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Hans-Gerrit Vogt Heinrich Schulz

Dieses Buch vermittelt Grundkenntnisse auf dem Gebiet des Strahlenschutzes. Schwerpunkte sind neben den physikalischen Grundlagen vor allem die Strahlungsmessung und die möglichen Schutzmaßnahmen beim Umgang mit radioaktiven Stoffen und beim Betrieb von Röntgeneinrichtungen und Beschleunigern. Ein Buch für alle Techniker, Ingenieure, Naturwissenschaftler, Strahlenschutzbeauftragte, Studenten der Fachrichtungen Umwelt- und Strahlenschutz, Gesundheits- und Arbeitsschutz. Der Text wird durch umfangreiche Fachverzeichnisse ergänzt, die dem Leser weiterführende Informationsquellen zur Vertiefung der Fachkenntnisse erschließen.

Grundzüge des praktischen Strahlenschutzes Hans-Gerrit Vogt Heinrich Schulz

Hans-Gerrit Vogt Heinrich Schulz

Grundzüge des praktischen Strahlenschutzes

Grundzüge des praktischen Strahlenschutzes

234

Die 4. Auflage wurde dem Stand der Technik angepasst und rechtliche Aspekte wurden aktualisiert.

230 226 1600 a

218 210 138,4 d

206

Pb

4,2 min

Po

5,01 d

214 164 µs

Bi

22,3 a

TI

8,15 min

Hg

Pb

1,3 min

35 ms

1,5 s

Po

19,9 min

TI

Rn

Bi

26,8 min

222 3,82 d

At

3,10 min

75,4 ka

246 ka

Th

U

1,17 Pa min 24,1 d

238 4,47 Ga

U

Th

Ra

Rn

Po

Pb HANSER 4. aktualisierte Ausgabe


GrundzĂźge des praktischen Strahlenschutzes

Hans-Gerrit Vogt  Heinrich Schulz


Vorwort

Vorliegendes Buch ist aus Manuskripten zu Strahlenschutzkursen entstanden, die der Ausbildung von Strahlenschutzbeauftragten für den Umgang mit radioaktiven Stoffen sowie für den Betrieb von Röntgeneinrichtungen, Störstrahlern und Beschleunigern dienen. Es wendet sich daher insbesondere an Techniker, Ingenieure und Naturwissenschaftler, die sich mit den Grundlagen des Strahlenschutzes vertraut machen wollen. Das Buch soll vor allem Grundkenntnisse vermitteln und zu einigen ausgesuchten Fachgebieten der nichtmedizinischen Anwendung weiterführende Informationen liefern. Die Darstellungen beschränken sich auf die wesentlichen Sachverhalte, ohne ausführliche Begründungen, mathematische Ableitungen und technische Einzelheiten zu liefern. Die ersten Kapitel behandeln die physikalischen Grundlagen und die Wirkungsgrößen des Strahlenschutzes. In den Abschnitt über die biologischen Wirkungen ist auch die Thematik der natürlichen Umgebungsstrahlung einbezogen, um eine realistische Einschätzung der Dosisgrenzwerte in den Rechtsvorschriften zu ermöglichen. Schwer-punkte des Buches sind die Strahlungsmessung und die Schutzmaßnahmen gegen die äußere und innere Strahlenexposition. Zahlreiche Tabellen und Diagramme vervollständigen den Text, so dass das Buch auch in der Praxis Verwendung finden kann. Eine Anleitung zur Lösung praktischer Probleme wird durch die Beispiele geliefert, bei denen Formeln und Daten angewendet werden. Der grundlegende Aufbau des Buches wurde auch in der vierten Auflage beibehalten. Der Text und die Fachverzeichnisse sind ergänzt worden. Sie sollen dem Leser weiterführende Informationsquellen zur Vertiefung der Fachkenntnisse erschließen. Erfahrungsgemäß sind dabei nicht nur Fundstellen für Literatur von Interesse, sondern zunehmend auch solche Quellen, die Fundstellen verwalten oder Informationen in Form von Datenbanken selbst zur Verfügung stellen. Das Internet ist hierbei eine fast unverzichtbare Quelle geworden. Dementsprechend liefern die Fachverzeichnisse auch eine Auswahl von Internet-Adressen zu physikalischen und dosimetrischen Grundlagendaten, PC-Programmen, Institutionen, Dienstleistungsunternehmen usw., die für die Praxis des Strahlenschutzes hilfreich sein können. Da die Praxis des Strahlenschutzes entscheidend durch administrative Tätigkeiten bestimmt wird, sind auch die grundlegenden deutschen Rechtsvorschriften zum Strahlenschutz in den Text einbezogen. Die Pflichten der im Strahlenschutz verantwortlichen Personen nach Strahlenschutz- und Röntgenverordnung sind in einem eigenen Kapitel zusammengestellt. Für die Mitwirkung bei der Erstellung von Tabellen danke ich Frau U. Möller und Herrn M. Weug. Ich danke meinen Fachkolleginnen und -kollegen für hilfreiche Diskussionen, Herrn H.-J. Lange für Hinweise beim Thema Spektrometrie – insbesondere aber meiner Frau für ihre Geduld und Unterstützung. Hannover, Januar 2007 Hans-Gerrit Vogt


Strahlungsquellen

012

Radioaktive Stoffe

012

Aktivität

012

Kernprozesse

015

Halbwertzeit

016

Natürliche und künstliche Radioaktivität

018

Aktivitäten bei Umwandlungsreihen

021

Kenngrößen radioaktiver Stoffe

023

Radioaktive Quellen

024

Strahlungsgeneratoren

025

Röntgenröhre

027

Teilchenbeschleuniger

028

Gleichspannungsfeld-Beschleuniger

029

Wechselspannungsfeld-Linearbeschleuniger

030

Ringbeschleuniger mit konstantem Magnetfeld

032

Ringbeschleuniger mit veränderlichem Magnetfeld

032

Strahlungsfelder an Beschleunigern

034

Kernreaktor

038

Störstrahler


Strahlungsquellen

Aktivität

Radioaktive Stoffe

Radioaktive Strahlungsquellen sind Substanzen, bei denen infolge von Kernprozessen aus einzelnen Atomkernen spontan, d.h. ohne äußere Einwirkung, Photonen und materielle Teilchen, beide kurz Strahlungsteilchen genannt, ausgestoßen werden. Die durchschnittliche Anzahl solcher Kernprozesse, die sich in einem kleinen Zeitintervall in einer Menge von Atomen vollziehen, geteilt durch das Zeitintervall, wird als Aktivität bezeichnet. Die Einheit der Aktivität ist das Becquerel (   Bq ), wobei 1 Bq = 1 Kernprozess pro Sekunde ist. Früher war die Einheit Curie (   Ci ) gebräuchlich. Es

gilt: 1 Ci = 3,7 · 1010 Bq, was etwa der Aktivität von 1g Radium entspricht. Radium wurde als Vergleichselement gewählt, weil es die ersten stärkeren radioaktiven Quellen lieferte und dank seiner großen Halbwertzeit von 1600 Jahren (   s. Kap. 4.1.3 ) praktisch eine nahezu konstante Aktivität besitzt.

15

Da in der Praxis mit Aktivitäten bis etwa 10 Bq zu rechnen ist, sind außer den Grundeinheiten auch noch typische Vielfache bzw. Bruchteile dieser Einheiten in Gebrauch, z.B. TBq, GBq, MBq bzw. kCi, mCi, μCi (   s. Anhang 15.2, 15.4a ). Kernprozesse

Bei spontanen Kernprozessen gelangen Atomkerne von einem weniger stabilen Zustand in einen stabileren Zustand, indem sie sich entweder in Kerne anderer Nuklide umwandeln (   radioaktive Umwandlung ) oder von einem metastabilen Zustand in einen energetisch niedrigeren Zustand übergehen (   isomerer Übergang ). Dabei können materielle Teilchen ausgestoßen oder Photonen abgestrahlt werden (   s. Abb. 4.1 ). Bei den schweren Atomkernen (   A > 200 ) werden vielfach Alphateilchen (    ) emittiert (   Alphazerfall ). Bei leichteren Kernen führen radioaktive Prozesse fast immer zur Emission von Betateilchen (  ß ), deren Ladung sowohl negativ als auch positiv sein kann (   Betazerfall ). Die Emission eines negativen Betateilchens (   ߯, Negatron ), das an sich kein stabiler Bestandteil des Kerns ist, lässt sich dabei als Folge der Umwandlung eines Neutrons in ein Proton und ein Elektron innerhalb des Kerns deuten (   n –> p¯+ ߯ ). Die Emission eines positiven Betateilchens (   ߯, Positron ) folgt entsprechend aus der Umwandlung eines Protons in ein Neutron (   p¯ –> n + ߯ ). Der ߯-Zerfall tritt nur bei künstlich radioaktiven Stoffen auf. Die Umwandlung von Proton in Neutron ist auch über die Aufnahme eines Elektrons aus der Atomhülle in den Kern möglich (   Elektroneneinfang ) (   p¯ + e¯ –> n ). Dieser Prozess, der üblicherweise mit dem Symbol

gekennzeichnet wird, tritt

bevorzugt bei Atomkernen mit Massenzahlen A > 60 auf. Häufig befindet sich der Atomkern nach einer radioaktiven Umwandlung zunächst noch in einem instabilen, energetisch angeregten Zustand, aus dem er erst durch Emission eines oder mehrerer Photonen (   Gammaquanten ) in den Grundzustand übergehen kann. Auf die primäre Alpha- oder Betaemission folgt somit unmittelbar anschließend eine Gammaemission bzw. eine Kette von mehreren Gammaemissionen bis der Grundzustand des Folgekerns erreicht ist. Bei einigen Radionukliden verlaufen 012 | 013


Abb. 4.1

Schematische Darstellung der Strahlungsemission aus dem

ß

Atom

Abb. 4.2 a

Schematische Darstellung von Kernprozessen ( Anregungs-en-

32 15 P

0,0 ( 14,262 d )

ergien in MeV, Zahlenwerte in Klammern: Teilchenausbeute in % ) a. ß-Übergang bei P-32 b. Übergangsschema bei Ir-192 ߯ 1,71 ( 100 )

0,0 ( stabil )

32 16 S

Abb. 4. 2 b

192 77

3 0,36

( 3,85 )

Ir

߯4 0,539 ( 41,4 ) ߯5 0,675 ( 48 )

0,690 0,580 0,469

2

11

4 0,47

( 0,75 )

߯2 0,256 ( 5,6 ) 1,201 5

8

12

0,921

10

3

0,612 2

8 0,206 0,0 ( stabil )

4

11 3

12 192 75 Os

0,785

6

0,317

0,0 ( stabil ) 192 78 Pt


Strahlungsquellen

Radioaktive Stoffe

die Emissionsvorgänge auch über metastabile Zwischenzustände, d.h. angeregte Zustände eines Atomkerns mit einer merklichen Lebensdauer. Die Summe aller während einer Emissionsfolge umgesetzten Energiebeträge ist stets gleich dem Energieunterschied zwischen dem Energiezustand des Kerns vor und nach dem radioaktiven Kernprozess. Einen Überblick über die bei radioaktiven Kernprozessen ablaufenden Energieänderungen und Teilchenemissionen bietet das Schema der Energieübergänge von der in Abb. 4.2 und 4.3 dargestellten Art. Darin sind die Energiezustände des

angeregten

Folgekerns

durch

übereinander

angeordnete

horizontale

Niveaulinien den Energieunterschieden zwischen den angeregten Zuständen entsprechen. Die Länge des senkrechten Übergangspfeiles zwischen zwei solchen Niveaulinien bemisst die beim Übergang freigesetzte Gammaenergie. Außer der Niveauleiter für den Folgekern ist das Energieniveau des radioaktiven Ausgangskerns

eingetragen.

Die

Kernumwandlungen

(   Alpha-,

Betazerfall,

Elektroneneinfang ) sind durch schräge Pfeile eingezeichnet, wobei die Nuklide von links nach rechts mit zunehmender Ordnungszahl angeordnet sind. Der Zahlenwert am Übergangspfeil bezeichnet die Emissionswahrscheinlichkeit (   in % ), im Folgenden Teilchenausbeute genannt. Der Zahlenwert gibt dementsprechend an, wie viele zugehörige Strahlungsteilchen mit der entsprechenden Energie durchschnittlich pro 100 Kernprozesse emittiert werden (   s. auch Anhang 15.5 ). Derartige Häufigkeitsverteilungen für die unterschiedlichen Energien der Strahlungsteilchen werden Energiespektren genannt. (   s. Abb. 4.4 ) Betateilchen nehmen im Gegensatz zu Alphateilchen nur einen Teil des Energieunterschiedes zwischen zwei Kernzuständen auf, während die restliche Energie auf ein für den praktischen Strahlenschutz unwesentliches Teilchen (   Neutrino bei ߯-Zerfall, Antineutrino bei ߯-Zerfall ) übertragen wird. In Abb. 4.4a ist ein Beispiel für das dabei entstehende Energiespektrum der Betastrahlung wiedergegeben, dem ein einzelner Betaübergang zugrunde liegt. Zur Kennzeichnung eines solchen Betaspektrums wird zumeist nur die Maximalenergie Emax der Betateilchen (   Betaenergie ) angegeben, die dem zugehörigen Übergang zwischen zwei Energieniveaus im Atomkern entspricht (   Abb. 4.2a ). Da beim ߯-Zerfall neben dem ߯-Teilchen jeweils auch noch ein Hüllenelektron abgegeben wird, entspricht die Energiedifferenz der Niveaulinien in diesem Fall nicht der Betaenergie. Diese ergibt sich erst nach Abzug der Ruheenergien der beiden Elektronen von zusammen 1,022 MeV (   s. Abb. 4.3a ). Bei vielen Radionukliden sind mehrere Betaübergänge möglich, wobei verschiedene Emissionswahrscheinlichkeiten bestehen (   s. Abb. 4.2b, 4.3 ), so dass mehrere Betaenergien mit unterschiedlichen Häufigkeiten vorkommen. Da die Emission von Alphaund Betateilchen mit einer Änderung der Protonenzahl Z im Kern verbunden ist, führt die Emission dieser Teilchen stets zu einer Kernumwandlung, d.h. zu einem neuen Kern eines anderen chemischen Elements. Für die charakteristischen Zahlen Z und 014 | 015


22 11 Na

Abb. 4.3 a

Kernprozessen ( Anregungsener-

0,0 ( 950,97 d )

gien in MeV, Zahlenwerte

1,568 ( 9,4 )

in Klammern: Teilchenausbeute

߯1 0,546 ( 90,5 )

in % ) a. Na-22 | b. Co-60

߯2 1,82 ( 5,6 · 10¯2  )

1,275

c. Cs-137 | d. Ra-226

0,0 ( stabil ) 22 10 Ne

Abb. 4.3 b

60 27 Co

0,0 ( 1925,12 d )

߯1 0,318 ( 99,88 )

߯2 1,491 ( 0,12 )

2,506

3

1,332 4 0,0 ( stabil ) 60 28 Ni Abb. 4.3 c

137 55 Cs

0,0 ( 11015 d )

߯1 0,514 ( 94,4 ) 137 56

Ba

m 0,662 ( 2,552 min )

߯2 1,176 ( 5,6 )

0,0 ( stabil ) 137 56

Ba

Abb. 4.3 d 226 88 Ra 3

0,448 0,186

0,0 ( 1600 a )

3

4,344 ( 6 · 10¯  ) 4

2 1

0,0 ( 3,824 d ) 222 86

Rn

Schematische Darstellung von

5

4,784 ( 94,4 )

4,601 ( 5,6 )


Strahlungsquellen

Radioaktive Stoffe

A der Nuklide gelten allgemein die folgenden Umwandlungsregeln:

-Zerfall: (   A, Z )

–> (   A – 4, Z – 2 ) ߯-Zerfall: (   A, Z ) –> (   A, Z + 1 ) ߯-Zerfall / Elektroneneinfang: (   A, Z ) –> (   A, Z – 1 ) So entsteht z.B. durch Alphaemission von Americium (   Z = 95 ) ein Atomkern des Elements Neptunium (   Z = 93 ) und durch Betaemission von Phosphor (   Z = 15 ) ein Kern des Elements Schwefel (   Z = 16 ) (   s. Abb. 4.2a ): ++

Am-241 —> Np-237

߯

P-32 —> S-32

Die Energiespektren von Alpha- und Gammastrahlung haben im Unterschied zu den Spektren der Betastrahlung eine Linienstruktur, da diese Strahlungsteilchen stets nur mit den Energien emittiert werden, die den für das Nuklid charakteristischen möglichen Übergängen zwischen den Kernzuständen entsprechen. In Folge eines Alpha- oder Betazerfalls gibt ein entstehender angeregter Folgekern seine Energie häufig stufenweise über mehrere Gammaübergänge ab, so dass neben dem Alphaoder Betateilchen praktisch gleichzeitig noch mehrere Photonen mit verschiedenen Energien und Häufigkeiten emittiert werden. Abb. 4.4b zeigt die wichtigsten beim Zerfall des Radionuklids Ir-192 auftretenden Photonenenergien, wobei die Höhe der Linien die Häufigkeit ihres Auftretens gemäß den in Anhang 15.5 angeführten Teilchenausbeuten angibt. Angeregte Atomkerne können ihre Anregungsenergie auch auf Hüllenelektronen übertragen, so dass bei diesem Prozess (   innere Konversion ) anstelle von Gammaquanten so genannte Konver-sionselektronen emittiert werden, die im Gegensatz zu Betateilchen monoenergetisch sind. Beim Elektroneneinfang wird praktisch nur eine kaum messbare elektromagnetische Wellenstrahlung (   interne Bremsstrahlung ) aus dem Atomkern emittiert. Allerdings entsteht beim Wiederauffüllen der durch das eingefangene Elektron entstandenen Lücke in der Atomhülle die für das Folgeatom charakteristische Röntgenstrahlung (   Fluoreszenzstrahlung ). Anstelle dieser Röntgenstrahlung können auch Hüllenelektronen (   Auger-Elektronen ) mit bestimmten Energien ausgesandt werden. Bei einem isomeren Übergang bleibt die Kernart (   Nuklid ) erhalten, weil sich dabei lediglich der Energiezustand des Kerns ändert. Eine nur sehr selten vorkommende Zerfallsart ist die spontane Kernspaltung bei den schwersten Elementen, insbesondere Uran. Dabei zerfällt der Kern in zwei mittelschwere Bruchstücke. Zugleich werden im Durchschnitt etwa 2 bis 3 Neutronen und einige Photonen und Betateilchen emittiert. Halbwertzeit

Da jeder Atomkern nur einmal einen bestimmten radioaktiven Kernprozess erfahren kann, nimmt die Anzahl der in einer Substanz noch vorhandenen radioaktiven Atomkerne gemäß der Häufigkeit der Kernprozesse ab. Die relative Wahrscheinlichkeit für das Eintreten dieser Prozesse ist in gleichen Zeitintervallen gleich groß, so dass sich die Anzahl der noch vorhandenen radioaktiven Atomkerne in gleichen Zeitintervallen jeweils um den gleichen Bruchteil verringert. Das Zeitintervall, in dem sich die Anzahl der radioaktiven Atome und damit auch die Aktivität der 016 | 017


Abb. 4.4 a

Abb. 4.4 a: Energiespektrum der Betastrah-

100

lung von P-32, siehe Abb. 4.2 a b: Energiespektrum der Gamma-

50

pro 100 Kernprozessse

Zahl der emittierten Elektronen pro Energieintervall und

strahlung von Ir-192, s. Abb. 4.2 b

1,0 Elektronenenergie in MeV

Abb. 4.4 b

100

pro 100 Kernprozessse

Zahl der emittierten Photonen

50

Photonenenergie

0,5

0,9


Strahlungsquellen

Radioaktive Stoffe

jeweils vorhandenen Atomanzahl auf die Hälfte verringert hat, wird Halbwertzeit T des Radionuklids genannt. Demnach nimmt die Aktivität A nach einer Anzahl n

n von verstrichenen Halbwertzeiten (   im Zeitraum t ) auf den Bruchteil 1/2 der Anfangsaktivität A0 ab. Zahlenwerte von A/A 0 können für ganzzahlige n (   = t/T ) aus Anhang 15.6 entnommen werden. Allgemein kann die Aktivität mit Hilfe der Exponentialfunktionen (   4 .1 ) berechnet werden. (   4 .1 )

A = A 0 · 2¯

t/T

= A 0 · e¯

·t

Darin bezeichnet e die Basis der natürlichen Logarithmen und die Zerfallskonstante (    = (   ln 2 )/T ). Der Kehrwert der Zerfallskonstanten wird als mittlere Lebensdauer bezeichnet und gibt die Zeitspanne an, in der die Aktivität auf den Bruchteil 1/e = 0,368 abgefallen ist. Verhältnisse A/A0 können für vorgegebene Werte von t/T bzw. · t auch aus Anhang 15.7 abgelesen werden.

Abb. 4.5 zeigt die zeitliche Abnahme der Aktivität von Co-60 und Cs-137, deren Halbwertzeiten sich etwa um den Faktor 6 unterscheiden. Nach 30 Jahren ist die CsAktivität mit der größeren Halbwertzeit auf die Hälfte abgeklungen, während die CoAktivität nur noch etwa 1/53 der Anfangsaktivität beträgt. Wie ein Vergleich der beiden Diagramme 4.5a und 4.5b zeigt, ergeben sich bei logarithmischer Aktivitätsskala geradlinige Aktivitätsverläufe, die eine besonders einfache Darstellung und genaue Ablesung auch bei kleinen Aktivitäten erlauben. Halbwertzeiten für einige praktisch bedeutsame Radionuklide sind in Anhang 15.5 wiedergegeben. Natürliche und künstliche

Je nachdem, ob die Bereitschaft zur spontanen Emission bei der betreffenden Atomart

Radioaktivität

von Natur aus vorhanden ist oder erst durch künstliche Einflüsse (   Teilchenbeschuss im Beschleuniger, Kernspaltung im Kernreaktor, Atombombe ) erzeugt wurde, wird zwischen natürlicher und künstlicher Radioaktivität unterschieden. Natürlich radioaktive Stoffe sind überwiegend schwere Atomkerne, deren Alphaemission häufig mit sehr großen Halbwertzeiten verbunden ist, oder aus diesen Atomkernen entstandene sekundäre Folgekerne. Die meisten in der Natur vorkommenden radioaktiven Atomkerne lassen sich in so genannten Zerfallsreihen einordnen. So ist z.B. Ra-226 Glied in einer Kette von Kernumwandlungen, die von dem Ausgangselement U-238 über Alpha- und Betaemissionen zum stabilen Endkern Pb-206 führt (   s. Abb. 4.6 ). Außer den Radionukliden der 3 bekannten natürlichen Zerfallsreihen, die von Uran-235, Uran-238 und Thorium-232 ausgehen, gibt es nur wenige natürlich radioaktive Stoffe (   z.B. Kohlenstoff-14, Kalium-40, s. Anhang 15.1a–d ). Zur Erzeugung von (   künstlicher ) Radioaktivität können Substanzen in speziellen Vorrichtungen an Kernreaktoren mit Neutronen bestrahlt werden. So bildet sich z.B. durch Bestrahlung des natürlich vorhandenen stabilen Nuklids Co-59 das radioaktive Nuklid Co-60, das unter ߯-Emission in Ni-60 übergeht. Der Nickel-Kern befindet sich zunächst in einem Zwischenzustand (   Ni* ), aus dem er erst nach praktisch 018 | 019


Abb. 4.5 a

1,0

Zeitabhängigkeit der Aktivität von Co-60 ( T = 5,27 Jahre ) und Cs-137 ( T = 30,1 Jahre ) a. linearer Maßstab, b. logarithmischer Maßstab der Aktivität Cs - 137 Co - 60

Aktivität in GBq

0,5

10

50

Zeit in Jahren Abb. 4.5 b

10˚

10¯ 1

Aktivität in GBq

10¯ 2

10

Zeit in Jahren

50


Strahlungsquellen

Radioaktive Stoffe

gleichzeitiger Emission zweier Gammaquanten von 1,17 MeV und 1,33 MeV in den stabilen Grundzustand übergeht (   s. Abb. 4.3b ): ߯ n + Co-59 = Co-60 —> Ni*-60 —> Ni-60

Radionuklide können ferner aus den Spaltprodukten gewonnen werden, die bei der Spaltung von Uran (   s. Abb. 5.5d ) in einem Kernreaktor in großer Vielfalt entstehen. Auch mit Teilchenbeschleunigern lassen sich Radionuklide, insbesondere auch Positronenstrahler, erzeugen, indem energiereiche elektrisch geladene Teilchen oder hochenergetische Photonen (   mindestens etwa 8 MeV ) auf die Substanzen geschossen werden. Zur schnellen Information über die Eigenschaften der Nuklide können so genannte Nuklidkarten dienen, in denen jedem Nuklid ein Platz in einem Koordinatensystem zugeordnet ist, bei dem auf der horizontalen Achse die Neutronenzahl und auf der vertikalen Achse die Protonenzahl aufgetragen ist. Bei den stabilen Nukliden sind dort in der Regel die relative Häufigkeit des Isotops im natürlichen Element sowie die Wahrscheinlichkeiten für bestimmte Kernreaktionen mit Neutronen (   s. Kap. 5.4 ) eingetragen. Bei den radioaktiven Nukliden werden die vorkommenden Kernprozesse und die Halbwertzeit sowie zumeist Energien emittierter Strahlungsteilchen aufgeführt. Sowohl bei natürlicher als auch bei künstlicher Radioaktivität sind Alpha- Beta- und Gammastrahlung die am häufigsten auftretenden Strahlungsarten. Neutronen werden im Zusammenhang mit radioaktiven Kernumwandlungen bei einigen Radionukliden gelegentlich im Anschluss an einen ߯- bzw. ߯-Prozess ausgestoßen. Mit größerer Ausbeute werden Neutronen praktisch nur bei der spontanen Kernspaltung der schwersten Elemente (   z.B. Cm-242, Cf-252 ) sowie bei der künstlichen Kernspaltung (   z.B. U-235 ) emittiert. Die für solche Neutronen typische Energieverteilung (   Spaltspektrum ) ist in Abb. 4.7 wiedergegeben. Für praktische Anwendungen werden Neutronenquellen zumeist durch Mischung eines Alpha- oder Betastrahlung emittierenden radioaktiven Stoffes mit einer geeigneten Substanz hergestellt, aus deren Atomkernen diese Strahlungsteilchen beim Auftreffen bevorzugt Neutronen freisetzen. So wird z.B. in der Mischung eines Alphastrahlers, wie Ra-226, mit Be-9-Pulver durch die Alphastrahlung die Kernumwandlung 9

12

Be-9 –> C-12 ausgelöst (   Schreibweise: Be(  ,n ) C, s. Kap. 5.4 ). Die dabei entstehenden Neutronen treten mit einer Energieverteilung auf, die bis etwa 12 MeV reicht (   s. Abb. 4.7 ), und die ebenso wie die Neutronenausbeute merklich von den Abmessungen und der Beschaffenheit der Quelle abhängt. Die mittlere Energie von ( ,n )-Quellen mit Beryllium liegt im Allgemeinen bei 4 bis 5 MeV. Auch mit Gammastrahlung können Kernreaktionen ausgelöst werden, bei denen freie Neutronen entstehen. Eine solche (    ,n )-Quelle ist z.B. eine Mischung aus Gammastrahlung emittierendem Sb-124 mit Be-9-Pulver, wobei nahezu monoenergetische Neutronen entstehen. Nachteilig ist bei den meisten dieser radioaktiven Neutronenquellen die häufig hohe Intensität der begleitenden Gammastrahlung (   s. Anhang 15.22 ). 020 | 021


Abb. 4.6

234 246 ka

230 226 1600 a

218 210 138,4 d

206

Pb

4,2 min

Po

5,01 d

214 164 µs

Bi

22,3 a

TI

8,15 min

Hg

Pb

1,3 min

35 ms

Rn 1,5 s

Po

19,9 min

TI

Bi

26,8 min

222 3,82 d

At

3,10 min

75,4 ka

Th

Uran-238

238

U

4,47 Ga

1,17 Pa min 24,1 d

Natürliche Zerfallsreihe des

U

Th

Ra

Rn

Po

Pb

Legende ß-Zerfall < 0,1 %

Massenzahl Halbwertzeit

238 4,47 Ga

U

Element

a-Zerfall

Abb. 4.7

Abb. 4.7: Energiespektren radioaktiver Neutronenquellen ( Spaltspektrum von Cf-252,

30

Am/Be-Quelle )

Cf - 252 Am - Be pro emittierte Neutronen

Zahl der Neutronen pro Energieintervall

[iaea90d, iaea02a, iso8529–1]

10

2 Neutronenenergie in MeV

10


Strahlungsquellen

Radioaktive Stoffe

Aktivitäten bei

In vielen Fällen sind die nach radioaktiven Kernprozessen entstehenden Folgekerne

Umwandlungsreihen

noch nicht endgültig stabil, so dass sich an die erste radioaktive Umwandlung noch weitere radioaktive Umwandlungen mit der Emission weiterer Strahlungsteilchen anschließen können. Wie aus der Umwandlungsreihe des U-238 in Abb. 4.6 ersichtlich ist, kann dabei im Verlauf der Zeit ein Gemisch aus sehr unterschiedlichen Nukliden mit Halbwertzeiten zwischen wenigen Sekunden und tausenden von Jahren entstehen. Die Aktivitäten der beteiligten Nuklide zu einem gegebenen Zeitpunkt werden dabei durch die Halbwertzeiten und die möglichen Umwandlungswege bestimmt. Bei der Umwandlung eines radioaktiven Mutternuklids in ein radioaktives Tochternuklid nimmt die Anzahl der Atomkerne des Tochternuklids zunächst solange stetig zu, bis der Verlust an Tochterkernen pro Zeitintervall durch radioaktive Umwandlungen ebenso groß geworden ist wie der Gewinn aus Umwandlungen der Mutterkerne, d.h. wenn die Aktivität des Tochternuklids ebenso groß geworden ist wie die des Mutternuklids. Falls die Halbwertzeit TM des Mutternuklids sehr groß ist gegenüber der des Tochternuklids (   TT ), bleiben auch weiterhin beide Aktivitäten gleich groß, d.h. es ist AT = AM, was nicht nur für das unmittelbar folgende, sondern, unter den genannten Bedingungen, auch für alle weiteren radioaktiven Tochternuklide gilt. Dieses so genannte stationäre Gleichgewicht zwischen den Aktivitäten der beiden Nuklide wird praktisch nach einer Zeit erreicht, die etwa 8 Halbwertzeiten des Tochternuklids entspricht (   s. Abb. 4.8a ). Falls die Halbwertzeit des Tochternuklids nicht mehr vernachlässigbar klein ist gegenüber der des Mutternuklids, entsteht ein so genanntes laufendes Gleichgewicht (   s. Abb. 4.8b ), bei dem die Aktivität des Tochternuklids zum Zeitpunkt t wie folgt zu

4.2

berechnen ist:

A T,t = A M,0·

TM TM – TT

· 2¯ t/T M

Darin bezeichnet AM,0die Anfangsaktivität des Mutternuklids (   t = 0 ). Für die Zeit t bis 4.3

zum Erreichen des Gleichgewichts gilt in diesem Fall: t > 8 · TM· TT /(TM– TT )

Ein radioaktives Gleichgewicht ist nicht möglich, wenn das Tochternuklid eine größere Halbwertzeit als das Mutternuklid hat, da sich dann die Atomkerne des Mutternuklids schneller in die des Tochternuklids umwandeln, als deren Anzahl durch radioaktive Umwandlung abnimmt. In diesem Fall haben sich die Atomkerne des Mutternuklids praktisch nach einem Zeitraum von etwa t ≥ 8 · TM weitgehend in die des Tochternuklids umgewandelt (   s. Abb. 4.8c ). Danach gilt für die Tochteraktivität

4.4

zum Zeitpunkt t:

A T,t = A M,0·

TM TT – TM

· 2¯ t/T T

Für eine Umwandlungsreihe aus mehreren aufeinander folgenden Radionukliden folgt daraus, dass sich hinter dem Nuklid mit der größten Halbwertzeit stets ein Gleichgewicht aller folgenden Aktivitäten einstellt. Gemäß Abb. 4.6 folgen z.B. beim Ra-226 auf dessen radioaktive Umwandlung in Rn-222 noch 8 weitere radioaktive 022 | 023


Abb. 4.8 a

Stationäres Gleichgewicht – Aktivitäten von Cs-137 ( Mutter, T = 30,1a ) und Ba-137m ( Tochter, T = 2,55 min ) sowie die Gesamtaktivität in Abhängigkeit von

1,0

der Zeit Gesamtaktivität Cs - 137 Ba - 137

Relative Aktivität

0,1

2

20

10

Abklingzeit in Min

Abb. 4.8 b

Laufendes Gleichgewicht – Aktivitäten von Mo-99 ( Mutter, T = 66

2

h ) und Tc-99 ( Tochter, T = 6 h ) sowie die Gesamtaktivität in Abhängigkeit von der Zeit

1

Gesamtaktivität Mo - 99 0,5

Tc - 99

Relative Aktivität

0,2

20 Abklingzeit in Min

60

100


Strahlungsquellen

Radioaktive Stoffe

Umwandlungen, bis das stabile Nuklid Pb-206 entstanden ist, wobei die größte Halbwertzeit mit 22,3 a von Pb-210 kleiner ist als die des Ra-226 mit 1600 a. Deshalb ergibt sich nach etwa 180 a ein laufendes Gleichgewicht mit allen Tochternukliden. Praktisch wird jedoch bereits nach etwa 30 Tagen ein nahezu stationäres radioaktives Gleichgewicht mit den 5 nachfolgenden Tochternukliden bis zum Po-214 erreicht, und die Gesamtaktivität in der Substanz ist dann schon mindestens 6-mal so groß wie zu Beginn. Dabei ist zu beachten, dass die Quellstärke der verschiedenen Strahlungsarten, d.h. die Anzahl der erzeugten Strahlungsteilchen pro Zeit, wegen der unterschiedlichen Beiträge der beteiligten Nuklide nicht im gleichen Maße zunimmt. Falls in einer radioaktiven Umwandlungsreihe kein radioaktives Gleichgewicht zu erwarten ist, müssen die Einzelaktivitäten der beteiligten Radionuklide mittels spezieller Formeln berechnet werden (   s. Formel (   4 .4 ) ). Kenngrößen radioaktiver

Die grundlegenden radiologischen Kenngrößen einer radioaktiven Substanz sind

Stoffe

ihre Aktivität zu einem bestimmten Zeitpunkt, die Halbwertzeit der Aktivität sowie die Arten, Energien und Häufigkeiten der emittierten Strahlungsteilchen. Da Halbwertzeit sowie Strahlungsarten und -energien typische Eigenschaften bestimmter Atomkernarten sind, ist eine ausreichende Kennzeichnung einer radioaktiven Substanz zumeist bereits durch die Angabe des Symbols für das Nuklid (   z.B. Co-60, Sr-90, Cs-137 ) und der Aktivität gegeben. Durch ein „Pluszeichen“ hinter dem Radionuklidsymbol (   z.B. Cs-137+ ) wird ausgedrückt, dass radioaktive Folgeprodukte mit berücksichtigt sind. Bei radioaktiven Stoffen, die sich in der Umwelt ausbreiten können (   offene radioaktive Stoffe ), werden allerdings häufig noch zusätzliche Angaben über die physikalischen und chemischen Eigenschaften der Substanz benötigt, um die Gefährdungsmöglichkeiten abschätzen zu können. Enthält eine radioaktive Substanz mehrere Radionuklide, so ist ihre Gesamtaktivität gleich der Summe der Teilaktivitäten aller Radionuklide. Es ist zu beachten, dass bei Aktivitätsangaben die Aktivität etwa vorhandener radioaktiver Folgeprodukte häufig nicht berücksichtigt wird. Zur vollständigen Kennzeichnung der radioaktiven Substanz ist in diesem Fall die Kenntnis des Zeitpunkts erforderlich, an dem die reine Muttersubstanz vorlag. Die zum Zeitpunkt der Anwendung vorhandenen Aktivitäten können dann gemäß Kap. 4.1.5 bestimmt werden. Da radioaktive Stoffe häufig schon bei sehr kleinen Mengen Strahlenschutzmaßnahmen erforderlich machen, ist außer der Angabe der Aktivität auch noch die Kenntnis der spezifischen Aktivität

M=

A/M, d.h. des Verhältnisses aus der Aktivität

A und der Masse M der zugehörigen Substanz, von Bedeutung. Grundsätzlich ist zu unterscheiden zwischen der spezifischen Aktivität, die sich auf die Masse aller Atome des radioaktiven Nuklids bezieht und einer solchen, bei der auch die Masse aller sonstigen Atome des gleichen Elements oder bestimmter Verbindungen bzw. Substanzgemische mit berücksichtigt wird. Die spezifische Aktivität in Bezug auf die 024 | 025


Abb. 4.8 c

Kein Gleichgewicht – Aktivitäten von Po-218 ( Mutter, T = 3,05 min )

1

und Pb-214 ( Tochter, T = 26,8 min ) sowie die Gesamtaktivität in Abhängigkeit von der Zeit ( s. Abb. 4.6 )

Gesamtaktivität Pb – 214

0,1

Relative Aktivität

Po - 218

10 Abklingzeit in Min

30

50


Strahlungsquellen

Radioaktive Stoffe

Masse des radioaktiven Nuklids ist eine Konstante, da zwischen der Masse M der Atome in Gramm (   g ), der Aktivität A in Becquerel (   Bq ) und der Halbwertzeit T in M = 7,57 · 10¯17 · Ar · T · A

4.5a

Jahren (   a ) die folgende Zahlenwertgleichung gilt:

4.5b

A r bezeichnet die relative Atommasse. Umgekehrt ergibt sich die Aktivität eines M Radionuklids bei vorgegebener Masse zu: A = 1,32 · 1016 · ——— T · Ar Da im Strahlenschutz radioaktive Stoffe mit Halbwertzeiten von nur 5 Minuten 5

(   entsprechend etwa 10¯ Jahre, s. Anhang 15.3b ) bedeutsam sein können, ist mit spezifischen Aktivitäten von mehr als 100 TBq/μg zu rechnen. Deshalb müssen unter Umständen schon Massen radioaktiver Nuklide von weniger als 10–18 g zuverlässig erkannt werden. In der Praxis werden außer massenbezogenen auch noch flächenbezogene Aktivitäten V

F

= A/F bzw. volumenbezogene Aktivitäten

= A/V angegeben, wenn die Aktivität über eine bestimmte Oberfläche F

bzw. über ein bestimmtes Volumen V verteilt ist. Dafür sind auch die Begriffe Oberflächenkontamination bzw. Aktivitätskonzentration gebräuchlich. Im Zusammenhang mit der Messung und Risikobewertung von Radon (   Rn-222 ) und seinerkurzlebigen Folgeprodukte in der Luft wird als weitere Kenngröße die so genannte Radonexposition P verwendet. Sie ist das Produkt aus der RadonAktivitätskonzentration aV, Rn und der Einwirkungszeit t: P = aV, Rn · t

4.6 Radioaktive Quellen

Bei radioaktiven Quellen wird grundsätzlich zwischen umschlossenen und offenen radioaktiven Stoffen unterschieden [StrlSchV01]. Umschlossene radioaktive Stoffe sind gasförmige, flüssige oder feste Substanzen, die ständig von einer strahlendurchlässigen, gegenüber dem Stoffaustritt jedoch allseitig dichten, festen, inaktiven Hülle umschlossen oder in festen inaktiven Stoffen so eingebettet sind, dass bei üblicher betriebsmäßiger Beanspruchung ein Austritt radioaktiver Stoffe verhindert wird (   umschlossener Strahler, s. Abb. 4.9 ). Solche Strahlungsquellen werden z.B. in Vorrichtungen zur Werkstoffprüfung sowie in der Mess- und Regeltechnik verwendet. Offene radioaktive Stoffe sind alle übrigen radioaktiven Stoffe ohne ausreichende Schutzhülle. Hierzu gehören z.B. die radioaktiven Flüssigkeiten und Feststoffe, mit denen in Radionuklidlaboratorien umgegangen wird, einschließlich der anfallenden radioaktiven Abfälle. Offene radioaktive Stoffe ergeben sich bei der Herstellung umschlossener Präparate und bei der Aufarbeitung verbrauchter Kernbrennstoffe. Sie werden auch bei der Herstellung von Leuchtstoffen sowie als Nachweismittel für den Verbleib bestimmter Substanzen bei chemischen Reaktionen, Stoffwechselvorgängen oder Transportprozessen eingesetzt.Ferner können sie beim Betrieb von Strahlungsgeneratoren als Folge der Strahleneinwirkung auf Materialien der Umgebung entstehen. Besonders große Aktivitäten dieser Art treten bei 024 | 025


Abb. 4.9 a

80 mm

Umschlossene radioaktive Strahlungsquellen ( AEA Technology ) a. Caesium-Industriepräparat ( Cs-137 ). Caesium in keramischer Form in doppelt umschlos-sener Kapsel aus nicht rostendem Stahl,

120 mm

ver-schweißt ( X.9, 18,5 GBq-111 GBq ) radioaktiver Stoff

Abb. 4.9 b

Gamma-Radiographiequelle ( Co-60, Ir-192 ). Zylinder aus

75 mm

Iridium- oder Kobaltmetall in Kapsel aus nichtrostendem Stahl, verschweißt ( X.54 )

50 mm

151 mm

Abb. 4.9 c

Neutronenquelle ( Am-Be ). Mischung aus Americiumoxid

174 mm

mit Berylliummetall in doppelt umschlossener Kapsel aus nichtrostendem Stahl, verschweißt ( X.2, 37 MBq-11,1 GBq )

192 mm

8 mm

8 mm


Strahlungsquellen

Strahlungsgeneratoren

Kernreaktoren in den Kreisläufen des Kühlmittels und des Schutzgases sowie in den konstruktiven Bauteilen auf. Die besondere Bedeutung offener radioaktiver Stoffe für den Strahlenschutz ergibt sich aus der Möglichkeit ihrer unkontrollierten Ausbreitung in den gasförmigen, flüssigen oder festen Medien unserer Umwelt und auf Oberflächen. Diese Verunreinigung wird als Kontamination bezeichnet. Fachliteratur

[ann04, aud03a, bau78/80/86, cho02, cie83, coo81, far87, fir99, hei94, her86, hof91, iaea90a, iaea90d, iaea02a, icrp83b, iso6980, iso8529, kel81, kel82, mar69, men72, mün91, pfe98, poh92, sch97, StrlSchV01, sto05, tep90] Online-Nukleardaten/Programm-Service: [iaea, kaeri, lanl, lbnl, lund, nndc]

Röntgenröhre

Röntgenröhren erzeugen je nach Bauart Photonen mit Energien bis zu einigen 100 keV. Eine schematische Darstellung ist in Abb. 4.10 wiedergegeben. Durch das elektrische Feld zwischen der elektrisch positiv geladenen Anode und der negativ geladenen Kathode werden die an der Glühkathode in das Vakuum austretenden Elektronen in Richtung auf die Anode beschleunigt, wo sie auf eine innerhalb der Anode befindliche Antikathode aus einem Material hoher Ordnungszahl auftreffen. Die bei den Wechselwirkungen mit den Atomen der Antikathode entstehende und durch ein Fenster in der Röhre austretende Photonenstrahlung wird Röntgenstrahlung genannt. Dabei ist zu unterscheiden zwischen der Röntgen-Bremsstrahlung, die durch Abbremsen eines Elektrons im elektrischen Feld des Atomkerns erzeugt wird (   s. Abb. 5.2c ), und der Röntgenfluoreszenzstrahlung, die in der Atomhülle entsteht (   s. Abb. 5.2b ). Während die auftreffenden Elektronen entsprechend der angelegten Beschleunigungsspannung (   z.B. 200 kV ) alle nahezu dieselbe Energie (   hier 200 keV ) haben, sind die Energien der austretenden Röntgenstrahlungsphotonen über einen breiten Energiebereich (   hier von etwa 0 bis 200 keV ) verteilt. Die Häufigkeit der erzeugten Bremsstrahlungsphotonen nimmt nach einem Maximum bei niedrigsten Photonenenergien mit wachsender Energie gleichmäßig ab bis zu einer höchsten Energie (   Grenzenergie ), die der Energie der beschleunigten Elektronen entspricht. Die Fluoreszenzstrahlungsphotonen treten dagegen mit bestimmten, für das Antikathodenmaterial charakteristischen Energien auf (   charakteristische Strahlung ). Eine Röntgenröhre liefert demnach eine Überlagerung aus dem kontinuierlichen Energiespektrum der Bremsstrahlung mit dem diskreten Linienspektrum der Fluoreszenzstrahlung (   Abb. 4.11a ). Aus Abb. 4.11b ist zu entnehmen, wie beim Durchgang eines Strahlenbündels durch Materialschichten, z.B. Al-Filter, die Photonen mit niedrigeren Energien stärker 024 | 025


Abb. 4.10

Funktionsprinzip der Röntgenröhre

Richtungszylinder Antikatode

Glaskolben

Anode

Kühlung

Glühkathode Elektronen

Röntgenstrahlung

Abb. 4.11 a 0,05

0,03

strahlung bei Beschleunigungss-

0,02

100

Energiespektren von Röntgen-

Wellenlänge in nm

pannungen von 60 kV, 80 kV, 100 kV, 120 kV [iso4037, ptb00a, rei90]

120 kV

80

100 kV 80 kV 60 kV

40

intervall und Elektron

Zahl der emittierten Photonen pro Energie-

60

20

20 Photonenenergie in keV

60

100


Strahlungsquellen

Strahlungsgeneratoren

unterdrückt werden als die mit höheren Energien. Dadurch entsteht ein Energiespektrum, dessen Maximum sich mit zunehmender Dicke der durchstrahlten Schicht zu höheren Energien verschiebt (   „gehärtetes“ Spektrum ). Zusätzlich in den Strahlengang eingebrachte Filterschichten bewirken daher im Allgemeinen außer der Herabsetzung der Strahlungsintensität eine zusätzliche Härtung des Energiespektrums. Da die Anzahl der Elektronen, die pro Zeitintervall auf die Antikathode auftreffen und dort Photonen auslösen, der Stromstärke in der Röntgenröhre entspricht, nimmt auch die Anzahl der pro Zeitintervall erzeugten Photonen, d.h. die Quellstärke der Röntgenröhre, unmittelbar proportional zur Stromstärke zu. Das Energiespektrum der Photonen bleibt dabei unverändert. Nur ein geringer Bruchteil (   weniger als 1% ) der Bewegungsenergie aller auftreffenden Elektronen wird in Röntgenstrahlungsenergie umgesetzt. Die übrige Energie wandelt sich in Wärme um, die durch Kühlung abgeführt werden muss. Da die Antikathode einer Röhre nur eine begrenzte, durch die Bauart gegebene Wärmeleistung aufnehmen kann, die dem Produkt aus dem Röhrenstrom und der Röhrenspannung entspricht, lassen sich an jeder Röhre nur bestimmte Kombinationen von Stromstärke (   Strahlungsintensität ) und Beschleunigungsspannung (   maximale Photonenenergie ) einstellen. Teilchenbeschleuniger

In Beschleunigern werden elektrisch geladene Teilchen durch stationäre oder wechselnde elektromagnetische Felder auf so hohe Energien beschleunigt, dass sie entweder selbst als Strahlungsteilchen verwendet werden können oder beim Aufprall auf ein so genanntes Target in diesem sekundäre Strahlungsteilchen erzeugen. Nach der Art der beschleunigten Teilchen kann zwischen Elektronenbeschleunigern und Beschleunigern für schwere geladene Teilchen (   Protonen, Ionen ) unterschieden werden. Die sekundären Strahlungsteilchen von Elektronenbeschleunigern sind zumeist Photonen; mit Beschleunigern von Protonen und Deuteronen werden häufig Neutronen erzeugt. Beschleuniger bestehen aus einer Teilchenquelle für Elektronen oder Ionen, einer Vakuumkammer, in der die Teilchen beschleunigt werden, dem Austrittsfenster oder dem Target, auf das die Teilchen am Ende der Beschleunigung auftreffen, sowie den Beschleunigungs- und Fokussierkomponenten. Hinzu kommt der Generator zur Erzeugung der elektrischen oder elektromagnetischen Felder zur Beschleunigung der Teilchen. In der Beschleunigungskammer wird entweder ein stationäres elektrisches Feld – analog zur Röntgenröhre – aufrecht erhalten, in dem die Teilchen in kontinuierlichem Strom bis auf die der Spannungsdifferenz entsprechende Bewegungsenergie beschleunigt werden oder es werden zeitlich veränderliche (   instationäre ) Wechselfelder verwendet, in denen die Teilchen nur gruppenweise (   Puls ) periodisch beschleunigt werden können. Bei gruppenweiser Beschleunigung hängt der zeitliche 026 | 027


Abb. 4.11 b

Härtung der Energiespektren von Röntgenstrahlung durch 1, 3 bzw. 5 mm dicke Aluminium-

100

0,05

0,03

Filter

0,02 Wellenlänge in nm

1 mm 3 mm 5 mm

80

40

intervall und Elektron

Zahl der emittierten Photonen pro Energie-

60

20

20 Photonenenergie in keV

60

100


Strahlungsquellen

Strahlungsgeneratoren

Mittelwert der Quellstärke der Strahlungsteilchen wesentlich vom Verhältnis zwischen der Pulsdauer und der Wiederholungszeit der Teilchenpulse (   Tastverhältnis ) ab. Besonders hohe Endenergien lassen sich erreichen, wenn die Teilchen durch Magnetfelder in eine ringförmige Bahn gezwungen werden und die gleichen Beschleunigungsfelder wiederholt durchlaufen. Bei Beschleunigern lassen sich dementsprechend neben der Teilchenart folgende wesentliche Merkmale unterscheiden: – lineare und ringförmige Teilchenbahnen, – elektrische und elektromagnetische Beschleunigungsfelder sowie – konstante und veränderliche Magnetfelder zur Bahnbeeinflussung. Gleichspannungsfeld-

Bei diesem Beschleunigertyp werden Elektronen oder Ionen in einem geraden

Beschleuniger

Vakuumrohr durch ein stationäres, lineares elektrisches Feld längs der Rohrachse beschleunigt. Die maximal mögliche Spannungsdifferenz bzw. Bewegungsenergie der Teilchen ist dabei durch Isolationsprobleme (   Glimmentladung, Funkenüberschlag ) in freier Atmosphäre auf etwa 3 MV und in Druckbehältern mit Schutzgas auf etwa 10 MV begrenzt. Die konstruktive Ausführung von Beschleunigern dieses Typs wird entscheidend durch die Art der Hochspannungserzeugung bestimmt, wobei zwischen elektrostatischen und elektromagnetischen Generatoren zu unterscheiden ist. Bei dem von van de Graaff entwickelten Beschleunigertyp (   s. Abb. 4.12 ) wird die Hochspannung dadurch erzeugt, dass elektrische Ladung mittels eines Transportbandes aus Isoliermaterial durch Spitzenentladung von einer Spannungsquelle in das Innere einer isolierten Metallhohlkugel übertragen wird, an deren Oberfläche sich bei der Aufladung eine wachsende Hochspannung einstellt. Zur Erzielung einer gleichmäßigen Teilchenbeschleunigung sind entlang des Beschleunigungsrohrs so genannte Äquipotenzialringe angebracht, zwischen denen sich ein linearer Spannungsabfall einstellt. Typische Strahlströme liegen bei einigen mA (   Elektronen ) bzw. einigen 100 μA (   Protonen ). Der Kaskadenbeschleuniger bezieht seine Hochspannung über spezielle Schaltungssysteme aus Transformatoren, Kondensatoren und Gleichrichtern aus einer Wechselspannung, wobei Strahlströme von einigen 100 mA (   Elektronen ) erreicht werden. Beim Dynamitron wird die Hochspannung aus Hochfrequenzspannungen gewonnen, die in ringförmigen Elektroden entlang des Beschleunigerrohrs induziert und mit speziellen Gleichrichterschaltungen auf Gleichspannungen bis zu einigen MV aufsummiert werden.

Wechselspannungsfeld-

Abb. 4.13 zeigt das Schema des von Wideröe entwickelten Driftröhren-Beschleunigers.

Linearbeschleuniger

Hierbei erfolgt die Beschleunigung zwischen den Enden von hintereinander angeordneten Rohrstücken, die abwechselnd mit den beiden Polen eines Wechselspannungsgenerators verbunden sind. Die Rohre sind dabei so bemessen, dass die 028 | 029


Abb. 4.12

Schematische Darstellung eines van-de-Graaff-Beschleunigers

Hochspannungselektrode Hochspannungsquelle mit Drucktank

SprĂźhentladungselektrode Endlosband

+

+ + + ++ + + + + + + + + + + + + + + + + + + +

+

+

+ + + + + + + + + +

+

+

+ +

+

+

+

+

+

+

+

+

+

+

â&#x20AC;&#x201C;

+

Target

+ ++ + + + + + + + + + + +

Ionenquelle

Beschleunigungsrohr

Vakuumpumpe


Strahlungsquellen

Strahlungsgeneratoren

Laufzeit der Teilchen in ihnen jeweils einer halben Schwingungsperiode der Spannung entspricht, so dass in den Rohrspalten stets die gleiche Beschleunigungsspannung auf sie einwirkt. Während der Drift durch die Rohre sind die Teilchen gegen das entgegengerichtete Wechselfeld abgeschirmt. Damit die Teilchen nur der beschleunigenden Phase des Wechselfeldes ausgesetzt sind, müssen die Driftröhren mit zunehmender Teilchengeschwindigkeit länger werden. Dies gilt insbesondere für Ionen, während Elektronen schon bei 2 MeV nahezu Lichtgeschwindigkeit haben, wobei sich für eine Hochfrequenz von 3000 MHz eine Driftröhrenlänge von etwa 10 cm ergibt. Eine Abwandlung ist der von Alvarez entwickelte Beschleuniger, bei dem die Hochspannung nicht galvanisch sondern durch stehende elektromagnetische Wellen auf die Driftröhren übertragen wird. Beim so genannten Stehwellen-Beschleuniger werden im Beschleunigungsrohr stationäre elektromagnetische Wellen erzeugt, die durch eine Folge von ortsfesten Schwingungsbäuchen und -knoten entlang der Beschleunigungsstrecke gekennzeichnet sind. Dabei sind die Abstände zwischen den Schwingungsknoten derart auf die Teilchengeschwindigkeit abgestimmt, dass die Teilchen die Schwingungsknoten immer gerade dann passieren, wenn die Feldstärke im anschließenden Bereich in die Beschleunigungsrichtung wechselt. Im Wanderwellen-Beschleuniger laufen die zu beschleunigenden Teilchen synchron mit einer sich in einem Beschleunigungsrohr wandernden elektromagnetischen Welle mit. Wie in Abb. 4.14 schematisch dargestellt ist, wird dabei die Wellengeschwindigkeit durch Strukturierung des Beschleunigungsrohrs mit Lochscheiben (   Runzelröhre ) derart auf die zunehmende Teilchengeschwindigkeit abgestimmt, dass das Teilchen stets in der beschleunigenden Phase der Welle mitbewegt wird. Das Rhodotron stellt einen Sonderfall eines Wechselfeld-Beschleunigers dar. Es handelt sich um einen Elektronenbeschleuniger, bei dem das Beschleunigungsfeld in einem Hohlraumresonator erzeugt wird, den die Elektronen mehrfach durchlaufen. Die Beschleunigungskammer wird durch zwei koaxiale Hohlzylinder gebildet, zwischen denen das Hochfrequenzfeld aufgebaut ist. Die Elektronen werden in einer Beschleunigungsphase der elektromagnetischen Welle in die Kammer eingeschossen, durchlaufen den inneren Zylinder während des Feldwechsels und werden beim Austritt aus dem inneren Zylinder erneut in Richtung Außenzylinder be-schleunigt (   s. Abb. 4.15, 12.8 ). Durch einen an der Außenwand der Beschleunigungskammer angeordneten Magneten werden die Elektronen fokussiert und um 180° umgelenkt, so dass sie den Hohlraumresonator erneut durchlaufen können. Bei einem KammerAußendurchmesser von 105 cm und einer Resonanzfrequenz von 215 MHz ist mit jedem Durchlauf ein Energiegewinn von 0,833 MeV verbunden. Damit wird nach 12 Durchläufen einen Endenergie von 10 MeV erreicht.

028 | 029


Abb. 4.13

eines Wideröe-Driftröhren-Be-

positives Ion +

Hochfrequenz-Wechselspannung

Schematische Darstellung schleunigers

Ionenquelle Driftröhre

Target elektrische Feldstärke

Beschleunigungsrohr

Zeit t1

t2

t 3 Ion zur Zeit

Abb. 4.14

Schematische Darstellung eines Wanderwellenbeschleu-

Vergrößerung

nigers ( Buncher: Bündelung der

Feldstärke

beschleunigten Teilchen, Klystron:

Hochfrequenz-Generator

Modulator

+ –

Zeit – – – – – –

+ + + + + +

+ + + + + +

– – – – – –

– – – – – –

+ + + + + +

– – – – – –

+ + + + + +

+ + + + + +

– – – – – –

– – – – – –

+ + + + + +

Klystron

Buncher Elektronenkanone

Teilchenpaket Blenden

Fenster Beschleunigungsrohr

Verstärkung der Hochfrequenzwelle, Modulator: Impulsgenerator )


Strahlungsquellen

Strahlungsgeneratoren

Ringbeschleuniger mit

In diesen Beschleunigern wird durch ein Magnetfeld dafür gesorgt, dass die elektrisch

konstantem Magnetfeld

geladenen Teilchen sich auf Kreisbahnen senkrecht zum Magnetfeld bewegen, deren Radius mit der Teilchenenergie zunimmt. Beim Zyklotron (   Abb. 4.16 ) erfolgt die Beschleunigung durch ein elektrisches Wechselfeld im Spalt zwischen zwei flachen D-förmigen Dosen, die zwischen den Polen eines starken Elektromagneten angeordnet sind. Durch geeignete Abstimmung der Hochfrequenz auf die vom Bahnradius unabhängige konstante Umlaufzeit der Teilchen wird erreicht, dass die Teilchen den Raum zwischen den Dosen stets dann passieren, wenn dort eine beschleunigende Spannungsdifferenz besteht. Dadurch nehmen sie im Verlauf einer spiralähnlichen Bahn stufenweise Energie auf, wodurch sich der Bahnradius vergrößert, bis die Teilchen am Rand der Vakuumkammer durch ein Ablenksystem (   Deflektor ) auf das Austrittsfenster oder ein Target geleitet werden. Das Zyklotron ähnelt somit einem Driftröhrenbeschleuniger, bei dem die unterschiedlich langen Rohre durch entsprechend lange Kreisbögen innerhalb der Dosen ersetzt werden und die gesam-te Teilchenbahn auf engstem Raum „aufgewickelt“ worden ist. Auf diese Weise werden üblicherweise Protonen bis etwa 20 MeV und Alphateilchen bis etwa 40 MeV Endenergie beschleunigt. Die Endenergie kann beim Synchrozyklotron um mehr als eine Größenordnung dadurch erhöht werden, dass die Frequenz der Beschleunigungsspannung an die durch die zunehmende relativistische Masse entstehende Vergrößerung der Um-laufzeiten angepasst wird (   s. Kap. 3.3 ). Auch beim Isochronzyklotron kann die Endenergie trotz Massenzunahme und konstanter Beschleunigungsfrequenz wesentlich gesteigert werden, indem durch geeignete Wahl der Polschuhe ein radial sich änderndes Magnetfeld erzeugt wird. Das Mikrotron ist ein Kreisbeschleuniger für Elektronen, bei dem die Beschleunigung schrittweise durch ein spezielles Hochfrequenzsystem (   Hohlraumresonator ) erfolgt, das von den Elektronen bei jedem Umlauf im homogenen Magnetfeld einmal durchlaufen wird (   Abb. 4.17 ). Dabei müssen Umlaufzeit und Hochfrequenzphase äußerst genau aufeinander abgestimmt sein, was durch die entsprechende Wahl des Magnetfeldes erreicht werden kann. Elektronen unterschiedlicher Energie bewegen sich infolge dieser Abstimmung auf räumlich getrennten Umlaufbahnen, aus denen sie mit hoher Energieschärfe aus dem Beschleuniger extrahiert und relativ verlustarm zum Anwendungsort geführt werden können. Der Energiegewinn pro Umlauf beträgt zumeist 0,511 MeV; die üblichen Endenergien reichen bis etwa 30 MeV.

Ringbeschleuniger mit ver-

Beim Betatron werden Elektronen durch ein elektrisches Ringfeld beschleunigt, das

änderlichem Magnetfeld

automatisch um ein zeitlich zunehmendes Magnetfeld (   magnetisches Beschleunigungsfeld ) entsteht, welches die Elektronen zugleich auf einer Kreisbahn (   magnetisches Führungsfeld ) hält. Durch geeignete Formgebung und Dimensionierung 030 | 031


Abb. 4.15

Funktionsprinzip des Rhodotrons (â&#x20AC;&#x160;Querschnitt durch

Elektronenstrahl

die Beschleunigungskammerâ&#x20AC;&#x160;)

Hohlraumresonator

Umlenkmagnet

Elektronenkanone

Abb. 4.16

Schematische Darstellung eines Zyklotrons

Ionenquelle Erregerspule

Teilchenstrahl

Deflektor

Magnetjoch Spalt D-Elektroden Hochfrequenz-Generator


Strahlungsquellen

Strahlungsgeneratoren

der magnetischen Polschuhe im Bereich des Beschleunigungsfeldes und der Teilchenbahn lässt sich erreichen, dass die Elektronen während des gesamten Beschleunigungsvorgangs auf Bahnen innerhalb einer ringförmigen Vakuumröhre umlaufen (    s. Abb. 4.18  ). Am Ende des Magnetfeldanstiegs werden die Elektronen entweder durch ein dünnes Fenster als gebündelter Elektronenstrahl herausgeführt oder zur Erzeugung von Bremsstrahlung auf ein Target gelenkt. Bei der aufgrund des Beschleunigungsmechanismus gepulsten Strahlungsemission ergeben sich verhältnismäßig kleine Zahlenwerte für das Tastverhältnis (  ca. 10–3 ). Typische Betatrons haben Maximalenergien zwischen etwa 15 MeV und 100 MeV. Endenergien von mehr als 500 MeV lassen sich vor allem wegen der elektromagnetischen Strahlungsverluste bei gekrümmten Elektronenbahnen kaum erreichen. Auch beim Synchrotron bewegen sich die zu beschleunigenden Teilchen auf gleichbleibenden ringförmigen Bahnen, wobei das Magnetfeld durch zahlreiche längs der Bahn verteilte Elektromagnete erzeugt wird. Die Beschleunigung erfolgt vorwiegend durch zwischen den Magneten eingebaute elektrische Beschleunigungsstrecken, wobei die Änderungen der Beschleunigungsfelder und der Magnetfelder synchron aufeinander abgestimmt sind. Mit sehr großen Radien der Teilchenbahnen (   bis zu mehreren Kilometern ) lassen sich die elektromagnetischen Abstrahlungsverluste so klein halten, dass Endenergien von einigen 10 GeV bei Elektronen und mehreren 100 GeV bei Protonen erreicht werden. Strahlungsfelder an

Für den praktischen Strahlenschutz an Beschleunigern sind im Allgemeinen we-

Beschleunigern

niger die primär beschleunigten Teilchen als die von diesen beim Auftreffen auf Ma-terie erzeugten sekundären Strahlungsteilchen, insbesondere Brems- und Neutronenstrahlung, von Bedeutung. Die im Target von Elektronenbeschleunigern entstehende Bremsstrahlung zeigt eine keulenförmige Richtungsverteilung mit ausgeprägtem Maximum in Richtung der beschleunigten Elektronen. Bei praktischen Anwendungen muss deshalb häufig die Strahlungsintensität innerhalb des Strahlenbündels durch speziell geformte Abschirmkörper im Strahlerkopf homogenisiert werden. In Abb. 4.19 sind typische Energiespektren der Bremsstrahlung im ungeschwächten Nutzstrahlenbündel wiedergegeben, die bei dickem Wolfram-Target für verschiedene Beschleunigungsenergien zu erwarten sind. Wie bereits in Kap. 4.2.1 erläutert, wird auch hier die zu niedrigen Energien stark ansteigende Häufigkeitsverteilung der Photonen beim Durchgang durch Filter- oder Abschirmschichten gehärtet. Neutronen entstehen an Elektronenbeschleunigern fast ausschließlich durch Kernphotoeffekte der Bremsstrahlung, die im Target oder in anderen von Elektronen getroffenen Bauteilen erzeugt wird. An Ionenbeschleunigern entstehen Neutronen überwiegend bei direkten Kernumwandlungen im Target. Bei kleinen Beschleunigungsenergien bzw. unmittelbar oberhalb der von der Teilchenart und 032 | 033


Abb. 4.17

Schematische Darstellung eines Mikrotrons

Magnetischer Kanal zur Strahlausführung

Vakuumkammer

Elektronenbahn

Hohlraumresonator Elektronenquelle

Abb. 4.18

Schematische Darstellung eines Betatrons ( Erzeugung von Bremsstrahlung )

Bremsstrahlung

Elektronenaustrittsfenster

Vakuumröhre

Platintarget

Elektronensollbahn

Elektronenbahn im Einlenker

Magnetjoch

Getter für Vakuum Elektronenkanone


Strahlungsquellen

Strahlungsgeneratoren

der getroffenen Materie abhängigen Schwellenenergie werden durch die Teilchen Kernreaktionen (   s. Kap. 5.4 ) ausgelöst, bei denen die Energie und die Emissionsrichtung der Neutronen in charakteristischer Weise miteinander verknüpft sind. Bei exothermen Reaktionen können die Energien der freigesetzten Neutronen auch erheblich größer sein als die Energie der beschleunigten Teilchen. So werden z.B. beim Beschuss von Targets aus Deuterium (   H-2, D ) bzw. Tritium (   H-3, T ) mit Atomkernen des Deuteriums (   Deuteronen (   d ) ) in Richtung der beschleunigten Deuteronen stets Neutronen mit Energien von mindestens 2,45 MeV bzw. 14,1 MeV emittiert (   s. Anhang 15.9c ). Mit zunehmender Teilchenenergie werden weitere Kernreaktionen wirksam, wodurch kompliziertere Energiespektren und Richtungsverteilungen der Neutronen entstehen. Besonders große Ausbeuten an hochenergetischen Neutronen werden dabei mit Targetelementen erreicht, die leichter als Bor sind. Die mit schweren Targets erzielbaren großen Neutronenausbeuten betreffen niederenergetische Neutronen. Anhang 15.24d zeigt beispielhaft die energie- und winkelabhängige Ausbeute an Neutronen, die beim Auftreffen von 40 MeV Deuteronen auf ein dickes BeTarget entstehen, wobei die angegebenen Emissionswinkel auf die Richtung der beschleunigten Ionen zu beziehen sind. Fachliteratur

[ber02, cla66, dan74, iso4037, koc59, kri04, kri05, lid03, nac71, pra77, ptb00a, rei90, sel85, ste01, tse79, wie03, wil96, wil01]

Kernreaktor

Kernreaktoren sind besonders intensive Generatoren von Photonen und Neutronen. Ihre Funktion beruht auf dem Prozess der Kernspaltung (   s. Abb. 5.5d ) von Uran und anderen schweren Elementen durch absorbierte Neutronen [sta01]. Dabei ist entscheidend, dass durch die bei den Kernspaltungen entstehenden Neutronen eine stationäre Kettenreaktion, d.h. eine im Durchschnitt etwa gleich große Anzahl von Kernspaltungen pro Zeitintervall, aufrecht erhalten wird (   Abb. 4.20, s. Kap. 5.5 ). Mit der Vielzahl an Kernspaltungen wird neben Wärme eine sehr große Anzahl an Strahlungsteilchen, insbesondere Neutronen (   Abb. 4.7 ) und Photonen, erzeugt, wodurch aufwändige Strahlenschutzeinrichtungen erforderlich werden. Bei Wechselwirkungen von Neutronen mit Atomkernen können außer Kernspaltungen auch Kernumwandlungen ausgelöst werden, durch die radioaktive Stoffe entstehen. Die nach der Kernspaltung in den Brennelementen eines Reaktors übrigbleibenden Spaltprodukte sind Strahlungsquellen mit besonders hoher Aktivität, die Alpha-, Beta- und Gammastrahlung emittieren. Eine grobe Faustregel besagt, dass ein Reaktor nach längerem Betrieb mit einer bestimmten Leistung in Megawatt eine etwa 250-mal so große Aktivität in PBq enthält. Ein Brennelement ist daher schon nach kurzer Betriebszeit eine äußerst intensive Gammastrahlungsquelle, die aufgrund großer Halbwertzeiten vieler Spaltprodukte auch nach Beendigung der 034 | 035


Abb. 4.19

Energiespektren der Bremsstrahlung eines Elektronenbeschleunigers mit Grenzenergien

1

von 5, 10 und 20 MeV in Vorwärtsrichtung [koc59, pra77, sel85, tse79] 20 MeV 10 MeV

10¯ 1

winkelintervall und pro Elektron

Zahl der Photonen pro Energie- und Raum-

5 MeV

10¯2

4

8

12

16

20

Photonenenergie in MeV

Abb. 4.20

Schematische Darstellung einer Kettenreaktion Neutron Elektron


Strahlungsquellen

Strahlungsgeneratoren

Kettenreaktion noch lange Zeit strahlt. Das Energiespektrum dieser Photonen, das sich aus der Überlagerung der Energiekomponenten aller erzeugten Radionuklide ergibt, ist dementsprechend in komplizierter Weise von der Zeit abhängig, die zum betrachteten Zeitpunkt seit dem Entstehen der Spaltprodukte vergangen ist. Die große Neutronenintensität in einem Kernreaktor führt dazu, dass außer den Brennelementen auch andere, von den Neutronen getroffene Materialien, wie z.B. Reaktorkessel, Stützkonstruktion, Abschirmung, Steuer- und Messeinrichtungen sowie Kühlwasser und Schutzgas (   Abb. 12.17 ), radioaktiv werden. Störstrahler

Bezugnehmend auf die Röntgenverordnung [RöV03] werden hier unter Störstrahlern Geräte oder Vorrichtungen verstanden, in denen Elektronen beschleunigt werden und die Röntgenstrahlung erzeugen, ohne dass sie zu diesem Zweck betrieben werden. Das heißt die Röntgenstrahlung tritt als unerwünschter und störender Nebeneffekt auf. Dies ist überall dort möglich, wo freie Elektronen im Vakuum beschleunigt werden und auf Materie auftreffen. Ebenso wie bei Röntgenröhren setzt sich die Röntgenstrahlung aus Bremsstrahlung und Fluoreszenzstrahlung zusammen (   s. Kap. 4.2.1 ). Ein typisches Beispiel für einen Störstrahler ist die Kathodenstrahlröhre, die in Fernsehgeräten und Computermonitoren eingebaut ist. Auch Elektronenbeschleuniger, wie sie zur Vernetzung von Kunststoffen eingesetzt werden, sind als Störstrahler zu betrachten, da im bestrahlten Medium und in dessen Unterlage in erheblichem Umfang Röntgenstrahlung entsteht (   s. Abb. 4.22 ). Zahlreiche elektronische Bauteile, Geräte und Anlagen können als Störstrahler Strahlenschutzmaßnahmen erforderlich machen:

Bauteile

• Mikrowellenröhren (   Klystron, Magnetron ) in Richtfunk-, RadarBeschleunigeranlagen • Gleichrichterröhren • Thyratrons • Hochspannungsschalter • Elektronenstrahl-Wandlerröhren in Bildverstärkern, Kameras • Senderöhren

Geräte mit Kathodenstrahlröhren

• Projektionseinrichtungen • Fernsehgeräte • Datensichtgeräte • Oszilloskope

Anlagen

• Raster-Elektronenmikroskope (   bis etwa 50 kV ) • Transmissions-Elektronenmikroskope (   bis etwa 500 kV ) • Elektronenstrahlschweißgeräte (   bis etwa 150 kV ) 036 | 037


Abb. 4.21

Entstehung von Röntgenstrahlung bei Kathodenstrahlröhren

Phosphor

Ablenkmagnet

Röntgenstrahlung

Fokussierung

Elektronenstrahl

Bleiglas

Abb. 4.22

Entstehung von Röntgenstrahlung bei Elektronenbeschleunigern ( Elektronenstrahlanlage )

Hochspannungskabel

Hochspannungserzeuger

Isoliergas

Kathode Potentialteiler-Widerstand Beschleunigungsrohr Strahlablenkung

Elektronenstrahl

Vakuumanschluss

Röngtenstrahlung

Scanner

Elektronen-Austrittsfenster


Strahlungsquellen

Strahlungsgeneratoren

• Elektronenstrahlanlagen zum Härten, Vernetzen, zur Desinfektion, Sterilisation,

Bedampfung (   bis etwa 300 kV ) Wie bei Röntgenröhren ist auch bei Störstrahlern die Strahlungsintensität umso größer, je größer die Beschleunigungsspannung und die Stromstärke der beschleunigten Elektronen sind (   s. Kap. 4.2.1 ). Fachliteratur

[ann04, aud03a/b, bau78/80/86, ber02, chi84, cho02, cie83, cla66, coo81, dan74,das95, dör92, far87, fas90, fir99, hei94, her86, her87, hof91, iaea79b, iaea88b, iaea90a, iaea90d, iaea02a, icrp83b, iso4037, iso6980, iso8529, kel81, kel82, koc59, kri04, kri05, led92, lfa03, lid03, lie91, lie01, mar69, men72, mün91, mur00, nac71, pat73, pfe06, poh92, pov06, pra77, ptb00a, ptb00c, rei90, sch83, sch97, RöV03, sta01, ste01, sto05, StrlSchV01, tep90, tse79, wie03, wil96, wil01, zec88]

Online-Nukleardaten

[amdc, iaea, kaeri, lanl, lbnl, lund, mit, nndc, pw, ubc]

038 | 039


104

Messaufgaben Strahalungsdetektoren Ionisationskammer

106 110 112

Proportionalzählrohr Auslösezählrohr Szintillator

116

Photoemulsion

120

Halbleiterdetektor

124 126

Lumineszenzdetektor Festkörper-Kernspurdetektor Sonstige Detektoren

128

Strahlenschutzmessgeräte

130

Personendosismessgeräte

136

Neutronenstrahlung

140 142 144 146 148 152 154 156

Einsatzweise von Messgeräten Photonenstrahlung Beta- und Photonenstrahlung Alphastrahlung Anwendungshinweise Ortsdosis- und Ortsdosisleistungsmessgeräte Photonenstrahlung Neutronenstrahlung Beta- und Photonenstrahlung Anwendungshinweise

158

Oberflächenkontaminations-Messgeräte

162

Stationäre Geräte

164

Mobile Geräte Anwendungshinweise

166

Aktivitätsmessgeräte

168

Messung an Flüssigkeiten

Messung an Festsubstanzproben


Strahlungsmessung

170 172 176

Messung an Luft Messung inkorporierter radioaktiver Stoffe Anwendungshinweise

178

Messsystem der Spektrometrie

182

Messungen mit Vielkanalanalysatoren

Aufbau von Impulshöhenanalysatoren

190

Messungen mit Bonnerkugeln

192

Berechnung von Aktivitäten aus Impulsraten

194 198 202 204

Anwendungshinweise Statistische Messunsicherheit bei Impulszählungen Messungen bei Vernachlässigung des Nulleffekts Messungen bei Berücksichtigung des Nulleffekts 8.6 Erkennungsgrenze und Nachweisgrenze


Strahlungsmessung

Personendosismessgeräte

Strahlenschutzmessgeräte

Personendosimeter dienen dazu, an einer für das Strahlungsfeld repräsentativen Stelle der Körperoberfläche die Äquivalentdosis (Personendosis) zu messen, um einen Anhaltswert für die effektive Dosis und für Organdosen zu erhalten. Dieses Ziel ist besonders gut bei durchdringender Strahlung, wie energiereichen Photonen und Neutronen, zu erreichen.

Photonenstrahlung

Zur Messung der Personendosis sind bei Photonen vor allem Ionisations-, Film- und Lumineszenzdosimeter in Gebrauch. Stabdosimeter sind füllhaltergroße Messgeräte, die isolierte Ionisationskammern enthalten (Abb. 8.17a, b), deren Ladungsänderung ein Maß für die Dosis ist. Vor Gebrauch wird der Ionisationskammer mittels eines Ladegerätes über einen eingebauten Federbalgschalter eine Anfangsladung zugeführt (Abb. 8.17c). Bei direkt ablesbaren Stabdosimetern wird die Ladungsänderung infolge der Einwirkung ionisierender Strahlung über die Positionsveränderung eines Quarzfadens mittels eines Linsensystems direkt an einer in Dosiseinheiten (TiefenPersonendosis) geeichten Skala abgelesen. Grundsätzlich ist beim Einsatz von Stabdosimetern zu beachten, dass aufgrund der begrenzten Ladung eine Dosismessung nur bis zum Skalenendwert des verwendeten Dosimeters möglich ist und größere Dosen durch keinerlei Anzeige erkennbar sind. Aus diesem Grund empfiehlt es sich, bei vorher nicht übersehbaren Strahlenexpositionen mehrere Stabdosimeter mit verschiedenen Skalenendwerten (2 mSv, 5 mSv, 10 mSv, 50 mSv, 500 mSv, 2 Sv) zu verwenden. Infolge der unvollkommenen Isolation und der natürlichen Umgebungsstrahlung werden Stabdosimeter laufend etwas entladen, weshalb der angezeigte Dosiswert stets unmittelbar vor Beginn und nach Beendigung einer möglichen Strahlenexposition abgelesen werden sollte. Bei guten Dosimetern beträgt der Selbstablauf weniger als 2% des Skalenendwertes in 24 Stunden. Der Schaltsprung in der Anzeige beim Trennen von Dosimeter und Ladegerät beträgt zumeist weniger als 2% des Skalenendwertes. Wegen der unterschiedlichen Elementzusammensetzungen von Luft (als Bezugssubstanz der Dosisgröße) und Detektorbestandteilen ergibt sich eine energieabhängige Dosisanzeige. Dementsprechend sind unterschiedliche Bauarten von Stabdosimetern für die Anzeige in verschiedenen Energiebereichen gebräuchlich. Beim Einsatz von Stabdosimetern in Strahlungsfeldern mit ausgeprägter Vorzugs-richtung ist zu berücksichtigen, dass die Dosisanzeige bauartbedingt richtungsabhängig ist. Für Einfallswinkel kleiner als 45° zur Vorzugsrichtung (senkrecht zur Dosimeterachse) liegt die Messabweichung zumeist bei weniger als –20%. Die Nacheichung der im Strahlenschutz verwendeten Stabdosimeter kann entfallen, wenn diese regelmäßig mit einer bauartzugelassenen radioaktiven Kontrollvorrichtung geprüft werden, wie sie in Abb. 8.17d wiedergegeben ist (s. Kap. 11.11). Diese besteht aus einem zylinderförmigen Abschirmblock mit zentral angeordneter 130 | 131


Abb. 8.17 a

Bild des Quarzfadens 0

1

Prinzipaufbau und Skala des Stabdosimeters (Originalgröße) mit direkter Anzeige

2 mSv

Okularlinse

Federbalgschalter

Ionisationskammer

Objektivlinse Skala

Isolator Abb. 8.17 b

Stabdosimeter FH 39 (FH 39 EP: 0–50 mSv, 45 keV-3 MeV; FH 39 RP: 0–2 mSv, 18 keV-3 MeV; FH 39 UP: 0–2 mSv, 40 keV-3 MeV; Thermo Eberline ESM)

Abb. 8.17 c

Ladegerät für Stabdosimeter SEQ (CAT 6, automess)


Strahlungsmessung

Strahlenschutzmessgeräte

Strahlungsquelle und mehreren Öffnungen für die Aufnahme der Stabdosimeter.Zum persönlichen Schutz sind ferner Strahlungswarngeräte, so genannte Alarm-dosimeter, gebräuchlich, die bei Erreichen einer bestimmten Dosis oder Dosisleistung akustische Warnsignale abgeben (Abb. 8.18a, b). Dosiswarner werden vorzugsweise verwendet, wenn verhütet werden soll, dass Personen, die in intensiven Strahlungsfeldern tätig sind, mehr als eine vorher festgelegte Dosis erhalten. Demgegenüber dienen Dosisleistungswarner vor allem dazu, vor unerwarteten Strahlenexpositionen zu warnen, wobei in der Regel mehrere Warnschwellenwerte der Dosisleistung eingestellt werden können. Dabei erlischt das Warnsignal, sobald die Dosisleistung den eingestellten Schwellenwert unterschreitet. Eine ähnliche Warnfunktion erfüllen auch solche Geräte, bei denen sich die Intensität oder Tonhöhe des Warnsignals mit der Dosisleistung ändert. Strahlungswarngeräte arbeiten mit Auslösezählrohren. Sie sind vielfach nicht abschaltbar, sondern ent-halten langlebige Batterien oder Akkumulatoren, die bei Nichtbenutzung am Abstell-platz automatisch durch ein Ladegerät aufgeladen werden. Die Funktionsuntüchtigkeit eines Gerätes muss deutlich wahrnehmbar sein. Das ED 150 ist ein eichfähiges Dosimeter (GM-Zählrohr) für Photonenstrahlung mit Alarmfunktion. Es lassen sich werksseitig vier Dosis-Warnschwellen im Bereich von 1 μSv bis 10 Sv und vier Dosisleistungs-Warnschwellen im Bereich von 1 μSv/h bis 1,5 Sv/h einstellen. Messgröße ist die Tiefen-Personendosis Hp(10). Die Dosisleistungsanzeige erfolgt auf Tastendruck. Der Nenngebrauchsbereich der Energie ist mit 55 keV bis 3 MeV angegeben. Das RAD-60 ist ein eichfähiges Dosimeter für Photonenstrahlung, das mit Si-DiodenDetektor arbeitet. Messgröße ist die Tiefen-Personendosis Hp(10). Der Messbereich beträgt bei Dosismessungen 1 μSv bis 10 Sv und liegt bei Dosisleistungsmessungen zwischen 5 μSv/h und 3 Sv/h. Die Energieabhängigkeit wird mit < ± 25% im Energiebereich 60 keV – 3 MeV und mit < ± 35% bei höheren Energien bis zu 6 MeV angegeben. Es sind sieben verschiedene Alarmfunktionen vorgesehen. Sechs Dosisund Dosisleistungs-Warnschwellen sind jeweils voreingestellt. Die Einstellungen werden über Knopfdruck ausgewählt. Das Setzen der Warnschwellen und die Konfiguration der Knopfdruck-Funktionen kann durch Kommunikation mit einem PC über ein Lesegerät mit IR-Schnittstelle erfolgen. Für die routinemäßige Erfassung und Dokumentation von Strahlenexpositionen wird zumeist das Filmdosimeter eingesetzt. In Abb. 8.18c ist das Gleitschattendosimeter wiedergegeben, bei dem die Energieabhängigkeit der Filmschwärzung durch eingebaute Metallfilter und Plastikfilter kompensiert wird. Die Filter dienen zusätzlich auch zur Kompensation der Winkelabhängigkeit des ermittelten Messwerts von der Einfallsrichtung der Strahlung, die durch die vergrößerte Weglänge, d.h. Absorption, im Filter zustande kommt, wenn Strahlung nicht senkrecht – sondern schräg – einfällt. Die Messfilmpackung enthält zwei unterschiedlich empfindliche Negative. 132 | 133


Abb. 8.17 d

Radioaktive Kontrollvorrichtung f端r 8 Stabdosimeter mit herausschraubbarem Pr端fstrahler (652.1, automess)

Abb. 8.18 a

Alarmdosimeter ED 150 (Graetz)

Abb. 8.18 b

Alarmdosimeter RAD-60 (Rados)


Strahlungsmessung

Strahlenschutzmessgeräte

Die Auswertung erfolgt durch Vergleich der optischen Dichten des Dosismessfilms mit Vergleichsfilmen aus derselben Emulsionscharge, die Kalibrierstrahlungen (Cs137, Röntgenstrahlung) ausgesetzt waren. Als Messbereich wird 0.1 mSv bis 1 Sv angegeben. Der Energiebereich erstreckt sich von 13 keV bis 1,4 MeV. Die zulässigen Messabweichungen (vom richtigen Wert einer Referenzmessung) verringern sich mit zunehmender Dosis und betragen für Dosiswerte oberhalb von 10 mSv weniger als –33% und +50% [bmu02a, bmu03i, din6816]. Abb. 8.18d zeigt die unterschiedlichen optischen Dichten nach der Exposition einiger Filme in der Gleitschattenkassette mit Röntgen- bzw. Gammastrahlung bei verschiedenen Bestrahlungsbedingungen. In Deutschland wird das Filmdosimeter wegen seines Dokumentencharakters als amtliches Dosimeter eingesetzt, wobei die Bereitstellung und Auswertung der Dosismeter durch amtliche Messstellen erfolgt, die jeweils von den zuständigen Behörden der Bundesländer bestimmt werden. Wegen der Zunahme der optischen Dichte durch die Umgebungsstrahlung und ihrer gleichzeitigen Abnahme durch chemische Prozesse (Fading) wird der Anwendungszeitraum im Regelfall auf einen Monat begrenzt. Bei den in der Personendosimetrie üblichen Lumineszenzdosimetern wird der lumineszierende Stoff in Form kleiner Scheibchen oder Stäbchen mit Abmessungen von einigen Millimetern verwendet. Wegen ihrer Kleinheit und Robustheit eignen sich die Lumineszenzkörperchen besonders gut zur Dosismessung an den Händen, indem sie in Fingerringe eingesetzt werden. Zur Bestimmung der Dosis werden die Lumineszenzdetektoren bzw. Detektorkarten in Auswertegeräte eingesetzt, in denen die bei Erwärmung (TLD) oder durch laserangeregte UV-Blitze (PLD) freigesetzte Lichtmenge gemessen wird und die weitere vollautomatische Auswertung bis zur Dosisanzeige erfolgt. Abb. 8.18e zeigt ein TL-Teilkörperdosimeter zur Messung von Photonenstrahlung. Der Detektor besteht aus 7LiF in Form eines Zylinders von 4,5 mm Durchmesser und 0,89 mm Höhe. Das Dosimeter kann am Finger, am Arm oder an der Stirn getragen werden. Es ist kalt-sterilisierbar. Messgröße ist die Oberflächen-Personendosis Hp(0,07). Der Messbereich wird mit 0,1 mSv bis 10 Sv angegeben. Der Nennbereich der Energie ist 10 keV bis 1,4 MeV. Abb. 8.18f zeigt ein Phosphatglas-Dosimetersystem (PLD) für Photonenstrahlung, bei dem sich der Detektor in Form eines flachen Glases (1,5mm) auf einer Karte zwischen 2 Flachfiltern aus Zinn befindet. Der Detektor wird in einer Plastikkapsel getragen, die mit einem Strichcode zur automatischen Identifizierung versehen ist. Die Messbereichsgrenzen sind 0,1 mSv und 10 Sv. Der Energiebereich für die Messung der Tiefen-Personendosis Hp(10) ist mit 20 keV bis 7 MeV angegeben.

134 | 135


Abb. 8.18 c

Gleitschattenkassette mit Dosismessfilm zur Messung von Hp(10) (1 Betastrahlungsindikator, 2 Abschirmrahmen, 3 Richtungsindikator, 4 Metallfilter, 5 Verschluss, 6 Filmkontrollloch, 7 TypenschildAufdruck, 8 Gleitschattenfilter, 9 Plastikfilter, 10 Transparente Vorderseite, 11 Befestigungsclip, 12 Messstellenlogo, 13 Filmnummer, 14 Strichcode, 15 Klarschriftzeile) (Materialprüfungsamt NRW-Personendosismessstelle)

Abb. 8.18 d

Bestrahlte Dosismessfilme (obere Reihe: 200 kV-Röntgenstrahlung, untere Reihe: 120 kVRöntgenstrahlung, Cs-137+-, Co-60-Gammastrahlung) (Materialprüfungsamt NRW-Personendosismessstelle)


Strahlungsmessung

Neutronenstrahlung

Strahlenschutzmessgeräte

Im Gegensatz zur Personendosismessung bei Photonen besteht bei der Neutronenmessung die grundsätzliche Schwierigkeit, dass die in den Organismus eindringenden Neutronen sich zumeist bei einer Vielzahl von Stoßprozessen über große Bereiche ausbreiten (Diffusion), bevor sie durch Absorption noch einen wesentlichen Beitrag zur Dosis liefern. Der Betrag und die räumliche Verteilung der Dosis hängen deshalb wesentlich von Form und Abmessungen des bestrahlten Körpers und von Energie und Richtung der einfallenden Neutronen ab [dör80]. Unmittelbar tragen lediglich intermediäre und schnelle Neutronen durch elastische Streuung an leichten Kernen und Kernreaktionen wie (n,p)-Prozesse zur Ionisierung und damit zur Dosis bei. Der Dosisbeitrag dieser Neutronen lässt sich deshalb mit Kernspurdetektoren (Kernspurfilm, nichtphotographische Kernspurdetektoren) ermitteln. Für Neutronen niedrigerer Energie kann die Dosis dagegen nicht unmittelbar gemessen werden. Hier ist lediglich ein indirekter Nachweis möglich, indem z.B. die Fluenz der abgebremsten langsamen, wieder durch die Körperoberfläche der bestrahlten Person austretenden Neutronen mit geeigneten Detektoren ermittelt wird. Die Bestimmung der Dosis kann dann mit speziellen Kalibrierfaktoren vorgenommen werden, die zuvor anhand von geeigneten Modellrechnungen oder -messungen erhalten worden sind. Ein messtechnisches Problem besteht dabei darin, dass zwischen den aus dem Körper austretenden und den aus der Umgebung auf den Körper auftreffenden Neutronen unterschieden werden muss. Besonders einfache Kalibrierfaktoren ergeben sich, wenn das primäre Strahlungsfeld lediglich aus langsamen Neutronen besteht. Ein gebräuchliches Messverfahren für die von langsamen Neutronen erzeugte Äquivalentdosis ist die Anwendung von Dosismessfilmen, die an verschiedenen Stellen beidseitig mit Cd- bzw. Sn- Plättchen abgedeckt sind. Aus der Differenz der optischen Dichten bzw. der Dosiswerte hinter beiden Plättchen lässt sich der Dosisbeitrag der Neutronen auch bei Anwesenheit von Photonenstrahlung ermitteln. Der Messbereich der Dosis erstreckt sich etwa von 0,4 mSv bis 300 mSv. Zur Messung langsamer Neutronen werden außerdem nichtphotographische Kernspurdetektoren in Verbindung mit Li-6- und B-10-Konvertern eingesetzt. Der Dosismessbereich liegt hierbei zwischen 10–5 mSv und 0.15 mSv [din6802-3]. Zur Messung der unmittelbar durch schnelle Neutronen verursachten Dosis sind in der Personendosimetrie Kernspurfilme und nichtphotographische Kernspurdetektoren gebräuchlich. Beim Kernspurfilm liegt der Einsatzbereich bezüglich der Neutronenenergie etwa zwischen 0,8 MeV und 15 MeV. Der Dosismessbereich erstreckt sich von 0,2 mSv bis 500 mSv. Nachteilig sind das von Luftfeuchtigkeit, Temperatur und Neutronenenergie abhängige Fading sowie die Empfindlichkeit gegenüber Photonenstrahlung. Über die Messung der Spurlängenverteilung können jedoch Aussagen über das Energiespektrum der Neutronen gewonnen werden. Nichtphotographischen Kernspurdetektoren zeichnen sich durch ein praktisch 136 | 137


Abb. 8.18 e

Teilkörperdosimeter für Gammaund Röntgenstrahlung (sterilisierbar, TLD: 7LiF: Mg, Ti) (GSF-TL-TD 60, GSF-Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit GmbH)

Abb. 8.18 f

Phosphatglasdosimeter, Kapsel mit Glaskarte und Energiekompensationsfiltern ohne Tragekassette (SC-1, Forschungszentrum Karlsruhe/GSF-Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit GmbH)


Strahlungsmessung

Strahlenschutzmessgeräte

vernachlässigbares Fading und Unempfindlichkeit gegenüber Photonen aus. Ihr Anwendungsbereich bezüglich der Neutronenenergie erstreckt sich je nach Art der Detektorsubstanz und des Konverters auf Werte zwischen 0,15 MeV und 70 MeV, wobei der Dosismessbereich zwischen etwa 0,1 mSv und 2 Sv variiert. Abb. 8.18g zeigt eine Polyethylen-Kassette für die Aufnahme einer Detektorfolie aus Makrofol DE, in der die durch Neutronen freigesetzten Rückstoßkerne Schädigungen auslösen. Die durch ein Ätzverfahren verstärkten Spuren können mit einem Bildanalysesystem dosimetrisch ausgewertet werden. Der Messbereich wird mit 1 mSv bis 10 mSv angegeben, bei einem Energiebereich von 2 MeV bis 70 MeV. Messgröße ist HP(10). Zur direkten Messung der gesamten Dosis, die durch Neutronen bekannter Strahlungsfelder im Verlauf ihrer Abbremsung und Absorption an einem Bezugspunkt im Organismus verursacht wird, dient das so genannte Albedodosimeter [din6802-4]. Dabei handelt es sich um ein System aus mehreren thermischen Neutronendetektoren (z.B. Li-6-haltiges TL-Material), die so hinter oder zwischen Absorberschichten aus Cd- oder B-haltigem Material angeordnet sind, dass bei der Auswertung eine Unterscheidung zwischen der aus dem Körper austretenden und der von außen einfallenden thermischen Neutronenstrahlung möglich wird. Der Messwert für die austretende Neutronenstrahlung kann mittels bekannter Kalibrierfaktoren für das jeweilige Strahlungsfeld auf die gesamte am Bezugspunkt im Organismus durch Neutronen verursachte Äquivalentdosis umgerechnet werden. Der Kalibrierfaktor hängt dabei maßgeblich von der Art des Strahlungsfeldes, d.h. von der Energie- und Richtungsverteilung der einfallenden Neutronen ab. Er kann z.B. durch Messungen an einem Phantom (Polyethylenkugel von 30 cm Durchmesser) mit einem TLDetektor im Zentrum und Albedodosimetern an der Oberfläche bestimmt werden. Im Allgemeinen genügt es, mit standardisierten Kalibrierfaktoren für die folgenden typischen Fälle von Strahlungsfeldern zu rechnen: Reaktoren und Beschleuniger mit starker Abschirmung, Brennstoffzyklus und kritische Anordnungen mit geringer Abschirmung, Radionuklid-Neutronenquellen, Hochenergie-Beschleuniger. Zur Verbesserung der Kalibrierung kann u.U. zusätzlich ein Kernspurätzdosimeter erforderlich werden. Das beim Albedodosimeter zur Anwendung kommende Verfahren der Differenzbildung zwischen den Messwerten der Detektoren mit und ohne Li-6-Gehalt erlaubt darüber hinaus auch die Bestimmung der gleichzeitig auftretenden Photonendosis. Mit dünnwandigen Fenstern kann zusätzlich auch noch die Dosis etwaiger Betastrahlung abgeschätzt werden. Das in Abb. 8.18h wiedergegebene Albedodosimeter besteht aus einer BorplastikSpritzgusskapsel, die eine Detektorkapsel und eine Trägerkarte mit vier Thermolumineszenz-Detektoren enthält. Ein Detektorpaar (6Li/7Li) ermöglicht die Messung der von außen auftreffenden langsamen Feldneutronen. Das zweite Detektorpaar 138 | 139


Abb. 8.18 g

Kernspurätzdosimeter-Sonde (Materialprüfungsamt NRW-Personendosismessstelle) 1 Vorderseite 2 Rückseite geöffnet, mit Detektor 3 Rückseite

Abb. 8.18 h

Albedo-Dosimeter (Trägerkarte mit 4 TLD-Elementen) (GSF-TL-GD 3, GSF-Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit GmbH)


Strahlungsmessung

Strahlenschutzmessgeräte

ist abgesehen vom „Albedoneutronen-Fenster“ auf der Kapselrückseite von borhaltigem Medium umgeben und ermöglicht somit die Messung der langsamen Albedoneutronen und der Gammastrahlung. Das Dosimeter ist am Rumpf zu tragen. Messgröße ist die Tiefen-Personendosis Hp(10). Der Energiebereich für Neutronen erstreckt sich von thermischen Neutronen bis 10 MeV. Der Nenngebrauchsbereich der Photonenenergie wird mit 25 keV bis 7 MeV angegeben. Der Messbereich für Neutronen- und Photonenstrahlung beträgt 0,1 mSv bis 2 Sv. Elektronische Personendosimeter für Neutronen sind zurzeit in der Entwicklung. Dabei werden u.a. Si-Detektoren, Ionisationskammern mit 6Li oder 10B-haltigem Wandmaterial oder gewebeäquivalente Proportionalzählrohre eingesetzt. Die ver-fügbaren Geräte arbeiten zumeist mit einem oder mehreren Si-Detektoren. Dazu wird z.B. ein Detektor mit einer Plastikschicht abgedeckt (zur Ermittlung der schnellen Neutronen über die erzeugten Rückstoßprotonen) während ein zweiter Detektor eine 6LiF- oder 10B-Abdeckung erhält (zur Erfassung der thermischen, epithermischen und intermediären Neutronen). Allerdings zeigt das Ansprechvermögen der meisten elektronischen Personendosimeter gegenüber monoenergetischen Neutronen in den verschiedenen Energiebereichen erhebliche Unterschiede, die zwischen thermischen Energien und 15 MeV mehr als den Faktor 10 betragen können. Trotzdem betragen die Abweichungen vom richtigen Wert in praktischen Strahlungsfeldern, die einen großen Energiebereich abdecken, bei einigen Geräten weniger als den Faktor 2 [lus03]. Beta- und

Im Prinzip eignen sich die zur Photonendosimetrie entwickelten Detektoren auch

Photonenstrahlung

zur Betadosimetrie. Wegen der geringen Reichweite müssen jedoch – insbesondere für energiearme Betastrahlung – die Schutzschichten um den Detektor sehr dünn gewählt werden [fs75, fs82, fs99c, ptb92, ptb98a/b, ptb99a, ptb00b]. In der Personendosimetrie sind Filmdosimeter, Thermolumineszenz-Detektoren und elektronische Dosimeter in Gebrauch. Dosismessfilme, die in Filmplaketten mit speziellem Betafenster getragen werden, erlauben nur eine grobe Abschätzung der Dosis bei höheren Betaenergien. Für die Ermittlung von Teilkörperdosen an besonders exponierten Körperteilen, insbesondere an den Händen, sind spezielle Betadosimeter entwickelt worden. Abb. 8.18i zeigt ein elektronisches Personendosimeter, das auf Si-Dioden-Technologie basiert und für die Messung von Photonen- und Betastrahlung geeignet ist. Es liefert die Oberflächen-Personendosis Hp(0,07) und die Tiefen-Personendosis Hp(10). Der eichfähige Messbereich des EPD Mk2 reicht bei Dosismessungen von 10 μSv bis 10 Sv und bei Dosisleistungsmessungen von 50 nSv/h bis 1 Sv/h, wobei jeweils eine automatische Bereichswahl erfolgt. Der nutzbare Energiebereich erstreckt sich bei Photonenstrahlung von 15 keV bis 10 MeV und bei Betastrahlung von 250 keV bis 1,5 MeV. Das Gerät bietet eine Reihe von Speicherfunktionen, wie Maximalwert-, Kurz140 | 141


Abb. 8.18 i

Personendosimeter f端r Photonenund Betastrahlung (Thermo Electron EPD Mk2)


Strahlungsmessung

Strahlenschutzmessgeräte

und Langzeitaufzeichnung von Daten und eine Alarmschwellenfunktion für Dosis und Dosisleistung. Es können optische und akustische Alarmsignale eingestellt werden. Konfigurationseinstellungen und Datenaustausch erfolgen über Knopfdruck und IR-Technologie. In Abb. 8.18j ist das auf dem Direct-Ion-Storage Verfahren basierende elektronische Dosimeter DIS-1 wiedergegeben,das für die Messung von Photonen- und Betastrahlung geeignet ist. Als Detektoren dienen 5 Messkammern mit Abmessungen von wenigen Millimetern. Sie sind in einer Kapsel mit Beta-Fenster untergebracht, die von einer metallischen Halterung gefasst ist. Das DIS-Dosimeter liefert die OberflächenPersonendosis Hp(0,07) und die Tiefen-Personendosis Hp(10). Die Detektoren decken zusammen bei Hp(10) den Messbereich von 1 μSv bis 30 Sv ab. Der Messbereich für Hp(0,07) ist 10 μSv bis 30 Sv. Für Hp(10) ist beim DIS-1 ein eichfähigerMessbereich von 10μSv bis 0,5 Sv ausgewiesen. Im Energiebereich von 6 keV bis 9 MeV (Hp(0,07)) und von 20 keV bis 7 MeV (Hp(10)) wird bei Photonen ±30% Energieabhängigkeit der Dosisanzeige nicht überschritten. Bei Betaenergien von 240 keV bis 2,2 MeV liegt die Energieabhängigkeit (Hp(0,07)) zwischen +10% und –50%. Als charakteristische Eigenschaft des Dosimeters werden die besondere Einsatzfähigkeit in gepulsten Strahlungsfeldern und bei hohen Dosisleistungen sowie die Unempfindlichkeit gegenüber EM- und RF-Strahlung angegeben. Die Messwerte können zur jederzeitigen Kontrolle mit einem Lesegerät ausgelesen und auf dessen Display angezeigt werden. Das Lesegerät dient zugleich als Schnittstelle (RS-232) für den Datentransport zu externen Rechnern. Ferner wird mit dem Lesegerät auch die Rückstellung der Dosis auf null veranlasst, wobei wahlweise entweder nur die elektronische Dosisanzeige zurückgesetzt (Soft Reset) oder die auf dem Dosimeter akkumulierte Dosis gelöscht wird (Hard Reset). In Kombination mit einem direkt anzeigenden Modul kann das DIS-Dosimeter auch als Alarmdosimeter eingesetzt werden (DIS-100), wobei ein Lesegerät zum Datentransfer verfügbar ist. Abb. 8.18k zeigt ein Fingerringdosimeter zur Überwachung der lokalen Hautdosis in Beta-oder gemischten Beta-/Photonenstrahlungsfeldern. Der Ring besteht aus glasfaserverstärktem Plastikmaterial. Die Detektorsubstanz ist als dünne Schicht auf einem Aluminiumring aufgebracht, der auch die Detektornummer trägt. Die transparente Abdeckung sorgt für eine flüssigkeitsdichte Einkapselung des Detektors. Messgröße ist die Oberflächen-Personendosis Hp(0,07). Der Messbereich der Dosis erstreckt sich von 1 mSv bis 10 Sv. Der Energie-Nenngebrauchsbereich ist bei Betastrahlung 50 keV bis 2,3 MeV und bei Photonenstrahlung 12 keV bis 1,4 MeV.

142 | 143


Abb. 8.18 j

Elektronisches Dosimeter für Photonen- und Betastrahlung DIS-1, Alarmdosimeter DIS-100 (Rados)

Abb. 8.18 k

Beta-Fingerringdosimeter (1 Einweg-Plastikringkörper; 2 Detektorelement TLD: 7LiF: Mg, Cu, P; 3 Abdeckung 5 mg/cm2; Materialprüfungsamt NRW-Personendosismessstelle)


Strahlungsmessung

Alphastrahlung

Strahlenschutzmessgeräte

Für die Überwachung von Beschäftigten an Arbeitsplätzen mit erhöhter Radonkonzentration in der Atemluft sind so genannte Radonexposimeter oder Radondosimeter entwickelt worden, mit denen die Alphastrahlung von Radon und seinen Folgeprodukten erfasst werden kann [din25706, fs91a, fs00a, ssk02]. Abb. 8.18l zeigt ein Radonexposimeter, das als passive Radon-Diffusionskammer arbeitet (s. Kap. 8.2.8). Die durch Alphastrahlung in einem Polycarbonat-Plastikchip erzeugten Materialschädigungen werden durch chemische Ätzung sichtbar gemacht und mit einem Bildanalysesystem ausgewertet. Messgröße ist die Radon-exposition, die zumeist in Bq·h/m3 angegeben wird. Der Einsatz ist für Langzeitmessungen von 1–12 Monaten bei der Personenüberwachung gedacht. Die Messkammer kann am Rumpf oder am Helm getragen werden. Sie ist aber auch in der Umgebungsüberwachung einsetzbar. Die Nachweisgrenze liegt bei 3

Radonexpositionen von etwa 35 kBq · h/m . Die aus Radonexposition resultierende effektive Dosis kann gemäß der ICRP-Dosiskonvention ermittelt werden (s. Kap. 10.3.1). In Abb. 8.18m ist ein elektronisch arbeitendes Gerät zur Messung von Radonzerfallsprodukten in Luft wiedergegeben, das auf dem Filterverfahren basiert und für Einzelmessungen und kontinuierlichen Betrieb bei der Personenüber-wachung gedacht ist. Die zu messende Luft wird mit einer Pumpe durch ein Filter gesaugt, auf dem sich die Radonzerfallsprodukte ansammeln. Durch direkte spektrometrische Messung mit einem unmittelbar vor dem Filter befindlichen Si-Halbleiterdetektor können die Aktivitätskonzentrationen der kurzlebigen Radon-Töchter und damit die gleichgewichtsäquivante Radonkonzentration bzw. die potenzielle AlphaenergieKonzentration ermittelt werden. Anwendungshinweise

Der Umgang mit Personendosimetern richtet sich wesentlich danach, ob die Dosisanzeige über einen längeren Zeitraum erhalten bleibt (Dokumentencharakter) oder kurzfristig abgelesen werden muss. Personendosimeter mit Dokumentencharakter sind z.B. Filmplaketten, die gewöhnlich in einmonatigen Abständen von der durch die zuständige Behörde bestimmten Messstelle ausgewertet werden. Die zur kurzfristigen (täglichen) Dosisüberwachung verwendeten Stabdosimeter müssen wegen des begrenzten Messbereichs entsprechend der vorgesehenen Expositionszeit und der zu erwartenden Dosisleistung ausgewählt werden. Zur Sicherheit sollte ein Stabdosimeter möglichst immer neu aufgeladen werden, wenn die Anzeige die Hälfte des Maximalwertes erreicht hat (s. Abb. 8.17a). Bei Arbeiten in Röntgenstrahlungsfeldern ist sicherzustellen, dass das verwendete Stabdosimeter auch für den Einsatz im Energiebereich zwischen etwa 20 keV bis 200 keV zugelassen ist. Das Tragen von Fingerringdosimetern für Betastrahlung ist in der Regel nicht sinnvoll, wenn die mittlere Energie (≈ 1/3·Emax) der Betastrahlung 50 keV unterschreitet, da die Strahlung dann bereits in der Detektorabdeckung weitgehend 144 | 145


Abb. 8.18 l

Radonexposimeter (GSF-Forschungszentrum f체r Umwelt und Gesundheit GmbH)

Abb. 8.18 m

Ger채t zur Messung von Radonzerfallsprodukten in Luft (DOSEmanPRO, Sarad)


Strahlungsmessung

Strahlenschutzmessgeräte

absorbiert wird. Da Fingerringdosimeter – beim Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen – stets unter dem Schutzhandschuh getragen werden sollen, wird derart niederenergetische Betastrahlung schon durch das Handschuhmaterial (25 mg/cm2) ausreichend geschwächt. Dementsprechend kann bei der Verwendung von 3H, 14C, 35S, 51Cr, 54Mn und 63Ni das Tragen von Fingerringdosimetern entfallen. Allerdings ist bei hohen Aktivitäten u.U. die durch die Betastrahlung entstehende Bremsstrahlung zu berücksichtigen, die mit einem Fingerringdosimeter für Photonenstrahlung zu messen ist (s. Abb. 8.18e). Bei der Verwendung von Kernspurätz- und Albedodosimetern ist darauf zu achten, dass, dasselbe Dosimeter stets nur unter denselben Expositionsbedingungen getragen wird und seitenrichtig am Körper befestigt ist. Ortsdosis- und Ortsdosis-

Ortsdosis- und Ortsdosisleistungsmessgeräte dienen dazu, die Äquivalentdosis oder

leistungsmessgeräte

Äquivalentdosisleistung an einem bestimmten Ort in einem Strahlungsfeld zu ermitteln. Hinsichtlich der Einsatzweise wird zwischen tragbaren und stationären Messgeräten unterschieden. Tragbare Messgeräte werden vorwiegend zum Ausmessen von Strahlungsfeldern in der Umgebung von Strahlungsquellen verwendet. Stationäre Dosisleistungsmessgeräte dienen zur laufenden Überwachung des Strahlungspegels an einem festen Ort in einem veränderlichen Strahlungsfeld, wobei im Wesentlichen zwischen ständiger Anzeige und Warnsignalgabe (Pegelwächter) zu unterscheiden ist.

Photonenstrahlung

Die im praktischen Strahlenschutz verwendeten Dosisleistungsmessgeräte enthalten als

Detektoren zumeist Auslösezählrohre, Proportionalzählrohre, Ioni-

sationskammern oder Szintillationszähler. Die Detektorwahl wird wesentlich durch den Anwendungszweck bestimmt. Messgeräte mit Auslöse- bzw. Geiger-MüllerZählrohren dienen vorwiegend zur routinemäßigen Kontrolle von Strahlungsfeldern, bei denen das Energiespektrum entweder bekannt ist oder als konstant angesehen werden kann, so dass mit gleichbleibendem Kalibrierfaktor zu rechnen ist. Ihr Hauptvorteil liegt in der großen Empfindlichkeit und der kompakten und robusten Ausführung. Nachteilig ist vor allem die Abhängigkeit der Dosisanzeige von der Energie und Einfallsrichtung der Strahlung, die insbesondere bei niedrigen Energien (< 50 keV) zu erheblichen Messabweichungen führen kann. Bei geeigneter Bauweise lässt sich die Messabweichung jedoch in bestimmten Energiebereichen soweit begrenzen, dass das Gerät als Dosis- bzw. Dosisleistungsmessgerät zur Eichung zugelassen werden kann. Abb. 8.19a zeigt ein typisches Beispiel für ein tragbares Ortsdosisleistungsmessgerät mit Geiger-Müller-Zählrohr, das mit Microprozessor und LC-Anzeige (Flüssigkristall-Anzeige) ausgestattet ist und Messwerte sowohl in digitaler Form als auch graphisch in Balkenform anzeigt. 146 | 147


Abb. 8.19 a

Ortsdosisleistungsmessger채t mit Geiger-M체ller-Z채hlrohr (X 5 C plus, GRAETZ Strahlungsmesstechnik)


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Strahlenschutzmessgeräte

Für dieses Gerät wird ein (eichfähiger) Dosisleistungs-Messbereich von 1 μSv/h bis 20 mSv/h angegeben, wobei ein Energiebereich von 40 keV bis 1,3 MeV ausgewiesen ist. Dosiswerte werden im Wertebereich von von 0 nSv bis 10 Sv angezeigt. Messgröße ist die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10). Die Messwerte werden sowohl digital als auch analog mit automatischer Bereichsumschaltung durch logarithmische Balkenanzeige dargestellt. Der Arbeitstemperaturbereich liegt zwischen –30° und +60°. Die Dosisleistungsmesswerte können zusammen mit Datum und Zeit gespeichert werden. Es sind vier frei programmierbare Dosis- und Dosisleistungsschwellen vorgesehen. Für spezielle Messaufgaben lassen sich verschiedene Außensonden über ein Kabel anschließen. In Abb. 8.19b ist ein ebenfalls mit Geiger-Müller-Zählrohr arbeitendes Ortsdosisleistungsmessgerät wiedergegeben. Es kann mit verschiedenen Außensonden (Szintillator, Großflächenzählrohr usw.) verbunden werden. Die Abbildung zeigt die Kombination mit zwei GM-Zählrohren, die an einer auf ca. 4m ausziehbaren Teleskopstange angebracht sind. Durch die Trennung von Detektor und Anzeigeeinheit ist es insbesondere für die Messung intensiver Strahlungsfelder geeignet. Das Dosisleistungsmessgerät 6150 AD ist in unterschiedlichen Ausführungen (Messbereich, Energiebereich) sowohl für HX als auch H*(10) verfügbar. Der eichfähige Dosisleistungsmessbereich (HX) des Teletector 6150 ADT erstreckt sich von 0,5 μSv/ h bis 9,99 Sv/h bei einem Energie-Nenngebrauchsbereich von 65 keV bis 3 MeV. Die Messwerte werden sowohl digital als auch analog angezeigt. Das Grundgerät ermöglicht auch die Anzeige des Mittel- oder Höchstwertes der Dosisleistung bzw. der akkumulierten Dosis seit Einschalten des Gerätes (digital). Das Gerät ist für den Einsatz bei der Feuerwehr zugelassen. Abb. 8.19c zeigt ein Ortsdosis- und Ortsdosisleistungsmessgerät mit Proportionalzählrohr, bei dem die Messwerte sowohl digital als auch analog mit automatischer Bereichsumschaltung durch Balkenanzeige dargestellt werden. Das Radiameter FH 40G ist in verschiedenen Ausführungen sowohl für HX als auch H*(10) verfügbar. Für die eichfähige Version FH 40 GL-10 wird ein Messbereich von 0,5 μSv/h bis 100 mSv/h (H*(10), Anzeigebereich ab 10 nSv/h) angegeben, wobei die Messabweichungen im Energiebereich zwischen 30 keV und 4,4 MeV bei < ± 30% liegen. Für die Richtungsabhängigkeit werden Messabweichungen von < ± 20% angegeben, sofern die Strahlung weitgehend von vorn innerhalb eines 90°-Kegels einfällt. Die Messabweichungen für den Temperaturbereich zwischen –30° und +55° betragen weniger als ± 20%. Der Anzeigebereich und die Zei tkonstante werden automatisch entsprechend der Dosisleistung eingestellt. Bei Überschreiten einer als Alarmschwelle gespeicherten Dosis oder Dosisleistung wird akustisch und optisch Alarm gegeben. Für spezielle Messaufgaben lassen sich verschiedene Außensonden über ein Kabel anschließen (Neutronensonden, Kontaminationsmesssonden). Durch Kombination des Grundgerätes FH 40G mit der Spezialsonde FH 672E ergibt sich das 148 | 149


Abb. 8.19 b

Ortsdosisleistungsmessgerät und Teleskopsonde mit eingebautem Hochdosis- und Niederdosiszählrohr (Dosisleistungsmesser 6150 AD 1, Teletector 6150 ADT, automess)

Abb. 8.19 c

Radiameter FH 40G Ortsdosisleistungsmessgerät für Photonenstrahlung mit ProportionalZählrohr (FHT 40 NBR, Sonde FHZ 672E10, Thermo Eberline ESM)


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Messsystem FHT 40 NBR (Natural Background Rejection), das speziell für das Aufspüren künstlicher Radioaktivität gedacht ist. Als Detektor wird dabei eine Kombination aus einem organischen Szintillator und einem NaI(Tl)-Kristall verwendet. Mit Hilfe eines speziellen Prozessrechners können Gammadosisleistungen im nSv/h-Bereich vom natürlichen Untergrund unterschieden werden. Für die Sonde FH 672E-10 wird ein eichfähiger Messbereich von 0,1 μSv/h bis 100 μSv/h (H*(10)) angegeben, wobei der Energiebereich zwischen 40 keV und 4,4 MeV liegt. Stationär werden Zählrohrgeräte vorwiegend zur Überwachung des Strahlungspegels an speziell nach den Arbeitsabläufen ausgewählten Orten in Räumen sowie zur kontinuierlichen Umgebungsüberwachung eingesetzt. Die so genannten Pegelwächter sind zumeist mit Alarm- und Meldeeinrichtungen verbunden, wobei ein automatisches Warnsignal ausgelöst wird, sobald der Strahlungspegel eine einstellbare Schwelle überschreitet. Mit geeigneten Wandhalterungen und Steuereinrichtungen können auch die zuvor genannten tragbaren Geräte diese Funktionen übernehmen. Abb. 8.19d zeigt ein für die Umgebungsüberwachung einsetzbares stationäres Ortsdosisleistungs-Messsystem, das aus Detektor, Steuergerät und Messelektronik besteht. Es kann mit verschiedenen Detektoren für Gamma- und Neutronenstrahlung ausgestattet werden. Das Messsystem ist als Zweikanalsystem ausgelegt, mit der Kombinationsmöglichkeit der Messergebnisse beider Kanäle. Der Dosisleistungsmessbereich für Photonen wird mit 0,05 μSv/h bis 1000 Sv/h angegeben. Der nutzbare Energiebereich beginnt bei 20 keV. Die Datenübertragung erfolgt über die üblichen Schnittstellen. Ortsdosisleistungsmessgeräte mit Ionisationskammer als Detektor erfordern wegen des sehr kleinen Ionenstroms bei den praktisch zu messenden Dosisleistungen einen erheblichen Verstärkungsaufwand durch eine geeignete Elektronik. Wegen der Proportionalität zwischen Kammerstrom und Dosisleistung werden Ionisationskammern jedoch trotzdem häufig in Dosis- und Dosisleistungsmessgeräten verwendet, wobei der einfache Kammeraufbau, der große Energiegebrauchsbereich sowie der große Dosisleistungsmessbereich vorteilhaft sind. Ionisationskammern sind insbesondere auch zum Einsatz in gepulsten Strahlungsfeldern (z.B. Beschleuniger) gut geeignet, solange die tatsächliche Dosisleistung während des Strahlungspulses und damit die Ionendichte in der Kammer so klein bleibt, dass Ionenverluste durch Rekombination vernachlässigbar sind. Für stationäre Ortsdosisleistungsmessungen eignen sich Ionisationskammern vor allem wegen ihres großen Messbereichs sowie der langen Lebensdauer und der großen Zuverlässigkeit. Sie werden deshalb bevorzugt zur Überwachung von schwer zugänglichen Bereichen, z.B. in kerntechnischen Anlagen und Beschleunigern, verwendet, wobei zumeist eine Fernübertragung an eine zentrale Überwachungsstelle erfolgt. Ein typisches Beispiel für ein tragbares Ionisationskammermessgerät ist in Abb. 8.19e wiedergegeben. 150 | 151


Abb. 8.19 d

Stationäres Messsystem zur Überwachung der Ortsdosisleistung von Gammastrahlung (LB 111, Sonde LB6500, Berthold Technologies)

Abb. 8.19 e

Dosis- und Dosisleistungsmessgerät für Photonenstrahlung mit Ionisationskammer (STEP 27091, Sensortechnik und Elektronik Pockau GmbH)


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Die Eichfähigkeit erstreckt sich über 3 lineare Dosisbereiche von 2 μSv bis 2 mSv und 6 lineare Dosisleistungsbereiche von 3μSv/h bis 2 Sv/h im Energiebereich zwischen 6 keV und 3 MeV. Messgröße ist die Photonen-Äquivalentdosis HX. Der Messwert wird sowohl digital als auch quasianalog in Balkenform auf einem LC-Display angezeigt. Die Messabweichungen liegen im Energiebereich zwischen 20 keV und 3 MeV bei ±10% und im Energiebereich zwischen 6 keV und 100 keV (ohne Wandverstärkungskappe um den Detektor herum) bei ±15%. Die Ionisationskammer ist abnehmbar. Die Länge des Verbindungskabel zwischen der Messsonde und dem Grundgerät kann bis zu 100 m betragen. Szintillationszähler finden in Dosisleistungsmessgeräten vor allem dann Anwendung, wenn besonders niedrige Ortsdosisleistungen gemessen werden sollen. Bei dem in Abb. 8.19f wiedergegebenen tragbaren Dosisleistungsmessgerät wird ein Plastikszintillator mit einer silberaktivierten Zinksulfid-Schicht (ZnS(Ag)) verwendet, bei dem der Detektor und die übrigen Komponenten in einem Bauelement zusammengefasst sind. Der Szintomat 6134 ist mit 10 linearen Messbereichen mit Skalenendwerten zwischen 1 μSv/h und 30 mSv/h ausgestattet. Das Gerät ist ab 0,1 μSv/h eichfähig und hat einen Nenngebrauchsbereich der Energie von 20 keV bis 1,3 MeV. Es sind 3 umschaltbare Zeitkonstanten vorgesehen (1s, 4s, 16s). Szintillationszähler werden auch bei ortsfesten Strahlenschutz-Messsystemen für die Umgebungsüberwachung zur Messung der Ortsdosisleistung (ODL) eingesetzt, da sie bei relativ kleinem Messvolumen ein hohes Ansprechvermögen aufweisen. Abb. 8.19g zeigt ein Messgerät für den Feld- und Laboreinsatz, mit dem sowohl die Dosisleistung als auch das Impulshöhenspektrum von Gammastrahlung gemessen werden kann. Eine spezielle Software ermöglicht die visuelle Darstellung des Impulshöhenspektrums auf dem Gerätedisplay und die Analyse der Messdaten mit automatischer Nuklididentifizierung. Als Detektor dient ein NaI(Tl)-Kristall. Der Dosisleistungsmessbereich des Gerätes wird mit 0,01 μSv/h bis 100 μSv/h angegeben. Messgröße ist die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10). Der Nenngebrauchsbereich der Energie ist 25 keV bis 2 MeV. Der Analysator arbeitet mit 512 Kanälen. Es können 30 Spektren gespeichert werden. Die Energiekalibrierung erfolgt automatisch. In der Ortsdosimetrie werden neben den direkt ablesbaren Dosimetersystemen passive Dosimeter eingesetzt, wie sie auch in der Personendosimetrie zur Anwendung kommen. In Abb. 8.19h ist ein Messsystem für Photonenstrahlung wiedergegeben, bei dem Thermolumineszenz-Detektoren in Form von LiF/CaF2-Presslingen zwischen Teflonfolie auf einer codierten Detektorkarte untergebracht sind. Die Detektorkarte ist in einer lichtdichten Kapsel verpackt und in einem Kunststoffschlauch eingeschweißt. Das Dosimeter wird u.a. zur langfristigen Umgebungsüberwachung (HX) eingesetzt, wobei das Fading durch ein spezielles Korrekturverfahren kompensiert wird. Die 152 | 153


Abb. 8.19 f

Ortsdosisleistungsmessger채t f체r Photonenstrahlung mit eingebautem Szintillationsdetektor (Szintomat 6134, automess)

Abb. 8.19 g

Gamma-Analyzer LB 125 (Berthold Technologies)


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Messbereichsgrenzen sind 0,1 mSv und 1 Sv. Der Energiebereich ist mit 70 keV bis 1,3 MeV angegeben. Neutronenstrahlung

Da Neutronen nicht direkt ionisieren können, müssen zu ihrem Nachweis Wechselwirkungen mit der Materie ausgenutzt werden, bei denen direkt ionisierende Sekundärteilchen entstehen. Die anwendbaren Messverfahren richten sich dabei entscheidend nach dem zu erfassenden Neutronenenergien [din6802-3]. Das mit den Neutronen wechselwirkende Material befindet sich dazu entweder schichtförmig an der Oberfläche oder in gleichförmiger Verteilung im Inneren der Detektoren. Langsame Neutronen (energieärmer als 0,5 eV) lassen sich mit He-3 oder 10BF3 als Füllgas sowie mit Li-6, B-10 und U-235 als Wandbeschichtung in Proportionalzählrohren erfassen. Für den Nachweis schneller Neutronen (energiereicher als 10 keV) eignen sich Zählrohre mit wasserstoffhaltigen Stoffen (Methan, Polyethylen), in denen Neutronen Wasserstoffkerne anstoßen können, die als direkt ionisierende Rückstoßprotonen weiterfliegen. Ferner wird die Spaltung von schweren Atomkernen wie Th-232, U-238 und Np-237 ausgenutzt, bei der extrem stark ionisierende Bruch-stücke entstehen, die besonders leicht von anderen Strahlungsteilchen zu unterscheiden sind, so dass Neutronen auch in intensiven Photonenfeldern gemessen werden können. Schnelle Neutronen lassen sich auch mit Geräten nachweisen, die Detektoren für langsame Neutronen enthalten, wenn diese von geeignet bemessenen Hüllen aus neutronenbremsenden Materialien (Moderatoren) umgeben sind, in denen die schnellen Neutronen auf niedrige Energien abgebremst werden. Typische Geräte zur Messung schneller Neutronen sind so genannte Long Counter, bei denen eine Paraffinhülle in Verbindung mit einem BF3-Zählrohr verwendet wird, sowie Szintillationszähler oder Thermolumineszenz-Detektoren (LiI) im Zentrum von kugel- bzw. zylinderförmigen Moderatoren. Die bei einer bestimmten Teilchenfluenz erzeugte Detektoranzeige ist von der Bauart des Messgerätes sowie von der Energie- und Richtungsverteilung der nachzuweisenden schnellen Neutronen abhängig. Aus dem angezeigten Messwert lässt sich somit die zugehörige Äquivalentdosis nur dann berechnen, wenn die Abhängigkeit der Detektoranzeige von Energie und Einfallsrichtung der Neutronen sowie das Energiespektrum des zu messenden Strahlungsfeldes bekannt sind. Da in Neutronenfeldern außer schnellen fast immer auch die durch Stöße abgebremsten intermediären und langsamen Neutronen vorkommen, wird bei Messgeräten des praktischen Strahlenschutzes durch konstruktive Maßnahmen zu erreichen versucht, dass alle Energiekomponenten des Strahlungsfeldes unter Berücksichtigung der Fluenz-Dosiskonversionsfaktoren (s. Anhang 15.23) gleichwertig berücksichtigt werden. Auf diese Weise kommt unmittelbar die Äquivalentdosis (z.B. H*(10)) der gesamten Neutronenstrahlung zur Anzeige. Bei den in der Praxis gebräuchlichen Messgeräten mit Polyethylenmoderator und Detektor für langsame Neutronen 154 | 155


Abb. 8.19 h

TLD-Dosimeter, Tr채gerkarte mit 2 LiF/CaF2-Detektoren (Materialpr체fungsamt NRW-Personendosismessstelle)


Strahlungsmessung

Strahlenschutzmessgeräte

muss allerdings mit einer merklichen Energieabhängigkeit des Ansprechvermögens (Detektoranzeige/Dosis) gerechnet werden, das im Energiebereich zwischen 20 keV und 14 MeV Unterschiede bis zu einem Faktor 10 aufweisen kann [fs82, ptb99a]. Abb. 8.20a zeigt ein tragbares Gerät zur Messung der Äquivalentdosisleistung, das aus einem 3He-Proportionalzählrohr und einem kugelförmigen Kunststoffmoderator aufgebaut ist (rem-counter). Das 3He-Proportionalzählrohr befindet sich in der Mitte einer Moderatorkugel von 25 cm Durchmesser. Das Gerät hat eine analoge und eine digitale Messwertanzeige. Der Anzeigebereich erstreckt sich von 0,03 μSv/h bis 100 mSv/h. Der nutzbare Energiebereich reicht von 0,025 eV bis 20 MeV. Die Energieabhängigkeit im Energiebereich zwischen 50 keV und 10 MeV wird mit ≤ 30% angegeben. Der Kalibrierfaktor beträgt 1,27 μSv/h pro Ips. Das Ansprechvermögen für Photonen liegt bei weniger als 40 μSv/h in einem Gammastrahlungsfeld von 10 mSv/h (Cs-137) [bur97]. Für genaue Dosis- bzw. Dosisleistungsmessungen ist stets eine Kalibrierung der Messwertanzeige für das vorliegende Energiespektrum erforderlich. Falls dieses nicht bereits aus Erfahrung bekannt ist, muss es durch gesonderte Messungen z.B. mit einem Szintillationsspektrometer oder durch Messreihen mit einem Bonner-Zähler ermittelt werden. Auf die Unterscheidung typischer Fälle von Neutronenspektren wurde bereits bei der Personendosimetrie hingewiesen (s. Kap. 8.3.2.2). Falls das Ansprechvermögen des Detektors für einen speziellen Energiebereich der Neutronen besonders stark angehoben ist, können solche Neutronen besonders gut nachgewiesen werden. Abb. 8.20b zeigt ein Messgerät, bei dem das Ansprechvermögen des Detektors dem Energiespektrum von Spaltneutronen angepasst wurde (s. Abb. 4.7). Dadurch ergibt sich eine besonders großes Nachweisvermögen für spontan spaltende Substanzen, wie Pu-Isotope, 252Cf oder 244Cm. Das LB 6414 arbeitet mit 3He-Proportionalzählrohr und Polyethylen-Moderator. Messgröße ist die Impulsrate. Das Fluenz-Ansprechvermögen wird mit 26,4 cm2 angegeben, d.h. eine Neutronen-Flussdichte von 10 cm–2 · s–1 erzeugt eine Impulsrate von 264 Ips. Die Erkennungsgrenze für „Reaktor-Plutonium“ (≈ 75% Pu-239, 20% Pu240, 5% andere Isotope) wird mit 10g bei 10 min Messzeit in 1m Abstand angegeben (95% Vertrauensniveau) [kle99]. Auch Ionisationskammern aus gewebeäquivalentem Materialien eignen sich zur Dosismessung in Neutronenfeldern, wenn das Energiespektrum bzw. der Kalibrierfaktor bekannt ist. Andernfalls kann aus der gemessenen Energiedosis durch Multiplikation mit dem größten Qualitätsfaktor eine sichere Abschätzung der Äquivalentdosis erhalten werden. Es ist zu berücksichtigen, dass die Dosisanzeige auch den Beitrag gleichzeitig vorhandener Photonenstrahlung umfasst. Bezüglich weiterer Messgeräte, insbesondere zur ausschließlichen Dosismessung von Neutronen in gemischten Strahlungsfeldern, sei auf die Fachliteratur verwiesen [icru01c, din6802–3, ptb99a] (s. auch Kap. 8.3.6.2). 156 | 157


Abb. 8.20 a

Neutronendosisleistungsmessger채t (Dosisleistungsmonitor LB 123N, Neutronensonde LB 6411, Berthold Technologies)

Abb. 8.20 b

Neutronen-Sp체rger채t (LB 6414, Berthold Technologies)


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Strahlenschutzmessgeräte

Die zuvor genannten Messgeräte werden teilweise auch stationär eingesetzt, wobei die Kalibrierung besonders einfach ist, wenn damit gerechnet werden kann, dass sich das Energiespektrum und die Zusammensetzung des Strahlungsfeldes während der Messungen nur wenig ändern. Beta- und

Im praktischen Strahlenschutz sind Ortsdosisleistungsmessgeräte außer für Photo-

Photonenstrahlung

nen und Neutronen nur für Beta- bzw. Elektronenstrahlung von Interesse. Bei vielen Photonenstrahlungsmessgeräten kann zum Nachweis von Betastrahlung ein dünnwandiges Fenster am Detektor freigegeben werden. Der dadurch verursachte Anstieg des Messwertes ist ein Maß für den Betastrahlungsbeitrag. Mit GMZählrohren wird in diesem Falle lediglich ein Richtwert für die Flussdichte bzw. Fluenz erhalten. Es sind bislang nur wenige Messgeräte verfügbar, die zur Bestimmung der Ortsdosis und der Ortsdosisleistung von Betastrahlung geeignet sind [fs75, fs82, ptb92, ptb98a/b, ptb00b]. Abb. 8.21 zeigt ein Messsystem mit Ionisationskammer für Betastrahlung (und Photonenstrahlung), mit dem die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) und die Richtungs-Äquivalentdosis H’(0,07) getrennt erfasst werden können. Der Energiebereich des STEP BD-01 wird mit 80 keV–3 MeV (Betastrahlung) und 5 keV–3 MeV (Photonen) angegeben. Der Messbereich des Gerätes erstreckt sich von 20 μSv/h bis 200 mSv/h, bei automatischer Messbereichsumschaltung. Das Eintrittsfenster (Al-bedampfte PETP-Folie, 7 mg·cm–2) kann durch eine schwenkbare Blende verschlossen werden.

158 | 159


Abb. 8.21

Abb. 8.21: Ortsdosisleistungsmessger채t mit Ionisationskammer f체r Betastrahlung (STEP BD-01, Sensortechnik und Elektronik Pockau GmbH)


Anhang

362

Anwendungsbeispiele

402

Tabellen und Diagramme

514

Fachverzeichnisse

568

Sachwortverzeichnis

612

Impressum


Anhang

Anwendungsbeispiele

3.1

Wie groß sind die relativen Geschwindigkeiten von Elektronen und Protonen der Bewegungsenergie 2 MeV bezogen auf die Lichtgeschwindigkeit?

Lösung

Nach Umformung von Formel (3.2b) gilt mit der Ruheenergie me · c2 = 0,511 MeV für Elektronen (Tab. 3.1):

2

2 v 0,511 m · c2 –c = 1 – ––––––––– = 1 – –––– = 0,979 2 2,511 E+m·c

Die Geschwindigkeit von 2 MeV-Elektronen beträgt 97,9% der Lichtgeschwindigkeit. Mit der Ruheenergie mp · c2 = 938,272 MeV für Protonen (Tab. 3.1) folgt: 938,3 2 v –c = 1 – ––––– = 0,979 940,3 Die Geschwindigkeit von 2 MeV-Protonen beträgt 6,52% der Lichtgeschwindigkeit. 3.2 Lösung

Wie groß ist die Energie Ek eines Photons mit der Wellenlänge = 6,2 pm? Nach Formel (3.3) bzw. (3.4b) gilt 6 1,24 · 10¯6 1,24 · 10¯ Ek = ––––––––– = –––––––12 eV = 0,2 · 106 eV 6,2 · 10¯ Ek = 200 keV

3.3

Welches ist die kürzeste Wellenlänge von Röntgenstrahlung, die bei einer

Lösung

Beschleunigungsspannung von 300 kV erzeugt wird? h·c = ––––– Da nach Formel (3.3) gilt, ist die kürzeste Wellenlänge bei der größten Ek Photonenenergie gegeben. Deren Zahlenwert in keV ist gleich der Beschleunigungsspannung in kV. Damit folgt für die kürzeste Wellenlänge nach Formel (3.4b) 1,24 · 10¯6 1,24 · 10¯6 11 = –––––––– = –––––––– m = 0,413 · 10¯ m Ek 3 · 10 5 = 4,13 pm

4.1

Welches sind die aufgrund radioaktiver Kernprozesse entstehenden Folgenuklide 7

11

28

238

von Be, C, Mg und

Lösung

U?

7

Be ist nach der Nuklidkarte als Radionuklid mit Elektroneneinfang ausgewiesen. Mit

Z(Be) = 4 folgt aus den Umwandlungsregeln nach Kap. 4.1.2 für die Massen- bzw. 7

7

Ordnungszahl des Folgenuklids: A = 7 bzw. Z = 3 (Li), d. h. Be –> Li.

11

+

C ist nach der Nuklidkarte als Radionuklid mit ß -Zerfall ausgewiesen. Mit Z(C) = 6

folgt aus den Umwandlungsregeln für die Massen- bzw. Ordnungszahl des 11

11

Folgenuklids: A = 11 bzw. Z = 5 (B), d.h. C –> B.

28

Mg ist nach der Nuklidkarte als Radionuklid mit ߯-Zerfall ausgewiesen. Mit

Z(Mg) = 12 folgt aus den Umwandlungsregeln für die Massen- bzw. Ordnungszahl des Folgenuklids: A = 28 bzw. Z = 13 (Al), d.h.28 Mg –>28Al. Da 28Al ߯-Zerfall aufweist, gilt für Massen bzw. Ordnungszahl des Folgenuklids: A = 28 bzw. Z = 14 (Si), d. h.

28Al –>28Si.

238

Die Folgenuklide von

U lassen sich anhand der Umwandlungsregeln wie in Abb. 4.6

dargestellt ermitteln. 362 | 363


Ein radioaktives Präparat hat eine Aktivität von 80 MBq. Welchem Wert in Ci entspricht diese Aktivität?

3

Nach Kap. 4.1.1. gilt:

1 Ci = 37 GBq = 37 · 10 MBq

1 80 MBq = 80 · –––––––– Ci 37 · 103

4.2 Lösung

3

80 MBq = 2,162 · 10¯ Ci = 2,162 mCi 60

Ein Co-Präparat hat beim Kauf eine Aktivität von 100 GBq. Welche Aktivität ist nach

4.3

10 Jahren noch ungefähr vorhanden? 60

Da die Halbwertzeit von Co (s. Anhang 15.5) T = 5,271 a beträgt, sind etwa: 10 n = ––––– 5,271 ≈ 2 Halbwertzeiten verstrichen. Nach Anhang 15.6 ist die Aktivität auf des Anfangswertes abgefallen und beträgt somit: 1 100 Gbq A = A0· –– 4 = –––– 4 Wie groß ist die Aktivität eines

192

Lösung

A = 25 Gbq

Ir-Präparates nach Ablauf von 120 Tagen, wenn

4.4

anfangs 40 GBq vorhanden waren? Da die Halbwertzeit (s. Anhang 15.5) T = 73,824 d beträgt, gilt gemäß Formel (4.1) t –T

A = A0· 2¯ = 40 · 2¯ t –T

120 ––––– 73,824

Lösung

Gbq = 40 · 0,324 Gbq

A = 13 Gbq

Der Abklingfaktor 2¯ kann auch unmittelbar für etwa 0,33 abgelesen werden.

t 120 –T = ––––– 73,824

aus Anhang 15.7 zu

Die ß-Aktivität einer radioaktiven Materialprobe klingt innerhalb von 20 Tagen von

4.5

8,5 GBq auf 1,52 GBq ab. Wie groß ist die Halbwertzeit und um welches Nuklid könnte es sich handeln?

1,52 Da die Aktivität im angegebenen Zeitraum auf den Bruchteil ––– = 0,179 abgefallen 8,5 ist, kann aus Anhang 15.7 das zugehörige Verhältnis –Tt = 2.5 abgelesen werden. Damit folgt für die Halbwertzeit:

Lösung

t 20d T = –––– = ––––– = 8,0 d 2,5 2,5

Aus Anhang 15.5 ersieht man, dass das Nuklid Wie groß ist die Aktivität in einem

131

I etwa die gleiche Halbwertzeit hat.

90

Sr-Präparat nach Ablauf von 30 Tagen, wenn

4.6

eine Anfangsaktivität von 1 GBq gegeben ist?

Da die Halbwertzeit von 90Sr (s. Anhang 15.5) T = 28,81 a beträgt, ist die Aktivität nach 30 Tagen praktisch konstant geblieben. Das nachgebildete

90

Y mit T = 64,1 h ist nach

dieser Zeit im radioaktiven Gleichgewicht mit der Muttersubstanz. Nach Kap. 4.1.5 gilt für das stationäre Gleichgewicht: A

(90Y )

=A

(90Sr )

= 1 GBq

Die Gesamtaktivität in dem Präparat beträgt somit: A = 2 GBq

Lösung


Anhang

Anwendungsbeispiele

4.7

38

Wie groß ist die Aktivität in einem S-Präparat nach Ablauf von 7 Stunden, das eine Anfangsaktivität von 30 GBq hat?

Lösung

Da die Halbwertzeit von 38 S nach der Nuklidkarte T = 2,83 h beträgt, gilt gemäß Formel (4.1)

Das radioaktive Folgenuklid etwa

7 –––

t

A = A0· 2¯ –T = 30 · 2¯ 2,38 GBq = 30 · 0,180 GBq = 5,4 GBq 38

Cl (T=37,18 min) befindet sich gemäß Formel (4.3) nach

8 · TM · TT 8 · 2,83 · 0,62 t = ––––––––– = ––––––––––– h = 6,35 h TM – T T 2,83 – 0,62 38

Cl gilt dann gemäß Formel

im radioaktiven Gleichgewicht. Für die Aktivität des (4.2)

A

(38Cl )

=A

2,83 TM · 2¯ t/TM ––––– = 5,4 GBq · ––––––––– = 6,91 GBq TM – TT 2,83 – 0,62

(38S ),0

Die Gesamtaktivität in dem Präparat beträgt somit: A = 5,4 GBq + 6,91 GBq = 12,32 GBq 4.8 Lösung

Wie groß ist die Aktivität in einer Materialprobe mit 49Ca, in der 2 Stunden zuvor eine Anfangsaktivität von 2,4 MBq vorgelegen hat? Da die Halbwertzeit von Formel (4.1)

49

Ca nach der Nuklidkarte T = 8,72 min beträgt, gilt gemäß 120

t

5

A = A0· 2¯ –T = 2,4 · 2¯––– 8,72 MBq = 2,4 · 7,20 · 10¯ MBq = 173 Bq

Die Aktivität des entstehenden radioaktiven Folgenuklid 49Sc (T = 57,2 min) fällt nach etwa 8 · 8,72 min = 70 min gemäß Formel (4.4) ab: A A

(49Sc) (49Sc)

=A

8,72 TM 120/57,2 · ––––– · 2¯t/TT = 2,4 MBq · ––––––––– · 2¯ 57,2 – 8,72

(49Ca),0 TM – TT

= 0,432 · 0,234 MBq = 101 kBq

Die Materialprobe enthält im Wesentlichen 101 kBq 4.9 Lösung

49

Sc.

Wie groß ist die Aktivität von 10 mg 137Cs? Unter Berücksichtigung der Halbwertzeit T = 30,13 a nach Anhang 15.5 und der relativen Atommasse Ar ≈ 137 ergibt sich gemäß Formel (4.5b) 3

10 M 10 · 10¯ A = 1.32 · 1016· –––––– = 1.32 · 1016 · ––––––––– Bq = 3,2 · 10 Bq T · Ar 30,13 · 137

A = 32 GBq

364 | 365


Welche Masse des radioaktiven Nuklids 60Co hat die Aktivität von 0,5 GBq?

4.10

Unter Berücksichtigung der Halbwertzeit T = 5,2712 a nach Anhang 15.5 und der

Lösung

relativen Atommasse A r ≈ 60 ergibt sich gemäß Formel (4.5a) 17

M = 7,57 · 10¯ · Ar · T · A 17

M = 7,57 · 10¯ · 60 · 5,2712 · 0,5 · 109g 5

M = 1,2 · 10¯ g = 12 μg Ein Co-60-Präparat muss demnach 12 μg Co-60 enthalten, damit es eine Aktivität von 0,5 GBq hat.


Anhang

Tabellen und Diagramme

Griechische Buchstaben ß

Elektronvolt

Beta

g

Gramm

Gamma

Gy

Gray

Delta

h

Stunde

O

Theta

Ipm

Impulse pro Minute

Epsilon

Ips

Impulse pro Sekunde

Lambda

J

Joule

µ

My

l

Liter

v

Ny

m

Meter

Xi

min

Minute

π

Pi

Pa

Pascal

p

Rho

rad

rad

Sigma

R

Röntgen

Tau

rem

rem

Phi

s

SEkunde

Chi

sr

Steradiant

Psi

Sv

Sievert

Omega

V

Volt

W

Watt

WL

Working Level

WLM

Working Level Month

Abkürzungen

eV

x

Mathematische Symbole

Alpha

<

kleiner oder gleich

>

größer oder gleich

angenähert ähnlich

=

entspricht

<

kleiner als

>

größer als

unendlich

«

sehr viel kleiner als

»

sehr viel größer als

a

Jahr

Bq

Bequerel

°C

Grad Celsius

Ci

Curie

cpm counts per minute cps

couns per second

d

Tag

dpm decays per minute dps

decays per second 402 | 403


AMAD: activity median aerodynamic diameter (Aktivitäts-Medianwert des aerodynamischen Durchmessers): Durchmesser der Kugel der Dichte 1g/cm3, die mit derselben Endgeschwindigkeit in Luft nach unten sinkt, wie das Aerosolteilchen, dessen Aktivität dem Medianwert aller Aerosolteilchen entspricht. Medianwert m einer Stichprobe von n Messwerten: N1 < N2 < N3 < N4 < ....... < Nn m = N (n+1)/2 falls n ungerade ist

Nn/2 + Nn/2 + 1 m = ––––––––––– falls n gerade ist 2

Mittelwert N einer Stichprobe von n Messwerten: N1 , N2, N3 , N4, ….. + Nn 1 N =n –1 · ( N1 , N2 , N3 , N4 , ….. + Nn ) = –n

n i=1

Ni

Begriffe


Anhang

Tabellen und Diagramme

Symbol

Name

Z

¯A r

Dichteª in g/cm3

Ac

Actinium

89

10,07

Ag

Silber

47

107,8682

10,49

Al

Aluminium

13

26,98154

2,981538

Am

Americium

95

13,67

Ar

Argon

18

39,948

1,784 · 10¯ gf

As

Arsen

33

74,92160

5,727

At

Astatin*

85

AU

Gold

79

196,96655

19,3

B

Bor

5

10,811

2,46 kr

Ba

Barium

56

137,327

3,51

Be

Beryllium

4

9,01218

1,848

Bi

Wismut*

83

208,98038

9,780

Bk

Berkelium

97

14,78

Br

Brom

35

79,904

3,12 fl

C

Kohlenstoff*

6

12,0107

1,9 – 2,3 gr

Ca

Calcium

20

40,078

1,55

Cd

Cadmium

48

112,416

8,65

Ce

Cer

58

104,116

6,689

Cf

Californium

96

15,1

Cl

Chlor

17

35,453

3,214 · 10¯ gf

Cm

Curium

96

13,51

Co

Kobalt

27

58,9332

8,9

Cr

Chrom

24

51,9961

7,14

Cs

Caesium

55

132,90545

1,879

Cu

Kupfer

29

63,546

8,92

Dy

Dysprosium

66

162,500

8,551

Er

Erbium

68

167,259

9,066

Es

Einsteinium

99

Eu

Europium

63

151,964

5,244

F

Fluor

9

18,99840

Fe

Eisen

26

55,845

7,874

Fm

Fermium

100

Fr

Francium*

87

Ga

Gallium

31

69,723

5,904

15.1 a. Kenndaten der

Gd

Gadolinium

64

157,25

7,901

Elemente

Ge

Germanium

32

7,64

5,323 b

H

Wasserstoff*

1

1,00794

80,988 · 10¯ gf

(* s. Anh. 15.1 d)

3

3

3

1,696 · 10¯ gf

5

404 | 405


Symbol

Name

Z

¯A r

Dichteª in g/cm3

He

Helium

2

4,00260

1,785 · 10¯ gf

Hf

Hafnium

72

178,49

13,31

Hg

Quecksilber

80

200,59

13,55 fl

Ho

Holmium

67

164,93032

8,795

I

Iod

53

126,90447

4,94

In

Indium

49

114,818

7,31

Ir

Iridium

77

192,217

22,65

K

Kalium*

19

39,0983

0,856

Kr

Krypton

36

83,798

3,733 · 10¯ gf

La

Lanthan*

57

138,9055

6,146

Li

Lithium

3

6,941

0,535

Lu

Lutetium*

71

174,967

90,841

Mg

Magnesium

12

24,3050

1,738

Mn

Mangan

25

54,938049

7,21 – 7,47

Mo

Molybdän

42

95,94

10,28

N

Stickstoff

7

14,0067

1,251 · 10¯ gf

Na

Natrium

11

22,90638

0,968

Nb

Niob

41

92,90638

8,57

Nd

Neody

60

144,24

7,007

Ne

Neon

10

20,1797

8,999 · 10¯ gf

Ni

Nickel

28

58,6934

80,908

Np

Neptunium

93

20,45

O

Sauerstoff

8

15,9994

1,429 · 10¯ gf

4

b

3

b

3

b 4

15.1 b. Kenndaten der 3

Elemente (* s. Anh. 15.1 d)


Anhang

Fachverzeichnisse

Quellenangaben oder

aaaa (Kleinbuchstaben)

Hinweise im Text sind wie folgt zu interpretieren

Kurzbezeichnung für Online-NukleardatenService – z.B. amdc

AAAA (Großbuchstaben) eva55 (3 Buchstaben+2 Ziffern) StrlSchV01

Computer-Programm-Name – z.B. ANISN Literaturzitat mit Veröffentlichungsdatum Rechtsvorschrift (offizielle Abkürzung – soweit vorhanden – mit Veröffentlichungsdatum)

bg01

Berufsgenossenschaftliche Veröffentlichung mit Veröffentlichungsdatum

ans, bs, din, en, iec, iso, kta

Regeln der Technik mit Nummernangabe – z.B. din25425

bma, bmi, bmu, EGEM, RSE

Verwaltungsvorschriften, EG-Empfehlungen, Richtlinien mit Veröffentlichungsdatum – z.B. bmu03

beir, bfs, fs, iaea, icrp, icru, ncrp, nea, ptb, ssk, unscear

Produkte 16.1 Bezugsquellen für Literatur, Formblätter und Dienstleistungen

Informationsdienst Publikationen

Literatur, Formblättern

Anbieter | Adresse American Nuclear Society (ANS) 555 North Kensington Avenue Internet: www.ans.org/

zeigt eine Auswahl von zum Bezug von

– mit Veröffentlichungsdatum – z.B. ssk01

La Grange Park, Illinois 60526, USA

Die folgende Tabelle Anbietern und Adressen

Wissenschaftliche Berichte und Empfehlungen

Publikationen Informationen

Bayerisches Staatsministerium für Umwelt, Gesundheit und Verbraucherschutz Rosenkavalierplatz 2, 81925München

und Dienstleistungen.

Internet: www.umweltministerium.bayern.de Berichte, siehe National Academies Press

National Council Committee on the Biological Effects of Ionizing Radiation (BEIR) Washington Internet: www.nap.edu

Berichte, Broschüren, Merkblätter, Leitfäden, Vorschriften, Richtlinien, Prüflisten, Hilfsmittel, Plakate, Videofilme

Berufsgenossenschaft der Feinmechanik und Elektrotechnik Gustav-Heinemann-Ufer 130 50968Köln Internet: www.bgfe.de 514 | 515


DIN-VDE-Normen

Beuth Verlag GmbH

EN-Normen

Burggrafenstrasse 6

HD-Dokumente IEC-Normen

10787 Berlin Internet: www.beuth.de

IEEE-Dokumente ISO-Normen VDI-Richtlinien ASTM-Standards Handbücher Kataloge Datenbanken Dienstleistungen Systemanalyse Software

BPS Engineering GmbH Reinsdorferstr. 29 08066 Zwickau Internet: www.bps-zwickau.de

Informationsdienst

Bundesamt für Strahlenschutz (BfS)

Schriften

Postfach 100149

Publikationen

38201 Salzgitter

Download-Service

Internet: www.bfs.de

Dokumentationen

Bundesanstalt für Arbeitsschutz und

Statistik (Unfälle, Berufskrankheiten)

Arbeitsmedizin Friedrich-Henkel-Weg 1–25 44149 Dortmund Internet: www.baua.de

Bundesanzeiger Bundesgesetzblatt Parlamentarische Drucksachen Amtsblätter der EU

Bundesanzeiger Verlagsgesellschaft mbH Amsterdamer Str. 192 50735 Köln Internet: www.bundesanzeiger.de

Fachverlag Datenservice Behördliche Informationen Service-Angebote der Verwaltung Behördensuche

Bundesministerium des Inneren Alt-Moabit 101D 10559 Berlin Internet: www.bmi.bund.de www.bund.de


Anhang

Fachverzeichnisse

Information Download-Service

Bundesministerium der Justiz Mohrenstr. 37 10117 Berlin Internet: www.bmj.de

Informationsmaterial Download-Service

Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) Alexanderstraße 3 10178 Berlin Internet: www.bmu.de

Informationen zu Gefahrgutrecht und -vorschriften (GGVSE, RSE, GGAV, u.a.) Download-Service

Bundesministerium für Verkehr, Bau- und Stadtentwicklung (BMVBS) Dienstgebäude Invalidenstraße 44 10115 Berlin Dienstgebäude Robert-Schuman-Platz 1 53175 Bonn Internet: www.bmvbs.de

Info-Service Rechtsvorschriften Deutscher Bundestag http://dip.bundestag.de/ parfors/parfors.htm

Bundesministerium für Wirtschaft und Technologie Scharnhorststr. 34, 11019 Berlin Villemombler Str. 76 , 53123 Bonn Internet: http://bmwi.de

Dokumente des Bundestages Eichung von Strahlenschutzmessgeräten

Deutsches Institut für Normung (DIN) | Siehe Beuth-Verlag GmbH Eichamt Nürnberg Elbinger Str. 21 90491 Nürnberg Internet: www.lmg-bayern.de/Organisation/ Eichaemter/

ICRP-Berichte Konferenz-Proceedings Newsletter Bestellservice

Elsevier Science Customer Service Department P.O. Box 211 1000 AE Amsterdam, The Netherlands Internet:www.elsevier.com www.elsevierhealth.com/journals/icrp 516 | 517


Informations- und Lieferservice für wissenschaftliche und technische Literatur

FIZ Karlsruhe | Gesellschaft für wissenschaftlichtechnische Information mbH Hermann-von-Helmholtz-Platz 1 76344 Eggenstein-Leopoldshafen Internet: www.fiz-karlsruhe.de

Informationsservice Publikationen Zeitschrift „StrahlenschutzPraxis“ Download-Service

Fachverband für Strahlenschutz Deutsch-Schweizerischer Fachverband für Strahlenschutz e. V. Postfach 66 02 20 10267 Berlin Internet: www.fs-ev.de/

Veröffentlichungen des HVBG

Alfons W. Gentner Verlag GmbH & Co. KG Forststraße 131 70193 Stuttgart Internet: http://www.gentnerverlag.de

Begutachtung Analysen Publikationen

Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit Schwertnergasse 1 50667Köln Internet: www.grs.de

Vorschriften für den betrieblichen Arbeitsschutz und Umweltschutz Software für den Strahlenschutz

GoInForm Falkenstr. 3 70736 Fellbach Internet: www.goinform.de Ingenieurbüro Graffunder Friedrichstr. 28 D-76297 Stutensee Internet: www.nuklide.de

Informationsdienste

Hauptverband der gewerblichen

Online-Recherche: Schriften,

Berufsgenossenschaften (HVBG)

Ermächtigte Ärzte für Atem-

Alte Heerstraße 111

schutz Verzeichnisse, Datenbanken Fachveröffentlichungen BGZ-Berichte

53757 Sankt Augustin Internet: www.hvbg.de


Anhang

Sachwortverzeichnis

A

Abdeckfolie

312

Abfall, radioaktiver

333, 335f.

› Ablieferung an Sammelstelle

277, 335f., 353

› Behältnisse

336

› kernbrennstoffhaltiger

336

› Sammeln

336

Abgabe › an die Umwelt

164, 169, 197, 239, 242, 251, 318, 332f., 337, 340,

› an Personen

352

Abgrenzen

348, 357

› Kontrollbereich

274, 290f., 298, 300, 307, 348, 357

› Sperrbereich

274

Abklingbehälter

333

Abklingzeit

52, 114f., 188

Ablagerung (von radioaktiven

76, 79, 100f., 176, 234, 250, 254, 256f.

Stoffen) Ablagerungsorgan

235

Ableitung (von radioaktiven

169, 239, 277, 332, 350

Stoffen) Abluftanlage, Abluftsystem

318

Abluftfilter

327, 337

Abluftleistung

311

Abluftspeicherung

240

Abluftsystem, Lüftungssystem

326

Abluftüberwachung

319, 340

Abnahmeprüfung

308

Abschirmkammer

164f.

Abschirmschild, Abschirmwand

207, 219, 221, 224ff.

Abschirmung

37, 55, 138, 207, 216, 218ff., 223ff., 230, 240, 274, 288, 295, 297, 299, 304, 306, 327

› 2 Schichten

224f.

› Alphastrahlung

219

› Betastrahlung

219

› Bremsstrahlung

225

› Deuteronen

219

› Elektronen

219

› Gammastrahlung

220

› gestreute Strahlung

228

› Heliumkerne

219

› monoenergetische Photonen

220 568 | 569


› Neutronen

226

› Protonen

219

› Röntgenstrahlung

225

› Tritonen

219

Abschirmwand

207, 219, 221, 224ff.

Absorption

41, 49f., 53, 115, 134, 136f., 193, 214, 216, 218, 311, 335

› Neutronen

49

› Photonen

47

Absorptionsklassen, Lungen-

236f., 243, 246

Abstandsgesetz

44, 208f., 212f., 215, 218, 230

› Alphastrahlung

212

› Betastrahlung

212

› Bremsstrahlung

215

› Gammastrahlung

213

› Neutronen

216

› Photonen

213

› quadratisches

208f.

› Röntgenstrahlung

215

Abwasseranlage

318

Abwasserüberwachung

337, 340

Abzug, Radionuklidabzug

322

ADC, Analog Digital Um-

179, 180f.

wandler ADR

280ff.

Adsorption

170

Aerosol

169f., 326

› Aerosolverteilung

234

› Messung

234

Aktivierung

103, 164, 264, 310ff., 316, 329, 337, 353

Aktivierungsprodukt

310

Aktivierungsquerschnitt

126

Aktivierungssonde

126, 190

Aktivität

4, 11, 16, 19, 23, 51, 176, 240, 311

› Ausscheidung

233f., 237f., 248

› flächenbezogene

23, 282

› inhalierte

253

› spezifische

23, 100f., 195, 245, 247, 263, 329, 335

› volumenbezogene, Aktivitäts-

23

konzentration › zugeführte 245ff.

245ff.


Anhang

Sachwortverzeichnis

Aktivitätsfreisetzung (in die

250

Umgebung) Aktivitätsklasse

319f.

Aktivitätskonzentration

23, 62, 75, 91, 164, 167, 169, 174f., 195, 215, 239ff., 45ff., 251ff., 255, 275, 311, 332f.

› in Luft

169

› Messung

170

Aktivitätsmessgerät › Festsubstanzen

164, 167, 176

› Flüssigkeiten

167

› inkorporierte radioaktive

172

Stoffe › Luft

170

Aktivitätsmessplatz,Aktivitäts

165f., 196, 331

messgerät Aktivitätsmessung

175

Aktivitätszufuhr

70, 243, 245ff.

› über Ingestion

88, 95, 233, 239, 244, 246ff., 250f., 325

› über Inhalation

75, 86, 88, 91, 95, 97ff., 101, 233f., 236, 239, 243, 246, 248, 250, 319

Aktivkohle

172, 336

Akzeptor

118

Alarmschwelle, Warnschwelle

147, 330

Albedodosimeter

137f.

Albedoneutronen

139

Alphaemission

15, 17

Alphaenergie-Exposition, pot.

75f., 243f., 246

Alphaenergie-Konzentration,

76, 142, 171

potenzielle Alphastrahler

172, 187, 282

Alphastrahlung

11

› Abschirmung

219

› Abstandsgesetz

212

Alphateilchen, Alphastrahlung

7, 12, 15, 31, 44, 46, 48, 71, 75, 113, 120, 186, 212, 219

Alphazerfall

12

Alveolarbereich

235f.

AMAD

234ff., 243, 247f., 404

Analoganzeige

156

Analog Digital Umwandler

176, 179

anisotrop, nicht isotrop

209f., 214, 217 570 | 571


Anlage › fremde

263, 265, 278, 287, 347, 353, 356

› kerntechnische

95, 336

› zur Erzeugung ionisierender

17, 27, 30, 33, 138, 148, 211, 261, 263, 266, 309, 312f.

Strahlung Anlagerung (von Neutronen)

50, 218, 227

Anode

25

Anregung

42, 44, 46f., 49f., 55, 59, 77f., 118

› Anregungsenergie

12f., 16

› Anregungszustand

3

Anreicherung

100f., 169, 174

Anreicherungsgrad, kritischer

53

Ansprechfunktion

189f.

Ansprechvermögen

65, 67, 107, 114ff., 119ff., 124, 128, 139, 150, 152f., 156, 157ff., 168f., 183, 190f., 194ff., 245, 285, 306, 317, 335

› absolutes

194

› intrinsisches

194

› relatives

120

Ansprechzeit (eines Messgeräts)

169

Anstiegszeit (Impuls)

187

Antikathode

25f.

Antikoinzidenz

166, 173

Antineutrino

15

Antwortfunktion

189

Anzahldichte

43

Anzeige › eines Messgerätes

147, 152, 330

› akustische

132, 139

› analoge

111, 144f., 152, 156, 159f., 202, 205, 254, 292

› Balkendiagramm-

164

› digitale

179

Anzeige von Arbeiten

262, 265

Äquivalentdosis

62

› effektive

249f.

› Folge

62, 70, 238, 239, 242ff., 246, 270, 3, 22

› Photonen-

61, 69f., 139, 149, 225

› Richtungs-

64f., 67f., 70, 155, 213

› Umgebungs-

64ff., 68, 70, 74, 150, 155, 210f., 214, 216f., 223, 224

Äquivalentdosisleistung

62

› Berechnung

275


Hans-Gerrit Vogt Heinrich Schulz

Dieses Buch vermittelt Grundkenntnisse auf dem Gebiet des Strahlenschutzes. Schwerpunkte sind neben den physikalischen Grundlagen vor allem die Strahlungsmessung und die möglichen Schutzmaßnahmen beim Umgang mit radioaktiven Stoffen und beim Betrieb von Röntgeneinrichtungen und Beschleunigern. Ein Buch für alle Techniker, Ingenieure, Naturwissenschaftler, Strahlenschutzbeauftragte, Studenten der Fachrichtungen Umwelt- und Strahlenschutz, Gesundheits- und Arbeitsschutz. Der Text wird durch umfangreiche Fachverzeichnisse ergänzt, die dem Leser weiterführende Informationsquellen zur Vertiefung der Fachkenntnisse erschließen.

Grundzüge des praktischen Strahlenschutzes Hans-Gerrit Vogt Heinrich Schulz

Hans-Gerrit Vogt Heinrich Schulz

Grundzüge des praktischen Strahlenschutzes

Grundzüge des praktischen Strahlenschutzes

234

Die 4. Auflage wurde dem Stand der Technik angepasst und rechtliche Aspekte wurden aktualisiert.

230 226 1600 a

218 210 138,4 d

206

Pb

4,2 min

Po

5,01 d

214 164 µs

Bi

22,3 a

TI

8,15 min

Hg

Pb

1,3 min

35 ms

1,5 s

Po

19,9 min

TI

Rn

Bi

26,8 min

222 3,82 d

At

3,10 min

75,4 ka

246 ka

Th

U

1,17 Pa min 24,1 d

238 4,47 Ga

U

Th

Ra

Rn

Po

Pb HANSER 4. aktualisierte Ausgabe

Wissenschaftsbuch  

Ein Semesterprojekt an der FH Münster, Neugestaltung eines Physik-Buches.