektive<br />
Dosis.<br />
Häufigster Typ von Personendosimetern. Filmplakette (Indirekt ablesbares Dosimeter)<br />
Funktionsprinzip: Die Schwärzung eines photografischen Films durch die ionisierende Strahlung<br />
ist ein Maß <strong>für</strong> die erhaltene Dosis. Durch Metallabsorber (Cu, Pb) in verschiedenen
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 56<br />
Dicken, lassen sich Aussagen über Intensität, Richtung, Strahlenart <strong>und</strong> Strahlenenergie<br />
machen. Durch eine Öffnung in <strong>der</strong> Kassette läßt sich auch β-Strahlung nachweisen. Die<br />
untere Nachweisgrenze liegt bei etwa 0.2mSv.<br />
Cu<br />
1.2<br />
Cu<br />
0.3 Pb<br />
Cu<br />
0.8<br />
0.05<br />
Filmplakette<br />
β-<br />
Fenster<br />
Film<br />
Die Dosis wird d<strong>an</strong>n durch Vergleich mit einer<br />
unter Referenzbedingungen erhaltenen<br />
Schwärzungskurve ermittelt.<br />
Vorteile:<br />
Mech<strong>an</strong>ische Wi<strong>der</strong>st<strong>an</strong>dsfähigkeit<br />
Niedriger Preis<br />
Relativ hoher Informationsinhalt<br />
Mech<strong>an</strong>ische Wi<strong>der</strong>st<strong>an</strong>dsfähigkeit<br />
Dokumentarische Erfassung <strong>der</strong> Strahlenexposition.<br />
Nachteile:<br />
Relativ umständliche Auswertung<br />
K<strong>an</strong>n nicht je<strong>der</strong>zeit abgelesen werden<br />
Begrenzte Meßgenauigkeit.<br />
Eine neue Entwicklung in <strong>der</strong> Personendosimetrie sind Personendosimeter nach dem "Direct<br />
Ion Storage (DIS)" Prinzip. Hierbei wird ein MOSFET-Tr<strong>an</strong>sistor aufgeladen. Durch einfallende<br />
Strahlung wird <strong>der</strong> Ladungszust<strong>an</strong>d <strong>des</strong> Tr<strong>an</strong>sistors geän<strong>der</strong>t (Ionisationskammerprinzip).<br />
Die Än<strong>der</strong>ung <strong>des</strong> Ladungszust<strong>an</strong><strong>des</strong> ist ein Maß <strong>für</strong> die erhaltene Dosis.<br />
Vorteile:<br />
- Die Dosimeter messen die gesetzlichen Dosisgrößen HP(10) <strong>und</strong> HP(0.07)<br />
- Das Ansprechverhalten ist über einen weiten Energiebereich linear . (15keV - 10<br />
MeV)<br />
- Dosimeter können je<strong>der</strong>zeit abgelesen werden.<br />
Nachteil. Lese- <strong>und</strong> Auswertegerät vergleichsweise teuer.<br />
Inkorporationsmessungen<br />
Zur Feststellung <strong>der</strong> Inkorporation von Radionukliden ist es notwendig Messungen durchzuführen,<br />
die Aufschluß geben über:<br />
- Art<br />
- Menge<br />
- Verteilung <strong>der</strong> inkorporierten Nuklide<br />
- Bestimmung <strong>der</strong> Org<strong>an</strong>dosen.<br />
Möglichkeiten zur Bestimmung:<br />
Seiten<strong>an</strong>-<br />
- Bei γ-strahlenden Nukliden Messung von Außen im G<strong>an</strong>zkörperzähler<br />
- Bei α-, β-strahlenden Nukliden Messung von außen nicht möglich<br />
Inkorporationsbestimmung erfolgt d<strong>an</strong>n über Aktivitätsmessungen in den Körperausscheidungen<br />
(Urin, Stuhl, Sputum, Blut)<br />
Aus Stoffwechselmodellen läßt sich d<strong>an</strong>n die im Körper vorh<strong>an</strong>dene Aktivität<br />
bestimmen.<br />
Arbeitsplatzbezogene Messungen<br />
Messung <strong>der</strong> Photonenortsdosisleistung ist verhältnismäßig einfach. (Tragbare Geräte; meist<br />
Proportional- o<strong>der</strong> GM-Zählrohre mit Nachweisgrenzen bis zu < 0.1 µSv/h. )
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 57<br />
Nachweis von α-, β- Strahlen wesentlich schwieriger. Insbeson<strong>der</strong>e beim Nachweis von Oberflächenkontaminationen<br />
werden hierzu Proportionalzähler mit dünnem Strahleneintrittsfenster<br />
eingesetzt. → Kontaminationsmonitore.<br />
Überwachung von Personenkontaminationen erfolgen über stationäre Anlagen. →<br />
H<strong>an</strong>d-, Fuß-, Klei<strong>der</strong>monitore, Aerosolüberwachungs<strong>an</strong>lagen.<br />
Für die Umweltüberwachung kommen stationäre Anlagen, Probensammeln mit <strong>an</strong>schließen<strong>der</strong><br />
spektroskopischer Auswertung sowie mobile spektroskopische Meßsysteme (Reinstgerm<strong>an</strong>ium-Detektoren)<br />
zum Einsatz.<br />
Die Anfor<strong>der</strong>ungen <strong>an</strong> Strahlenschutzmeßgeräte sind in DIN 6818, Blatt 5 geregelt.<br />
Allgemeine Maßnahmen zur Verringerung <strong>der</strong> Strahlenexposition:<br />
- Vermin<strong>der</strong>ung <strong>der</strong> Aufenthaltsdauer im Strahlenfeld<br />
- Vergrößeruung <strong>des</strong> Abst<strong>an</strong><strong>des</strong> zwischen Strahlenquelle <strong>und</strong> exponierter Person<br />
- Vermin<strong>der</strong>ung <strong>der</strong> Ortsdosisleistung durch Abschirmung <strong>des</strong> Strahlenfel<strong>des</strong>.<br />
Anschaulich lassen sich die drei Maßnahmen als die "drei A" <strong>des</strong> praktischen Strahlenschutzes<br />
bezeichnen.<br />
2.6.3 Abschätzung <strong>der</strong> Strahlenexposition bei <strong>der</strong> Inkorporation von Radionukliden.<br />
Die primären Grenzwerte im Strahlenschutz sind als Effektive Dosen E o<strong>der</strong> als Teilkörperdosen<br />
gegeben. Erfolgt die Exposition durch inkorporierte Radionuklide, so stellt sich die<br />
Frage:<br />
" Welche Aktivitätsmenge darf m<strong>an</strong> zuführen, so daß die daraus resultierende Exposition<br />
nicht größer als <strong>der</strong> vorgegebene Grenzwert ist?" → Grenzwert <strong>der</strong> Jahresaktivitätszufuhr.<br />
Zur Be<strong>an</strong>twortung dieser Frage muß u.a. das Verhalten <strong>des</strong> Radionukli<strong>des</strong> <strong>und</strong> <strong>der</strong> chem.<br />
Verbindung in <strong>der</strong> es inkorporiert wird bek<strong>an</strong>nt sein. Daraus lassen sich d<strong>an</strong>n sogen<strong>an</strong>nte<br />
"sek<strong>und</strong>äre" Grenzwerte herleiten.<br />
Bsp.<strong>für</strong> sek<strong>und</strong>äre Grenzwerte: Luftaktivitätskonzentrationen, Konzentrationen in Nahrungsmitteln,<br />
Wasser etc.<br />
Sek<strong>und</strong>äre Grenzwerte: ALI (Annual limit of intake), DAC (Derived air concentration)<br />
Kriterien <strong>für</strong> die Festlegung von ALI bzw. DAC:<br />
Wird durch die Inkorporation eines Radionukli<strong>des</strong> nur eine Teilkörperexposition verursacht,<br />
so muß <strong>für</strong> die durch das Nuklid hervorgerufene Org<strong>an</strong>dosis (Folgedosis) HT( τ ) gelten:<br />
∑<br />
T<br />
w ⋅ H (τ ) ≤ E<br />
T<br />
T<br />
H T (τ ) : Org<strong>an</strong>folgedosis im Org<strong>an</strong> T in mSv durch Inkorporation <strong>des</strong> Radionukli<strong>des</strong>; τ: Integrationszeitraum<br />
w T : Wichtungsfaktor <strong>für</strong> das Org<strong>an</strong> T<br />
E grenz : Grenzwert <strong>der</strong> Effektiven Dosis (z.Bsp <strong>für</strong> beruflich strahlenexponierte Personen<br />
20mSv/a)<br />
grenz
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 58<br />
Für die Folgedosis ( )<br />
t0<br />
+ τ<br />
HT τ gilt: H ( ) = H ( t)<br />
dt<br />
T<br />
∫<br />
τ &<br />
t0<br />
T<br />
t 0 : Inkorporationsbeginn<br />
τ: Zeitraum, in Jahren, über den die Integration erfolgt. Wird kein Wert <strong>an</strong>gegeben, so gilt <strong>für</strong><br />
Erwachsene τ = 50 Jahre (→ 50 Jahre-Folgedosis), bei Kin<strong>der</strong>n gilt: τ = 70 Jahre.<br />
& (t)<br />
: mittlere Org<strong>an</strong>dosisleistung im Org<strong>an</strong> T zur Zeit t in Sv<br />
H T<br />
Die effektive Folgedosis E(τ) berechnet sich d<strong>an</strong>n zu:<br />
( τ ) T T ( τ ) H w E ⋅ = ∑<br />
Berechnung <strong>des</strong> Grenzwertes <strong>der</strong> Jahresaktivitätszufuhr Amax (ALI):<br />
T<br />
Sei A die Gesamtjahreszufuhr eines bestimmten Radionukli<strong>des</strong> über Inhalation bzw. Ingestion<br />
in Bq. Die Org<strong>an</strong>folgedosis erhält m<strong>an</strong> d<strong>an</strong>n durch Multiplikation mit einem Faktor, <strong>der</strong> die<br />
)<br />
inkorporierte Aktivität in Dosis umrechnet → Dosiskonversionsfaktor HT( τ)<br />
in Sv/Bq<br />
)<br />
( τ ) = A⋅<br />
H ( τ ) Bq<br />
H T<br />
T<br />
Die Dosiskonversionsfaktoren ergeben sich aus den physikalischen <strong>und</strong> biophysikalischen<br />
Eigenschaften <strong>des</strong> betreffenden Radionukli<strong>des</strong> <strong>und</strong> sind in einem Zusatz zur StrlSchV tabelliert.<br />
( B<strong>und</strong>es<strong>an</strong>zeiger Nr. 160a, <strong>und</strong> b vom 28.Aug.2001 Teil I, II, iV <strong>und</strong> V. (s. Bsp. <strong>und</strong><br />
Anh<strong>an</strong>g zu Kapitel 2.6.3)<br />
Für das Einhalten <strong>der</strong> Grenzwerte gilt d<strong>an</strong>n:<br />
)<br />
)<br />
w (τ w ⋅ H ≤ E Daraus folgt <strong>für</strong> die maximal zulässige<br />
∑ T ⋅ A⋅<br />
H T ) ≤ Egrenz<br />
→ A∑<br />
T<br />
T<br />
Aktivitätszufuhr Amax:<br />
A<br />
max<br />
T<br />
Egrenz<br />
≤ )<br />
∑ wT<br />
⋅ H<br />
T<br />
T<br />
T<br />
Bq<br />
Beispiel: Wieviel 131 J darf m<strong>an</strong> über den Inhalationspfad inkorporieren, damit ein Jahresgrenzwert<br />
von Egrenz = 20mSv nicht überschritten wird?<br />
)<br />
−7<br />
Für Inhalation gilt: H SD ( τ ) = 2.<br />
1⋅10<br />
Sv / Bq Es braucht nur die Schilddrüse berücksichtigt<br />
werden. wSD = 0.05.<br />
grenz<br />
0. 02 Sv<br />
6<br />
D<strong>an</strong>n gilt: Amax ≤ = 1.<br />
9⋅10<br />
Bq = 1.<br />
9 MBq<br />
− 7<br />
0.<br />
05⋅<br />
2.<br />
1⋅10<br />
Sv / Bq<br />
Welche Aktivitätskonzentrationen in <strong>der</strong> Luft bzw. in <strong>der</strong> Nahrung dürfen jetzt zugelassen<br />
werden?<br />
Frage ist zunächst nicht eindeutig zu be<strong>an</strong>tworten, da je<strong>der</strong> Mensch <strong>an</strong><strong>der</strong>e Verhaltensweisen<br />
hat. Bsp.: Atemrate, Verzehrgewohnheiten.
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 59<br />
→ Reference m<strong>an</strong>: M<strong>an</strong> bezieht die zulässigen Konzentrationen auf die Gewohnheiten eines<br />
statistischen Durchschnittsmenschen → Reference m<strong>an</strong>.<br />
Inhalation: Die maximal zulässige Konzentration eines Radionukli<strong>des</strong> in <strong>der</strong> Atemluft in<br />
Bq/m 3 ist definiert durch die Konzentration in <strong>der</strong> Atemluft, die während eines Arbeitsjahres<br />
beim Referenzmenschen eine Dosis in Höhe <strong>des</strong> Grenzwertes hervorruft.<br />
Referenzbedingungen:<br />
Bei beruflicher Strahlenexposition wird als mittlere Atemrate <strong>an</strong>genommen:<br />
R = 1.2m 3 /h bei 2000 Arbeitsst<strong>und</strong>en. → Gesamtatemvolumen Vges:<br />
3<br />
Vges = R ⋅ t = 2400 m .<br />
Für die Berechnung von Strahlenexpositionen <strong>der</strong> Bevölkerung setzt m<strong>an</strong> m<strong>an</strong> folgende Atemvolumen<br />
<strong>an</strong> (StrlSchV):<br />
Altersgruppe<br />
Atemrate in<br />
m 3 /Jahr<br />
< 1 Jahr > 1 - < 2 > 2 - < 7 > 7 - < 12 > 12 - < 17 > 17 Jahre<br />
Jahre Jahre Jahre Jahre<br />
1100 1900 3200 5640 7300 8100<br />
Die maximal zulässige Aktivitätskonzentration in <strong>der</strong> Atemluft ergibt sich d<strong>an</strong>n gemäß:<br />
C<br />
max<br />
A<br />
≤<br />
V<br />
max<br />
ges<br />
Bq<br />
3<br />
m<br />
A max:<br />
Maximal zulässige Aktivitätszufuhr in Bq<br />
V ges:<br />
Gesamratemvolumen.<br />
Beispiel: Welche maximale 131 J-Konzentration in <strong>der</strong> Atemluft ergibt sich <strong>für</strong> eine beruflich<br />
strahlenexponierte Person. (Exposition erfolge ausschließlich über Inhalation von 131 J.)<br />
A<br />
max<br />
6<br />
6<br />
Amax<br />
1.<br />
9 ⋅10<br />
Bq Bq<br />
= 1. 9 ⋅10<br />
Bq → Cmax<br />
≤ = = 791.<br />
67 ;<br />
3<br />
3<br />
V 2400 m m<br />
ges<br />
Erfolgt die Inkorporation über Ingestion so gilt <strong>für</strong> die maximal zulässige Konzentration <strong>des</strong><br />
Radionuklids im Lebensmittel.<br />
Amax,<br />
Ing Bq<br />
Cmax<br />
≤<br />
mges,<br />
Ing kg<br />
A max, Ing : Maximale zulässige Zufuhr <strong>des</strong> Radionuklids durch Ingestion<br />
m ges,<br />
Ing:<br />
Verzehrmenge in kg <strong>des</strong> Lebensmittels pro Jahr durch den Referenzmenschen.<br />
Die Verzehrmengen <strong>für</strong> den Referenzmenschen sind ebenfalls in <strong>der</strong> StrlSchV tabelliert.
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 60<br />
Mittlere Verzehrsraten <strong>der</strong> Referenzperson in kg/a<br />
Altersgruppe < 1 Jahr > 1 - < 2 > 2 - < 7 > 7 - < 12 > 12 - < 17 > 17 Jahre<br />
Lebensmittel<br />
Jahre Jahre Jahre Jahre<br />
Trinkwasser 55 100 100 150 200 350<br />
Muttermilch<br />
Milchfertigprodukte<br />
145 - - - - -<br />
Milch, Milchprodukte<br />
45 160 160 170 170 130<br />
Fisch 0.5 3 3 4.5 5 7.5<br />
Fleisch, Wurst<br />
Eier<br />
5 13 50 65 80 90<br />
Getreide, Getreideprodukte<br />
12 30 80 95 110 110<br />
Frischobst,<br />
Obstprodukte<br />
25 45 65 65 60 35<br />
Kartoffeln,<br />
Wurzelgemüse<br />
30 40 45 55 55 55<br />
Blattgemüse 3 6 7 9 11 13<br />
Gemüse, Gemüseprodukte<br />
5 17 30 35 35 40<br />
Beispiel: Welche maximale Aktivitätskonzentration <strong>des</strong> Radionukli<strong>des</strong> 137 Cs darf in Fleisch<br />
enthalten sein, damit <strong>der</strong> Grenzwert <strong>der</strong> Jahresaktivitätszufuhr durch Ingestion <strong>für</strong> einen Er-<br />
6<br />
wachsenen von = 4 ⋅10<br />
Bq nicht überschritten wird?<br />
Amax, Ing<br />
6<br />
Amax,<br />
Ing 4 ⋅10<br />
Bq<br />
Es gilt: Cmax<br />
≤ = = 44444 Bq / kg<br />
m 90 kg<br />
max, Ing<br />
Hat m<strong>an</strong> Nuklidgemische, so gilt <strong>für</strong> die maximale Jahresaktivitätszufuhr:<br />
A<br />
n<br />
i<br />
∑<br />
i= 1 Ai<br />
, max<br />
≤1<br />
; A i : Aktivität <strong>des</strong> i-ten Nukli<strong>des</strong> im Gemisch; Ai , max : Maximal zulässige<br />
Aktivität <strong>des</strong> Nukli<strong>des</strong> i.
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 61<br />
Anh<strong>an</strong>g Kapitel 2.6.3 Beispiele <strong>für</strong> Dosisfaktoren n. StrlSchV.<br />
Dosiskoeffizienten <strong>für</strong> 137 Cs <strong>für</strong> die allgemeine Bevölkerung (Ingestion)
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 62<br />
Dosiskoeffizienten <strong>für</strong> beruflich strahlenexponierte Personen in Sv/Bq. 131 J.
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 63<br />
Dosiskoeffizienten <strong>für</strong> beruflich strahlenexponierte Personen 137 Cs
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie u. Strahlenschutz 64<br />
Dosiskoeffizienten <strong>für</strong> beruflich strahlenexponierte Personen 239 Pu
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
2.6.4 Berechnung von Abschirmungen <strong>und</strong> Schutzwänden<br />
Direkt ionisierende Strahlung (α, β) ist vergleichsweise einfach abzuschirmen. → Definierte<br />
Reichweiten, i.a. kurzreichweitige Strahlung.<br />
Indirekt ionisierende Strahlung, insbeson<strong>der</strong>e Photonen, sind wegen <strong>der</strong> nicht definierten<br />
Reichweite wesentlich schwieriger abzuschirmen.<br />
Aufgabe einer Schutzw<strong>an</strong>d: Ionisierende Strahlung soll so weit absorbiert werden, daß die<br />
austretende Strahlungsintensität sich nicht mehr wesentlich von <strong>der</strong> Umgebungsstrahlung<br />
unterscheidet.<br />
Das Gr<strong>und</strong>gesetz <strong>für</strong> die Berechnung von Abschirmungen <strong>für</strong> Photonen ist das Schwächungsgesetz:<br />
−µ<br />
⋅x<br />
S(<br />
x)<br />
= S ⋅e<br />
S(x): Strahlungsintensität hinter einem Absorber <strong>der</strong> Dicke x<br />
S0: Einfallende Strahlungsintensität<br />
µ = µ(Z,ρ,Eγ): Linearer Schwächungskoeffizient in cm -1 .<br />
doskap264<br />
0<br />
Das Gesetz gilt in dieser Form jedoch nur <strong>für</strong> ein eng kollimiertes Strahlenbündel <strong>und</strong> monoenergetische<br />
Strahlung.<br />
Problem: In <strong>der</strong> Praxis hat m<strong>an</strong> es i.a. mit divergenten Strahlungsbündeln <strong>und</strong> polychromatischer<br />
Strahlung (insbeson<strong>der</strong>e bei Röntgenröhren, kontinuierliches Strahlungsspektrum) zu<br />
tun.<br />
Es ist nicht möglich <strong>für</strong> jede Strahlungsgeometrie einen <strong>an</strong>alytischen Ausdruck <strong>für</strong> die Strahlungsschwächung<br />
<strong>an</strong>zugeben. M<strong>an</strong> hat sich daher auf ein normiertes, vereinfachtes Verfahren<br />
<strong>für</strong> Abschirmungsberechnungen geeinigt.<br />
(DIN 6804/1, DIN 6844/3, DIN 25425/2, DIN 6812)<br />
Vereinfachte Annahme: - Punktförmige Strahlenquelle, Beschreibung <strong>der</strong> Strahlungsausbreitung<br />
durch das quadrat. Abst<strong>an</strong>dsgesetz <strong>und</strong> die γ-Strahlenkonst<strong>an</strong>te Γ. Die Wirkung<br />
<strong>der</strong> Schutzw<strong>an</strong>d wird durch vorberechnete, tabellierte o<strong>der</strong> grafisch dargestellte Schwächungsgrade<br />
k berücksichtigt.<br />
Strahlenquelle<br />
r<br />
x<br />
Abschirmung <strong>der</strong><br />
Dicke x<br />
Aufpunkt<br />
H ( r)<br />
= ? &<br />
Der Schwächungsgrad k ist definiert<br />
zu:<br />
H&<br />
0 ( r)<br />
k =<br />
H&<br />
( r)<br />
0 ( ) r H& : Dosisleistung am Ort r<br />
ohne Abschirmung<br />
H (r)<br />
& : Dosisleistung mit Abschirmung<br />
<strong>der</strong> Dicke x<br />
Für H ( ) & gilt das quadratische<br />
0 r<br />
Abst<strong>an</strong>dsgesetz: 0<br />
2<br />
65<br />
A<br />
H&<br />
Γ ⋅<br />
( r)<br />
=<br />
r
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
1 A<br />
Es gilt d<strong>an</strong>n: H&<br />
Γ ⋅<br />
( r)<br />
= ⋅ ; 2<br />
k r<br />
H( r)<br />
& : Dosisleistung im Abst<strong>an</strong>d r bei Abschirmungsdicke x.<br />
Γ: Dosisleistungskonst<strong>an</strong>te <strong>des</strong> betreffenden Nukli<strong>des</strong> in mSv⋅m 2 /h⋅Bq<br />
A: Aktivität <strong>des</strong> Nukli<strong>des</strong> in Bq.<br />
k: Schwächungsfaktor; tabelliert (s. Anh<strong>an</strong>g Kapitel 2.6.4)<br />
Bei einer Abschirmung aus mehreren Schichten ergibt sich <strong>der</strong> Schwächungsfaktor kges gemäß:<br />
doskap264<br />
k<br />
ges<br />
= k1<br />
⋅ k2<br />
⋅...<br />
⋅ k<br />
n<br />
=<br />
n<br />
∏<br />
i=<br />
1<br />
Vorgehensweise bei <strong>der</strong> Berechnung einer Abschirmung.<br />
k<br />
i<br />
→ Zunächst muß die am Aufpunkt zugelassene bzw. gewünschte Dosisleistung H( r)<br />
& bestimmt<br />
werden.<br />
→ Berechnung <strong>der</strong> Dosisleistung im Abst<strong>an</strong>d r bei <strong>der</strong> Aktivität A "ohne" Abschirmung mittels<br />
Abst<strong>an</strong>dsquadratgesetz.<br />
→ Der Quotient aus den beiden Dosisleistungen ergibt d<strong>an</strong>n den Schwächungsfaktor.<br />
→ Benötigte Schichtdicken werden d<strong>an</strong>n aus den Tabellen <strong>für</strong> das betreffende Abschirmmaterial<br />
entnommen.<br />
Beispiel: Folgende Strahlenquelle ist gemäß StrlSchV so abzuschirmen, daß in r = 2m Abst<strong>an</strong>d<br />
von <strong>der</strong> Strahlenquelle die Bedingungen <strong>für</strong> einen Überwachungsbereich gelten.<br />
60 Co, A = 37GBq<br />
x<br />
r = 2m<br />
Abschirmung <strong>der</strong><br />
Dicke x<br />
Aufpunkt<br />
H &<br />
( r)<br />
= 0.<br />
5 µ Sv / h<br />
Für den Arbeitsplatz soll eine<br />
Ortsdosisleistung von<br />
H & ( r)<br />
= 0.<br />
5 µ Sv / h nicht überschritten<br />
werden.<br />
Bestimmung <strong>des</strong> Schwächungsfaktors<br />
k.<br />
66<br />
Dosisleistung ohne Abschirmung<br />
in r = 2m Abst<strong>an</strong>d:<br />
A<br />
H&<br />
Γ ⋅<br />
0 ( r)<br />
= 2<br />
r<br />
2<br />
mSv ⋅ m<br />
0.<br />
351⋅37<br />
Γ60 = 0. 351⋅<br />
→ H&<br />
( r 2m)<br />
3.<br />
25mSv<br />
/ h<br />
Co<br />
0 = = = 2<br />
h ⋅GBq<br />
2<br />
H&<br />
0 ( r)<br />
3250µ<br />
Sv / h<br />
Schwächungsfaktor k: k = =<br />
= 6500<br />
H&<br />
( r)<br />
0.<br />
5µ<br />
Sv / h<br />
Die notwendige W<strong>an</strong>dstärke soll <strong>für</strong> eine Beton- wie <strong>für</strong> eine Bleiabschirmung bestimmt werden.<br />
Die mittlere γ-Energie beträgt bei 60 Co: E Co ≈1.<br />
2MeV<br />
γ , 60−<br />
Aus den Nomogrammen im Anh<strong>an</strong>g ergibt sich <strong>für</strong> einen Schwächungsfaktor von k = 6500<br />
daher:
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
doskap264<br />
x Beton<br />
x Blei<br />
≈ 95cm<br />
≈ 14<br />
cm<br />
Abschirmung von Bremsstrahlung (Röntgenröhren)<br />
Röntgenstrahlung → kontinuierliches Energiespektrum in Abhängigkeit von Beschleunigungssp<strong>an</strong>nung<br />
<strong>und</strong> Filterung <strong>der</strong> Strahlung.<br />
Im Nutzstrahlenbündel einer Röntgenröhre gilt näherungsweise auch ein "Quadratisches<br />
Abst<strong>an</strong>dsgesetz".<br />
→ In formaler Analogie zum Abst<strong>an</strong>dsquadratgesetz bei Punktstrahlern k<strong>an</strong>n m<strong>an</strong> <strong>für</strong> die<br />
Ortsdosisleistung im Nutzstrahlenbündel einer Röntgenröhre schreiben:<br />
Rö-Röhre<br />
Blende<br />
H& X(<br />
r)<br />
Filter<br />
Nutzstrahlenbündel<br />
strahlenkonst<strong>an</strong>ten.<br />
r<br />
i<br />
H&<br />
ΓX<br />
⋅<br />
X ( r)<br />
= 2<br />
r<br />
H& X (r)<br />
: Dosisleistung im Abst<strong>an</strong>d r vom Fokus <strong>der</strong> Röhre in<br />
mSv/h<br />
Γ X : Röntgenstrahlenkonst<strong>an</strong>te in mSv⋅m 2 /mA⋅h; Abhängig von<br />
<strong>der</strong> Röhrensp<strong>an</strong>nung <strong>und</strong> Filterung.<br />
I: Röhrenstrom in mA<br />
R: Abst<strong>an</strong>d Aufpunkt zum Fokus in m.<br />
Folgende Tabelle gibt eine Zusammenstellung von Röntgen-<br />
Röntgenstrahlenkonst<strong>an</strong>te bei 0.5mm Cu-Filterung<br />
Röhrensp<strong>an</strong>nung kV<br />
2<br />
mSv ⋅m<br />
ΓX<br />
h⋅<br />
mA<br />
60 18<br />
100 120<br />
150 390<br />
200 780<br />
250 1200<br />
300 1800<br />
350 2400<br />
400 3000<br />
Bei <strong>der</strong> Bestimmung von Abschirmdicken geht m<strong>an</strong> jetzt genau wie bei <strong>der</strong> Abschirmung von<br />
radioaktiven Strahlern vor. M<strong>an</strong> hat aus dem gewünschten Wert <strong>der</strong> Ortsdosisleistung am<br />
Aufpunkt H& X (r)<br />
<strong>und</strong> <strong>der</strong> Dosisleistung ohne Abschirmung H& X , 0 ( r)<br />
den Schwächungsfaktor<br />
k zu bestimmen. Die erfor<strong>der</strong>liche Abschirmdicke k<strong>an</strong>n d<strong>an</strong>n wie<strong>der</strong> aus Nomogrammen o<strong>der</strong><br />
Tabellen abgelesen werden. (s. Anh<strong>an</strong>g zu Kap.2.6.4)<br />
Beson<strong>der</strong>heit. Röntgenröhren strahlen nur während <strong>der</strong> Einschaltzeit. → Die Betriebsbelastung<br />
<strong>der</strong> Röhre wird in die Berechnung mit einbezogen. Angaben über Betriebsbelastungen<br />
von Rö-Röhren findet m<strong>an</strong> in <strong>der</strong> DIN.<br />
67
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Beispiel.<br />
Abschirmung einer Röntgenröhre <strong>für</strong> die Werkstoffprüfung. U = 300kV, i = 10mA; Die Bestrahlungszeit<br />
betrage 30h pro Woche. Der abzuschirmende Arbeitsplatz befinde sich in 4m<br />
Entfernung im Überwachungsbereich. Die höchstzulässige Jahresdosis beträgt daher 6<br />
mSv/a.<br />
In Folge <strong>der</strong> Einschaltzeit von 30h/Woche ergibt sich eine Gesamtstrahlzeit von t =<br />
30h/W⋅50W=1500 h.<br />
mSv<br />
→ H& 6<br />
X ( r)<br />
= = 4µ<br />
Sv / h<br />
1500h<br />
2<br />
mSv ⋅ m<br />
1800 ⋅10mA<br />
i<br />
mSv<br />
→ H&<br />
ΓX<br />
⋅<br />
r m<br />
h mA<br />
X , 0 ( = 4 ) = =<br />
⋅<br />
= 1125<br />
2<br />
2<br />
r<br />
16m<br />
h<br />
6<br />
H&<br />
X , 0 ( r)<br />
1.<br />
13⋅10<br />
µ Sv / h<br />
5<br />
→ k = =<br />
= 2.<br />
8⋅10<br />
H ( r)<br />
4µ<br />
Sv / h<br />
doskap264<br />
X<br />
→ Aus dem Nomogramm im Anh<strong>an</strong>g ergibt sich bei einer Röhrensp<strong>an</strong>nung von 300kV <strong>und</strong><br />
einem Schwächungsfaktor von ~3⋅10 5 eine Abschirmdicke <strong>für</strong> Blei von:<br />
XPb = 2.3 cm.<br />
68
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Anh<strong>an</strong>g zu Kapitel 2.6.4 Nomogramme <strong>der</strong> Schwächungsfaktoren <strong>und</strong> Abschirmdicken.<br />
Dicke einer Betonschutzschicht <strong>für</strong> verschiedene Schwächungsfaktoren k <strong>der</strong> γ-<br />
Strahlung (breites Strahlenbündel) BETON (ρ = 2.3 g/cm 3 )<br />
doskap264<br />
69
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Dicke einer Bleischutzschicht <strong>für</strong> verschiedene Schwächungsfaktoren k <strong>der</strong> γ-<br />
Strahlung (breites Strahlenbündel) BLEI; (ρ = 11.34 g/cm 3 )<br />
doskap264<br />
70
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Schwächungsfaktor <strong>für</strong> Röntgenstrahlung bis 200 kV Röhrensp<strong>an</strong>nung in Blei;<br />
Gleichsp<strong>an</strong>nung <strong>und</strong> Filterung mit 2 mm Al.<br />
doskap264<br />
71
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Schwächungsfaktor <strong>für</strong> Röntgenstrahlung bis 500 kV Röhrensp<strong>an</strong>nung in Blei; Gleichsp<strong>an</strong>nung<br />
<strong>und</strong> Filterung mit 0.5 mm Cu (250 kV) bzw. 3 mm Cu (300 kV)<br />
doskap264<br />
72
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
3. Nichtionisierende Strahlung<br />
Nichtionisierende Strahlen überstreichen ein äußerst heterogenes Feld elektromagnetischer<br />
Wellen <strong>und</strong> Fel<strong>der</strong>.<br />
Zu den nichtionisierenden Strahlen gehören:<br />
doskap3<br />
- Infrarotstrahlung<br />
-<br />
-<br />
Sichbares Licht<br />
UV-Strahlung Typ A, B, C<br />
Optische Strahlung<br />
- Radiowellen<br />
- Mikrowellen<br />
- Nie<strong>der</strong>frequente elektrische u. magnet. Fel<strong>der</strong><br />
- Statische Fel<strong>der</strong><br />
- Infraschall (f < 15 Hz)<br />
- Ultraschall (f > 20 kHz)<br />
Expositionen durch nichtionisierende Strahlung k<strong>an</strong>n stattfinden in:<br />
- Umwelt<br />
- Am Arbeitsplatz<br />
- Zu Hause<br />
- Patienten bei Diagnostik <strong>und</strong> Therapie<br />
Mittlerweile existieren , ähnlich wie <strong>für</strong> den Umg<strong>an</strong>g mit ionisieren<strong>der</strong> Strahlung, verschiedene<br />
Gesetze <strong>und</strong> Verordnungen, die den Umg<strong>an</strong>g mit nichtionisieren<strong>der</strong> Strahlung regeln.<br />
Beispiele<br />
26. B<strong>und</strong>esimmissionsschutzVerordnung (BimSchV) Verordnung über elektromagnetische<br />
Fel<strong>der</strong> v. 16.12.1996<br />
Medizingeräteverordnung MedGV; Gerätesicherheitsgesetz, Normenreihe DIN VDE 0848<br />
etc.<br />
Die Grenzwertempfehlungen werden meist auf internationaler Ebene beschlossen. Das internationale<br />
Gremium, das sich mit den Wirkungen nichtionisieren<strong>der</strong>´Strahlung befaßt ist;<br />
International Commission on Non-Ionizing Radiation Protection (ICNIRP)<br />
(Analog zur ICRP bei den ionisierenden Strahlen)<br />
Im folgenden soll <strong>für</strong> die einzelnen Gruppen nichtionisieren<strong>der</strong> Strahlung ein Überblick über<br />
physikalische Eigenschaften, biologische Effekte, Expositionen <strong>und</strong> Grenzwerte gegeben<br />
werden.<br />
3.1 Optische Strahlung<br />
Der Wellenlängenbereich <strong>der</strong> optischen Strahlung umfaßt Wellenlängen von λ > 100nm bis λ<br />
< 1mm.<br />
Folgende Tabelle gibt einen Überblick über Bezeichnungen <strong>und</strong> zugehörige Wellenlängen.<br />
73
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
3.1.1 UV-Strahlung:<br />
doskap3<br />
Bezeichnung Wellenlänge in nm<br />
UV-C 100 - 280<br />
UV-B 280 - 315<br />
UV-A 315 - 400<br />
Sichtbares Licht 400 - 780<br />
IR-A 780 - 1400<br />
IR-B 1400 - 3000<br />
IR-C 3000 -1mm<br />
Quellen von UV-Strahlung<br />
Umwelt: Hauptquelle ist die Sonne. Leistungsflußdichte (Intensität) <strong>der</strong> von <strong>der</strong> Sonne<br />
stammenden UV-Strahlung beträgt auf Erdoberfläche etwa 70 W/m 2 . Gesamtleistungsflußdichte<br />
im gesamten Spektralbereich etwa 1120 W/m 2 . Auf <strong>der</strong> Erdoberfläche kommt kein UV-<br />
C Anteil mehr <strong>an</strong>, da dieser von <strong>der</strong> Ozonschicht herausgefiltert wird.<br />
<strong>Technik</strong>: Thermische Erregung durch hohe Temperaturen von Schmelzen <strong>und</strong> Festkörpern<br />
(s. Wien´sches Verschiebungsgesetz) → Temperaturstrahler. Bsp.: Halogenlampen (hohe<br />
Betriebstemperatur) O<strong>der</strong> durch Anregung in Gasen <strong>und</strong> Dämpfen durch beschleunigte Elektronen.<br />
→ Gasentladungsstrahler. Bsp. Quecksilbernie<strong>der</strong>druck- bzw. hochdrucklampen.<br />
UV-Strahlung entsteht auch als Störstrahlung z.Bsp. beim Lichtbogenschweißen <strong>und</strong> -<br />
schneiden.<br />
Anwendung von UV-Strahlung.<br />
UV-Strahlung wird in den verschiedensten Bereichen aus Forschung, Medizin, Industrie, <strong>und</strong><br />
in <strong>der</strong> Kosmetik eingesetzt.<br />
- UV-Spektrometer<br />
- Spezielle Betrachtungslampen<br />
- Sterilisation <strong>und</strong> Entkeimung<br />
- Photochemische Prozesse<br />
- Trocknung <strong>und</strong> Härtung<br />
- Werkstoffprüfung<br />
- Therapeutische Zwecke (Hautkr<strong>an</strong>kheiten <strong>und</strong> Rachitis)<br />
- Kosmetische Bräunung<br />
Biologische Wirkungen von UV-Strahlen<br />
Gr<strong>und</strong>sätzlich: Mit zunehmen<strong>der</strong> Wellenlänge <strong>der</strong> UV-Strahlung (abnehmen<strong>der</strong> Photonenenergie)<br />
nimmt die biologische Wirkung ab.<br />
UV-C-Strahlung tötet Mikroorg<strong>an</strong>ismen <strong>und</strong> Keime (Bakterien, Sporenpilze)<br />
UV-B-Strahlen zeigen vielfältige biologische Wirkungen. U.a. Auslösung <strong>der</strong> Produktion von<br />
Vitamin D durch photochem. Reaktionen. L<strong>an</strong>gwellige UV-B-Strahlung führt zur Pigment-<br />
Bildung in <strong>der</strong> Haut (Bräunung)<br />
UV-A-Strahlen führen im wesentlichen zur Pigmentbildung in <strong>der</strong> Haut.<br />
Bei zu l<strong>an</strong>ger Exposition k<strong>an</strong>n es zu folgenden schädigenden biologischen Wirkungen kommen:<br />
74
1<br />
0.1<br />
0.01<br />
0.001<br />
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Akute Wirkungen:<br />
- Bindehautentzündung <strong>der</strong> Augen,<br />
- Hornhautentzündung <strong>der</strong> Augen<br />
- Erythembildung <strong>der</strong> Haut (Sonnenbr<strong>an</strong>d)<br />
Chronische Wirkungen bei l<strong>an</strong>gjähriger Bestrahlung sind:<br />
doskap3<br />
- vorzeitiges Altern <strong>der</strong> Haut<br />
- Pigmentverän<strong>der</strong>ung <strong>der</strong> Haut ("Altersflecken")<br />
- Erhöhung de Hautkrebsrisikos<br />
UV-Strahlung gilt als Hauptursache von Hautkrebs.<br />
Grenzwerte <strong>für</strong> die Bestrahlung.<br />
Die biologische Wirksamkeit <strong>der</strong> UV-Strahlung ist wellenlängenabhängig. → es wird ein mit<br />
<strong>der</strong> biologischen Wirksamkeit <strong>der</strong> Strahlung gewichtetes Expositionsmaß eingeführt.<br />
Erythemwirksamkeitsfaktor<br />
Wellenlänge in nm<br />
Zur Vermeidung akuter Hautschäden<br />
durch UV-Strahlen gilt ein Grenzwert<br />
<strong>für</strong> die "wirksame, über einen Zeitraum<br />
von 8h akkumulierte" Bestrahlung<br />
von 30J/m 2 .<br />
Unter wirksamer Bestrahlung wird<br />
hierbei die gesamte, über das relev<strong>an</strong>te<br />
UV-Spektrum (250 bis 400nm)<br />
integrierte , mit einem Wirksamkeitsfaktor<br />
gewichtete Bestrahlung verst<strong>an</strong>den.<br />
Der Wirksamkeitsfaktor ist stark von<br />
<strong>der</strong> Wellenlänge abhängig. Er drückt<br />
die relative Erythemwirksamkeit <strong>der</strong><br />
Bestrahlung bei einer Wellenlänge λ<br />
in Bezug zur maximalen Wirksamkeit<br />
bei λ = 270 nm aus.<br />
Bsp. Bei monochromatischer Bestrahlung<br />
gilt <strong>für</strong> λ = 270 nm: Maximal<br />
zulässige Bestrahlung in 8h wäre 30 J/m 2 400 380 360 340 320 300 280 260<br />
. (Wirksamkeitsfaktor 1)<br />
Bei λ = 320 nm gilt: Maximal zulässige Bestrahlung 3kJ/m 2 , wegen <strong>des</strong> um einen Faktor 100<br />
geringeren Wirksamkeitsfaktors.<br />
Für die Bestrahlungsstärke ausgedrückt in W/m 2 ergibt sich in 8h <strong>für</strong> λ = 270nm 1mW/m 2 <strong>und</strong><br />
bei λ = 320 nm 0.1W/m 2 .<br />
Erythemale Dosis <strong>und</strong> Hautkrebsrisiko<br />
Um Hautrötung zu erzielen, muß die wirksame Bestrahlung deutlich höher sein als 30J/m 2 in<br />
8h.<br />
Notwendige Bestrahlung hängt vom Hauttyp ab. Mitteleuropäer: >250 J/m 2 . Hier<strong>für</strong> wurde<br />
<strong>der</strong> Begriff "MED" eingeführt. (MED: Mittlere erythemale Dosis); Die natürliche UV-Exposition<br />
beträgt etwa 100 bis 300 MED pro Jahr.<br />
75
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Karzinogene Wirkung: Zusätzliche jährliche Exposition von 75 bis 100 MED hat nach 30%<br />
Jahren eine Zunahme <strong>der</strong> Hautkrebsinzidenz von etwa 5% zur Folge (Toler<strong>an</strong>zgrenze.) Entspricht<br />
etwa einer täglichen Bestrahlung mit dem doppelten 8h-Grenzwert über einen Zeitraum<br />
von 30 Jahren.<br />
Problem: Risiken durch Verwendung von Nie<strong>der</strong>volt Halogenlampen (Schreibtischlampen)<br />
ohne Schutzglas.<br />
8h Grenzwert k<strong>an</strong>n bereits nach wenigen St<strong>und</strong>en erreicht werden (Abst<strong>an</strong>d 30 - 60cm)<br />
Bei Expositionszeiten von 500 h pro Jahr, k<strong>an</strong>n die Toler<strong>an</strong>zgrenze <strong>für</strong> das Hautkrebsrisiko<br />
überschritten werden.<br />
Schutzmaßnahmen.<br />
doskap3<br />
- Abschirmen <strong>der</strong> Strahlung nahe am Entstehungsort durch lichtdichte Gehäuse,<br />
Scheiben aus Glas (kein Quarzglas)<br />
- Persönliche Schutzausrüstung <strong>und</strong> Schutzmittel wie Kleidung, H<strong>an</strong>dschuhe,<br />
Schutzbrillen, UV-Schutzcremes<br />
- Begrenzung <strong>der</strong> Aufenthaltszeit<br />
- Einhalten von Sicherheitsabständen <strong>und</strong> Zutrittsbeschränkungen.<br />
In Deutschl<strong>an</strong>d geht m<strong>an</strong> zur Zeit davon aus, daß es etwa 200.000 Arbeitsplätze mit UV-<br />
Expositionen gibt.<br />
Gesetzliche Regelungen zur UV-Exposition befinden sich in Form von Unfallverhütungsvorschriften<br />
(UVV) in Vorbereitung.<br />
3.1.2 Laserstrahlung<br />
Laserstrahlen werden im Frequenzbereich von etwa 1000µm bis 180nm erzeugt. Laserstrahlung<br />
umfaßt also sowohl den sichtbaren Bereich <strong>des</strong> elektromagnetischen Spektrums als<br />
auch den UV <strong>und</strong> den IR Bereich.<br />
Beson<strong>der</strong>e Eigenschaften <strong>der</strong> Laserstrahlung:<br />
Anwendung von Lasern:<br />
S =<br />
1<br />
Augenlinse<br />
- Extrem monochromatisch (eine Wellenlänge)<br />
- Kohärent (phasenfeste Wellenzüge)<br />
- Extrem gebündelt; Strahldivergenz ~ 0.05 0<br />
- Extrem fokussierbar.<br />
- Meß- <strong>und</strong> Nachrichtentechnik,<br />
- Vermessungs- <strong>und</strong> Justierarbeiten<br />
- Materialbearbeitung<br />
- Zielortung <strong>und</strong> Feuerleitung (militärisch)<br />
- Medizinische Zwecke (Augenheilk<strong>und</strong>e, Chirurgie, Akupunktur)<br />
- Unterhaltungselektronik<br />
- Laser-Drucker, Laser Sc<strong>an</strong>ner etc.<br />
Netzhaut<br />
S = 10 5<br />
Biologische Wirkung:<br />
Laser-Strahlung k<strong>an</strong>n Atome nicht ionisieren. Jedoch<br />
besteht ein hohes Gefährdungspotential in <strong>der</strong><br />
hohen Intensität <strong>und</strong> <strong>der</strong> extremen Fokussierbarkeit.<br />
→ Auge ist das am meisten gefährdete Org<strong>an</strong>. Fokussierungseigenschaften<br />
<strong>des</strong> Auges führen zu E-<br />
76
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
nergiedichteüberhöhungen bei parallelen Laserlicht auf <strong>der</strong> Netzhaut bis zu einem Faktor<br />
10 5 .<br />
Beson<strong>der</strong>s gefährlich sind Laser mit Wellenlängen zwischen1400 <strong>und</strong> 400 nm. Hornhaut <strong>und</strong><br />
Glaskörper <strong>des</strong> Auges sind hier tr<strong>an</strong>sparent.<br />
Mögliche Schäden auf <strong>der</strong> Netzhaut: Koagulation (Verschmelzen) <strong>des</strong> Gewebes o<strong>der</strong> Verdampfen<br />
<strong>des</strong> Gewebswassers.<br />
Laserklassen<br />
Lasereinrichtungen werden nach <strong>der</strong> Unfallverhütungsvorschrift „Laserstrahlung“ nach DIN<br />
EN 60825-1 (11.2001) in Abhängigkeit <strong>der</strong> zugänglichen Strahlung in Klassen eingeteilt. (1,<br />
1M, 2, 2M, 3R, 3B <strong>und</strong> 4)<br />
Definition <strong>der</strong> Laserklassen<br />
Klasse 1 Die zugängliche Laserstrahlung ist unter venünftigerweise vorhersehbaren Bedingungen<br />
ungefährlich.<br />
doskap3<br />
Anmerkung:<br />
Die venünftigerweise vorhersehbaren Bedingungen sind beim bestimmungsgemäßen<br />
Betrieb eingehalten.<br />
Der Grenzwert <strong>der</strong> zugänglichen Strahlung <strong>der</strong> DIN EN 60825-1:2001-11 im<br />
Wellenlängenbereich von 400 nm bis 1400 nm zur Klassifizierung eines Lasers<br />
ist zwischen 100 s <strong>und</strong> 30000 s gleich. Deshalb sind bei L<strong>an</strong>gzeiteinwirkungen<br />
Belästigungen nicht auszuschließen.<br />
Klasse 1M: Die zugängliche Laserstrahlung liegt im Wellenlängenbereich von 302.5 nm bis 4<br />
000 nm. Die zugängliche Laserstrahlung ist <strong>für</strong> das Auge ungefährlich, sol<strong>an</strong>ge<br />
<strong>der</strong> Querschnitt nicht durch optische Instrumente (Lupen, Linsen, Teleskope)<br />
verkleinert wird!<br />
Anmerkung:<br />
Sofern keine optisch sammelnden Instrumente verwendet werden, die den<br />
Strahlquerschnitt verkleinern, besteht bei Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 1M eine<br />
vergleichbare Gefährdung wie bei Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 1.<br />
Bei Einsatz optisch sammeln<strong>der</strong> Instrumente können vergleichbare Gefährdungen<br />
wie bei Klasse 3R o<strong>der</strong> 3B auftreten.<br />
Klasse 2 Die zugängliche Laserstrahlung liegt im sichtbaren Spektralbereich (400 nm bis<br />
700 nm). Sie ist bei kurzzeitiger Einwirkungsdauer (bis 0,25s) ungefährlich auch<br />
<strong>für</strong> das Auge. Zusätzliche Strahlungs<strong>an</strong>teile außerhalb <strong>des</strong> Wellenlängenbereiches<br />
von 400-700 nm erfüllen die Bedingungen <strong>für</strong> Klasse 1.<br />
Anmerkung:<br />
Bei Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 2 ist das Auge bei zufälliger, kurzzeitiger Einwirkung<br />
<strong>der</strong> Laserstrahlung, d. h. bei Einwirkungsdauern bis 0,25s nicht gefährdet.<br />
Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 2 dürfen <strong>des</strong>halb ohne weitere Schutzmaßnahmen<br />
eingesetzt werden, wenn sichergestellt ist, dass we<strong>der</strong> ein absichtliches<br />
Hineinschauen <strong>für</strong> die Anwendung über längere Zeit als 0,25 ѕ, noch wie<strong>der</strong>holtes<br />
Hineinschauen in die Laserstrahlung bzw. spiegelnd reflektierte Laserstrahlung<br />
erfor<strong>der</strong>lich ist.<br />
Von dem Vorh<strong>an</strong>densein eines Lidschlussreflexess zum Schutz <strong>der</strong> Augen darf<br />
in <strong>der</strong> Regel nicht ausgeg<strong>an</strong>gen werden:<br />
77
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
doskap3<br />
Für kontinuierlich strahlende Laser <strong>der</strong> Klasse 2 beträgt <strong>der</strong> Grenzwert <strong>der</strong> zugänglichen<br />
Strahlung (GZS) P grenz =1 mW (bei C6= 1).<br />
Klasse 2M Die zugängliche Laserstrahlung liegt im sichtbaren Spektralbereich von 400 nm<br />
bis 700 nm. Sie ist bei kurzzeitiger Einwirkungsdauer (bis 0,25s) <strong>für</strong> das Auge<br />
un-gefährlich, sol<strong>an</strong>ge <strong>der</strong> Querschnitt nicht durch optische Instrumente (Lupen,<br />
Linsen, Teleskope) verkleinert wird! Zusätzliche Strahlungs<strong>an</strong>teile außerhalb <strong>des</strong><br />
Wellenlängenbereiches von 400-700 nm erfüllen die Bedingungen <strong>für</strong> Klasse 1<br />
M.<br />
Anmerkung:<br />
Sofern keine optischen Instrumente verwendet werden, die den Strahlquerschnitt<br />
verkleinern, besteht bei Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 2M eine vergleichbare<br />
Gefährdung wie bei Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 2.<br />
Bei Einsatz optisch sammeln<strong>der</strong> Instrumente können vergleichbare Gefährdungen<br />
wie bei Klasse 3R o<strong>der</strong> 3B auftreten.<br />
Klasse 3A Die zugängliche Laserstrahlung wird <strong>für</strong> das Auge gefährlich, wenn <strong>der</strong> Strahlquerschnitt<br />
durch optische Instrumente verkleinert wird. Sie ist <strong>für</strong> das Auge ungefährlich,<br />
sol<strong>an</strong>ge <strong>der</strong> Querschnitt nicht durch optische Instrumente (Lupen,<br />
Linsen, Teleskope) verkleinert wird! Ist dies nicht <strong>der</strong> Fall, ist die ausges<strong>an</strong>dte<br />
Laserstrahlung im sichtbaren Spektralbereich ( 400 nm bis 700 nm) bei kurzzeitiger<br />
Einwirkungsdauer (bis 0,25s), in den <strong>an</strong><strong>der</strong>en Spektralbereichen auch bei<br />
L<strong>an</strong>gzeitbestrahlung, ungefährlich.<br />
Anmerkung:<br />
Bei Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 3A h<strong>an</strong>delt es sich um Laser, die nach <strong>der</strong><br />
alten Norm klassifiziert worden sind. Sofern keine optischen Instrumente verwendet<br />
werden, die den Strahlquerschnitt verkleinern, besteht bei Lasereinrichtungen<br />
<strong>der</strong> Klasse 3A, die nur im sichtbaren Spektralbereich emittieren, eine<br />
vergleichbare Gefährdung wie bei Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 2. Bei Lasereinrichtungen<br />
<strong>der</strong> Klasse 3A, die nur im nicht sichtbaren Spektralbereich emittieren,<br />
besteht eine vergleichbare Gefährdung wie bei Lasereinrichtungen <strong>der</strong><br />
Klasse 1.<br />
Klasse 3R Die zugängliche Laserstrahlung liegt im Wellenlängenbereich von 302,5 nm bis<br />
106 nm <strong>und</strong> ist gefährlich <strong>für</strong> das Auge. Die Leistung bzw. die Energie beträgt<br />
maximal das Fünffache <strong>des</strong> Grenzwertes <strong>der</strong> zulässigen Strahlung <strong>der</strong> Klasse 2<br />
im Wellenlängenbereich von 400 nm bis 700 nm.<br />
Anmerkung:<br />
Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 3R sind <strong>für</strong> das Auge potentiell gefährlich wie<br />
Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 3B. Das Risiko eines Augenschadens wird dadurch<br />
verringert, dass <strong>der</strong> Grenzwert <strong>der</strong> zugänglichen Strahlung (GZS) im<br />
sichtbaren Wellenlängenbereich auf das Fünffache <strong>des</strong> Grenzwertes <strong>der</strong> zugänglichen<br />
Strahlung <strong>für</strong> Klasse 2, in den übrigen Wellenlängenbereichen auf<br />
das Fünffache <strong>des</strong> Grenzwertes <strong>der</strong> zugänglichen Strahlung <strong>für</strong> Klasse 1 begrenzt<br />
ist.<br />
Klasse 3B Die zugängliche Laserstrahlung ist gefährlich <strong>für</strong> das Auge, häufig auch <strong>für</strong> die<br />
Haut.<br />
Das direkte Blicken in den Strahl bei Lasern <strong>der</strong> Klasse 3B ist gefährlich. Ein<br />
Strahlbündel k<strong>an</strong>n sicher über einen diffusen Reflektor betrachtet werden, wenn<br />
78
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
doskap3<br />
fol-gende Bedingungen gleichzeitig gelten:<br />
� <strong>der</strong> minimale Beobachtungsabst<strong>an</strong>d zwischen Schirm <strong>und</strong> Hornhaut <strong>des</strong><br />
Auges ist 13 cm;<br />
� die maximale Beobachtungsdauer 10s.<br />
� es treten keine gerichteten Strahl<strong>an</strong>teile auf, die ins Auge treten können<br />
Ein Strahlenbündel k<strong>an</strong>n nur d<strong>an</strong>n über ein Diffusor betrachtet werden,<br />
wenn keine gerichteten Strahl<strong>an</strong>teile auftreten.<br />
Eine Gefährdung <strong>der</strong> Haut durch die zugängliche Laserstrahlung besteht<br />
bei Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 3B, wenn die Werte <strong>der</strong> maximal zulässigen<br />
Bestrahlung (MZB überschritten werden.<br />
Klasse 4 Die zugängliche Laserstrahlung ist sehr gefährlich <strong>für</strong> das Auge <strong>und</strong> gefährlich<br />
<strong>für</strong> die Haut. Auch diffus gestreute Strahlung k<strong>an</strong>n gefährlich sein. Die Laserstrahlung<br />
k<strong>an</strong>n Br<strong>an</strong>d- <strong>und</strong> Explosionsgefahr verursachen.<br />
Anmerkung:<br />
Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 4 sind Hochleistungslaser, <strong>der</strong>en Ausg<strong>an</strong>gsleistungen<br />
bzw. -energien die Grenzwerte <strong>der</strong> zugänglichen Strahlung (GZS) <strong>für</strong><br />
Klasse 3 B übertreffen.<br />
Die Laserstrahlung von Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 4 ist so intensiv, dass bei<br />
jeglicher Art von Exposition <strong>der</strong> Augen o<strong>der</strong> <strong>der</strong> Haut mit Schädigungen zu rechnen<br />
ist.<br />
Außerdem muss bei <strong>der</strong> Anwendung von Lasereinrichtungen <strong>der</strong> Klasse 4 immer<br />
geprüft werden, ob ausreichende Maßnahmen gegen Br<strong>an</strong>d- <strong>und</strong> Explosionsgefahren<br />
getroffen sind; siehe auch §§ 10 <strong>und</strong> 16 <strong>der</strong> Unfallverhütungsvorschrift<br />
"Laserstrahlung".<br />
Maximal zulässige Bestrahlung (MZB)<br />
Die Abbildung zeigt in Abhängigkeit <strong>der</strong> Wellenlänge <strong>und</strong> <strong>der</strong> Bestrahlungszeit maximal zulässige<br />
Bestrahlungswerte <strong>für</strong> das Auge.<br />
79
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Schutzmaßnahmen:<br />
Ein Unterschreiten <strong>der</strong> MZB-Werte am kritischen Org<strong>an</strong> k<strong>an</strong>n erreicht werden durch:<br />
doskap3<br />
100<br />
10<br />
1<br />
0.1<br />
0.01<br />
Bestrahlung in<br />
J/m 2<br />
0.001<br />
1 ns 1 µs 1 ms 1 s<br />
Einwirkzeit<br />
- Abschirmungen, die verhin<strong>der</strong>n, daß die von Einrichtungen erzeugte Laserstrahlung<br />
zugänglich ist.<br />
- Einhalten von Sicherheitsabständen ( Wegen <strong>der</strong> geringen Divergenz teilweise<br />
bis zu 30km bei Beobachtung mit opt. Instrumenten)<br />
- Verwenden von Laserschutzfiltern <strong>und</strong> -brillen.<br />
3.2 Hochfrequenz- (HF) Strahlung<br />
Begriffe HF-Fel<strong>der</strong>, hochfrequenten elektromagnetische Fel<strong>der</strong> sind nicht eindeutig definiert.<br />
Hier: HF-Fel<strong>der</strong>: elektromagnetische Strahlung im Frequenzbereich von 30kHz - 300GHz<br />
Weitere Begriffsbestimmungen:<br />
Maximal zulässige<br />
Bestrahlung (MZB)<br />
<strong>des</strong><br />
A<br />
1050 - 1400 nm<br />
1000 nm<br />
900 nm<br />
800 nm<br />
400 - 700 nm<br />
Mikrowellen: - EHF "Extremely High Frequency" 30 GHz - 300 GHz<br />
- SHF "Super High Frequency" 3 GHz - 30 GHz<br />
- UHF "Ultra High Frequency" 300 MHz - 3 GHz<br />
80
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
sowie: - VHF "Very High Frequency" 30 MHz - 300MHz<br />
- HF " High Frequency" 3 MHz - 30 MHz<br />
- MF "Medium Frequency" 300 kHz - 3 MHz<br />
- LF "Low Frequency" 30 kHz - 300 kHz<br />
Physikalische Größen mit denen HF-Fel<strong>der</strong> charakterisiert werden:<br />
- elektrische Feldstärke E( r,<br />
t)<br />
r r<br />
in V/m<br />
- magnetische Feldstärke H ( r,<br />
t)<br />
r r<br />
in A/m<br />
- magnetische Flußdichte B r in T<br />
- Feldwellenwi<strong>der</strong>st<strong>an</strong>d Z0 (Z0=377 Ω)<br />
- Leistungsflußdichte S in W/m 2 S = E⋅H = Z0⋅H 2 = E 2 /Z0<br />
- Wellenlänge λ in m<br />
- Frequenz f in Hz<br />
- Stromdichte j in A/m 2<br />
Anwendungen <strong>und</strong> Quellen von HF-Strahlung.<br />
doskap3<br />
- Fester Funkdienst (Richtfunk, R<strong>und</strong>funk, Fernsehen)<br />
- Mobilfunk<br />
- Flug-, See- <strong>und</strong> L<strong>an</strong>dfunkdienst,<br />
- Funkdienste über Satelliten<br />
- Schweißen u. Schmelzen in <strong>der</strong> Metallurgie,<br />
- Aufwärmung, Trocknen, Polymerisation in <strong>der</strong> Kunststoffverarbeitung<br />
- Diathermie <strong>und</strong> Mikrowellenbestrahlung in <strong>der</strong> Medizin<br />
- Kernspinreson<strong>an</strong>z<br />
- Mikrowellenöfen<br />
- Radioastronomie<br />
- Etc.<br />
Wechselwirkung von HF-Strahlen mit biologischen Gewebe<br />
Biologische Materie ist nicht magnetisch (µr ≅ 1) → Für Wechselwirkung ist im wesentlichen<br />
die elektrische Feldstärke maßgebend. Die wichtigsten Wechselwirkungsprozesse von HF-<br />
Strahlen mit biologischer Materie sind:<br />
- Induzierung elektrischer Dipole<br />
- Ausrichtung von vorh<strong>an</strong>denen perm<strong>an</strong>enten sowie induzierter Dipole<br />
- Erzeugung von Raumladung<br />
- Polarisation von Grenzflächen<br />
- Ausüben von Kräften auf vorh<strong>an</strong>den freie Ladungsträger.<br />
→ Durch Reibungsverluste bei diesen Polaristionsän<strong>der</strong>ungen <strong>und</strong> Ladungsbewegungen<br />
entsteht Wärme.<br />
→ Die Ladungsverschiebungen in den Zellen bzw. in <strong>der</strong>en Umgebung k<strong>an</strong>n zu Membr<strong>an</strong>sp<strong>an</strong>nungen<br />
führen. Reizwirkungen auf Nerven- <strong>und</strong> Muskelzellen sind auf Frequenzen unterhalb<br />
100 kHz beschränkt.<br />
→ Für Frequenzen > 100 kHz überwiegt jedoch die Wärmewirkung.<br />
"Dosimetrische" Größen bei <strong>der</strong> Exposition gegen HF-Strahlung<br />
Energie <strong>der</strong> HF-Strahlung wird auf biologisches Gewebe übertragen. → Dosimetrische Größe<br />
<strong>für</strong> HF-Strahlung über 100 kHz. "Spezifische Absorptionsrate SAR in W/kg"<br />
81
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
doskap3<br />
Energieübertrag<br />
J<br />
SAR =<br />
=<br />
Zeiteinheit<br />
⋅ Masseneinheit<br />
s ⋅ kg<br />
Die SAR beschreibt die im Gewebe durch die Wechselwirkung mit HF-Strahlung freigesetzte<br />
"thermische" Energie. Dies ist nicht zu verwechseln mit <strong>der</strong> durch ionisierende Strahlung<br />
übertragenen Energie, die zunächst in Form von Ionisationsereignissen übertragen wird.<br />
Biologische Effekte ähneln denen, die durch <strong>an</strong><strong>der</strong>e Wärmequellen verursacht werden können.<br />
→ Verbrennungen, Überlastung <strong>der</strong> Thermoregulation, Katarakte bis zu letalen Wirkungen.<br />
Problem: Wärmeübertrag erfolgt über Umgehung <strong>der</strong> Thermorezeptoren in <strong>der</strong> Haut. Strahlung<br />
wird erst in tieferen, hinter den Thermorezeptoren gelegenen Gewebeschichten absorbiert.<br />
Ges<strong>und</strong>heitliche Beurteilung von SAR-Werten orientiert sich am Gr<strong>und</strong>umsatz <strong>des</strong> Menschen.<br />
Gr<strong>und</strong>umsatz SMR (Spezifische Metabolismus Rate) Die SMR beträgt beim Menschen<br />
in Ruhe<br />
SMR = 1.2W/kg<br />
Leichte Tätigkeiten erhöhen den Gr<strong>und</strong>umsatz bereits auf 5 W/kg. Unter günstigsten Umständen<br />
k<strong>an</strong>n das Thermoregulationssystem Leistungen bis zu 2KW abführen.<br />
Basisgrenzwerte:<br />
Gr<strong>und</strong>regel: Die SAR sollte nicht größer als <strong>der</strong> Gr<strong>und</strong>umsatz von 1.2W/kg sein. Expositionen<br />
von 1 - 4W/kg können schon nach 1/2-stündiger Einwirkzeit Temperaturän<strong>der</strong>ungen von<br />
1 0 C hervorrufen. Länger <strong>an</strong>haltende Expositionen in diesem Bereich können d<strong>an</strong>n ges<strong>und</strong>heitliche<br />
Effekte wie Überlastung <strong>der</strong> Thermoregulation, Verhaltensän<strong>der</strong>ungen etc. hervorrufen.<br />
Unterscheidung zwischen beruflicher Exposition <strong>und</strong> <strong>der</strong> Bevölkerung durch Einführung<br />
zweier Expositionsbereiche.<br />
Expositionsbereich 1:<br />
Ein <strong>der</strong> Kontrolle <strong>des</strong> Betreibers einer Sende<strong>an</strong>lage unterliegen<strong>der</strong> Bereich o<strong>der</strong> ein Bereich<br />
in dem nur Kurzzeitexpositionen (Expositionszeit kleiner 6h pro Tag) vorkommen.<br />
Expositionsbereich 2:<br />
Ein nicht <strong>der</strong> Kontrolle <strong>des</strong> Betreibers unterliegen<strong>der</strong> Bereich, in dem nicht nur Kurzzeitexpositionen<br />
vorkommen.<br />
Beispiele <strong>für</strong> Expositionsbereich 2:<br />
- Gebiete mit Wohn- <strong>und</strong> Gesellschaftsbauten<br />
- Einzelne Wohngr<strong>und</strong>stücke<br />
- Anlagen <strong>und</strong> Einrichtungen <strong>für</strong> Sport, Freizeit <strong>und</strong> Erholung<br />
- Arbeitsstätten, in denen die Erzeugung von HF-Strahlen nicht bestimmungsgemäß<br />
erwartet wird.<br />
-<br />
Grenzwerte <strong>für</strong> Expositionsbereich 2: (BImSchV)<br />
Basisgrenzwert <strong>der</strong> SAR <strong>für</strong> die Bevölkerung in <strong>der</strong> BRD:<br />
W<br />
kg<br />
0.08 W/kg gemittelt über den g<strong>an</strong>zen Körper.<br />
82
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Für Teilkörperbereiche (z.Bsp. Kopf):<br />
doskap3<br />
2 W/kg gemittelt über 10g Körpergewebe.<br />
Für beruflich exponiertes Personal gilt ein Grenzwert von 0.4 W/kg, gemittelt über den gesamten<br />
Körper.<br />
Abgeleitete Grenzwerte <strong>für</strong> Feldstärken <strong>und</strong> Leistungsdichte.<br />
SAR-Werte sind praktisch nicht meßbar. → Begrenzung von Größen die <strong>der</strong> Messung beser<br />
zugänglich sind. → Rückschluß auf SAR.<br />
Die folgende Abbildung zeigt den Zusammenh<strong>an</strong>g zwischen Leistungsflußdichte S <strong>und</strong> <strong>der</strong><br />
resultierenden SAR beim Menschen in Abhängigkeit von <strong>der</strong> Körpergröße.<br />
Die nächste Abbildung zeigt die Leistungsflußdichten, die die mittlere, körperinnere SAR gerade<br />
auf 0.4 W/kg begrenzen. (Grenzwert <strong>für</strong> berufliche Exposition)<br />
Die 26.BImSchV vom 16.12.96 (§2) schreibt <strong>für</strong> den Betrieb von Hochfrequenz<strong>an</strong>lagen (10<br />
MHz - 300.000 MHZ folgende sek<strong>und</strong>äre Grenzwerte <strong>der</strong> elektrischen <strong>und</strong> magnetischen<br />
Feldstärke <strong>für</strong> den Schutz <strong>der</strong> Allgemeinheit vor.<br />
83
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Effektivwerte <strong>der</strong> Feldstärke, quadratisch gemittelt<br />
über 6-Minuten Intervalle<br />
Frequenz f in MHz Elektr. Feldstärke in V/m Magnet. Feldstärke in A/m<br />
10 - 400 27.5 0.073<br />
400 - 2000 1. 375⋅<br />
f<br />
0. 0037 ⋅ f<br />
2000 - 300000 61 0.16<br />
Zahlen gelten <strong>für</strong> das Fernfeld <strong>der</strong> Antennen.<br />
Berechnungsbeispiele <strong>für</strong> Sicherheitsabstände bei R<strong>und</strong>funksende<strong>an</strong>lagen.<br />
Für die Leistungsflußdichte einer Sende<strong>an</strong>tenne <strong>der</strong> Leistung P im Abst<strong>an</strong>d r gilt im Fernfeld<br />
bei isotroper Abstrahlung das quadratische Abst<strong>an</strong>dsgesetz. Es gilt:<br />
doskap3<br />
S =<br />
P<br />
W<br />
2 2<br />
4⋅π ⋅r<br />
m<br />
R<strong>und</strong>funk<strong>an</strong>tennen strahlen im allgemeinen nicht isotrop ab. Die Leistung wird in bestimmten<br />
Richtungen verstärkt abgestrahlt. Dies wird durch einen <strong>für</strong> diese Richtung geltenden Antennengewinnfaktor<br />
G berücksichtigt. Diese Antennengewinnfaktoren werden auf die Abstrahlcharakteristik<br />
von "Halbwelldipolen" (Fernsehen, Ultrakurzwellen) o<strong>der</strong> auf den "Kurzen Monopol"<br />
(L<strong>an</strong>g- Mittel <strong>und</strong> Kurzwellenr<strong>und</strong>funk) bezogen. Die Antennengewinne <strong>des</strong> Halbwelldipols<br />
bzw. Kurzen Monopols relativ zum isotropen Strahler betragen:<br />
- Halbwelldipol 1.64<br />
- Kurzer Monopol 3.00<br />
Für die Leistungsflußdichte einer R<strong>und</strong>funk<strong>an</strong>tenne in Richtung maximaler Abstrahlung gilt<br />
daher:<br />
S<br />
S<br />
D<br />
M<br />
P ⋅GD<br />
⋅1.<br />
64<br />
=<br />
2<br />
4⋅π<br />
⋅r<br />
P ⋅GM<br />
⋅3.<br />
00<br />
=<br />
2<br />
4⋅π<br />
⋅r<br />
Für die elektrische Feldstärke gilt daher mit:<br />
Halbwelldipol<br />
Kurzer Monopol<br />
E<br />
S =<br />
Z<br />
Z0<br />
⋅ P ⋅GD<br />
⋅1.<br />
64<br />
E =<br />
Für den Halbwelldipol. Für den Kurzen Monopol gilt entsprechen<strong>des</strong>.<br />
4π<br />
⋅r<br />
Der Sicherheitsabst<strong>an</strong>d rmin ergibt sich bei Vorliegen eines Grenzwertes <strong>der</strong> maximalen elektrischen<br />
Feldstärke gemäß:<br />
r<br />
min<br />
=<br />
Z<br />
0<br />
⋅ P ⋅G<br />
D ⋅1.<br />
64<br />
4π<br />
⋅ E<br />
max<br />
Berechnungsbeispiel: Gegeben sei eine Sendeleistung von P = 1000W, ein Antennengewinnfaktor<br />
von GD = 6 <strong>und</strong> einen <strong>für</strong> den Expositionsbereich 2 (Bevölkerung) bei f = 100<br />
MHz geltenden Grenzwert <strong>für</strong> die elektrische Feldstärke von 27.5 V/m. Für den Sicherheitsabst<strong>an</strong>d<br />
gilt d<strong>an</strong>n:<br />
2<br />
0<br />
84
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
r<br />
min<br />
=<br />
doskap3<br />
Z<br />
0<br />
⋅ P ⋅G<br />
D ⋅1.<br />
64<br />
= r<br />
4π<br />
⋅ E<br />
max<br />
min<br />
Warnschild elektromagnet. Feld<br />
=<br />
377V<br />
/ m⋅1000W<br />
⋅6<br />
⋅1.<br />
64<br />
= 27m<br />
4π<br />
⋅27.<br />
5V<br />
/ m<br />
Schutzmaßnahmen.<br />
Org<strong>an</strong>isatorisch<br />
- Kennzeichnung räumlicher Bereiche sowie<br />
Unterweisung <strong>des</strong> Personals<br />
- Absperrung <strong>der</strong> räumlichen Bereiche erhöhter<br />
Leistungsflußdichten<br />
- Ausrüstung mit Indikatoren <strong>und</strong> Meßgeräten.<br />
Technische Schutzmaßnahmen<br />
- Leistungsreduzierung <strong>der</strong> Quellen<br />
- Reduzierung <strong>der</strong> Einwirkzeit <strong>des</strong> elektromagnetischen<br />
Fel<strong>des</strong><br />
- Abschirmung <strong>der</strong> Strahlenquelle (Metallfolien,<br />
Bleche, Maschengitter)<br />
- Automatisch wirkende Sicherheitseinrichtungen.<br />
(Abschalten bzw. Leistungsreduzierung<br />
beim Betreten eines kritischen Bereiches)<br />
Die folgende Tabelle auf <strong>der</strong> nächsten Seite gibt einen Überblick über HF-Expositionen im<br />
Alltag.<br />
85
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Mobilfunk:<br />
Gr<strong>und</strong>sätzlich: Sendeleistungen, Aufbau <strong>und</strong> Abstrahlcharakteristiken <strong>der</strong> Feststationen<br />
schließen aus, daß die Grenzwerte nach BimSchV überschritten werden.<br />
Schwieriger ist die HF-Exposition <strong>der</strong> Nutzer <strong>der</strong> Mobilfunkstationen (Endgeräte ) zu ermitteln.<br />
Strahlenschutzkommission empfiehlt folgende Min<strong>des</strong>tabstände von Mobilfunkgeräten<br />
vom Körper <strong>für</strong> die Bevölkerung.<br />
doskap3<br />
86
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Min<strong>des</strong>tabstände <strong>der</strong> Antenne von Mobilfunkgeräten zum Körper <strong>für</strong> die Bevölkerung,<br />
die eine Einhaltung <strong>des</strong> Teilkörper-SAR-Wertes von 2W/kg (gemittelt über 10g Gewebe<br />
in 6-Minutenintervallen) gewährleisten sollen. (Pulsförmige Abstrahlung, Puls/Pause<br />
=1/8, ist berücksichtigt.)<br />
Frequenz Spitzenleistung Min<strong>des</strong>tabst<strong>an</strong>d<br />
900 MHz (D!/D2) digital Bis 0.5W Kein Min<strong>des</strong>tabst<strong>an</strong>d<br />
Bis 4W Ca. 3 cm<br />
Bis 8 W Ca. 5 cm<br />
Bis 20 W Ca. 8 cm<br />
1800 MHz (E-Netz) Bis 1 W Kein Min<strong>des</strong>tabst<strong>an</strong>d<br />
Bis 2 W Ca. 3 cm<br />
Bis 8 W Ca. 7 cm<br />
Bis 20 W Ca. 12 cm.<br />
DECT (Digitales System <strong>für</strong> schnurlose Telefone) 1800 - 1900 MHz ; geringe Sendeleistung<br />
max. 0.25 W; mittlere Sendeleistung. 0.01W<br />
Bluetooth: (Funkdatenübertragung bis zu etwa 100m <strong>für</strong> drahtlose Verbindung von Drucker<br />
Tastatur etc.zum PC) : 2.4 GHz; Sendeleistung 0.001 bis 0.1W.<br />
3.3 Nie<strong>der</strong>frequente <strong>und</strong> statische Fel<strong>der</strong>.<br />
Unter nie<strong>der</strong>frequenten elektromagnetischen Strahlen versteht m<strong>an</strong> elektromagnet. Strahlen<br />
mit Frequenzen unterhalb 30 kHz bis 30 Hz.<br />
doskap3<br />
Biologische Wirkungen:<br />
Im Frequenzbereich unter 100 kHz → Nichtthermische<br />
Wirkungen<br />
Wesentlicher Effekt: Influenzwirkung führt zur<br />
Umverteilung von Ladungen <strong>an</strong> <strong>der</strong> Objektoberfläche<br />
→ Entstehung von Körperströmen<br />
im Innern <strong>des</strong> Objektes.<br />
Durch die Leitfähigkeit von biologischem Gewebe<br />
kommt es zu Feldverzerrungen . → Erhöhung<br />
<strong>der</strong> Feldstärke am Objekt<br />
Bei Feldstärken von etwa 20 kV/m (50 Hz) →<br />
resultieren Stromdichten von etwa j =<br />
300nA/cm 2 (=3mA/m 2 ) im Kopf- <strong>und</strong> Thoraxbereich.<br />
Größenordnung <strong>der</strong> Stromdichten durch<br />
elektrische Körperaktivitäten ~ 300nA/cm 2 .<br />
Die induzierten Stromdichten im Kopf- <strong>und</strong> Körperbereich lassen sich in Abhängigkeit <strong>der</strong><br />
Frequenz berechnen gemäß:<br />
−9<br />
j = 3 ⋅10<br />
⋅ f ⋅ E<br />
E: elektrische Feldstärke in V/m; f: Frequenz in Hz.; j: Stromdichte in A/m 2 .<br />
87
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Die folgende Abbildung gibt einen Überblick über die möglichen Schäden durch induzierte<br />
Ströme in Abhängigkeit von <strong>der</strong> Frequenz.<br />
doskap3<br />
Kurve D: Oberhalb D werden schädigende<br />
Erregungen von Sinnesrezeptoren<br />
sowie Herzkammerflimmern<br />
beobachtet.<br />
Kurve C: In diesem Bereich werden<br />
Nervenzellen erregt <strong>und</strong> neuronale<br />
Reiz<strong>an</strong>tworten verän<strong>der</strong>t. (Erregung<br />
von Nerven-Muskel-Systemen)<br />
Kurve B: Bereich möglicher, subtiler<br />
nicht gesicherter Effekte. Effekte<br />
sind, wenn überhaupt vorh<strong>an</strong>den,<br />
nicht ges<strong>und</strong>heitsschädlich<br />
Kurve C: Bereich in dem keine biologischen<br />
Effekte auftreten. Die induzierten Stromdichten sind kleiner als die Ruhestromdichte<br />
im Gehirn (1mA/m 2 )<br />
Nach 26. BImSchV (§3) gelten <strong>für</strong> die Bevölkerung <strong>für</strong> den Betrieb nie<strong>der</strong>frequenter Anlagen<br />
folgende Grenzwerte.<br />
Effektivwert <strong>der</strong> elektr. Feldstärke bzw.magnet. Flußdichte<br />
Frequenz in Hz Elektr. Feldstärke in kV/m Magnet. Flußdichte in µT<br />
50 Hz-Fel<strong>der</strong> 5 100<br />
16 2 /3-Hz-Fel<strong>der</strong> 10 300<br />
Die Grenzwerte sind so festgelegt, daß bei Dauerexposition keine Ströme induziert werden<br />
die größer sind als die nach Kurve B.<br />
Exposition durch Hochsp<strong>an</strong>nungsfreileitungen.<br />
Hochsp<strong>an</strong>nungsfreileitungen leiten Wechselströme mit einer Frequenz von 50 Hz <strong>und</strong> bei<br />
elektrischen Sp<strong>an</strong>nungen von 110 bis 380 kV weiter. Dabei treten in Erdnähe elektrische<br />
Feldstärken zwischen 1 - 10 kV/m auf sowie magnet. Feldstärken bis zu 25 A/m<br />
In einigen zehn Metern von den Freileitungen betragen die Feldstärken nur noch Bruchteile<br />
<strong>der</strong> Feldstärken unter den Leitungen. → Es sind daher keine ges<strong>und</strong>heitlichen Effekte zu<br />
erwarten. Epidemiologische Untersuchungen zum Krebs- <strong>und</strong> Leukämie-Risiko <strong>für</strong> Personen,<br />
die in <strong>der</strong> Nähe solcher Freileitungen leben sind bisl<strong>an</strong>g ohne signifik<strong>an</strong>te Ergebnisse geblieben.<br />
Magnetische Fel<strong>der</strong><br />
Wichtigste Wirkungsmech<strong>an</strong>ismen → Magnetische Induktion.<br />
- Kraftwirkung <strong>des</strong> Magnetfel<strong>des</strong> auf bewegte Ladungsträger → Induzierung<br />
von elektrischen Fel<strong>der</strong>n <strong>und</strong> Strömen im Körperinnern<br />
- Magnet. Wechselfel<strong>der</strong>: → Induzierung von Wirbelströmen (Erregung von<br />
Nerven- <strong>und</strong> Muskelzellen.)<br />
88
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Physikal. Basisgrößen die mit dem Auftreten biologischer Effekte auf zellulärer Ebene verknüpft<br />
sind:<br />
doskap3<br />
- induzierte elektr. Feldstärke<br />
- Stromdichte.<br />
Abschätzung <strong>der</strong> im biologischen Objekt induzierten Stromdichte.<br />
Gehirn: R ⋅σ = 0. 075m<br />
⋅0.<br />
2S<br />
/ m<br />
Herz: R ⋅σ = 0. 06m<br />
⋅0.<br />
25S<br />
/ m<br />
1<br />
j = ⋅ R ⋅σ<br />
⋅ B&<br />
2<br />
bei sinusförmigen Fel<strong>der</strong>n gilt d<strong>an</strong>n:<br />
j = π ⋅ R ⋅σ<br />
⋅ f ⋅ B<br />
0<br />
89<br />
j: induzierte Stromdichte in A/m 2<br />
σ: Leitffähigkeit in S/m<br />
R: Radius <strong>der</strong> induzierten Stromschleife<br />
in m<br />
F: Frequenz in Hz.<br />
B0: Magnet. Flußdichte in Tesla.<br />
Für den Menschen gilt: (worst case)<br />
Biologische Wirkungen:<br />
Bei den magnet. Wechselfel<strong>der</strong>n ergeben sich die biologischen Wirkungen aus den induzierten<br />
Strömen. (vgl. Wirkung elektr. Fel<strong>der</strong>)<br />
B < 0.5 mT bei 50 Hz → j < 1mA/m 2 → keine signifik<strong>an</strong>ten biolog. Wirkungen<br />
5 mT < B < 50 mT bei 50 Hz → 10 < j < 100 mA/m 2 → biolog. Wirkungen gut dokumentiert<br />
B > 50 mT bei 50 Hz → j > 100 mA/m 2 → Überschreiten <strong>der</strong> Stimulationsschwellen <strong>für</strong> Nerven-<br />
<strong>und</strong> Muskelzellen. Akute Ges<strong>und</strong>heitsgefahren. Kammerflimmern <strong>und</strong> Extrasystolen bei<br />
j > 1 - 10A/m 2 .<br />
Statische Magnetfel<strong>der</strong>: Bisher keine gesicherten Hinweise auf eine ges<strong>und</strong>heitsschädliche<br />
Wirkung bei kurzer Exposition (St<strong>und</strong>en) in Magnetfel<strong>der</strong>n B < 2T. (Gr<strong>und</strong>feld im Kernspintomograf<br />
liegt bei etwa 2 T)<br />
Für B > 5T können signifik<strong>an</strong>te Schäden auftreten.
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Folgende Tabellen geben einen Überblick über Expositionen mit nie<strong>der</strong>frequenten Fel<strong>der</strong>n.<br />
Weitere Beispiele: Magnetische Flußdichte von Haushaltsgeräten in unterschiedlichen Ab<br />
ständen (BfS, 2000)<br />
doskap3<br />
90
Prof.Dr.K.-H.Folkerts Dosimetrie <strong>und</strong> Strahlenschutz<br />
Magnet. Flußdichte in µT gemessen im Abst<strong>an</strong>d von<br />
Gerät 3 cm 30 cm 1 m<br />
Haarfön 6 - 2000 0.01 - 7 0.01 - 0.3<br />
Trockenrasierer 15 - 1500 0.08 - 9 0.01 - 0.3<br />
Bohrmaschine 400 - 800 2 - 3.5 0.08 - 0.2<br />
Staubsauger 200 - 800 2 - 20 0.13 - 2<br />
Mikrowellengerät 73 - 200 4 - 8 0.25 - 0.6<br />
Farbmonitor 5.6 - 10 0.45 - 1.0 < 0.01 - 0.03<br />
Computer 0.5 - 3.0 < 0.01<br />
Kühlschr<strong>an</strong>k 0.5 - 1.7 0.01 - 0.25 < 0.01<br />
Uhr (Netzbetrieb) 300 2.25